核燃料后处理厂建(构)筑物、系统和部件的分级准则(EJ T 9391995)
-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。
核燃料循环设施构筑物相关核安全标准的研究与建议
一、概述核燃料循环设施构筑物是核能领域中至关重要的一环，其在发电、核燃料再加工和处理等方面发挥着重要作用。
而核燃料循环设施构筑物的安全问题一直备受关注，因此有必要对其相关核安全标准进行研究和建议，以提高核燃料循环设施构筑物的安全性。
二、相关标准的现状1. 核燃料循环设施构筑物的安全标准目前，针对核燃料循环设施构筑物的安全标准，国际上已经有一系列相关的标准和规范，比如国际原子能机构（IAEA）发布的《核燃料循环设施构筑物核安全标准》等。
这些标准主要涵盖了构筑物的设计、建造、运行和退役等方面的要求，以确保核燃料循环设施构筑物在整个生命周期内都能保持良好的安全性。
2. 核燃料循环设施构筑物安全标准存在的问题然而，目前的核燃料循环设施构筑物安全标准也存在一些问题。
部分标准可能与现实情况有些脱节，无法充分满足实际的安全需求；另由于技术的不断发展和进步，一些新的安全隐患和风险可能尚未被充分考虑进去。
有必要对当前的核燃料循环设施构筑物安全标准进行研究和完善。
三、建议1. 增强设计和建造阶段的标准要求在设计和建造阶段，应加强对核燃料循环设施构筑物的安全要求。
在结构设计上，应考虑更多的自然灾害和意外事故的影响因素，以确保构筑物能够抵御各种外部压力和冲击；在施工过程中，应加强对材料、工艺和质量控制的管理，以确保构筑物的结构完整性和稳定性。
2. 提高运行和维护阶段的标准要求在运行和维护阶段，应要求对核燃料循环设施构筑物的安全监测和评估进行更加严格和细致的管理。
应建立健全的监测系统，对构筑物的结构、材料和设备进行定期检查和测试，及时发现并处理可能存在的安全隐患；并应建立完善的应急预案和救援措施，以应对可能发生的各种突发情况。
3. 加强退役阶段的标准要求在核燃料循环设施构筑物的退役阶段，应加强对其安全拆除和处置的标准要求。
应确保拆除和处置过程中的辐射防护和环境保护工作得到严格遵守，以确保拆除和处置过程不会对周围的人员和环境造成影响。
核燃料后处理厂建(构)筑物、系统和部件的分级准则(EJ T 9391995)
F 49EJ/T 939—1995核燃料后处理厂建（构）筑物、系统和部件的分级准则1995-07-05发布1995-11-01实施中国核工业总公司发布附加说明：本标准由中国核工业总公司科技局提出。
本标准由核工业第二研究设计院负责起草。
本主要起草人：李守成、易著贵、李光鸿、林懋贞、杨鑫荣。
1主题内容与适用范围本标准规定了核燃料后处理厂（简称后处理厂）建（构）筑物、系统和部件的安全分级方法以及安全分级、抗震分类、质量保证分级的准则及其设计要求。
本标准适用于后处理厂及其附属的乏燃料湿法贮存及各类放射性废物管理设施的设计、采购、制造、建造、安装、检验、调试和运行。
2引用标准GBJ 11 建筑抗震设计规范GB/T 19000 质量管理和质量保证标准——选择和使用指南GB/T 19001 质量体系——设计/开发、生产、安装和服务的质量保证模式GB/T 19002 质量体系——生产和安装的质量保证模式GB/T 19003 质量体系——最终检验和试验的质量保证模式HAF 0101 核电厂厂址选择中的地震问题HAF 0102 核电厂的地震分析及试验HAF 0201 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HAF 0400 核电厂质量保证安全规定EJ 313 压水堆核电厂系统部件安全等级的划分EJ 877 核燃料后处理厂安全设计准则3 术语3.1物项包括建（构）筑物、系统、部件、零件或材料的概括性术语。
3.2 运行安全地震动（简称SL1）运行安全地震动是在分析后处理厂所在区域的地震和地质情况、分析当地地表下地层特性的基础上，按年超越概率为2×10-3的地震动值所确定的一种地震，其加速度峰值不得小于对应于极限安全地震动的一半。
当发生这种地震时，与核安全有关的设施应能继续运行并维持其核安全功能。
3.3 极限安全地震动（简称SL2）极限安全地震动是在考虑后处理厂所在区域的地震和地质情况、分析当地地表下地层特性的基础上，按年超越概率为10-4的地震动值所确定的最大地震。
