EJ 534-91核电厂安全级电路电缆系统的设计和安装
国家能源办公告2011年第3号
2011-07-01 2011-10-01 2011-07-01 2011-10-01 2011-07-01 2011-10-01 2011-07-01 2011-10-01 2011-07-01 2011-10-01
序 号
标准编号
61. NB/T 20052-2011
承压设备用焊接材料订货技术条件 分：钛及钛合金焊丝和填充丝
第7部
JB/T 4747-2002
锅炉、热交换器用管订货技术条件 第 1 部分：
通则
锅炉、热交换器用管订货技术条件 第 2 部分：
规定室温性能的非合金钢和合金钢
锅炉、热交换器用管订货技术条件 第 3 部分：
采标号
批准日期 实施日期 2011-07-01 2011-10-01 2011-07-01 2011-10-01 2011-07-01 2011-10-01 2011-07-01 2011-10-01 2011-07-01 2011-10-01 2011-07-01 2011-10-01 2011-07-01 2011-10-01 2011-07-01 2011-10-01 2011-07-01 2011-10-01 2011-07-01 2011-10-01 2011-07-01 2011-10-01 2011-07-01 2011-10-01 2011-07-01 2011-10-01 2011-07-01 2011-10-01
2011-07-01 2011-10-01 2011-07-01 2011-10-01 2011-07-01 2011-10-01 2011-07-01 2011-10-01 2011-07-01 2011-10-01 2011-07-01 2011-10-01 2011-07-01 2011-10-01
新颁布标准
新颁布标准附件附件：：行业标准目录序号标准编号标准编号标准名称标准名称代替标准代替标准采标号采标号批准日期批准日期实施日期实施日期1. NB/T 47014-2011 承压设备焊接工艺评定JB 4708-2000 2011-07-01 2011-10-012. NB/T 47015-2011 压力容器焊接规程JB/T 4709-2000 2011-07-01 2011-10-01 3. NB/T 47016-2011 承压设备产品焊接试件的力学性能检验JB 4744-2000 2011-07-01 2011-10-01 4. NB/T 47017-2011 压力容器视镜2011-07-01 2011-10-01 5. NB/T 47018.1-2011 承压设备用焊接材料订货技术条件第1部分：采购通则JB/T 4747-2002 2011-07-01 2011-10-01 6. NB/T 47018.2-2011 承压设备用焊接材料订货技术条件第2部分：钢焊条JB/T 4747-2002 2011-07-01 2011-10-01 7. NB/T 47018.3-2011 承压设备用焊接材料订货技术条件第3部分：气体保护电弧焊钢焊丝和填充丝JB/T 4747-2002 2011-07-01 2011-10-01 8. NB/T 47018.4-2011 承压设备用焊接材料订货技术条件第4部分：埋弧焊钢焊丝和焊剂JB/T 4747-2002 2011-07-01 2011-10-01 9. NB/T 47018.5-2011 承压设备用焊接材料订货技术条件第5部分：堆焊用不锈钢焊带和焊剂JB/T 4747-2002 2011-07-01 2011-10-01 10. NB/T 47018.6-2011 承压设备用焊接材料订货技术条件第6部分：铝及铝合金焊丝和填充丝JB/T 4747-2002 2011-07-01 2011-10-01 11. NB/T 47018.7-2011 承压设备用焊接材料订货技术条件第7部分：钛及钛合金焊丝和填充丝JB/T 4747-2002 2011-07-01 2011-10-01 12. NB/T 47019.1-2011 锅炉、热交换器用管订货技术条件第1部分：通则2011-07-01 2011-10-01 13. NB/T 47019.2-2011 锅炉、热交换器用管订货技术条件第2部分：规定室温性能的非合金钢和合金钢2011-07-01 2011-10-01 14. NB/T 47019.3-2011锅炉、热交换器用管订货技术条件第3部分：2011-07-01 2011-10-01序号标准编号标准编号标准名称标准名称代替标准代替标准采标号采标号批准日期批准日期实施日期实施日期规定高温性能的非合金钢和合金钢15.NB/T 47019.4-2011 锅炉、热交换器用管订货技术条件第4部分：低温用低合金钢2011-07-01 2011-10-0116.NB/T 47019.5-2011 锅炉、热交换器用管订货技术条件第5部分：不锈钢2011-07-01 2011-10-0117.NB/T 47019.6-2011 锅炉、热交换器用管订货技术条件第6部分：铁素体/奥氏体型双相不锈钢2011-07-01 2011-10-0118.NB/T 47019.7-2011 锅炉、热交换器用管订货技术条件第7部分：有色金属铜和铜合金2011-07-01 2011-10-0119.NB/T 47019.8-2011 锅炉、热交换器用管订货技术条件第8部分：有色金属钛和钛合金2011-07-01 2011-10-0120.NB/T 34001-2011 太阳能杀虫灯通用技术条件2011-07-01 2011-10-0121.NB/T 34002-2011 农村风光互补室外照明装置2011-07-01 2011-10-0122.NB/T 34003-2011 聚光型太阳灶通用技术条件2011-07-01 2011-10-0123.NB/T 34004-2011 生物质气化集中供气净化装置性能测试方法 2011-07-01 2011-10-0124.NB/T 34005-2011 民用生物质固体成型燃料采暖炉具试验方法 2011-07-01 2011-10-0125.NB/T 34006-2011 民用生物质固体成型燃料采暖炉具通用技术条件2011-07-01 