2019精品核安全级设备的抗震鉴定化学
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核动力厂抗震设计与鉴定
1.2.3 本导则适用于新建核动力厂的设计与建造，通常不用 于对已建核动力厂的重新评价。本导则不适用于已建核动力厂的 抗震设计裕度评价。
1.2.4 本导则也可用于其他类型核动力厂的设计，但应根据 反应堆类型及其特殊的安全要求，采用工程判断的方法评价其适 用性。
—5—
核动力厂内部危险（火灾和爆炸除外）的防护设计
（3）应适当地保护被危及的抗震Ⅰ类或抗震Ⅱ类物项，以 免其功能受到与此类物项相互作用的危害。
2.3.12 第 2.3.10 节所述物项应按照核应用实践进行设计、 安装和维修。但是，在第 2.3.11 节（2）中，当认为其与抗震Ⅰ 类或抗震Ⅱ类物项发生相互作用的频率非常低时，可以适当降低 安全裕度。
2.3.13 对物项的抗震分类，应以清楚地了解为保证安全在 地震期间或地震后对其功能的要求为基础。根据不同的安全功
2.3.6 核动力厂抗震Ⅰ类物项的设计、安装与维修应符合严 格的实践，即应高于常规风险的设施所采用的安全裕度。对于任 何抗震Ⅰ类的物项，应按照安全功能要求确定适当的验收准则3 （如表明功能性、密封性或最大变形的设计参数）。但是在某些 情况下，如果详细评价其对核动力厂安全功能的影响，对于包含 SL-2 的荷载组合，实体屏障的验收准则可以适当降低。
1.1.2 附件Ⅰ与正文具有同等效力。 1.2 范围
1.2.1 本导则适用于符合核动力厂地震危险性评价相关导 则排除准则的陆上固定式水冷反应堆核动力厂的设计，以抵御场 址特定地震。本导则不涉及地震动的强度或核动力厂各物项的风 险度。
1.2.2 当采用简化程序进行设计和验证时，应证明这些程序 对于实现安全目标的适宜性，并从安全的角度进行恰当的评价。
2.3.11 作为地震后果，根据分析、试验或经验，预计会发 生某些相互作用，并且会危及抗震Ⅰ类或抗震Ⅱ类物项的功能 （包括操作行动）时，应采取下述措施之一：
1.2.4 本导则也可用于其他类型核动力厂的设计，但应根据 反应堆类型及其特殊的安全要求，采用工程判断的方法评价其适 用性。
—5—
核动力厂内部危险（火灾和爆炸除外）的防护设计
（3）应适当地保护被危及的抗震Ⅰ类或抗震Ⅱ类物项，以 免其功能受到与此类物项相互作用的危害。
2.3.12 第 2.3.10 节所述物项应按照核应用实践进行设计、 安装和维修。但是，在第 2.3.11 节（2）中，当认为其与抗震Ⅰ 类或抗震Ⅱ类物项发生相互作用的频率非常低时，可以适当降低 安全裕度。
2.3.13 对物项的抗震分类，应以清楚地了解为保证安全在 地震期间或地震后对其功能的要求为基础。根据不同的安全功
2.3.6 核动力厂抗震Ⅰ类物项的设计、安装与维修应符合严 格的实践，即应高于常规风险的设施所采用的安全裕度。对于任 何抗震Ⅰ类的物项，应按照安全功能要求确定适当的验收准则3 （如表明功能性、密封性或最大变形的设计参数）。但是在某些 情况下，如果详细评价其对核动力厂安全功能的影响，对于包含 SL-2 的荷载组合，实体屏障的验收准则可以适当降低。
1.1.2 附件Ⅰ与正文具有同等效力。 1.2 范围
1.2.1 本导则适用于符合核动力厂地震危险性评价相关导 则排除准则的陆上固定式水冷反应堆核动力厂的设计，以抵御场 址特定地震。本导则不涉及地震动的强度或核动力厂各物项的风 险度。
1.2.2 当采用简化程序进行设计和验证时，应证明这些程序 对于实现安全目标的适宜性，并从安全的角度进行恰当的评价。
2.3.11 作为地震后果，根据分析、试验或经验，预计会发 生某些相互作用，并且会危及抗震Ⅰ类或抗震Ⅱ类物项的功能 （包括操作行动）时，应采取下述措施之一：
