第9章 核安全分级
核安全分级
9 核安全分级9.1 概述岭澳核电站二期工程的设计和制造主要根据“法国900MWe压水堆核电站系统设计和建造规则”（RCC-P，1991年第4版、1995年修订），“压水堆核岛机械设备设计建造规则”（RCC-M，2000年版和2002年补遗），对系统、设备和构筑物进行核安全分级、RCC-M 规范分级和抗震分类。
设备核安全分级关系如下图所示：机械承压设备核安全分级与RCC-M规范等级的关系如下表所示：一般的RCC-M规范等级是与安全等级相对应，但是表中安全2、3级和NC级（非核安全级）根据设备所经受的载荷（特别是压力和温度）情况，可相应提高其RCC-M规范等级。
系统的核安全分级和RCC-M规范等级及分级的分界已在设计流程图上给出明确标记。
9.2 核安全分级应用的原则机械系统执行安全功能的设备和部件按照对安全的重要程度进行分级，安全功能主要包括下列内容：——反应堆停堆；——对堆芯或执行安全功能的其他系统进行冷却；——事故后防止放射性物质扩散。
9.2.1 承压设备的核安全分级构成压力边界并执行安全功能的机械和流体系统的设备和部件分成三种安全等级：安全1级、安全2级和安全3级，其它承压设备和部件为非安全级，用NC表示。
流体系统的安全等级涉及到同系统连接的各个设备，包括疏水和放气以及仪表机械部分，范围覆盖到安全等级接口部位（安全1级有例外，与安全1级流体管道连接的流体管道的安全等级取决于它们的直径）。
9.2.1.1安全1级安全1级适用于部件破损后会引起工况Ⅲ或工况Ⅳ反应堆失水事故的一些部件（有关工况的定义参照RCC-P，4.4节），或者在反应堆正常运行过程中假设只有正常补水系统补水的情况下，本身的破损会阻碍反应堆顺利停堆和冷却的那些部件。
安全1级包括：a)反应堆冷却剂系统以及与其连接的内径大于10.6mm的水管线或内径大于21.9mm 的蒸汽管线，其长度延伸至（并包括）相连辅助管线上的两个反应堆冷却剂隔离阀；b)稳压器卸压管线直至（并包括）卸压装置（卸压阀和安全阀）。
核电厂系统与部件的核安全分级概述
第1节 总论
1. 3 设备分级的概念和方法
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。
02.02.2019
核电厂系统和部件的核安全分级
2
第1节 总论
1.1 目的
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。
02.02.2019 核电厂系统和部件的核安全分级 9
第1节 总论
1. 3 设备分级的概念和方法
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。
02.02.2019 核电厂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)。
关于核安全知识
核安全知识问：“核安全”的定义是什么？核安全事件如何划分等级？答：广义的核安全是指涉及核材料及放射性核素相关的安全问题，目前包括放射性物质管理、前端核资源开采利用设施安全、核电站安全运行、乏燃料后处理设施安全及全过程的防核扩散等议题。
狭义的核安全是指在核设施的设计、建造、运行和退役期间，为保护人员、社会和环境免受可能的放射性危害的所采取的技术和组织上的措施的综合。
该措施包括：确保核设施的正常运行，预防事故的发生，限制可能的事故后果。
那么核安全相关事件是如何分级？历史上，1986年的苏联切尔诺贝利核事故即被定义为最严重的7级（切尔诺贝利核事故记录视频可选择去优酷网搜索）。
当时，核电站4号反应堆发生爆炸，导致8吨放射性物质泄露，直接污染核电站周围6万多平方公里，320多万人受到辐射；1979年美国三里岛核事故则属于5级。
当时，由于核电站机组的制冷系统出现故障，导致大量放射性物质泄露，至少15万居民被迫撤离。
问：在发生核与辐射突发事件后，不同阶段可采取怎样的防护措施？答：事件发生1至2天内，对人员可以采用的防护措施有：隐蔽、呼吸道防护、服用稳定性碘、撤离、控制进出口通路等。
其中呼吸道防护是用干或湿毛巾捂住鼻子的行动，可防止或减少吸入放射性核素。
服用稳定性碘能防止或减少烟羽中放射性碘进入体内后在甲状腺内沉积。
在事件中期阶段，已有相当大量的放射性物质沉积于地面。
此时，对个人而言除了可考虑终止呼吸道防护外，其他的早期防护措施可继续采用。
为避免长时间停留而受到过高的累积剂量，主管部门可采取有控制和有计划地将人群由污染区向外搬迁。
