压水堆核电厂物项的安全分级
7569—1998《压水堆核电厂物项分级》介绍[1]
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标准介绍#$$%年由国家质量技术监督局发布的&’()#*!+$—#$$%《压水堆核电厂物项分级》是我国核电标准体系中一项重要的基础标准，该标准是根据我国核电厂的标准化工作经验以及核电厂设计和安全审评的经验编写的。
标准参考了,-. #/0(/"《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》、,-1・2 //++《压水堆核电厂物项分级的技术见解》和32()"#"—#$%%《压水堆核电厂系统部件安全等级的划分》等核安全法规和标准，并考虑了与美国和法国的物项分级要求保持协调。
标准全面给出了核电厂物项分级的种类及其要求，理顺了多年来我国核电厂物项分级规定比较混乱的状况，对我国核安全法规中有关核电厂物项分级的要求作了进一步的明确和细化，具有很强的适用性和可操作性，对于今后我国核电厂的设计、建造和运行具有重要作用。
该标准由*章规定性内容并!个提示性附录构成。
*章规定性的内容规定了核电厂物项安全等级的划分要求，提出了相应的抗震分类和质量保证分级，推荐了物项设计建造采用的规范、标准以及应赋予的规范等级。
!个提示性附录分别给出了压水堆核电厂主要构筑物、系统和部件的分级概况、核电厂物项分级清单实例、物项各种分级之间关系的对照、该标准的分级与国外分级的对照等资料性的说明，给标准使用者以参考。
该标准适用于压水堆核电厂构筑物、系统和部件的等级划分，可为核电厂设计者对核电厂物项进行分级提供指导。
该标准主要的技术内容介绍如下。
!标准明确指出安全等级是其他分级的基础和依据，确保三项基本安全功能4反应性控制、余热排出和放射性包容5是物项安全分级的基本依据。
"核电厂的全部物项按大类分为安全级4675和非安全级4875，在非安全级物项中应识别出有特殊要求的物项987 465:。
根据物项属于的领域不同4承压机械设备、非承压机械设备、燃料组件和燃料相关组件、电气设备、构筑物等5，其安全级的划分也不同。
核电厂安全分级s
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核电厂系统和部件的核安全分级
4
第1节 总论
1.2 范围
《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。
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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
1.3.1 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；
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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
1.2 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
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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.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。
1-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
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。
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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。
(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。
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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 Nhomakorabea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。