核电抗震研究综述
第一章核电设备抗震设防及次生灾害1.1核电抗震设备分类1.1.1安全等级核电设备的安全等级可分为四级，即安全一级、安全二级、安全三级和安全四级。
（1）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。
（2）安全二级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：1）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。
2）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。
（3）安全三级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。
（4）安全四级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。
国家核安全局关于颁发2019年第一批民用核安全设备无损检验人员资格证书的通知
国家核安全局关于颁发2019年第一批民用核安全设备无损检验人员资格证书的通知
文章属性
•【制定机关】国家核安全局
•【公布日期】2019.04.29
•【文号】国核安发〔2019〕113号
•【施行日期】2019.04.29
•【效力等级】部门规范性文件
•【时效性】现行有效
•【主题分类】核与辐射安全管理
正文
关于颁发2019年第一批民用核安全设备无损检验人员资格证
书的通知
国核安发〔2019〕113号各聘用单位：
根据《民用核安全设备监督管理条例》和《民用核安全设备无损检验人员资格管理规定》（HAF602），我局对国核电站运行服务技术有限公司上报的民用核安全设备无损检验人员资格考试合格人员相关材料进行了审查，认为鞍钢重型机械有限责任公司等69家聘用单位的311名无损检验人员符合相关要求，批准颁发民用核安全设备无损检验人员资格证书（基本信息见附件），共计392项合格项目。
民用核安全设备无损检验人员聘用单位应加强对本单位无损检验人员的管理，保证其在资格证书限定的范围内进行有效的无损检验活动；无损检验人员应严格按照操作规程进行民用核安全设备无损检验活动。
民用核安全设备无损检验人员聘用单位和无损检验人员对无损检验结果报告负责。
特此通知。
附件：民用核安全设备无损检验人员资格证书基本信息表
国家核安全局
2019年4月29日。
中国核级设备的设备鉴定
2．特定的标准和规范，这是对特定设备的 鉴定制订的行业标准，分别参照IEEE382 （阀门电动头），IEEE387（应急柴油发电 机组），IEEE535（蓄电池），IEEE649 （电机控制中心），IEEE650（充电器，逆 变器），IEEE-383（电缆），IEEE-334 （电动机），IEEE-317（电气贯穿件）。这 些是对特定设备而言的环境鉴定方法。
鉴定实验室的概况
1．国内地震模拟振动台
振动台共有七台，即：水电部水利科学院抗震 试验台（5×5）、同济大学防震减灾抗震实验室抗 震台（4×4）、中国核动力院大型振动台（6×6）、 中国核动力院小型振动台（2×2）、南京河海大学 抗震台（2.8×2）、哈尔滨工程力学所振动台 （5×5）和中国建科院抗震台（6×6）。其中中国 核动力院大型振动台最大载荷为60顿，6个自由度， 128个测量通道，150KHz高速数据采集系统。
IEEE-117 IEEE-275 “电机老化试验标准”
IEEE-101
迄今为止，我国在抗震鉴定试验方面