2011-10-0126.NB/T 51001-2011 煤炭建设地面建筑工程概算指标 2011-07-01 2011-10-0127.NB/T 41001-2011 电容式电压互感器产品质量分等JB/T 56212-1999 2011-07-01 2011-10-0128.NB/T 41002-2011 标称电压1000V以上交流电力系统用并联电容器产品质量分等JB/T 56210-1999 2011-07-01 2011-10-0129.NB/T 41003-2011 标称电压1000V及以下交流电力系统用自愈式并联电容器质量分等JB/T 56214-1999 2011-07-01 2011-10-01序号标准编号标准编号标准名称标准名称代替标准代替标准采标号采标号批准日期批准日期实施日期实施日期30.NB/T 20004-2011 核电厂核岛机械设备材料理化检验方法EJ/T 1040—1996 2011-07-01 2011-10-0131.NB/T 20006.1-2011 压水堆核电厂用合金钢第1部分: 承受强辐照的反应堆压力容器筒体用锰-镍-钼钢锻件2011-07-01 2011-10-0132.NB/T 20006.2-2011 压水堆核电厂用合金钢第2部分: 不承受强辐照的反应堆压力容器筒体用锰-镍-钼钢锻件2011-07-01 2011-10-0133.NB/T 20006.3-2011 压水堆核电厂用合金钢第3部分: 反应堆压力容器过渡段和法兰用锰-镍-钼钢锻件2011-07-01 2011-10-0134.NB/T 20006.4-2011 压水堆核电厂用合金钢第4部分:反应堆压力容器接管嘴用锰-镍-钼钢锻件2011-07-01 2011-10-0135.NB/T 20006.6-2011 压水堆核电厂用合金钢第6部分: 蒸汽发生器管板用锰-镍-钼钢锻件2011-07-01 2011-10-0136.NB/T 20006.12-2011 压水堆核电厂用合金钢第12部分: 反应堆冷却剂泵主法兰用锰-镍-钼钢锻件2011-07-01 2011-10-0137.NB/T 20007.9-2011 压水堆核电厂用不锈钢第9部分：1、2、3级奥氏体不锈钢对焊无缝管件EJ/T 404—1999 2011-07-01 2011-10-0138.NB/T 20035-2011 压水堆核电厂工况分类EJ/T 312—1988 2011-07-01 2011-10-0139.NB/T 20036.1-2011 核电厂能动机械设备鉴定第1部分：通用要求2011-07-01 2011-10-0140.NB/T 20036.2-2011 核电厂能动机械设备鉴定第2部分：抗震鉴定2011-07-01 2011-10-0141.NB/T 20036.3-2011 核电厂能动机械设备鉴定第3部分:非金属物项鉴定2011-07-01 2011-10-0142.NB/T 20036.4-2011 核电厂能动机械设备鉴定第4部分：动态约束器鉴定2011-07-01 2011-10-0143.NB/T 20036.5-2011 核电厂能动机械设备鉴定第5部分：泵组件鉴定2011-07-01 2011-10-01序号标准编号标准编号标准名称标准名称代替标准代替标准采标号采标号批准日期批准日期实施日期实施日期44.NB/T 20036.6-2011 核电厂能动机械设备鉴定第6部分：阀门组件鉴定2011-07-01 2011-10-0145.NB/T 20037.1-2011 应用于核电厂的概率安全评价第1部分：功率运行内部事件一级PSA2011-07-01 2011-10-0146.NB/T 20038-2011 核空气和气体处理规范设计和制造通用要求EJ/T 1116－2000 2011-07-01 2011-10-0147.NB/T 20039.11-2011 核空气和气体处理规范通风、空调与空气净化第11部分：碘吸附器（Ⅰ型）2011-07-01 2011-10-0148.NB/T 20039.12-2011 核空气和气体处理规范通风、空调与空气净化第12部分：碘吸附器（II型）EJ/T 421—1989 2011-07-01 2011-10-0149.NB/T 20040-2011 核电厂安全级电气设备抗震鉴定试验规则2011-07-01 2011-10-0150.NB/T 20041-2011 核电文档管理系统功能要求2011-07-01 2011-10-0151.NB/T 20042-2011 核电档案分类准则及编码规则2011-07-01 2011-10-0152.NB/T 20043-2011 核电工程施工计划管理规定2011-07-01 2011-10-0153.NB/T 20044-2011 压水堆核电厂堆内构件安装及验收技术规程 2011-07-01 2011-10-0154.NB/T 20045-2011 压水堆核电厂反应堆压力容器安装及验收技术规程2011-07-01 2011-10-0155.NB/T 20046-2011 压水堆核电厂蒸汽发生器安装及验收技术规程2011-07-01 2011-10-0156.NB/T 20047-2011 压水堆核电厂主管道、波动管及其支撑的安装及验收规范2011-07-01 2011-10-0157.NB/T 20048-2011 核电厂建设项目经济评价方法2011-07-01 2011-10-0158.NB/T 20049-2011 电缆贯穿挡火封堵件性能试验 EJ/T 674—1992 2011-07-01 2011-10-0159.NB/T 20050-2011 核电厂电气设备水危害防护实用方法2011-07-01 2011-10-0160.NB/T 20051-2011 核电厂厂用电系统设计准则EJ/T 1134—2001 2011-07-01 2011-10-01序号标准编号标准编号标准名称标准名称代替标准代替标准采标号采标号批准日期批准日期实施日期实施日期61.NB/T 20052-2011 核电厂安全级电路电缆系统的设计和安装EJ/T 534—1991 2011-07-01 2011-10-0162.NB/T 20053-2011 核电厂安全重要电气、仪表和控制设备安装要求EJ/T 626—1992 2011-07-01 