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)。
核电厂系统与部件的核安全分级概述
核电厂系统与部件的核安全分级概述核电厂系统与部件的核安全分级是核电厂安全管理的重要组成部分。
核电厂的系统与部件在运行过程中承担着不同的功能，其重要性和安全性也各不相同。
因此，对核电厂系统与部件进行合理的分级，有助于确定安全控制措施和优先级，保障核电厂运行的安全性。
首先，核电厂的系统和部件可以根据其功能、重要性和安全性分为不同的级别。
通常，核电厂的核安全分级可分为三个级别：一级安全，二级安全和三级安全。
一级安全是指对核反应堆本身的保护和控制系统，如反应堆压力容器、核燃料和控制棒等；二级安全是指对辅助系统和配套设施的保护和控制，如冷却系统、蒸汽发生器和主蒸汽管道等；三级安全是指对环境和公共安全的保护和控制，如环境监测系统和应急措施设施等。
其次，核电厂系统与部件的核安全分级需要根据相关标准和规定进行确定。
不同的国家和地区对核电厂的核安全分级可能存在一定的差异，但都需要遵循国际原子能机构（IAEA）和国际核电厂安全标准（INSS）等相关标准和规定进行确定。
在确定核安全分级时，需要综合考虑系统和部件的功能特点、重要性、影响范围和可能的风险等因素，以确保对核电厂的核安全保护和控制能够全面有效地实施。
最后，核电厂系统与部件的核安全分级需要与安全管理体系和安全掊制措施相结合。
在核电厂的运行管理中，需要将系统和部件的核安全分级与相关的安全管理体系和安全控制措施相结合，以确保对不同级别的系统和部件能够有针对性地采取相应的安全措施和实施监督管理。
同时，还需要加强对相关人员的培训和考核，以提高其对系统与部件核安全分级的认识和实践能力，确保核电厂运行的安全性和可靠性。
总之，核电厂系统与部件的核安全分级是保障核电厂运行安全的关键措施之一。
通过合理的分级和有效的安全管理控制，可以有效降低核电厂事故风险，保障公众和环境的安全，推动核电产业的可持续发展。
抱歉，我无法完成这个要求。
浅析压水堆核电厂电气设备的安全分级和RCC-E质量鉴定等级
和２ ３ ２ 节） 。
４电站应 用事例。 以核电站使用的 “ 仪 表” 和 电缆为例 ：
全 壳 内的 设备 在正 常环 境条 件 和在 地 震
载荷条件下能够执行其规定的功能 。 Ｋ ｌ ： Ｋ ｌ 鉴定程序用于 保证安装在安 全
故工 况以及 （ 或） 事 故后 工况 下有 能 力 完 Ｋ ３ ， Ｂ ５ Ｏ ｏ 。 一Ｋ ２ 和Ｂ ６ ０ 。 。 一Ｋ １ ） ： 昕有 ｌ Ｅ级 设 备都 属 于 Ｋ ｌ、 Ｋ ２和 Ｋ ３ 全 壳 以外 的设 备在 正常 环境 条 件和 在 地
应 急堆芯冷 却和余 热排除 的电气设备 ， 目 鉴定程序 中的一种 。
—— Ｋ ２ 鉴 定程序 ，用来验证 安装在
安全 壳 内的设备 在 正常 工ห้องสมุดไป่ตู้ 和在 地 震 载 荷下有能力完成其规定的功能 。 —— Ｋ １ 鉴定程序 ， 用来验证安装在安 全 壳 内的设备 在地震 载荷和正 常工 况 、 事 成其规定的功能 。
要 求作抗 震鉴定 ） 。
二、 关于压水 堆核 电站的 “ 鉴定 等级 ” Ｋ ３ 、 Ｋ ２ 、 或Ｋ ３ ｌ 三 个鉴 定程序 （ Ｑ ｕ ａ ｌ ｆ ｉ ｉ ｃ ａ ｔ ｉ ｏ ｎ Ｐ ｒ ｏ ｃ ｅ 一 ｄ ｕ ｒ ｅ ）的 定 义 ： （ 摘译 自 Ｒ Ｃ Ｃ — Ｅ Ｂ ４ （ Ｘ Ｋ ） 一 Ｋ ３ ： Ｋ ３鉴定 程序 用 于保 证 安装 在 安
接设 备的等级相 同 ， 至 于所涉及 的质量 保 证 问题 ， 制造 商应遵守 相应设备 技术 规格 书文件 中昕叙述的质保准 则。如电站中主 冷却剂泵转速测量装盟
２ 鉴定程序执行流程
CAP1400核电站物项分级体系简析
CAP1400核电站物项分级体系简析
CAP1400核电站是中国自主研发的三代核电技术，属于大型压水堆反应堆。
其物项分级体系是指对核电站中涉及的各个设备和部件进行分类和划分，以便于管理和检测。
一级物项：一级物项是核电站中最重要的设备和部件，包括核反应堆、蒸汽发生器、主冷却剂循环系统等，它们是保证核电站正常运行的核心设备。
二级物项：二级物项包括一些辅助设备和部件，如厂用电及配电系统、辅助冷却泵、事故监控和安全装置等。
这些设备和部件虽然不如一级物项重要，但对于核电站的正常运行和安全保障也至关重要。
三级物项：三级物项是指一些次要的设备和部件，如厂用氢气系统、压力容器、金属结构等。
虽然这些设备和部件的失效不会立即影响核电站的安全运行，但也需要进行定期检测和维护。
通过对CAP1400核电站中各个设备和部件进行物项分级，可以实现对核电站的全面管理和监测。
不同物项的设备和部件在维护和修理时也可以按照其重要性和关联性来优先处理，从而提高核电站的运行效率和安全性。