核燃料后处理设施物项分级现状及建议
Nuclear Science and Technology 核科学与技术, 2020, 8(1), 35-41Published Online January 2020 in Hans. /journal/nsthttps:///10.12677/nst.2020.81004Current Situation and Suggestions on Items Classification in Nuclear Fuel Reprocessing FacilitiesXiaoxia Zhang*, Jing Wang#, Jianhua Xu, Yuanyuan Wu, Tianming Niu, Yulong ZhaoNuclear Technology Support Center, State Administration of Science, Technology and Industry for NationalDefense, BeijingReceived: Dec. 27th, 2019; accepted: Jan. 9th, 2020; published: Jan. 16th, 2020AbstractNuclear fuel reprocessing facilities have the characteristics of complex processing, strong chemi-cal corrosion, severe critical safety issues, high radiation dose, high decay heat and strong disper-sion. In order to ensure the safety of nuclear facilities, and take reasonable and differentiated safety design measures, it is necessary to classify the items of nuclear fuel reprocessing facilities. At present, the classification of nuclear fuel reprocessing facilities is mainly based on “Classification Criteria of Structures, Systems and Components of Nuclear Fuel Reprocessing Plants” (EJ/T939-2014).However, the clear requirements of the industry criteria for the items classification are not pre-sented and the criteria are the lack of availability. So this article aims to put forward some sugges-tions for items classification, and provide references for design and the nuclear safety review.KeywordsNuclear Fuel Reprocessing Facilities, Items Classification,Current Situation and Suggestions核燃料后处理设施物项分级现状及建议张晓霞*，王婧#，徐建华，吴园园，牛天明，赵昱龙国家国防科技工业局核技术支持中心，北京收稿日期：2019年12月27日；录用日期：2020年1月9日；发布日期：2020年1月16日*第一作者。
核电厂安全分级
25.07.2020
核电厂系统和部件的核安全分级
13
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；
25.07.2020
25.07.2020
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。
