AP1000核电厂构筑物、系统和部件(SSC)的分级(讲座稿)
-核电厂系统与部件的核安全分级资料课件 (二)
-核电厂系统与部件的核安全分级资料课件(二)- 核电厂系统与部件的核安全分级资料课件1. 什么是核安全分级？核安全分级是指根据核电厂系统和部件的安全重要性，将其划分为不同的等级，以便对其进行安全管理和监督。
2. 核电厂系统和部件的安全等级有哪些？核电厂系统和部件的安全等级一般分为四个等级：一级、二级、三级和四级。
其中，一级为最高级别，四级为最低级别。
3. 一级安全等级的系统和部件有哪些？一级安全等级的系统和部件包括核反应堆、主蒸汽发生器、主循环泵、蒸汽涡轮机等重要设备。
4. 二级安全等级的系统和部件有哪些？二级安全等级的系统和部件包括辅助系统、冷却系统、安全控制系统、通风系统等。
5. 三级安全等级的系统和部件有哪些？三级安全等级的系统和部件包括电气系统、仪表和控制系统、辅助泵等。
6. 四级安全等级的系统和部件有哪些？四级安全等级的系统和部件包括建筑物、设备支架、管道、阀门等。
7. 核安全分级的目的是什么？核安全分级的目的是为了保障核电厂系统和部件的安全性，防止事故的发生，保护人民的生命财产安全。
8. 核安全分级的意义是什么？核安全分级的意义在于为核电厂的安全管理提供了依据，使得核电厂能够更好地进行安全管理和监督，提高核电厂的安全性能。
9. 核安全分级的实施要求是什么？核安全分级的实施要求包括分级标准、分级方法、分级结果的确认和监督等方面的要求，以确保核安全分级的准确性和有效性。
10. 核安全分级的实施对核电厂的安全管理有何帮助？核安全分级的实施有助于核电厂进行全面的安全管理，提高核电厂的安全性能，防止事故的发生，保护人民的生命财产安全。
非能动核电厂构筑物、系统与部件的质保分级(讲座)
2018年8月8日星期三
-21-
3 AP1000核电厂SSC’s安全分级（11/27）
3.4 分级说明 （2）B级
B级是安全相关级，等同于ANS安全2级 在某设计基准事件后限制从安全壳释放的放射性物质泄漏 设计适用完成如下功能：
△
提供裂变产物屏障或者对一回路所包容的放射性物质 的容纳和隔离 提供安全壳边界，包括贯穿件和隔离阀。还包括作为 安全壳边界功能的管道。例如安全壳内的主蒸汽 与主给水系统、SG的二 次侧筒体
ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ
系统运行瞬态 System Operating Transients (SOT)
由电厂运行或系统运行造成的动态偶发事件引起的瞬变及 它们产生的机械响应
2018年8月8日星期三
-16-
3 AP1000核电厂SSC’s安全分级（6/27）
3.2
术语定义
假想事件 Postulated Events 那些假想的自然现象（即
2018年8月8日星期三
-5-
2 AP1000核电厂SSC’s抗震分类（2/7）
2.2
抗震分类
AP1000核电厂SSC划分为： 抗震I类（C-I） 抗震II类（C-II）
抗震III类（C-III）
非抗震类（NS）
2018年8月8日星期三
-6-
2 AP1000核电厂SSC’s抗震分类（3/7）
如环吊、装卸料机，以及主控室天花板上的SSC等
2018年8月8日星期三
-10-
2 AP1000核电厂SSC’s抗震分类（7/7）
2.3 定义 （3）抗震III类（C-III）
AP1000核电厂质量保证分级方法探讨
核 电厂 安 全 是通 过 保 守设 计 、系 统 和设 备
的 可靠 性 及 人 因 工 程 （ 括 核 安 全 文 化 ） 等 包 来 保 证 的 。 日本福 岛核事 故 后 ，人 们 对 核 电 的
统 和设 备 的可 靠 性 。
表 １ 安 全 分 级 对 比
从上 述 比较 可 以 看 出 ，虽 然 Ａ １ ０ Ｐ ０ ０技 术 和 传 统 压 水 堆 技 术 的 安 全 分 级 参 考 文 件 不 一
相关 物 项 的 活 动 需 要 建 立 并 实 施 １ Ｃ Ｒ ０附 ０Ｆ５ 录 Ｂ的质 量保 证 大 纲 ” ，附 录 Ｂ仅 适 用 于 “ 安 全相 关 的物项 及 活 动 ” ，非 “ 全 重 要 物 项 和 安 服 务 的活 动 ” ，这 与 Ｈ Ｆ ０ Ａ ０ ３规 定 不 同 。但 是 ， Ｎ Ｃ对 安 全 重 要 影 响 非 安 全 物 项 提 出 Ｒ Ｎ Ｓ Ｒ Ｔ Ｓ
（ ） 质量 保 证 分 级 同 时应 考 虑 的 因素 ２ ａ 项 或 服 务 的 复 杂 性 （ 如 工 艺 复 杂 ．物 例
性 、接 口复 杂 性 ） 、独 特性 和新 颖性 。 ｂ ．工 艺 、方 法 和 设 备 是 否 需 要 特 殊 的 控
制 、管理 和 检 查 。
Ｃ ．功 能 要 求 能 在 多 大 程 度 上 通 过 检 查 和
试 验 进行 证 实 。
Ａ １０ Ｐ０ ０设计 单 位 西 屋公 司在 Ａ １０ Ｐ ０ ０设 计