对核级设备，包括：阀门、泵、风机、仪 控电机柜、仪表变逆器、开关、电源、蓄 电池组和堆本体结构控制棒驱动线 （CRDM channel line）作了300多（台） 次抗震试验，取得了宝贵的抗震特性数据， 为核电设备的安全提供了保障。在老化试 验方面，有多个老化实验室进行老化试验， 包括热老化、机械振动老化、辐照老化和 运行老化。
HAF-J0053规定，一个安全级设备的样机， 包括安全等级能动设备和1E级仪控电设备，必 须进行抗震试验。抗震试验前必须进行老化试 验。对于环境敏感的1E级设备和机械设备的密 封、填料等材料也要进行老化试验。如果是在 安全壳内，在抗震试验后还要进行DBA环境试 验（目前还提出严重事故环境要求）。这个规 定说明只有通过了这一系列试验，才能够说这 些设备能够经受设备寿期内各种工况考验（正 常和事故），才能达到核安全级设备的寿命使 用要求，才能称之为核级设备。
目前我国百万千瓦压水堆核级设备鉴定试验工作中急需要解决的项目和相关装备资料
目前我国核级设备鉴定试验工作中需要解决的问题和相关装备核安全设备的设备鉴定可以采用分析、试验和分析加试验等三种方法进行。
其中能动的机械设备（如泵、阀门、风机等）和核安全级电气设备样机在第一次鉴定时，则需要通过试验方法进行鉴定。
鉴定试验主要是抗震试验、老化试验（热老化、辐照老化、机械振动老化和运行老化）、电磁抗干扰度试验（EMC）和LOCA 事故试验。
我国的鉴定试验和鉴定实验室已有了长足发展。
但由于没有形成系统的规划，因此有不少的缺项。
对比百万千瓦级压水堆核电站要求和AP1000CAP1400）的要求仍有相当大的差距。
以下分别列出核安全设备在设备鉴定中必须应进行、而国内尚不具备试验能力的项目和试验装备：1、核安全级阀门：核级阀门的鉴定试验共有7项。
目前国内对小型阀门均可完成这些试验，但对大中型阀门，尚有以下3项试验内容不能进行：1）大中型截止阀、隔离阀的流量阻断试验；2）大中型止回阀的逆流试验、动作寿命试验，全开状态流量试验；3）大中型安全泄压阀的热冲击试验、热态动作性能试验和热态排放试验。
对于前两个试验，目前的高温高压试验回路的管径偏小（小于150mm），且流量也偏小（80m3/h左右）。
因此，对于口径大于150mm以上（特别是DN250 以上）的阀门尚不能进行试验。
这些试验，特别是流量阻断试验，目前的解决方案可采用成都核动力院实验室现有回路进行改造。
作为初步解决方案（见附录1），第二步则新建大回路。
对于安全阀、泄压阀的排放试验，目前只有合肥通用所的冷态试验回路，且流量也不够大。
国内尚没有热态试验回路，这也阻碍了这类阀门的研制和发展。
核动力院拟对现有热工回路进行较大规模改造，建立高温高压流体排放装置，解决此问题，同时可以作大阀门的流体阻断试验（附录3）。
对于热冲击试验，要求瞬态温度变化为206℃/10秒，目前还不具备这一回路，要求新建。
2、核安全级水泵国内对于二级泵（如安注泵、安喷泵）有以下鉴定试验需要作：1）热冲击试验2）固体颗粒试验沈阳鼓风机厂在国家的支持下已建立两个试验回路，可满足鉴定试验要求。
核安全级设备的抗震鉴定
五、 核电厂抗震鉴定的发展和现状
地震工程是一门范畴十分宽广的几个方面相互关联的学科。在 国际反应堆结构力学领域内，核电厂地震反应分析占有显著地位。
在60年代核电厂的开创阶段中，抗震问题一开始就受到了应有 重视。当时抗震工作基本上沿用了一般的建筑抗震规范，停留在静 力分析阶段。在60年代中期开始采用反应谱进行动力分析，但仅 限于1级部件，总的抗震费用不到总投资的1%。值得提到的是我国 在60年代初期已对反应堆的抗震开展了设计研究工作。
四、核电厂抗震鉴定的重要意义