25.07.2020
核电厂系统和部件的核安全分级
5
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
25.07.2020
核电厂系统和部件的核安全分级
21
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。
1-核电厂系统与部件的核安全分级
2019/11/2
核电厂系统和部件的核安全分级
10
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。
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。
2019/11/2
核电厂系统和部件的核安全分级
11
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。
2019/11/2
核电厂系统和部件的核安全分级
13
第1节 总论
1. 3 设备分级的概念和方法
核工业乏燃料后处理设施运行安全导则
核工业乏燃料后处理设施运行安全导则1 运行管理要求1.1 组织机构后处理设施的运行、计划性维修和非计划性维修等工作都需要缜密的控制、计划和协调。
营运单位应建立一个职责分明的运行组织机构和管理体系来管理和协调上述工作。
应有24 小时连续运转的组织机构，组织机构中应包括运行人员、工程技术人员、辐射防护人员、应急管理人员、有经验的现场人员或随时待命人员和其他必要的人员。
通过进行授权以确保现场始终有具有相关权限的人员，与应急响应能力要求一致。
针对营运组织机构要求如下：（a）应在相关人员、设施和组织之间建立和维持适当的接口（特别是应用现场通信程序），包括：—后处理设施中倒班人员和日常运行白班人员之间—后处理设施和厂内其他设施之间—后处理设施和负责厂内放射性物质运输的组织单位之间—后处理设施和任何负责有关设施优化改进的组织之间（例如，提高产量或增加额外容量的项目）—后处理设施与参与后处理设施应急响应功能的外部应急服务组织之间；（b）应定期检查后处理设施的运行组织机构、后处理设施相关人员的培训、经验和专业知识，确保一直都具备充足的知识和经验。
应审查所有合理可预见的细节，包括员工的缺勤等。
应建立后处理设施运行阶段负责核安全的组织机构。
应在管理体系中明确该组织机构的职能，配备适当的人员，应包含各技术领域的专家，并适当地独立于营运单位的纵向管理。
1.2 人员资质与培训营运单位应制定相应的培训、考核、资格管理和持照岗位管理制度。
设施操作人员应按照有关规定取得相应资格证书。
在制定培训大纲时，应充分考虑操作人员、维修人员和其他人员所面临的安全风险和危害。
特别是所有处理易裂变材料的人员，包括处理含易裂变材料废物的人员，均应充分了解核临界安全相关知识。
应针对各级管理人员进行培训。
设施管理和运行人员应根据其职责要求了解后处理设施的复杂性和存在的危害类别。
培训应涵盖自动操作和手动操作。
必要时，应建立专门的培训设施，根据活动的潜在安全后果确定培训重点。
乏燃料后处理设施安全
附件2核安全导则HAD XXX/XX-202X乏燃料后处理设施安全国家核安全局XXXX年XX月XX日批准发布（征求意见稿）国家核安全局乏燃料后处理设施安全（202X年XX月XX日国家核安全局批准发布）本导则自202X年XX月XX日起实施本导则由国家核安全局负责解释本导则为指导性文件，旨在提供满足目前我国乏燃料后处理安全要求的具体建议和措施，在实际工作中如果其他措施能够证明可以达到相同的效果，也可以认为与本导则相同的安全水平。
目录1引言 (8)1.1目标 (8)1.2范围 (8)2通用安全建议 (9)3厂址评价 (13)4设计 (15)4.1一般要求 (15)4.1.1主要安全功能 (15)4.1.2具体安全设计要求 (15)4.1.3设计基准和安全分析 (16)4.1.4安全重要的建（构）筑物、系统和部件（SSCs） (17)4.2主要安全功能的设计要求 (18)4.2.1预防核临界 (18)4.2.2放射性物质的包容 (20)4.2.3辐射防护设计要求 (23)4.2.4冷却与衰变热导出设计 (24)4.2.5防止辐解气体及其他爆炸物或易燃物质达到危险浓度水平 (25)4.3典型始发事件的设计要求 (26)4.3.1内部始发事件的设计要求 (26)4.3.2外部始发事件的设计要求 (32)4.4仪控和分析的设计要求 (35)4.4.1安全重要仪控系统 (35)4.4.2就地仪表 (36)4.4.3取样和分析 (37)4.4.4控制系统 (37)4.4.5控制室 (38)4.5与人因工程相关的考虑 (38)4.6安全分析 (40)4.6.1运行状态安全分析 (41)4.6.2事故工况安全分析 (41)4.7放射性废物管理 (42)4.8气体和液体排放管理 (43)4.9环境监测与评价 (44)4.10实物保护设计要求 (44)4.11核材料衡算设计要求 (44)4.12厂内运输 (45)4.13应急准备与响应 (45)5建造 (46)6调试 (47)6.1调试大纲 (49)6.2调试阶段 (50)6.2.1阶段1：建造测试 (50)6.2.2阶段2：冷调试 (50)6.2.3阶段3：冷铀调试 (51)6.2.4阶段4：热调试 (51)6.3调试报告 (52)7运行 (53)7.1运行管理要求 (53)7.1.1组织机构 (53)7.1.2人员资质与培训 (54)7.1.3运行文件 (55)7.1.4变更控制 (55)7.2设施运行要求 (56)7.2.1总体要求 (56)7.2.2运行期间临界控制 (58)7.2.3辐射防护 (59)7.2.4防火、化学与工业安全管理 (62)7.2.5维修、校准、定期试验和检查 (64)7.2.6放射性废物管理 (65)7.2.7核材料衡算和盘存 (67)7.2.8应急准备与响应 (68)8退役准备 (69)1引言1.1目标乏燃料、乏燃料溶解液、裂变产物溶液、钚和其他锕系元素及其溶液具有很强的放射性和毒性，要确保在乏燃料后处理各阶段内的安全。
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。
核电厂安全分级
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中所起的作用相适 应。
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；
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。
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。
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。
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：
核电厂安全分级
2021/3/3
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。
(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。
2021/3/3
核电厂系统和部件的核安全分级
8
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。
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)。
2021/3/3
核电厂系统和部件的核安全分级
18
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。
核动力厂管理体系安全规定-生态环境部令第18号
核动力厂管理体系安全规定正文：----------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------生态环境部令第18号《核动力厂管理体系安全规定》已于2020年12月25日由生态环境部部务会议审议通过，现予公布，自2021年3月1日起施行。
生态环境部部长黄润秋2020年12月31日核动力厂管理体系安全规定第一章总则第一条为了推进核安全治理体系和治理能力现代化，强化核动力厂安全责任，保护公众和从业人员的安全与健康，保护生态环境，根据《中华人民共和国核安全法》，制定本规定。
第二条本规定适用于中华人民共和国领域及管辖的其他海域内的核动力厂管理体系的建立和实施，其他民用核设施可以参照本规定执行。
