核电厂安全分级

2024/11/7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2024/11/7核电厂系统和部件的核安全分级2第1节总论

1.1目的

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，对一个核电站应考虑以下两个主要问题：

(1)它构成了一个辐射源；

(2)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，会造成不可控释放。2024/11/7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证在正常运行和正常瞬态运行工况下电站不发生破坏。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。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的影响。第1节总论

1.1目的2024/11/7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，后一层次是事故的防护。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。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，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。第1节总论

1.1目的2024/11/7核电厂系统和部件的核安全分级5《核电厂设计安全规定》在设计总准则一章中针对核电厂的设计提出了“必须明确规定构筑物、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重要性进行分级。”为了便于履行这一要求，安全导则《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》对核电厂安全功能和部件的安全等级划分提出了具体指导。第1节总论

1.2范围2024/11/7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(如k、d、c、等共20个条目)，然后再把这些条目组合成若干个等级。该导则在其附件A中把流体包容部件分成了安全1、2、3、4四个等级，若再加上四级以外的物项，则共有五个等级。但一般世界各国(如法、美)是把流体包容部件(或称核承压设备)分为3个安全等级(即安全1级、安全2级、安全3级)和非安全级(常规设备)。

第1节总论

1.2范围2024/11/7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。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：设备的质量与设备在安全中所起的作用相适应。第1节总论

1.3设备分级的概念和方法2024/11/7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行下列安全功能的设备的可靠性。这些安全功能是：

(1)反应堆紧急停堆和维持反应堆在安全停堆状态；

(2)堆芯和安全壳厂房的冷却(包括中期和长期冷却)；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。

第1节总论

1.3设备分级的概念和方法2024/11/7核电厂系统和部件的核安全分级9

所谓设备的安全分级，就是从核电厂或核设施的设备中找出履行上述安全功能的设备，即所谓“与安全有关”或“对安全是重要”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“设备分级”。其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，这就是所谓“设备鉴定”。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“设备分级”和“设备鉴定”对核电站的安全是很重要的。

第1节总论

1.3设备分级的概念和方法2024/11/7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级(即规范等级)、抗震等级和质量保证等级。这就是“设备分级”的全过程。

第1节总论

1.3设备分级的概念和方法2024/11/7核电厂系统和部件的核安全分级11

在作出“设备分级”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(主要是事故工况)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40年寿期并承受最苛刻的环境条件和地震条件。

第1节总论

1.3设备分级的概念和方法2024/11/7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，其损坏能导致严重放射性释放事故的系统、设备和建筑物提出分级要求。第1节总论

1.3设备分级的概念和方法2024/11/7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、设备和建筑物的安全重要性的相对排序方面特别有用。

第1节总论

1.3设备分级的概念和方法2024/11/7核电厂系统和部件的核安全分级141.3.1确定论方法

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1级，安全2级，安全3级及非安全级。安全1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物项；第1节总论

1.3设备分级的概念和方法2024/11/7核电厂系统和部件的核安全分级15

安全2级是属于反应堆冷却剂压力边界但不属于安全1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流失不超过正常补水系统提供的补水量)以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，如专设工程安全设施。

第1节总论

1.3设备分级的概念和方法2024/11/7核电厂系统和部件的核安全分级16第1节总论

1.3设备分级的概念和方法

安全3级是冷却安全2级设备，或对安全级设备运行起支持保证作用的物项(冷却、润滑、密封等)。如设备冷却水系统，重要厂用水系统等。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与安全功能条目之间的关系。2024/11/7核电厂系统和部件的核安全分级17安全级设备举例压水堆1反应堆冷却剂系统中的设备，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<10mm的支管蒸汽发生器（一次侧）泵稳压器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2安全注入系统和应急加硼系统安全壳喷淋系统2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2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3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3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3一些重要的通风系统2024/11/7核电厂系统和部件的核安全分级181.3.2概率法

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：

(1)该安全功能失效的后果(P1)；

(2)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几率(P3)。第1节总论

1.3设备分级的概念和方法2024/11/7核电厂系统和部件的核安全分级19

这三个因子的乘积必须低于允许水平(P=P1×P2×P3)，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的几率以及该安全功能失效的后果三者的乘积应在允许的限度内。当分析表明这一乘积过大时，应从设计和(或)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，为了尽量减少贮槽损坏时放射性释放的后果，可将放射性废液贮存在若干个小贮槽内，而不是内贮存在一个大贮槽内。