因此在核电厂的设计和建造中必须重视抗震鉴定工作。美国规 定任何核电厂都要考虑抗地震问题，即使是地震危险性很小的 地区也至少应该按0.1g进行设计。世界上主要核国家先后建立 了一整套有关抗震鉴定的法规、导则和规范，从而为核电厂的 抗震安全性提供了保证。如核电厂采用的是HAF0102和IAEA安 全导则NO.NS-G-1.6“核动力厂抗震设计与鉴定”，对核动力厂 以外的核设施，如研究堆，前处理厂，后处理厂则采用 TECDOC1347“除核动力厂之外的其它核设施设计中对外部事 件（以地震为主）的考虑”。
2 m
可见振子自由振动的固有频率仅决定于系统的本身的物理性质：质量m 和刚度k。而与由初始条件决定的振幅无关，只要系统的m和刚度k一
旦 确定，固有频率就是一定值。
九、楼层反应谱（续）
再介绍楼层反应谱的概念： 当一结构受到地震作用时，结构上各点的位移、速度和加速度（统称为反应）随时 间变化，但从设计观点来说，重要的是反应的最大值。该反应是阻尼和固有频率的函 数，这就是反应谱。图3形象地说明了反应谱的概念。由图3可见，在一个振动台上， 并排放置一组阻尼比为常数ξ，而固有周期（频率的倒数）不同的振子（即单质点 系）。当输入一地震加速度时，各质点随振动台摇动，表现出对输入加速度的反应。 将各质点的加速度反应测出来，并取其最大值，绘出各振子反应的最大值与固有频率 之间的函数关系，就得出了反应谱图。反应谱就是一组不同自振频率（周期）的单自 由度振子对地面（楼面）运动的最大反应的反应曲线。响应谱表示了加速度与频率 （周期的倒数）之间的关系。对于不同阻尼比ξ，可得到不同的反应谱图，见图4。由 图4可见，阻尼比ξ越小，加速度反应越大；固有频率f越小（周期T越大），加速度反 应越大。
核设备抗震鉴定试验中的功率谱密度问题
中 ，针 对 “ 外 部 自然 事 件 的 影 响 ” 的鉴 定 主 要 就 是抗 震 鉴定 。 关 于 抗震 鉴 定 ，国家 核安 全 局 还发 布 了核 安 全
定 。一 般来 说 ，对 于 能 动 （ 即通 过 机 械 运 动 实 现 其 安 全 功 能 ） 的机 械设 备 和 １ Ｅ级 电气 设 备 ，在 第
求反应谱 计算功率谱 密度却不具有结果 的唯一性 ，
采 用不 同 的方 法 或准 则 ，可 以得 到不 同 的结 果 。
在 核安 全 审评 实 践 中 ，审评 人 员 收 到核 电厂 营
运 单位 提 交 的某 工 程某 控 制柜 抗震 试 验 时所 使 用 的 人 工 地震 震 动 时 程 （ 见图 １ ） 、其 反 应 谱 与 要 求 反 应谱的比较 （ 见封 二 图 ２ ） 以及 其 功 率 谱 密 度 与
速 度 时程 计 算 出的在 频 率 ０ ． ３ Ｈ ｚ 至２ ４ Ｈｚ范 围 内的 功 率 谱 密 度 （ Ｐ Ｓ Ｄ） 曲 线 必 须 包络 由要 求反 应 谱 计 算 出的 对 应频 率 范 围 的功 率谱 密度 ８ ０ ％ 的 曲线 ” 。但 如何 根 据 “ 要 求 反 应谱 ” 推 导 出具有 合 理 保 守性 的可 接 受 的 “ 功 率谱 密度 ” 是 至今 尚未 解 决 的 问题 ，这 给 核 安 全 监 管 工作 带 来 很 大 困 惑 。本 文 首先从 编 制 《 指 南》 的 主 要 参 考 蓝 本 入 手 ，分 析 了功 率 谱 密度 要 求 的 意 义 及 必要 性 ； 然后 从反 应 谱 和 功 率谱 密度 的定 义 和 计 算 方 法 着 手 ，结 合 “ 合 理 保 守性 ” 的监 管原 则 ，探 讨 从
２ ０ １ ３ 年第 １ 期
定 。一 般来 说 ，对 于 能 动 （ 即通 过 机 械 运 动 实 现 其 安 全 功 能 ） 的机 械设 备 和 １ Ｅ级 电气 设 备 ，在 第
求反应谱 计算功率谱 密度却不具有结果 的唯一性 ，
采 用不 同 的方 法 或准 则 ，可 以得 到不 同 的结 果 。
