核电厂设备安全分级范本

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）。
c.对于质保等级为Q3的设备，业主要求分包商具有与供货商总体要求文件的描述相一致的质保程序
d.对于质保等级为QNC的设备，业主既不要求分包商具有质保程序也不要求应用供货商总体要求文件。QNC仅用于一些不需要质保要求，性能即可满足功能要求的设备。
执行安全功能的承压设备其最低的QA等级见下表，由合同规定需具有更高QA级的设备除外。
9.2.3.2
执行下述功能所必需的电气仪控系统和设备定义为1E级：
——反应堆紧急停堆；
——安全壳隔离；
——应急堆芯冷却；
——反应堆余热排出；
——反应堆厂房热量的排出；
——防止放射性物质向环境释放。
应用范围
1E级的范围覆盖所有类型的电气仪控设备，如：电源、电动机、阀门电机、电磁阀、厂内配电装置、仪表以及控制装置等。
j)
k)1个正常关闭阀（2级或3级与更低级之间）；
l)
m)两个串联连接的正常关闭的阀门（1级与更低级之间）。
n)
止回阀有安全等级接口件功能，但是只有止回阀位于反应堆安全壳内时，才能作为安全1级接口分界。
承担安全等级接口分界的正常开启的阀门，其关闭时间必须保持较高安全等级的部件、设备或系统的安全功能。
f.
说明：由于抗震分类不影响止回阀的设计，所以事故后使用的止回阀抗震分类既可以是1Ⅰ也可以是1A。？？？？？？？、、

核电厂核级机械设备安全分级

文章编号：１６７１．９９１３（２００７）０２－００６７－０４
ＳａｆｅｔｙＣｌａｓｓｉｆｉｃａｔｉｏｎｏｆＮｕｃｌｅａｒＣｌａｓｓＥｑｕｉｐｍｅｎｔｓｉｎＮｕｃｌｅａｒＰｏｗｅｒＰｌａｎｔ
ＫＡＮＧＨｕｉｌ，ＷＡＮＧＷｅｉ２（１．ＣｈｉｎａＰｏｗｅｒＥｎｇｉｎｅｅｒｉｎｇＣｏｎｓｕｌｔｉｎｇＧｒｏｕｐＣｏｒｐｏｒａｔｉｏｎ，Ｂｅｉｊｉｎｇ１０００１１，Ｃｈｉｎａ；
……～…………………………………………………上蔓史［婪塑熟域孽鱼塞全坌墼
根据有关法规、惯例、经验、来决定核级设备的安全等级。例如：江苏田湾核电站的核级系统安全等级是由该工程的总体设计院——俄罗斯圣· 彼德馒核电设计院的设计总工程师确定的。
利用确定论进行安全分析应包括以下项目：（１）确认核动力运行限值和条件符合核动力厂正常运行设计的假设和要求。（２）适合于核动力厂设计和厂址假设始发事件的特征。（３）源自假设始发事件的事件序列的分析和评价。（４）各项分析结果与放射性的验收准则和设计限值的比较。（５）设计基准的制定和确认。（６）论证通过安全系统的自动响应结合所规定的操作员动作能够管理预计运行事件和设计基准事故。
万方数据
毫力勤测设计２９０７年Ｄ４月第２划６７
羹史￡焦堡塑堡丝鱼塞全坌堡上…………………………………………………………
备的设计基准不仅要考虑在核动力厂运行状态（正常运行和预期运行事件）的条件下能可靠地执行其规定的安全功能，而且还必须考虑在事故工况下，即在设计基准事故的条件下仍能可靠地执行其规定的安全功能，以缓解事故，保证核动力厂“总的安全目标”的实现。
了一系列有别于常规工业产品的特殊要求。
１核级机械设备与常规机械设备的差别

