核电厂系统与部件的核安全分级

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第1节 总论
1. 3 设备分级的概念和方法
(2)规范等级
所谓规范等级，是指为满足不同安全 等级的要求，采用何种设计建造规范(标 准)。如ASME－NB、NC、ND等。在确定 规范等级及相应的设计建造要求时，首先 要考虑安全等级，其次还要考虑物项的载 荷条件(压力、温度、载荷循环情况等)， 根据GB/T16702和GB/T17569确定。
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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。
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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
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。
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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；
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
硼酸和化学添加剂的制备系统
安全壳外的辅助给水系统
废物处置系统（内装待衰变的大量放射性气体的设备）
处理（净化和再生）反应堆冷却剂系统的系统 一些重要的通风系统
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第1节 总论
1. 3 设备分级的概念和方法
1.3.2 概率法 采用概率法是将安全功能按其对安全的重
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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。
质量保证等级的高低首先要依据安全等级， 其次还要考虑物项的设计建造经验，工艺成熟性、 运动部件多寡、供货史、标准化程度等多种因素。
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第1节 总论
1. 3 设备分级的概念和方法
(4)分级对象的确定
在分级时，“物项”必须具体化。一个系 统或一件设备可以由不同安全等级的若干部 件所组成。所以在实施分级时，必须确定出 能够赋予单一等级的最小单元，以该最小单 元作为分级的具体对象，最小单元可能是：
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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第1节 总论
1. 3 设备分级的概念和方法
1.3.3 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。
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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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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。
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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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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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(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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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。
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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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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。
安全注入系统和应急加硼系统 安全壳喷淋系统
安全壳结构和贯穿件
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
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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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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。
①一个系统或系统中一个区段，如压缩 空气系统中，支持安全功能的应急压缩空气 系统为安全3级，其余系统为非安全级；
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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）。
要作用排顺序，该法综合考虑以下三点： (1) 该安全功能失效的后果(P1)； (2) 要求执行该安全功能的几率(P2)； (3) 在需要时，不能执行其安全功能的
几率(P3)。
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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。
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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。
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。
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安全级 压水堆 1
2 2
2 2 2 2
3 3 3 3 3 3
设备举例
反应堆冷却剂系统中的设备，包括： 反应堆压力容器、主管道和延伸至并包括第二个隔离阀的连接管线，不包括名义管 径<10mm的支管 蒸汽发生器（一次侧） 泵 稳压器 反应堆冷却剂压力边界设备中除属于一级安全以外的设备
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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