控制 文 件 （ Ｃ Ｄ Ｄ） 和 系统 说 明 书 （ Ｓ 均 未 Ｓ Ｄ） 提及 系统 、构 筑 物 和设 备 的质 量 保 证 分级 。但 是 ，西 屋 公 司根 据安 全 功 能 、设 计 可靠 性 和 电 厂 可用 率 提 出 了 自 己 的 分 级 方 法 ， 。根 据 美 国联 邦 法规 １Ｃ Ｒ ０９对 核 电 厂物 项 分类 原 ０ Ｆ５［ ｊ
AP1000核电厂核测仪表系统介绍
钒自给能探测器信号和热电偶信号。第二段电缆分成两段独立的电缆和连接器，分别用于钒
自给能探测器信号和热电偶信号的传输。其中 294（42×7）个钒自给能探测器信号均分成 2
个路径传送到 2 个自给能探测器信号处理系统机柜（Signal Processing Electronics, SPE），SPE
将电流信号转换为电压信号，并使用 16 位模数转换器完成模数转换，这些数字信号穿过安
BEACON
三维功率分布
主控室
保护和安全监测 系 统 （P M S ）
电厂控制系统 （P L S ）
核
堆内
堆外
测
核测
核测
仪
仪表
仪表
表
系统
系统
系
（I I S ）
（N IS ）
统
图 1 AP1000 核测仪表系统总体结构
系统除监测功率，给出堆芯上部和下部的功率外，还与保护和安全监测系统 PMS 相连，具 有紧急停堆功能。此外，堆外核测仪表系统的测量值经补偿后也作为电厂控制系统中功率控 制系统的输入之一，将反应堆功率控制在预期的范围内。
( ) n cm2 • s %Pn
1011
1010
109 测 量 108 位 107 置 的 106 中 105 子 注 104 量 103 率
102
101
1
10−1
10−2
102
101
1
中功
10−1
间率
10−2
量量
10−3
程程
10−4
10−5 源 量
10−6 程
10−7
10−8
10−9
10−10
图 6 三个测量量程的中子探测器的测量范围
AP1000核电项目土建物项质量保证分级方法研究
AP1000核电项目土建物项质量保证分级方法研究作者：刘启龙来源：《卷宗》2018年第29期摘要：核电项目建造期间，根据各种物项、服务或工艺对核安全和可用率的重要性程度，在确保满足核安全法规、设计和质量要求的前提下，执行不同的质量保证要求，采用差异化的质量管控措施，达到既满足质保要求又节约建造成本，提高质量保证活动的经济效益的目的。
关键词：AP1000；质量分级；土建物项上海核工程研究设计院以AP1000分级的基本原则，参考国内AP1000自主依托化项目质量保证分级方法，发布《非能动核电厂构筑物、系统和设备的质保分级》文件。
因此，针对该质保分级文件，后续AP1000核电项目土建物项质保分级是核电站土建施工单位质量保证工作的一项重要和基础工作。
1 核电厂质量保证分级管理《核电厂质量保证安全规定》HAF003（1991）质保分级管理的要求在安全导则《核电厂质量保证大纲的制定》HAD003/01中作了进一步的阐述。
该导则就实施《核电厂质量保证安全规定》的要求，为物项和服务选用适当的质保要求提供了具体的指导。
但是，并非所确定的所有物项都必须采用安全导则《核电厂质量保证大纲的制定》HAD003/01的全部要求，故由国家核安全局委托核工业标准化研究所组织，由上海核工程研究设计院负责编译，参照IAEA 1991年发布的技术报告328号《质量保证要求分级手册》发布《质量保证分级手册》核安全法规技术文件（HAF.J0045）。
物项和服务选用适当的质保要求得到了进一步的指导和细化。
1.1 质量保证分级的方法的原则物项或服务的质量保证等级的划分应遵循以下原则，即以物项的失灵或服务的差错对核电厂安全和可靠运行造成影响为主要原则并考虑：1）物项或服务在安全和运行上的重要性。
2）所涉及领域（设计、采购、建造、运行和管理）的成熟性。
3）所涉及领域的复杂性。
2 AP1000核电项目质量保证分级管理2.1 AP1000核电项目质量保证分级介绍非能动核电厂构筑物、系统和设备（简称“SSC”），根据其安全重要性、对发电可靠性（电厂可用率）的影响程度和抗震类别进行质保分级。
浅谈AP1000核电厂安全级仪控系统
浅谈AP1000核电厂安全级仪控系统1 概述AP1000核电厂采用了全数字化仪控系统，其中保护和安全监测系统（PMS）属于安全级，其余均为非核安全级。
PMS系统为电厂提供反应堆停堆、专设安全设施、核级数据处理三大主要功能。
PMS系统直接关系到核电站的安全运行，是AP1000机组中最为重要的仪控系统，因此该系统现场安装的全过程需要高度关注。
2 PMS安装工程分类及施工要点PMS系统安装的实体工作可分解成三大类：处理机柜、电缆与光缆、中子探测器。
2.1 处理机柜PMS总共包含39个DCS（集散控制系统）标准机柜，尺寸约为700*750*2300（宽*深*高），按照功能分为NIC（核仪表子系统柜）、BCC（双稳态逻辑处理器柜）、ILC（符合逻辑处理器柜）、MTP（检修试验柜）、QDP（核级数据处理子系统柜）、SVC（爆破阀控制子系统）、SOE（顺序事件记录柜）。
PMS机柜按照不同的安全序列分别布置在辅助厂房内的6个房间内，成排布置。
PMS属于精密电子设备，对安装环境的要求高，温度必须控制在10℃～25℃、相对湿度控制在20%～75%、空气中无粉尘和腐蚀性气體。
