-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。
-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。
秦山核电二期扩建工程( 物项分级手册-正式版)第一版
秦山核电二期扩建工程 （第1版） 核电秦山联营有限公司 二00六年七月
目录 1.汇编说明 (2) 2.核电厂安全功能和设备分级 (3) 2.1 分级说明 (4) 2.2 核蒸汽供给系统（NSSS）机械设备分级表 (14) 2.3 核岛配套系统（BNI）机械设备分级表 (77) 2.4 核蒸汽供给系统（NSSS）电气设备分级表 (127) 2.5 核岛配套系统（BNI）电气设备分级表 (167) 2.6 土建构筑物的分级表 (199) 3.常规岛和电站配套设施（BOP）设备与建构筑物质保分级 (206) 4.物项和服务的质量保证分级要求 (216)
汇编说明 核电厂的物项数量庞大、种类繁多，为进行有效的科学管理，达到保证物项安全、质量和节约成本的目标，应对物项进行分级管理。以满足核安全法规“对物项、服务和工艺必须规定相应的控制和验证的方法和水平”的要求，也是业主追求核电厂可利用率和控制质量成本的需要。这种分级原则上是以物项对核电厂的安全性和可利用率的重要程度为主要依据，但也考虑了该物项在设计、制造中的复杂程度。 为满足秦山核电二期扩建工程的需要，我们将核二院编制的《物项的安全功能和设备分级》（0401XNI-ZHS04），以及我处编制的《常规岛和电站配套设施（BOP）设备与建构筑物质保分级》汇编成册，以供大家查阅使用。本手册基本包括了核电厂核岛、常规岛和BOP中的主要物项和建构筑物。其中《常规岛和电站配套设施（BOP）设备与建构筑物质保分级》是在我处于1、2号机组所编《物项的安全、抗震、规范、质保等级》（QAM102005，1995年第一版）等有关资料的基础上，吸收1、2号机组建造和生产运行的经验，组织相关人员认真讨论，对部分物项的分级进行调整和补充后汇编而成。 本手册中物项分级的内容主要有安全级别、抗震类别、设计和制造规范级别、质量保证等级等。本手册适用于参加扩建工程建设的各个单位和所有工程技术人员。借助本手册，可以全面了解扩建工程的物项分级状况。本手册还附了《物项和服务的质量保证分级要求》，对不同质保等级物项的质量保证和质量控制水平进行了规定，可对照使用。 本手册在编制过程中得到了核二院、华东院和公司内部相关处室的帮助和支持，在此表示感谢。 由于编者条件限制，虽然经过多次修改和补充，但本手册的错误和不足之处仍在所难免。对本手册使用中发现的问题或意见，请及时与联营公司质保处联系，以便修订再版，从而更好地为秦山核电二期扩建工程服务。 核电秦山联营有限公司质保处 2006年7月
核安全工程培训
注册核安全工程师培训 第一章（二） 核动力厂防火设计 一、核动力厂防火要求 核电厂的运行经验表明，火灾和爆炸是威胁核电厂安全的重要事件之一，因而防止火灾和爆炸在核动力厂的设计中占有重要地位，对火灾和爆炸的防护也以保证停堆、排出余热和包容放射性三个基本安全功能为主要目的。
像所有其他的核动力厂安全领域一样，对火灾的防护也必须贯彻纵深防御概念，这可以包括下述三个层次： （1）第一个层次是防止发生火灾：应使可燃材料和火灾荷载保持在合理可行的低水平，因此应尽量使用非可燃材料或阻燃材料；应尽量减少核动力厂的设备运行或故障导致的火灾；应对安全重要物项予以保护，防止由于雷击等可能引起的火灾；在安全重要的构筑物内应控制可燃物料的使用和贮存，尽量减少其数量，不急需的可燃物料不贮存在靠近安全重要物象的场所；对使用明火、焊接和火焰切割等的作业，要经过书面批准，并且应具备足够的防火措施。 （2）第二个层次是及时地探测和扑灭火灾，限制火灾的损害：应设置足够容量、能力和鉴定合格的火灾探测和灭火系统，以便及时地探测火灾和报警，灭火系统能够及时启动以扑灭火灾，并将火灾对安全重要物项的影响降至最低。
（3）第三个层次是防止火灾的蔓延，将火灾对核动力厂安全重要功能的影响减至最低：应采取措施防止火灾对停堆、排出余热、包容放射性物质所需的安全重要物项的影响，以便在火灾情况下，这些物项仍能执行其安全功能。这要求对安全系统的多重部件采取相互之间充分隔离的措施，这种措施可通过防火分区或防火小区来实现。防火分区之间应尽量减少贯穿件，并对贯穿件或贯穿孔洞采取严密的防火封堵。每个防火区的火灾探测、灭火和排烟、排水、通风等辅助设施应尽可能独立。 二、核动力厂防火的设计方法 （1）布置要求 （2）防火区 （3）火灾封锁法 （4）火灾扑灭法 （5）火灾和灭火系统的二次效应 （6）火灾危害性分析