还应该考虑限制当地生产或储存的视频和饮用水的销售和消费。
根据这个时期对人员照射途径的特点，可采取的防护措施还有：在畜牧业中使用储存饲料，对人员体表去污，对伤病员救治等。
在事故晚期（恢复期）面临的问题是：是否和何时可以恢复社会正常生活；或者是否需要进一步采取防护措施。
在事件晚期，主要照射途径为污染食品的食入和再悬浮物质的吸入引起的内照射。
核安全分级
9 核安全分级概述岭澳核电站二期工程的设计和制造主要根据“法国900MWe压水堆核电站系统设计和建造规则”（RCC-P，1991年第4版、1995年修订），“压水堆核岛机械设备设计建造规则”（RCC-M，2000年版和2002年补遗），对系统、设备和构筑物进行核安全分级、RCC-M规范分级和抗震分类。
设备核安全分级关系如下图所示：机械承压设备核安全分级与RCC-M规范等级的关系如下表所示：一般的RCC-M规范等级是与安全等级相对应，但是表中安全2、3级和NC级（非核安全级）根据设备所经受的载荷（特别是压力和温度）情况，可相应提高其RCC-M规范等级。
系统的核安全分级和RCC-M规范等级及分级的分界已在设计流程图上给出明确标记。
核安全分级应用的原则机械系统执行安全功能的设备和部件按照对安全的重要程度进行分级，安全功能主要包括下列内容：——反应堆停堆；——对堆芯或执行安全功能的其他系统进行冷却；——事故后防止放射性物质扩散。
承压设备的核安全分级构成压力边界并执行安全功能的机械和流体系统的设备和部件分成三种安全等级：安全1级、安全2级和安全3级，其它承压设备和部件为非安全级，用NC表示。
流体系统的安全等级涉及到同系统连接的各个设备，包括疏水和放气以及仪表机械部分，范围覆盖到安全等级接口部位（安全1级有例外，与安全1级流体管道连接的流体管道的安全等级取决于它们的直径）。
9.2.1.1安全1级安全1级适用于部件破损后会引起工况Ⅲ或工况Ⅳ反应堆失水事故的一些部件（有关工况的定义参照RCC-P，节），或者在反应堆正常运行过程中假设只有正常补水系统补水的情况下，本身的破损会阻碍反应堆顺利停堆和冷却的那些部件。
安全1级包括：a)反应堆冷却剂系统以及与其连接的内径大于的水管线或内径大于的蒸汽管线，其长度延伸至（并包括）相连辅助管线上的两个反应堆冷却剂隔离阀；b)稳压器卸压管线直至（并包括）卸压装置（卸压阀和安全阀）。
核安全分级
核安全分级Company Document number：WTUT-WT88Y-W8BBGB-BWYTT-199989 核安全分级概述岭澳核电站二期工程的设计和制造主要根据“法国900MWe压水堆核电站系统设计和建造规则”（RCC-P，1991年第4版、1995年修订），“压水堆核岛机械设备设计建造规则”（RCC-M，2000年版和2002年补遗），对系统、设备和构筑物进行核安全分级、RCC-M规范分级和抗震分类。
设备核安全分级关系如下图所示：机械承压设备核安全分级与RCC-M规范等级的关系如下表所示：一般的RCC-M规范等级是与安全等级相对应，但是表中安全2、3级和NC级（非核安全级）根据设备所经受的载荷（特别是压力和温度）情况，可相应提高其RCC-M规范等级。
系统的核安全分级和RCC-M规范等级及分级的分界已在设计流程图上给出明确标记。
核安全分级应用的原则机械系统执行安全功能的设备和部件按照对安全的重要程度进行分级，安全功能主要包括下列内容：——反应堆停堆；——对堆芯或执行安全功能的其他系统进行冷却；——事故后防止放射性物质扩散。
承压设备的核安全分级构成压力边界并执行安全功能的机械和流体系统的设备和部件分成三种安全等级：安全1级、安全2级和安全3级，其它承压设备和部件为非安全级，用NC表示。
流体系统的安全等级涉及到同系统连接的各个设备，包括疏水和放气以及仪表机械部分，范围覆盖到安全等级接口部位（安全1级有例外，与安全1级流体管道连接的流体管道的安全等级取决于它们的直径）。
9.2.1.1安全1级安全1级适用于部件破损后会引起工况Ⅲ或工况Ⅳ反应堆失水事故的一些部件（有关工况的定义参照RCC-P，节），或者在反应堆正常运行过程中假设只有正常补水系统补水的情况下，本身的破损会阻碍反应堆顺利停堆和冷却的那些部件。
安全1级包括：a)反应堆冷却剂系统以及与其连接的内径大于的水管线或内径大于的蒸汽管线，其长度延伸至（并包括）相连辅助管线上的两个反应堆冷却剂隔离阀；b)稳压器卸压管线直至（并包括）卸压装置（卸压阀和安全阀）。