在 核安 全 审评 实 践 中 ，审评 人 员 收 到核 电厂 营
运 单位 提 交 的某 工 程某 控 制柜 抗震 试 验 时所 使 用 的 人 工 地震 震 动 时 程 （ 见图 １ ） 、其 反 应 谱 与 要 求 反 应谱的比较 （ 见封 二 图 ２ ） 以及 其 功 率 谱 密 度 与
速 度 时程 计 算 出的在 频 率 ０ ． ３ Ｈ ｚ 至２ ４ Ｈｚ范 围 内的 功 率 谱 密 度 （ Ｐ Ｓ Ｄ） 曲 线 必 须 包络 由要 求反 应 谱 计 算 出的 对 应频 率 范 围 的功 率谱 密度 ８ ０ ％ 的 曲线 ” 。但 如何 根 据 “ 要 求 反 应谱 ” 推 导 出具有 合 理 保 守性 的可 接 受 的 “ 功 率谱 密度 ” 是 至今 尚未 解 决 的 问题 ，这 给 核 安 全 监 管 工作 带 来 很 大 困 惑 。本 文 首先从 编 制 《 指 南》 的 主 要 参 考 蓝 本 入 手 ，分 析 了功 率 谱 密度 要 求 的 意 义 及 必要 性 ； 然后 从反 应 谱 和 功 率谱 密度 的定 义 和 计 算 方 法 着 手 ，结 合 “ 合 理 保 守性 ” 的监 管原 则 ，探 讨 从
２ ０ １ ３ 年第 １ 期
核安全工程师培训材料专业实务
36
5. 系统旳压力试验
系统压力试验旳目旳不同，系统压力试验旳压力就会 明显不同。
试验温度取压力容器旳RTNDT，再加上30℃。
因为法国和美国有关水压试验旳要求不完全一致，因 而在要求旳水压试验压力方面有差别，这是二个不同 规范体系旳差别。在详细应用规范时，尤其是选择水 压试验压力时，应充分考虑到规范体系旳差别，考虑 到规范体系本身旳自洽性，不要混用规范，破坏了规 范体系本身旳完整性。
运营开始前旳役前检验，目旳是为了建立设备或 部件在初试状态下旳数据。所以，人们称役前检 查为在役检验旳“起始零点”。在核设施投入正常 运营之后旳在役检验时，每次在役检验旳成果都 有必要与起始零点数据进行比较，核查是否在运营 中产生了新旳役致开裂、制造和安装阶段产生旳可 接受缺陷是否在运营中扩展、先前在役检验发觉旳 缺陷旳扩展趋势是否能够接受。役前检验是十分重 要旳，是在役检验旳基础，因而是核设施运营安全 旳基础。
24
三． 核级设备设计旳基本核安全要求
1.在核设施（涉及核电厂）服役旳核级设备与部件在核设 施旳全寿期内能够承受运营状态（涉及∶正常运营和 估计运营事件）和事故状态旳设计基准事故工况下， 多种稳态和瞬态旳荷载，并保持其设备与部件压力边 界旳构造完整性；
构造完整性∶对于设备旳承压部件而言，是指对承压部 件旳压力边界在不同荷载作用下其变形特征旳限制， 例如∶发生弹性变形、部件构造不连续旳区域中大旳 塑性变形或部件构造旳整体塑性变形（其成果会使部 件丧失尺寸旳稳定性），不允许出现部件压力边界旳 破裂。
3）“可替代旳”多种设计方案旳比较：在设计过
程
中用以比较多种“可替代旳”设计方案，为决
策
16
提供参照。
（3）评价核动力厂旳安全水平以帮助核动力厂运营： 1）评估核动力厂旳技术规格书等 2）为维修、试验和检验等活动拟定合理旳顺序 3）评估运营经验 4）事故管理
5. 系统旳压力试验
系统压力试验旳目旳不同，系统压力试验旳压力就会 明显不同。
试验温度取压力容器旳RTNDT，再加上30℃。
因为法国和美国有关水压试验旳要求不完全一致，因 而在要求旳水压试验压力方面有差别，这是二个不同 规范体系旳差别。在详细应用规范时，尤其是选择水 压试验压力时，应充分考虑到规范体系旳差别，考虑 到规范体系本身旳自洽性，不要混用规范，破坏了规 范体系本身旳完整性。