AP1000首堆工程中，现场参照ASME NQA-1的标准，在PMS房间建立了增强的Ⅲ级清洁区，不仅对进入人员、进入材料、区域内的焊接、切割、打磨等动火作业加以控制，还专门设置了临时空调、除湿机、吸尘器等设施改善安装环境。
PMS机柜的安装过程大体包括五个步骤：（1）卸车。
按照核电厂物项分类原则，有抗震要求的PMS机柜属于B类物项，卸车时应十分注意机柜顶部吊耳的受力均衡性，以防止机柜结构变形。
为此，首堆工程中采用了一种方形平衡梁，并与其他辅助吊具一起进行了150%静载试验；（2）引入房间。
PMS机柜要求竖直搬运，但受限于厂房内门洞高度，通过时需要倾斜。
此时应注意倾斜时必须确保柜门在两侧而不至于受压变形。
首堆工程中专门设计了一种翻转运输小车，为提高厂房内搬运效率；（3）调平。
AP1000学习演讲4
（1）氢气监测器 氢气监测器为电厂控制系统提供输入信号。 为了支持多样化手动触发，传感器的输出显示 在主控室，为操作员提供信息以决定是否需要 投入安全壳氢气点火器； （2）氢气控制 氢气点火器多样化手动触发方法有多样化 驱动系统提供，部件级的软件控制由PLS提供。
系统组成
安全壳氢气控制系统有： 氢气浓度监测系统 氢气复合子系统 氢气点火子系统
系统描述
一、系统结构 主控室应急可居留系统(VES)：主要 由压缩空气储存罐（32个）、手动隔离 阀、压力调节阀、流量测量孔板、遥控 操作隔离阀等组成.
二、主控室压力边界
主控室压力边界位于核岛辅助厂房内5.33m标高处。
AP1000主控室房间
主控室房间墙壁和顶棚的混凝土是主要的 非能动热阱，为了增强主控室房间顶棚 的热吸收能力，在混凝土表面安装有金 属网络，上面有金属感光板，加大房间 热量向混凝土的传输。
主控室应急可居留系统（VES）主要目的 是在严重事故工况时为主控室人员提供 可呼吸的清洁空气并且阻止气载放射性 进人主控室。
系统功能
VES能自动的启动和非能动的运行，保证主控室可居留 性和限制电厂选定区域内温度。该系统可以不依靠厂 内和厂外交流电源、操纵员的动作或能动部件，执行 以下的安全相关功能：
1、通风：为主控室人员提供呼吸用的清洁空气； 2、加压：保持主控室相对于周围区域有一个微正压，防止受气 载放射性污染的空气进入主控室； 3、冷却：在设计基准事故后，利用构筑物的热容量，为电厂内 必须保持其功能的设备提供非能动冷却； 4、净化：在VES运行时，对MCR的空气提供非能动循环过滤，维 持M电厂控制系统（PLS）提供了3组冗余的 氢气监测通道。安全壳氢气控制系统 （VLS）中的64个氢气点火器控制除了 可由PLS控制，也可由不依赖电厂控制系 统触发点火器的多样化驱动系统(DAS)控 制。PLS将点火器分2组控制，每组32个， DAS将64个点火器作为一组来进行控制。
AP1000核电设备分级及其质量要求
AP1000核电设备分级及其质量要求论文集ＡＰｌ０００核电设备分级及其质量要求凌世情１（１．中核集１夏Ｉ－－１＇３核电有限公司，浙江－－１＇３３１７１１２）摘要：核电设备分级的目的是为设备设计、制造、检查、验收过程中的质量控制提供清晰的指导。
概括介绍了ＡＰｌ０００设备的安全和抗震分级，以及基于安全和抗震分级的质量要求。
另外，还针对ＡＰｌ０００设备的一些其他分类及相应的质量要求进行了系统地总结和概述。
关键词：ＡＰｌ０００，设备分级，抗震等级，质量要求ＣｌａｓｓｉｆｉｃａｔｉｏｎａｎｄＱｕａｌｉｔｙＲｅｑｕｉｒｅｍｅｎｔｏｆＮｕｃｌｅａｒＰｏｗｅｒＥｑｕｉｐｍｅｎｔｏｆＡＰｌ０００ＬＩＮＧＳｈｉｑｉｎ９１（１．ＣＮＮＣＳａｎｍｅｎＮｕｃｌｅａｒＰｏｗｅｒＣｏｍｐａｎｙ，Ｓａｎｍｅｎ２１７１１２，Ｚｈｅｊｉａｎｇ，Ｃｈｉｎａ）Ａｂｓｔｒａｃｔ：Ｔｈｅｐｕｒｐｏｓｅｏｆｃｌａｓｓｉｆｉｃａｔｉｏｎｏｆｎｕｃｌｅａｒｐｏｗｅｒｅｑｕｉｐｍｅｎｔｉｓｔｏｐｒｏｖｉｄｅｃｌｅａｒｇｕｉｄａｎｃｅｏｆｑｕａｌｉｔｙｃｏｎ・・ｔｒｏｌｄｕｒｉｎｇｄｅｓｉｇｎ，ｍａｎｕｆａｃｔｕｒｉｎｇ，ｉｎｓｐｅｃｔｉｏｎａｎｄａｃｃｅｐｔａｎｃｅ．ＴｈｉｓｔｈｅｓｉｓｉｎｔｒｏｄｕｃｅｄｂｒｉｅｆｌｙｔｈｅｓａｆｅｔｙａｎｄｓｅｉｓｍｉｃｃｌａｓｓｉｆｉｃａｔｉｏｎｏｆＡＰＩ０００ｅｑｕｉｐｍｅｎｔ，ａｎｄｔｈｅｑｕａｌｉｔｙｒｅｑｕｉｒｅｍｅｎｔｓｂａｓｅｄｏｎｔｈｅｓａｆｅｔｙａｎｄｓｅｉｓｍｉｃｃｌａｓｓｉｆｉｃａｔｉｏｎ．Ｉｎａｄｄｉｔｉｏｎ，ｔｈｉｓｔｈｅｓｉｓｓｕｍｍａｒｉｚｅｄｓｙｓｔｅｍａｔｉｃａｌｌｙｔｈｅＯｔｈｅｒｃｌａｓｓｉｆｉｃａｔｉｏｎａｎｄｔｈｅｃｏｒｒｅｓｐｏｎｄｉｎｇｑｕａｌｉｔｙｒｅｑｕｉｒｅｍｅｎｔｓ．Ｋｅｙｗｏｒｄｓ：ＡＰＩ０００，ＥｑｕｉｐｍｅｎｔＣｌａｓｓｉｆｉｃａｔｉｏｎ，ＳｅｉｓｍｉｃＣｌａｓｓｉｆｉｃａｔｉｏｎ，ＱｕａｌｉｔｙＲｅｑｕｉｒｅｍｅｎｔ．１．前言核电厂安全的基本目标是在正常工况和事故工况下限制公众和厂区工作人员所受到的辐射照量。
AP1000核电厂概述_山东核电有限公司的技术讲座汇编