第1节总论

1.3设备分级的概念和方法2024/11/7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、制造以及水压试验、役前检查等方面。第1节总论

1.3设备分级的概念和方法2024/11/7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，设计的要求也较低。压水堆核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、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。

第1节总论

1.3设备分级的概念和方法2024/11/7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

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。

(1)抗震类别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HAF0215(1)确定物项的抗震类别。如抗震Ⅰ类要求承受OBE、SSE载荷，抗震Ⅱ类仅要求承受OBE载荷。第1节总论

1.3设备分级的概念和方法2024/11/7核电厂系统和部件的核安全分级23(2)规范等级所谓规范等级，是指为满足不同安全等级的要求，采用何种设计建造规范(标准)。如ASME－NB、NC、ND等。在确定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荷条件(压力、温度、载荷循环情况等)，根据GB/T16702和GB/T17569确定。第1节总论

1.3设备分级的概念和方法2024/11/7核电厂系统和部件的核安全分级24(3)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。第一种办法以物项定位，即一个物项唯一地赋予一个等级。第二种办法以物项和活动领域(设计、采购、制造、建造、运行和管理)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质量保证等级。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、运动部件多寡、供货史、标准化程度等多种因素。

第1节总论

1.3设备分级的概念和方法2024/11/7核电厂系统和部件的核安全分级25(4)分级对象的确定在分级时，“物项”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，以该最小单元作为分级的具体对象，最小单元可能是：①一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系统为安全3级，其余系统为非安全级；第1节总论

1.3设备分级的概念和方法2024/11/7核电厂系统和部件的核安全分级26

②一个组件，如燃料组件(安全级)；③一件设备，如柴油发电机(安全级)，④一件设备的某一部件，如反应堆冷却剂泵的泵壳(安全1级)；泵电机（非安全级）。⑤一件设备的某一个或某一类零件，如反应堆冷却剂泵的飞轮(安全3级)；反应堆冷却剂泵的支承件(安全1级)。

第1节总论

1.3设备分级的概念和方法2024/11/7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及其级别(类别)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1、2、3等多个等级的部件，但有时候也说它是安全1级泵。

(5)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接口装置(如阀门、孔板等)。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较高者。

第1节总论

1.3设备分级的概念和方法2024/11/7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、管道、管道附件、热交换器、泵、阀门等物项。对于承压机械设备，安全级又分为安全1级、安全2级和安全3级；非安全级当中又可分出NNS(S)类。承压机械设备主支承件的安全等级与被支承设备相同。第2节核电厂系统与部件的核安全等级

2.1安全分级

2024/11/7核电厂系统和部件的核安全分级292.1.1.1安全1级

安全1级适用于构成反应堆冷却剂压力边界，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物项。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1级。第2节核电厂系统与部件的核安全等级

2.1安全分级

2024/11/7核电厂系统和部件的核安全分级30

安全1级物项的例子有：

(1)反应堆压力容器；

(2)反应堆冷却剂管道；

(3)与反应堆冷却剂管道相连接的内径大于10.4mm的管线(延伸至并包括第二个隔离阀)；

(4)反应堆冷却剂泵属于反应堆冷却剂压力边界的部分(如泵壳)；

第2节核电厂系统与部件的核安全等级

2.1安全分级

2024/11/7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；

(6)稳压器及波动管；

(7)稳压器安全阀、卸压阀及其与稳压器相连的管道；

(8)蒸汽发生器一次侧；

(9)上述各部件的主支承件。

第2节核电厂系统与部件的核安全等级

2.1安全分级

2024/11/7核电厂系统和部件的核安全分级322.1.1.2安全2级

安全2级适用于反应堆冷却剂压力边界内不属于安全1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。安全2级物项例子有：