运营开始前旳役前检验，目旳是为了建立设备或 部件在初试状态下旳数据。所以，人们称役前检 查为在役检验旳“起始零点”。在核设施投入正常 运营之后旳在役检验时，每次在役检验旳成果都 有必要与起始零点数据进行比较，核查是否在运营 中产生了新旳役致开裂、制造和安装阶段产生旳可 接受缺陷是否在运营中扩展、先前在役检验发觉旳 缺陷旳扩展趋势是否能够接受。役前检验是十分重 要旳，是在役检验旳基础，因而是核设施运营安全 旳基础。
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三． 核级设备设计旳基本核安全要求
1.在核设施（涉及核电厂）服役旳核级设备与部件在核设 施旳全寿期内能够承受运营状态（涉及∶正常运营和 估计运营事件）和事故状态旳设计基准事故工况下， 多种稳态和瞬态旳荷载，并保持其设备与部件压力边 界旳构造完整性；
构造完整性∶对于设备旳承压部件而言，是指对承压部 件旳压力边界在不同荷载作用下其变形特征旳限制， 例如∶发生弹性变形、部件构造不连续旳区域中大旳 塑性变形或部件构造旳整体塑性变形（其成果会使部 件丧失尺寸旳稳定性），不允许出现部件压力边界旳 破裂。
3）“可替代旳”多种设计方案旳比较：在设计过
程
中用以比较多种“可替代旳”设计方案，为决
策
16
提供参照。
（3）评价核动力厂旳安全水平以帮助核动力厂运营： 1）评估核动力厂旳技术规格书等 2）为维修、试验和检验等活动拟定合理旳顺序 3）评估运营经验 4）事故管理
核安全设备等级
r safety classification
有不同的规定要求。环境鉴定一般分4个等级:①用以 证明安装在安全壳内部的电气和仪表设备，.在正常工 况、地及载荷、事故期间或之后的状态下，能完成它的 规定功能的;②用以证明安装在安全壳内部的电气和 仪表设备，在正常工况和地展载荷下，能完成它的规定 功能的;③用以证明安装在安全壳外面的电气和仪表 设备，在正常工况和地屁载荷下，能完成它的规定功能 的.④用以证明在正常工况下，能完成它的规定功能 的。 heonquon dengjl 核安全等级(nuelear safety elassifieation) 按核电厂的构筑物、系统和部件是否执行安全功能 及此种功能的重要性而划分的等级。凡执行安全功能 的物项均属核安全级。不执行安全功能的则属非核安 全级.对于机械设备，安全级又分为4级，安全1级对 安全的重要性最大，2、3、4级的重要性依次递减。对 电气和仪表设备，安全级又称IE级，在安全级中不再 分级。对于各种安全级设备，在设计、制造、试验和检 查等方面都有特定的要求，还要求规定相应的设计和 制造规范等级、质1保证等级、抗展分类和环境鉴定等 级.确定设备的安全等级，对核电厂的安全性和经济性 有重要影响，降低等级会影响核电厂的安全性，不适当 的提高等级会增加核电厂的造价。在一座压水堆核电 厂的设备中.核安全级的台件数约占总台件数的 4。写，而一件设备由非安全级改为安全级，造价上可能 提高数倍，由此可看到恰当的分级的重要意义。 安全功能核电厂设计要求在任何情况下确保 反应堆安全停堆，从堆芯排出热量，并限制预计运行事 件和事故工况后果.为达到这些设计要求所必须的功 能称安全功能。安全功能可分列出多条，核电厂内安全 级的构筑物、系统和部件应能完成所有的安全功能，从 而达到安全设计要求。 设计和制造规范等级构筑物、系统和部件，根 据不同的安全等级，在设计、制造、检查、鉴定等方面 的分级要求，它一般是与安全等级相对应的.但是有的 设备根据情况需要提高设计和制造规范等级。 质t保证等级质t保证等级与安全等级及设 计和制造规范等级有关，一般分为质t保证l级、2级 和非质量保证级。安全1级的设备，质t保证必须是l 级的;安全2级和3级的设备，质t保证一般是2级 的，也有很多是1级的。甚至有的非安全级设备的质t 保证也是1级的。