由此派生出了设计简化、系统设置简化、工艺布 置简化、施工量减少、工期缩短等一系列效应。 由于采用非能动安全系统，减少了事故情况下对 操作人员的相应要求，大大降低了人因错误造成 事故扩大的可能性，最终使AP1000的安全性能得 到显著提高，同时在经济上具有较强的竞争力。
2019/4/28
世界各国军队中的很多潜艇及航空母舰都以核能为动力， 同时，核能每年提供人类获得的所有能量中的8%，或人 类获得的所有电能中的17%。
2019/4/28
当前世界的能源结构ຫໍສະໝຸດ 煤 40%石油 25%
核能 其它 8% 5%
天然气 22%
总能源
世界能源消费结构（2000年）
其它
煤 电力
2%
37%
核能
石油
17%
2019/4/28
第三代核电机组的设计原则
在采用第二代核电机组已积累的技术储备和运行经验的基 础上，针对其不足之处，进一步采用经过开发验证是可行 的新技术，以显著改善其安全性和经济性，满足URD文件 或EUR文件和IAEA新建议法规的要求；同时，应能在2010 年前进行商用核电站的建造。
统观各国已提出的设计方案，有下列特点： (1)在安全性上，满足URD文件的要求，主要是： 堆芯熔化事故概率≤1.0×10-5堆·年； 大量放射性释放到环境的事故概率≤1.0×10-6堆·年； 应有预防和缓解严重事故的设施； 核燃料热工安全余量≥15%。
简化非能动设计大幅度减少了安全系统的设备和 部件，与正在运行的电站设备相比，阀门、泵、 安全级管道、电缆、抗震厂房容积分别减少了约 50%，35%，80%，70%和45%。同时采用标准 化设计，便于采购、运行、维护，提高经济性。 西屋公司以AP600的经济分析为基础，对AP1000 作的经济分析表明，AP1000的发电成本小于3.6美 分/kWh，具备和天然气发电竞争的能力
AP1000核电厂设备监造分级分析
据Ａ Ｐ １ ０ ０ ０核 电厂 安 全 系 统 、 设 备 分级 体 系 的特 点 ， 对 ＡＰ １ ０ ０ ０ 核 电厂 设 备监 造 活 动 分级 进 行 了 深 入 的 研 究 ， 提 出 了 我 国 ＡＰ １ ０ ０ ０核 电厂 设 备 监 造 分 级 的有 效 方 法 ， 并 应 用 于 国 内某 一 ＡＰ ｌ Ｏ Ｏ Ｏ 核 电项 目上 。
ａ ｃ ｔ ｕ ａ ｌ ｐ ｒ ｏ ｊ ｅ ｃ ｔ ｏ ｆ ＡＰ １ ０ ０ ０ ｎ ｕ ｃ ｌ ｅ ａ ｒ ｐ ｏ ｗｅ ｒ ｓ ｔ ａ ｔ ｉ ｏ ｎ ．
Ｋｅ ｙ ｗｏ ｒ ｄ ｓ：Ａ Ｐ１ ００ ０；ｎｕ ｃ ｌ ｅ ａ ｒ ｐｏ ｗｅ ｒ ｓ ｔ ａ ｔ ｉ ｏ ｎ； ｅ ｑ ｕｉ ｐｍ ｅｎｔ ｓ ｕ ｒ ｖ ｅ ｉ ｌ ｌ ａ ｎｃ ｅ； ｃ ｌ ａ ｓ ｓ ｉ ｆ ｉ ｃ ａｔ ｉ ｏｎ
第 ２ ８卷 第 ６期 ２ ０ １ ４年 Ｉ １ 月
发 也 没 务
Ｐ ０Ｗ ＥＲ ＥＱＵＩ Ｐ Ｍ ＥＮＴ
Ｖｏ ｌ Ｊ ２ ８，ＮＯ ． ６
ＮＯ Ｖ ．２ Ｏ ｌ ４
ＡＰ １ ０ ０ ０核 电 厂 设 备 监 造 分 级 分 析
陈教 超 ，邓 盛 铁
（ 中广核 工程有 限公 司，广 东深圳 ５ １ ８ １ ２ ４ ）
关键词 ： ＡＰ ｌ Ｏ Ｏ Ｏ ；核 电 厂 ； ＴＭ６ ２ ３ 文献标志码 ： Ａ 文章编号 ： １ ６ ７ １ — ０ ８ ６ Ｘ（ ２ ０ １ ４ ） ０ ６ － ０ ４ ２ ４ — ０ ４
AP1000构筑物、系统和部件分级体系浅析
AP1000构筑物、系统和部件分级体系浅析摘要：对核电厂构筑物、系统和部件分级的目的在于对于物项分级管理，以相对有限的资源保证核电厂的安全性、可靠性和经济性。
AP1000沿用了传统压水堆核电厂的常规分级方法，包括安全分级、抗震分类和规范分级等;同时也有自身的特有分级，包括与核电厂经济性相关的发电可靠性分级（R分级）、非能动核电厂特有的非安全相关系统补充监督管理（RTNSS）以及先进核电厂所要求的设计可靠性保证大纲（D-RAP）。
本文将对上述分级方法所构建的AP1000构筑物、系统和部件分级体系进行总结和分析。
关键词：AP1000;核电厂;物项分级1.前言IAEASSR-2/1文件规定[1]：“必须确定所有安全重要物项并根据其安全功能和安全重要性分级。
”对于传统压水堆核电厂构筑物、系统和部件（通称为“物项”）分级含义而言，狭义上专指物项的安全分级，广义上除安全分级外，还包括抗震分类、规范分级和质量保证分级。
由我国从美国西屋公司引进的第三代非能动核电厂AP1000采用非能动安全系统，运用设计简化、数字化仪控和模块化设计建造等先进理念，具有较高的安全性和良好的经济性，AP1000型核电厂将成为我国核电后续发展的重要堆型。
AP1000沿用了传统压水堆核电厂的常规分级方法，包括安全分级、抗震分类、规范分级等;同时提出了特有的分级方法，其中包括与核电厂经济性相关的发电可靠性分级（R分级）、非能动核电厂特有的非安全相关系统补充监督管理（RTNSS）以及先进核电厂所要求的设计可靠性保证大纲（D-RAP）等。
本文对AP1000的物项分级体系进行系统性的总结和分析，使AP1000设计、建造和运行的相关人员加深对AP1000物项分级的了解。
