核电厂系统与部件的核安全分级课件.ppt

1、2022-8-4核电厂系统和部件的核安全分级1核电厂系统与部件的核安全分级核电厂系统与部件的核安全分级 2022-8-4核电厂系统和部件的核安全分级2第第1节节 总论总论 1.1 目的目的 压水堆核电站设计中采用了纵深防御压水堆核电站设计中采用了纵深防御的原则。从安全角度讲，对一个核电站应考的原则。从安全角度讲，对一个核电站应考虑以下两个主要问题：虑以下两个主要问题：(1)它构成了一个辐射源；它构成了一个辐射源；(2)它通常产生是可控的放射性释放；它通常产生是可控的放射性释放；在特殊情况下，如在偶发事件或事故下，会在特殊情况下，如在偶发事件或事故下，会造成不可控释放。造成不可控释放。2022-

2、8-4核电厂系统和部件的核安全分级3 从这个观点出发，核电站的安全根据从这个观点出发，核电站的安全根据纵深防御原则应包括如下三个层次，即：纵深防御原则应包括如下三个层次，即：第一层，电站的设计与建造质量要保第一层，电站的设计与建造质量要保证在正常运行和正常瞬态运行工况下电站证在正常运行和正常瞬态运行工况下电站不发生破坏。不发生破坏。第二层，安全系统的设计要尽可能减第二层，安全系统的设计要尽可能减少非正常瞬态工况或设备故障的影响。少非正常瞬态工况或设备故障的影响。第三层，工程安全设施的设计要尽可第三层，工程安全设施的设计要尽可能减少能导致放射性产物泄漏的假想事故能减少能导致放射性产物泄漏的假想事

3、故的影响。的影响。第第1节节 总论总论 1.1 目的目的2022-8-4核电厂系统和部件的核安全分级4 前两个层次是事故的预防，后一层次前两个层次是事故的预防，后一层次是事故的防护。是事故的防护。核电站的安全实际上是通过组成其系核电站的安全实际上是通过组成其系统、设备和部件的安全性来实现的。统、设备和部件的安全性来实现的。从安全上来看，组成核电站的各个系从安全上来看，组成核电站的各个系统、设备和部件对安全的重要程度是不完全统、设备和部件对安全的重要程度是不完全相同的。为此，必需根据它们所执行的安全相同的。为此，必需根据它们所执行的安全功能，对这些系统、设备和部件进行分级，功能，对这些系统、设备

4、和部件进行分级，并对不同等级的设备和部件规定出在设计、并对不同等级的设备和部件规定出在设计、制造、材料检验等方面的不同要求。制造、材料检验等方面的不同要求。第第1节节 总论总论 1.1 目的目的2022-8-4核电厂系统和部件的核安全分级5 核电厂设计安全规定核电厂设计安全规定在设计总准则在设计总准则一章中针对核电厂的设计提出了一章中针对核电厂的设计提出了“必须明必须明确规定构筑物、系统和部件的全部安全功确规定构筑物、系统和部件的全部安全功能。构筑物、系统和部件必须按其安全的能。构筑物、系统和部件必须按其安全的重要性进行分级。重要性进行分级。”为了便于履行这一要为了便于履行这一要求，安全导则求

5、，安全导则用于沸水堆、压水堆和压用于沸水堆、压水堆和压力管式反应堆的安全功能和部件分级力管式反应堆的安全功能和部件分级对对核电厂安全功能和部件的安全等级划分提核电厂安全功能和部件的安全等级划分提出了具体指导。出了具体指导。第第1节节 总论总论 1.2 范围范围2022-8-4核电厂系统和部件的核安全分级6 该导则推荐了安全功能和物项分级的方该导则推荐了安全功能和物项分级的方法，即把基本安全功能按其重要性，详细分法，即把基本安全功能按其重要性，详细分解为多种安全功能条目解为多种安全功能条目(如如k、d、c、等共、等共20个条目个条目)，然后再把这些条目组合成若干个，然后再把这些条目组合成若干个等

6、级。该导则在其附件等级。该导则在其附件A中把流体包容部件中把流体包容部件分成了安全分成了安全1、2、3、4四个等级，若再加上四个等级，若再加上四级以外的物项，则共有五个等级。但一般四级以外的物项，则共有五个等级。但一般世界各国世界各国(如法、美如法、美)是把流体包容部件是把流体包容部件(或称或称核承压设备核承压设备)分为分为3个安全等级个安全等级(即安全即安全1级、级、安全安全2级、安全级、安全3级级)和非安全级和非安全级(常规设备常规设备)。第第1节节 总论总论 1.2 范围范围2022-8-4核电厂系统和部件的核安全分级7 建立或制定设备分级的目的是为了对建立或制定设备分级的目的是为了对那

