核电厂设备安全分级

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。

安全一级设备选用的设计等级为一级，质量为A组。美国联邦法规

规定，必须按实际可能的最高质量标准来设计、制造、安装及试验。

具体地说应符合美国机械工程师协会（ASME）规范第Ⅲ篇（核动力装置部件）第一分册中关于一级设备的规定。

安全二级

主要指反应堆冷却剂系统承压边界内不属于安全一级的各种部件，以及为执行所有事故工况下停堆、维持堆芯冷却剂总量和排出堆芯热量及限制放射性物质向外释放的各种部件。例如如下一些部件：

反应堆冷却剂系统承压边界部件中非核一级设备和部件：余热排除系统、安全注入系统及安全壳喷淋系统等。

构成反应堆安全壳屏障的设备和部件：安全壳及隔离贯穿反应堆厂房的流体系统的阀门和部件，二回路系统直至反应堆厂房外第一个隔离阀的部分，安全壳内氢气控制监测系统及堆芯测量系统的设备和部件。

安全三级

主要指下述一些系统的设备：

为控制反应性提供硼酸的系统；

辅助给水系统；

设备冷却水系统；

乏燃料池冷却系统；

应急动力的辅助系统；

为安全系统提供支持性功能的设施（例如燃料、压缩空气、液压动力、润滑剂等系统设施）；

空气和冷却剂净化系统；

放射性废物贮存和处理系统。

安全四级

核岛中不属于安全一、二、三级的设备为非核安全等级。但非核安全级的设备设计制造应按非核规范和标准中较高的要求执行，必要时，还应附加与安全的重要性相适应的补充设计要求。

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高的安全等级。

抗震分类

在设计上要满足承受一定地震载荷要求的机械设备和电气设备，被定义为抗震设备。

我国的核安全法规将抗震类别分为三类，即抗震I类、抗震II类和非抗震类（NA）。

抗震I类指的是核电厂中损坏会直接或间接造成事故工况、用来实施停堆或维持安全停堆并排除余热的构筑物、系统和设备。抗震I 类设备包括安全一级、二级、三级和LS级及1E级的电气设备。

所有与安全有关的厂房和土建构筑物都是抗震I类的，在设计上要满足能承受安全停堆地震载荷的要求。其它部件和设备也可按其对安全的重要程度所需抗震能力来校核。

抗震I类表明设备的设计要满足能承受安全停堆地震（SSE）引起的载荷要求。安全停堆地震是在分析核电厂所在区域和厂区的地质和地震条件，分析当地地表下物质的特性的基础上所确定的可能发生的最大地震。安全停堆地震通常取当地历史上发生过的最大地震再加上一个适当的安全裕量后确定的。

抗震Ⅱ类表明设备的设计要满足能承受运行基准地震（OBE）引起的载荷要求。