(1)属于反应堆冷却剂压力边界的小直径(DN<10.4mm)的高能管道和阀门，如仪表管线和取样管线部分；

(2)安全壳隔离系统的各种机械设备(如阀门)；第2节核电厂系统与部件的核安全等级

2.1安全分级

2024/11/7核电厂系统和部件的核安全分级33(3)余热排出系统的主要部件；

(4)化容系统中冷却剂上充部分(若用于堆芯应急冷却)；

(5)安全壳喷淋系统的主要部件；

(6)安全注射系统的主要部件；

(7)辅助给水系统处于安全壳内的部分及其安全壳贯穿件；

(8)安全壳内的蒸汽系统以及给水系统，直至并包括安全壳外的第一个隔离阀；

(9)安全壳厂房，包括安全壳贯穿件；

(10)安全壳氢气控制和监测系统；

(11)堆芯仪表系统，直到并包括手动隔离阀。

第2节核电厂系统与部件的核安全等级

2.1安全分级

2024/11/7核电厂系统和部件的核安全分级342.1.1.3安全3级

安全3级适用于反应堆慢时标控制所需物项；保证反应堆冷却剂以外的放射源安全所需物项；保证反应堆冷却剂装量的某些物项，对安全级设备运行起支持作用(冷却、润滑、液压等)的物项等。安全3级物项的例子有：

(1)化容系统中为控制反应性提供硼酸的部件；

(2)辅助给水系统处于安全壳外的部分；

(3)为冷却、润滑安全1、2、3级设备所需部件；第2节核电厂系统与部件的核安全等级

2.1安全分级

2024/11/7核电厂系统和部件的核安全分级35

(4)乏燃料贮存池冷却水系统中的重要部件；

(5)应急电源、水源，以及柴油机的润滑油、燃油和冷却水系统；

(6)压缩空气系统向安全级物项供气部分(贯穿安全壳部分属于安全2级)；

(7)放射性废物处理系统中其故障会导致放射性气体释放超过允许限值的部件，如废气衰变箱；

(8)重要厂用水系统和设备冷却水系统的管道、阀门、泵等。

(9)为控制室可居留性服务的冷冻水系统。第2节核电厂系统与部件的核安全等级

2.1安全分级

2024/11/7核电厂系统和部件的核安全分级362.1.1.4非安全级

非安全级适用于安全1、2、3级以外的所有承压机械设备。在非安全级中可以识别出NNS(S)物项，这类也是安全重要物项，但其失效不会使厂区人员或公众所受照射超过规定限值。

NNS(S)类物项的例子有：

(1)放射性废物处理系统中不属于安全3级但属放射性物质包容功能的部件，如废液输送管廊一直延伸到废液固化厂房的管廊段；

第2节核电厂系统与部件的核安全等级

2.1安全分级

2024/11/7核电厂系统和部件的核安全分级37

(2)防火系统中用于核岛消防的水罐，水泵和输水管道；

(3)为已辐照的中子吸收材料(如硼化合物)的再利用、所需的贮存、输运和工艺处理部件；

(4)其失效会影响安全级物项执行功能的部件；

(5)设备规格书所确定的其他有特殊要求的部件；

(6)稳压器卸压箱和下泄管道、安全壳外第一隔离阀以后的蒸汽和水管道。第2节核电厂系统与部件的核安全等级

2.1安全分级

2024/11/7核电厂系统和部件的核安全分级382.1.1.5安全等级的分界两个不同安全级别的系统或设备的分界一般是阀门。这些分界件的功能应达到使较低安全等级的设备或部件的损坏不会导致：

(1)较高安全等级的系统或设备的安全功能的丧失；

(2)正常情况下需存放的气态放射性衰变气体不可控地向环境排放。分界面部件的等级应采用两者中较高的等级。

第2节核电厂系统与部件的核安全等级

2.1安全分级

2024/11/7核电厂系统和部件的核安全分级39

常采用的分界面部件有：

(1)非能动屏障(如热交换器管子)；

(2)非能动限流装置(如下泄孔板)；

(3)安全阀；

(4)常开遥控阀(在2级或3级与更低级之间)；

(5)两个串联常开遥控阀(在1级和2级之间)；

(6)常闭阀(在2级或3级与更低级之间)。

(7)两个串联常闭阀(在1级与较低等级之间)

逆止阀可用为分界面部件。一般来说，2个逆止阀相当于1个常开或常闭阀。第2节核电厂系统与部件的核安全等级

2.1安全分级

2024/11/7核电厂系统和部件的核安全分级40

承担安全级界面部件的常开阀门，其关闭时间必须使所有核安全功能都能得到保障。具体的分界为：

(1)在安全1级和安全2级的设备之间：①1个非能动装置(例如下泄孔板或者其上的泄漏可由上充泵补偿的小型部件或设备)；②两个能动装置；第2节核电厂系统与部件的核安全等级