7、些核电站安全起作用的系统和设备的可那些核电站安全起作用的系统和设备的可靠性和可利用率提供足够的保证。靠性和可利用率提供足够的保证。设备的等级是根据设备所履行的安全设备的等级是根据设备所履行的安全功能决定的，合适的设备等级应保证：设功能决定的，合适的设备等级应保证：设备的质量与设备在安全中所起的作用相适备的质量与设备在安全中所起的作用相适应。应。第第1节节 总论总论 1.3 设备分级的概念和方法设备分级的概念和方法 2022-8-4核电厂系统和部件的核安全分级8 核电站的安全主要取决于那些保证执核电站的安全主要取决于那些保证执行下列安全功能的设备的可靠性。这些安全行下列安全功能的设备的可靠性。这

8、些安全功能是：功能是：(1)反应堆紧急停堆和维持反应堆在安反应堆紧急停堆和维持反应堆在安全停堆状态；全停堆状态；(2)堆芯和安全壳厂房的冷却堆芯和安全壳厂房的冷却(包括中包括中期和长期冷却期和长期冷却)；放射性物质的封存和限制向环境的排放射性物质的封存和限制向环境的排放并控制在规定的限值之内。放并控制在规定的限值之内。第第1节节 总论总论 1.3 设备分级的概念和方法设备分级的概念和方法 2022-8-4核电厂系统和部件的核安全分级9 所谓设备的安全分级，就是从核电厂或所谓设备的安全分级，就是从核电厂或核设施的设备中找出履行上述安全功能的设核设施的设备中找出履行上述安全功能的设备，即所谓备，即

9、所谓“与安全有关与安全有关”或或“对安全是重对安全是重要要”的设备，并按其执行安全功能的重要性，的设备，并按其执行安全功能的重要性，分为不同的等级，这就是分为不同的等级，这就是“设备分级设备分级”。其。其次应证实这些设备在系统要求的任何可能的次应证实这些设备在系统要求的任何可能的工况下都能可靠地执行其安全功能，这就是工况下都能可靠地执行其安全功能，这就是所谓所谓“设备鉴定设备鉴定”。由于核电站的安全在很。由于核电站的安全在很大程度上取决于设备的可靠性，因此大程度上取决于设备的可靠性，因此“设备设备分级分级”和和“设备鉴定设备鉴定”对核电站的安全是很对核电站的安全是很重要的。重要的。第第1节节

10、总论总论 1.3 设备分级的概念和方法设备分级的概念和方法 2022-8-4核电厂系统和部件的核安全分级10 正确的设备分级是在充分地了解核电正确的设备分级是在充分地了解核电站各系统功能的基础上作出的。在订出设站各系统功能的基础上作出的。在订出设备的安全等级的基础上，人们就可以规定备的安全等级的基础上，人们就可以规定它的设计和制造要求，抗地震要求以及质它的设计和制造要求，抗地震要求以及质量保证要求，即制定出设备的设计制造等量保证要求，即制定出设备的设计制造等级级(即规范等级即规范等级)、抗震等级和质量保证等级。、抗震等级和质量保证等级。这就是这就是“设备分级设备分级”的全过程。的全过程。第第1

11、节节 总论总论 1.3 设备分级的概念和方法设备分级的概念和方法 2022-8-4核电厂系统和部件的核安全分级11 在作出在作出“设备分级设备分级”之后，为了了解这些设之后，为了了解这些设备是否能在整个寿期及可能的任何工况备是否能在整个寿期及可能的任何工况(主要是事主要是事故工况故工况)下都能可靠地执行其安全功能，必须对设下都能可靠地执行其安全功能，必须对设备进行鉴定，鉴定可以用分析方法和试验方法或备进行鉴定，鉴定可以用分析方法和试验方法或这二者的结合。其过程是，首先确定哪些设备须这二者的结合。其过程是，首先确定哪些设备须要用鉴定，从中找出实际作鉴定的典型设备，然要用鉴定，从中找出实际作鉴定的

12、典型设备，然后制定出鉴定的方法和程序以及鉴定验收标准，后制定出鉴定的方法和程序以及鉴定验收标准，接着对设备进行鉴定试验或分析，最后对设备的接着对设备进行鉴定试验或分析，最后对设备的鉴定评价报告进行审查，以判定这些安全重要的鉴定评价报告进行审查，以判定这些安全重要的设备是否真正合格，即能够承受电站设备是否真正合格，即能够承受电站40年寿期并年寿期并承受最苛刻的环境条件和地震条件。承受最苛刻的环境条件和地震条件。第第1节节 总论总论 1.3 设备分级的概念和方法设备分级的概念和方法 2022-8-4核电厂系统和部件的核安全分级12 在核电站设计中，如果某些系统、设备在核电站设计中，如果某些系统、设

