压水堆核电站设备分级

压水堆核电厂物项的安全分级一、基本概念1、物项分级的类别：安全等级、抗震类别、规范等级和质量保证等级(1)、安全等级：为了确保物项执行其相应的安全功能，要对各类物项进行安全分级；(2)、抗震类别：为了确保物项在发生地震时能执行其安全功能，要确定各类物项的抗震类别；(3)、规范等级：为了满足不同安全等级的物项执行其安全功能的要求；要确定各类物项的设计和建造的等级，即物项的规范等级(也称为设备等级)；(4)、质保等级：为了对执行不同安全功能的物项在设计和建造期间采取相应的质量保证措施，要确定各类物项的质量保证等级。

2、物项分级的步骤：首先确定物项的安全级，再确定物项的抗震类别，然后确定物项的规范等级，最后确定物项的质保等级。

3、物项分级的对象：承压机械设备、非承压机械设备、燃料组件、电气设备、构筑物。

4、物项分级的结果：核电厂设计者应对各种物项进行分级，并编制“核电厂物项分级清单”，该清单应覆盖核电厂的所有系统，并列出各主要部件和构筑物的安全等级、抗震类别、规范等级和质量保证等级。

二、安全等级的划分1、概述(1)、安全等级划分的依据--三项基本安全功能：反应性控制、余热排出和放射性物质包容。

▲反应性控制：“必须提供安全停堆手段，使反应堆在运行工况和事故工况以及事故工况后安全停堆，并使之保持在安全停堆状态”。

▲余热排出：“必须提供排出余热的手段，使停堆后(包括事故工况停堆后)从堆芯排出余热”。

▲放射性物质包容：“必须提供减少放射性物质释放的可能性的手段，并保证任何释放在运行工况期间低于规定限值，在事故工况期间低于可接受限值”。

(2)、安全级划分的单元--以系统或设备的最小单元作为安全分级的具体对象，可以是：▲一个组件，如燃料组件(安全级)。

▲一件设备，如柴油发电机(安全级)；稳压器波动管(安全1级)；换料水箱(安全2级)。

▲一件设备的某一部分，如主泵泵壳(安全1级)；主泵飞轮(安全3级)。

(3)、接口装置的安全等级--就高不就低原则(4)、安全等级划分的方法--确定论法或概率论法2、承压机械设备的安全分级(1)、概述承压机械设备指核电厂一回路系统或安全系统中用于包容流体的各种容器、贮罐、管道附件、热交换器、泵和阀门等物项。

压水堆核电厂主要物项分级依据1. 安全分级的基本依据：根据三项总的设计要求：①安全停堆②堆芯排出余热③减少放射性物质释放。

确保三项基本安全功能：①反应性控制②余热排出③放射性物质包容。

2. 抗震类别的确定：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而确定的。

3. 规范等级的确定：为满足不同安全等级的要求，根据设计建造规范（标准）对物项所规定的设计、建造等级。

在确定物项规范等级及相应的设计、建造要求时，除应考虑其安全等级，还要考虑物项的工作条件（压力、温度、载荷循环情况等）。

4. 质量保证等级：质量保证等级的高低首先要依靠安全等级，其次还要根据物项的设计、建造经验、工艺成熟性、运动部件多少、供货史、标准化程度等多种因素。

在此基础上将主要物项按等级分类统计列表分解介绍，作为核电物项采购控制把握的尺度。

压水堆核电厂一、二回路主要物项（构筑物、系统和部件）统计表备注：1、“适用的规范”栏中的“×”表示该设备的规范标准尚待制定；B篇、C篇、D篇、H篇、G篇和J篇系指GB/T 16702中的篇。

2、抗震类另一栏中的“NA”表示非核抗震类。

3、“适用的规范”栏中的参考资料a：美国动力管道国家标准（American National Standard for Power Piping, ANSI/ASME B31.1—1980. American Society of Mechanical Engineers, New York）b：如果事故时会危及安全壳，则其抗震类别应提高到抗震Ⅱ类。

复杂的主要设备部件的典型分解举例各种分级之间关系的对照1. 国标中的安全分级、抗震分类、规范分级和质量保证分级关系对照2. 与国外的分级对照。

9 核安全分级9.1 概述岭澳核电站二期工程的设计和制造主要根据“法国900MWe压水堆核电站系统设计和建造规则”（RCC-P，1991年第4版、1995年修订），“压水堆核岛机械设备设计建造规则”（RCC-M，2000年版和2002年补遗），对系统、设备和构筑物进行核安全分级、RCC-M规范分级和抗震分类。

