核电厂系统与部件核安全分级

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1、核核电厂系厂系统与部件的核安全分与部件的核安全分级 2024/8/211核电厂系统与部件核安全分级第第1节 总论 1.1 目的目的 压水水堆堆核核电站站设计中中采采用用了了纵深深防防御御的的原原则。从从安安全全角角度度讲，对一一个个核核电站站应考考虑以下两个主要以下两个主要问题： (1) 它构成了一个它构成了一个辐射源；射源； (2) 它它通通常常产生生是是可可控控的的放放射射性性释放放；在在特特殊殊情情况况下下，如如在在偶偶发事事件件或或事事故故下下，会会造造成不可控成不可控释放。放。2024/8/212核电厂系统与部件核安全分级 从从这个个观点点出出发，核核电站站的的安安全全根根据据纵深防

2、御原深防御原则应包括如下三个包括如下三个层次，即：次，即： 第第一一层，电站站的的设计与与建建造造质量量要要保保证在在正正常常运运行行和和正正常常瞬瞬态运运行行工工况况下下电站站不不发生破坏。生破坏。 第第二二层，安安全全系系统的的设计要要尽尽可可能能减减少非正常瞬少非正常瞬态工况或工况或设备故障的影响。故障的影响。 第第三三层，工工程程安安全全设施施的的设计要要尽尽可可能能减减少少能能导致致放放射射性性产物物泄泄漏漏的的假假想想事事故故的影响。的影响。第第1节 总论 1.1 目的目的2024/8/213核电厂系统与部件核安全分级 前前两两个个层次次是是事事故故的的预防防，后后一一层次次是事故

3、的防是事故的防护。 核核电站站的的安安全全实际上上是是通通过组成成其其系系统、设备和部件的安全性来和部件的安全性来实现的。的。 从从安安全全上上来来看看，组成成核核电站站的的各各个个系系统、设备和和部部件件对安安全全的的重重要要程程度度是是不不完完全全相相同同的的。为此此，必必需需根根据据它它们所所执行行的的安安全全功功能能，对这些些系系统、设备和和部部件件进行行分分级，并并对不不同同等等级的的设备和和部部件件规定定出出在在设计、制造、材料制造、材料检验等方面的不同要求。等方面的不同要求。第第1节 总论 1.1 目的目的2024/8/214核电厂系统与部件核安全分级 核核电厂厂设计安全安全规定

4、定在在设计总准准则一章中一章中针对核核电厂的厂的设计提出了提出了“必必须明明确确规定构筑物、系定构筑物、系统和部件的全部安全功和部件的全部安全功能。构筑物、系能。构筑物、系统和部件必和部件必须按其安全的按其安全的重要性重要性进行分行分级。”为了便于履行了便于履行这一要一要求，安全求，安全导则用于沸水堆、用于沸水堆、压水堆和水堆和压力管式反力管式反应堆的安全功能和部件分堆的安全功能和部件分级对核核电厂安全功能和部件的安全等厂安全功能和部件的安全等级划分提划分提出了具体指出了具体指导。第第1节 总论 1.2 范范围2024/8/215核电厂系统与部件核安全分级 该导则推荐了安全功能和物推荐了安全功

5、能和物项分分级的方的方法，即把基本安全功能按其重要性，法，即把基本安全功能按其重要性，详细分分解解为多种安全功能条目多种安全功能条目(如如k、d、c、等共、等共20个条目个条目)，然后再把，然后再把这些条目些条目组合成若干个合成若干个等等级。该导则在其附件在其附件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、4四个等四个等级，若再加上，若再加上四四级以外的物以外的物项，则共有五个等共有五个等级。但一般。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(或称或称核承核承压设备)分分为3个安全等个安全等级(即安全即安全1级、安全安全2级、安全、安全3级

6、)和非安全和非安全级(常常规设备)。 第第1节 总论 1.2 范范围2024/8/216核电厂系统与部件核安全分级 建建立立或或制制定定设备分分级的的目目的的是是为了了对那那些些核核电站站安安全全起起作作用用的的系系统和和设备的的可可靠性和可利用率提供足靠性和可利用率提供足够的保的保证。 设备的的等等级是是根根据据设备所所履履行行的的安安全全功功能能决决定定的的，合合适适的的设备等等级应保保证：设备的的质量量与与设备在在安安全全中中所所起起的的作作用用相相适适应。第第1节 总论 1. 3 设备分分级的概念和方法的概念和方法 2024/8/217核电厂系统与部件核安全分级 核核电站站的的安安全全

7、主主要要取取决决于于那那些些保保证执行行下下列列安安全全功功能能的的设备的的可可靠靠性性。这些些安安全全功能是：功能是： (1) 反反应堆堆紧急急停停堆堆和和维持持反反应堆堆在在安安全停堆状全停堆状态； (2) 堆堆芯芯和和安安全全壳壳厂厂房房的的冷冷却却(包包括括中中期和期和长期冷却期冷却)； 放射性物放射性物质的封存和限制向的封存和限制向环境的排境的排放并控制在放并控制在规定的限定的限值之内。之内。 第第1节 总论 1. 3 设备分分级的概念和方法的概念和方法 2024/8/218核电厂系统与部件核安全分级 所所谓设备的安全分的安全分级，就是从核，就是从核电厂或厂或核核设施的施的设备中找出