2.常规分级在常规分级方面，AP1000的相关分级包括安全分级、抗震分类和规范等级，但并不包括质量保证分级。
下面将对这些分级进行逐一介绍，同时对AP1000未采用质量保证分级的情况作分析说明。
国家核电AP1000讲座_OK
～设计温度：312062℃1/8/27
-31-
三，反应堆冷却剂系统一RCS
～每台蒸汽发生器的排污流量（0.061%）：2.07T/h ～每台蒸汽发生器最大排污流量（0.61%）：20.7T/h ～在110%设计压力下，每台蒸汽发生器安全阀的 排放能力：3740T/h ～每台蒸汽发生器释放阀排放能力： 在0.689MPa压力下，排放量：32 T/h 在8.274MPa压力下，排放量：46.3 T/h
12 ，蒸汽发生器系统一SGS
13 ，主给水和启动给水系统一FWS 14 ，安全壳系统一CNS
15 ，安全壳泄漏率试验系统一VUS 16 ，安全壳再循环冷却系统一VCS
17 ，安全壳氢气控制系统
等27～28个工艺系统
2021/8/27
-3-
二、AP1000核岛主要的设计参数
～AP1000发电机的上网电为1090MKW ～NNNS热功率为3415MKW ～反应堆的换料周期为18个月 ～100%功率甩负荷到厂用电，不仃堆、仃机 ～设计寿期为60年 ～ RCS设计压力：17.1MPa ～ RCS设计温度：343℃（360℃） ～正常运行压力：15.4 Mpa ～ 热段温度：321 ℃ ～冷段温度：281 ℃
TUB传E热B管U管ND束LE
INS检P查EC舱T门ION
PORT
A防NT振I-条VIBRATION BAR TUB传E 热SU管P支P承OR板T
PLATE
SECT截I面OAN-A A-A
TUBE SH管EE板T
INLET NO进2Z口0Z2L接E1管/8/27
HAN检D修H手O孔LES C下H封AN头NEL HEAD
FLOW流R量ES限T制R器ICTOR STEAM蒸N汽O接Z管ZL嘴E SMEACN二OWN次AD侧YA检R修Y 人孔
CPR1000物项分级--培训材料20817
安全分级
- 与反应堆冷却剂系统压力边界连接的内径大于10.6mm的冷却水管道， 直至（并包括）与其连接的前两个反应堆冷却剂隔离阀（包括RCV、 RIS、RRA、RPE等系统）； - 控制棒驱动机构耐压壳部件； - 反应堆冷却剂系统安全阀、卸压阀及其与稳压器连接的管道； - 上述个设备、部件的支承件。 2、安全2级 安全二级适用于输送反应堆冷却剂但不属于安全1级的部件，以 及用于防止预计运行事件导致事故工况和减轻事故工况后果的物项。 安全2级物项的例子有： - 余热排出系统主要部件； - 化学和容积控制系统上充和下泄子系统和主泵轴封水注入子系统主 要部件； - 安全注入系统主要部件； - 安全壳喷淋系统主要部件；
安全3级
非安全级 非安全级中 有特殊要求 的
安全3级（SC-3）
非安全级（NC） 非安全级（NC） 非安全级（NC ） 非安全级中有 特殊要求的（ SR） 非安全级（NC） 非安全级中有特 殊要求的（ NC(S)）
非安全级中有特殊 要求的（NC(S)）
非安全级中有特殊 要求的（NC(S)）
PAGE：13
PAGE：9
安全分级
根据对某一安全功能条目起作用的概率以及该安全功能失效的 后果来评价物项的安全重要性并确定安全分级。如果一个物项关系 到不同几方面的安全功能，则其安全级取其安全功能要求最高所对 应的安全级别。
PAGE：10
安全分级
二、分级对象的确定 不同工艺系统的核安全功能重要程度不同，安全级别不同；在某 系统中各个子系统的核安全功能重要程度也不同，那么安全级别也不 一样；一个系统中各个设备或部件也可具有不同的安全级别。那么， 在实施分级时，必须确定能够赋予单一安全等级的最小单元，以该最 小单元作为分级的具体对象。最小单元可能是： — 一个系统或系统中的一个区段，如反应堆冷却剂系统中的压力 边界部分； — 一个组件，如燃料组件； — 一件设备，如稳压器、稳压器的波动管； — 一个设备的某一部分，如反应堆冷却剂泵耐压壳体为安全1级， 第一道轴封为安全1级，第二道轴封为安全2级，而泵的飞轮为 安全3级。 当笼统地说某一系统或某一复杂设备为某安全等级时，是指该系 统或设备所具有代表性的安全等级，如反应堆冷却剂泵虽然包含1、2、 3多个等级的部件，但常常称它为安全1级设备。
核电厂系统和部件的核安全分级课件
5/16/2021
核电厂系统和部件的核安全分级
25
第1节 总论
1. 3 设备分级的概念和方法
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）。
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。
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核电厂系统和部件的核安全分级
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)。