2011-10-0163.NB/T 20054-2011 核电厂安全重要仪表和控制系统执行A类功能的计算机软件EJ/T 1058—1998、EJ/T 1058.2—20052011-07-01 2011-10-0164.NB/T 20055-2011 核电厂安全重要仪表和控制系统执行B类和C类功能的计算机软件2011-07-01 2011-10-0165.NB/T 20056-2011 轻水堆核燃料衰变热功率的计算 EJ/T 745-2001 2011-07-01 2011-10-0166.SY/T 6833-2011 CNG加气站经济运行规范2011-07-01 2011-10-0167.SY/T 6834-2011 变频调速拖动装置节能测试方法与评价指标2011-07-01 2011-10-0168.SY/T 6835-2011 稠油热采蒸汽发生器节能监测规范2011-07-01 2011-10-0169.SY/T 6836-2011 天然气净化装置经济运行规范2011-07-01 2011-10-0170.SY/T 6837-2011 油气输送管道系统节能监测规范2011-07-01 2011-10-0171.SY/T 6838-2011 油气田企业节能量与节水量计算方法 2011-07-01 2011-10-01。
核安全知识理论考试试卷
一、是非题(在括号内，正确的打“○”，错误的打“×”，每题1分，共30分)法规部分1.沸水堆是目前世界范围内存在数量最多的核电堆型。
（×）2.核岛是一个将核能转变为热能的场所。
（○）3.重水堆使用重水作慢化剂，提高了中子利用率，因此可直接利用天然铀作燃料。
（○）4.两个不同安全等级的系统的接口，其安全等级应属于相连系统中较低的安全等级。
（×）5.对于不同安全等级的设备，其设计、制造、检验和质量控制的要求是不同的。
（○）6.压水反应堆用高浓集铀作核燃料，并用轻水作慢化剂和冷却剂。
（○）7.压水堆核电厂反应堆冷却剂系统的平均温度为350℃。
（×）8.蒸汽发生器是将一回路冷却剂从反应堆获得的热能传给二回路工质（使其变为蒸汽）的热交换设备。
（○9.）10.设备安全分级的目的是为制定一套分级的设计、建造和质量控制要求提供基础。
（○）11.如设备抗震类别为I级，其结构设计应能承受安全停堆地震(SSE) 所引起的载荷。
（○）12.在轻水反应堆中，通常采用水或石墨作慢化剂，就安全性而言，采用石墨作慢化剂更有利。
（×）13.稳压器的作用是补偿一回路冷却水温度变化引起回路水容积的变化和调节一回路系统冷却剂的工作压力。
（○）14.现代核电站普遍采用气罐式稳压器。
（×）15.压水堆核电站的主泵多为卧式多级离心泵。
（×）16.天然铀中所含易裂变材料U235的量不高，仅仅7%。
（×）17.放射性污染防治法的制定目的在于防治放射性污染，保护环境，保障人体健康，促进核能、核技术的开发与和平利用。
（○）18.“核电厂核事故应急管理条例”适用于可能或者已经引起放射性物质释放、造成重大辐射后果的核电厂核事故应急管理工作。
（○）19.在中华人民共和国境内生产、销售、使用放射性同位素和射线装置，以及转让、进出口放射性同位素的，应当遵守“放射性同位素与射线装置安全和防护条例条例”。
核电厂安全设计教材课件
建立紧急联络机制，确保各部门之间及时沟通，快速响应。
ห้องสมุดไป่ตู้
应急设施与装备
应急电源和照明
提供可靠的应急电源和照明设备，确保在事故状态下能够快速启动 并保持照明。
应急通风系统
设计应急通风系统，确保在事故状态下能够及时排除有害气体，保 持空气流通。
个人防护装备
为员工配备必要的个人防护装备，如防护服、呼吸器等，以降低事故 对员工的伤害风险。
04
核电厂安全运行管理
Chapter
运行人员培训与授权
培训计划
制定详细的培训计划，确保运行 人员具备足够的核安全知识和操
作技能。
培训内容
培训内容包括理论知识和实际操作 ，涵盖核电厂系统、设备、应急响 应等方面。
授权管理
建立授权管理制度，对运行人员的 资格进行严格审核，确保只有合格 的人员才能参与核电厂的运行管理 。
人员培训与演练
加强核电厂工作人员的培训和 演练，提高其应对突发事件的 能力和水平。
信息反馈与沟通
建立信息反馈和沟通机制，及 时了解核电厂的安全状况和问 题，加强与安全监管部门的沟
通和协作。
THANKS
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限制潜在事故后果原则
限制潜在事故后果原则是指在核电厂安全设计中，应采取措施限制潜在事故的影 响范围和后果。
在核电厂的安全设计中，应采取措施限制潜在事故的影响范围和后果。例如，设 置安全壳、建立应急电源等，以减少对周围环境和人员的危害。同时，应定期进 行安全检查和维护，确保其安全性能得到保障。
03
。
安全制度建设
建立健全的核安全管理制度，明 确各级人员的安全职责，确保各
项安全措施得到有效执行。
工程建设行业标准：核工业工程
◎〖EJ/T 170—76〗密封防护门◎〖EJ/T 171—76〗铸铁防护门◎〖EJ 269—84〗α、γ和射线外照射个人剂量监测规定◎〖EJ 270—84〗核电站辐射防护规定◎〖EJ 275—85〗铀矿地质生产安全规程◎〖EJ/T311-94〗压水堆核电厂工程设计用文字代号和图形符号◎〖EJ 312—88〗压水堆核电厂运行及事故工况分类◎〖EJ313-88〗压水堆核电厂系统部件安全等级的划分◎〖EJ/T 314—88〗压水堆核电厂事故分析安全评据◎〖EJ/T 315—88〗压水堆核电厂与环境有关的事故分析方法◎〖EJ 316—88〗压水堆核电厂厂内辐射分区设计准则◎〖EJ 317—88〗压水堆核电厂辐射屏蔽设计准则◎〖EJ/T 318—92〗压水堆核电厂反应堆设计准则◎〖EJ/T 319—92〗压水堆核电厂反应堆热工——水力设计准则◎〖EJ/T 320—98〗压水堆核电厂反应堆总体设计准则◎〖EJ/T 321—98〗压水堆核电厂堆内构件设计准则◎〖EJ/T 322—94〗压水堆核电厂反应堆压力容器设计准则◎〖EJ/T 323—98〗压水堆核电厂燃料组件设计准则◎〖EJ/T 324—88〗压水堆核电厂燃料相关组件设计准则◎〖EJ/T 325—88〗压水堆核电厂反应堆冷却剂系统设计准则◎〖EJ/T 