非能动核电厂构筑物、系统和部件的质保分级(讲座)
-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。
2024年核电厂设备安全分级(三篇)
2024年核电厂设备安全分级核电厂的系统、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摪踩燃。
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xx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。
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
-21-
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
-16-
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
-5-
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）
核电项目质保分级和质保要求分等现状与建议
核电项目质保分级和质保要求分等现状与建议核电项目的质保分级和质保要求分等是保证核电建设质量的重
要手段。
目前，我国核电项目的质保分级和质保要求分等存在以下问题：
1.质保分级不够细化，难以照顾到不同项目的特殊要求。
2.质保要求分等不够精细，难以保障项目各阶段的质量控制。
3.质保要求分等与实际工程质量存在较大差距，需要进一步提高。
为此，建议：
1.针对具体项目特点，细化质保分级，提高质保要求的针对性和实效性。
2.加强质保要求分等的实施监督，确保各阶段质量控制的全面落实。
3.建立完善的质量管理体系，加强对工程施工、设备采购、运行维护等各环节的质量控制，提高核电项目的整体质量水平。
通过以上措施，可以有效提高核电项目的质量保障水平，为建设安全、可靠的核电工程提供坚实保障。
- 1 -。
核电建设质量保证分级
核电建设质量保证分级1 前言核安全法规HAF003规定，在核电建设中必须对核安全相关的系统、设备进行质量保证分级，达到合理分配有限资源，确保核电站关键设备的质量。
通过质量保证分级，可以对核安全重要的设备、服务实施更严格的质量管理，对于核安全相对不重要的设备/服务则可以实施较为宽松的质量管理，并相应减少资源投入，从而在确保核安全的同时，将核电站的建设投资控制在合理的范围，在实现核安全目标的同时事项经济高效。
2 分级原则核电站分级原则是：分级方法必须体现出不同设备对核电厂实现安全、稳定、高效运行目的的相对重要性。
具体分级时，应考虑的因素有：——对可用率的影响程度；——设计和制造的复杂性；——设计和制造的技术成熟度；——对周围人身和设备安全的影响程度。
3 分级方法的细则应制定类似IAEA技术报告NO328（HAF.J0045）中推荐的量化评分方法。
例如：对可用率的影响程度、应列明什么情况下影响大、什么情况下影响小，分值多少，另外，各个考虑的权重是多少等。
具体步骤为：（1）确定分级时应考虑的因素。
各因素所占的权重如表1所示；（2）确定每个考虑因素中各种情况下的分值（见表2）；（3）按上述方法计算出各设备的最后得分，按表3划分质量保证等级。
上述分级必须针对设备的不同阶段分别进行，因为同一设备在不同阶段（如设计、制造、安装、调试等）的复杂行和成熟度都可以不同，最终的质量保证分级也可以不同。
另外，质量保证分级应落实到设备的哪一级部件，但对大型设备可以列出其主要部件的质量保证分级，而对小型设备则只需对设备进行分级而没有必要对其部件再细分。
4 制定各质量保证级别对应的质量管理规范4.1质量管理规范的内容至少应包括两方面的内容：（1）承包商内部质量管理要求，如质量管理体系应符合的标准（如必须实施ISO9000、或HAF003标准），应编制的项目管理程序，质量控制文件（如质量计划）；（2）对承包商进行质保监查的权利，在承包商作业过程中设置控制点并实施验证的权力，承包商向业主提交文件和记录，业主发布停工令的权利等。
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。
AP1000核电厂部件质量等级的划分及其与我国法规_标准的相容性20120313晚自习
1 引言 我国 2代改进型压水堆核电厂的物项分
级体系已经基本确立, 并大致实现了标准化, 该体系包括安 全分级、抗震分 类、规范分 级 和质量保证分级等, 这已为相关人员所熟悉。 对于非能动 3代压水堆核电厂, 其依托项 目 AP1000的物项分级与我国 2代改进型机组的 分级在形式上有些差别, 其中的一个主要 差 别是: AP1000使用了划分质量等级这一分级 方法, 即质量 A 级、 B级、 C级、 D级。比如 反应堆冷却剂压力边界主要部件为质量 A 级 ( 简称 A 级 ), 蒸汽发生器二次侧为质量 B 级 ( 简称 B级 ) 。