2.1安全分级

2024/11/7核电厂系统和部件的核安全分级41第2节核电厂系统与部件的核安全等级

2.1安全分级

(2)在安全2级或3级设备与较低级的设备之间：①一个常闭阀；②一个常开阀，但当它和较低安全级设备一起发生故障时，不会妨碍较高等级的系统的安全功能，也不会导致正常情况下需衰变贮存的放射性气体不可控地向环境泄放；③如果较低安全级的设备损坏不会导致较高安全级设备安全功能的丧失，或不会导致正常情况下需衰变贮存的放射性气体不可控地向环境泄放，就不需要任何阀门。2024/11/7核电厂系统和部件的核安全分级42第2节核电厂系统与部件的核安全等级

2.1安全分级

(3)反应堆冷却剂系统中的安全1级设备与较低级别的设备(包括2级设备)之间：①两上串联常闭阀；②两个串联常开阀；③一个安全阀。

(4)反应堆冷却剂系统中的安全2级设备与较低级的设备之间：一个常闭阀；

(5)核安全等级符号见表1。

2024/11/7核电厂系统和部件的核安全分级43表1核安全等级符号2024/11/7核电厂系统和部件的核安全分级442.1.2非承压机械设备非承压机械设备划分为安全级和非安全级两大类。

2.1.2.1安全级安全级适用于执行安全功能的非承压机械物项，其例子有：

(1)堆内构件；

(2)控制棒驱动机构(耐压壳除外)；

(3)某些具有安全功能的通风系统，如燃料厂房的通风系统，安全壳大气控制系统，安全壳外围通风系统，控制室通风系统等；第2节核电厂系统与部件的核安全等级

2.1安全分级

2024/11/7核电厂系统和部件的核安全分级45

(4)所有安全级设备支承件；

(5)乏燃料装运和贮存设备，如装卸料机，燃料厂房中的人桥吊。

2.1.2.2非安全级安全级以外的非承压机械设备属于非安全级；在非安全级非承压机械设备中亦可分出NNS(S)类物项。这类物项的例子有:(1)为保护厂区人员或安全级物项提供永久性屏蔽或实体保护的设备；第2节核电厂系统与部件的核安全等级

2.1安全分级

2024/11/7核电厂系统和部件的核安全分级46

(2)其失效可能导致安全级设备失效且未列入安全级的部件；

(3)新燃料贮存架；

(4)为排除乏燃料贮存厂房空气中放射性物质所需部件；设备规格书所确定的其他有特殊要求的部件。

2.1.3燃料组件和相关组件燃料组件和相关组件都属于安全级相关组件是指控制棒组件、中子源组件、可燃毒物组件和阻力塞组件。第2节核电厂系统与部件的核安全等级

2.1安全分级

2024/11/7核电厂系统和部件的核安全分级472.1.4电气设备

电气设备包括电力设备、仪表和控制及其供电设备。后一类设备的详细安全分级见GB/T15474-1995。电气设备划分为安全级和非安全级两大类。

2.1.4.1安全级(1E级)

安全级适用于在发生事故时和事故后为保护公众所需的所有电气设备。安全级电气设备执行或支持下列功能。第2节核电厂系统与部件的核安全等级

2.1安全分级

2024/11/7核电厂系统和部件的核安全分级481E级设备是执行下列功能的设备

(1)紧急停堆；

(2)反应堆和安全壳内热量的排出(堆芯应急冷却和堆芯余热排出)；

(3)安全壳隔离；

(4)滞留放射性产物和限制放射性后果；

1E级设备包括执行安全功能的电源、电机、阀门电机、电磁阀、仪表控制系统等。具体包括：

(1)反应堆保护系统；

(2)应急电源(柴油发电机、蓄电池、逆变器和整流器等)；第2节核电厂系统与部件的核安全等级

2.1安全分级

2024/11/7核电厂系统和部件的核安全分级49

(3)紧急停堆系统(如功率测量、周期测量等核测量仪表和事故停堆断路器等)；

(4)专设安全设施的驱动系统和控制线路，专设安全设施包括：堆芯危急冷却系统(安注系统、安喷系统)，安全壳氢气控制系统，蒸汽发生器辅助给水系统(包括与正常给水系统的隔离装置)，安全壳隔离系统；