核电厂系统设备复习资料
1.核能在人类生产和生活中的应用的主要形式是核电。 2.压水堆核电厂主要由压水反应堆、反应堆冷却剂系统、蒸汽和动力转换系统、循环水系统、发电机和输配电系统及辅助系统组成。 3.通常把反应堆、反应堆冷却剂系统及其辅助系统合称为核供气系统。 4.核辅助系统主要用来保证反应堆和一回路系统的正常运行。 5.核电厂选址应考虑核电厂本生特性、厂址自然条件和技术要求以及辐射安全等三方面。 6.划分安全等级的目的是提供分级设计标准。 7.安全分级的主要目的是正确选择用于设备、制造和检验的规范和标准。 8.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。安全一级设备选用的设计等级为一级，质量为A组。 9.我国的核安全法规将抗震类别分为三类，即抗震Ⅰ类，抗震Ⅱ类和非抗震类（NA）。 10.核系统有三道屏障，第一道是燃料棒包壳，第二道是一回路系统的承压边界，第三道是安全壳。 11.反应堆冷却剂系统可分为冷却系统、压力调节系统和超压保护系统。 12.在堆芯热功率不变的情况下，提高冷却剂的质量流量可以减少堆出入口温差。 13.核电厂的一回路系统由若干并联的环路组成，环路数不小于2，一般采用2~4条环路并联形成。 14.一回路的工作压力、冷却剂的反应堆进出口温度、流量等参数的选择，直接影响了核电厂的安全性和经济性。 15.一般压水堆核电厂一回路系统的工作压力约为15MPa。 16.冷却剂在反应堆的进出口温度为280~300℃。 17.一回路系统的总阻力约为0.6~0.8MPa。 18.压水堆本体由堆芯、堆芯支撑结构、反应堆压力容器及控制棒传动机构组成。 19.反应堆冷却剂流过堆芯时起慢化剂作用。 20.燃料元件是产生核裂变并释放热量的部件。 21.控制棒组件分两类:黑棒束组件，灰棒束组件。 22.堆芯下部支撑结构是堆芯的主要包容件，他是以吊篮结构为特征的组合体。 23.反应堆压力容器工作在高压、高温、放射性辐照下寿命不少于40年。 24.反应堆冷却剂泵分：全密封泵和轴封泵。 25.蒸汽发生器是分隔一次测、二次侧介质的屏障。 26.按传热管形状可分U形管、直管、螺旋管蒸汽发生器。 27.蒸汽发生器的传热计算分:传热设计计算、传热校核计算。 28.稳压器的基本功能是建立并维持一回路系统的压力，避免冷却剂在反应堆内发生容积沸腾。 29.反应堆工作温度下冷却剂的硼质量分数不应大于1.4×10‐3的限值。 30.防止腐蚀是冷却剂化学的中心任务。 31.常用PH值控制剂有氢氧化锂和氢氧化铵。 32.为防止闪蒸先降温，后降压。 33.除硼离子床是OH﹣型阴离子树脂床，其作用是用来除去冷却剂中的硼酸。 34.设备冷却水系统正常工况运行是利用系统的压力差完成的。 35.对含氢废气处理的基本方法是储存衰变，待其放射性衰变到可向环境排放水平。 36.含氢废气处理系统在正压下运行，含氧废气处理系统在负压下运行。 37.高压安注系统的工作分为直接注入阶段和再循环注入阶段。 38.蓄压箱注入系统为非能动系统，不用安注信号启动任何电气设备。
第二章 核电站工作原理与系统
幻灯片1 第二章核电站工作原理及系统组成 余廷芳 幻灯片2 一、核电站工作原理 ●1、什么叫核电站？ ●核电站就是利用一座或若干座动力反应堆所产生的热能来发电或发电兼供热的动力设 施。反应堆是核电站的关键设备，链式裂变反应就在其中进行。 将原子核裂变释放的核能转换成热能，再转变为电能的系统和设施，通常称为核电站。 幻灯片3 一、核电站工作原理 ●2、核电站工作原理 核电厂用的燃料是铀。用铀制成的核燃料在“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能，再用处于高压力下的水把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动汽轮机带着发电机一起旋转，电就源源不断地产生出来，并通过电网送到四面八方。核电站工作流程原理1；图2 幻灯片4 二、核电站类型 ●目前世界上核电站常用的反应堆有压水堆、沸水堆、重水堆和改进型气冷堆以及快堆 等。