% 研究与探讨 ∃ 2010年 ∃ 第 3期
AP1000核电厂部件质量等级的划分 及其与我国法规、标准的相容性
王继东
(核工业标准化研究所 )
引述了美国法规、导则中的关于划分质 量组要求, 介绍了划分质量组讨论了质 量组的划分与我国相关法规、标准的相容性。
在联邦法规 10 CFR 50 55 a 规范和标 准 一节中, 以及 10 CFR 50附 录 A 核电 厂总设计准则 的准则 1 质量标准和记录 中都有这样的规定: 安全上重要的构筑物、 系统和部件的设 计、制造、安装、试验必须 符合与其所承 担安全功能重要程度相适应的 质量标准 [ 1] 。要执行联邦法规的这一规定, 必须在至少三个方面加以实施: ! 识别出哪 些构筑物、系 统 和部 件在 安全 上是 重要 的, 即界定安全重要物项的范围; ∀ 区分所承担 安全功能的重要程度, 即对 安全重要物项进 行等级划分, 比如确 定所属的质量组; # 针 对不同的质 量组, 明 确采 用什 么样 的设 计、 制造、安装、试 验标准, 以 保证达 到相应的 质量水平。
核电厂构筑物、系统和部件老化管理方法概述
核电厂构筑物、系统和部件老化管理方法概述随着核电站的运行时间的增长，核电站的构筑物、系统和部件的老化问题已逐渐成为一个重要的管理问题。
为了保障核电站的安全运行，需要采取一系列的老化管理措施。
首先，核电站需要对构筑物、系统和部件进行定期检测和评估，及时发现老化问题。
对于已经出现老化问题的构筑物、系统和部件，需要进行及时维修或更换。
其次，需要根据核电站的不同情况，制定相应的老化管理计划和技术规范，确保老化管理工作的有效开展。
此外，还需要加强人员培训和技术交流，提高核电站的老化管理水平。
总之，核电站的构筑物、系统和部件的老化管理是一个复杂的工程，需要综合运用各种技术手段和管理方法，才能在保障核电站安全运行的同时，延长核电站的寿命。
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核电厂安全分级课件
安全评价流程
数据收集
收集核电厂相关数据，包括设 备性能、运行记录、维修记录 等。
风险评估
基于收集的数据和现场检查结 果，进行风险评估，确定核电 厂的安全等级。
确定评价目标
明确评价的目的和范围，确定 评价的重点和关注点。
现场检查
03 安全分级的应用与实践
CHAPTER
安全分级的案例分析
法国核电厂安全分级案例
法国核电厂采用基于风险的安全分级制度，根据设备的重要性和潜在事故后果 的严重程度，将核设施分为不同的安全等级。这种分级制度有助于优化资源配 置，提高核电厂的安全性和可靠性。
美国核电厂安全分级案例
美国核电厂采用基于设备安全特征的安全分级制度，将核设施分为不同的安全 等级。这种分级制度有助于确保关键设备的可靠性和安全性，降低潜在事故的 风险。
对核电厂进行实地检查，了解 设备运行状况和环境条件。
报告编写
将评价结果整理成报告，详细 阐述核电厂的安全状况和改进 建议。
安全分级决策
分级标准制定
根据核电厂的特点和安全要求，制定安全分级标准。
分级评估
基于安全分析方法和评价流程，对核电厂进行分级评 估。
分级决策
根据分级评估结果，确定核电厂的安全等级，制定相 应的管理措施和运行要求。
在核电厂运营过程中，应注重员工安全意识和技能的培养和提高，确保员工能够熟练掌握 各种安全操作规程和应急处置措施。
安全分级的改进与优化
完善安全分级标准
随着核技术的不断发展和进步，应不断完善 安全分级标准，提高分级制度的科学性和合 理性。
加强技术创新和研发
通过加强技术创新和研发，开发更加先进、可靠的 安全设备和系统，提高核电厂的安全性和可靠性。
AP1000核电项目土建物项质量保证分级方法研究
AP1000核电项目土建物项质量保证分级方法研究作者：刘启龙来源：《卷宗》2018年第29期摘要：核电项目建造期间，根据各种物项、服务或工艺对核安全和可用率的重要性程度，在确保满足核安全法规、设计和质量要求的前提下，执行不同的质量保证要求，采用差异化的质量管控措施，达到既满足质保要求又节约建造成本，提高质量保证活动的经济效益的目的。
关键词：AP1000；质量分级；土建物项上海核工程研究设计院以AP1000分级的基本原则，参考国内AP1000自主依托化项目质量保证分级方法，发布《非能动核电厂构筑物、系统和设备的质保分级》文件。
因此，针对该质保分级文件，后续AP1000核电项目土建物项质保分级是核电站土建施工单位质量保证工作的一项重要和基础工作。