核安全分级
9.2.1.10
a)在安全1级和安全2级的部件或设备之间：
b)
·一个非能动设备（限流件只适用于小直径的设备和部件，其破损引起的泄漏用上充泵可以补足）；
·两个能动装置。
c)反应堆冷却剂系统中的安全1级部件或设备和较低级的部件或设备之间：
d)
·两个串联的常闭阀；
·两个能动隔离阀；
抗震1类机械设备和部件按其不同要求，又可分为以下3类：
a.在安全停堆地震（SSE）引起的荷载作用下必须保持其完整性和密封性的设备属于1Ⅰ类；
b.
c.专用安全设施及其支持系统中的非能动设备，当受到SSE荷载作用时需保持其功能的设备属于1F类；
d.
e.在SSE荷载作用下，其事故后安全功能仍要求能运转的设备属于1A类。
9.3 设备抗震分类
机械和电气设备的抗震分类确定了设备的设计和承受地震的能力。
与安全有关的所有机械和电气设备都属于抗震1类。这些设备包括安全1、2、3级承压设备和LS级机械设备以及1E级电气设备。
其他部件和设备可以按照其重要性确定抗震要求。防火设备的抗震要求在RCC-I中规定。
抗震1类的含义是指设计的设备能承受安全停堆地震（SSE）引起的荷载。
设备核安全分级关系如下图所示：
机械承压设备核安全分级与RCC-M规范等级的关系如下表所示：
安全等级
RCC-M规范等级
1
2
3
Nc
1
2或1
3或2
Nc或3
一般的RCC-M规范等级是与安全等级相对应，但是表中安全2、3级和NC级（非核安全级）根据设备所经受的载荷（特别是压力和温度）情况，可相应提高其RCC-M规范等级。
9.2.2 其他机械设备的核安全分级
核电设备与部件核安全分级介绍
核电设备与部件核安全分级介绍核电设备与部件核安全分级介绍核电设备与部件的核安全分级包括四项内容：即安全等级、抗震类别、规范等级和质保等级。
①安全等级：为了确保物项执⾏其相应的安全功能，要对各类物项进⾏安全分级。
安全等级分为四级：即安全1级、安全2级、安全3级和安全4级（⾮安全级）。
②抗震类别：为了确保物项在发⽣地震时能执⾏其安全功能，要确定各类物项的抗震类别。
抗震类别分类：分为抗震I类和抗震II类。
抗震I类的部件需承受安全停堆地震的荷载，抗震II类的部件需承受运⾏基准地震的荷载（对于抗震II类的部件，新的核安全法规不强制规定其在设计中必须将运⾏基准地震的荷载作为设计输⼊。
是否作为设计输⼊，由核动⼒⼚营运单位根据具体情况决定）。
③规范等级：为了满⾜不同安全等级的物项执⾏其安全功能的要求；要确定各类物项的设计和建造的等级。
物项的规范等级（也称为设备等级）分为四级：即规范1级、规范2级、规范3级和常规设备规范。
④质保等级：为了对执⾏不同安全功能的物项在设计和建造期间采取相应的质量保证措施，要确定各类物项的质量保证等级。
质保等级分为四级：即质保 1 级（QA1）、质保 2 级（QA2）、质保 3 级（QA3）和质保 4 级（QAN）。
所有的核安全级部件与设备（核安全1、2、3级）均为抗震Ⅰ类，即要求部件与设备能够抵御“安全停堆地震（SSE）”的荷载⽽保持其结构完整性、可运⾏性和功能能⼒。
安全级、质量分组、质量保证级对于某⼀具体部件与设备⽽⾔原则上是⼀致的，例如反应堆压⼒容器为核安全1级部件，该部件为抗震I类、安全1级、质量1级、质量保证1级。
但在，某些情况下安全级、质量级或质量保证级可根据需要升级，例如蒸汽发⽣器⼆次侧为核安全2级部件，该部件为抗震I类、安全2级、规范2级、质保1级。
安全4级为⾮核安全级，通常执⾏常规产品相应的规范（标准）和质量保证要求（例如∶ISO-9001）。
核电厂安全分级
第1节 总论
1. 3 设备分级的概念和方法
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。
2017/2/12
核电厂系统和部件的核安全分级
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第1节 总论
1. 3 设备分级的概念和方法
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。
2017/2/12 核电厂系统和部件的核安全分级 9
第1节 总论
1. 3 设备分级的概念和方法
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。
2017/2/12 核电厂系统和部件的核安全分级 6
第1节 总论
1. 3 设备分级的概念和方法