压水堆承压设备的核安全分级和质保要求
为我 国核 电压 水堆 承压设备 的核安 全分级和质保要 求提供参考作 用。
关键 词 ： 压水堆 ； 承压设备 ； 核安全分级 ； 质 保
中图分类号 ： Ｔ Ｍ６ ２ ３
文献标识码 ： Ｂ
文章编号 ： １ ６ ７ ２ — ５ ４ ５ Ｘ （ ２ ０ １ ３） ０ ３ — ０ ０ ９ ２ — ０ ５
１ 核安全分级
核安全 ｌ 级、 ２ 级、 ３ 级 的承压设备均为核安 全 级， 分别遵循美国核管会 Ａ 、 Ｂ 、 ｃ级质量分组 ， 分别根
Ｓ Ｍ Ｅ Ｂ ＆ Ｐ ［ ７ 】 Ｉ Ｉ Ｉ — Ｎ Ｂ 、 Ｎ Ｃ 、 Ｎ Ｄ的要求进行建造 ， 采 确保核 电厂的反应性控制 、余热排出和放射性 据 Ａ
压水 堆 核 电主要 是 将存 储 在 反应 堆 压 力 容器 中
物 质 包容 的三项 基 本 安全 功 能是 核 安 全 分级 的基 本
的 核 燃 料 和 中子 发 生 可 控 链 式 核 反 应 所 释 放 的核 依据。在确定设备的核安全分级时 ， 不仅要考虑物项
能， 转化为一 回路高温高压流体的热能， 再通过蒸汽 承 担 的核 安全 功 能 ，而且 要 考 虑物 项 所 承担 核 安 全 发生器将热 能传递给二 回路的流体 ，使其产生高温 功能的重要程度 。在确保承压设备均能有效执行相 高 压蒸 汽 ， 并 推动 汽 轮机发 电。 应的核安全功能 的基础上 ，对各类承压设备进行核
功能 ；
为 了确保各承压设备 能够在其相应 的核安全分 压设备 的核安全 等级相应 地划分 出各 自的抗震 类 别、 规范等级和质保分组 。 根 据 美 国核 协 会 Ａ Ｎ Ｓ的设 备 安 全 分 级 原 则 】 ，
门等 承 压设 备 。核 安全 相 关 承压 设 备 在设 计 基 准事 级 下 有效 执行 相 应 的核 安 全 功 能 ，则 需要 根 据 各 承
核电厂安全分级
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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. 3 设备分级的概念和方法
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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。
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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
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。
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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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
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第1节 总论
1. 3 设备分级的概念和方法
1.3.1 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；
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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
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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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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。
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核电厂系统和部件的核安全分级
压水堆核电厂物项分级 2021
2021年是我国压水堆核电厂物项分级标准的重要年份。
作为核能行业的重要环节，核电厂物项分级标准的修订和制定对于核电厂的安全运行具有至关重要的意义。