1 核电厂质量保证分级管理《核电厂质量保证安全规定》HAF003（1991）质保分级管理的要求在安全导则《核电厂质量保证大纲的制定》HAD003/01中作了进一步的阐述。
该导则就实施《核电厂质量保证安全规定》的要求，为物项和服务选用适当的质保要求提供了具体的指导。
但是，并非所确定的所有物项都必须采用安全导则《核电厂质量保证大纲的制定》HAD003/01的全部要求，故由国家核安全局委托核工业标准化研究所组织，由上海核工程研究设计院负责编译，参照IAEA 1991年发布的技术报告328号《质量保证要求分级手册》发布《质量保证分级手册》核安全法规技术文件（HAF.J0045）。
物项和服务选用适当的质保要求得到了进一步的指导和细化。
1.1 质量保证分级的方法的原则物项或服务的质量保证等级的划分应遵循以下原则，即以物项的失灵或服务的差错对核电厂安全和可靠运行造成影响为主要原则并考虑：1）物项或服务在安全和运行上的重要性。
2）所涉及领域（设计、采购、建造、运行和管理）的成熟性。
3）所涉及领域的复杂性。
2 AP1000核电项目质量保证分级管理2.1 AP1000核电项目质量保证分级介绍非能动核电厂构筑物、系统和设备（简称“SSC”），根据其安全重要性、对发电可靠性（电厂可用率）的影响程度和抗震类别进行质保分级。
核电工程施工活动质量保证分级管理
核电工程施工活动质量保证分级管理摘要：核电工程施工活动质量保证分级管理的目的在于对施工质量活动有针对性的进行质量控制。
本文介绍了核电工程施工活动质量保证分级管理原则，并结合实践分析了施工活动质量保证分级的问题，提成了解决问题的建议。
关键词：核电工程；施工活动；质量保证；分级管理引言核电工程施工活动质量保证分级是依据设计院给出的物项（构筑物、系统和部件）质量保证分级基层上，对核电工程施工活动进行质量保证分级，并据此实施质量管理的一种方法。
物项（构筑物、系统和部件）的质量保证各类分级概述物项（构筑物、系统和部件）质量保证分级主要考虑安全重要性、发电可靠性和抗震类别。
物项（构筑物、系统和部件）质量保证分级的确定，首先考虑其对核电厂总的安全运行的功能重要性，即物项的安全重要性，其次考虑电厂发电可靠性，在此基础上，兼顾抗震类别的影响。
根据上述原则，物项的质量保证分级一般分为以下3大类，7个级别。
QSA类：分QSA1、QSA2、QSA3三级，包括安全相关物项和非安全相关但属于抗震I类的物项。
A级（安全1级）物项一般可定为QSA1级，B级（安全2级）物项一般可定为QSA2，C级（安全3级）物项一般可定为QSA3级。
非安全相关但属于抗震I类的物项一般定为QSA3级。
QRA类：分QRA1、QRA2、QRA3三级，包括可靠性相关等比较重要的物项。
QNA类（QNA级）：不属于QSA、QRA类的其他物项。
对于容纳有QSA1、QSA2、QSA3级设备的构筑物，其质保等级为QSA3级。
对于容纳有QRA1、QRA2级设备的构筑物，其质保级别按其容纳设备的最高质保级别降一级处理，但对容纳QRA3级设备的构筑物，则其质保级别为QRA3级。
物项安全/非安全相关分级、发电可靠性分级（R）、抗震类别、设计可靠性（D-RAP）、物项质量保证分级之间的关系如下表所示。
施工活动质量保证分级原则核电项目建设的质量保证分级的实施应着重考虑各领域内围绕物项展开的重要活动，具体体现在各领域内对围绕物项所开展具体施工活动进行的分级管理和控制上，简称施工活动质量保证分级。
核电厂安全分级讲课文档
第1节 总论
1. 3 设备分级的概念和方法
概率法 采用概率法是将安全功能按其对安全的重
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)。
现在十八页，总共九十页。
现在十页，总共九十页。
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。
第1节 总论
1. 3 设备分级的概念和方法
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。
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。
核安全设备零件制造的质保分级方法探讨
核安全设备零件制造的质保分级方法探讨何雅杰【摘要】当前对核安全设备零部件进行质保分级的评定多是主观定性的.本文提出了使用模糊综合评判法对核安全设备制造阶段的零部件实施质量保证分级的方法.模糊综合评判法可以把质量保证分级过程中的定性评定转化为定量评定,从而降低评定过程中的主观影响,得出更准确合适的分级结果.【期刊名称】《核安全》【年(卷),期】2019(018)003【总页数】6页(P37-42)【关键词】质保分级;模糊综合评判;核安全设备【作者】何雅杰【作者单位】上海第一机床厂有限公司,上海 201308【正文语种】中文【中图分类】TL351+.1设备质量是核电厂安全运行的基础和根本，但核岛主设备，如堆内构件、驱动机构等的制造过程是一个复杂的系统工程。
