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。
核电厂设备安全分级
第四节核电厂设备安全功能及分析核电厂的系统、设备和构筑物对于电厂安全的作用比一般常规系统设备和构筑物更大，因而提出了设备的安全功能以及按其对安全的重要性分级的概念。
这种安全功能分级称为“安全等级”。
划分安全等级的目的是提供分级设计标准。
对于不同安全等级的设备规定不同的设计、制造、检验、试验的要求。
这样既提高了核电厂安全性，又避免了对某些设备要求过严的现象。
安全功能及分析方法核电厂安全的基本目标是限制居民和核电厂工作人员在电厂所有运行工况和事故工况下所受到的射线照射。
为保证必要的安全性，执行安全功能的系统执行下列功能：为安全停堆和维持其安全停堆状态提供手段；为停堆后从堆芯导出余热提供手段；在事故后为防止放射性物质的释放提供手段，以确保事故工况之后的任何释放不超过容许极限。
为实现上述要求，国际原子能机构在安全导则50-SG-D1中，我国国家核安全局在1986年发布的安全导则[2-５]中均规定了20种安全功能项目。
主要内容有：在完成所有停堆操作后，将反应堆维持在安全停堆状态；将其它安全系统的热量转移到最终热阱；维持反应堆冷却剂压力边界的完整性；限制安全壳内的放射性物质向外释放等。
为了对每项功能按其对安全的重要性分级，可以采用确定论和概率论两种分级方法。
确定论法常对那些对安全有重要作用的、其损坏会导致严重放射性释放事故的系统、设备和构筑物提出各种要求。
这些要求带有强制性而不需要直接考虑损坏的几率或减轻事故后果的作用。
概率论法则根据需要某一安全功能所起的作用几率以及该安全功能失效的后果来评价安全重要性。
此法在确定各系统、设备和构筑物的安全重要性的相对值时特别有用。
大多数国家同时采用两种方法，通过对各种堆型所作大量假想事故分析的研究成果，可评价发生假想事故时执行某安全功能的几率以及该安全功能失效的后果。
安全分级安全一级安全一级主要包括组成反应堆冷却剂系统承压边界的所有部件。
安全一级包括反应堆冷却剂系统中主要承压设备：反应堆压力容器、主管道以及延伸到并包括第二个隔离阀的连接管道（内径大到破损后正常补水系统不能补偿冷却剂的流失）、反应堆冷却剂泵、稳压器、蒸汽发生器的一次侧和控制棒驱动机构的壳体。
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。
核安全分级
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）。
c.对于质保等级为Q3的设备，业主要求分包商具有与供货商总体要求文件的描述相一致的质保程序
d.对于质保等级为QNC的设备，业主既不要求分包商具有质保程序也不要求应用供货商总体要求文件。QNC仅用于一些不需要质保要求，性能即可满足功能要求的设备。
执行安全功能的承压设备其最低的QA等级见下表，由合同规定需具有更高QA级的设备除外。
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。
应用范围
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。
j)
k)1个正常关闭阀（2级或3级与更低级之间）；
l)
m)两个串联连接的正常关闭的阀门（1级与更低级之间）。
n)
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。
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。？？？？？？？、、
核电厂核级机械设备安全分级
文章编号：１６７１．９９１３（２００７）０２－００６７－０４
Ｓａｆｅｔｙ Ｃｌａｓｓｉｆｉｃａｔｉｏｎ ｏｆ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｃｌａｓｓ Ｅｑｕｉｐｍｅｎｔｓ ｉｎ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｐｏｗｅｒ Ｐｌａｎｔ
ＫＡＮＧ Ｈｕｉｌ，ＷＡＮＧ Ｗｅｉ２ （１．Ｃｈｉｎａ Ｐｏｗｅｒ Ｅｎｇｉｎｅｅｒｉｎｇ Ｃｏｎｓｕｌｔｉｎｇ Ｇｒｏｕｐ Ｃｏｒｐｏｒａｔｉｏｎ，Ｂｅｉｊｉｎｇ １ ０００１ １，Ｃｈｉｎａ；
……～…………………………………………………上蔓史［婪塑熟域孽鱼塞全坌墼
根据有关法规、惯例、经验、来决定核级设备的 安全等级。例如：江苏田湾核电站的核级系统安 全等级是由该工程的总体设计院——俄罗斯圣· 彼德馒核电设计院的设计总工程师确定的。