以下是本文将从压水堆核电厂的物项分级标准的背景、标准修订的必要性、过程和最终成果以及未来发展四个方面展开对该主题的论述。
一、背景1.压水堆核电厂的物项分级标准的重要性压水堆核电厂是目前世界上运行最多的核电厂类型，其安全性和稳定性直接影响着国家的能源安全和经济发展。
核电厂的物项分级标准是核安全管理体系的重要组成部分，它对核电站的安全性和可靠性具有重要影响。
压水堆核电厂物项分级标准的制定和修订是为了更好地适应国内外压水堆核电厂的发展需求和安全管理要求。
2.目前压水堆核电厂物项分级标准存在的问题原有的压水堆核电厂物项分级标准在实践中存在着不适应当前核电厂的发展和管理需求、标准缺乏科学性和系统性、标准更新不及时等问题，因此急需修订和完善。
二、标准修订的必要性1.符合国内外法律法规的要求当前，国内外对核电厂的安全要求越来越高，为了符合国家相关法律法规的要求，修订压水堆核电厂物项分级标准势在必行。
2.适应压水堆核电厂的技术发展和管理需求近年来，压水堆核电厂的技术不断发展和创新，原有的物项分级标准已经不能适应当前核电厂的技术发展和管理需求，因此需要制定新的标准以适应新技术的发展。
3.提高核电厂的安全性和可靠性通过修订和完善物项分级标准，可以进一步提高核电厂的安全性和可靠性，减少事故发生的可能性，降低事故的危害程度。
三、标准修订的过程和最终成果1.制定修订方案为了确保修订过程的科学性和系统性，相关部门先制定了修订方案，确定了修订的目标、范围、程序和流程，并成立了由专家和相关人员组成的工作组。
2.收集必要信息和数据工作组成员收集了国内外压水堆核电厂的相关信息和数据，并进行了充分的分析和比对，在实践中发现了原有标准的不足和不合理之处。
3.修订标准草案在对收集到的信息和数据进行分析和研究的基础上，工作组制定了修订后的标准草案，并向相关单位和专家组织进行了征求意见。
压水堆核电站设备分级
设备维护
定期检查：对设备进行定期检查，确保设备 正常运行
预防性维护：根据设备运行情况，进行预防 性维护，减少故障发生
故障处理：及时处理设备故障，确保设备正 常运行
设备更新：根据设备运行情况，及时更新设 备，提高设备性能
设备更新
STEP1
STEP2
STEP3
STEP4
定期检查设 备状况，及 时更新老化 设备
演讲人
目录
01. 分级标准 02. 分级方法 03. 分级应用1Fra bibliotek设备重要性
核心设备：反应 堆、蒸汽发生器、
主泵等 1
外围设备：辐射 4
监测设备、废水 处理设备、安全
防护设备等
关键设备：安全 壳、冷却系统、
2 控制系统等
3
辅助设备：电气 设备、通风设备、 消防设备等
设备可靠性
壹
设备可靠性是衡量 设备在规定条件下 和规定时间内完成 规定功能的能力
03 设备维修性：根据设备的可维 修性和维修成本进行分级
04 设备安全性：根据设备的安全 性和事故风险进行分级
3
设备管理
设备分级：根据设备重要性和影 响程度进行分级
设备维护：定期对设备进行检查、 维护和维修
设备更新：根据设备使用年限和 性能状况进行更新
设备监控：对设备运行情况进行 实时监控，确保设备安全运行
贰
设备可靠性分为 基本可靠性和附 加可靠性
叁
基本可靠性是指设 备在正常运行条件 下的可靠性
肆
附加可靠性是指设 备在异常条件下的 可靠性，如抗震、 抗冲击等
设备维护要求
定期进行设备维 护和保养，确保
设备性能稳定
定期进行设备更 新和升级，确保
压水堆核电厂物项的安全分级
压水堆核电厂物项的安全分级一、基本概念1、物项分级的类别：安全等级、抗震类别、规范等级和质量保证等级(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； (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；(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，即物项的规范等级 (也称为设备等级 )；(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。
2、物项分级的步骤：首先确定物项的安全级，再确定物项的抗震类别，然后确定物项的规范等级，最后确定物项的质保等级。
3、物项分级的对象：承压机械设备、非承压机械设备、燃料组件、电气设备、构筑物。
4、物项分级的结果：核电厂设计者应对各种物项进行分级，并编制“核电厂物项分级清单”，该清单应覆盖核电厂的所有系统，并列出各主要部件和构筑物的安全等级、抗震类别、规范等级和质量保证等级。
二、安全等级的划分1、概述(1)、安全等级划分的依据 --三项基本安全功能：反应性控制、余热排出和放射性物质包容。
▲ 反应性控制：“必须提供安全停堆手段，使反应堆在运行工况和事故工况以及事故工况后安全停堆，并使之保持在安全停堆状态”。