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）。

核承压设备安全等级

l
安全喷淋系统阀门
3
e
应急辅助给水系统阀门（安全壳外）
h
设备冷却水系统阀门
i
应急柴油机输油、润滑、冷却系统阀门
q
乏燃料池冷却系统阀门
r
乏燃料水池硼注入辅助系统阀门
管道
1
k
主冷却剂循环管线及延伸至第二个隔离阀管线
2
k
接到反应堆冷却剂系统上的仪表管线和取样管线
c
应急堆芯冷却系统管线
g
余热排出系统管线、蒸汽发生器蒸汽管线（至安全壳外隔离阀止）
q
换料水系统泵
h
用于核系统的消防系统泵
q
乏燃料水池冷却、净化系统泵
i
应急柴油发电机系统的燃料泵、润滑油泵、冷却泵
阀门
1
k
反应堆冷却剂系统隔离阀、堆卸压装置的卸压阀、安全阀、喷淋阀、安全隔离系统隔离阀
2
l
安全壳隔离系统阀门
g
余热排出系统的蒸发器二次侧超压保护阀门
k
堆内仪表系统阀门
c
硼酸注入系统、反应堆冷却剂或应急堆芯冷却系统阀门
l
安全壳喷淋系统管线
a、b
化容控制系统管线
3
e
应急辅助给水系统管线
h
设备冷却水系统、重要厂用水系统管线
i
柴油机输油管线
q
乏燃料冷却系统管线
i
乏燃料水池硼注入辅助系统管线
其它：
1、支撑
1
堆压力容器、稳压器、蒸发器、主泵支撑
2
（与所支撑设备等级一致）
3
2、堆内结构
3
核承压设备分类，安全等级及安全功能的参考实例
（仅适用于核电厂设备）
设备分类

核电厂仪表和控制系统及其供电设备安全分级(树共享)

核电厂仪表和控制系统及其供电设备安全分级GB/T 15474－1995国家技术监督局1995－01－27批准 1995－10－01实施1 主题内容与适用范围本标准规定了核电厂仪表和控制系统以及它们的供电设备的核安全级别、分级的方法和要求。

本标准适用于核电厂仪表和控制系统以及它们的供电设备（以下简称仪表及其供电设备）。

2 引用标准GB 7163 核反应堆保护系统的可靠性分析要求GB 8993.1~8993.12 核仪器环境试验基本要求与方法GB/T 9225 核反应堆保护系统可靠性分析一般原则GB 12727 核电厂安全系统电气物项质量鉴定GB 13625 核电厂安全系统电气设备抗震鉴定GB 13629 核电厂安全系统准则GB/T 15475 核电厂仪表和控制系统及其供电设备质量保证分级HAF 0203 核电厂保护系统及有关设施HAF 0207 核电厂应急动力系统HAF 0208 核电厂安全有关仪表和控制系统HAF 0400 核电厂质量保证安全规定3 仪表及其供电设备的安全分级核电厂在正常工况下产生的放射性释放是可控的；在事故工况下，这种放射性释放可能是不可控的。

核安全就是预防或减轻事故，使厂区人员、公众和环境不受过量辐射危害。

为保证安全，核电厂遵循以下纵深防御原则：a．依靠设计和制造质量保证电厂在正常工况下不发生故障；b．依靠安全停堆系统将异常瞬态或事件的影响减到最小；c．依靠专设安全设施将事故工况的后果减到最小。

上述a、b是预防事故，要求控制和保护系统设计能保证电厂可靠地正常运行，或者预防假设始发事件（PIE）或缓解其后果，从而保持燃料包壳和反应堆冷却剂系统边界的完整性。

c是事故保护，专设安全设施对放射性的释放提供最后一道防护。

仪表和控制系统设备按其所在系统功能对电厂安全的重要性分为三类：安全级设备、安全有关的设备和非安全重要设备。

它们的供电设备按其所在系统功能对电厂安全的重要性分为两类：安全级设备和非安全重要设备。

核电厂设备安全分级

核电厂设备安全分级核电厂的系统、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??。

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。

安全一级包括反应堆冷却剂系统中主要承压设备：反应堆压力容器、主管道以及延伸到并包括第二个隔离阀的连接管道、反应堆冷却剂泵、稳压器、蒸汽发生器的一次侧和控制棒驱动机构的壳体。