13、备和建筑物对安全的作用比另一些系统、设备和建筑物对安全的作用比另一些系统、设备和建筑物更大，那么这些系统的设备和建筑和建筑物更大，那么这些系统的设备和建筑物的分级级别就要越高。设计中可用两种方物的分级级别就要越高。设计中可用两种方法来确定与安全有关的系统、设备和建筑物法来确定与安全有关的系统、设备和建筑物的分级要求：确定论法和概率法。确定论法的分级要求：确定论法和概率法。确定论法常对那些安全有重要作用的，其损坏能导致常对那些安全有重要作用的，其损坏能导致严重放射性释放事故的系统、设备和建筑物严重放射性释放事故的系统、设备和建筑物提出分级要求。提出分级要求。第第1节节 总论总论 1.3 设备分级

14、的概念和方法设备分级的概念和方法 2022-8-4核电厂系统和部件的核安全分级13 分级要求带有强制性而不需要细致地考虑分级要求带有强制性而不需要细致地考虑损坏的几率或对减轻事故后果的影响。概损坏的几率或对减轻事故后果的影响。概率法则细致地根据需要某一安全功能起作率法则细致地根据需要某一安全功能起作用的几率以及该安全功能失效的后果来评用的几率以及该安全功能失效的后果来评价安全重要性。概率法在确定各系统、设价安全重要性。概率法在确定各系统、设备和建筑物的安全重要性的相对排序方面备和建筑物的安全重要性的相对排序方面特别有用。特别有用。第第1节节 总论总论 1.3 设备分级的概念和方法设备分级的概念

15、和方法 2022-8-4核电厂系统和部件的核安全分级141.3.1 确定论方法确定论方法 一般将核电厂各承压设备物项按照其一般将核电厂各承压设备物项按照其所履行的安全功能分为安全所履行的安全功能分为安全1级，安全级，安全2级，级，安全安全3级及非安全级。级及非安全级。安全安全1级就是构成反应堆冷却剂压力边级就是构成反应堆冷却剂压力边界的那些设备，其失效会引起失水事故的界的那些设备，其失效会引起失水事故的物项；物项；第第1节节 总论总论 1.3 设备分级的概念和方法设备分级的概念和方法 2022-8-4核电厂系统和部件的核安全分级15 安全安全2级是属于反应堆冷却剂压力边界级是属于反应堆冷却剂压

16、力边界但不属于安全但不属于安全1级的那些小设备，小管道级的那些小设备，小管道(具体定义是：其失效引起的反应堆冷却剂具体定义是：其失效引起的反应堆冷却剂流失不超过正常补水系统提供的补水量流失不超过正常补水系统提供的补水量)以以及用于防止预计运行事件导致事件工况，及用于防止预计运行事件导致事件工况，或发生事故可减轻事故工况后果的物项，或发生事故可减轻事故工况后果的物项，如专设工程安全设施。如专设工程安全设施。第第1节节 总论总论 1.3 设备分级的概念和方法设备分级的概念和方法 2022-8-4核电厂系统和部件的核安全分级16第第1节节 总论总论 1.3 设备分级的概念和方法设备分级的概念和方法

17、安全安全3级是冷却安全级是冷却安全2级设备，或对级设备，或对安全级设备运行起支持保证作用的物项安全级设备运行起支持保证作用的物项(冷却、润滑、密封等冷却、润滑、密封等)。如设备冷却水系。如设备冷却水系统，重要厂用水系统等。统，重要厂用水系统等。具体分级以法国标准压水堆核电厂具体分级以法国标准压水堆核电厂为例，如下列。从中可以看出安全分级为例，如下列。从中可以看出安全分级与安全功能条目之间的关系。与安全功能条目之间的关系。2022-8-4核电厂系统和部件的核安全分级17安全级安全级设备举例设备举例压水堆压水堆1反应堆冷却剂系统中的设备，包括：反应堆冷却剂系统中的设备，包括：反应堆压力容器、主管道

18、和延伸至并包括第二个隔离阀的连接管线，不包括反应堆压力容器、主管道和延伸至并包括第二个隔离阀的连接管线，不包括名义管径名义管径10mm的支管的支管蒸汽发生器（一次侧）蒸汽发生器（一次侧）泵泵稳压器稳压器2反应堆冷却剂压力边界设备中除属于一级安全以外的设备反应堆冷却剂压力边界设备中除属于一级安全以外的设备2安全注入系统和应急加硼系统安全注入系统和应急加硼系统安全壳喷淋系统安全壳喷淋系统2安全壳结构和贯穿件安全壳结构和贯穿件2注射硼酸以控制堆芯反应性变化和控制反应堆冷却剂系统水容量平衡的系统注射硼酸以控制堆芯反应性变化和控制反应堆冷却剂系统水容量平衡的系统2蒸汽发生器的二次侧和延伸到并包括蒸汽管线

19、阀门的蒸汽管线蒸汽发生器的二次侧和延伸到并包括蒸汽管线阀门的蒸汽管线2余热导出系统和安全壳内的应急和正常给水系统中延伸到并包括安全壳外的第一个隔余热导出系统和安全壳内的应急和正常给水系统中延伸到并包括安全壳外的第一个隔离阀的设备离阀的设备3二级、三级安全级系统的冷却系统和废燃料水池用的冷却系统二级、三级安全级系统的冷却系统和废燃料水池用的冷却系统3硼酸和化学添加剂的制备系统硼酸和化学添加剂的制备系统3安全壳外的辅助给水系统安全壳外的辅助给水系统3废物处置系统（内装待衰变的大量放射性气体的设备）废物处置系统（内装待衰变的大量放射性气体的设备）3处理（净化和再生）反应堆冷却剂系统的系统处理（净化和

