核安全分级

9.2.1.9适用接口件的例子
9.2.1.10
a)在安全1级和安全2级的部件或设备之间：
b)
·一个非能动设备（限流件只适用于小直径的设备和部件，其破损引起的泄漏用上充泵可以补足）；
·两个能动装置。
c)反应堆冷却剂系统中的安全1级部件或设备和较低级的部件或设备之间：
d)
·两个串联的常闭阀；
·两个能动隔离阀；
抗震1类机械设备和部件按其不同要求，又可分为以下3类：
a.在安全停堆地震（SSE）引起的荷载作用下必须保持其完整性和密封性的设备属于1Ⅰ类；
b.
c.专用安全设施及其支持系统中的非能动设备，当受到SSE荷载作用时需保持其功能的设备属于1F类；
d.
e.在SSE荷载作用下，其事故后安全功能仍要求能运转的设备属于1A类。
9.3 设备抗震分类
机械和电气设备的抗震分类确定了设备的设计和承受地震的能力。
与安全有关的所有机械和电气设备都属于抗震1类。这些设备包括安全1、2、3级承压设备和LS级机械设备以及1E级电气设备。
其他部件和设备可以按照其重要性确定抗震要求。防火设备的抗震要求在RCC-I中规定。
抗震1类的含义是指设计的设备能承受安全停堆地震（SSE）引起的荷载。
设备核安全分级关系如下图所示：
机械承压设备核安全分级与RCC-M规范等级的关系如下表所示：
安全等级
RCC-M规范等级
1
2
3
Nc
1
2或1
3或2
Nc或3
一般的RCC-M规范等级是与安全等级相对应，但是表中安全2、3级和NC级（非核安全级）根据设备所经受的载荷（特别是压力和温度）情况，可相应提高其RCC-M规范等级。
9.2.2 其他机械设备的核安全分级
这类机械设备安全等级的划分是为了确定适用于该类设备的抗震类别、规范等级和质量保证等级。
与安全有关的设备主要包括：
乏燃料装卸和贮存系统中的起重运输设备；
这类设备的规范等级应遵照国家有关的标准和参照FEM（欧洲起重运输和贮存设备协会）执行；
与安全有关的承压设备的支承装置以及反应堆堆内构件；
b)
c)稳压器卸压管线直至（并包括）卸压装置（卸压阀和安全阀）。
d)
9.2.1.3安全2级
9.2.1.4
安全2级适用于非安全1级的输送反应堆冷却剂的承压设备和部件，或者适用于在发生失水事故时为包容放射性物质所需的系统设备和部件。
安全2级包括：
a）不属于安全1级的反应堆冷却剂系统承压设备和部件；
b）
c）下列系统的主要设备和部件
构成压力边界并执行安全功能的机械和流体系统的设备和部件分成三种安全等级：安全1级、安全2级和安全3级，其它承压设备和部件为非安全级，用NC表示。
流体系统的安全等级涉及到同系统连接的各个设备，包括疏水和放气以及仪表机械部分，范围覆盖到安全等级接口部位（安全1级有例外，与安全1级流体管道连接的流体管道的安全等级取决于它们的直径）。
对非承压类的安全有关的机械设备（LS级），RCC-M规范给出专用规则：
a.与安全有关的承压设备的支承装置（RCC-M H篇）；
b. 反应堆堆内构件（RCC-M G篇）。
9.5 电气设备的RCC—E质量鉴定级
1E级电气设备要求按RCC—E规范进行设备质量鉴定。RCC—E规定了四类质量鉴定程序：
a.标准鉴定程序，用来验证设备在正常工况下有能力完成其规定的功能。
f.
说明：由于抗震分类不影响止回阀的设计，所以事故后使用的止回阀抗震分类既可以是1Ⅰ也可以是1A。？？？？？？？、、
9.4 机械设备设计和制造规范级
RCC-M规范对机械承压设备分为三级，即RCC-M1、2级和3级。
RCC-M1、2级和3级设备分别遵守RCC-M B、C和D篇的设计、制造、检查和验收等的要求。
f)
9.2.1.5安全3级
9.2.1.6
安全3级适用于对安全重要的设备和部件，这些部件损坏后不会直接引起放射性后果；或者对于损坏后会导致正常需存放衰变的放射性气体释放的设备。
安全3级包括：
a)反应堆冷却剂净化所需的化学和容积控制系统中的设备和部件，硼补给系统中的设备和部件；
b)
c)安全壳外蒸汽发生器辅助给水系统的设备和部件；
a)较高安全等级的设备、部件或系统安全功能的丧失；或
b)
c)正常情况下需存放衰变的气态放射性不可控地向环境释放。
d)
接口件的安全等级采用两者中较高的。
常采用的接口件有：
a)1个非能动屏障（如：热交换器管子）；
b)
c)1个安全阀；
d)
e)1个正常开启的遥控阀（在2级或3级与更低级之间）；
f)
g)两个串联连接的正常开启的遥控)1个正常关闭阀（2级或3级与更低级之间）；
j)
k)两个串联连接的正常关闭的阀门（1级与更低级之间）。
l)