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9章核安全分级
c)稳压器卸压管线直至（并包括）卸压装置（卸压阀和安全阀）。
d)
9.2.1.3安全2级
9.2.1.4
安全2级适用于非安全1级的输送反应堆冷却剂的承压设备和部件，或者适用于在发生失水事故时为包容放射性物质所需的系统设备和部件。
安全2级包括：
a）不属于安全1级的反应堆冷却剂系统承压设备和部件；
b）
c）下列系统的主要设备和部件
设备核安全分级关系如下图所示：
机械承压设备核安全分级与RCC-M规范等级的关系如下表所示：
安全等级
RCC-M规范等级
1
2
3
Nc
1
2或1
3或2
Nc或3
一般的RCC-M规范等级是与安全等级相对应，但是表中安全2、3级和NC级（非核安全级）根据设备所经受的载荷（特别是压力和温度）情况，可相应提高其RCC-M规范等级。
系统的核安全分级和RCC-M规范等级及分级的分界已在设计流程图上给出明确标记。
9.2核安全分级应用的原则
机械系统执行安全功能的设备和部件按照对安全的重要程度进行分级，安全功能主要包括下列内容：
——反应堆停堆；
——对堆芯或执行安全功能的其他系统进行冷却；
——事故后防止放射性物质扩散。
9.2.1承压设备的核安全分级
h.
数字化仪控设备，其软件的质量鉴定要求为：
1E级软件的质量鉴定采用标准IEC60880及IEC60880-2。对于有特殊要求设备的软件参照IEC62138的有关规定执行。
9.6质量保证（QA）分级
核岛供货范围内设备和服务项目分为Q1、Q2、Q3和QNC四级，这种分级同采用的安全准则是一致的。依照设备的供货方式（设备类型和服务），核岛部分的分包商必须遵照下述4个QA级对质量保证的规定：
核电厂安全分级
13.07.2020
核电厂系统和部件的核安全分级
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第1节 总论
1. 3 设备分级的概念和方法
(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。
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。
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核电厂系统和部件的核安全分级
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第1节 总论
1. 3 设备分级的概念和方法
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。
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)。
13.07.2020
核电厂பைடு நூலகம்统和部件的核安全分级
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第1节 总论
1. 3 设备分级的概念和方法
核事件分级表述
核事件分级表述
核事件分级是对核事故的严重程度进行分类的一种方法。
通常使用国际原子能机构（IAEA）定义的七级国际核事件分级标准，从萨兰岛事件（分级为1级）到切尔诺贝利核事故（分级为7级）。
以下是核事件分级的表述：
1级：异常事件。
对于核安全没有或只有极小的影响，不需要
采取特殊应对措施。
2级：异常事件。
对于核安全有一定的影响，需要采取特殊应
对措施。
3级：严重事件。
对于核安全有一定的影响，可能导致超过一
个设施的辐射泄露，需要采取紧急措施。
4级：事故。
在核设施内发生的事件，可能导致辐射泄露并对
工人和环境造成影响，需要立即采取应对措施。
5级：事故。
在核设施内发生的严重事故，可能有限地扩散到
设施之外，对工人和环境造成一定的影响，需要采取紧急措施。
6级：事故。
在核设施内发生的严重事故，泄漏辐射物质到环
境中，对工人和环境造成更广泛的影响，需要大规模的应对措施。
7级：重大事故。
超出核设施范围的广泛辐射泄露，可能对人类和环境造成重大伤害，需要大规模的应对措施并可能对周边地区产生长期影响。
这个分级系统有助于评估核事故的影响程度，指导相关机构采取适当的安全措施和协助应对。
核电厂安全分级
核电厂系统和部件的核安全分级