本规定所称核动力厂管理体系，是指为确保核动力厂安全而建立的组织机构、管理制度、资源和工作过程等。
第三条核动力厂营运单位应当按照国家有关法律法规和本规定要求,建立和有效实施核动力厂管理体系，通过对所有安全相关工作过程（以下简称工作过程）、影响核安全和生态环境保护的要素进行有效管理，实现核安全和生态环境保护等目标。
对核动力厂控股的企业集团（以下简称企业集团）应当在其职责范围内采取有效措施满足本规定的适用要求。
为核动力厂营运单位提供设备、工程和服务等的单位（以下简称相关单位）应当采取有效措施满足本规定的适用要求。
第四条国务院核安全监督管理部门应当加强对核动力厂管理体系建立和实施情况的监督检查。
第五条鼓励任何单位和个人对核动力厂的安全隐患、违规操作、弄虚作假及其他影响安全的违法行为，向国务院核安全监督管理部门举报。
国务院核安全监督管理部门应当及时处理举报并对举报人的信息予以保密。
对实名举报的，应当反馈处理结果等情况；查证属实的，可以对举报人给予奖励。
核动力厂设计安全规定
附件一：HAF102核动力厂设计安全规定（2004年4月18日国家核安全局批准发布，2004年修改）本规定自2004年 4 月18日起实施本规定由国家核安全局负责解释1 引言1.1 目的本规定提出了陆上固定式热中子反应堆核动力厂的核安全原则，确定了保证核安全所必需的基本要求。
这些要求适用于核动力厂安全功能及相关的构筑物、系统和部件，并适用于核动力厂中的安全重要规程。
规定中只强调设计中必须满足的要求，对于如何满足这些要求则不作具体规定。
附件Ⅰ、Ⅱ与本规定具有同等法律效力。
附录Ⅰ是对本规定的说明和补充。
本规定适用于核动力厂设计、制造、建造、运行和监督管理。
1.2 范围1.2.1本规定阐述了安全重要构筑物、系统和部件为实现核动力厂的安全运行和防止或减轻可能危及安全的事件后果所必须满足的设计要求。
本规定还提出了进行全面安全评价的要求，以确定核动力厂在各种运行状态和事故工况下可能产生的潜在危险。
这种安全评价过程涉及确定论安全分析和概率论安全分析这两种互补的技术。
这些分析必须考虑假设始发事件，包括可能单独地或组合地影响安全的诸多因素。
这些事件有如下几种类型：(1)源自核动力厂运行本身；(2)由人员行动引起；(3)直接与核动力厂及其环境有关。
1.2.2本规定还涉及到极不可能发生的事件，例如可能导致大量放射性释放的严重事故，设计中对此类事件提供预防或缓解措施是适当的和可行的。
1.2.3 本规定不考虑下列事件：(1)极不可能发生的外部自然事件或人为事件（诸如陨石或人造卫星撞击）；(2)极不可能影响核动力厂安全的工业事故；(3)由核动力厂运行引起的非放射性影响。
1.2.4本规定中的核动力厂主要系指用于发电或其他供热应用（诸如集中供热或海水淡化）而设计的，采用水冷反应堆的陆上固定式核动力厂。
本规定原则上也适用于其他类型的陆上固定式热中子反应堆核动力厂。
2 安全目标和纵深防御概念2.1 安全目标2.1.1总的核安全目标：在核动力厂中建立并保持对放射性危害的有效防御，以保护人员、社会和环境免受危害。
民用核燃料循环设施安全规定
民用核燃料循环设施安全规程1 介绍1.1客观的本规定的客观的是根据《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》所规定的安全原则，对民用核燃料循环设施（以下简称核燃料循环设施）的安全提出必须满足的基本要求。
1.2范围本规定适用于民用核燃料的生产、加工、贮存和后处理设施，不包括在反应堆中使用核燃料的安全要求。
本规定的内容涉及核燃料循环设施的选址、设计、建造、调试、运行和退役。
本规定只规定核燃料循环设施的安全必须满足的基本要求，对于不同类型的核燃料循环设施应如何满足这些要求，没有具体规定；同时，本规定也不对特定类型核燃料循环设施的安全提出专门要求，根据实际需要将制定相应的安全导则，作为本规定的说明和补充，对有关安全问题提出更具体的要求和较详细的指导原则。
本法规不考虑核燃料循环设施的非辐射安全，除非由其可能引起辐射危害。
核材料控制的要求应符合核材料控制的相关规定。
2 安全责任2.1运营单位的主要职责营运单位必须对其核燃料循环设施的安全负全面责任，直至其核燃料循环设施退役结束或其责任已合法移交为止。