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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
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。
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。
AP1000核电厂部件质量等级的划分及其与我国法规_标准的相容性20120313晚自习
1 引言 我国 2代改进型压水堆核电厂的物项分
级体系已经基本确立, 并大致实现了标准化, 该体系包括安 全分级、抗震分 类、规范分 级 和质量保证分级等, 这已为相关人员所熟悉。 对于非能动 3代压水堆核电厂, 其依托项 目 AP1000的物项分级与我国 2代改进型机组的 分级在形式上有些差别, 其中的一个主要 差 别是: AP1000使用了划分质量等级这一分级 方法, 即质量 A 级、 B级、 C级、 D级。比如 反应堆冷却剂压力边界主要部件为质量 A 级 ( 简称 A 级 ), 蒸汽发生器二次侧为质量 B 级 ( 简称 B级 ) 。
% 研究与探讨 ∃ 2010年 ∃ 第 3期
AP1000核电厂部件质量等级的划分 及其与我国法规、标准的相容性
王继东
(核工业标准化研究所 )
引述了美国法规、导则中的关于划分质 量组要求, 介绍了划分质量组讨论了质 量组的划分与我国相关法规、标准的相容性。
在联邦法规 10 CFR 50 55 a 规范和标 准 一节中, 以及 10 CFR 50附 录 A 核电 厂总设计准则 的准则 1 质量标准和记录 中都有这样的规定: 安全上重要的构筑物、 系统和部件的设 计、制造、安装、试验必须 符合与其所承 担安全功能重要程度相适应的 质量标准 [ 1] 。要执行联邦法规的这一规定, 必须在至少三个方面加以实施: ! 识别出哪 些构筑物、系 统 和部 件在 安全 上是 重要 的, 即界定安全重要物项的范围; ∀ 区分所承担 安全功能的重要程度, 即对 安全重要物项进 行等级划分, 比如确 定所属的质量组; # 针 对不同的质 量组, 明 确采 用什 么样 的设 计、 制造、安装、试 验标准, 以 保证达 到相应的 质量水平。
核电厂设备安全分级
——方案计划参考范本——核电厂设备安全分级______年______月______日____________________部门核电厂的系统、设备和构筑物对于电厂安全的作用比一般常规系统设备和构筑物更大，因而提出了设备的安全功能以及按其对安全的重要性分级的概念。
这种安全功能分级称为摪踩燃。
划分安全等级的目的是提供分级设计标准。
对于不同安全等级的设备规定不同的设计、制造、检验、试验的要求。
这样既提高了核电厂安全性，又避免了对某些设备要求过严的现象。
安全功能及分析方法核电厂安全的基本目标是限制居民和核电厂工作人员在电厂所有运行工况和事故工况下所受到的射线照射。
为保证必要的安全性，执行安全功能的系统执行下列功能：为安全停堆和维持其安全停堆状态提供手段；为停堆后从堆芯导出余热提供手段；在事故后为防止放射性物质的释放提供手段，以确保事故工况之后的任何释放不超过容许极限。
为实现上述要求，国际原子能机构在安全导则50-SG-D1中，我国国家核安全局在1986年发布的安全导则[2-５]中均规定了20种安全功能项目。
主要内容有：在完成所有停堆操作后，将反应堆维持在安全停堆状态；将其它安全系统的热量转移到最终热阱；维持反应堆冷却剂压力边界的完整性；限制安全壳内的放射性物质向外释放等。
为了对每项功能按其对安全的重要性分级，可以采用确定论和概率论两种分级方法。
确定论法常对那些对安全有重要作用的、其损坏会导致严重放射性释放事故的系统、设备和构筑物提出各种要求。
这些要求带有强制性而不需要直接考虑损坏的几率或减轻事故后果的作用。
概率论法则根据需要某一安全功能所起的作用几率以及该安全功能失效的后果来评价安全重要性。
此法在确定各系统、设备和构筑物的安全重要性的相对值时特别有用。
大多数国家同时采用两种方法，通过对各种堆型所作大量假想事故分析的研究成果，可评价发生假想事故时执行某安全功能的几率以及该安全功能失效的后果。
安全分级安全一级安全一级主要包括组成反应堆冷却剂系统承压边界的所有部件。
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2010年 18日星期三 2010年8月18日星期三
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2 AP1000核电厂SSC’s抗震分类（1/7） AP1000核电厂SSC’ 抗震分类（1/7） 核电厂SSC
2.1 遵循法规、 遵循法规、规范和标准