但用的最广泛的是压水反应堆。压水反应堆是以普通水作冷却剂和慢化剂，它是从军用堆基础上发展起来的最成熟、最成功的动力堆堆型。 ●压水堆核电站占全世界核电总容量的60%以上。 幻灯片5 二、核电站类型 ●1、压水堆核电站 ●----------------以压水堆为热源的核电站。图 ●它主要由核岛和常规岛组成。 ●压水堆核电站核岛中的四大部件是蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯。 在核岛中的系统设备主要有压水堆本体，一回路系统，以及为支持一回路系统正常运行和保证反应堆安全而设置的辅助系统。常规岛主要包括汽轮机组及二回等系统，其形式与常规火电厂类似。 幻灯片6 二、核电站类型 ●2、沸水堆核电站 ●--------------------以沸水堆为热源的核电站。图 ●沸水堆是以沸腾轻水为慢化剂和冷却剂并在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽的 动力堆。 ●沸水堆与压水堆同属轻水堆，都具有结构紧凑、安全可靠、建造费用低和负荷跟随能 力强等优点。它们都需使用低富集铀作燃料。 沸水堆核电站系统有：主系统（包括反应堆）；蒸汽-给水系统；反应堆辅助系统等。 幻灯片7 二、核电站类型
核电厂系统与设备知识点
核电厂系统与设备知识点 2020年前要新建核电站31座，今后每年平均需要建设两个百万千瓦级核电机组 我国发展核电的基本政策是：坚持集中领导，统一规划，并与全国能源和电力发展相衔接;核电政策：自主，国产化，与压水堆配套；引进的基础上,消化,改进,国产化。 在核电布局上优先考虑一次能源缺乏、经济实力较强的东南沿海地区。 坚持“质量第一，安全第一”，坚持“以我为主，中外合作” 我国确定发展压水堆 核岛:一回路系统及其辅助系统、安全设施及厂房。 常规岛:汽轮发电机组为核心的二回路及其辅助系统和厂房。 配套设施：除核岛、常规岛的其余部分。 压水堆核电厂将核能转变为电能是分四个环节，在四个主要设备中实现的： 1）核反应堆：将核能经转变为热能，并将热能传给反应堆冷却剂，是一回路压力边界的重要部件。 2）蒸汽发生器：将反应堆冷却剂的热量传递给二回路的水，使其变为蒸汽。在此只进行热量交换，不进行能量形态的转变；3）汽轮机：将蒸汽的热能转变为高速旋转的机械能； 4）发电机：将汽轮机传来的机械能转变为电能。 大亚湾核电厂共有348个系统 核电厂平面布置原则：a.区分脏净,脏区尽可能在下风口;b.满足工艺要求,便于设备运输,减少管线迂回纵横交叉;c.反应堆厂房为中心,辅助厂房,燃料厂房设在同一基岩的基垫层上,防止因厂房承载或地震所产生的沉降差导致管线断裂.d.以反应堆厂房为中心,辅助厂房,燃料厂房,主控制室应急柴油发电机厂房四周.双机组厂可采用对称布置,公用部分辅助厂房. 布置分区：核心区、三废区、供排水区、动力供应区、检修及仓库区、厂前区 核心区布置按反应堆厂房与汽轮机厂房的相对位置,有T型与L型布置： T型:汽轮机叶片旋转平面与安全壳不相交.占地大,单独汽机厂房。 L型:汽轮机叶片旋转平面与安全壳相交,须设置防止汽轮机飞车时汽轮机叶片对安全壳和冲击的屏障.占地少,两台以上机组可公用汽轮机厂房,仅用一台吊车。 我国采用T型布置。 安全分级的目的是正确选择用于设备设计、制造、检验的规范标准 安全功能: 1 安全停堆和维持安全停堆状态； 2 停堆后余热导出； 3 事故后防止放射性物质释放，以保证放射性物质释放不超过容许值。 确定某物项对于安全的重要性有：确定论方法；概率论方法。 安全分为四级 1 安全一级：一回路承压边界所有部件；选用设备等级一级，质量A组。按照实际可能的最高标准设计、制造、安装和实验。 2 安全二级：余热去除、安注和安喷系统。 3 安全三级：辅助给水；设备冷却水；乏燃料池冷却系统；为安全系统提供支持的系统和设施。 4 安全四级：核岛中不属于安全三级以上的，但要求按照非和规范和标准中较高要求设计制造。 抗震分为一、二类和非抗震类（NA）： 抗震一类指其损害会直接或间接造成事故的工况以及用来实施停堆或维持停堆状态的构筑物、系统和设备。 安全一、二、三级和LS和1E级电器设备属抗震一类。抗震一类要求满足安全停堆地震载荷要求 安全停堆地震是分析电厂所在区域地址和地震条件，分析当地地表下物质的特性的基础上所确定的可能发生的最大地震。