8、履行上述安全功能的中找出履行上述安全功能的设备，即所，即所谓“与安全有关与安全有关”或或“对安全是重安全是重要要”的的设备，并按其，并按其执行安全功能的重要性，行安全功能的重要性，分分为不同的等不同的等级，这就是就是“设备分分级”。其。其次次应证实这些些设备在系在系统要求的任何可能的要求的任何可能的工况下都能可靠地工况下都能可靠地执行其安全功能，行其安全功能，这就是就是所所谓“设备鉴定定”。由于核。由于核电站的安全在很站的安全在很大程度上取决于大程度上取决于设备的可靠性，因此的可靠性，因此“设备分分级”和和“设备鉴定定”对核核电站的安全是很站的安全是很重要的。重要的。 第第1节 总论 1. 3

9、 设备分分级的概念和方法的概念和方法 2024/8/219核电厂系统与部件核安全分级 正确的正确的设备分分级是在充分地了解核是在充分地了解核电站各系站各系统功能的基功能的基础上作出的。在上作出的。在订出出设备的安全等的安全等级的基的基础上，人上，人们就可以就可以规定定它的它的设计和制造要求，抗地震要求以及和制造要求，抗地震要求以及质量保量保证要求，即制定出要求，即制定出设备的的设计制造等制造等级(即即规范等范等级)、抗震等、抗震等级和和质量保量保证等等级。这就是就是“设备分分级”的全的全过程。程。 第第1节 总论 1. 3 设备分分级的概念和方法的概念和方法 2024/8/2110核电厂系统与

10、部件核安全分级 在作出在作出“设备分分级”之后，之后，为了了解了了解这些些设备是否能在整个寿期及可能的任何工况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)下都能可靠地下都能可靠地执行其安全功能，必行其安全功能，必须对设备进行行鉴定，定，鉴定可以用分析方法和定可以用分析方法和试验方法或方法或这二者的二者的结合。其合。其过程是，首先确定哪些程是，首先确定哪些设备须要用要用鉴定，从中找出定，从中找出实际作作鉴定的典型定的典型设备，然，然后制定出后制定出鉴定的方法和程序以及定的方法和程序以及鉴定定验收收标准，准，接着接着对设备进行行鉴定定试验或分析，最后或分析，最后对设备的的鉴定定

11、评价价报告告进行行审查，以判定，以判定这些安全重要的些安全重要的设备是否真正合格，即能是否真正合格，即能够承受承受电站站40年寿期并年寿期并承受最苛刻的承受最苛刻的环境条件和地震条件。境条件和地震条件。 第第1节 总论 1. 3 设备分分级的概念和方法的概念和方法 2024/8/2111核电厂系统与部件核安全分级 在核在核电站站设计中，如果某些系中，如果某些系统、设备和建筑物和建筑物对安全的作用比另一些系安全的作用比另一些系统、设备和建筑物更大，那么和建筑物更大，那么这些系些系统的的设备和建筑和建筑物的分物的分级级别就要越高。就要越高。设计中可用两种方中可用两种方法来确定与安全有关的系法来确定

12、与安全有关的系统、设备和建筑物和建筑物的分的分级要求：确定要求：确定论法和概率法。确定法和概率法。确定论法法常常对那些安全有重要作用的，其那些安全有重要作用的，其损坏能坏能导致致严重放射性重放射性释放事故的系放事故的系统、设备和建筑物和建筑物提出分提出分级要求。要求。第第1节 总论 1. 3 设备分分级的概念和方法的概念和方法 2024/8/2112核电厂系统与部件核安全分级 分分级要求要求带有有强制性而不需要制性而不需要细致地考致地考虑损坏的几率或坏的几率或对减减轻事故后果的影响。概事故后果的影响。概率法率法则细致地根据需要某一安全功能起作致地根据需要某一安全功能起作用的几率以及用的几率以及

13、该安全功能失效的后果来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和建筑物的安全重要性的相对排序方面排序方面特特别有用。有用。 第第1节 总论 1. 3 设备分分级的概念和方法的概念和方法 2024/8/2113核电厂系统与部件核安全分级1.3.1 确定确定论方法方法 一一般般将将核核电厂厂各各承承压设备物物项按按照照其其所所履履行行的的安安全全功功能能分分为安安全全1级，安安全全2级，安全安全3级及非安全及非安全级。 安安全全1级就就是是构构成成反反应堆堆冷冷却却剂压力力边界界的的那那些些设备，其其失失效效会会引引起起失失

14、水水事事故故的的物物项；第第1节 总论 1. 3 设备分分级的概念和方法的概念和方法 2024/8/2114核电厂系统与部件核安全分级 安全安全2级是属于反是属于反应堆冷却堆冷却剂压力力边界界但不属于安全但不属于安全1级的那些小的那些小设备，小管道，小管道(具体定具体定义是：其失效引起的反是：其失效引起的反应堆冷却堆冷却剂流失不超流失不超过正常正常补水系水系统提供的提供的补水量水量)以以及用于防止及用于防止预计运行事件运行事件导致事件工况，致事件工况，或或发生事故可减生事故可减轻事故工况后果的物事故工况后果的物项，如如专设工程安全工程安全设施。施。 第第1节 总论 1. 3 设备分分级的概念和