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第1节 总论
1. 3 设备分级的概念和方法
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。
2024/2/28
核电厂系统和部件的核安全分级
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第1节 总论
1.2 范围
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
2024/2/28
核电厂系统和部件的核安全分级
3
第1节 总论
1.1 目的
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。
2024/2/28
核电厂系统和部件的核安全分级
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第1节 总论
1. 3 设备分级的概念和方法
1.3.3 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。
核安全等级
浅谈核安全等级的划分有不同的规定要求。
环境鉴定一般分4个等级：①用以证明安装在安全壳内部的电气和仪表设备，.在正常工况、地及载荷、事故期间或之后的状态下，能完成它的规定功能的；②用以证明安装在安全壳内部的电气和仪表设备，在正常工况和地展载荷下，能完成它的规定功能的;③用以证明安装在安全壳外面的电气和仪表设备，在正常工况和地屁载荷下，能完成它的规定功能的.④用以证明在正常工况下，能完成它的规定功能的。
heonquon dengjl 核安全等级(nuelear safety elassifieation) 按核电厂的构筑物、系统和部件是否执行安全功能及此种功能的重要性而划分的等级。
凡执行安全功能的物项均属核安全级。
不执行安全功能的则属非核安全级.对于机械设备，安全级又分为4级，安全1级对安全的重要性最大，2、3、4级的重要性依次递减。
对电气和仪表设备，安全级又称IE级，在安全级中不再分级。
对于各种安全级设备，在设计、制造、试验和检查等方面都有特定的要求，还要求规定相应的设计和制造规范等级、质1保证等级、抗展分类和环境鉴定等级.确定设备的安全等级，对核电厂的安全性和经济性有重要影响，降低等级会影响核电厂的安全性，不适当的提高等级会增加核电厂的造价。
在一座压水堆核电厂的设备中.核安全级的台件数约占总台件数的4。
写，而一件设备由非安全级改为安全级，造价上可能提高数倍，由此可看到恰当的分级的重要意义。
安全功能核电厂设计要求在任何情况下确保反应堆安全停堆，从堆芯排出热量，并限制预计运行事件和事故工况后果.为达到这些设计要求所必须的功能称安全功能。
安全功能可分列出多条，核电厂内安全级的构筑物、系统和部件应能完成所有的安全功能，从而达到安全设计要求。
设计和制造规范等级构筑物、系统和部件，根据不同的安全等级，在设计、制造、检查、鉴定等方面的分级要求，它一般是与安全等级相对应的.但是有的设备根据情况需要提高设计和制造规范等级。
核安全等级划分标准
核安全等级划分标准
核安全等级划分标准是指根据核设施的安全功能、安全措施、安全控制、操作管理、紧急响应等方面的要求，将核设施划分为不同的安全等级，以实现对核设施的全面安全管理。
目前，国际上通用的核安全等级划分标准是以英国的HSE法规为基础，分为四个等级：一级为最高级别，四级为最低级别。
我国也采用了类似的标准，将核设施划分为一级、二级、三级和四级等四个安全等级，其中一级为最高等级，四级为最低等级。
对于不同的核设施，应根据其特点和安全需求来确定其相应的安全等级，以保障核设施的安全运行和环境保护。
在核能发展的过程中，核安全等级划分标准是确保核能安全的重要保障措施之一。
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第9章核安全分级
第9章-核安全分级9 核安全分级9.1 概述岭澳核电站二期工程的设计和制造主要根据“法国900MWe压水堆核电站系统设计和建造规则”（RCC-P，1991年第4版、1995年修订），“压水堆核岛机械设备设计建造规则”（RCC-M，2000年版和2002年补遗），对系统、设备和构筑物进行核安全分级、RCC-M 规范分级和抗震分类。