安全停堆地震通常取当地历史上发生过的最大地震再加上一个适当的安全裕量后确定的。 抗震二类的表明设备的设计要满足能承受运行基准地震（OBE）引起载荷要求。 在美国，抗震I类设备必定是安全级设备，而对非安全级设备也可以提单独的抗安全停堆地震要求。 核电厂的安全设计中辐射防护应遵循：正常运行工况下反射性排放低于预定限值，对环境与公众的影响可以忽略不计；导致高辐射计量或放射性物质大量释放的事故概率要低，而发生概率较高的辐射后果要小。 纵深防御要贯彻到核电厂的全部活动中。核电厂提供多层次的设备和规程，用以防止事故、或在未能防止事故发生时实施适当的防护，保证核电厂的安全。 五道相继深入而又相互增援的设计防御措施： 第一道防御：考虑对事故的预防，核电厂的设计必须是稳妥的和偏于安全的 第二道防御：防止运行中出现的偏差发展成为事故。设置可靠的保护装置和系统。探测妨碍安全的瞬变，完成适当的保护动作 第三道防御：限制事故的放射性后果，保障公众的安全。 第四道防御是应付可能已超出设计基准事故的严重事故，并使放射性后果合理尽量低。 第五道防御：应急计划；万一发生严重事故造成放射性大量外逸时，对附近居民实行隐蔽、疏散、供给药物、封锁食品，使放射性物质释放带来的损害减小到最小 制定事故应急响应预案的目的是：在核电厂发生事故时，采取及时有效措施，保护公众、保护环境，将事故损失减到最小国核事故应急管理体系：核事故应急工作实行国家、地方、核电厂三级管理制。
核电厂设备安全分级
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。
核安全与核电基本知识
核安全与核电基本知识 一、核辐射防护相关知识 （一）、辐射的概念 人类一直受着天然电离辐射照射，包括宇宙射线、地球放射性核素产生的辐射等。人类所受到的集体辐射剂量主要来自天然本底辐射和医疗。 目前，国际上普遍采用的辐射防护的三个原则：实践的正当性，防护水平的最优化和个人剂量限值。国家辐射安全标准规定公众受照射的个人剂量限值为每年1毫希沃特，而受职业照射的个人剂量限值为每年20毫希沃特。希沃特是辐射剂量的一种单位，记作Sv。它代表了受到电离辐射照射的个人的剂量当量，反映各种射线或粒子被吸收后引起的生物效应强弱的辐射量。希沃特是个非常大的单位，因此通常使用毫希沃特（mSv），1mSv=0.001Sv。此外还有微希沃特（μSv），1μSv=0.001mSv。（二）、各种剂量核辐射对人体健康的危害 1、一次小于100毫希沃特的辐射，临床上观测不到任何变化，视为对人体无影响。 2、一次1000－2000毫希沃特，可能会引发轻度急性放射病。 3、日常生活中，我们坐10小时飞机，相当于接受0.03毫希沃特辐射。 4、一天抽一包烟,一年下来受到的剂量在0.5-1 毫希沃特。
5、规定职业人员的年剂量最高限值为20毫希沃特,公众的年剂量最高限值为1 毫希沃特。 6、一次性遭受4000毫希沃特可能会致死。 （三）、核应急响应 核应急是针对核设施可能发生的核事故，进行控制、缓解、减轻核事故后果而采取的紧急行动。中国是国际原子能机构成员国，同时也是“核应急国际公约”及“核安全公约”的缔约国，承担着相应的国际义务。 目前，我国为了应付万一发生的核事故，最大限度地控制和减轻事故的危害，保护公众，保护环境，国家在中央、省市区、核电厂建立应急组织，制定核应急计划，并做好应急准备。核电站建成后，在核原料进站之前，至少要进行两次应急演习。一旦核危机来袭，各级核应急中心都会有指令，政府会迅速通过媒体，进行应对部署。（四）、核电站事故后防辐射措施 1、远离放射源。远离放射源是最好的防护办法。公众应迅速采取必要的自我防护措施，例如可以选用就近的建筑物，关闭门窗，并根据地方政府的安排实施有序撤离。核事故发生时，切忌不能迎着风跑，应尽量往风向的侧面躲。 2、放射性的粉尘和水蒸气在大气中随着气流传播，可以到达很远的地方，尤其是进入平流层。当年切尔诺贝利的放射性漂尘传播到了瑞典，最远达到了2000公里。放射性粉尘和水蒸气剂量会诱发癌症，基因变异，生殖畸形等问题。放射性粉尘和水蒸气落到地面，通常是夹在雨水之中。所以，在下雨天，绝对不要淋雨，尽量避免直接沾染雨水。并且要密切注意新闻，包括核污染方面的新闻及天气预报。 3、尽量避免裸露的身体表面直接接触放射性粉尘和水蒸气，尤其是口腔。在放射性尘土和水蒸气污染期间，多穿衣服出门，戴口罩、帽子、手套，尽量减少裸露身体表面。若怀疑身体表面有放射性污染，采用洗澡和更换衣服的方法减少放射性污染。 4、核辐射突发事件发生后，人有可能摄入放射性碘，碘会集中在甲状腺内，使器官受到较大剂量照射。服用稳定性碘片，能阻断90%放射性碘在甲状腺内沉积。但是，碘片的服用要根据政府的指示，只有政府在评估事故状态以后才能决定是否需要服用碘片。不能仅凭个人主观臆断或恐惧而擅自服用。 5、食物与水，要确定无污染才能饮食。