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：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。

系统的核安全分级和RCC-M规范等级及分级的分界已在设计流程图上给出明确标记。

9.2 核安全分级应用的原则机械系统执行安全功能的设备和部件按照对安全的重要程度进行分级，安全功能主要包括下列内容：——反应堆停堆；——对堆芯或执行安全功能的其他系统进行冷却；——事故后防止放射性物质扩散。

9.2.1 承压设备的核安全分级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）。

9.2.1.1安全1级安全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；b)稳压器卸压管线直至（并包括）卸压装置（卸压阀和安全阀）。

压水堆核电厂物项的安全分级一、基本概念1、物项分级的类别：安全等级、抗震类别、规范等级和质量保证等级(1)、安全等级：为了确保物项执行其相应的安全功能，要对各类物项进行安全分级； (2)、抗震类别：为了确保物项在发生地震时能执行其安全功能，要确定各类物项的抗震类别；(3)、规范等级：为了满足不同安全等级的物项执行其安全功能的要求；要确定各类物项的设计和建造的等级，即物项的规范等级 (也称为设备等级 )；(4)、质保等级：为了对执行不同安全功能的物项在设计和建造期间采取相应的质量保证措施，要确定各类物项的质量保证等级。

2、物项分级的步骤：首先确定物项的安全级，再确定物项的抗震类别，然后确定物项的规范等级，最后确定物项的质保等级。

3、物项分级的对象：承压机械设备、非承压机械设备、燃料组件、电气设备、构筑物。

4、物项分级的结果：核电厂设计者应对各种物项进行分级，并编制“核电厂物项分级清单”，该清单应覆盖核电厂的所有系统，并列出各主要部件和构筑物的安全等级、抗震类别、规范等级和质量保证等级。