设备核安全分级关系如下图所示：机械承压设备核安全分级与RCC-M规范等级的关系如下表所示：一般的RCC-M规范等级是与安全等级相对应，但是表中安全2、3级和NC级（非核安全级）根据设备所经受的载荷（特别是压力和温度）情况，可相应提高其RCC-M规范等级。
系统的核安全分级和RCC-M规范等级及分级的分界已在设计流程图上给出明确标记。
9.2 核安全分级应用的原则机械系统执行安全功能的设备和部件按照对安全的重要程度进行分级，安全功能主要包括下列内容：——反应堆停堆；——对堆芯或执行安全功能的其他系统进行冷却；——事故后防止放射性物质扩散。
构成压力边界并执行安全功能的机械和流体系统的设备和部件分成三种安全等级：安全1级、安全2级和安全3级，其它承压设备和部件为非安全级，用NC表示。
流体系统的安全等级涉及到同系统连接的各个设备，包括疏水和放气以及仪表机械部分，范围覆盖到安全等级接口部位（安全1级有例外，与安全1级流体管道连接的流体管道的安全等级取决于它们的直径）。
9.2.1.1安全1级安全1级适用于部件破损后会引起工况Ⅲ或工况Ⅳ反应堆失水事故的一些部件（有关工况的定义参照RCC-P，4.4节），或者在反应堆正常运行过程中假设只有正常补水系统补水的情况下，本身的破损会阻碍反应堆顺利停堆和冷却的那些部件。
安全1级包括：a)b)稳压器卸压管线直至（并包括）卸压装置（卸压阀和安全阀）。
9.2.1.2安全2级安全2级适用于非安全1级的输送反应堆冷却剂的承压设备和部件，或者适用于在发生失水事故时为包容放射性物质所需的系统设备和部件。
核电厂安全分级
2021/1/21
核电厂系统和部件的核安全分级
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第1节 总论
1. 3 设备分级的概念和方法
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。
核电厂系统与部件的核安全分级
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核电厂系统和部件的核安全分级
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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。
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核电厂系统和部件的核安全分级
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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。
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)。
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核电厂系统和部件的核安全分级
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第1节 总论
1. 3 设备分级的概念和方法
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。
第章核安全分级
9 核安全分级概述岭澳核电站二期工程的设计和制造主要根据“法国900MWe压水堆核电站系统设计和建造规则”（RCC-P，1991年第4版、1995年修订），“压水堆核岛机械设备设计建造规则”（RCC-M，2000年版和2002年补遗），对系统、设备和构筑物进行核安全分级、RCC-M 规范分级和抗震分类。
设备核安全分级关系如下图所示：机械承压设备核安全分级与RCC-M规范等级的关系如下表所示：一般的RCC-M规范等级是与安全等级相对应，但是表中安全2、3级和NC级（非核安全级）根据设备所经受的载荷（特别是压力和温度）情况，可相应提高其RCC-M规范等级。
系统的核安全分级和RCC-M规范等级及分级的分界已在设计流程图上给出明确标记。
核安全分级应用的原则机械系统执行安全功能的设备和部件按照对安全的重要程度进行分级，安全功能主要包括下列内容：——反应堆停堆；——对堆芯或执行安全功能的其他系统进行冷却；——事故后防止放射性物质扩散。