核安全管理
核安全管理第一章：核安全基本原理能源战略选择核电厂营运者的目的是向公众用户提供经济、可靠的电力。他们的责任就是遵守国家有关法律，确保公众与环境的安全。核安全的定义：核安全就是核设施在其设计、制造、运行及停役期间为保护公众及环境受可能的放射性危害所采取的所有措施的总和。这些措施包括：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第一章：核安全基本原理：纵深防御纵深防御原则就是考虑到技术的、人为的以及组织管理上的失效，而为此设立的多层次的防御线。－预防：防止缺陷的产生；－监督：通过控制、测试和监测等手段提前或及时发现设备缺陷；－行动和措施：限制缺陷出现的后果并避免其重复出现。压力容器的纵深防御采用以下的特殊办法：对于第一道防御来说，必须考虑：－部件、材料的选择；－设计、计算的裕度；－对制造质量的严格控制。对于第二道防御来说，必须加强对以下项目的控制：－使用过程中的在役检查，包括无损探伤；－材料受辐照程度。第一章：核安全基本原理：三道屏障根据纵深防御的设计原则，核电厂在放射性产物与人所处的环境之间，设置了多道屏障，力求最大限度地包容放射性物质，尽可能减少放射性物质向周围环境的释放。屏障的数量和性能取决于风险的大小。当反应堆运行时，有以下三道屏障：燃料元件包壳；一回路压力边界；安全壳。燃料元件包壳秦山二期650MW的压水堆堆芯有30000多根燃料元件，这些燃料元件的包壳就构成了核电厂的第一道屏障。裂变产物有固态的、也有气态的，它们中的绝大部分都被容纳在二氧化铀燃料芯块内，只有气态的裂变产物能部分地扩散出芯块，进入芯块和包壳之间的间隙内。燃料元件包壳的工作条件是相当苛刻的，它既要受到强烈中子辐照、高温高速冷却剂的腐蚀、侵蚀，又要受到热的、机械的应力作用。第一道屏障的可能缺陷就是包壳的破损。上面的工作条件都可能造成这一破损。包壳一旦破损，裂变产物就将穿过包壳进入一回路冷却剂中。一回路压力边界第二道屏障：一回路压力边界将放射性产物包容在一回路冷却剂内。保障压力边界完整性的手段之一是减少可能存在的泄漏。当余热排出系统（RRA）连接到一回路上后，一回路压力边界便扩大了。一回路压力边界定义如下：1、包括控制棒驱动机构本体的反应堆压力容器；2、蒸汽发生器的一次侧；3、主泵；4、稳压器；5、稳压器的安全阀组；6、一回路各主要部件之
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。质保等级质t保证等级与安全等级及设计和制造规范等级有关，一般分为质t保证l级、2级和非质量保证级。安全1级的设备，质t保证必须是l 级的;安全2级和3级的设备，质t保证一般
核电厂核安全主要知识梳理
即使在停堆后几小时，衰变热产生率仍有额定功率的1%。如不提供适当的冷却，衰变热将引起堆内燃料元件的过热和燃料元件包壳破损，导致裂变产物的释放。核安全发展的三个阶段：核电发展初期，三里岛事故后，切尔诺贝利事故后。核电发展初期：重视设计的保守性和设备的可靠性，实施纵深防御原则。 79年三哩岛事故后：加强人机接口和考虑严重事故的预防和缓解。 86年切尔诺贝利事故后：倡导安全文化。 安全文化定义：安全文化是存在于单位和个人的种种特性（素质）和态度的总和，它建立一种超出一切之上的观念，即核电厂的安全问题由于它的重要性要保证得到应有的重视。 核安全文化就其表现而言，具有两个主要部分，一是单位的工作体制，另一个是个人的态度和响应。 安全文化要求所有对安全重要的职责必须被正确地执行，履行时具有高度的警惕性，应有的推理能力，丰富的知识，正确的判断和高度的责任心。 安全文化的特性：安全文化的有形导出，安全文化的主动精神。 安全文化由两大部分构成：一是组织内部必要的管理体系和管理部门的逐级责任落实；二是各级人员的响应。 安全文化分为决策层的职责、管理层的职责，以及个人的响应三个方面。 