▲余热排出：“必须提供排出余热的手段，使停堆后 (包括事故工况停堆后 ) 从堆芯排出余热”。
▲ 放射性物质包容：“必须提供减少放射性物质释放的可能性的手段，并保证任何释放在运行工况期间低于规定限值，在事故工况期间低于可接受限值”。
(2)、安全级划分的单元 --以系统或设备的最小单元作为安全分级的具体对象，可以是：▲一个组件，如燃料组件 (安全级 )。
▲一件设备，如柴油发电机 (安全级 )；稳压器波动管 (安全 1 级)；换料水箱(安全 2 级)。
▲一件设备的某一部分，如主泵泵壳(安全 1 级)；主泵飞轮 (安全 3 级)。
HAF0201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
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(HAF0201)(1986年10月30日国家核安全局批准发布)本导则自发布之日起实施本导则由国家核安全局负责解释1 引言《核电厂设计安全规定》(HAF0200，以下简称《规定》)制订了对陆上固定式热中子堆核电厂设计的最低安全要求。
本导则是对《规定》有关条款的说明和补充，编写本导则的目的是为划分核电厂内安全有关的构筑物、系统和部件的安全功能和部件的安全等级提供具体指导。
正确划分安全功能和部年的安全等级是正确选择和采用设计规范、标准的前提，因而本导则是《规定》的基础性导则。
在实际工作中可采用不同于本导则规定的方法和方案，但必须向国家核安全局证明所采用的方法和方案具有与本导则相等的安全水平，并不会对核电厂厂区人员和公众增加风险。
一座核电厂的合理设计要求考虑很多因素，而这些因素的综合作用决定了核电厂总的安全性和可靠性。
设计中必须考虑诸如自然现象和人为事件等与厂址有关、又能影响电厂安全运行的因素。
核电厂内有许多构筑物、系统和部件对总的安全性和可靠性也起重要作用，设计人员必须细致地予以考虑。
设计中还必须认真考虑电厂运行的各个方面，这样才能在寿期内维持高度的安全性。
设计人员可运用《规定》中提到的多种手段达到上述安全目标，其中包括对影响安全的系统、部件和构筑物采用多重性设计、多样性设计以及实体分隔。
为使安全上重要的系统、部件和构筑物达到必要的高质量，设计人员应仔细选用材料，认真制订并实行质量保证大纲，周到地设计核电厂，使其能在运行期间根据需要实施在役检查大纲，以及正确地选定规范和标准。
在核电厂设计中，应该认识到某些系统、部件和构筑物对安全的作用要比另一些系统、部件和构筑物更大。
安全重要性方面的这种分级，在设计中可用几种方法来体现。
可用来确定对安全有关的系统、部件和构筑物的分级要求的两种方法就是确认论法和概率论法。
目前国际上大都混合采用这两种方法。
在确定论法中常对那些安全上重要的、其损坏能导致重大的放射性释放事故的系统、部件和构筑物提出各种要求。
核电站简介和物项分级
2 核电站设备，系统，构筑物分级
核电站设备，系统，构筑物按其功能，重要性，以及技术 方面的不同，通常有为以下几种分级方法： － 安全等级 － 抗震类别 － 质量保证分级 ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ 规范类别（省略）
根据“核电厂质量保证安全规定” HAF003 的要求，必须对质量保 证大纲所适用的物项、服务和工艺规定相应的控制方法和等级。 核电厂的物项通常划分为不同的安全等级、抗震类别和质量保证等 级。 正确确定安全功能和划分部件的安全等级是选择和采用设计规 范、标准 的前提，也是划分其他类别和等级的依据。 安全等级确定后，在ASME,RCC 规范或标准中可以找到相对应的规范 等级，并在选材、设计、制造、试验、检验和质量保证等方面有相应 的规定。 安全等级也是划分不同抗震类别的依据，安全重要或非安全重要的 物项有不同的抗震要求与承受不同地震载荷的能力。 确定物项的质量保证等级时，除了安全因素外，还应考虑物项的质 量特性和所处的工作环境/条件以及核电厂可用率等因素（特别是常 规岛以及核电厂配套设施中的物项）。此外还需考虑物项或服务的重 要性、复杂性、设计和制造等工作的成熟程度、质量史、标准化程度 以及经济性等因素。。
一座100万千瓦的压水堆，堆芯每小时冷却水的流量约6万吨。这些 冷却水并不排出堆外，而是在封闭的－回路内往复循环。堆芯放了一 百多个燃料组件，这些组件总共包括四万多根三米多长、比铅笔略粗 的燃料元件。高温水从压力容器上部离开反应堆后，进入蒸汽发生器。
反应堆堆芯
堆芯组成
堆芯由燃料组件、控制棒组件和堆芯相关组件等构成。