二、安全等级的划分1、概述(1)、安全等级划分的依据 --三项基本安全功能：反应性控制、余热排出和放射性物质包容。

▲ 反应性控制：“必须提供安全停堆手段，使反应堆在运行工况和事故工况以及事故工况后安全停堆，并使之保持在安全停堆状态”。

▲余热排出：“必须提供排出余热的手段，使停堆后 (包括事故工况停堆后 ) 从堆芯排出余热”。

▲ 放射性物质包容：“必须提供减少放射性物质释放的可能性的手段，并保证任何释放在运行工况期间低于规定限值，在事故工况期间低于可接受限值”。

(2)、安全级划分的单元 --以系统或设备的最小单元作为安全分级的具体对象，可以是：▲一个组件，如燃料组件 (安全级 )。

▲一件设备，如柴油发电机 (安全级 )；稳压器波动管 (安全 1 级)；换料水箱(安全 2 级)。

▲一件设备的某一部分，如主泵泵壳(安全 1 级)；主泵飞轮 (安全 3 级)。

CAP1400核电站物项分级体系简析
CAP1400核电站物项分级体系是中国自主研发的一种核电站设计方案，是中国核电技术的重要成果之一。

该分级体系旨在对核电站的物项进行全面分类，以便更好地管理和运维核电站。

CAP1400核电站物项分级体系主要分为四个层次：设备级、系统级、岛级和全厂级。

设备级是对核电站中的各种设备进行分类，包括原子堆、蒸汽发生器、主泵、冷却塔等。

这些设备是核电站运行的基础，对核电站的安全和性能有重要影响。

设备级的分类可以帮助对设备的采购、安装、调试和维护进行有效管理。

系统级是对核电站中的各种系统进行分类，包括安全系统、辅助系统、控制系统等。

系统级的分类可以帮助对系统的设计、布置、联锁和操作进行系统化管理，确保核电站的安全运行。

岛级是根据核电站的功能进行分类，包括岛内系统和岛外系统。

岛内系统包括原子堆系统、蒸汽系统、冷却系统等，主要负责核能的产生和转化；岛外系统包括辅助系统、供电系统、给水系统等，主要负责核电站的支持和辅助功能。

岛级分类可以更好地对核电站的功能进行划分和管理。

全厂级是对整个核电站进行整体管理和运维。

全厂级的分类可以帮助对核电站的运行模式、维护计划和安全管理进行统一规划，保证核电站的长期稳定运行。

CAP1400核电站物项分级体系的实施可以提高核电站的管理效率和运维水平，使核电站更加安全、可靠、高效。

这对于中国推进核电事业、保障能源安全具有重要意义。

该体系的设计还为其他国家的核电站管理提供了借鉴和参考的价值。

压水堆核二级容器1，压水堆核安全二级压力容器主要包括：安注箱、硼注入箱、容积控制箱、硼酸波动箱（缓冲罐）(这里是指CPR1000堆型，不适用于AP1000堆型)2，安注箱是RIS系统设施中中压安注部分的重要设备，英文名称为Safety Injection Tank (或者如东方电气那样，称之为蓄势器Accumulator)，其安全功能是在发生冷却剂丧失事故之后，当高压安注进行到一定程度，一旦主冷却剂系统的压力降低到安注箱启动压力时，在安注箱内的流量在其上方的氮气压力的作用下，会自动向主管道（或者直接向反应堆压力容器）注入（过去曾称为冷段安注），弥补和缓解LOCA的后果(尤其是出现大破口事故)。

其主要设计技术参数如下：安注箱为两端带有半球形封头的裙座支撑的立式圆筒形压力容器，其结构如图1。

主要由上封头、筒体、下封头、裙座、人孔（人孔座或人孔法兰及人孔盲板法兰）、接管等零部件焊接组成。

其主体材料为超低碳控氮奥氏体不锈钢00Cr19Ni11钢板。

安注箱尺寸：筒体为Ф3744×6597±5mm（不包括人孔座和盲板法兰在内），包括封头、裙座和底板在内的总高度为6600mm。

箱体上设有一个内径为Ф450mm 的人孔（人孔座和人孔盖都为不锈钢锻件）。

大亚湾核电厂的中压安注箱的设计温度40℃，设计压力4.235—4.27MPa，最大压力＜4.65 MPa，介质的正常硼酸浓度2000—2500ppm，容器容积47.7m3, 液体容积33.2m3，容器材料为奥氏体不锈钢或采用内壁堆焊奥氏体不锈钢耐腐蚀层的低合金钢。

岭澳1#、2#堆的六台安注箱,上封头壁厚40mm，箱体壁厚76mm，下封头壁厚47 mm，箱体内径3588mm，外径3740mm，总高度6600 mm，是核安全二级压力容器中典型的和难度较大（指容积、壁厚和压力）的承压设备。

是表征申请单位卷板、机加工、焊接和无损检验能力的典型设备。

岭澳核电厂1#、2#堆安注箱的简图如下：安注箱制造的主要工序包括：（1）上半球形封头的成型和组装（组焊）；上封头上两个吊耳的加工和焊接（2）筒体（Ф3744/3588×2598±5）的成型和组装（组焊）；筒体上Ф450mm人孔座锻件的采购、加工和组焊以及人孔盲板法兰锻件的采购与加工（3）下半球形封头的成型和组装（组焊），包括下封头上Ф247.7mm的接管锻件的加工和焊接以及R914弯管的制备及与接管的焊接；（4）奥氏体不锈钢内外表面的酸洗钝化处理；（5）支撑裙座的制备（卷板+焊接+与下封头的组焊）（6）容器水压试验等。