止回阀有安全等级接口件功能，但是只有止回阀位于反应堆安全壳内时，才能作为安全1级接口分界。
承担安全等级接口分界的正常开启的阀门，其关闭时间必须保持较高安全等级的部件、设备或系统的安全功能。
这些设备的设计和制造应遵照RCC-M中的有关规定（参照RCC-M，H篇“支承件”和G篇“反应堆堆芯支撑构件”）；
一些通风系统
这些系统的设备采用专用的设计、制造、试验、检查和验收规则。
b. 其它与安全无关的机械设备，用NC表示。
9.2.3电气仪控设备安全分级
电气仪控部件和设备的分级是一种功能性的分级。这种分级对冗余度、丧失厂外电源时的运行、在工作环境和地震情况下的质量鉴定、安装、试验等方面提出了要求。
电气仪控部件和设备分级必须基于或遵循RCC-P 1.3节中所规定的第2和第3纵深防御安全层次。
核岛内的电气仪控设备分为1E级和NC级，对于NC级某些有特殊要求的电气仪控设备，根据实际情况进行分析，特殊处理。
凡在事故工况后参与保护公众安全的电气仪控系统的设备和部件应属于1E级。
9.2.3.11E级的定义
其它对安全重要的系统的设备，如用于冷停堆、堆坑和乏燃料水池冷却的设备，影响1E级系统可用性的电气仪控设备及用于事故后监视系统的设备，则不必满足1E级的所有要求。相关的设备零部件在《核岛电气仪控设备分级清单》（见附录3）中已用*or**标识出。这些设备部件需满足与系统或设备运行工况有关的专用准则（冗余度、周围环境条件下或/和在地震条件下的质量鉴定、应急电源供应）。
9.2.3.2
执行下述功能所必需的电气仪控系统和设备定义为1E级：
——反应堆紧急停堆；
——安全壳隔离；
——应急堆芯冷却；
——反应堆余热排出；
——反应堆厂房热量的排出；
——防止放射性物质向环境释放。
1E级的范围覆盖所有类型的电气仪控设备，如：电源、电动机、阀门电机、电磁阀、厂内配电装置、仪表以及控制装置等。
b.
c.K3鉴定程序，用来验证安装在安全壳外的设备在正常工况和在地震荷载作用下有能力完成其规定的功能。
d.
e.K2鉴定程序，用来验证安装在安全壳内的设备在正常工况和地震荷载作用下有能力完成其规定的功能。
f.
g.K1鉴定程序，用来验证安装在安全壳内的设备在地震荷载作用下和正常工况、事故工况以及（或）事故后工况下有能力完成其规定的功能。
安全等级
QA等级
1
Q1
2级和3级
d)
e)设备冷却水系统和重要厂用水系统的设备和部件；
f)
g)反应堆换料水池和乏燃料水池冷却和处理系统的设备和部件；
h)
i)放射性废物处理系统的设备和部件（如果这些设备损坏会导致正常需存放衰变的放射性气体释放）。
j)
9.2.1.7安全等级的接口
9.2.1.8
两个不同安全等级的系统或系统的某种部件可用适当的接口件连接。接口的功能是为了保证较低安全等级的设备和部件损坏不会导致：
——反应堆保护系统；
——应急供电系统（柴油发电机组、蓄电池组和有关的配电装置）；
——紧急停堆装置；
——专设安全设施：
安全注入系统；
安全壳喷淋系统；
安全壳氢气监测系统
蒸汽发生器辅助给水系统，包括正常给水系统的隔离；
安全壳隔离系统；
专设安全设施的支持系统：
设备冷却水系统；
重要厂用水系统；
通风系统。
属于1E级的系统或设备必须遵循RCC-E中有关设计、制造和质量鉴定方面的规定。
9.2.1.1安全1级
9.2.1.2
安全1级适用于部件破损后会引起工况Ⅲ或工况Ⅳ反应堆失水事故的一些部件（有关工况的定义参照RCC-P，4.4节），或者在反应堆正常运行过程中假设只有正常补水系统补水的情况下，本身的破损会阻碍反应堆顺利停堆和冷却的那些部件。
安全1级包括：
a)反应堆冷却剂系统以及与其连接的内径大于10.6mm的水管线或内径大于21.9mm的蒸汽管线，其长度延伸至（并包括）相连辅助管线上的两个反应堆冷却剂隔离阀；
·一个安全阀。
e)反应堆冷却剂系统中的安全2级部件或设备和较低部件或设备之间：
f)
·一个常闭阀
g)安全2级或3级的部件或设备和较低级的部件或设备之间：
h)
·一个常闭阀；
·一个常开遥控阀，但是当它和较低安全等级的部件或设备一起发生故障时，不会妨碍较高安全等级系统执行其安全功能（例如由两个多重设置的子系统组成的一些系统），也不会导致正常需存放衰变的放射性气体不可控地向环境释放。
仪表通道的分级由传感器确定。在1E级的仪表通道中，并非所有的设备都必须是1E级，只有与安全功能相关的设备才为1E级（例如：通过隔离设施已经被隔离的指示和报警设备就不是1E级）。
此外，作为自动保护系统后备的手动控制设备，能够保证在任何情况下，通过这些设备可以直接进行反应堆停堆或启动专设安全设施等保护动作。这些设备定义为1E级。