20、再生）反应堆冷却剂系统的系统3一些重要的通风系统一些重要的通风系统2022-8-4核电厂系统和部件的核安全分级181.3.2 概率法概率法 采用概率法是将安全功能按其对安全的重采用概率法是将安全功能按其对安全的重要作用排顺序，该法综合考虑以下三点：要作用排顺序，该法综合考虑以下三点：(1)该安全功能失效的后果该安全功能失效的后果(P1)；(2)要求执行该安全功能的几率要求执行该安全功能的几率(P2)；(3)在需要时，不能执行其安全功能的在需要时，不能执行其安全功能的几率几率(P3)。第第1节节 总论总论 1.3 设备分级的概念和方法设备分级的概念和方法 2022-8-4核电厂系统和部件的核安全

21、分级19 这三个因子的乘积必须低于允许水平这三个因子的乘积必须低于允许水平(P=P1P2P3)，即要求执行某安全功能的，即要求执行某安全功能的几率，在需要时不能执行安全功能几率，在需要时不能执行安全功能 的几率以的几率以及该安全功能失效的后果三者的乘积应在允及该安全功能失效的后果三者的乘积应在允许的限度内。许的限度内。当分析表明这一乘积过大时，应从设计当分析表明这一乘积过大时，应从设计和和(或或)管理上采取减小它的措施，可供采取管理上采取减小它的措施，可供采取的措施很多，如在废液处理系统中，为了尽的措施很多，如在废液处理系统中，为了尽量减少贮槽损坏时放射性释放的后果，可将量减少贮槽损坏时放射性

22、释放的后果，可将放射性废液贮存在若干个小贮槽内，而不是放射性废液贮存在若干个小贮槽内，而不是内贮存在一个大贮槽内。内贮存在一个大贮槽内。第第1节节 总论总论 1.3 设备分级的概念和方法设备分级的概念和方法 2022-8-4核电厂系统和部件的核安全分级20 通常还采用其它各种方法，如：多重通常还采用其它各种方法，如：多重性、多样性、厂区布置、采用经过考验的性、多样性、厂区布置、采用经过考验的设备、在役检查以及采用合适的规范和标设备、在役检查以及采用合适的规范和标准等。所需的结构完整性由设计来确定，准等。所需的结构完整性由设计来确定，即包括诸如结构设计、质量保证、制造以即包括诸如结构设计、质量保

23、证、制造以及水压试验、役前检查等方面。及水压试验、役前检查等方面。第第1节节 总论总论 1.3 设备分级的概念和方法设备分级的概念和方法 2022-8-4核电厂系统和部件的核安全分级21 为某一设备确定的设计要求直接会影响为某一设备确定的设计要求直接会影响到该设备失效的几率，即设计要求愈严格，到该设备失效的几率，即设计要求愈严格，该设备在需要时不能执行其功能的几率就该设备在需要时不能执行其功能的几率就愈小。因此，安全等级越高，其设计要求愈小。因此，安全等级越高，其设计要求也要求高；安全等级越低，设计的要求也也要求高；安全等级越低，设计的要求也较低。较低。压水堆核电厂的设备分级如下述已很压水堆核

24、电厂的设备分级如下述已很规范化了，用确定论方法可确定。而新堆、规范化了，用确定论方法可确定。而新堆、研究堆，其分级有很大的不确定性，则可研究堆，其分级有很大的不确定性，则可采用概率法最终确定。采用概率法最终确定。第第1节节 总论总论 1.3 设备分级的概念和方法设备分级的概念和方法 2022-8-4核电厂系统和部件的核安全分级221.3.3 安全等级以外的其他级别安全等级以外的其他级别 核电厂物项除有其安全等级以外，还有以下核电厂物项除有其安全等级以外，还有以下3个级别，即抗震类别、规范等级和质保等级。个级别，即抗震类别、规范等级和质保等级。(1)抗震类别抗震类别 应根据物项所执行的安全功能和

25、发生地震时应根据物项所执行的安全功能和发生地震时对物项的特殊要求，按照对物项的特殊要求，按照HAF0215(1)确定物项的确定物项的抗震类别。如抗震抗震类别。如抗震 类要求承受类要求承受OBE、SSE载荷，载荷，抗震抗震 类仅要求承受类仅要求承受OBE载荷。载荷。第第1节节 总论总论 1.3 设备分级的概念和方法设备分级的概念和方法 2022-8-4核电厂系统和部件的核安全分级23(2)规范等级规范等级 所谓规范等级，是指为满足不同安全所谓规范等级，是指为满足不同安全等级的要求，采用何种设计建造规范等级的要求，采用何种设计建造规范(标标准准)。如。如ASMENB、NC、ND等。在确定等。在确定