10 CFR 50 ，附录A《设计总则（GDC）》准则2《防自然 附录A 设计总则（GDC） 准则2 现象的设计基准》 现象的设计基准》 10 CFR 100.23《地质和地震的场地准则》（AP1000不用 100.23《地质和地震的场地准则》 AP1000 1000不用 100附录 附录A 地震和地质的场地准则》 10 CFR 100附录A《地震和地质的场地准则》 ） R.G 1.29《抗震设计分类》 29《抗震设计分类》 AP1000核电厂DCD AP1000核电厂DCD—3.2《构筑物、系统和部件分级》 1000核电厂DCD— 构筑物、系统和部件分级》 APP-GWAPP-GW-G1-003，Seismic Design Criteria，WEC，2002 003， Criteria，WEC，
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2 AP1000核电厂SSC’s抗震分类（5/7） AP1000核电厂SSC’ 抗震分类（5/7） 核电厂SSC
2.3 定义 抗震II II类 II） （2）抗震II类（C-II） 抗震II类适用于执行非安全相关有关功能， II类适用于执行非安全相关有关功能 抗震II类适用于执行非安全相关有关功能，以及不要求持续 该功能的SSC 位于安全相关SSC 附近时， 当在SSE SSC。 SSC附近时 SSE期间失效 该功能的 SSC 。 位于安全相关 SSC 附近时 ， 当在 SSE 期间失效 或相互作用可能导致安全相关SSC的功能失效， SSC的功能失效 或相互作用可能导致安全相关SSC的功能失效，则指定为抗震 II类 II类 抗震II类适用于— 设计成在SSE地震下防止SSC 倒塌、 II类适用于 SSE地震下防止SSC’ 抗震 II 类适用于 — 设计成在 SSE 地震下防止 SSC’s 倒塌 、 跌落 或摇动 在SSE期间抗震II类构筑物失效防止与抗震I类物项的相互作 SSE期间抗震II类构筑物失效防止与抗震 期间抗震II类构筑物失效防止与抗震I 减轻某个安全相关的SSC 功能形成不可接受的水平， SSC’ 用—减轻某个安全相关的SSC’s功能形成不可接受的水平，或 者可能造成主控室人员不能承受的伤害
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2 AP1000核电厂SSC’s抗震分类（4/7） AP1000核电厂SSC’ 抗震分类（4/7） 核电厂SSC
2.3 定义 抗震I （1）抗震I类（C-I） 抗震I SSC被设计成能承受SSE地震载荷期间或之后 被设计成能承受SSE地震载荷期间或之后— 抗震I类SSC被设计成能承受SSE地震载荷期间或之后—保 持结构完整性外，还应保持其应有的安全功能。 持结构完整性外，还应保持其应有的安全功能。 抗震I 抗震I类构筑物要防止与邻近的非抗震类构筑物的相互作 用。 抗震I SSC满足10CFR附录B的质量保证要求。 满足10CFR附录 抗震I类SSC满足10CFR附录B的质量保证要求。
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2 AP1000核电厂SSC’s抗震分类（6/7） AP1000核电厂SSC’ 抗震分类（6/7） 核电厂SSC
2.3 定义 （2）抗震II类（C-II） 抗震II II类 II） 抗震II SSC保证在 SSE地震不会引起不可接受的构筑物 抗震 II 类 SSC 保证在 SSE 地震不会引起不可接受的构筑物 II类 保证在SSE 失效或者与抗震I SSC’ 相互作用。如果抗震II II类流体系 失效或者与抗震I类SSC’s相互作用。如果抗震II类流体系 统位于敏感设备附近， 统位于敏感设备附近 ， 则要求其适当程度的压力边界完 整性 抗震II类仅适用于SSC 的一部分， 抗震 II类仅适用于SSC’s的一部分， 对设备具体要求仅是 II类仅适用于SSC’ 它的支承能承受SSE SSE地震 它的支承能承受SSE地震 如环吊、装卸料机，以及主控室天花板上的SSC 如环吊、装卸料机，以及主控室天花板上的SSC等 SSC等
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2 AP1000核电厂SSC’s抗震分类（7/7） AP1000核电厂SSC’ 抗震分类（7/7） 核电厂SSC
2.3 定义 （3）抗震III类（C-III） 抗震III III类 III） 适用于非安全相关建筑构筑物的周围防护。 适用于非安全相关建筑构筑物的周围防护。遵照常规建筑 规范段规定的抗震设计要求 如核电厂放射性废料贮存SSC 如核电厂放射性废料贮存SSC，汽轮机厂房等 SSC， （4）非抗震类（NS） 非抗震类（NS） 指不属于抗震I II、 III类之外 指不属于抗震 I 、 II 、 III 类之外 ， 并且是非安全相关的 类之外， SSC SSC’ SSC’s锚固的设计应与常规规范的抗震要求相一致
2010年 18日星期三 2010年8月18日星期三
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3 AP1000核电厂SSC’s安全分级（1/27） AP1000核电厂SSC’ 安全分级（1/27） 核电厂SSC