327—88〗压水堆核电厂安全壳喷淋系统设计准则◎〖EJ/T 328—88〗压水堆核电厂余热排出系统设计准则◎〖EJ/T 330—98〗压水堆核电厂控制室撤离设计准则◎〖EJ/T 331—92〗失水事故后流体系统的安全壳隔离装置◎〖EJ/T 332—88〗压水堆核电厂应急堆芯冷却系统设计准则◎〖EJ/T 333—88〗压水堆核电厂控制棒驱动机构设计准则◎〖EJ/T 335—98〗压水堆核电厂假想管道破损事故防护设计准则◎〖EJ/T 336—88〗压水堆核电厂核供汽系统布置准则◎〖EJ/T 337—88〗压水堆核电厂核供汽系统电加热保温设计准则◎〖EJ/T 338—88〗压水堆核电厂核供汽系统疏水和放气设计准则◎〖EJ/T 339—88〗压水堆核电厂安全阀和卸压阀管系统设计准则◎〖EJ/T 340—88〗压水堆核电厂核供汽系统与汽轮机厂房接口设计准则◎〖EJ/T 341—98〗压水堆核电厂核蒸汽系统补给水要求◎〖EJ/T 342—88〗压水堆核电厂核供汽系统供氮、供氢、供氧的要求◎〖EJ/T 343—88〗压水堆核电厂与安全有关的冷却水系统设计准则◎〖EJ/T 344—88〗压水堆核电厂电缆敷设和隔离准则◎〖EJ/T 345—88〗压水堆核电厂水化学技术条件◎〖EJ/T 346—88〗粒子加速器工程设施辐射防护设计规范◎〖EJ 348—88〗铀矿冶辐射防护设计规定◎〖EJ 355—88〗x、γ外照射个人剂量监测质量保证规定◎〖EJ 359—89〗铀矿井排氡通风技术规范◎〖EJ 380—89〗开放型放射物质实验室辐射防护设计规范◎〖EJ/T 386—99〗三十万千瓦压水堆核电厂安全有关的通风管道支架设计规定◎〖EJ/T 399—89〗三十万千瓦压水堆核电厂工艺系统辅助设备安装技术条件◎〖EJ/T 420—89〗三十万千瓦压水堆核电厂安全重要土建结构抗龙卷风设计规定◎〖EJ/T 450—89〗三十万千瓦压水堆核电厂设备及材料现场贮存管理规定◎〖EJ/T480—89〗三十万千瓦压水堆核电厂一回路系统施工设计规定◎〖EJ/T 508—90〗三十万千瓦压水堆核电厂防护涂层规范◎〖EJ/T 514—90〗研究性反应堆建筑物采暖、通风与空气净化系统设计规范◎〖EJ/T 534—91〗核电厂安全级电路电缆系统的设计和安装◎〖EJ/T 551—91〗铀矿资源评价规范◎〖EJ/T 552—91〗铀矿山水文地质、工程地质规程◎〖EJ/T 559—91〗核供热站设计安全原则和基本要求◎〖EJ/T 561—91〗压水堆停堆冷却准则◎〖EJ/T 570—91〗压水堆安全重要流体系统单一故障准则◎〖EJ/T 571—91〗核电厂保卫系统电气设备准则◎〖EJ/T 572—91〗核电厂安全系统设备设计鉴定◎〖EJ/T 574—91〗核电厂安全级控制仪表盘（屏）和机架的设计与鉴定◎〖EJ/T 588—91〗核燃料后处理厂退役辐射防护规定◎〖EJ/T 590—91〗核电厂安全级电路电缆通道系统设计安装和鉴定准则◎〖EJ/T 603—91〗试验堆安全系统准则◎〖EJ/T 626—92〗核电厂电气、仪表和控制设备的安装、检查和试验要求◎〖EJ/T 635—92〗压水堆核电厂硼回收系统设计准则◎〖EJ/T 637—92〗核电厂安全有关通信系统◎〖EJ/T 649—92〗核电厂电缆系统设计及安装准则◎〖EJ/T 650—92〗核电厂大型铅酸电池设计和安装准则◎〖EJ/T 669—92〗压水堆核电厂化学和容积控制系统设计准则◎〖EJ/T 759.1—2000〗核电厂控制器和屏幕显示的应用第一部分控制器◎〖EJ/T 759.2—2000〗核电厂控制器和屏幕显示的应用第二部分屏幕的应用◎〖EJ/T 760—93〗核电厂安全重要的仪表和控制系统的供电要求◎〖EJ/T 762—93〗脉冲堆核测量系统设计准则◎〖EJ/T 763—93〗轻水试验研究反应堆水质技术条件◎〖EJ/T 764—93〗重水研究堆水质技术条件◎〖EJ/T 780—93〗脉冲堆控制棒驱动机构设计准则◎〖EJ/T 789—93〗核设施辐射屏蔽设计一般原则◎〖EJ/T 794—93〗铀水冶厂尾矿库安全设计规定◎〖EJ/T 808—94〗铀燃料元件厂设计准则◎〖EJ/T 809—94〗铀燃料元件厂抗震设计分级◎〖EJ/T 816—94〗压水堆核电厂应急堆芯冷却地坑设计准则◎〖EJ/T 833—94〗铀矿冶建设岩土工程勘察规范◎〖EJ/T 834—94〗压水堆核电厂辅助给水系统设计准则◎〖EJ 877—94〗核燃料后处理厂安全设计准则◎〖EJ 878—94〗乏燃料离堆贮存水池安全设计准则。
核电厂安全设计教材
核电厂安全设计教材1. 引言核能作为一种高效、清洁的能源形式，在全球范围内得到了广泛应用。
然而，核能的开发和利用必然伴随着一系列的安全风险。
因此，核电厂的安全设计是确保核能安全利用的关键步骤。
本教材旨在介绍核电厂安全设计的基本原则、方法和策略。
通过系统地研究和学习，读者将能够掌握核电厂安全设计的基本概念，并能够运用所学知识进行安全设计和评估。
2. 核电厂安全设计的重要性核电厂安全设计的目标是确保核能的安全利用，最大限度地减少事故的发生概率，并降低事故对人员、环境和财产的危害。
核电厂安全设计需要考虑以下几个因素：2.1 重大事故的潜在影响核电厂一旦发生重大事故，将对人员、环境和财产产生严重影响，甚至可能引发放射性污染。
核电厂安全设计需要预防和控制重大事故的发生，以保护人员的生命安全和健康。
2.2 可持续发展需求随着全球能源需求的增长和环境问题的日益突出，核能作为一种清洁、高效的能源形式得到了广泛应用。
核电厂安全设计需要确保核能的可持续发展，以满足未来能源需求并减少对环境的影响。
2.3 国际标准和法规的要求核电厂安全设计需要符合国际标准和法规的要求，以确保设计的可靠性和一致性。
国际原子能机构（IAEA）和其他相关组织制定了一系列的标准和指南，用于指导核电厂安全设计。
3. 核电厂安全设计的基本原则核电厂安全设计的基本原则是综合考虑各种潜在风险和事故情景，采取预防、抵御和限制等措施，最大程度地减少事故的发生概率，最小化事故对人员、环境和财产的危害。
3.1 预防原则预防是核电厂安全设计的首要原则。
通过合理设计和选用符合安全标准的设备和材料，采取有效的控制措施，可以预防许多事故的发生。