26、规范等级及相应的设计建造要求时，首先规范等级及相应的设计建造要求时，首先要考虑安全等级，其次还要考虑物项的载要考虑安全等级，其次还要考虑物项的载荷条件荷条件(压力、温度、载荷循环情况等压力、温度、载荷循环情况等)，根据根据GB/T16702和和GB/T17569确定。确定。第第1节节 总论总论 1.3 设备分级的概念和方法设备分级的概念和方法 2022-8-4核电厂系统和部件的核安全分级24(3)质量保证等级质量保证等级 物项的质量保证等级的划分可以有两种办法。物项的质量保证等级的划分可以有两种办法。第一种办法以物项定位，即一个物项唯一地赋予第一种办法以物项定位，即一个物项唯一地赋予一个等级。

27、第二种办法以物项和活动领域一个等级。第二种办法以物项和活动领域(设计、设计、采购、制造、建造、运行和管理采购、制造、建造、运行和管理)两者定位，这种两者定位，这种办法可能使同一物项在不同的活动阶段有不同的办法可能使同一物项在不同的活动阶段有不同的质量保证等级。质量保证等级。质量保证等级的高低首先要依据安全等级，质量保证等级的高低首先要依据安全等级，其次还要考虑物项的设计建造经验，工艺成熟性、其次还要考虑物项的设计建造经验，工艺成熟性、运动部件多寡、供货史、标准化程度等多种因素。运动部件多寡、供货史、标准化程度等多种因素。第第1节节 总论总论 1.3 设备分级的概念和方法设备分级的概念和方法 2

28、022-8-4核电厂系统和部件的核安全分级25(4)分级对象的确定分级对象的确定 在分级时，在分级时，“物项物项”必须具体化。一个系必须具体化。一个系统或一件设备可以由不同安全等级的若干部统或一件设备可以由不同安全等级的若干部件所组成。所以在实施分级时，必须确定出件所组成。所以在实施分级时，必须确定出能够赋予单一等级的最小单元，以该最小单能够赋予单一等级的最小单元，以该最小单元作为分级的具体对象，最小单元可能是：元作为分级的具体对象，最小单元可能是：一个系统或系统中一个区段，如压缩一个系统或系统中一个区段，如压缩空气系统中，支持安全功能的应急压缩空气空气系统中，支持安全功能的应急压缩空气系统为

29、安全系统为安全3级，其余系统为非安全级；级，其余系统为非安全级；第第1节节 总论总论 1.3 设备分级的概念和方法设备分级的概念和方法 2022-8-4核电厂系统和部件的核安全分级26 一个组件，如燃料组件一个组件，如燃料组件(安全级安全级)；一件设备，如柴油发电机一件设备，如柴油发电机(安全级安全级)，一件设备的某一部件，如反应堆一件设备的某一部件，如反应堆冷却剂泵的泵壳冷却剂泵的泵壳(安全安全1级级)；泵电机（非安；泵电机（非安全级）。全级）。一件设备的某一个或某一类零件，一件设备的某一个或某一类零件，如反应堆冷却剂泵的飞轮如反应堆冷却剂泵的飞轮(安全安全3级级)；反应；反应堆冷却剂泵的支

30、承件堆冷却剂泵的支承件(安全安全1级级)。第第1节节 总论总论 1.3 设备分级的概念和方法设备分级的概念和方法 2022-8-4核电厂系统和部件的核安全分级27 设计单位必须按系统设备把安全级物项设计单位必须按系统设备把安全级物项及其级别及其级别(类别类别)列在物项分级清单中。当笼列在物项分级清单中。当笼统地说某件复杂设备是某安全等级时，是指统地说某件复杂设备是某安全等级时，是指该设备有代表性的安全等级。比如反应堆冷该设备有代表性的安全等级。比如反应堆冷却剂泵虽然包含着安全却剂泵虽然包含着安全1、2、3等多个等级等多个等级的部件，但有时候也说它是安全的部件，但有时候也说它是安全1级泵。级泵。

31、(5)接口装置的安全等级接口装置的安全等级 不同安全等级的物项之间的连接应使用不同安全等级的物项之间的连接应使用接口装置接口装置(如阀门、孔板等如阀门、孔板等)。接口装置的安。接口装置的安全等级应是所连接的两个部件的安全等级的全等级应是所连接的两个部件的安全等级的较高者。较高者。第第1节节 总论总论 1.3 设备分级的概念和方法设备分级的概念和方法 2022-8-4核电厂系统和部件的核安全分级282.1.1 承压机械设备承压机械设备 承压机械设备是指核电厂工艺系统或安承压机械设备是指核电厂工艺系统或安全系统中用于包容流体的各种容器、贮罐、全系统中用于包容流体的各种容器、贮罐、管道、管道附件、热