核电厂安全分级

2021/1/21
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。
核电厂系统与部件的核安全分级
2021/1/21
核电厂系统和部件的核安全分级
1
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。
2021/1/21
核电厂系统和部件的核安全分级
15
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)。
2021/1/21
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。

核电厂安全分级

2017/2/12 核电厂系统和部件的核安全分级 8
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
7
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。

核电厂常规设备质量分级

2 O O 6第1期年2月核动力工程Nuclear Power EngineeringVb1．27．NO．1Feb．2 0 0 6文章编号：0258—0926(2006)01—0090-04核电站常规设备质量保证分级方法李平，李世昌(中广核工程有限公司．广东深圳．518124)摘要：根据系统、规范的质量保证分级方法对设备进行分级，可以合理地分配有限的资源，确保核电站关键设备的质量。

本文结合对我国岭澳核电站一期工程项目中常规设备的分级方法的介绍，分析了分级的目的，对岭澳一期项目中常规设备分级中存在的问题，给出了既能实现合理分配资源．又具有较强可操作性的核电厂常规设备分级方法。

关键词：核电站；常规设备；质量保证；分级中圈分类号：TM623．4 文献标识码：A1 前言核安全法规HAF003(1991)和IAEA50一C—Q(1996)规定，在核电建设中必须对核安全相关系统进行质量保证分级。

按照系统、规范的质量保证分级方法对设备进行分级，可以合理分配有限的资源，确保核电站关键设备的质量。

通过质量保证分级，营运单位可以对核安全重要设备朋匣务实施更严格的质量管理，投入更多的资源；对于核安全相对不重要的设备／服务则可实施较为宽松的质量管理，并相应减少资源投入。

从而在确保核安全的同时，将核电站的建设投资控制在合理的范围，在实现核安全目标的同时实现经济高效。

对于核电站的常规设备同样有必要实施质量保证分级，将物项／服务对电站可用度影响的重要程度作为最重要的考虑因素。

本文分析了岭澳核电站一期工程项目(简称岭澳一期项目)的常规岛质量保证分级方法及其存在的不足之处，参照IAEA技术报告NO．328中建议的对核安全相关设备质量保证分级方法，对核电站质量保证分级方法进行了研究，提出了可行的分级原则和方法，并对相应级别的质量控制程序提出了建议。

2 岭澳一期项目常规岛设备质量保证分级方法岭澳一期项目的常规设备主要包括两部分：收稿13期：2004 10-o8；修回13期：2005．03．16 常规岛设备以及电站配套设施。

核电厂设备安全分级(三篇)

核电厂设备安全分级(三篇)
方案计划参考范本
目录：
核电厂设备安全分级一
电气设备安全管理二
电气设备安全运行三
- 1 -
核电厂设备安全分级一
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
4 / 4。