对决策层的具体要求：公布安全政策，建立管理体制，提供人力物力资源，自我完善。 对管理层的具体要求：明确责任和分工，安全工作的安排和管理，人员资格审查和培训，奖励和惩罚，监察、审查和对比。 对个人响应的具体要求：质疑的工作态，严谨的工作方法，互相交流的工作习惯。安全文化的实质是强调“安全第一”。基于“安全第一”原则的组织管理体系及管理体系的有效实施是安全文化的重要基础。全体员工努力满足管理体系要求，并自觉形成重视安全的主人翁态度和积极的个人响应是构成安全文化极为重要的要素。安全文化的实质:核电厂安全在组织内部建立一整套科学、严密、系统、完善的管理体系和规章制度,在组织内部营造人人自觉关注安全的氛围，通过培训提高员工的知识和技能，培养员工遵章守纪的自觉性和良好的工作习惯，引入激励机制并培养员工个人积极的响应，从而提高员工的安全素养，最终实现组织
核电站系统与设备
裂变反应：一个重核分解成两个质量较小的核的反应，它一般由一个核吸收一个中子引起。在这种反应中，核俘获一个中子并形成一个复合核，复合核经过很短时间（约10-14s）的极不稳定的激化核阶段，然后分裂成两个主要碎片，同时放出数个中子和一定的能量 毒物效应：裂变产物中存在的对热中子吸收截面特别大的核素，毒物对反应性的作用称为毒物效应。 自持链式反应：在裂变反应中放出的中子与其他可裂变核碰撞，会进一步引起新的核裂变，从而放出第二代中子。如果反应如此不断地持续下去，这个过程就称为链式裂变反应，简称链式反应。如果不依靠外界补充种子而能持续下去，则称为自持链式反应。 瞬发中子：裂变反应过程中约有99.35%的中子是在反应过程中瞬间放出来的，称为瞬发中子。 缓发中子：裂变反应中约有不到1%的中子不是在反应过程中立即放出来的，而是在裂变后大约几秒钟到一分钟之间陆续发射出来的称为缓发中子。 失水事故：一回路冷却由于环路承压边界造成冷却流量丧失的事故。 失流事故：是指反应堆冷却剂系统因主泵失去电源、断轴或卡轴等电气或机械故障而使反应堆冷却剂流量减少或中断的事故。 多普勒效应：燃料温度的变化继而引起中子共振吸收率的改变，从而产生反应性的反向补偿现象。 弹棒事故：压水堆运行过程中由于控制棒驱动机构密封罩壳破裂，是全部压差作用在控制棒驱动轴上，从而引起控制棒迅速弹出堆芯的事故。 反应堆周期T：中子密度变化e倍所需时间。T=L/k ex 反应堆倍增周期：堆内中子通量密度增长一倍所需时间T d=Tln2=0.693T 有效增值因子：K eff=新一代中子数/前一代中子数=系统内中子产生率/系统内中子消失率（吸收+泄漏） 最小DNBR（烧毁比）：临界热流密度和实际热流密度比值称为DNB，确保反应堆安全裕度工况下的实际热流密度对应的DNBR称为最小DNBR。 化容控制系统的主要功能，并简要说明各功能的目的： 答：化容系统保证反应堆冷却剂系统（RCP）所必需的三种功能：容积控制、化学控制、反应性控制。 容积控制：就是要吸收一回路水容积的变化，将稳压器液位维持在整定值上，不同功率下稳压器野味的整定值不同，称为程序液位。 化学控制：就是要将一回路所有部件腐蚀控制在最低限度，清除水内悬浮杂质，将一回路的水化学及放射性指标维持在规定范围内。 反应性控制：就是通过调整一回路冷却剂的硼酸浓度来补偿由于燃耗和毒物（135X e和149Sm）带来的负反应性的变化、控制轴向功率偏差?I、控制R棒位在调节带内及保证停堆深度。 专设安全系统的目的？安注系统在核安全方面的功能： 目的：事故工况下确保反应堆停闭，排出堆芯余热和保持安全壳的完整性，避免在任何情况下放射性物质的失控排放，减少设备损失，保护公众和核电厂工作人员的安全。 功能： 1在一回路失水情况下，注入冷水，淹没堆芯，冷却燃料组件，确保对的几何形状的完整性。 2在二回路蒸汽管道破裂的情况下，其首先注入的高浓度硼酸水所引入的负反应性可以补偿由于一回路温度效应而引起的正反应性。补偿一回路流体损失，特别是当化容系统失效时，保证稳压器的水位。 蒸汽发生器传热管破裂的特征，可能产生哪些保护动作？ 特征 1二回路及蒸汽发生器排污水放射性增加； 2如果蒸汽发生器大气排气阀或安全阀动作，则有放射性释放到大气； 3如果冷凝器可用，则空气喷射器处放射性增加； 4安全壳大气相对湿度、温度、压力均不变化； 5一回路压力、水位下降。 保护动作：（1）稳压器压力低（131bar.a）引起紧急停堆； （2）稳压器压力低于（119bar.a）引起安全注入及安全壳A阶段隔离。 