预防原则还包括安全培训和教育，以提高人员的安全意识。
3.2 抵御原则抵御原则是指在事故发生时，核电厂能够承受或减轻事故的影响，并保持事故控制和冷却系统的正常运行。
抵御原则包括设备韧性设计、备用系统和紧急预案等。
3.3 限制原则限制原则是指在事故发生后，限制事故的扩散和危害范围，最大程度地减少对人员、环境和财产的伤害。
浅谈核岛机电安装工程重大设备及安装方法
核能与核技术利用是人类社会 现 代 文 明 发 展 的 成 果 ，给人类带来福 祉 的 同 时 也 带 来 了 风 险 。核 安 全 是 核 能与核技术利用事业发展的生命线，
环 吊 由 环 型 轨 道 、大 车 ，环吊 小 车 ，吊架、 吊钩及钢丝绳，附属装 置 组 成 ，环型轨道直径41.5m , 额定 起重载荷360t , 布置在核岛反应堆厂 房47 m标 ® 平面内。环吊主要作用是 完成核岛设备安装期间重大设备吊装 及 运 行 期 间 装 料 ，环 吊 安 装 、就 位 见图9 。
关键词：核 电 站 压 力 容 器 蒸 汽 发 生 器 主 管 道 穗 压 器 环 吊 安 装 中图分类号：TU741. 1 文献标识码： B 文章编号：1002-3607 (2021) 06-0010-03
田湾核电站核岛核反应堆厂房为 圆形结构，内直径44m , 从底层到地 面再到最高点的高度约70.6m , 在不同 标高的平面上布置的重大设备有压力 容 器 、蒸 汽 发 生 器 、主 泵 、主 管 道 、 稳压器以及环吊。重大设备及部件引 入及吊装就位是核电站核岛机电安装 工程的重要工作之一。
位见图5 。
却 泵 （主 泵 ），主泵结构为立式单级 离 心 泵 ，每台主泵 主 要 由 泵 壳 、生物 屏 蔽 环 支 座 、可 抽 出 部 件 、联 轴 器 、 电机等部件组成。其中泵壳本体重约 31.4t 、生物屏蔽环重约6.58t 、支座重 约 15.5t , 电机组装完成后重约42.8t。 主泵布置在反应堆厂房+22m平面上， 采用自制工装和反应堆厂房内环吊完 成 吊 装 就 位 。主 泵 部 件 组 装 、 吊装就 位见图6 - 图8 。
核电厂安全级电力系统设计标准适用性分析研究关键要点
核电厂安全级电力系统设计标准适用性分析研究关键要点发布时间：2022-02-28T05:56:21.495Z 来源：《福光技术》2022年1期作者：刘冰[导读] 核电厂安全级电力系统在核电安全系统中发挥重要作用，是重要组成部分，安全功能主要表现在为核电厂所有重要的安全负载正常运行、预计运行事件或设计基础事故情况提供负载所需最大电力。
中核辽宁核电有限公司 125100摘要：近年来，我国数字信息化产业不断丰富，电子信息技术逐渐被重视，成为未来发展的重点，因此，国家对核电站安全级电力系统设计要求愈加严苛。
为了保证核电厂安全级电力系统设计质量，本文将从技术水平、使用情况及相关标准协调性等角度出发，对系统设计进行分析，明确相关标准在核电标准体系中的纳入情况，充分借鉴国外先进核电技术，结合我国核电事业发展现状和核电工程检验反馈，提出具有建设意义的方案，为核电事业发展奠定基础，完善核电厂安全级电力系统标准体系。
关键词：核电厂；电力系统设计；标准核电厂安全级电力系统在核电安全系统中发挥重要作用，是重要组成部分，安全功能主要表现在为核电厂所有重要的安全负载正常运行、预计运行事件或设计基础事故情况提供负载所需最大电力。
核电厂安全级电力系统通常由三部分组成，主要包括安全级交流电力系统、安全级直流电力系统及安全重要仪表和控制用点力系统。
主要应用到的设备包括配电盘、充电器、变压器、各类电池组、发电机组及电缆等。
一、核电厂安全级电力系统设计标准现状核电厂安全电力系统在设计标准方面建立于上世纪八十年代，随着时代发展，科学技术水平不断取得新突破，截止至2008年底，相关标准已经确立了17项，其中国家标准（GB）包括核电厂安全级电力系统准则、核电厂优先电源以及核电厂直流电力系统设计推荐实施方法三项，核行业标准（EJ）包括压水堆核电厂核供汽系统电加热保温设计准则、压水堆核电厂电缆敷设和隔离准则、核电厂安全级电力系统运行前试验大纲编制导则等14项。
核电安全级电气设备安装要求分析
核电安全级电气设备安装要求分析作者：陈敏刘真真来源：《科技信息·上旬刊》2017年第11期摘要：在社会主义现代化建设过程中，旧能源的劣势慢慢地显现出来，清洁环保的核电企业成为新能源发展的趋势。
行业人士逐步加强对科技项目管理的研究。
在核工业技术不断发展的新局势之下，我国已具备了生产核电厂中控制设备的能力，我国大部分核电厂中都已使用了由我国自主生产的核电控制设备。
如何将核电设备国有化逐渐成为我国核电研究人员的重要研究课题。
但是，在研究核电设备国有化之前，首先得对核电安全级电气设备的安装要求予以明确，如此才能推动我国核电设备国有化进程工作的深化。
关键词：核电工程；项目管理；电气设备；安装1.电气和仪控设备国产化技术路线核电仪器控制设备是目前提高核电技术发展的基础，但从目前所使用的核电站的模拟控制系统数字化的基本形势来看，亟需使用先进的数字化核电控制设备。
福建某核电站主要是坚持以安全性、经济性及持续性为原则，从之前的各种仪器部件的仿制到现如今的自我研制，目前我国仪控、辐射保护、模拟机等设备已实现了国产化。
在设备生产实施过程中，主要是以模拟机中的设备为国产化起步生产设备，随后在每一个组件和性能要求上进行详细的设计与优化，进而将控制设备中的备品备件实现自主研发与生产，将这一特点也扩展到机柜级的产品供货及控制系统的完善中。
2.核电设备的安全分级核电设备的安全分级简单来讲就是确定相关核电设备的的具体等级，也就是确定核电站设备反应堆紧急停堆和维持反应堆的安全停堆状态、堆芯和安全壳厂房的冷却以及放射性物质的封存和限制等安全功能，依据设备执行安全功能的重要性来确定该设备的具体等级。
一般性，满足上述三大安全功能的设备则是符合设备安全的一般准则。
在安全分级中，目前主要将设备分为机械设备和电气设备这两种，而电气设备的安全分级主要分为安全级（也就是1E级）和非安全级（非1E级）。
而1E级的设备应该具备紧急停堆、应急堆芯冷却、预热排出、安全壳隔离、安全壳排热以及防止放射性物质向环境释放等安全功能。
三门核电核岛电缆路径系统设计及安装要求浅析