其主要职责是：（1）根据相关国家核安全法规的要求，向国家核安全部门申请所需的安全许可证，提交批准和发放安全许可证件所需要的安全分析报告和其他有关资料，并保证这些报告和资料符合要求。
（2）保证其核燃料循环设施的选址、设计、建造、调试、运行和退役符遵守本法规和其他相关安全法规和标准的要求，遵循所规定的许可证条件。
（3）建立体系和管理体系，确保其核燃料循环设施的安全符合相关要求，责任明确。
（4）制定、定期审查和修改各种工作条件，以确保其核燃料循环设施的安全的各种规程、大纲和计划。
（5）确保有数量足够、经过充分培训并胜任其职责的合格员工，并为工作人员完成任务提供相应的条件。
（6）建立并保存所有安全重要活动的记录，按要求定期向国家核安全部门提交报告；发生偏离运行状态的事件或事故时，立即按报告制度报告事件或事故的性质、范围和后果，以及所采取的补救措施。
核设备和部件的分级
核设备和部件的分级
周新生
【期刊名称】《核动力工程》
【年(卷),期】1990(11)2
【摘要】三里岛和切尔诺贝利核电站事故后,人们更加重视核电厂的安全性。
为了确保核电厂周围环境和运行安全,压水堆核电厂设置了三道屏障,即燃料元件包壳、压力壳、安全壳。
为了给设计制造提供原始依据和保证核电厂安全运行,还将核电厂中的设备和部件划分为不同的核安全等级。
【总页数】3页(P95-96)
【关键词】设备;部件;核电厂;分级;安全
【作者】周新生
【作者单位】上海核工程研究设计院
【正文语种】中文
【中图分类】TM623.8
【相关文献】
1.民用核安全设备零部件质保分级原则及方法 [J], 张宏光
2.核电站泵类设备零部件质保分级管理 [J], 王丹丹;刘亚光;江惠
3.全球首台!中核成功研制人造太阳真空室内部件热氦检漏设备 [J], 谌继明
4.设备零部件最小单元化质量保证分级管理 [J], 高雯; 蓝理益; 王晓敏; 鲁业明
5.中核成功研制全球首台人造太阳真空室内部件热氦检漏设备 [J],
因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。
- 1、下载文档前请自行甄别文档内容的完整性，平台不提供额外的编辑、内容补充、找答案等附加服务。
- 2、"仅部分预览"的文档,不可在线预览部分如存在完整性等问题,可反馈申请退款(可完整预览的文档不适用该条件!)。
- 3、如文档侵犯您的权益，请联系客服反馈,我们会尽快为您处理(人工客服工作时间：9:00-18:30)。
F 49EJ/T 939—1995核燃料后处理厂建（构）筑物、系统和部件的分级准则1995-07-05发布1995-11-01实施中国核工业总公司发布附加说明：本标准由中国核工业总公司科技局提出。
本标准由核工业第二研究设计院负责起草。
本主要起草人：李守成、易著贵、李光鸿、林懋贞、杨鑫荣。
1主题内容与适用范围本标准规定了核燃料后处理厂（简称后处理厂）建（构）筑物、系统和部件的安全分级方法以及安全分级、抗震分类、质量保证分级的准则及其设计要求。
本标准适用于后处理厂及其附属的乏燃料湿法贮存及各类放射性废物管理设施的设计、采购、制造、建造、安装、检验、调试和运行。
2引用标准GBJ 11 建筑抗震设计规范GB/T 19000 质量管理和质量保证标准——选择和使用指南GB/T 19001 质量体系——设计/开发、生产、安装和服务的质量保证模式GB/T 19002 质量体系——生产和安装的质量保证模式GB/T 19003 质量体系——最终检验和试验的质量保证模式HAF 0101 核电厂厂址选择中的地震问题HAF 0102 核电厂的地震分析及试验HAF 0201 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HAF 0400 核电厂质量保证安全规定EJ 313 压水堆核电厂系统部件安全等级的划分EJ 877 核燃料后处理厂安全设计准则3 术语3.1物项包括建（构）筑物、系统、部件、零件或材料的概括性术语。
3.2 运行安全地震动（简称SL1）运行安全地震动是在分析后处理厂所在区域的地震和地质情况、分析当地地表下地层特性的基础上，按年超越概率为2×10-3的地震动值所确定的一种地震，其加速度峰值不得小于对应于极限安全地震动的一半。
当发生这种地震时，与核安全有关的设施应能继续运行并维持其核安全功能。