3.1 遵循规范、规范和标准 遵循规范、 50.55a 用于核电厂的规范和标准》 10 CFR 50.55a《用于核电厂的规范和标准》 附录B 核电厂与燃料后处理厂的质量保证准则》 10 CFR 50 附录B《核电厂与燃料后处理厂的质量保证准则》 21《缺陷与不符合项的报告》 10 CFR 21《缺陷与不符合项的报告》 26《质量分组与标准》 R.G 1.26《质量分组与标准》 18. 标准型压水反应堆电厂设计的核安全准则》 ANSI N18.2《 标准型压水反应堆电厂设计的核安全准则 》 ， 1975 51. 固定式压水反应堆电站设计的核安全准则》 ANS 51.1《固定式压水反应堆电站设计的核安全准则》，1983 97《 R.G 1.97《用于轻水冷却核电厂在事故期间和事故后对电厂和 环境状态的仪表评估》 环境状态的仪表评估》 APP-GW010(R ),AP1000 (R1 APP-GW-G1-010(R1),AP1000 Nuclear Safety Classification WEC,2008 and Seismic Requirement Methodology, WEC,2008
3.2 术语定义
的
2010年 18日星期三AP1000核电厂SSC分级目的与特点（2/2） AP1000核电厂SSC分级目的与特点 2/2） 核电厂SSC分级目的与特点（ 特点
△
抗
△
AP1000 核电厂SSC 抗震设计主要特点— 取消OBE AP1000 核电厂 SSC’s 抗震设计主要特点 — 取消 OBE 地 1000核电厂 SSC’ OBE地 震 ， 只将 SSE 作为单一的设计基准地震 ， 因此 SSC’s 只将SSE 作为单一的设计基准地震， 因此SSC SSE作为单一的设计基准地震 SSC’ 震分类与过 去有一定差异 AP1000核电SSC 安全分级比过去划分更为细致， AP1000核电SSC’s安全分级比过去划分更为细致，其 1000核电SSC’ 主要目的是： 主要目的是： 对于非安全相关的SSC 对于非安全相关的SSC划分为多种级别是为了与不 SSC划分为多种级别是为了与不 同的工业标准相对应 对同一种SSC 对同一种SSC或不同部分可以执行不同功能可被划 SSC或不同部分可以执行不同功能可被划 分为不同级别加以区别
△ △ △
反应堆冷却剂压力边界的完整性； 反应堆冷却剂压力边界的完整性； 具有关闭反应堆并保持安全停堆的能力； 具有关闭反应堆并保持安全停堆的能力； 阻碍或减轻事故的后果， 阻碍或减轻事故的后果 ， 能引起可能的厂外辐射 不超过10CFR100规定的限值。 10CFR100规定的限值 不超过10CFR100规定的限值。
2010年 18日星期三 2010年8月18日星期三
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2 AP1000核电厂SSC’s抗震分类（3/7） AP1000核电厂SSC’ 抗震分类（3/7） 核电厂SSC
（1）抗震I（C-I） 抗震I 与R.G 1.29中所阐述的定义是相一致的 29中所阐述的定义是相一致的 抗震I类适用于是与安全相关的SSC 抗震 I 类适用于是与安全相关的 SSC ， 也适用于要求用来 SSC， 支承或防护安全相关的SSC的那些SSC SSC的那些 支承或防护安全相关的SSC的那些SSC 与安全相关的物项必须提供下列功能： 与安全相关的物项必须提供下列功能：
注：R.G 1.26、ANSI 18.2和ANS 51.1不适用AP1000的非能动安全系统 26、 18. 51. 不适用AP1000的非能动安全系统 AP1000
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3 AP1000核电厂SSC’s安全分级（2/27） AP1000核电厂SSC’ 安全分级（2/27） 核电厂SSC
附录A 附录A 附录B 附录B
2010年 18日星期三 2010年8月18日星期三
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1 AP1000核电厂SSC分级目的与特点（1/2） AP1000核电厂SSC分级目的与特点 1/2） 核电厂SSC分级目的与特点（
分级目的 核电厂SSC 分级的目的是为了提供识别SSC SSC’ SSC与安全有 △ 核电厂 SSC’s 分级的目的是为了提供识别 SSC 与安全有 关和抗震等不同要求的鉴别方法
2010年 18日星期三 2010年8月18日星期三
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2 AP1000核电厂SSC’s抗震分类（2/7） AP1000核电厂SSC’ 抗震分类（2/7） 核电厂SSC
2.2 抗震分类 AP1000核电厂SSC划分为： 1000核电厂SSC划分为 AP1000核电厂SSC划分为： 抗震I 抗震I类（C-I） 抗震II II类 II） 抗震II类（C-II） 抗震III III类 III） 抗震III类（C-III） 非抗震类（NS） 非抗震类（NS）