利用确定论进行安全分析应包括以下项目： （１）确认核动力运行限值和条件符合核动 力厂正常运行设计的假设和要求。 （２）适合于核动力厂设计和厂址假设始发 事件的特征。 （３）源自假设始发事件的事件序列的分析 和评价。 （４）各项分析结果与放射性的验收准则和 设计限值的比较。 （５）设计基准的制定和确认。 （６）论证通过安全系统的自动响应结合所 规定的操作员动作能够管理预计运行事件和设 计基准事故。
万方数据
毫力勤测设计２９０７年Ｄ４月第２划 ６７
羹史￡焦堡塑堡丝鱼塞全坌堡上…………………………………………………………
备的设计基准不仅要考虑在核动力厂运行状态 （正常运行和预期运行事件）的条件下能可靠地 执行其规定的安全功能，而且还必须考虑在事 故工况下，即在设计基准事故的条件下仍能可 靠地执行其规定的安全功能，以缓解事故，保 证核动力厂“总的安全目标”的实现。
了一系列有别于常规工业产品的特殊要求。
１核级机械设备与常规机械设备的差别
某核燃料后处理厂共去污及钚线建筑设计优化
某核燃料后处理厂共去污及钚线建筑设计优化李鑫;陈勇;秦永泉【摘要】以某核燃料后处理厂总体规划为例,针对共去污分离设施、钚净化及钚产品贮存设施合并前后的建筑设计方案进行了比较,比较结果认为共去污分离设施和钚净化及钚产品贮存设施合并成一个设施后的建筑设计方案具有相对优势,两个设施可以按照合并的方式进行优化设计.【期刊名称】《山西建筑》【年(卷),期】2013(039)006【总页数】3页(P2-4)【关键词】共去污分离设施;钚净化及钚产品贮存设施;厂房布置【作者】李鑫;陈勇;秦永泉【作者单位】中国核电工程有限公司,北京100840;中国核电工程有限公司,北京100840;中国核电工程有限公司,北京100840【正文语种】中文【中图分类】TU271.50 引言开展任何规模核燃料后处理厂房建筑设计前，首先需根据后处理工程任务，进行总体规划，某核燃料后处理厂经总体规划后将工程建筑物分为五部分:主厂区、三废区、公用区、厂前区和厂外区。
主厂区包括乏燃料接收与贮存设施、首端处理设施、共去污分离设施、钚净化及钚产品贮存设施、铀净化及铀产品贮存设施、分析中心、中央控制室、高放废液玻璃固化设施、排风塔等建筑物。
共去污分离设施主要任务是:接收首端处理设施已调好的1AF料液，通过铀、钚的共去污，实现铀、钚与裂片元素的初步分离，再将铀钚进行分离，铀钚分离后，含铀的1CU送铀净化及铀产品贮存设施，含钚的1BP送钚净化及钚产品贮存设施，本设施产生的高放废液送高放废液玻璃固化设施进行玻璃固化。
钚净化及钚产品贮存设施主要任务是:将共去污分离设施送来的1BP溶液进行纯化、浓缩和草酸钚转化，最终生成二氧化钚产品，并进行贮存。
根据共去污分离和钚净化及钚产品贮存部分工艺任务、工艺流程和厂房布置与维修原则开展了厂房建筑设计，本文提出了共去污分离和钚净化及钚产品贮存部分合并前后两个建筑设计方案以优化设计，本文重点介绍这两个建筑设计方案及其比较。
1-核电厂系统与部件的核安全分级
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核电厂系统和部件的核安全分级
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第1节 总论
1. 3 设备分级的概念和方法
(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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核电厂系统和部件的核安全分级
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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。
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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。
核安全设备监督管理条例、设备鉴定及制造验收要求幻灯片PPT
一、《民用核安全设备监督管理条例》 及管理规定
(三)适用范围
《条例》适用于民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验活动。 核安全设备是指民用核设施中使用的执行核安全功能的设备，包括核 安全机械设备和核安全电气设备。 核电厂的核安全物项、系统或设备的分级主要依据《核动力厂设计安 全规定》(HAF102)和《用于沸水堆、压水堆和压力管式反应堆安全功能 和部件分级(安全导则HAD102/03)的分级原则确定。