3.3 极限安全地震动（简称SL2）极限安全地震动是在考虑后处理厂所在区域的地震和地质情况、分析当地地表下地层特性的基础上，按年超越概率为10-4的地震动值所确定的最大地震。
当发生这种地震时，与核安全有关的建（构）筑物、系统和部件仍需保持其核安全功能。
3.4 核安全功能（简称安全功能）为安全着想必须完成的某一特定目的。
后处理厂的核安全功能必须确保；a．在事故工况期间及事故工况后后处理厂能安全停车并保持其安全停车状态；b．防止运行工况和事故工况下放射性物质在厂区内外的释放量超过相应规定值；c．防止事故工况下造成的对厂区工作人员和公众的辐照剂量超过规定值。
4 安全分级方法4.1概述划分后处理厂各物项安全等级之目的是为制订不同等级物项的设计要求提供基准。
不同安全等级物项的设计要求必须通过与其相应的抗震和质量保证要求给予保证，以确保它们执行的安全功能和其可靠性相一致。
安全分级、抗震分类和质量保证分级的关系见下表。
后处理厂各物项的安全等级主要根据其安全功能失效后，对公众健康和安全以及对核材料保护所造成后果的严重性和安全功能的失效概率来确定。
如安全重要物项失效概率因设计得当而低到可以接受的水平，则该种失效可不作为物项分级的标准。
必须对各物项进行逐项安全评价和计算。
在对各物项进行安全评价时，应该考虑以下因素：a．被评价的建（构）筑物、系统和部件所包容的放射性物质的种类、毒性、数量、状态、潜在的迁移率、电离辐射的生物效应；b．被评价的物项所履行的安全功能（如首道屏障、二道屏障、滞留系统、缓冲系统等）及其对降低事故发生概率和事故后果的作用；c．被评价的物项安全功能失效的后果和概率。
4.3 确定安全等级时的一些特殊考虑因素4.3.1系统内的多重性在某一系统内，可能有履行同一安全功能的多重系统或部件。
分级时，多重系统和部件应与履行该安全功能的在役系统或部件属同一安全等级。
某些安全功能除了由专门设置的系统和部件来完成外，还可能由履行其它安全功能的系统和部件来完成。
在这种情况下，只为履行此安全功能的专设系统和部件进行分级。
4.3.2系统或复杂设备的分部件任一系统或复杂设备在其分部件履行不同的安全功能时，应按照各部件履行的不同安全功能来确定不同的安全等级。
例如，热交换器管内放射性溶液通过部分属较高安全级，管外非放射性流体通过部分可属较低安全级。
4.3.3用于监测、检查的系统和部件凡对安全系统或部件执行监测或检查功能和对事故后果缓解或对安全系统或部件复原起重要作用的物项，均应与对应的被检测、检查的物项属同一安全等级。
如中央控制室的仪表和自控系统应和被监测、控制的物项属同一安全等级。
4.3.4不同安全等级物项间之接口必须合理地确定不同安全等级物项间的接口，以便在较低安全级物项的功能失效时不影响较高安全级物项的安全功能。
接口处部件的安全等级必须和较高安全级部件的安全等级相同。
5 分级准则5.1安全分级后处理厂建（构）筑物、系统和部件应属下列三个等级中的一个。
5.1.1 放化安全1级在其本身及其相关封闭屏障发生故障并丧失其核安全功能之后的8h内，非居住区边界上任何成人所受有效剂量当量等于或大于0.25Sv的物项，属放化安全1级。
5.1.2放化安全2级在其本身及其相关封闭屏障发生故障并丧失其核安全功能之后的8h内，非居住区边界上任何成人所受有效剂量当量大于0.005Sv、小于0.25Sv的物项，属放化安全2级。
5.1.3放化安全3级在其本身及其相关封闭屏障发生故障并丧失其核安全功能之后的8h内，非居住区边界上任何成人所受有效剂量当量不大于0.005Sv的物项以及其功能与核安全无关的物项属放化安全3级。
5.2抗震分类按照HAF 0102规定的对核电厂各物项进行抗震分类原则，将后处理厂各物项分为Ⅰ类抗震物项、Ⅱ类抗震物项和Ⅲ类抗震物项。
5.2.1Ⅰ类抗震物项Ⅰ类抗震物项指在运行安全地震动和极限安全地震动情况下仍需维持其核安全功能的物项。
具有下述安全功能的物项属Ⅰ类抗震物项：a．损坏后会直接或间接造成事故工况的物项；b．执行减轻或纠正设计基准事故后果的物项；c．在发生地震期间或地震后为减轻破坏后果所需的物项，此类破坏是指在a 条所述物项的设计中采取了措施但仍认为可能发生的。
Ⅰ类抗震物项应包括放化安全1级的全部物项及5.2.2条所述情况之外的放化安全2级物项。
5.2.2Ⅱ类抗震物项Ⅱ类抗震物项指在运行安全地震动情况下仍需维持其核安全功能的物项。