核电厂设备安全分级

核电厂设备安全分级是指对核电厂中的设备进行分类，根据设备的重要性和安全性要求，将其分为不同的等级，以便进行不同级别的管理和监管。

这种分级可以帮助核电厂管理者和工作人员更好地了解和掌握设备的安全状况，从而保障核电厂的安全运行。

核电厂设备安全分级一般可以分为以下几个层次：A级设备、B级设备、C级设备和D级设备。

不同等级的设备拥有不同的安全性要求和管理措施。

A级设备是指对核电站的安全和正常运行具有重要影响的设备，其故障或失效可能导致核电站的安全受到威胁，因此对该级设备采取了严格的技术和管理要求。

这类设备通常包括核反应堆、核燃料棒、主冷却系统、控制棒和主泵等。

这些设备的设计、制造、运行和维护都需要经过严格的审查和监测，确保其安全性和可靠性。

B级设备是指对核电站的正常运行具有一定影响的设备，其故障或失效可能会影响核电站的运行效率或引发次要的安全问题。

这类设备通常包括一些辅助设备，如辅助循环水系统、辅助发电机和辅助设备冷却系统等。

对于这些设备，同样需要进行严格的设计、制造、运行和维护，以确保其在运行过程中的可靠性和安全性。

C级设备是指对核电站的运行效率没有直接影响的设备，但其故障或失效可能会导致设备停机维修或影响其他设备的正常运行。

这类设备通常包括一些支持性设备，如配电系统、照明设备和通风设备等。

对于这些设备，虽然安全性要求相对较低，但同样也需要进行一定程度的设计、制造、运行和维护，在运行过程中保持其可靠性和安全性。

D级设备是指对核电站的正常运行基本没有影响的设备，其故障或失效可能对核电站的安全性和运营造成较小的影响。

这类设备通常包括一些日常设施设备，如办公设备、厨房设备和维修设备等。

对于这些设备，其安全性要求相对较低，但同样需要进行基本的维护和管理，以防止设备故障导致工作中断或安全事故。

总体而言，核电厂设备安全分级是为了对各类设备的安全性和可靠性进行科学管理和监控，以确保核电站的正常运行和安全性。

通过对设备的分级，可以更加有针对性地制定相关的检查、维护和运行措施，从而有效减少设备故障和事故发生的概率，保障核电厂的安全运行与环境保护。

核电厂设备安全分级

核电厂设备安全分级通常根据设备在核电厂中的安全重要性和贡献程度进行划分。

下面将详细介绍核电厂设备安全分级的相关内容。

核电厂设备安全分级的基本原则是根据设备对核电厂安全的影响和贡献程度进行划分，将设备划分为安全关键设备、重要设备和一般设备三个等级。

安全关键设备是指在核电厂事故前后、特别是核电厂事故发生后一段时间内，能够对核电厂事故过程和事故后果发挥重要作用的设备。

重要设备是指在核电厂正常运行期间对核电厂运行安全和经济性发挥重要作用的设备。

一般设备是指对核电厂运行安全和经济性的影响较小的设备。

首先，安全关键设备是核电厂设备安全分级中最高级别的设备。

它们通常是控制和保护核反应堆的关键设备，如核反应堆压力容器、核燃料、控制棒、冷却剂系统、紧急冷却系统等。

这些设备的正常运行对核电厂的安全至关重要，一旦发生故障或事故，可能会导致核反应堆失去控制，产生严重的后果。

因此，安全关键设备在设计、制造、安装、检修和保养等方面都有非常严格的要求和规定。

此外，安全关键设备通常还有多重防线和完善的控制和监控系统，以确保其可靠性和安全性。

其次，重要设备是核电厂设备安全分级中的次级设备。

它们主要包括各种辅助设备和支持设备，如泵、风机、发电机、变压器、控制系统、安全系统等。

这些设备的正常运行对核电厂的正常运行、经济性和自动化程度起到重要作用。

一旦发生故障或事故，可能会导致核电厂停机、损失产能，甚至引发其他设备的故障。

因此，重要设备也需要符合一定的安全要求和标准，同时需要有完善的检修和保养计划，以确保其可靠性和安全性。

最后，一般设备是核电厂设备安全分级中的最低级别的设备。

它们通常是提供一些非核心功能的设备，如办公设备、照明设备、通信设备、管道系统等。

这些设备对核电厂的运行和安全性影响相对较小，但仍然需要符合一定的安全要求和标准，以确保不会对核电厂的运行带来不良影响。

在核电厂设备安全分级中，不同等级的设备在设计、制造、安装、检修和保养等方面都有不同的要求和标准。

核电厂安全分级

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
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
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
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
硼酸和化学添加剂的制备系统
安全壳外的辅助给水系统
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。
第1节总论
1. 3 设备分级的概念和方法
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。
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。
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。