15、方法的概念和方法 2024/8/2115核电厂系统与部件核安全分级第第1节 总论 1. 3 设备分分级的概念和方法的概念和方法 安全安全3级是冷却安全是冷却安全2级设备，或，或对安全安全级设备运行起支持保运行起支持保证作用的物作用的物项(冷却、冷却、润滑、密封等滑、密封等)。如。如设备冷却水系冷却水系统，重要厂用水系，重要厂用水系统等。等。 具体分具体分级以法国以法国标准准压水堆核水堆核电厂厂为例，如下列。从中可以看出安全分例，如下列。从中可以看出安全分级与安全功能条目之与安全功能条目之间的关系。的关系。2024/8/2116核电厂系统与部件核安全分级安全级安全级设备举例设备举例压水堆压水堆1

16、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、主管道和延伸至并包括第二个隔离阀的连接管线，不包括名义管反应堆压力容器、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

17、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

18、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2024/8/2117核电厂系统与部件核安全分级1.3.2 概率法概率法 采采用用概概率率法法是是将将安安全全功功能能按按其其对安安全全的的重重要作用排要作用排顺序，序，该法法综合考合考虑以下三点：以下三点： (1) 该安全功能失效的后果安全功能失效的后果(P1)； (2) 要求要求执行行该安全功能的几率安全功能的几率(P2)； (3) 在在需需要要时，不不能能执行行其其安安全全功功能能的的几率几率(P3)。第第1节 总论 1. 3 设备分分级

19、的概念和方法的概念和方法 2024/8/2118核电厂系统与部件核安全分级 这三三个个因因子子的的乘乘积必必须低低于于允允许水水平平(P=P1P2P3)，即即要要求求执行行某某安安全全功功能能的的几几率率，在在需需要要时不不能能执行行安安全全功功能能 的的几几率率以以及及该安安全全功功能能失失效效的的后后果果三三者者的的乘乘积应在在允允许的限度内。的限度内。 当分析表明当分析表明这一乘一乘积过大大时，应从从设计和和(或或)管理上采取减小它的措施，可供采取的管理上采取减小它的措施，可供采取的措施很多，如在措施很多，如在废液液处理系理系统中，中，为了尽量了尽量减少减少贮槽槽损坏坏时放射性放射性释放

20、的后果，可将放放的后果，可将放射性射性废液液贮存在若干个小存在若干个小贮槽内，而不是内槽内，而不是内贮存在一个大存在一个大贮槽内。槽内。 第第1节 总论 1. 3 设备分分级的概念和方法的概念和方法 2024/8/2119核电厂系统与部件核安全分级 通常通常还采用其它各种方法，如：多重采用其它各种方法，如：多重性、多性、多样性、厂区布置、采用性、厂区布置、采用经过考考验的的设备、在役、在役检查以及采用合适的以及采用合适的规范和范和标准等。所需的准等。所需的结构完整性由构完整性由设计来确定，来确定，即包括即包括诸如如结构构设计、质量保量保证、制造以、制造以及水及水压试验、役前、役前检查等方面。等

21、方面。第第1节 总论 1. 3 设备分分级的概念和方法的概念和方法 2024/8/2120核电厂系统与部件核安全分级 为某某一一设备确确定定的的设计要要求求直直接接会会影影响响到到该设备失失效效的的几几率率，即即设计要要求求愈愈严格格，该设备在在需需要要时不不能能执行行其其功功能能的的几几率率就就愈愈小小。因因此此，安安全全等等级越越高高，其其设计要要求求也也要要求求高高；安安全全等等级越越低低，设计的的要要求求也也较低。低。 压水堆核水堆核电厂的厂的设备分分级如下述已很如下述已很规范化了，用确定范化了，用确定论方法可确定。而新堆、方法可确定。而新堆、研究堆，其分研究堆，其分级有很大的不确定性

22、，有很大的不确定性，则可可采用概率法最采用概率法最终确定。确定。 第第1节 总论 1. 3 设备分分级的概念和方法的概念和方法 2024/8/2121核电厂系统与部件核安全分级1.3.3 安全等安全等级以外的其他以外的其他级别 核核电厂厂物物项除除有有其其安安全全等等级以以外外，还有有以以下下3个个级别，即抗震，即抗震类别、规范等范等级和和质保等保等级。 (1)抗震抗震类别 应根据物根据物项所所执行的安全功能和行的安全功能和发生地震生地震时对物物项的特殊要求，按照的特殊要求，按照HAF0215(1)确定物确定物项的抗的抗震震类别。如抗震。如抗震 类要求承受要求承受OBE、SSE载荷，抗荷，抗震

23、震 类仅要求承受要求承受OBE载荷。荷。第第1节 总论 1. 3 设备分分级的概念和方法的概念和方法 2024/8/2122核电厂系统与部件核安全分级(2)规范等范等级 所所谓规范等范等级，是指，是指为满足不同安全足不同安全等等级的要求，采用何种的要求，采用何种设计建造建造规范范(标准准)。如。如ASMENB、NC、ND等。在确定等。在确定规范等范等级及相及相应的的设计建造要求建造要求时，首先要，首先要考考虑安全等安全等级，其次，其次还要考要考虑物物项的的载荷荷条件条件(压力、温度、力、温度、载荷循荷循环情况等情况等)，根，根据据GB/T16702和和GB/T17569确定。确定。第第1节 总

24、论 1. 3 设备分分级的概念和方法的概念和方法 2024/8/2123核电厂系统与部件核安全分级(3)质量保量保证等等级 物物项的的质量量保保证等等级的的划划分分可可以以有有两两种种办法法。第第一一种种办法法以以物物项定定位位，即即一一个个物物项唯唯一一地地赋予予一一个个等等级。第第二二种种办法法以以物物项和和活活动领域域(设计、采采购、制制造造、建建造造、运运行行和和管管理理)两两者者定定位位，这种种办法法可可能能使使同同一一物物项在在不不同同的的活活动阶段段有有不不同同的的质量保量保证等等级。 质量保量保证等等级的高低首先要依据安全等的高低首先要依据安全等级，其次其次还要考要考虑物物项的