32、交换器、泵、阀门等管道、管道附件、热交换器、泵、阀门等物项。物项。对于承压机械设备，安全级又分为安全对于承压机械设备，安全级又分为安全1级、安全级、安全2级和安全级和安全3级；非安全级当中又级；非安全级当中又可分出可分出NNS(S)类。类。承压机械设备主支承件的安全等级与承压机械设备主支承件的安全等级与被支承设备相同。被支承设备相同。第第2节节 核电厂系统与部件的核安全等级核电厂系统与部件的核安全等级2.1 安全分级安全分级 2022-8-4核电厂系统和部件的核安全分级292.1.1.1 安全安全1级级 安全安全1级适用于构成反应堆冷却剂压力边级适用于构成反应堆冷却剂压力边界，包括一回路冷却剂

33、管道和内径大于界，包括一回路冷却剂管道和内径大于10.4mm的管道，其失效会引起失水事故的的管道，其失效会引起失水事故的物项。物项。某些部件虽然也属于反应堆冷却剂压某些部件虽然也属于反应堆冷却剂压力边界，但其失效引起的反应堆冷却剂流力边界，但其失效引起的反应堆冷却剂流失不超出正常补水能力提供的补水量，这失不超出正常补水能力提供的补水量，这类部件可不列入安全类部件可不列入安全1级。级。第第2节节 核电厂系统与部件的核安全等级核电厂系统与部件的核安全等级2.1 安全分级安全分级 2022-8-4核电厂系统和部件的核安全分级30 安全安全1级物项的例子有：级物项的例子有：(1)反应堆压力容器；反应堆

34、压力容器；(2)反应堆冷却剂管道；反应堆冷却剂管道；(3)与反应堆冷却剂管道相连接的内与反应堆冷却剂管道相连接的内径大于径大于10.4mm的管线的管线(延伸至并包括第二延伸至并包括第二个隔离阀个隔离阀)；(4)反应堆冷却剂泵属于反应堆冷却剂反应堆冷却剂泵属于反应堆冷却剂压力边界的部分压力边界的部分(如泵壳如泵壳)；第第2节节 核电厂系统与部件的核安全等级核电厂系统与部件的核安全等级2.1 安全分级安全分级 2022-8-4核电厂系统和部件的核安全分级31 (5)控制棒驱动机构耐压壳；控制棒驱动机构耐压壳；(6)稳压器及波动管；稳压器及波动管；(7)稳压器安全阀、卸压阀及其与稳压稳压器安全阀、卸

35、压阀及其与稳压器相连的管道；器相连的管道；(8)蒸汽发生器一次侧；蒸汽发生器一次侧；(9)上述各部件的主支承件。上述各部件的主支承件。第第2节节 核电厂系统与部件的核安全等级核电厂系统与部件的核安全等级2.1 安全分级安全分级 2022-8-4核电厂系统和部件的核安全分级322.1.1.2 安全安全2级级 安全安全2级适用于反应堆冷却剂压力边界内不级适用于反应堆冷却剂压力边界内不属于安全属于安全1级的小口径部件以及用于防止预计运级的小口径部件以及用于防止预计运行事件导致事件工况和减轻事故工况后果的物项。行事件导致事件工况和减轻事故工况后果的物项。安全安全2级物项例子有：级物项例子有：(1)属于

36、反应堆冷却剂压力边界的小直径属于反应堆冷却剂压力边界的小直径(DN64或压力或压力温度额定温度额定等级值等级值400的阀门属于的阀门属于RCCM-2级。级。PN64、40、25或额定压力等级数为或额定压力等级数为400、300的阀门属于的阀门属于RCCM-3级。级。第第2节节 核电厂系统与部件的核安全等级核电厂系统与部件的核安全等级2.3 设计和制造等级设计和制造等级2022-8-4核电厂系统和部件的核安全分级62 按循环载荷分级按循环载荷分级 仅根据安全功能在初步分级时属于仅根据安全功能在初步分级时属于RCCM-3级的承压设备，当受到高循环载荷级的承压设备，当受到高循环载荷时定为时定为RCC

37、M-2级。级。当设备在规定的下述当设备在规定的下述1）到）到3）中压力和）中压力和温度的有效循环总数超过基准循环数时，就温度的有效循环总数超过基准循环数时，就可认为是承受高循环载荷的设备。可认为是承受高循环载荷的设备。10000周次被推荐为基准循环数，周次被推荐为基准循环数，1)+2)+3)10000为高循环载荷。为高循环载荷。第第2节节 核电厂系统与部件的核安全等级核电厂系统与部件的核安全等级2.3 设计和制造等级设计和制造等级2022-8-4核电厂系统和部件的核安全分级63第第2节节 核电厂系统与部件的核安全等级核电厂系统与部件的核安全等级2.3 设计和制造等级设计和制造等级 1)压力变化

