-核电厂系统与部件的核安全分级资料课件 (二)
核安全2(安全系统2)完整版
2 反应堆的安全功能
• 控制(Control)反应性 • 冷却(Cooling)堆芯 • 包容(Containment)放射性产物
2.1 反应性的控制
• 控制元件总的反应性应等于剩余反应性与 停堆余量之和。 • 按运行工况，反应性控制分为： 1）紧急停堆控制：快 2）功率控制：中速 3）补偿控制：慢
1 反应堆的安全性
• 固有安全性(Inherent safety) ：当反应堆 出现异常工况时，不依靠人为操作或外部 设备的强制性干预，只是由堆的自然安全 性和非能动的安全性，控制反应性或移出 堆芯热量，使反应堆趋于正常运行和安全 停闭。 • e.g. 固有安全堆：池式快堆IFR，模块式高 温气冷堆MHTGR，过程固有最终安全反应 堆PIUS
3.1 安注系统
为了保证能够根据事故引起的一回路系统压力 下降情况，在不同压力水平下介入，安注系 统分为三个子系统： • 高压安注系统 • 蓄压箱注入（中压安注）系统 • 低压安注系统
3.1 安注系统
当 P≤119 bar时，高压 安注系统投入
一回路压力 （bar)
当P ≤42.5 bar 150 时，中压安注 100 系统自动投入 50 当P<10 bar 时，低压安注 系统投入
3.3 安全壳系统
• 安全壳(containment)是包容反应堆冷却剂 系统的气密承压构筑物。
3.3 安全壳系统
主要功能： 1.在发生失水事故和主蒸汽管道破裂事故时承 受内压，容纳喷射出的汽水混合物，防止或 减少放射性物质向环境的释放，作为放射性 物质与环境之间的第三道屏障。 2.对反应堆冷却剂系统的放射性辐射提供生物 屏蔽，并限制污染气体的泄漏。 3.防护外部事件（如飞机撞击、龙卷风）和内 部飞射物及管道甩击。
AP1000核电厂构筑物、系统和部件(SSC)的分级(讲座稿)
2010年 18日星期三 2010年8月18日星期三
- 4-
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，
2010年 18日星期三 2010年8月18日星期三
- 8-
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
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)。
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1. 引言核电厂是一种重要的能源发电设施，其运行过程中的核安全至关重要。
核安全包括核设施的设计、运行和废弃物处理等方面，是确保核电厂运行安全可靠的重要工作。
在核电厂系统和部件中，根据其对核安全的重要性，进行了不同层次的分级，以确保各个层级的核设施满足相应的核安全要求。
本文将对核电厂系统与部件的核安全分级进行概述。
2. 核电厂系统与部件的分类核电厂由多个系统和部件组成，根据其功能和特点，可以将其分为以下几个大类：2.1 主系统主系统包括核反应堆系统、蒸汽发生器系统、蒸汽轮机系统等，是核电厂发电的核心部分。
这些系统对核电厂的运行稳定性和核安全性起着至关重要的作用。
2.2 支持系统支持系统包括供电系统、通风系统、冷却系统等，为核电厂系统的正常运行提供各种支持服务。
这些系统对核电厂的连续运行和事故处理起着重要的辅助作用。
2.3 安全系统安全系统包括冷却系统、防护系统、控制系统等，是核电厂对核事故和突发事件做出响应和处理的重要手段。
这些系统对核电厂的安全性具有至关重要的影响。
2.4 辅助系统辅助系统包括消防系统、废物处理系统、辐射监测系统等，为核电厂的运行提供额外的服务和支持。
这些系统对核电厂的环境保护和废物处理起着重要的作用。
3. 核安全分级概述核安全分级是根据不同系统和部件对核安全的重要性和风险程度进行等级划分的过程。
核安全分级不仅有助于确定安全设施和设备的要求，还有助于优化核设施的设计和安全管理。
3.1 核安全分级原则核安全分级的原则主要包括以下几点：•风险评估：对核电厂系统与部件进行风险评估，确定其对核安全的重要性和风险程度。
•安全功能：对不同系统与部件的核安全功能进行评估和划分，以保证核电厂的正常运行和响应能力。
•设备独立性：确保设备独立性，避免设备之间的相互影响和故障传播。
•安全管理：建立完善的安全管理体系，确保不同分级的核设施符合相应的核安全要求。
3.2 核安全分级层次核安全分级主要分为以下几个层次：3.2.1 第一级别第一级别是针对对核安全最为重要的主系统进行划分，包括核反应堆系统、蒸汽发生器系统等。
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。
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。
非能动核电厂构筑物、系统和部件的质保分级(讲座)
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）
2 AP1000核电厂SSC’s抗震分类（3/7）
（1）抗震I（C-I） 与R.G 1.29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，也适用于要求用来
1 AP1000核电厂SSC分级目的与特点（1/2）
分级目的 △ 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 △ SSC’s分级便于提供识别与ANS核安全分级、NRC质量