25、的设计建造建造经验，工，工艺成熟性、成熟性、运运动部件多寡、供部件多寡、供货史、史、标准化程度等多种因素。准化程度等多种因素。 第第1节 总论 1. 3 设备分分级的概念和方法的概念和方法 2024/8/2124核电厂系统与部件核安全分级(4)分分级对象的确定象的确定 在在分分级时，“物物项”必必须具具体体化化。一一个个系系统或或一一件件设备可可以以由由不不同同安安全全等等级的的若若干干部部件件所所组成成。所所以以在在实施施分分级时，必必须确确定定出出能能够赋予予单一一等等级的的最最小小单元元，以以该最最小小单元作元作为分分级的具体的具体对象，最小象，最小单元可能是：元可能是： 一个系一个系统

26、或系或系统中一个区段，如中一个区段，如压缩空气系空气系统中，支持安全功能的中，支持安全功能的应急急压缩空气空气系系统为安全安全3级，其余系，其余系统为非安全非安全级；第第1节 总论 1. 3 设备分分级的概念和方法的概念和方法 2024/8/2125核电厂系统与部件核安全分级 一个一个组件，如燃料件，如燃料组件件(安全安全级)； 一一件件设备，如如柴柴油油发电机机(安安全全级)， 一一件件设备的的某某一一部部件件，如如反反应堆堆冷冷却却剂泵的的泵壳壳(安安全全1级)；泵电机机（非非安安全全级）。）。 一件一件设备的某一个或某一的某一个或某一类零件，零件，如反如反应堆冷却堆冷却剂泵的的飞轮(安全

27、安全3级)；反；反应堆冷却堆冷却剂泵的支承件的支承件(安全安全1级)。 第第1节 总论 1. 3 设备分分级的概念和方法的概念和方法 2024/8/2126核电厂系统与部件核安全分级 设计单位位必必须按按系系统设备把把安安全全级物物项及及其其级别(类别)列列在在物物项分分级清清单中中。当当笼统地地说某某件件复复杂设备是是某某安安全全等等级时，是是指指该设备有有代代表表性性的的安安全全等等级。比比如如反反应堆堆冷冷却却剂泵虽然然包包含含着着安安全全1、2、3等等多多个个等等级的部件，但有的部件，但有时候也候也说它是安全它是安全1级泵。 (5)接口装置的安全等接口装置的安全等级 不同安全等不同安全

28、等级的物的物项之之间的的连接接应使用使用接口装置接口装置(如如阀门、孔板等、孔板等)。接口装置的安。接口装置的安全等全等级应是所是所连接的两个部件的安全等接的两个部件的安全等级的的较高者。高者。 第第1节 总论 1. 3 设备分分级的概念和方法的概念和方法 2024/8/2127核电厂系统与部件核安全分级2.1.1 承承压机械机械设备 承承压机机械械设备是是指指核核电厂厂工工艺系系统或或安安全全系系统中中用用于于包包容容流流体体的的各各种种容容器器、贮罐罐、管管道道、管管道道附附件件、热交交换器器、泵、阀门等等物物项。 对于于承承压机机械械设备，安安全全级又又分分为安安全全1级、安安全全2级和

29、和安安全全3级；非非安安全全级当当中中又又可分出可分出NNS(S)类。 承承压机械机械设备主支承件的安全等主支承件的安全等级与与被支承被支承设备相同。相同。 第第2节 核核电厂系厂系统与部件的核安全等与部件的核安全等级2.1 安全分安全分级 2024/8/2128核电厂系统与部件核安全分级2.1.1.1 安全安全1级 安安全全1级适适用用于于构构成成反反应堆堆冷冷却却剂压力力边界界，包包括括一一回回路路冷冷却却剂管管道道和和内内径径大大于于10.4mm的的管管道道，其其失失效效会会引引起起失失水水事事故故的的物物项。 某些部件某些部件虽然也属于反然也属于反应堆冷却堆冷却剂压力力边界，但其失效引

30、起的反界，但其失效引起的反应堆冷却堆冷却剂流流失不超出正常失不超出正常补水能力提供的水能力提供的补水量，水量，这类部件可不列入安全部件可不列入安全1级。第第2节 核核电厂系厂系统与部件的核安全等与部件的核安全等级2.1 安全分安全分级 2024/8/2129核电厂系统与部件核安全分级 安全安全1级物物项的例子有：的例子有： (1)反反应堆堆压力容器；力容器； ( 2)反反应堆冷却堆冷却剂管道；管道； (3)与与反反应堆堆冷冷却却剂管管道道相相连接接的的内内径径大大于于10.4mm的的管管线(延延伸伸至至并并包包括括第第二二个个隔离隔离阀)； (4)反反应堆冷却堆冷却剂泵属于反属于反应堆冷却堆冷