在实际工作中，质量需在一定资源条件下与进度和成本统筹考虑，在满足客户需求的前提下实现3个方面的最优化控制。
在有限的资源条件下，必须对各物项进行分级并确定管理要求，以实现资源的合理分配，最终确保产品的质量。
同时，在《核电厂质量保证安全规定》［1］及《核电厂质量保证大纲的制定》（HAF003/01—1988）［2］中也提出了须对物项和服务进行分级以及分级管理的质量保证要求。
虽然《质量保证分级手册》（HAF003/01—1988）［3］中介绍了质量保证等级划分的原则和方法，但在实际工作中，常常出现以下情况：对分级方法的理解和认识不足；对物项涉及的工作往往是定性分析，在涉及物项或要素太多的情况下，难以进行有机联系进行判断，无法有效甄别要求的高低；对安全重要性、复杂性及成熟性的把握和判断不精准；可直接用于质保要求分级，确定不同质保等级的参考资料很少。
这些会导致分级时出于保守原则往往将质保等级定得过高［4］。
由于在描述以上安全重要性、复杂性及成熟性时，常用一些难易程度大小、高低等的模糊语言，对不同的物项很难直观地进行比较［5］。
本文针对制造过程中的物项和服务分级要求，利用模糊综合评判的方法对物项进行评定，通过量化的方式比较各物项的综合情况，以解决物项质保分级的难点。
核电厂建造质量保证体系的总的要求讲座
核电厂建造质量保证体系的总的要求讲座1G421080 掌握核电厂建造质量保证体系(质量管理体系)要点1G421081 核电厂建造质量保证体系的总的要求(1)计划制定1)必须制定现场建造(包括验证工作)计划并形成文件。
2)制定计划必须考虑到构筑物、系统和部件的现场制造、安装、检查和试验的要求。
3)负责制定这些活动计划的单位必须检验构筑物、系统和部件设计的技术条件、采购文件和图纸，以及建造工作计划和进度。
(2)程序、工作指令、说明书及图纸必须按适用于该项活动的书面程序、工作指令、说明书及图纸来规定和完成质保大纲所规定的活动。
程序、工作指令、说明书及图纸必须包括质量保证大纲的行政管理和技术两个方面。
(3)建造和安装期间的场地管理(4)材料及设备的接收、贮存和装卸(5)流体系统及有关部件的清洗(6)保护性涂层(7)测量和试验设备的管理(8)人员资格与培训(9)其他方面1G421082 核电厂建造质量保证大纲的主要内容核电厂建造质量保证大纲主要内容如下：(1)引言；(2)质量保证大纲；(3)组织结构、职责、人员配备和培训(4)文件控制；(5)设计控制；(6)采购控制；(7)物项控制；(8)工艺过程控制；(9)检查和试验控制；(10)不符合项的控制；(11)纠正措施；(12)记录的制备和存档；(13)监查。
1G421083 核电厂建造质量计划的编制要求(1)“质量计划”的定义“质量计划(QualityPlan)”为对特定的项目、产品、过程或合同，规定由谁及何时、应使用哪些程序和相关资源去实施的文件。
(2)“质量计划”的编制要求质量计划的时效性要求；质量计划的可追溯性要求；质量计划的可操作性要求。
(3)“质量计划”的主要内容例：有关核电厂建造质量计划编制要求，是指质量计划的( )。
A. 时效性要求B．系统性要求C．完整性要求D．可追溯性要求E．可操作性要求答案：ADElG421084 核电厂建造质量不符合项的处理(1)不符合项的分类：不符合项分为C1、C2、C3级，对C3级不符合项的处理措施必须得到业主的书面批准和确认。
浅议核电工程物项采购活动中的质保分级管理方法
浅议核电工程物项采购活动中的质保分级管理方法摘要：随着核电建造市场化不断提高，在以核安全为前提下提升核电建造质量管理水平，有效降低管理成本，已成为核电工程企业迫切需要。
本文将结合核电建造工程质量管理工作的实践，建立一套采购活动和制造活动的质保分级管理方法，实现有限资源的合理分配，合理降低管理成本，提高核电建造企业的市场竞争力。
关键词：核电工程；质保分级；采购；1.前言近几年随着核能产业的发展，核电建造面临市场化程序不断提高、内部管理需求不断提升的压力。
有鉴于此，在以核安全为前提下提升核电建造质量管理水平，有效降低管理成本，已成为核电工程公司迫切需要。
物项采购和制造是工程企业在核电建造过程的主要活动之一。
物项采购和制造过程涉及供方的评价选择、制造过程质量控制、监督检查等多个环节。
本文将以物项的核安全级别为依据，建立一套采购活动和制造活动的质保分级管理方法，实现有限资源的合理分配，合理降低管理成本，提高核电建造企业的市场竞争力。
2.物项质保分级物项质保分级是基于安全重要性、发电可靠性和抗震类别的综合分析，对物项本身进行了质量保证级别的划分。
首先考虑对核电厂总的安全运行的功能重要性，即安全级别，其次考虑电厂发电可靠性，在此基础上，兼顾考虑抗震类别的影响。