核电厂设备安全分级（3篇）

核电厂设备安全分级是为了确保核电厂设备的安全性和可靠性，以提供持续稳定的电力供应。

根据核电厂设备的重要性和安全性要求，通常将其分为三个等级：一级设备、二级设备和三级设备。

一级设备是核电厂中最关键、最重要的设备，对核电厂的安全运行起到决定性作用。

这些设备包括核反应堆、主冷却系统、燃料装卸设备等。

一级设备必须具备高度的安全性和可靠性，能够在各种异常工况和事故情况下保持稳定运行，并能够有效地防止核反应失控和事故的扩大。

一级设备通常采用多重防护和安全壳结构，配备有多种安全系统和设备，以确保其在意外情况下可靠运行。

二级设备是核电厂中次重要的设备，它们的功能是支持一级设备的正常运行，确保核电厂的安全性和可靠性。

这些设备包括主循环泵、辅助冷却系统、事故应对设备等。

二级设备的安全性和可靠性要求相对较低，但仍然需要能够在一些异常工况下正常运行，并能够向一级设备提供所需的支持和保障。

三级设备是核电厂中次要的设备，其功能是支持一级和二级设备的正常运行，并提供辅助服务和支持功能。

这些设备包括通风设备、电气设备、油系统设备等。

三级设备的安全性要求相对较低，但仍然需要能够在正常运行条件下提供所需的服务和支持。

为了确保核电厂设备的安全性和可靠性，对各个设备等级都有严格的设计、制造、安装和运行要求。

一级设备通常需要经过更加严格和详细的设计分析、安全评估和核准过程，采用更高的安全设计标准和技术，以确保其能够在各种极端情况下保持安全和可靠的运行。

二级和三级设备的设计和制造要求较低，但仍然需要符合相关的国家和行业标准，以确保其能够满足核电厂的安全性和可靠性要求。

此外，核电厂设备还需要定期进行检修和维护工作，以确保其在使用过程中的安全和可靠性。

检修和维护工作通常包括设备的日常巡检、定期检验、设备的大修和试验等。

这些工作需要按照相应的规程和要求进行，以保证设备在使用过程中的可靠运行和安全性。

总之，核电厂设备的安全分级是为了确保核电厂的安全运行和可靠供电，对设备的重要性和安全性进行排序和分类，根据不同的设备等级制定相应的设计、制造、安装和运行要求，定期进行检修和维护工作，以保证设备在使用过程中的安全和可靠性。

设备设施安全分级管理规程范本

设备设施安全分级管理规程范本第一章总则第一条为了保障设备设施的安全性，维护国家利益和人民群众的生命财产安全，制定本规程。

第二条本规程适用于具备设备设施，并涵盖以下内容：1. 设备设施的分类划分和安全分级；2. 设备设施的管理职责和权限；3. 设备设施的安全措施和管理要求；4. 设备设施的安全评估和监督检查；5. 设备设施的事件报告和处理。

第三条设备设施的安全分级采用三级分类制度，分为A级、B级和C级。

第四条 A级设备设施为具有高度敏感性和重要性的设备设施，对国家利益和人民群众的生命财产安全具有重大影响，应采取最严格的安全防护和管理措施。

第五条 B级设备设施为中等敏感性和重要性的设备设施，对国家利益和人民群众的生命财产安全具有一定影响，应采取适当的安全防护和管理措施。

第六条 C级设备设施为一般敏感性和重要性的设备设施，对国家利益和人民群众的生命财产安全影响较小，应采取基本的安全防护和管理措施。

第七条设备设施的安全分级应由设备设施的主管部门根据设备设施的性质、用途、特殊要求等因素确定，并向相关单位和人员公告。

第二章管理职责和权限第八条设备设施的主管部门应建立健全相应的管理制度和安全保障机构，负责设备设施的安全分类划分、安全措施和管理要求的制定、安全评估和监督检查等工作。

第九条设备设施的单位负责人应履行设备设施的安全管理职责，确保设备设施按照安全分级要求进行管理，并配备足够的安全保障人员。

第十条设备设施的使用单位应履行设备设施的安全使用职责，遵守安全管理制度和要求，确保设备设施的正常运行和安全使用。

第十一条设备设施的维护保养单位应履行设备设施的安全维护保养职责，保证设备设施的良好状态和安全运行。

第十二条设备设施相关人员应接受相关安全培训，了解并遵守设备设施的安全管理制度和要求，确保设备设施的安全使用。

第三章安全措施和管理要求第十三条 A级设备设施的安全措施和管理要求应包括但不限于：1. 严格的进入控制，对进入人员进行身份核实和权限控制；2. 安全防护设施和设备的设置和使用；3. 定期进行安全风险评估和隐患排查；4. 监控和报警系统的建立和使用；5. 紧急事件的应急预案和处理措施。

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）。