(5)专设安全设施的支持系统的驱动系统和控制线路，专设安全设施的支持系统包括：设备冷却水系统、工业冷却水系统和某些通风系统；第2节核电厂系统与部件的核安全等级

2.1安全分级

2024/11/7核电厂系统和部件的核安全分级50

(1)用于安全停堆或事故后仍必须运行的那部分信息显示系统的仪表设备以及事故后监测系统。如安全壳事故后辐射监测装置，稳压器液位、事故后压力监测装置等；

(2)安全壳电气贯穿件；

(3)堆内温度测量装置，压力容器液位测量及堆芯冷却剂过冷度测量装置。

2.1.4.2非安全级(非1E级)

安全级以外的电气设备属于非安全级。对非安全级电气设备应当区别对待，其中属于安全重要的应列入NNS(S)类(SR级)。NNS(S)类设备的详细例子见参考文献[11]。

第2节核电厂系统与部件的核安全等级

2.1安全分级

2024/11/7核电厂系统和部件的核安全分级512.1.5构筑物构筑物划分为安全级和非安全级两大类。

2.1.5.1安全级安全级适用于包容安全级设备并提供一个放射性生物屏蔽或把放射性产物封存的建筑物或构筑物。它们是对安全级设备起保护作用的物项或作为最终热阱的物项。第2节核电厂系统与部件的核安全等级

2.1安全分级

2024/11/7核电厂系统和部件的核安全分级52

安全级构筑物的例子有：

(1)安全壳；

(2)核辅助厂房；

(3)柴油发电机厂房；

(4)主控制室；

(5)最终热阱，如冷却塔；

(6)取水口、湿厂址的挡水构筑物，如海堤；

(7)乏燃料贮存池。

(8)其中，安全壳按承压设备归入安全2级。

2.1.5.2非安全级非安全级适用于安全级以外的所有构筑物。第2节核电厂系统与部件的核安全等级

2.1安全分级

2024/11/7核电厂系统和部件的核安全分级532.2.1抗震I类

抗震I类是执行三大安全功能的设备，它们适用于：

(1)损坏后会直接或间接引起事故工况的物项，如反应堆冷却剂承压边界；

(2)使反应堆安全停堆并保持反应堆处于安全停堆状态以及排出余热所需物项；

(3)为防止放射性物质释放或使释放物质保持在国家为事故工况所规定的限值以下所需物项（例如安全壳）；第2节核电厂系统与部件的核安全等级

2.2抗震类别的划分

2024/11/7核电厂系统和部件的核安全分级54

所有安全级物项，如安全1、2、3级和非承压安全级机械设备（LS级及1E级电气设备）均应列为抗震I类。预期当发生破坏、坠落、移位时可能危及安全级物项的非安全级设备和构筑物亦应列为I类，否则必须采取设计措施使之在地震时不会危及抗震I类物项，如将安全级物项移开。抗震I类物项应按SL-2地震设计，应能承受SL-2和SL-1（见文献[12]）地震动荷载，并保证在地震发生时和（或）地震后能履行安全功能。该类物项的实例及抗震鉴定要求见HAF.J0053。第2节核电厂系统与部件的核安全等级

2.2抗震类别的划分

2024/11/7核电厂系统和部件的核安全分级552.2.2抗震Ⅱ类

抗震Ⅱ类适用于抗震I类以外某些非安全级但属于安全重要的物项。抗震Ⅱ类物项按SL-1地震动设计、抗震Ⅱ类物项的例子有放射性废物厂房和坑槽、蒸残液贮罐、浓缩液贮罐以及与其相连的管道。

2.2.3其他抗震类抗震I、Ⅱ类物项类以外的物项属于其他抗震类。其它抗震类物项可按合适的常规设备抗震规范进行设计。第2节核电厂系统与部件的核安全等级

2.2抗震类别的划分

2024/11/7核电厂系统和部件的核安全分级562.2.4抗震I级设备的设计分类对于机械设备可分为两种，一种是包含有运动部件的，称之为能动设备，如泵、阀。其它的称为非能动设备，如容器、管道、槽罐。对抗震I类设备又可分为以下三类：