31、却剂压力力边界的部分界的部分(如如泵壳壳)； 第第2节 核核电厂系厂系统与部件的核安全等与部件的核安全等级2.1 安全分安全分级 2024/8/2130核电厂系统与部件核安全分级 (5)控制棒控制棒驱动机构耐机构耐压壳；壳； (6)稳压器及波器及波动管；管； (7)稳压器器安安全全阀、卸卸压阀及及其其与与稳压器相器相连的管道；的管道； (8)蒸汽蒸汽发生器一次生器一次侧； (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 核核电厂系厂系统与部件的核安全等与部件的核安全等级2.1 安全分安全分级 2024/8/2131核电厂系统与部件核安全分级2.1.1.2 安全安全2级 安安全全2

32、级适适用用于于反反应堆堆冷冷却却剂压力力边界界内内不不属属于于安安全全1级的的小小口口径径部部件件以以及及用用于于防防止止预计运运行事件行事件导致事件工况和减致事件工况和减轻事故工况后果的物事故工况后果的物项。 安全安全2级物物项例子有：例子有： (1)属属于于反反应堆堆冷冷却却剂压力力边界界的的小小直直径径(DN64或或压力力温度温度额定定等等级值400的的阀门属于属于RCCM-2级。PN64、40、25或或额定定压力等力等级数数为400、300的的阀门属于属于RCCM-3级。 第第2节 核核电厂系厂系统与部件的核安全等与部件的核安全等级2.3 设计和制造等和制造等级2024/8/2161核

33、电厂系统与部件核安全分级 按循按循环载荷分荷分级 仅根据安全功能在初步分根据安全功能在初步分级时属于属于RCCM-3级的承的承压设备，当受到高循，当受到高循环载荷荷时定定为RCCM-2级。 当当设备在在规定的下述定的下述1）到）到3）中）中压力和力和温度的有效循温度的有效循环总数超数超过基准循基准循环数数时，就，就可可认为是承受高循是承受高循环载荷的荷的设备。 10000周次被推荐周次被推荐为基准循基准循环数，数，1)+2)+3)10000为高循高循环载荷。荷。第第2节 核核电厂系厂系统与部件的核安全等与部件的核安全等级2.3 设计和制造等和制造等级2024/8/2162核电厂系统与部件核安全

34、分级第第2节 核核电厂系厂系统与部件的核安全等与部件的核安全等级2.3 设计和制造等和制造等级 1) 压力力变化的有效数定化的有效数定义：用一定：用一定压力幅度的力幅度的变化数乘以按化数乘以按该幅度在表幅度在表1查得的系数，随后再得的系数，随后再对不同不同压力力变化所得化所得结果求和。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 压力系数力系数2024/8/2163核电厂系统与部件核安全分级第第2节 核核电厂系厂系统与部件的核安全等与部件的核安全等级2.3 设计和制造等和制

35、造等级 2) 温度波温度波动的有效数定的有效数定义：用一定幅度的温度：用一定幅度的温度变化数乘以按化数乘以按该幅度在下表幅度在下表2查得的系数，随后再得的系数，随后再对不同温度不同温度变化所得化所得结果求和。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 30 T250 40表表2 温度系数温度系数2024/8/2164核电厂系统与部件核安全分级第第2节 核核电厂系厂系统与部件的核安全等与部件的核安全等级2.3 设计和制造等和制造等级 如采用循如采用循环过

36、程中的温度的平均程中的温度的平均变化速度化速度/h，还要乘以下列表要乘以下列表3的系数，的系数，对温度温度变化速度化速度/h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 温度的平均温度的平均变化速度所引起的修正系数化速度所引起的修正系数2024/8/2165核电厂系统与部件核安全分级 取以下两个温度取以下两个温度变化化值的小的小值，用表，用表2进行行计算算 用表用表2中的温度中的温度变化化值； 用温度平均用温度平均变化速率乘以表化速率乘以表3中的系中的系数后得到

37、数数后得到数值。 对热交交换器一次器一次侧和二次和二次侧的温度的温度变化化应该分分别考考虑，对于分界面部件取两者之和。于分界面部件取两者之和。第第2节 核核电厂系厂系统与部件的核安全等与部件的核安全等级2.3 设计和制造等和制造等级2024/8/2166核电厂系统与部件核安全分级第第2节 核核电厂系厂系统与部件的核安全等与部件的核安全等级2.3 设计和制造等和制造等级 3)当当设备上有上有连接不同金属材料接不同金属材料热膨膨胀系数部系数部件的件的焊缝时，温度，温度变化的有效数是：用一定幅度的化的有效数是：用一定幅度的变化数乘以按化数乘以按该幅度在表幅度在表4查得的系数，随后得的系数，随后对不同

38、不同变化得到的化得到的结果求和。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2024/8/2167核电厂系统与部件核安全分级 (3)焊缝的的RCCM等等级 承承压焊缝应与被承与被承压焊接部件的接部件的级别相相同。如果同。如果这些部件的些部件的级别不一不一样，则焊缝用用较高的一高的一级。 若采用机械若采用机械连接，接，则机械机械连接接应按支承按支承件件处理，理，满足足H篇要求。篇要求。 不承受不承受压力但力但对承承压设备有影响的有影响的焊缝，应与受影响与受影响设备的的级

39、别相同。相同。第第2节 核核电厂系厂系统与部件的核安全等与部件的核安全等级2.3 设计和制造等和制造等级2024/8/2168核电厂系统与部件核安全分级1级1级B篇篇蒸汽蒸汽发生器二次生器二次侧2级P5Mpa或或T250或高循或高循环载荷荷P5Mpa或或T250或高循或高循环载荷荷5MPaP250MPaMPa或或250T110T1103级2级C篇篇3级D篇篇常常规标准准小型小型设备E篇篇非安全非安全级安全安全级支承件支承件 采用采用H篇篇堆内构件堆内构件 采用采用G篇篇安全安全级低、常低、常压贮罐罐 采用采用J篇篇图1 安全安全级与与规范范级的的对应关系关系 2024/8/2169核电厂系统与