根据上述原则，物项质保分级分为3个大类、7个级别，分别是QSA类（QSA1\QSA2\QSA3），QRA类（QRA1\QRA2\QRA3）和QNA类，详细质保分级见表1。
表1：物项质保分级物项在采购、制造和施工领域对应的领域质量保证分级，是在物项质量保证分级的基础上，考虑所处领域的成熟性、活动复杂性及其他适用因素，确定领域质量保证分级。
工程企业可根据本领域活动成熟性、复杂性、维护/维修/检查/测试可达性、配置永久性、标准化程度等因素，可调整其活动领域的质量保证级别。
向下调整领域质量保证级别时不跨类别，向上调整领域质量保证级别时不受类别限制。
3. 采购质保分级管理3.1 供应商分级管理供应商分类的目的是为有区别对不同供应商进行质量管控，重要供应商投入更多的资源，一般供应商投入相对较少的资源。
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],
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核电项目质保分级和质保要求分等现状与建议
核电项目质保分级和质保要求分等现状与建议段红卫;李巨峰;王京;王雁启;田丰;张晖;李娟【摘要】本文对目前国内一些核电厂、核工程设计院有关物项和服务的质保分级以及影响质量活动的质保要求分等的现状进行了分析,指出了质保分级存在的问题,尤其是影响质量活动的具体质保要求及其分等方面存在的具有普遍性的问题.通过对美国的质保大纲分类及其标准的分析以及有关规定的解析,提出了解决质保分级和质保要求分等问题的具体思路和方法的建议.【期刊名称】《核安全》【年(卷),期】2015(014)002【总页数】6页(P20-24,74)【关键词】核电;质保分级;质保要求分等【作者】段红卫;李巨峰;王京;王雁启;田丰;张晖;李娟【作者单位】环境保护部核与辐射安全中心,北京100082;环境保护部核与辐射安全中心,北京100082;环境保护部核与辐射安全中心,北京100082;环境保护部核与辐射安全中心,北京100082;环境保护部核与辐射安全中心,北京100082;环境保护部核与辐射安全中心,北京100082;环境保护部核与辐射安全中心,北京100082【正文语种】中文【中图分类】TM623.8《核电厂质量保证安全规定》［1］中的规定：“必须确定质量保证大纲所适用的物项、服务和过程。
对这些物项、服务和过程必须规定相应的控制以及验证的方法和水平”。
此项规定要求对安全有关物项所进行的工作（如设计、采购、制造、建造、运行、管理等），实施不同方法、不同程度的控制，旨在确保核电厂安全的前提下合理使用资源。
《核电厂质量保证大纲的制定》（HAD 003/01）［2］中对“物项和服务的分级”以及“确定恰当的质量保证活动”进行了规定，进一步对质保分级给予阐述。
1.1 物项的质保分级《质量保证分级手册》（HAFJ0045）［3］规定了物项和服务的分级方法和记述，分级基本原则和依据是物项和服务：一是安全和运行重要性；二是成熟性；三是复杂性。
物项按安全重要性、复杂性和成熟性分类是对其设计、采购、制造、建造、运行和管理等领域的安全重要性、复杂性、成熟性分类，不论及这些具体领域是无所谓物项的重要性、复杂性、成熟性的。
AP1000构筑物、系统和部件分级体系浅析
AP1000构筑物、系统和部件分级体系浅析摘要：对核电厂构筑物、系统和部件分级的目的在于对于物项分级管理，以相对有限的资源保证核电厂的安全性、可靠性和经济性。
AP1000沿用了传统压水堆核电厂的常规分级方法，包括安全分级、抗震分类和规范分级等;同时也有自身的特有分级，包括与核电厂经济性相关的发电可靠性分级（R分级）、非能动核电厂特有的非安全相关系统补充监督管理（RTNSS）以及先进核电厂所要求的设计可靠性保证大纲（D-RAP）。
本文将对上述分级方法所构建的AP1000构筑物、系统和部件分级体系进行总结和分析。
关键词：AP1000;核电厂;物项分级1.前言IAEASSR-2/1文件规定[1]：“必须确定所有安全重要物项并根据其安全功能和安全重要性分级。
”对于传统压水堆核电厂构筑物、系统和部件（通称为“物项”）分级含义而言，狭义上专指物项的安全分级，广义上除安全分级外，还包括抗震分类、规范分级和质量保证分级。
由我国从美国西屋公司引进的第三代非能动核电厂AP1000采用非能动安全系统，运用设计简化、数字化仪控和模块化设计建造等先进理念，具有较高的安全性和良好的经济性，AP1000型核电厂将成为我国核电后续发展的重要堆型。
AP1000沿用了传统压水堆核电厂的常规分级方法，包括安全分级、抗震分类、规范分级等;同时提出了特有的分级方法，其中包括与核电厂经济性相关的发电可靠性分级（R分级）、非能动核电厂特有的非安全相关系统补充监督管理（RTNSS）以及先进核电厂所要求的设计可靠性保证大纲（D-RAP）等。