承压设备的核安全分级构成压力边界并执行安全功能的机械和流体系统的设备和部件分成三种安全等级：安全1级、安全2级和安全3级，其它承压设备和部件为非安全级，用NC表示。
流体系统的安全等级涉及到同系统连接的各个设备，包括疏水和放气以及仪表机械部分，范围覆盖到安全等级接口部位（安全1级有例外，与安全1级流体管道连接的流体管道的安全等级取决于它们的直径）。
9.2.1.1安全1级安全1级适用于部件破损后会引起工况Ⅲ或工况Ⅳ反应堆失水事故的一些部件（有关工况的定义参照RCC-P，节），或者在反应堆正常运行过程中假设只有正常补水系统补水的情况下，本身的破损会阻碍反应堆顺利停堆和冷却的那些部件。
安全1级包括：a)反应堆冷却剂系统以及与其连接的内径大于的水管线或内径大于的蒸汽管线，其长度延伸至（并包括）相连辅助管线上的两个反应堆冷却剂隔离阀；b)稳压器卸压管线直至（并包括）卸压装置（卸压阀和安全阀）。
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9 核安全分级
9.1 概述
岭澳核电站二期工程的设计和制造主要根据“法国900MWe压水堆核电站系统设计和建造规则”（RCC-P，1991年第4版、1995年修订），“压水堆核岛机械设备设计建造规则”（RCC-M，2000年版和2002年补遗），对系统、设备和构筑物进行核安全分级、RCC-M 规范分级和抗震分类。
设备核安全分级关系如下图所示：
机械承压设备核安全分级与RCC-M规范等级的关系如下表所示：
一般的RCC-M规范等级是与安全等级相对应，但是表中安全2、3级和NC级（非核安全级）根据设备所经受的载荷（特别是压力和温度）情况，可相应提高其RCC-M规范等级。
系统的核安全分级和RCC-M规范等级及分级的分界已在设计流程图上给出明确标记。
9.2 核安全分级应用的原则
机械系统执行安全功能的设备和部件按照对安全的重要程度进行分级，安全功能主要包括下列内容：
——反应堆停堆；
——对堆芯或执行安全功能的其他系统进行冷却；
——事故后防止放射性物质扩散。
9.2.1 承压设备的核安全分级
构成压力边界并执行安全功能的机械和流体系统的设备和部件分成三种安全等级：安全1级、安全2级和安全3级，其它承压设备和部件为非安全级，用NC表示。
流体系统的安全等级涉及到同系统连接的各个设备，包括疏水和放气以及仪表机械部分，范围覆盖到安全等级接口部位（安全1级有例外，与安全1级流体管道连接的流体管道的安全等级取决于它们的直径）。
9.2.1.1安全1级
安全1级适用于部件破损后会引起工况Ⅲ或工况Ⅳ反应堆失水事故的一些部件（有关工况的定义参照RCC-P，4.4节），或者在反应堆正常运行过程中假设只有正常补水系统补水的情况下，本身的破损会阻碍反应堆顺利停堆和冷却的那些部件。
安全1级包括：
a)反应堆冷却剂系统以及与其连接的内径大于10.6mm的水管线或内径大于21.9mm 的蒸汽管线，其长度延伸至（并包括）相连辅助管线上的两个反应堆冷却剂隔离阀；
b)稳压器卸压管线直至（并包括）卸压装置（卸压阀和安全阀）。
9.2.1.2安全2级
安全2级适用于非安全1级的输送反应堆冷却剂的承压设备和部件，或者适用于在发生失水事故时为包容放射性物质所需的系统设备和部件。
安全2级包括：
a）不属于安全1级的反应堆冷却剂系统承压设备和部件；
b）下列系统的主要设备和部件
·余热排出系统；
·化学和容积控制系统；
·安全注入系统；
·安全壳喷淋系统。
构成第三道安全壳屏障的设备和部件；
·反应堆安全壳厂房，包括用来隔离反应堆厂房和外部环境的封闭系统的阀门和部件；
·反应堆安全壳厂房内属于二回路系统的部分，并延伸至（并包括）厂房外第一个隔离阀；
·安全壳大气监测系统
c)堆芯仪表系统的设备和部件直至（并包括）手动隔离阀。
9.2.1.3安全3级
安全3级适用于对安全重要的设备和部件，这些部件损坏后不会直接引起放射性后果；或者对于损坏后会导致正常需存放衰变的放射性气体释放的设备。
安全3级包括：
a)反应堆冷却剂净化所需的化学和容积控制系统中的设备和部件，硼补给系统中的设备和部件；
b)安全壳外蒸汽发生器辅助给水系统的设备和部件；
c)设备冷却水系统和重要厂用水系统的设备和部件；
d)反应堆换料水池和乏燃料水池冷却和处理系统的设备和部件；
e)放射性废物处理系统的设备和部件（如果这些设备损坏会导致正常需存放衰变的放射性气体释放）。
9.2.1.4安全等级的接口
两个不同安全等级的系统或系统的某种部件可用适当的接口件连接。
接口的功能是为。