从低压汽轮机出来的蒸汽的压力已很低，无法再加以利用 于是，进入冷凝器，这些低压蒸汽被三回路循环水冷却成 凝结水。冷凝水再经过预热，又回到蒸汽发生器吸收一回 路冷却水的热量，变成高温蒸汽，继续循环。整个二回路 的水就是在蒸汽发生器，高压、低压汽轮机，冷凝器和预 热器组成的密封系统内来回往复流动，不断重复由水变成 高温蒸汽，蒸汽冷凝成水，水又变成高温蒸汽的过程。在 这个过程中，二回路的水从蒸汽发生器获得能量，将一部 分能量交给汽轮机，带动发电机发电，余下的大部分不能
压水堆核电厂主要物项分级依据
压水堆核电厂主要物项分级依据1. 安全分级的基本依据：根据三项总的设计要求：①安全停堆②堆芯排出余热③减少放射性物质释放。
确保三项基本安全功能：①反应性控制②余热排出③放射性物质包容。
2. 抗震类别的确定：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而确定的。
3. 规范等级的确定：为满足不同安全等级的要求，根据设计建造规范（标准）对物项所规定的设计、建造等级。
在确定物项规范等级及相应的设计、建造要求时，除应考虑其安全等级，还要考虑物项的工作条件（压力、温度、载荷循环情况等）。
4. 质量保证等级：质量保证等级的高低首先要依靠安全等级，其次还要根据物项的设计、建造经验、工艺成熟性、运动部件多少、供货史、标准化程度等多种因素。
在此基础上将主要物项按等级分类统计列表分解介绍，作为核电物项采购控制把握的尺度。
压水堆核电厂一、二回路主要物项（构筑物、系统和部件）统计表备注：1、“适用的规范”栏中的“×”表示该设备的规范标准尚待制定；B篇、C篇、D篇、H篇、G篇和J篇系指GB/T 16702中的篇。
2、抗震类另一栏中的“NA”表示非核抗震类。
3、“适用的规范”栏中的参考资料a：美国动力管道国家标准（American National Standard for Power Piping, ANSI/ASME B31.1—1980. American Society of Mechanical Engineers, New York）b：如果事故时会危及安全壳，则其抗震类别应提高到抗震Ⅱ类。
复杂的主要设备部件的典型分解举例各种分级之间关系的对照1. 国标中的安全分级、抗震分类、规范分级和质量保证分级关系对照2. 与国外的分级对照。
1-核电厂系统与部件的核安全分级
2019/11/2
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。
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。
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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
核电厂安全分级
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
1.3.1 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
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
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
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。
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：
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压水堆核电厂物项的安全分级
一、基本概念
1、物项分级的类别：安全等级、抗震类别、规范等级和质量保证等级
(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；
(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；
(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，即物项的规范等级(也称为设备等级)；
(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。
2、物项分级的步骤：首先确定物项的安全级，再确定物项的抗震类别，然后确定物项的规范等级，最后确定物项的质保等级。
3、物项分级的对象：承压机械设备、非承压机械设备、燃料组件、电气设备、构筑物。
4、物项分级的结果：核电厂设计者应对各种物项进行分级，并编制“核电厂物项分级清单”，该清单应覆盖核电厂的所有系统，并列出各主要部件和构筑物的安全等级、抗震类别、规范等级和质量保证等级。