核电厂设备安全分级是为了确保核电厂设备的安全性和可靠性，以提供持续稳定的电力供应。

根据核电厂设备的重要性和安全性要求，通常将其分为三个等级：一级设备、二级设备和三级设备。

一级设备是核电厂中最关键、最重要的设备，对核电厂的安全运行起到决定性作用。

这些设备包括核反应堆、主冷却系统、燃料装卸设备等。

一级设备必须具备高度的安全性和可靠性，能够在各种异常工况和事故情况下保持稳定运行，并能够有效地防止核反应失控和事故的扩大。

一级设备通常采用多重防护和安全壳结构，配备有多种安全系统和设备，以确保其在意外情况下可靠运行。

二级设备是核电厂中次重要的设备，它们的功能是支持一级设备的正常运行，确保核电厂的安全性和可靠性。

这些设备包括主循环泵、辅助冷却系统、事故应对设备等。

二级设备的安全性和可靠性要求相对较低，但仍然需要能够在一些异常工况下正常运行，并能够向一级设备提供所需的支持和保障。

三级设备是核电厂中次要的设备，其功能是支持一级和二级设备的正常运行，并提供辅助服务和支持功能。

这些设备包括通风设备、电气设备、油系统设备等。

三级设备的安全性要求相对较低，但仍然需要能够在正常运行条件下提供所需的服务和支持。

为了确保核电厂设备的安全性和可靠性，对各个设备等级都有严格的设计、制造、安装和运行要求。

一级设备通常需要经过更加严格和详细的设计分析、安全评估和核准过程，采用更高的安全设计标准和技术，以确保其能够在各种极端情况下保持安全和可靠的运行。

二级和三级设备的设计和制造要求较低，但仍然需要符合相关的国家和行业标准，以确保其能够满足核电厂的安全性和可靠性要求。

此外，核电厂设备还需要定期进行检修和维护工作，以确保其在使用过程中的安全和可靠性。

检修和维护工作通常包括设备的日常巡检、定期检验、设备的大修和试验等。

这些工作需要按照相应的规程和要求进行，以保证设备在使用过程中的可靠运行和安全性。

总之，核电厂设备的安全分级是为了确保核电厂的安全运行和可靠供电，对设备的重要性和安全性进行排序和分类，根据不同的设备等级制定相应的设计、制造、安装和运行要求，定期进行检修和维护工作，以保证设备在使用过程中的安全和可靠性。

核电站质量等级和质保等级质量等级和质保等级是两个不同的概念，质量等级是根据物项或服务本身的安全重要性和质量特性而确定的，质保等级是根据物项或服务的安全重要性、复杂性、成熟性以及提供物项或服务的供方的经验水平、质量管理水平等提出的质量保证等级要求，简言之，质量等级是针对产品质量特性的，质保等级是针对管理体系的，质量等级是划分质保等级时需考虑的的一个方面。

一、质量等级RCC-P《法国压水堆核电站系统设计与建造规则及应用》第四节中4.1.1《机械设备的分级要求》提出了安全等级、设计等级与质量等级关系，900Mwe核电站的安全等级、设计等级和质量等级之间的对应关系如表1：表1：*：对于安全2级或3级的设备，应根据这些设备所经受的载荷（尤其是压力和温度）来确定质量等级。

前联邦德国的电站联盟（KWU）把压水堆流体包容部件划分为四个质量等级（K1，K2，K3和K4），基本上与IAEA安全导则50-SG-D1附录A的安全分级相对应，其他物项也划分质量等级，如：钢结构和支承件分为两个安全重要的质量等级S1和S2，与安全有关的起重运输部件的质量等级为H，与安全有关的空调和通风部件的质量等级为L，与安全有关的电气部件和测量与控制部件的质量等级为E1和E2。

各国划分质量等级的方法不完全相同，美国将物项分为A、B、C、D四个质量组，分别与安全等级和ASME规范等级相对应。

商用核电厂除确保安全外，还要求稳定和可靠地运行，因此电厂把安全功能和可用率两个重要因素一并考虑。

可用率通常是核电厂常规岛和配套设施的物项划分质量等级的重要依据。

如法国和英国曾根据物项出现失效或故障对核电厂可用率的影响，把常规岛和配套设施的物项划分为C1、C2、C3或无专门的质量等级。

二、质保等级核电厂的物项、服务和过程应与规定的质量要求相符合，以满足核电厂安全和可靠地运行的需要，这些质量要求体现在适用的规范、标准和技术规格书等技术文件中，但是如果单位的管理工作和组织结构不完善，则物项、服务和过程的质量就难以保证满足规定的要求，因此必须实施“有效的管理”，以从管理角度来保证或促成物项、服务和过程满足规定的要求。

核电质保分级核电质保分级首先要区分QA级与核安全级别。

QA是质保级别，而核安全级别是核安全设备的设计级别。

核安全级别分1级、2级、3级，一般由设计院在设备规格书中明确，质保级别是根据设备的核安全级别进行质保控制时制定，一般是1级设备用QA1进行控制，2级设备用QA2进行控制，3级设备用QA3进行控制；重要的2级设备需用QA1进行控制，同样重要的3级设备用QA2进行控制。

具体分级建议大家查阅一个EJ标准，具体编号我忘了，标准名字大概叫《压水堆物项质量分级》（大概名字，记不太清楚了），QA1和核安全级别，并没有直接的关联，阀、泵类的等级会有所提高，QA 等级不仅要考虑到设备的安全性，还要考虑标准化水平，工艺水平等等综合因素，具体分类请大家查标准。