4.核电厂常规岛部分与火电厂区别？ （1）新蒸汽参数在一定范围内变化 1.如果保持新蒸汽参数恒定不变，则反应堆平均温度Tavg变化范围太大。这要求一回路系统具有较大的体积补偿能力和较大的温度反应性补偿能力。因此一回路必须具备较大体积的稳压器，而且需要控制棒有较大的位移，这给一回路设计，安全运行带来较大的困难。 2.如果保持一回路平均温度不变，则二回路新蒸汽参数变化较大，特别在较高负荷下，蒸汽湿度增加，可能危及汽轮机安全运行。 （2）蒸汽参数低，且多用饱和蒸汽 压水堆核电厂采用间接循环，反应堆冷却剂通过蒸发器传热管将二回路给水蒸发为饱和汽。因此二回路新蒸汽参数受一回路温度限制，而一回路温度又与一回路压力密切相关。一回路压力还受到反应堆压力容器结构设计限制。因此反应堆冷却剂温度提高的潜力已经很小 （3）体积流量大 由于蒸汽参数低，蒸汽可用比焓降小，加之为了降低投资单机功率取得很大，这都导致和汽轮机组的体积流量大 （4）核汽轮机组多数级工作在湿气区 饱和汽轮机组需要采取除湿措施，以提高效率和保障安全运行。高压缸中的湿度是核汽轮机持有的，高压缸内除湿，水滴分布等问题尚需进一步研究。 （5）采用汽水分离再热 由于新蒸汽是饱和汽，膨胀后即进入湿气区，为保证汽轮机安全经济运行，在蒸汽经过高压缸后，对高压缸排汽进行汽水分离再热，以保证低压缸的效率和安全性。因而，饱和汽轮机组无例外地设有汽水分离再热器，这也是与火电机组的重要区别之一。 （6）甩负荷容易超速 由于和汽轮机组多数级工作在湿蒸汽区，通流部分及管道表面覆盖一层水膜，导致机组甩负荷时，压力下降，水膜闪蒸为汽，引起气流速骤增，这是和汽轮机组易超速的主要原因 5.失去主给水流量的主要原因？故障后由什么信号引起自动保护动作？ 原因：主给水管破裂，失去主给水泵或凝结水泵，由信号引起主给水控制阀或截止阀关闭。 失去主给水后将由蒸汽发生器水位低信号引起紧急停堆和辅助给水泵启动。 6.辅助给水系统功能，运行及事故中的作用？ 辅助给水是向蒸汽发生器供水 绝大多数压水堆核电厂的辅助给水系统都是兼容系统 1.在电厂启动，热备，热停和从热停向冷停堆过渡的第一阶段，辅助给水系统代替主给水系统向蒸汽发生器二次侧供水 2.在事故工况下，该系统向蒸汽发生器应急供水，排出堆芯余热直至达到余热去除系统投入的运行条件。 7.反应堆冷却剂系统的主要及辅助功能： 1)反应堆正常功率运行时，主冷却剂系统的冷却剂将反应堆堆芯产生的热量导出，通过蒸汽发生器加热二回路系统的给水，产生饱和蒸汽，用来驱动汽轮发电机；2)在中间停堆第一阶段。通过蒸汽发生器二次侧的蒸汽排放来冷却堆芯； 3)主冷却剂系统作为承压边界包容冷却剂，防止放射性物质外逸的一道屏障； 4)系统中冷却剂是含硼除盐水，它兼作活性区的中子慢化剂，反射层，还可以补偿反应性的慢变化. 5)系统的稳压器用来控制一回路的压力，防止堆内发生偏离泡核沸腾。同时对一回路系统实行超压保护 8.直流式蒸汽发生器与自然循环式SG相比的优缺点？ 优点：尽管一次侧温度的限制，核电厂的直流蒸汽发生器只能产生微过热的蒸汽，可提高汽轮机工作的可靠性和循环热效率 缺点： 1.不能进行连续排污，给水带入的盐分将沉积在传热管表面，导致传热热阻增加及传热管腐蚀问题。对传热管棺材抗腐蚀性能和给水水质要求较高 2.储水量少，热容小，对自动控制要求高 3.水动力不稳定和整体脉动等 一、填空题： 1在堆芯功率不变的情况下，减少冷却剂质量流量可以减少堆出入口温差。 2一回路的工作压力，反应堆进出口冷却剂的进出口温度、流量和流速等参数的选择，直接影响核电厂的安全性和经济性。 3压水堆本体由：堆芯、堆内构件、压力壳、控制棒驱动机构组成。 4压水堆核系统的三道屏障：第一道：密封的燃料包壳；第二道：压力容器和密闭的回路系统（承压边界）；第三道：安全壳。 5按照功能，反应堆冷却剂系统分为：冷却系统、压力调节系统、超压保护系统。6高压（低压、蓄压箱）安注系统的工作分为：直接注入阶段、再循环注入阶段。7核电厂的纵深防御是指：预防、监测、保护、缓解、及应急。 8主喷淋冷却剂来自主泵出口，辅助喷淋冷却剂来自上充泵。 9专设安全系统包括:安全注入系统、安全壳、安全壳喷淋系统、安全壳隔离系统、安全壳消氢系统、辅助给水系统和应急电源。 10蓄压箱为非能动系统，高压和低压箱安注为能动系统。 11保证反应堆安全的措施：反应性控制、余热排出、放射性物质包容。 