1I类：在安全停堆地震载荷下仅要求保证其完整性的设备，没有提出对变形的限制要求。计算中对第4类工况采用D级准则校核。第2节核电厂系统与部件的核安全等级

2.2抗震类别的划分

2024/11/7核电厂系统和部件的核安全分级571F类：在安全停堆地震载荷下不但保持完整性还应保持功能性要求的设备。如工程安全设施非能动部件和其支承系统，如它们的管道等。这里的应力限制要求比1I类更严一些，以限制其变形。计算中对第4类工况采用C级准则校核，它用于非能动设备。

1A类：它是对于能动设备而言，是针对有可运行能力要求的设备。用以保证其运行部件或机构的良好运行功能。它的应力限值更加严格，计算中对第4类工况采用B级准则校核，另外还要作变形计算。第2节核电厂系统与部件的核安全等级

2.2抗震类别的划分

2024/11/7核电厂系统和部件的核安全分级58

对于机械设备，在规定了其安全等级后，应规定设计和制造方面的要求。目前我国多采用RCC-M规范等级或ASME-Ⅲ规范等级来规定这些要求，以下以RCC-M规范等级为说明：

RCC-M等级设备包括：承压设备、这些承压设备的支承件及反应堆堆内构件。第2节核电厂系统与部件的核安全等级

2.3设计和制造等级2024/11/7核电厂系统和部件的核安全分级59

2.3.1承压设备的RCCM等级

RCCM规范将设备的设计和制造分为3个等级，即RCCM-1级、RCCM-2级、RCCM-3级。它们的要求依次降低。RCC-M规范的A册中提出了总要求，B、C、D册分别对1、2、3级设备和部件提出在材料、设计、制造、检验、试验等各个阶段所应遵循的准则和要求。规范等级方法可按安全等级和运行参数来划分：第2节核电厂系统与部件的核安全等级

2.3设计和制造等级2024/11/7核电厂系统和部件的核安全分级60

(1)按安全功能等级在确定设备安全等级的基础上，可对设备进行RCCM分级；安全1级设备全部选用RCCM-1级；安全2级设备选用RCCM-2级；安全3级设备选用RCCM-3级；其余设备选用RCCM-3级。

(2)按运行参数分级考虑到设备所处的运行参数，可以提高其RCCM等级，如图1所示。运行参数是指：设计压力、设计温度、循环载荷。第2节核电厂系统与部件的核安全等级

2.3设计和制造等级2024/11/7核电厂系统和部件的核安全分级61

按运行参数可把承压设备定为RCCM-2级或-3级。按设计的压力和温度分级

a)除阀门与管道附件以外的设备，设计压力超过50bar或设计温度超过250℃的设备属于RCCM-2级。设计压力小于50bar但高于20bar，或设计温度小于250℃，但高于110℃的设备属于RCCM-3级，见图1；

b)对于阀门和管道附件，按公称压力PN（法国标准NFE29-005）或压力—温度额定等级值（美国标准ANSIB16-34）分级，PN>64或压力—温度额定等级值>400的阀门属于RCCM-2级。PN64、40、25或额定压力等级数为400、300的阀门属于RCCM-3级。第2节核电厂系统与部件的核安全等级

2.3设计和制造等级2024/11/7核电厂系统和部件的核安全分级62

按循环载荷分级仅根据安全功能在初步分级时属于RCCM-3级的承压设备，当受到高循环载荷时定为RCCM-2级。当设备在规定的下述1）到3）中压力和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。

10000周次被推荐为基准循环数，1)+2)+3)>10000为高循环载荷。第2节核电厂系统与部件的核安全等级

2.3设计和制造等级2024/11/7核电厂系统和部件的核安全分级63第2节核电厂系统与部件的核安全等级

2.3设计和制造等级1)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1查得的系数，随后再对不同压力变化所得结果求和。压力的变化△P（设计压力的%）采用的系数△P≤20020＜△P≤400.0540＜△P≤600.260＜△P≤800.580＜△P≤1001表1压力系数2024/11/7核电厂系统和部件的核安全分级64第2节核电厂系统与部件的核安全等级

2.3设计和制造等级2)温度波动的有效数定义：用一定幅度的温度变化数乘以按该幅度在下表2查得的系数，随后再对不同温度变化所得结果求和。压力的变化△T（℃或带修正系数的℃/h）