38、的有效数定义：用一定压力幅度压力变化的有效数定义：用一定压力幅度的变化数乘以按该幅度在表的变化数乘以按该幅度在表1查得的系数，随后再查得的系数，随后再对不同压力变化所得结果求和。对不同压力变化所得结果求和。压力的变化压力的变化P（设计压力的（设计压力的%）采用的系数采用的系数P20 020P40 0.0540P60 0.260P80 0.580P100 1表表1 压力系数压力系数2022-8-4核电厂系统和部件的核安全分级64第第2节节 核电厂系统与部件的核安全等级核电厂系统与部件的核安全等级2.3 设计和制造等级设计和制造等级 2)温度波动的有效数定义：用一定幅度的温度温度波动的有效数定义：

39、用一定幅度的温度变化数乘以按该幅度在下表变化数乘以按该幅度在下表2查得的系数，随后再查得的系数，随后再对不同温度变化所得结果求和。对不同温度变化所得结果求和。压力的变化压力的变化T（或带修正系数的或带修正系数的/h）采用的系数采用的系数T25 025T50 0.250T100 2100T150 5150T200 15200T250 30T250 40表表2 温度系数温度系数2022-8-4核电厂系统和部件的核安全分级65第第2节节 核电厂系统与部件的核安全等级核电厂系统与部件的核安全等级2.3 设计和制造等级设计和制造等级 如采用循环过程中的温度的平均变化速度如采用循环过程中的温度的平均变化速

40、度/h，还要乘以下列表还要乘以下列表3的系数，对温度变化速度的系数，对温度变化速度/h进进行修正。行修正。压力的变化压力的变化P（设计压力的（设计压力的%）采用的系数采用的系数P20 020P40 0.0540P60 0.260P80 0.580P100 1表表3 温度的平均变化速度所引起的修正系数温度的平均变化速度所引起的修正系数2022-8-4核电厂系统和部件的核安全分级66 取以下两个温度变化值的小值，用表取以下两个温度变化值的小值，用表2进行计算进行计算 用表用表2中的温度变化值；中的温度变化值；用温度平均变化速率乘以表用温度平均变化速率乘以表3中的系中的系数后得到数值。数后得到数值。

41、对热交换器一次侧和二次侧的温度变化对热交换器一次侧和二次侧的温度变化应该分别考虑，对于分界面部件取两者之应该分别考虑，对于分界面部件取两者之和。和。第第2节节 核电厂系统与部件的核安全等级核电厂系统与部件的核安全等级2.3 设计和制造等级设计和制造等级2022-8-4核电厂系统和部件的核安全分级67第第2节节 核电厂系统与部件的核安全等级核电厂系统与部件的核安全等级2.3 设计和制造等级设计和制造等级 3)当设备上有连接不同金属材料热膨胀系数部当设备上有连接不同金属材料热膨胀系数部件的焊缝时，温度变化的有效数是：用一定幅度的件的焊缝时，温度变化的有效数是：用一定幅度的变化数乘以按该幅度在表变化

42、数乘以按该幅度在表4查得的系数，随后对不同查得的系数，随后对不同变化得到的结果求和。变化得到的结果求和。温度的变化（温度的变化（）采用的系数采用的系数T25 050T100 0.2100T150 0.8150T200 2200T250 4T250 8表表4 系数系数2022-8-4核电厂系统和部件的核安全分级68 (3)焊缝的焊缝的RCCM等级等级 承压焊缝应与被承压焊接部件的级别相承压焊缝应与被承压焊接部件的级别相同。如果这些部件的级别不一样，则焊缝用同。如果这些部件的级别不一样，则焊缝用较高的一级。较高的一级。若采用机械连接，则机械连接应按支承若采用机械连接，则机械连接应按支承件处理，满足

43、件处理，满足H篇要求。篇要求。不承受压力但对承压设备有影响的焊缝，不承受压力但对承压设备有影响的焊缝，应与受影响设备的级别相同。应与受影响设备的级别相同。第第2节节 核电厂系统与部件的核安全等级核电厂系统与部件的核安全等级2.3 设计和制造等级设计和制造等级2022-8-4核电厂系统和部件的核安全分级691级级1级级B篇篇蒸汽发生器二次侧蒸汽发生器二次侧2级级P5Mpa或或T250或高循环载荷或高循环载荷P5Mpa或或T250或高循环载荷或高循环载荷5MPaP250MPaMPa或或250T110T1103级级2级级C篇篇3级级D篇篇常规标准常规标准小型设小型设备备E篇篇非安全级非安全级安全级支

44、承件安全级支承件 采用采用H篇篇堆内构件堆内构件 采用采用G篇篇安全级低、常压贮罐安全级低、常压贮罐 采用采用J篇篇图图1 安全级与规范级的对应关系安全级与规范级的对应关系 2022-8-4核电厂系统和部件的核安全分级70 另外，对另外，对RCCM分级，如果制造者出于协调制造等分级，如果制造者出于协调制造等方面的考虑，可以对某些设备的方面的考虑，可以对某些设备的RCCM等级升高或降低，等级升高或降低，制造厂应将此例外通知业主。制造厂应将此例外通知业主。各个各个RCCM等级与各设计分卷对应关系如下：等级与各设计分卷对应关系如下：RCCM-1级，对应于级，对应于RCC-M的的B卷；卷；RCCM-2