器)
液位变送器
辐射监测传感器
核安全(IE级)电气设备
核测仪表 电力电缆
控制电缆
电缆
仪表电缆
同轴电缆
电缆连接件
一、《民用核安全设备监督管理条例》 及管理规定
设备种类
设备类别 电气贯穿件
机柜(包括机箱和机架)
控制台屏、显示仪表 核安全(IE级)电气设备
应急柴油发电机组 蓄电池(组) 阀门驱动装置
电动机
主要是美国、法国和国际原子能机构IAEA安全法规和标准。 (1)NRC.R.G 10CFR安全分析报告，标准审查大纲SRP。 (2)美国工业规范和标准
ASME锅炉及压力容器规范中：II卷材料；III卷核动力装置设备，V为卷 无损检验，VIII卷压力容器、IX卷焊接及钎焊评定，XI卷设备在役检查规 程
一、《民用核安全设备监督管理条例》 及管理规定
2)电气仪控设备和部件的安全分级 凡在事故况后参与保护公众的电气系统的设备和部件均定义为安 全级(IE或SR级) 不属于IE级和SR级的设备定为NC级 某些承压或非承压的机械、电气、机电设备可能参与安全功能，即在
“可能发生运行工况或极不可能发生运行工况下，其失效会影响到安全 功能的完成，这些设备称为无安全级的安全重要设备(IPS-NS)”。
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。
生态环境部令第8号——核动力厂、研究堆、核燃料循环设施安全许可程序规定
生态环境部令第8号——核动力厂、研究堆、核燃料循环设施安全许可程序规定文章属性•【制定机关】生态环境部•【公布日期】2019.08.26•【文号】生态环境部令第8号•【施行日期】2019.10.01•【效力等级】部门规章•【时效性】现行有效•【主题分类】核与辐射安全管理正文生态环境部令第8号《核动力厂、研究堆、核燃料循环设施安全许可程序规定》已于2019年7月11日由生态环境部部务会议审议通过，现予公布，自2019年10月1日起施行。
1993年12月31日国家核安全局发布的《核电厂安全许可证件的申请和颁发》、2006年1月28日国家核安全局发布的《研究堆安全许可证件的申请和颁发规定》同时废止。
生态环境部部长李干杰2019年8月26日核动力厂、研究堆、核燃料循环设施安全许可程序规定目录第一章总则第二章申请与受理第三章审查与决定第四章变更与延续第五章附则第一章总则第一条为规范民用核动力厂、研究堆、核燃料循环设施等核设施安全许可活动，根据《中华人民共和国核安全法》《中华人民共和国行政许可法》《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》，制定本规定。
第二条在中华人民共和国领域及管辖的其他海域内，民用核动力厂、研究堆、核燃料循环设施（以下统称核设施）的选址、建造、运行、退役等安全许可事项的许可程序，适用本规定。
核设施转让、变更营运单位和迁移等活动的审查批准，适用本规定。
第三条核动力厂、研究堆、核燃料循环设施，是指：（一）核电厂、核热电厂、核供汽供热厂等核动力厂及装置；（二）核动力厂以外的研究堆、实验堆、临界装置等其他反应堆（以下统称研究堆），根据潜在危害由大到小可划分为Ⅰ类、Ⅱ类、Ⅲ类研究堆；（三）核燃料生产、加工、贮存和后处理设施等核燃料循环设施。
核设施配套建设的放射性废物处理、贮存设施的安全许可，应当在主体核设施的安全许可中一并办理许可手续。
第四条核设施营运单位申请核设施安全许可，以及办理核设施安全许可的变更、延续，应当依照本规定，报国家核安全局审查批准。
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。
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
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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],
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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。
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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。