三门核电核岛电缆路径系统设计及安装要求浅析作者：包小龙来源：《中国新通信》2016年第11期【摘要】浙江三门核电一期工程采用美国西屋公司的AP1000技术，属于世界上最先进的第三代压水堆机组。
核岛内的电缆路径系统由西屋联队设计。
电缆路径系统包括电缆保护管、电缆桥架、预埋管等。
本文就AP1000核岛电缆路径系统的设计和安装要求做简单介绍。
【关键词】 AP1000 安全分级实体隔离一、全厂核岛电缆路径系统介绍AP1000的电缆路径系统按照服务对象的安全等级、专业要求、功能及区域等进行了严格的分类和分级。
按照美国标准，1E级的电缆路径系统应当遵循IEEE 628要求设计与施工，非1E级的则参照IEEE 422要求设计与施工。
西屋联队根据这些标准编制了APP-G1-E1-003《电缆路径系统设计准则》用于指导设计与施工。
AP1000核岛电缆路径的详细分级情况如下：1、核安全等级分类？ 1E级（安全级）：承载着应用于确保应急停堆、事故状态下余热导出、防止放射性泄漏等电缆/光缆的电缆路径系统。
主要包括IDS的A、B、C、D、S共5列安全级直流系统的电缆桥架、保护管等；PMS的A、B、C、D共4列安全级仪控系统的动力电源、控制与信号的电缆桥架、保护管等。
？非1E级（非安全级）：除1E级以外的电缆路径系统，即N级电缆路径系统。
主要包括ECS、EDS的N列电缆桥架、保护管；其他仪控系统的N列电缆桥架、保护管。
2、服务等级分类？ W级：中压动力电缆，10kV/6kV，电缆尺寸一般在120mm2 ～500mm2，包括AP1000的ECS中压段及主泵的动力电源等。
桥架上电缆要求单层敷设。
？ X级：低压动力电缆，480V以下，包括ECS低压段、EDS、IDS等提供的动力电源。
桥架上电缆敷设可分两种，XA级电缆尺寸一般在50mm2 以下，可多层敷设，填充率40%；XB级电缆尺寸一般在70mm2 以上，单层敷设。
？ Y级：控制电缆，250V以下，电缆尺寸一般在1.5mm2～25mm2，包括直流与交流的控制电缆。
核电安全级电气设备安装要求分析 吴涛
核电安全级电气设备安装要求分析吴涛摘要：近年来，我国的核电事业获得了快速的发展，并逐渐形成了较为完善的核电发展系统。
在核电站运行当中，设备在其中具有着重要的作用。
在本文中，将就核电安全级电气设备安装要求进行一定的研究。
关键词：核电；安全级电气设备；安装要求1 引言核电的发展对我国电力事业发展具有十分重要的意义，在实际核电站运行中，对核事故发生率进行降低，保障电站运行的可靠性以及安全性可以说是非常重要的一项内容。
对此，即需要能够对核电电气设备的安装工作引起重视，通过对安装要求的把握保证设备运行质量。
2 安全分级验证2.1 安全分级在核电设备应用当中，对其进行安全分级是一项重点工作，具体来说，即是根据核电设备类型对其等级进行确定，包括对安全停堆状态以及维持反应堆状态进行确定，以及封存限制放射性物质等功能，根据设备安全功能的重要程度对设备具体等级进行确定，只有当设备对上述安全功能进行满足后才能够符合设备运行应用要求。
在具体安全分级工作中，会将设备分为两种类型，即电气设备以及机械设备，对于电气设备，其等级可以非安全级以及安全级两种，对于安全级设备来说，其需要具有应急堆芯冷却、安全壳隔离、防治放射性物质释放以及安全壳排热等相关功能。
2.2 安全验证就目前来说，我国监管部门将核电设备质保分为三个不同的等级，对于安全级设备，其需要具有2级以上的质保等级。
在具体设计中，对于1级质保设备，需要对其进行100%的验证，而对于2级质保设备，则可以适当减少设备验证比例。
对于一个新工程来说，如果同老工程相比，基本属于其翻版，在设备参数以及性能方面不具有变化，则可以不对其进行设计验证处理。
而如果同原工程相比，在性能方面发生了变化，或之前的工程在运行中发生过事故，则需要对其进行再一次的设计验证处理。
在具体验证工作开展中，有较多种方式可以选择，包括有设计评审、鉴定试验、设计同真实设计进行比较以及其他计算方式。
3 设备鉴定3.1 鉴定内容在鉴定工作开展中，其主要内容有：第一，内设备鉴定。
核电安全级电气设备安装要求分析 杨珂
核电安全级电气设备安装要求分析杨珂摘要：核电是我国能源结构优化当中的一项重要措施，对我国的能源以及经济发展都具有着重要的意义。
在核电站具体建设当中，需要能够在设备安装方面做好认识与把握，在本文中，将就核电安全级电气设备安装要求进行一定的研究与分析。
关键词：核电安全级；电气设备；安装要求1 引言在核电厂运行当中，安全级电气设备是其中的重要设备类型。
在具体工作开展中，核电厂需要根据自身软硬件的紧密结合对相关数据进行更科学的收集分析，同时也为核电结构的升级改造与优化提供了关键的信息。
对此，即需要能够在电气设备安装工作当中引起重视，保障工作开展质量。
安装准备在工作正式进行前，需要从以下方面做好准备：第一，做好相关人力以及物力的设备，做好技术人员的安全交底以及岗前培训工作；第二，联系工程部署图做好工程整体布局，对于不同设备，提前在安装节点做好协调与安排；第三，在不同设备的不同阶段，编制好对应的质量跟踪文件，对设计图纸以及施工图纸图纸提前进行修改处理；第四，做好安全区域的检查，在设备的发货、运输以及到场环节做好对应处理，并编制好设备的吊运方案；第五，采购施工当中所需的施工设备以及施工材料。
而在每一项工作安装前，也需要做好人员的安全较低，并根据工程特征做好风险评估报告的制定。
3 底座预制在安全级设备底座方面，具有着十分严格的标准与要求，在安装当中，因设备具有较高的基础精度，则使得该项工作具有了更为复杂的特征。
作为总包方设计人员，需要充分联系供货厂家提供的资料对电气设备做好任务书的设置，同时根据具体需求做好设备安装标准的制定。
之后，施工方则将严格根据标准以及施工图做好电气设备底座的预制与安装。
具体来说，首先，施工方将在预制车间当中根据相关标准做好底座的焊接、切割以及打磨等处理。
在完成底座加工之后，即可以将其运输到现场，根据施工标准以及具体的施工图核对设备基础的精度以及尺寸，组织安装底座，在完成核对工作之后将其在设备基础预埋板上焊接。
核电站常规岛电缆端接标准工作程序