12直接喷淋和间接喷淋的区别：取水方式不同，前者由换料水箱取水，后者由地坑取水。 13一回路压力、温度低于2.4-2.8MPa，160-180℃时，靠余热排出系统排热，大于此参数后靠蒸汽发生器排除余热。 14单位长度燃料元件释放出的热量叫线功率；单位面积燃料元件释放出的热量叫面功率；单位体积燃料元件释放出的热量叫体积功率。 15燃料包壳传热靠热传导，只有事故时才考虑辐射。 16SG的水位为二次侧水面水位。 17自然循环SG循环倍率<1，直流SG循环倍率=1。 18核能的利用方式：核裂变、核聚变。 19压水堆一回路系统由一回路主系统和一回路辅助系统及专设安全设施构成。20一回路主系统由反应堆（堆体及压力壳）、蒸汽发生器、稳压器和主泵及管道组成。但不论有几个环路，稳压器都只有一个。 21主泵又称主循环泵，用于驱动高温高压放射性冷却剂，使其在一回路中循环流动。压水堆主泵有屏蔽泵和轴封泵两种，一般采用轴封泵。 22稳压器的作用：（1）稳态运行时将一回路压力波动限制在很小范围内；（2）变工况运行时将压力波动限制在±1MPa或更小的允许范围内；（3）提供超压保护。 23常用的SG有产生饱和蒸汽的自然循环SG和产生微过热蒸汽的直流式SG；自然循环蒸汽发生器分为卧式和立式两种。 24核电厂的原则性热力系统主要由反应堆形式来确定，一般可分为三种基本形式的原则性热力系统：单回路、双回路、三回路系统。 25反应堆内主要反应：裂变反应、吸收反应（（n, α）反应）、测漏反应（（n,p）反应）、（n,γ）反应。 26核电厂的心脏是反应堆，核反应堆是一个能维持和控制核裂变链式反应，从而实现核能-热能转换的装置。在核反应堆中，降中子减速（成为热中子）使其容易击中核燃料的原子核引起裂变的物质称为慢化剂或减速剂。将核裂变产生的热量带出反应堆的戒指称为冷却剂，或载热剂。 27中子和原子核的作用方式包括散射和吸收，散射分为弹性散射和非弹性散射，吸收分为辐射俘获和裂变。 二、计算题、 已知反应堆两状态下的有效增殖系数K1=1.0025和K2=0.9975，计算各状态下反应性及反应性的变化？ 解：ρ1=1—（1/K1）=1—（1/1.0025）=0.0025 ρ2=1—（1/K2）=1—（1/0.9975）=—0.0025 Δρ=ρ2—ρ1=—0.0025—0.0025=—0.00505
规范等级和安全等级
规范等级和安全等级 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。
核电厂设备安全分级
核电厂设备安全分级核电厂(de)系统、设备和构筑物对于电厂安全(de)作用比一般常规系统设备和构筑物更大,因而提出了设备(de)安全功能以及按其对安全(de)重要性分级(de)概念.这种安全功能分级称为摪踩燃.划分安全等级(de)目(de)是提供分级设计标准.对于不同安全等级(de)设备规定不同(de)设计、制造、检验、试验(de)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(de)现象. 安全功能及分析方法 核电厂安全(de)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(de)射线照射. 为保证必要(de)安全性,执行安全功能(de)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(de)释放提供手段,以确保事故工况之后(de)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(de)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(de)热量转移到最终热阱；维持反应堆冷却剂压力边界(de)完整性；限制安全壳内(de)放射性物质向外释放等. 为了对每项功能按其对安全(de)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(de)、其损坏会导致严重放射性释 放事故(de)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(de)几率或减轻事故后果(de)作用.
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。