40、部件核安全分级 另外，另外，对RCCM分分级，如果制造者出于，如果制造者出于协调制造等制造等方面的考方面的考虑，可以，可以对某些某些设备的的RCCM等等级升高或降低，升高或降低，制造厂制造厂应将此例外通知将此例外通知业主。主。 各个各个RCCM等等级与各与各设计分卷分卷对应关系如下：关系如下： RCCM-1级，对应于于RCC-M的的B卷；卷； RCCM-2级，对应于于RCC-M的的C卷；卷； RCCM-3级，对应于于RCC-M的的D卷；卷； RCCM的的A4260对应的小的小设备，应用用RCC-M的的E卷；卷；小小设备，如容，如容积小于等于小于等于100升的容器。升的容器。 某些小的低某些小的

41、低压贮存罐，存罐，应用用RCC-M的的J卷。卷。 堆内构件，堆内构件，对应于于RCC-M的的G篇；篇； 支承件，支承件，对应于于RCC-M的的H篇。篇。第第2节 核核电厂系厂系统与部件的核安全等与部件的核安全等级2.3 设计和制造等和制造等级2024/8/2170核电厂系统与部件核安全分级 2.3.2 承承压设备支承件的支承件的RCCM等等级 安全安全级承承压设备支承件属于非承支承件属于非承压设备，为LS级。 安全安全级承承压设备支承件的支承件的RCCM等等级分分为S1和和S2级，对应于于RCCM-M的的H册。册。 支承件的支承件的级别根据被支承根据被支承设备而定。而定。 1级设备的支承件的支

42、承件为S1级； 2级或或3级设备的支承件的支承件为S2级。 当当级别不同的两个或两个以上不同的两个或两个以上设备或部件共用一个或部件共用一个支承件支承件时，就按要求高的那一个定，就按要求高的那一个定级。 支承件与建筑物支承件与建筑物结构可采用构可采用焊接或机械接或机械连接，其接，其焊缝或机械或机械连接件接件应符合符合H篇篇规定。定。 为了使其了使其产品品标准化，制造厂可以提高某支承件的准化，制造厂可以提高某支承件的等等级，此，此时制造厂制造厂应把把变动情况通知情况通知业主。主。第第2节 核核电厂系厂系统与部件的核安全等与部件的核安全等级2.3 设计和制造等和制造等级2024/8/2171核电厂

43、系统与部件核安全分级 2.3.3 堆内构件的堆内构件的RCCM等等级 堆内构件属于非承堆内构件属于非承压设备，为LS级。 堆内构件的堆内构件的RCCM等等级分分为ES和和EI两两类 (1)堆芯支承件堆芯支承件为ES类，它是反，它是反应堆堆压力力容器内支承并固定堆芯的容器内支承并固定堆芯的结构或其部件；构或其部件； (2)内部构件内部构件为EI类。它是。它是发生上述堆芯支生上述堆芯支承件假想性破坏事故后，用于支承和承件假想性破坏事故后，用于支承和约束固束固定堆芯燃料定堆芯燃料组件的那些构件。件的那些构件。 第第2节 核核电厂系厂系统与部件的核安全等与部件的核安全等级2.3 设计和制造等和制造等级

44、2024/8/2172核电厂系统与部件核安全分级 把把EI件件连接在接在ES件上的件上的焊缝应作作为ES件看待。件看待。 ES类设备应采用采用RCC-M的的G册册规定。定。 EI类设备不受不受RCC-M条文制条文制约，除非有明确，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 乏燃料装运和乏燃料装运和贮存存设备，应用用FEM(欧洲欧洲联盟搬盟搬运准运准则)规定；定； 1E级电气气设备，应用用RCC-E规则； LS级土建土建结构，构，应用用RCC-G规则。 第第2节 核核电厂系厂系统与部件的核安全等与部件的核安全等级2.3 设计和制造等和制造等级2

45、024/8/2173核电厂系统与部件核安全分级 质量保量保证QA要求分要求分为3个等个等级，即，即QA1、QA2、QA3级，以及没有，以及没有质量保量保证要求的要求的QNC级，其，其QA要要求依次降低。不同的核求依次降低。不同的核电站，站，设备的的QA分分级存在一存在一定的差异，定的差异，这主要取决于主要取决于电站以及用站以及用户要求等因素。要求等因素。 QA等等级是以安全是以安全级别为依据，并考依据，并考虑到一些其到一些其它因素，它因素，诸如部件的复如部件的复杂性、性、单件件产品、新品、新产品等品等进行分行分级的。的。 QA1级要求供要求供应方方满足所有足所有IAEA50CQA相当于我国的相

46、当于我国的HAF0400法法规的的总要求，并要求，并编制相制相应的的质保大保大纲； QA2级要求供要求供应方方满足部分足部分IAEA50CQA法法规的的总要求，并要求，并编制相制相应的的质保大保大纲；第第2节 核核电厂系厂系统与部件的核安全等与部件的核安全等级2.4 质量保量保证等等级2024/8/2174核电厂系统与部件核安全分级 QA3级仅要求供要求供应方符合承包方的相方符合承包方的相应文件要求，如法国是法文件要求，如法国是法马通公司的通公司的总要求。要求。 总之，之，QA1级设备需需满足足IAEA-50-C-QA中的全部十三条要求；而中的全部十三条要求；而QA2级设备则需部需部分分满足十