电仪安装标准施工程序常规岛电缆端接施工批准：刘健一审核：陈文编写：李庆武2010年08月12日目录1.工程概况及主要工程量 (1)1.1.适用范围 (1)1.2.施工内容 (1)1.3.工程量 (1)1.4.工程进度计划 (1)2.编制目的 (1)3.编制依据 (1)4.施工准备 (1)4.1.文件准备 (2)4.2.工具准备 (2)4.3.材料准备 (3)4.4.人力准备 (5)4.5.环境检查 (5)5.施工工序关键的质量、安全控制点 (6)6.施工程序内容 (6)6.1.施工工艺流程 (6)6.2.施工管理流程 (8)6.3.施工标准 (8)7.文件管理 (28)8.附录 (28)1. 工程概况及主要工程量1.1. 适用范围本程序适用于常规岛安装合同内所覆盖各系统的电缆端接工作，主要适用于LX、MX、WX厂房范围内。
1.2. 施工内容⏹中压电缆（MV）：用于向额定电压为1KV以上至35KV的厂用电系统及设备供电的电缆；⏹低压电缆（LV）：用于向额定电压为1KV及以下的厂用电系统及设备供电的电缆；⏹控制电缆（C）：用于电流较小或断续工作的设备，以改变电厂设备的运行状态；⏹测量电缆（M）：用于传输可变的电流或电压信号( 模拟信号),或用于传输数码信息（数字信号）的电缆；⏹火警电缆（F）：用于火灾系统报警专用电缆；⏹通讯电缆：用于近距音频通信和远距的高频载波和数字通信及信号传输的电缆。
通讯电缆包括电话电缆（T）、对讲电话电缆（I）、广播电缆（P）等。
1.3. 工程量中压动力电缆XX米，低压动力电缆XX米，控制电缆XX米，测量电缆XX 米，火警电缆XX米，通讯电缆XX米。
（岭澳二期参考工程量为：）1.4. 工程进度计划XXXX年XX月XX日（即ATP35）电缆端接工作开始。
2. 编制目的本程序旨在指导XXX核电站常规岛电缆端接施工及质量检查工作。
适用于涉及电缆端接施工的工作人员及QC质量检查工作人员。
核电行业电气类国家标准清单
核电行业电气类国家标准清单序号编号标准名称1GB/T 10253-2001液态排出流或地表水β、γ放射性活度连续监测设备（代替88版）2GB/T 10256-1997放射性活度计（代替GB 10256－88(IAEA DOC 317-84)）3GB/T 10257-2001核仪器与核辐射探测器质量检验规则(代替1988)4GB/T 10259-1998液体闪烁计数系统（代替GB 10259－885GB 10261-1988核仪器用高、低压直流稳压电源测试方法6GB/T 10263-2006核辐射探测器环境条件与试验方法7GB 10264-1988个人和环境监测用热释光剂量测量系统8GB 11682-1989低本底α测量仪9GB 11683-1989应急辐射防护用携带式高量程Ｘ、γ和β辐射剂量和剂量率仪10GB/T 11684-2003核仪器电磁环境条件与试验方法（代替1989版）11GB 11807-1989探查松脱零件的音响监测系统的特性、设计和运行程序12GB 12726.1-1991核电厂事故及事故后辐射监测设备第一部分一般要求13GB 12726.2-1991 第二部分气态排出流中放射性惰性气体连续监测设备的特殊要求14GB 12726.3-1992 第三部分高量程区域γ剂量率监测设备15GB/T 12726.4-1995 第四部分工艺流辐射监测仪16GB/T 12726.5-1997 第五部分空气放射性监测设备17GB/T 12727-2002核电厂安全系统电气设备质量鉴定18GB 12787-1991临界事故报警设备19GB/T 12788-2000核电厂安全级电力系统准则（代替1991版）R.G.1.3220GB 12789.1-1991核反应堆仪表准则第一部分：一般原则21GB 12789.2-1991核反应堆仪表准则第二部分：压水堆22GB 12789.3-1992核反应堆仪表准则第三部分：高温气冷反应堆23GB/T 12789.4-1994核反应堆仪表准则第四部分：液态金属冷却快堆24GB 12790-1991核电厂安全级电气设备和系统文件标识方法25GB/T 13161-2003直读式个人Ｘ和γ辐射剂量当量和剂量当量率监测仪26GB/T 13162-1991环境中气载放射性碘监测设备27GB/T 13163-1991氡及氡子体测量仪与监测仪一般要求28GB/T 13177-2000核电厂优先电源（代替1991版） RG.1.81 29GB 13284-1998核电厂安全系统准则（代替1991版）R.G 1.153-85序号编号标准名称30GB/T 13285-1999核电厂安全重要系统和部件的实体防护（代替1991）31GB/T 13286-2001核电厂安全级电气设备和电路独立性准则（代替991）32GB/T 13376-1992塑料闪烁体33GB 13538-1992核电厂安全壳电气贯穿件34GB 13624-1992核电厂安全参数显示系统的功能设计准则35GB 13625-1992核电厂安全系统电气设备抗震鉴定36GB/T 13626-2001单一故障准则用于核电厂安全级电气系统（代替1992）37GB 13627.1-1992核电厂事故监测仪表准则功能准则38GB 13627.2-1992核电厂事故监测仪表准则仪表准则39GB 13628-1992核反应堆保护系统用于非安全目的准则40GB/T 13629-1998核电厂安全系统中数字计算机的适用准则41GB/T 13630-1992核电厂控制室的设计42GB/T 13631-1992核电厂辅助控制点设计准则43GB/T 13632-1992监督压水堆堆芯充分冷却的测量要求44GB/T 13975-1992直流放大器特性和测试方法45GB 14054-1993辐射防护用固定式Ｘ、γ辐射剂量率仪、报警装置和监测仪46GB 14318-1993辐射防护用便携式中子周围剂量当量率仪47GB 14323-1993Ｘ、γ辐射个人报警仪48GB/T 14546-1993核电厂安全级直流电力系统设计准则49GB/T 15473-1995核电厂安全级静止式充电装置及逆变装置的质量鉴定50GB/T 15474-1995核电厂仪表和控制系统及其供电设备安全分级51GB/T 15475-1995核电厂仪表和控制系统及其供电设备质量保证分级序号编号标准名称52GB/T 17626.1-2006电磁兼容试验和测量技术抗扰度试验总论53GB/T 17626.2-2006电磁兼容试验和测量技术静电放电抗扰度试验54GB/T 