分 组、抗震分类、ASME规范第III卷等级以及其它适用 的工业标准等方面有关的详细信息
其 主要目的是： 对于非安全相关的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
2 AP1000核电厂SSC’s抗震分类（1/7）
2.1 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
注：R.G 1.26、ANSI 18.2和ANS 51.1不适用AP1000的非能动安全系统
3 AP1000核电厂SSC’s安全分级（2/27）
3.2 术语定义
安全相关（Safety-Related）是一种适用于在设计基准事件
期间或在其后提供与安全有关功能的物项，同时适用于影响 安全相关物项的文件和使用
持结构完整性外，还应保持其应有的安全功能。 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类SSC满足10CFR附录B的质量保证要求。
核电厂安全分级课件
人员培训与素质
具备合格的运行、维修和管理人员 定期进行模拟演练，提高员工应对突发事件的能力
员工培训计划涵盖核安全法规、应急响应、安全设施操 作等方面
对员工进行健康和职业病监测，保证员工身体健康
04
核电厂安全分级的实践
安全分级的方法与流程
01
确定核电厂安全分级的标准和依据
根据国际原子能机构（IAEA）的相关安全标准和国内核安全法规，明
03
核电厂安全分级的依据
核安全法规与标准
符合国际原子能机构 （IAEA）的安全标 准
执行安全许可证制度 ，确保核电厂运行符 合相关要求
遵守国家核安全法规 和政策
安全设施与条件
01
02
03
04
具备完善的应急响应体系和设 备
安全壳设施完备，满足防辐射 、防泄漏等要求
设有安全分析、控制和监督系 统
配备性能良好的核安全监测设 备
核电厂安全分级课件
目录
• 核电厂概述 • 核电厂安全的重要性 • 核电厂安全分级的依据 • 核电厂安全分级的实践 • 安全分级的监管与要求 • 安全分级的发展趋势与展望
01
核电厂概述
核电厂的定义与特点
核电厂定义
核电厂是一种利用核能发电的工 厂，它利用核裂变或核聚变反应 所释放的能量转换成电能。
强化安全分级的实践和应用
03
加强安全分级的实践和应用，提高安全分级的科学性
和有效性。
THANKS
感谢观看
核电厂特点
核电厂具有高效、清洁、可再生 的特点，能够满足大规模的电力 需求。
核电厂的组成与运行
核电厂组成
核电厂主要由反应堆、蒸汽发生器、 汽轮机、发电机等组成。
核电厂设备安全分级（二篇）
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xx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（内径大到破损后正常补水系统不能补偿冷却剂的流失）、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。
5/16/2021
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)。
5/16/2021
核电厂系统和部件的核安全分级
12
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
14
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。
核电厂系统与部件的核安全分级概述
当分析表明这一乘积过大时，应从设 计和(或)管理上采取减小它的措施，可供采 取的措施很多，如在废液处理系统中，为 了尽量减少贮槽损坏时放射性释放的后果， 可将放射性废液贮存在若干个小贮槽内， 而不是内贮存在一个大贮槽内。
2021/7/16
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 2021/7/16 堆冷却剂泵的支承件(安全1级 核电厂系统和部件的核安全分级 )。
1. 3 设备分级的概念和方
法
设计单位必须按系统设备把安全级物
项及其级别(类别)列在物项分级清单中。 当笼统地说某件复杂设备是某安全等级时，
核电厂系统和部件的核安全分级
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。
2021/7/16
2
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
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
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
3
硼酸和化学添加剂的制备系统
2021/7/16
核电厂系统和部件的核安全分级
1. 3 设备分级的概念和方 法
核电厂安全分级
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2020/11/19
核电厂安全分级
第1节 总论
1. 3 设备分级的概念和方法
这三个因子的乘积必须低于允许水平 (P=P1×P2×P3)，即要求执行某安全功能的 几率，在需要时不能执行安全功能 的几率以 及该安全功能失效的后果三者的乘积应在允 许的限度内。
当分析表明这一乘积过大时，应从设计 和(或)管理上采取减小它的措施，可供采取 的措施很多，如在废液处理系统中，为了尽 量减少贮槽损坏时放射性释放的后果，可将 放射性废液贮存在若干个小贮槽内，而不是 内贮存在一个大贮槽内。