47、三条要求，足十三条要求，QA3级设备没有没有质量保量保证规范，但有一般性要求和范，但有一般性要求和专门技技术要求，要求，即需即需满足足专门的要求和的要求和规定。定。 QNC级即不即不须要要QA大大纲，也不，也不须满足足专门的技的技术要求。要求。第第2节 核核电厂系厂系统与部件的核安全等与部件的核安全等级2.4 质量保量保证等等级2024/8/2175核电厂系统与部件核安全分级 2.4.1 质量保量保证1级 质量保量保证1级适用于适用于 (1)全部安全全部安全1级、大部分安全、大部分安全2级和部分和部分安全安全3级承承压机械机械设备（2级和和3级中主要是中主要是专设安全安全设施及其支承系施及其支

48、承系统的的泵、自、自动阀等）；等）； (2)安全安全级非承非承压机械机械设备中的堆内构件、中的堆内构件、控制棒控制棒驱动机构等；机构等； 第第2节 核核电厂系厂系统与部件的核安全等与部件的核安全等级2.4 质量保量保证等等级2024/8/2176核电厂系统与部件核安全分级 (3)为安全停堆、排出余安全停堆、排出余热、安全壳、安全壳紧急急排排热、安全壳隔离以及事故后、安全壳隔离以及事故后监测等提供信等提供信号、触号、触发的的驱动系系统和控制和控制线路；路； (4)安全壳；安全壳； (5)燃料燃料组件和相关件和相关组件。件。 QA1要求遵守要求遵守HAF0400(91)的全部要求。的全部要求。需要

49、制定和需要制定和实施施质量保量保证大大纲和大和大纲程序，程序，同同时还必必须满足合同等采足合同等采购文件要求。文件要求。第第2节 核核电厂系厂系统与部件的核安全等与部件的核安全等级2.4 质量保量保证等等级2024/8/2177核电厂系统与部件核安全分级 2.4.2 质量保量保证2级 质量保量保证2级适用于：适用于： (1)2.4.1(1)以外的安全以外的安全2级和安全和安全3级承承压机构机构设备； (2)安全安全级非承非承压机械机械设备的一部分，如通的一部分，如通风设备等；等； (3)2.4.1（3）以外的安全）以外的安全级电气气设备以及部分以及部分SR级电气气设备。 (4)安全安全级厂房（

50、安全壳除外）。厂房（安全壳除外）。 QA2要求要求执行行HAF0400（91）的大部分要求。）的大部分要求。需要有需要有质量保量保证大大纲程序并程序并满足合同等采足合同等采购文件文件要求。要求。第第2节 核核电厂系厂系统与部件的核安全等与部件的核安全等级2.4 质量保量保证等等级2024/8/2178核电厂系统与部件核安全分级 2.4.3 质量保量保证3级 质量保量保证3级适用于：适用于： (1)2.4.1和和2.4.2以外的所有安全以外的所有安全级物物项 (2)NNS（S）类物物项，包括，包括电气气设备中中2.4.2(3)以外的所有以外的所有SR级物物项； (3)某些非安全重要物某些非安全重

51、要物项。 QA3需要按采需要按采购方的要求，制定工作程序和方的要求，制定工作程序和细则，并，并满足合同等采足合同等采购文件要求。文件要求。 2.4.4 非核非核质量保量保证级 QA1、QA2、QA3以外的物以外的物项归入非核入非核质量量保保证级QAN。QAN应执行采行采购文件的要求。文件的要求。第第2节 核核电厂系厂系统与部件的核安全等与部件的核安全等级2.4 质量保量保证等等级2024/8/2179核电厂系统与部件核安全分级第第2节 核核电厂系厂系统与部件的核安全等与部件的核安全等级2.4 质量保量保证等等级 2.4.5 承承压机械机械设备的安全等的安全等级与与QA等等级有如下有如下对应关系

52、关系安全级安全级QA等级等级1QA12QA2（但专设安全设施系统的泵、自动（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阀以及专设安全设施的支承系统的泵、自动阀仍为的泵、自动阀仍为QA1级）级）32024/8/2180核电厂系统与部件核安全分级(2)LS级机械机械设备反反应堆堆内构件堆堆内构件QA1；控制棒控制棒驱动机构机构QA1；安全安全1级设备的支承件的支承件(除除标准支承件外准支承件外)，QA1；乏燃料装运和乏燃料装运和贮存存设备， QA2；通通风设备， QA2；1级设备标准支承件，准支承件， QA2；QA1和和QA2级设备支承件，防甩限制件及减震件支承件，防甩限制件及减震件

53、(除除标准件外准件外) QA2；QA2设备的的标准支承件、防甩限制件及减震件，准支承件、防甩限制件及减震件，QA3。第第2节 核核电厂系厂系统与部件的核安全等与部件的核安全等级2.4 质量保量保证等等级2024/8/2181核电厂系统与部件核安全分级 (3)1E级电气气设备； 所有所有1E级电气气设备均均为QA1级。但。但是其机械部分是其机械部分为安全安全LS级，质保保QA2级的通的通风系系统的的1E级部件部件为QA2级。 (4)非安全非安全级设备 非安全非安全级设备为QA3级或或QNC级。第第2节 核核电厂系厂系统与部件的核安全等与部件的核安全等级2.4 质量保量保证等等级2024/8/21