二、安全等级的划分
1、概述
(1)、安全等级划分的依据--三项基本安全功能：反应性控制、余热排出和放射性物质包容。
▲反应性控制：“必须提供安全停堆手段，使反应堆在运行工况和事故工况以及事故工况后安全停堆，并使之保持在安全停堆状态”。
▲余热排出：“必须提供排出余热的手段，使停堆后(包括事故工况停堆后)从堆芯排出余热”。
▲放射性物质包容：“必须提供减少放射性物质释放的可能性的手段，并保证任何释放在运行工况期间低于规定限值，在事故工况期间低于可接受限值”。
(2)、安全级划分的单元--以系统或设备的最小单元作为安全分级的具体对象，可以是：
▲一个组件，如燃料组件(安全级)。
▲一件设备，如柴油发电机(安全级)；稳压器波动管(安全1级)；换料水箱(安全2级)。
▲一件设备的某一部分，如主泵泵壳(安全1级)；主泵飞轮(安全3级)。
(3)、接口装置的安全等级--就高不就低原则
(4)、安全等级划分的方法--确定论法或概率论法
2、承压机械设备的安全分级
(1)、概述
承压机械设备指核电厂一回路系统或安全系统中用于包容流体的各种容器、贮罐、管道附件、热交换器、泵和阀门等物项。
承压机械设备的安全等级分为安全1级、安全2级、安全3级和非安全级。
承压机械设备的支承件与被支承设备的安全等级相同。
(2)、安全1级物项
构成反应堆冷却剂压力边界而且其失效会引起失水事故的物项。
(3)、安全2级物项
反应堆冷却剂压力边界内不属于安全1级的部件以及用于防止预期运行事件导致事故工况和减轻事故工况后果的物项。
(4)、安全3级物项
对安全有重要作用的设备和部件，但这类部件的故障不会有直接的放射性后果；以及其故障会导致正常存放衰变的放射性气体释放的那些设备的部件。
(5)、非安全级物项
安全1级、安全2级、安全3级以外的所有承压机械设备。
3、非承压机械设备的安全分级
非承压机械设备被划分为安全级和非安全级两类：
(1)、安全级物项一一执行安全功能的非承压机械设备，如堆内构件、控制棒驱动机构、主
控室通风系统和应急柴油发电机房空气调节系统等。
(2)、非安全级物项一一安全级以外的非承压机械设备。
4、燃料组件和燃料相关组件
燃料组件和燃料相关组件都属于安全级。
5、电气设备的安全分级
电气设备包括电力设备、仪表和控制设备及其供电设备。
电气设备被划分为安全级(1E 级)和非安全级(非1E级)两类。
(1)、安全级(1E级)电气设备
执行或支持“三项基本安全功能”以及防止和缓解事故的电气设备。
(2)、非安全级(非1E级)电气设备
安全级以外的电气设备。
6、构筑物的安全分级
构筑物被划分为安全级和非安全级两类：
(1)、安全级构筑物
包容放射性物质的构筑物、对安全设备起保护作用的构筑物以及作为最终热阱的构筑物，如安全壳、核辅助厂房、柴油发电机房、主控室、乏燃料贮存池、海堤等。
(2)、非安全级构筑物
安全级以外所有的构筑物。
三、抗震类别的划分
1、抗震分类的目的：确定哪些设备和部件必须进行抗震设计／抗震鉴定。
2、核电厂物项的抗震类别：抗震I类、抗震II类和非抗震类。
(1)、抗震I类物项
执行和支持“三项基本安全功能”的物项。
所有安全物项以及可能危及安全物项功能的非安全级设备和构筑物都被列为抗震I类物项。
(2)、抗震II类物项
为防止放射性物质外逸超过正常运行限值所需的物项以及为缓解某些事故工况所需的物项，如放射性废物厂房的坑槽、三废系统厂房以及放射性废气贮存箱等。
(3)、非抗震类物项
抗震I类、抗震II类以外的物项属于非核抗震类物项。
非核抗震类物项可按适用的常规设施的抗震规范进行设计。
四、规范等级的划分
1、规范等级的划分的目的：对执行不同安在功能的物项提出相应的设计、制造和检验等方
面的要求。
2、规范等级的划分的原则：执行安全功能、运行工况和生产技术：
(1)、执行安全功能的原则
原则上，安全1级、安全2级和安全3级的设备相应地被确定为规范1级、规范2级和规范3级。
(2)、运行工况原则
物项在经受某种压力、温度或循环载荷时，在确定与安全2级和3级设备所对应的规范级时应适当地升级（见图2-1“安全级与规范级对照图”）。
(3)、生产技术原则
由于生产技术不同，专门确定了对应于小型设备的规范。
五、质量保证等级的划分
1、核电厂的物项被划分为四个质量保证等级，即QA1、QA
2、QA3及QAN。
2、原则上质量保证等级应对应于安全等级，但由于质量保证等级的划分受设计和制造的复
杂性和成熟性等多种因素的制约，质量保证等级与安全等级并不一一对应。
3、应通过合同要求来确定质量保证等级。
该事故是在反应堆安全系统试验过程中发生功率瞬变引起瞬发临界而造成的严重事故。
反应堆堆芯、反应堆厂房和汽轮机厂房被摧毁，大量放射性物质释放到大气。