本文对AP1000的物项分级体系进行系统性的总结和分析，使AP1000设计、建造和运行的相关人员加深对AP1000物项分级的了解。
2.常规分级在常规分级方面，AP1000的相关分级包括安全分级、抗震分类和规范等级，但并不包括质量保证分级。
下面将对这些分级进行逐一介绍，同时对AP1000未采用质量保证分级的情况作分析说明。
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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）
2 AP1000核电厂SSC’s抗震分类（3/7）
（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
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 △ SSC’s分级便于提供识别与ANS核安全分级、NRC质量
分 组、抗震分类、ASME规范第III卷等级以及其它适用 的工业标准等方面有关的详细信息
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 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
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
注：R.G 1.26、ANSI 18.2和ANS 51.1不适用AP1000的非能动安全系统
3 AP1000核电厂SSC’s安全分级（2/27）
3.2 术语定义
安全相关（Safety-Related）是一种适用于在设计基准事件
期间或在其后提供与安全有关功能的物项，同时适用于影响 安全相关物项的文件和使用
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。
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
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 AP1000核电厂SSC’s抗震分类 3 AP1000核电厂SSC’s安全分级 4 AP1000核电厂SSC’s检查要求 5 各法规、规范和标准之间比较 6 NRC审查结论 附录A AP1000抗震设计中相互作用的防护设计要点 附录B AP1000核电厂SSC’s安全分级举例
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。
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
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
在SSE期间抗震II类构筑物失效防止与抗震I类物项的相互作 用—减轻某个安全相关的SSC’s功能形成不可接受的水平， 或者可能造成主控室人员不能承受的伤害
ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ
2 AP1000核电厂SSC’s抗震分类（6/7）
2.3 定义 （2）抗震II类（C-II） 抗震II类SSC保证在SSE地震不会引起不可接受的构筑物
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》，
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 （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
△ 主要讲述AP1000核电厂SSC’s的抗震分类和安全分级 的 分类方法，以及它们对应的规范、标准
1 AP1000核电厂SSC分级目的与特点（2/2）
特点 △ 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
抗 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，
失效或者与抗震I类SSC’s相互作用。如果抗震II类流体 系统位于敏感设备附近，则要求其适当程度的压力边界 完整性 抗震II类仅适用于SSC’s的一部分，对设备具体要求仅 是它的支承能承受SSE地震 如环吊、装卸料机，以及主控室天花板上的SSC等
2 AP1000核电厂SSC’s抗震分类（7/7）
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