17626.3-2006电磁兼容试验和测量技术射频电磁场辐射抗扰度试验55GB/T 17626.4-1998电磁兼容试验和测量技术电快速瞬变脉冲群抗扰度试验56GB/T 17626.5-1999电磁兼容试验和测量技术浪涌（冲击）抗扰度试验57GB/T 17626.6-1998电磁兼容试验和测量技术射频场感应的传导骚扰抗扰度58GB/T 17626.7-1998电磁兼容试验和测量技术供电系统及所连设备谐波、谐间波的测量和测量仪器导则59GB/T 17626.8-2006电磁兼容试验和测量技术工频磁场抗扰度试验60GB/T 17626.9-1998电磁兼容试验和测量技术脉冲磁场抗扰度试验61GB/T 17626.10-1998电磁兼容试验和测量技术阻尼振荡磁场抗扰度试验62GB/T 17626.11-1999电磁兼容试验和测量技术电压暂降、短时中断和电压变化抗扰度试验63GB/T 17626.12-1998电磁兼容试验和测量技术振荡波抗扰度试验64GB/T 18380.1～18380.3-2001电缆在火焰条件下的燃烧试验第1部分：单根绝缘电线或电缆的垂直燃烧试验方法第2部分：单根铜心绝缘细电线或电缆的垂直燃烧试验方法第3部分：成束电线或电缆的燃烧试验方法65GB/T 2421-1999电工电子产品环境试验第1部分总则66GB/T 2423.1-2001电工电子产品环境试验第2部分试验方法试验A：低温67GB/T 2423.2-2001电工电子产品环境试验第2部分试验方法试验B：高温68GB/T 2423.3-2006电工电子产品基本环境试验规程试验试验Ca：恒定湿热试验方法69GB/T 2423.4-1993电工电子产品基本环境试验规程试验Db：交变湿热试验方法70GB/T 2423.10-1995电工电子产品环境试验第2部分试验方法试验Fc和导则：振动（正弦）71GB/T 2423.22-2002电工电子产品环境试验第2部分试验方法试验A：温度变化序号编号标准名称72GB/T 4079-1994用于电离辐射探测器的放大器和电荷灵敏前置放大器的测试方法（代替GB 4079-83 (IEC 340-79)）73GB/T 4083-2005核反应堆保护系统安全准则74GB/T 4796-2001电工电子产品环境参数分类及其严酷程度分级75GB/T 4833.1-2007多道分析器第1部分：主要技术要求和试验方法76GB/T 4937-1995半导体器件机械和气候试验方法77GB/T 4960.6-1996核科学技术术语核仪器仪表（代替GB 4960-85）78GB 5202-1985α、β和α-β表面污染测量仪与监测仪79GB 5203-1985核反应堆安全逻辑装置特性和检验方法80GB 5204-1994核电厂安全系统定期试验与监测（代替GB 5204-85 (IEC 671-80)）81GB/T 5962-1995NIM标准仪器系统（代替GB 5962-86）82GB/T 5963-1995反应堆保护系统的隔离准则（代替GB 5963-86）83GB/T 7163-1999核电厂安全系统的可靠性分析要求84GB/T 7164-2004用于核反应堆的辐射探测器特性及其测试方法（代替GB7164-1994）序号编号标准名称85GB/T 7165.1-2005气态排出流（放射性）活度连续监测设备第一部分：一般要求86GB 7165.2-1988第二部分：气溶胶排出流监测仪的特殊要求87GB 7165.3-1989第三部分：惰性气体排出流监测仪的特殊要求88GB 7165.4-1989第四部分：碘监测仪的特殊要求89GB 7165.5-1988第五部分：氚排出流监测仪的特殊要求90GB 7165.6-1989第六部分：超铀元素气溶胶排出流监测仪的特殊要求91GB 7166-1987核动力堆堆芯或堆主包壳内温度测量特性和测试方法92GB/T 8993-1998核仪器环境条件与试验方法（代替GB 8993-88）93GB 8995-1988核反应堆中子注量率测量堆芯仪表94GB/T 9224-1998直流周期计特性和测试方法（代替1988版、EJ 577-91）95GB/T 9225-1999核电厂安全系统可靠性分析一般原则（代替1988版）96GB/T 19000-2000H质量管理体系标准。
核电站用1e级电缆的特性及设计
核电站用1E级电缆的特性及设计能源危机是世界性问题，核能源开发是解决能源危机的重要途径，世界各国都在大力开展核电成立。
目前，法国核电总量已占总发电量的70%，美国占20％；日本占34％；韩国占40％；俄罗斯占17％。
我国的核电容量仅占2％，踊跃推动核电成立并实现国产化，是我国国民经济成立的一项重要内容。
依照电力开展计划，2021年我国核电装机容量将占装机总发量的4%，这与目前国际平均核电装机水平〔发电量16%〕相距甚远，想要到2050年抵达兴旺国家的平均核电装机水平，将有大量核电工程工程等待成立。
核电虽是一种经济清洁的能源，但过去的核电事故曾留给人们深刻的教训，核电站平安问题便尤其重要，世界各国都对核电站采取了严格的平安办法。
作为核电?quot;血管"和"神经"的电缆线路系统，也是平安的关键要素，电缆线路系统在核电站的正常运行及平安停堆方面起着超级重要的作用。
本文就目前核电站用电缆的分类、性能、实验和我公司核电站电缆特点作一论述，以起抛砖引玉之效核电站电缆的分类核电站电缆主要应用于核反应堆厂房、核辅助厂房、汽轮机厂房，电缆敷设方式一般采用管道或线槽，要求电缆具有靠得住的利用寿命、热稳定性、防潮性、化学稳定性和抗辐射性。
为保证系统设计的高靠得住性，避免设备损坏致使的严重经济后果，通常采用重复的多路独立线路系统和装置，通常动力电缆采用两套独立线路系统，控制电缆采用三套独立线路系统。
核电站电缆按用途来分主如果两大类，一是电力电缆，主要包括：用于13.8kV系统的15kV中压电缆；用于4.16kV系统的5kV电力电缆；用于480V、250V和208V系统的0.6/1kV电力电缆。
二是控制与仪表电缆，对于直流200V以下的控制系统采用300V的控制电缆；直流200-400V的控制系统采用600V的控制电缆。
电力电缆主要用于电机、照明和其它用电设备〔测控仪表、阀门、盘、空调等〕；控制仪表电缆不仅用于仪表控制装置的供电、信号监控、联锁，还用于通信系统、平安监控、保护系统、报警系统等。