下列情况下的放化安全2级物项属抗震Ⅱ类：a．其失效仅能引起正常运行参数值的偏离或发生预计运行事件，但不可能导致更为严重事故后果的物项；b．不执行减轻或纠正设计基准事故后果的功能，其失效或破坏后也不妨碍对设计基准事故后果进行检查并采取纠正措施以便减轻事故后果的物项；c．地震后工作人员能够接近并进行检查以及易于修复的物项。
5.2.3Ⅲ类抗震物项与核安全无关的物项。
5.3质量保证分级质量保证必须贯穿在对物项质量有影响的各种工作的全过程，包括设计、采购、加工、制造、装卸、运输、贮存、清洗、装配、安装、试验、调试、运行、检查、维护修理、改进和退役。
质量保证分以下三级：5.3.1 A级质量保证5.3.1.1 A级质量保证物项a．非标准化生产的放化安全1级物项；b．事故工况下，在造成放射性释放的危险后果之前不能接近进行检修和更换的放化安全2级物项；c．安全功能难以通过检查和试验进行证实的放化安全2级物项。
5.3.1.2 A级质量保证模式a．应满足HAF 0400和GB/T 19001的全部要求，并制定质量保证大纲；b．由多个合同单位完成的物项和服务，可根据不同的合同环境对GB/T 19001中的质量体系要求进行增删，增删内容应在合同中写明。
应在组织上和技术上规定各合同单位之间的接口，并形成文件。
5.3.2 B级质量保证5.3.2.1 B级质量保证物项a．已标准化生产的放化安全1级物项；b．除5.3.1.1b、c两条所述物项之外的全部放化安全2级物项。
5.3.2.2 B级质量保证模式a．应符合HAF 0400中适用的要求，其适用程度（是部分采用或全部采用）应由质量保证部门用书面文件作出规定；b．应符合GB/T 19002的要求，由多个合同单位完成的物项和服务，可根据不同的合同环境对GB/T 19002中的质量体系要求进行增删，增删内容应在合同中写明。
应在组织上和技术上规定各合同单位之间的接口，并形成文件。
5.3.3 C级质量保证5.3.3.1 C级质量保证物项放化安全3级物项属于C级质量保证。
5.3.3.2 C级质量保证模式a．凡由供方提供的产品（物项）应符合GB/T 19003的要求；b．由多个合同单位完成的物项或服务，可根据不同的合同环境对GB/T 19003中的质量体系要求进行增删，增删内容应在合同中写明。
应在组织上和技术上规定各合同单位之间的接口，并形成文件。
5.3.4质量保证模式的比较a．GB/T 19001、GB/T 19002、GB/T 19003三种质量保证模式包含了若干相同的质量体系要素，对这些质量体系要素的要求有些是相同的，有些是不同的，其对照关系可参阅GB/T 19000附录。
b．对于在GB/和19001和GB/T 19002中完全相同的质量体系要素，A级质量保证物项和B级质量保证物项两者之要求，在程度上可允许有所差别。
例如，产品标记和可追溯性，对安全特别重要的某些A级质量保证物项，必须追溯到原材料的原始资料，但B级质量保证物项则不必追溯到原材料的原始资料；再如，检验和试验一项，某些A级质量保证物项要求100%无损探伤，而某些B级质量保证物项则不要求100%无损探伤。
这些质量体系要素要求的相差程度，必须以物项在未来使用中的安全性和可靠性为前提。
6不同安全等级物项设计要求各安全等级物项的设计均应符合EJ 877要求。
6.1放化安全1级物项设计要求6.1.1 按照能承受SL1和SL2进行设计。
6.1.2 应符合独立性原则，即a．保持多重系统、部件之间的独立性；b．保持不同安全等级的系统或部件之间适当的独立性。
其独立性原则应该用“实体隔离”或“功能隔离”来实现。
6.1.3部件或系统失效后，在未酿成严重事故后果之前可将其更换或修复。
如不能及时更换或修复，应提供相应的后撤模式（如局部停车、全厂停车等）。
6.1.4对放化安全1级机械设备和部件的机械设计要求应与EJ 313安全二级部件或HAF 0201安全二级部件的设计要求相当。
6.2放化安全2级物项设计要求6.2.1提供的多重部件或替代件能在事故工况及误操作情况下维持其核安全功能。
6.2.2 包容在放化安全2级系统中的大量放射性物质可通过放化安全1级系统或建筑物进行第二次封闭（如放化安全2级工艺容器中的大量放射性通过放化安全1级设备室覆面进行第二次封闭）。
6.2.3 在放化安全2级建（构）筑物、系统或部件失去功能时，有能力维持安全停车的条件。