采用的系数△T≤25

025＜△T≤50

0.250＜△T≤100

2100＜△T≤150

5150＜△T≤200

15200＜△T≤250

30△T＞250

40表2

温度系数2024/11/7核电厂系统和部件的核安全分级65第2节核电厂系统与部件的核安全等级

2.3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℃/h，还要乘以下列表3的系数，对温度变化速度℃/h进行修正。

压力的变化△P（设计压力的%）采用的系数△P≤20020＜△P≤400.0540＜△P≤600.260＜△P≤800.580＜△P≤1001表3温度的平均变化速度所引起的修正系数2024/11/7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2进行计算①用表2中的温度变化值；②用温度平均变化速率乘以表3中的系数后得到数值。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和。第2节核电厂系统与部件的核安全等级

2.3设计和制造等级2024/11/7核电厂系统和部件的核安全分级67第2节核电厂系统与部件的核安全等级

2.3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4查得的系数，随后对不同变化得到的结果求和。温度的变化（℃）

采用的系数△T≤25

050＜△T≤100

0.2100＜△T≤150

0.8150＜△T≤200

2200＜△T≤250

4△T＞250

8表4系数2024/11/7核电厂系统和部件的核安全分级68(3)焊缝的RCC—M等级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，则焊缝用较高的一级。若采用机械连接，则机械连接应按支承件处理，满足H篇要求。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。第2节核电厂系统与部件的核安全等级

2.3设计和制造等级2024/11/7核电厂系统和部件的核安全分级691级1级B篇蒸汽发生器二次侧2级P>5Mpa或T>250℃或高循环载荷P>5Mpa或T>250℃或高循环载荷5MPa≥P>250MPa或250℃≥T>110℃3级2级C篇3级D篇常规标准小型设备E篇非安全级安全级支承件 采用H篇堆内构件 采用G篇安全级低、常压贮罐 采用J篇图1安全级与规范级的对应关系

2024/11/7核电厂系统和部件的核安全分级70

另外，对RCCM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RCCM等级升高或降低，制造厂应将此例外通知业主。各个RCCM等级与各设计分卷对应关系如下：

RCCM-1级，对应于RCC-M的B卷；

RCCM-2级，对应于RCC-M的C卷；

RCCM-3级，对应于RCC-M的D卷；

RCCM的A4260对应的小设备，应用RCC-M的E卷；小设备，如容积小于等于100升的容器。某些小的低压贮存罐，应用RCC-M的J卷。堆内构件，对应于RCC-M的G篇；支承件，对应于RCC-M的H篇。第2节核电厂系统与部件的核安全等级

2.3设计和制造等级2024/11/7核电厂系统和部件的核安全分级71

2.3.2承压设备支承件的RCCM等级安全级承压设备支承件属于非承压设备，为LS级。安全级承压设备支承件的RCCM等级分为S1和S2级，对应于RCCM-M的H册。支承件的级别根据被支承设备而定。

1级设备的支承件为S1级；

2级或3级设备的支承件为S2级。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H篇规定。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。第2节核电厂系统与部件的核安全等级

2.3设计和制造等级2024/11/7核电厂系统和部件的核安全分级72

2.3.3堆内构件的RCCM等级堆内构件属于非承压设备，为LS级。堆内构件的RCCM等级分为ES和EI两类

(1)堆芯支承件为ES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；

(2)内部构件为EI类。它是发生上述堆芯支承件假想性破坏事故后，用于支承和约束固定堆芯燃料组件的那些构件。第2节核电厂系统与部件的核安全等级

2.3设计和制造等级2024/11/7核电厂系统和部件的核安全分级73

把EI件连接在ES件上的焊缝应作为ES件看待。

ES类设备应采用RCC-M的G册规定。

EI类设备不受RCC-M条文制约，除非有明确规定，可引用G册的适当条文。

2.3.4其它LS级设备乏燃料装运和贮存设备，应用FEM(欧洲联盟搬运准则)规定；

1E级电气设备，应用RCC-E规则；

LS级土建结构，应用RCC-G规则。第2节核电厂系统与部件的核安全等级

2.3设计和制造等级2024/11/7核电厂系统和部件的核安全分级74

质量保证QA要求分为3个等级，即QA1、QA2、QA3级，以及没有质量保证要求的QNC级，其QA要求依次降低。不同的核电站，设备的QA分级存在一定的差异，这主要取决于电站以及用户要求等因素。

