非能动核电厂构筑物、系统与部件的质保分级(讲座)

2018年8月8日星期三
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3 AP1000核电厂SSC’s安全分级（11/27）
3.4 分级说明 （2）B级

B级是安全相关级，等同于ANS安全2级 在某设计基准事件后限制从安全壳释放的放射性物质泄漏 设计适用完成如下功能：
△
提供裂变产物屏障或者对一回路所包容的放射性物质 的容纳和隔离 提供安全壳边界，包括贯穿件和隔离阀。还包括作为 安全壳边界功能的管道。例如安全壳内的主蒸汽 与主给水系统、SG的二 次侧筒体
ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ

系统运行瞬态 System Operating Transients (SOT)
由电厂运行或系统运行造成的动态偶发事件引起的瞬变及 它们产生的机械响应
2018年8月8日星期三
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3 AP1000核电厂SSC’s安全分级（6/27）
3.2

术语定义
假想事件 Postulated Events 那些假想的自然现象（即


2018年8月8日星期三
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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）
2018年8月8日星期三
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2 AP1000核电厂SSC’s抗震分类（3/7）


如环吊、装卸料机，以及主控室天花板上的SSC等
2018年8月8日星期三
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2 AP1000核电厂SSC’s抗震分类（7/7）
2.3 定义 （3）抗震III类（C-III）

适用于非安全相关建筑构筑物的周围防护。遵照常规建筑 规范段规定的抗震设计要求 如核电厂放射性废料贮存SSC，汽轮机厂房等
△
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3 AP1000核电厂SSC’s安全分级（12/27）
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3 AP1000核电厂SSC’s安全分级（9/27）
3.3

分级原则
部件分级可细化到零件 单个物项或它的一部分规定了不同的分级的两个或多个功 能时，应按最严格功能分级 如果构筑物、系统和部件包含了合理的交接面边界，则相 同 SSC 的不同部分可以执行不同的功能，同时可以划分为 不同的设备分级
2018年8月8日星期三
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2 AP1000核电厂SSC’s抗震分类（4/7）
2.3 定义
（1）抗震I类（C-I）

抗震I类SSC被设计成能承受SSE地震载荷期间或之后—保 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。
2018年8月8日星期三
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3 AP1000核电厂SSC’s安全分级（5/27）
3.2

术语定义
主蒸汽管道 / 给水管道破裂 Main Steam and Feed water Pipe Breaks (MS/FWPB)
主蒸汽管道和给水管道上的假想破裂，此工况包括假想管 道破裂本身造成的荷载，也包括此假想管道破裂造成的各 有关系统的瞬变效应和动态效应的载荷
3.2

术语定义
使用载荷 Service Loads
在设计技术规格书中所给出的压力、温度、机械及事故下 的各种载荷

使用限制 Service Limits
如在 ASME 规范第 III 卷有关章节中所提出的对应不同使用 载荷所对应的限值
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3 AP1000核电厂SSC’s安全分级（8/27）


2018年8月8日星期三
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2 AP1000核电厂SSC’s抗震分类（5/7）
2.3 定义
（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，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 期间失效 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 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
运行基准地震、安全停堆地震等）、假想厂址危害（即厂 址附件的爆炸等）或假想的电厂事件（即设计基准破裂、 冷却剂流失事故、破口流失的那些假想事故等）电厂必须 设计成在这种情况下保持完好，不会对公众的健康和安全 造成过度的风险，这些假想事件也称为设计基准事件

结构完整性 Structure Integrity 对于非承压部件而言，

2018年8月8日星期三
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3 AP1000核电厂SSC’s安全分级（10/27）
3.4

分级说明
（1）A级 A级是安全相关级，等同于ANS安全1级 属于反应堆冷却剂系统压力边界，包括要求的隔离阀和支 承件。 具有最高的完整性和最低的泄漏率的要求 A级SSC是抗震I类 NRC质保为A组 10 CFR 50附录B和ASME规范第III卷中1级部件相一致的规 范和标准

（4）非抗震类（NS）

指不属于抗震 I 、 II 、 III 类之外，并且是非安全相关的 SSC
SSC’s锚固的设计应与常规规范的抗震要求相一致

2018年8月8日星期三
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3 AP1000核电厂SSC’s安全分级（1/27）
3.1 遵循规范、规范和标准 10 CFR 50.55a《用于核电厂的规范和标准》 10 CFR 50 附录B《核电厂与燃料后处理厂的质量保证准则》 10 CFR 21《缺陷与不符合项的报告》 R.G 1.26《质量分组与标准》 ANSI N18.2《标准型压水反应堆电厂设计的核安全准则》， 1975 ANS 51.1《固定式压水反应堆电站设计的核安全准则》，1983 R.G 1.97《用于轻水冷却核电厂在事故期间和事故后对电厂和 环境状态的仪表评估》 APP-GW-G1-010(R1),AP1000 Nuclear Safety Classification and Seismic Requirement Methodology, WEC,2008
AP1000核电厂构筑物、系统和部 件（SSC）的分级（讲座稿）
主讲：姚伟达
上海核工程研究设计院
2009年9月
目录
1 AP1000核电厂构筑物、系统和部件（SSC）分级目的与特点
2
3 4
AP1000核电厂SSC’s抗震分类
AP1000核电厂SSC’s安全分级 AP1000核电厂SSC’s检查要求
5
是指安全分析中假设的设计基准事件（事故和瞬态 ) 。设计 基准事故和瞬态在电厂设计中用来确定构筑物、系统和部件 可接受的性能要求
2018年8月8日星期三
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3 AP1000核电厂SSC’s安全分级（4/27）
3.2

术语定义
设计基准管道破裂 Design Basis Pipe Breaks (DBPB)
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

2018年8月8日星期三
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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 现象的设计基准》 10 CFR 100.23《地质和地震的场地准则》（AP1000不用 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》 AP1000核电厂DCD—3.2《构筑物、系统和部件分级》 APP-GW-G1-003，Seismic Design Criteria，WEC，2002
（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 支承或防护安全相关的SSC的那些SSC 与安全相关的物项必须提供下列功能：
△ △ △

反应堆冷却剂压力边界的完整性； 具有关闭反应堆并保持安全停堆的能力； 阻碍或减轻事故的后果，能引起可能的厂外辐射 不超过10CFR100规定的限值。
1 AP1000核电厂SSC分级目的与特点（2/2）

特点
△
抗
△
AP1000 核电厂 SSC’s 抗震设计主要特点 — 取消 OBE 地 震，只将 SSE 作为单一的设计基准地震，因此 SSC’s 震分类与过 去有一定差异 AP1000核电SSC’s安全分级比过去划分更为细致，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
3.3

△ △ △ △ △
分级原则
A、B、C、D、E、F、G、L、P、R和W级。（11级） 机械设备—A、B、C级等同于ANS中安全1、2和3级
构筑物、系统和部件被分为：
电气设备—C级等同于1E级
D级—非安全有关的级，但与安全级SSC在一起的SSC E、F、G、L、P、R和W级—与不同工业规范和标准相 关的非安全有关级
6
各法规、规范和标准之间比较
NRC审查结论 AP1000抗震设计中相互作用的防护设计要点 AP1000核电厂SSC’s安全分级举例
附录A 附录B
2018年8月8日星期三
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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
3 AP1000核电厂SSC’s安全分级（3/27）