54、82核电厂系统与部件核安全分级第第2节 核核电厂系厂系统与部件的核安全等与部件的核安全等级2.5 小小结 归纳以上所述可以得出以下以上所述可以得出以下结论： 2.5.1 几个几个级别的关系的关系 (1)承承压设备 安全安全1级的承的承压机械机械设备，其，其RCCM等等级和和QA等等级 均均为1级； 安全安全2级的承的承压机械机械设备，其，其RCCM等等级和和QA等等级，有些是，有些是2级，有些是，有些是1级； 安全安全3级的承的承压机械机械设备，也有同，也有同样的升的升级情况，即其情况，即其RCCM等等级有些是有些是2级，有些是，有些是3级，而，而QA等等级，则有些是有些是QA1级，有些是，有

55、些是QA2级。2024/8/2183核电厂系统与部件核安全分级第第2节 核核电厂系厂系统与部件的核安全等与部件的核安全等级2.5 小小结 按照运行参数分按照运行参数分级主要是主要是针对安全安全3级和非安全和非安全级的的设备，即根据它，即根据它们的运行的运行工况在制工况在制订其其规范等范等级时升升级，分，分别定定为RCCM-2级和和RCCM-3级。 综上可以看出，凡是有安全上可以看出，凡是有安全级别的承的承压设备(即安全即安全1、2、3级)，它的，它的QA等等级都都是是QA1级或或QA2级，不存在，不存在QA3级。这就就是是说只要是安全等只要是安全等级的承的承压机械机械设备，就，就要求供要求供货

56、商提供商提供质量保量保证的的证明文件。明文件。 2024/8/2184核电厂系统与部件核安全分级第第2节 核核电厂系厂系统与部件的核安全等与部件的核安全等级2.5 小小结 某些部件和某些部件和设备的的RCCM等等级和和QA等等级比其安全等比其安全等级有所提高，是由于在某有所提高，是由于在某些些阶段，例如制造，不段，例如制造，不仅要考要考虑设备的安的安全功能，全功能，还要考要考虑制造工制造工艺的的难易程度和易程度和设备运行的可靠性等因素。例如某个运行的可靠性等因素。例如某个设备在安全功能上不很重要，但我在安全功能上不很重要，但我们并不希望并不希望它在它在电站寿命期站寿命期间过早失效，出于早失效，

57、出于这个原个原因，因，对这些些设备提出更高的制造要求并要提出更高的制造要求并要求遵守高一求遵守高一级质量保量保证规范以达到控制关范以达到控制关键环节和保和保证质量的目的。量的目的。 2024/8/2185核电厂系统与部件核安全分级第第2节 核核电厂系厂系统与部件的核安全等与部件的核安全等级2.5 小小结 (2)有安全等有安全等级的非承的非承压设备都有都有质量保量保证等等级(QA1、QA2、QA3级)。 (3)全部全部1E级电气气设备均均为QA1级。 承承压设备的的QA级，RCCM级和安全和安全等等级的关系如的关系如图2。2024/8/2186核电厂系统与部件核安全分级第第2节 核核电厂系厂系统

58、与部件的核安全等与部件的核安全等级2.5 小小结123QNC123NC123常常规标准准QA等等级安全等安全等级RCCM等等级图2 设备的的RCC-M等等级、QA等等级与其安全等与其安全等级的关系的关系 2024/8/2187核电厂系统与部件核安全分级第第2节 核核电厂系厂系统与部件的核安全等与部件的核安全等级2.5 小小结 (4)阀门的的QA等等级 核核电站中站中阀门是品种多数量大的是品种多数量大的设备，因此因此对它有一些它有一些专门规定定 阀门壳体（壳体（压力力边界）界） 阀门壳体的壳体的RCCM等等级与它的安全等与它的安全等级和运行条件有关。而其和运行条件有关。而其QA等等级又与安又与安

59、全等全等级和抗震和抗震类别有关。具体有关。具体见下下页表表5(阀门的的QA等等级与其它等与其它等级的关系的关系 )。 2024/8/2188核电厂系统与部件核安全分级第第2节 核核电厂系厂系统与部件的核安全等与部件的核安全等级2.5 小小结 其中，分其中，分组I、是根据是根据压力力温度温度额定等定等级值确定。确定。 组：压力力温度温度额定等定等级值400(约P50bar) 组：压力力温度温度额定等定等级值为400，300(约20barP50bar) 组：压力力温度温度额定等定等级值150(约P 20bar) 非安全等非安全等级的的阀门还可按其要求的可靠性大可按其要求的可靠性大小分小分类，见下表

60、：下表：2024/8/2189核电厂系统与部件核安全分级第第2节 核核电厂系厂系统与部件的核安全等与部件的核安全等级2.5 小小结分组分组安全等安全等级级RCCM等等级级按可靠性分按可靠性分类类QA等级等级1A1INCNC2FQA2QA23GQA3QA3NCHQNCQNC注：注：F其故障其故障马上上导致反致反应堆停堆或堆停堆或电站在很短站在很短时间内内停运的所有停运的所有阀门； G其故障在短其故障在短时间内引起反内引起反应堆停堆或大部分堆停堆或大部分设备停运，或直接引起小部分停运，或直接引起小部分设备停运的那些停运的那些阀门； H其故障不影响其故障不影响电站可利用率的站可利用率的阀门2024/8/2190核电厂系统与部件核安全分级