QA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、新产品等进行分级的。

QA1级要求供应方满足所有IAEA—50—C—QA相当于我国的HAF0400法规的总要求，并编制相应的质保大纲；

QA2级要求供应方满足部分IAEA—50—C—QA法规的总要求，并编制相应的质保大纲；第2节核电厂系统与部件的核安全等级

2.4质量保证等级2024/11/7核电厂系统和部件的核安全分级75

QA3级仅要求供应方符合承包方的相应文件要求，如法国是法马通公司的总要求。总之，QA1级设备需满足IAEA-50-C-QA中的全部十三条要求；而QA2级设备则需部分满足十三条要求，QA3级设备没有质量保证规范，但有一般性要求和专门技术要求，即需满足专门的要求和规定。

QNC级即不须要QA大纲，也不须满足专门的技术要求。第2节核电厂系统与部件的核安全等级

2.4质量保证等级2024/11/7核电厂系统和部件的核安全分级76

2.4.1质量保证1级质量保证1级适用于

(1)全部安全1级、大部分安全2级和部分安全3级承压机械设备（2级和3级中主要是专设安全设施及其支承系统的泵、自动阀等）；

(2)安全级非承压机械设备中的堆内构件、控制棒驱动机构等；第2节核电厂系统与部件的核安全等级

2.4质量保证等级2024/11/7核电厂系统和部件的核安全分级77(3)为安全停堆、排出余热、安全壳紧急排热、安全壳隔离以及事故后监测等提供信号、触发的驱动系统和控制线路；

(4)安全壳；

(5)燃料组件和相关组件。

QA1要求遵守HAF0400(91)的全部要求。需要制定和实施质量保证大纲和大纲程序，同时还必须满足合同等采购文件要求。第2节核电厂系统与部件的核安全等级

2.4质量保证等级2024/11/7核电厂系统和部件的核安全分级78

2.4.2质量保证2级质量保证2级适用于：

(1)2.4.1(1)以外的安全2级和安全3级承压机构设备；

(2)安全级非承压机械设备的一部分，如通风设备等；

(3)2.4.1（3）以外的安全级电气设备以及部分SR级电气设备。

(4)安全级厂房（安全壳除外）。

QA2要求执行HAF0400（91）的大部分要求。需要有质量保证大纲程序并满足合同等采购文件要求。第2节核电厂系统与部件的核安全等级

2.4质量保证等级2024/11/7核电厂系统和部件的核安全分级792.4.3质量保证3级质量保证3级适用于：

(1)2.4.1和2.4.2以外的所有安全级物项

(2)NNS（S）类物项，包括电气设备中2.4.2(3)以外的所有SR级物项；

(3)某些非安全重要物项。

QA3需要按采购方的要求，制定工作程序和细则，并满足合同等采购文件要求。

2.4.4非核质量保证级

QA1、QA2、QA3以外的物项归入非核质量保证级QAN。QAN应执行采购文件的要求。第2节核电厂系统与部件的核安全等级

2.4质量保证等级2024/11/7核电厂系统和部件的核安全分级80第2节核电厂系统与部件的核安全等级

2.4质量保证等级2.4.5承压机械设备的安全等级与QA等级有如下对应关系安全级QA等级1QA12QA2（但专设安全设施系统的泵、自动阀以及专设安全设施的支承系统的泵、自动阀仍为QA1级）32024/11/7核电厂系统和部件的核安全分级81(2)LS级机械设备反应堆堆内构件 QA1；控制棒驱动机构 QA1；安全1级设备的支承件(除标准支承件外)，QA1；乏燃料装运和贮存设备，QA2；通风设备，QA2；1级设备标准支承件，QA2；QA1和QA2级设备支承件，防甩限制件及减震件(除标准件外)QA2；QA2设备的标准支承件、防甩限制件及减震件，QA3。第2节核电厂系统与部件的核安全等级

2.4质量保证等级2024/11/7核电厂系统和部件的核安全分级82(3)1E级电气设备；所有1E级电气设备均为QA1级。但是其机械部分为安全LS级，质保QA2级的通风系统的1E级部件为QA2级。

(4)非安全级设备非安全级设备为QA3级或QNC级。第2节核电厂系统与部件的核安全等级

2.4质量保证等级2024/11/7核电厂系统和部件的核安全分级