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2020/11/19
核电厂安全分级
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。
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2020/11/19
核电厂安全分级
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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2020/11/19
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
核电厂安全分级
2021/10/5
核电厂系统和部件的核安全分级
20
第1节 总论
1. 3 设备分级的概念和方法
2021/10/5
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。
2021/10/5
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。
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)。
2021/10/5
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。
核电厂系统综述ppt课件
经营者提供商品或者服务有欺诈行为 的，应 当按照 消费者 的要求 增加赔 偿其受 到的损 失，增 加赔偿 的金额 为消费 者购买 商品的 价款或 接受服 务的费 用
4.核岛（NI）有关系统
通风－DV*， 吊装设备－DMR、DMN、DMW， 照明－DN*， 泄漏监测－D**、E** 电气（电源）系统－L**（参看上节） 消防系统－JP* 其它公用系统（包括压缩空气、冷却水、取样……）－ S**（参看上节）
3）核电厂的设备“代码”
电厂内的设备全都从属于各个电厂系统，全都用数码表示， 由“系统代码”+“3位数字”+“2位字母的设备名称代码”表示。 如“L3GEX001GE”指的是“岭澳二期3号发电机”。
“设备名称代码”有约200个，常见的设备及其代码如下： 泵-PO、电机-MO、容器－BA、风机－ZV、凝汽器－CS、回热 加热器－RE、除氧器－DZ、冷却器－RF、过滤器－FI；（一般的） 汽轮机－TC；蒸汽发生器－GV、主汽轮机汽缸－KO、主变压器－ TP 以数量计算，阀门占了大多数，代码用“V*”表示，其中： 蒸汽阀门-VV、一回路水阀门－VP、二回路水阀门－VL、海水阀门 －VC、 除盐水阀门－VD、油阀门－VH、空气阀门－VA、氢气阀门 －VY……；
经营者提供商品或者服务有欺诈行为 的，应 当按照 消费者 的要求 增加赔 偿其受 到的损 失，增 加赔偿 的金额 为消费 者购买 商品的 价款或 接受服 务的费 用
4.核岛（NI）有关系统
一回路系统－RCP 一回路辅助系统－RCV、REA、RRA、REN 反应堆控制及保护系统－RPN、RIC、RRC、RPR 辅助冷却水系统－PTR、RRI、SEC、DEG、DEL 专设安全设施－RIS、EAS、ASG、EIE、ETY 燃料装卸－PMC 三废处理－TES、TEU、TEG、TEP、TER
【2019年整理】1-核电厂系统与部件的核安全分级
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）。 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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第1节 总论
1. 3 设备分级的概念和方法
通常还采用其它各种方法，如：多重 性、多样性、厂区布置、采用经过考验的 设备、在役检查以及采用合适的规范和标 准等。所需的结构完整性由设计来确定， 即包括诸如结构设计、质量保证、制造以 及水压试验、役前检查等方面。
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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
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。
核电厂安全分级
2021/7/16
核电系统和部件的核安全分级
1. 3 设备分级的概念和方
法
这三个因子的乘积必须低于允许水平
(P=P1×P2×P3)，即要求执行某安全功能 的几率，在需要时不能执行安全功能 的几
(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
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。
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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。
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核电厂系统和部件的核安全分级
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。