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谢谢2、质量保证等级划分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：a. 制造工作的经验和物项制造的成熟发生；b. 承制物项或相关服务的复杂程度；c. 承制物项或相关服务的质量史、标准化程度以及经济性。

综合上述因素进行划分和选择质量保证等级。

目前就分级方面的资料介绍，尚无可供直接采用的国际或国内的标准、法规或导则，但我国的现有核电厂一般将质量保证级别划分为三级，即质量保证一级（QA1）、质量保证二级（QA2）和质量保证三级（QA3）。

3、质量保证等级划分的方法此处介绍的方法是IAEA技术报告328号《质量保证分级手册》（即HAFJ0045《质量保证分级手册》）推荐的方法，大家可参照使用，该方法包括八个步骤，分述如下：a. 将核电厂分成若干个主要系统；b. 确定每一主要系统的具体物项或服务；c. 对被确定的物项或服务的复杂性、成熟性，在安全和运行上的重要性作出考虑、评价和分类。

9 核安全分级9。

1 概述岭澳核电站二期工程的设计和制造主要根据“法国900MWe压水堆核电站系统设计和建造规则"（RCC—P，1991年第4版、1995年修订）,“压水堆核岛机械设备设计建造规则"（RCC—M，2000年版和2002年补遗），对系统、设备和构筑物进行核安全分级、RCC —M规范分级和抗震分类。

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：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。

系统的核安全分级和RCC—M规范等级及分级的分界已在设计流程图上给出明确标记。

9.2 核安全分级应用的原则机械系统执行安全功能的设备和部件按照对安全的重要程度进行分级，安全功能主要包括下列内容:-—反应堆停堆;——对堆芯或执行安全功能的其他系统进行冷却；——事故后防止放射性物质扩散。

9。

2。

1 承压设备的核安全分级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）。

9.2.1.1安全1级安全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；b)稳压器卸压管线直至(并包括)卸压装置（卸压阀和安全阀）。

核电厂设备安全分级通常根据设备在核电厂中的安全重要性和贡献程度进行划分。

下面将详细介绍核电厂设备安全分级的相关内容。

核电厂设备安全分级的基本原则是根据设备对核电厂安全的影响和贡献程度进行划分，将设备划分为安全关键设备、重要设备和一般设备三个等级。

安全关键设备是指在核电厂事故前后、特别是核电厂事故发生后一段时间内，能够对核电厂事故过程和事故后果发挥重要作用的设备。

重要设备是指在核电厂正常运行期间对核电厂运行安全和经济性发挥重要作用的设备。

一般设备是指对核电厂运行安全和经济性的影响较小的设备。

首先，安全关键设备是核电厂设备安全分级中最高级别的设备。

它们通常是控制和保护核反应堆的关键设备，如核反应堆压力容器、核燃料、控制棒、冷却剂系统、紧急冷却系统等。

这些设备的正常运行对核电厂的安全至关重要，一旦发生故障或事故，可能会导致核反应堆失去控制，产生严重的后果。

因此，安全关键设备在设计、制造、安装、检修和保养等方面都有非常严格的要求和规定。

此外，安全关键设备通常还有多重防线和完善的控制和监控系统，以确保其可靠性和安全性。

其次，重要设备是核电厂设备安全分级中的次级设备。

它们主要包括各种辅助设备和支持设备，如泵、风机、发电机、变压器、控制系统、安全系统等。

这些设备的正常运行对核电厂的正常运行、经济性和自动化程度起到重要作用。

一旦发生故障或事故，可能会导致核电厂停机、损失产能，甚至引发其他设备的故障。

因此，重要设备也需要符合一定的安全要求和标准，同时需要有完善的检修和保养计划，以确保其可靠性和安全性。

最后，一般设备是核电厂设备安全分级中的最低级别的设备。

它们通常是提供一些非核心功能的设备，如办公设备、照明设备、通信设备、管道系统等。

这些设备对核电厂的运行和安全性影响相对较小，但仍然需要符合一定的安全要求和标准，以确保不会对核电厂的运行带来不良影响。

在核电厂设备安全分级中，不同等级的设备在设计、制造、安装、检修和保养等方面都有不同的要求和标准。