45、级，对应于级，对应于RCC-M的的C卷；卷；RCCM-3级，对应于级，对应于RCC-M的的D卷；卷；RCCM的的A4260对应的小设备，应用对应的小设备，应用RCC-M的的E卷；卷；小设备，如容积小于等于小设备，如容积小于等于100升的容器。升的容器。某些小的低压贮存罐，应用某些小的低压贮存罐，应用RCC-M的的J卷。卷。堆内构件，对应于堆内构件，对应于RCC-M的的G篇；篇；支承件，对应于支承件，对应于RCC-M的的H篇。篇。第第2节节 核电厂系统与部件的核安全等级核电厂系统与部件的核安全等级2.3 设计和制造等级设计和制造等级2022-8-4核电厂系统和部件的核安全分级71 2.3.2 承

46、压设备支承件的承压设备支承件的RCCM等级等级 安全级承压设备支承件属于非承压设备，为安全级承压设备支承件属于非承压设备，为LS级。级。安全级承压设备支承件的安全级承压设备支承件的RCCM等级分为等级分为S1和和S2级，级，对应于对应于RCCM-M的的H册。册。支承件的级别根据被支承设备而定。支承件的级别根据被支承设备而定。1级设备的支承件为级设备的支承件为S1级；级；2级或级或3级设备的支承件为级设备的支承件为S2级。级。当级别不同的两个或两个以上设备或部件共用一个当级别不同的两个或两个以上设备或部件共用一个支承件时，就按要求高的那一个定级。支承件时，就按要求高的那一个定级。支承件与建筑物结

47、构可采用焊接或机械连接，其焊支承件与建筑物结构可采用焊接或机械连接，其焊缝或机械连接件应符合缝或机械连接件应符合H篇规定。篇规定。为了使其产品标准化，制造厂可以提高某支承件的为了使其产品标准化，制造厂可以提高某支承件的等级，此时制造厂应把变动情况通知业主。等级，此时制造厂应把变动情况通知业主。第第2节节 核电厂系统与部件的核安全等级核电厂系统与部件的核安全等级2.3 设计和制造等级设计和制造等级2022-8-4核电厂系统和部件的核安全分级72 2.3.3 堆内构件的堆内构件的RCCM等级等级 堆内构件属于非承压设备，为堆内构件属于非承压设备，为LS级。级。堆内构件的堆内构件的RCCM等级分为等

48、级分为ES和和EI两类两类 (1)堆芯支承件为堆芯支承件为ES类，它是反应堆压力类，它是反应堆压力容器内支承并固定堆芯的结构或其部件；容器内支承并固定堆芯的结构或其部件；(2)内部构件为内部构件为EI类。它是发生上述堆芯类。它是发生上述堆芯支承件假想性破坏事故后，用于支承和约束支承件假想性破坏事故后，用于支承和约束固定堆芯燃料组件的那些构件。固定堆芯燃料组件的那些构件。第第2节节 核电厂系统与部件的核安全等级核电厂系统与部件的核安全等级2.3 设计和制造等级设计和制造等级2022-8-4核电厂系统和部件的核安全分级73 把把EI件连接在件连接在ES件上的焊缝应作为件上的焊缝应作为ES件看待。件

49、看待。ES类设备应采用类设备应采用RCC-M的的G册规定。册规定。EI类设备不受类设备不受RCC-M条文制约，除非有明确规条文制约，除非有明确规定，可引用定，可引用G册的适当条文。册的适当条文。2.3.4 其它其它LS级设备级设备 乏燃料装运和贮存设备，应用乏燃料装运和贮存设备，应用FEM(欧洲联盟搬欧洲联盟搬运准则运准则)规定；规定；1E级电气设备，应用级电气设备，应用RCC-E规则；规则；LS级土建结构，应用级土建结构，应用RCC-G规则规则。第第2节节 核电厂系统与部件的核安全等级核电厂系统与部件的核安全等级2.3 设计和制造等级设计和制造等级2022-8-4核电厂系统和部件的核安全分级

50、74 质量保证质量保证QA要求分为要求分为3个等级，即个等级，即QA1、QA2、QA3级，以及没有质量保证要求的级，以及没有质量保证要求的QNC级，级，其其QA要求依次降低。不同的核电站，设备的要求依次降低。不同的核电站，设备的QA分分级存在一定的差异，这主要取决于电站以及用户要级存在一定的差异，这主要取决于电站以及用户要求等因素。求等因素。QA等级是以安全级别为依据，并考虑到一些其等级是以安全级别为依据，并考虑到一些其它因素，诸如部件的复杂性、单件产品、新产品等它因素，诸如部件的复杂性、单件产品、新产品等进行分级的。进行分级的。QA1级要求供应方满足所有级要求供应方满足所有IAEA50CQA