质量保证等级不只是体现对安全有 关设备的要求，更重要的是体现纵深防御原则的第一 层，即防止故障发生。不同的质t保证等级的要求，体 现在质量保证大纲和质量保证程序的内容和深度上. 抗震分类根据安全等级将对构筑物、系统和部 件的抗震设计要求分类，一般分为两类，即抗展1类和 抗展2类(非抗展类)。属抗展1类的构筑物、系统和 部件应能承受厂址可能发生的最大地震，即安全停堆 地展(safety shutdown earthquake)，在地展时及地展 后仍能保持它的完整性或可运行性。抗展2类物项则 按常规抗展设计。 环境鉴定等级安全有关的电气和仪表设备，须 根据它所处的位置可能出现的环境条件，鉴定它的可 运行性。不同的环境鉴定等级，在鉴定的条件和方法上
有不同的规定要求。环境鉴定一般分4个等级:①用以 证明安装在安全壳内部的电气和仪表设备，.在正常工 况、地及载荷、事故期间或之后的状态下，能完成它的 规定功能的;②用以证明安装在安全壳内部的电气和 仪表设备，在正常工况和地展载荷下，能完成它的规定 功能的;③用以证明安装在安全壳外面的电气和仪表 设备，在正常工况和地屁载荷下，能完成它的规定功能 的.④用以证明在正常工况下，能完成它的规定功能 的。 heonquon dengjl 核安全等级(nuelear safety elassifieation) 按核电厂的构筑物、系统和部件是否执行安全功能 及此种功能的重要性而划分的等级。凡执行安全功能 的物项均属核安全级。不执行安全功能的则属非核安 全级.对于机械设备，安全级又分为4级，安全1级对 安全的重要性最大，2、3、4级的重要性依次递减。对 电气和仪表设备，安全级又称IE级，在安全级中不再 分级。对于各种安全级设备，在设计、制造、试验和检 查等方面都有特定的要求，还要求规定相应的设计和 制造规范等级、质1保证等级、抗展分类和环境鉴定等 级.确定设备的安全等级，对核电厂的安全性和经济性 有重要影响，降低等级会影响核电厂的安全性，不适当 的提高等级会增加核电厂的造价。在一座压水堆核电 厂的设备中.核安全级的台件数约占总台件数的 4。写，而一件设备由非安全级改为安全级，造价上可能 提高数倍，由此可看到恰当的分级的重要意义。 安全功能核电厂设计要求在任何情况下确保 反应堆安全停堆，从堆芯排出热量，并限制预计运行事 件和事故工况后果.为达到这些设计要求所必须的功 能称安全功能。安全功能可分列出多条，核电厂内安全 级的构筑物、系统和部件应能完成所有的安全功能，从 而达到安全设计要求。 设计和制造规范等级构筑物、系统和部件，根 据不同的安全等级，在设计、制造、检查、鉴定等方面 的分级要求，它一般是与安全等级相对应的.但是有的 设备根据情况需要提高设计和制造规范等级。 质t保证等级质t保证等级与安全等级及设 计和制造规范等级有关，一般分为质t保证l级、2级 和非质量保证级。安全1级的设备，质t保证必须是l 级的;安全2级和3级的设备，质t保证一般是2级 的，也有很多是1级的。甚至有的非安全级设备的质t 保证也是1级的。质量保证等级不只是体现对安全有 关设备的要求，更重要的是体现纵深防御原则的第一 层，即防止故障发生。不同的质t保证等级的要求，体 现在质量保证大纲和质量保证程序的内容和深度上. 抗震分类根据安全等级将对构筑物、系统和部 件的抗震设计要求分类，一般分为两类，即抗展1类和 抗展2类(非抗展类)。属抗展1类的构筑物、系统和 部件应能承受厂址可能发生的最大地震，即安全停堆 地展(safety shutdown earthquake)，在地展时及地展 后仍能保持它的完整性或可运行性。抗展2类物项则 按常规抗展设计。 环境鉴定等级安全有关的电气和仪表设备，须 根据它所处的位置可能出现的环境条件，鉴定它的可 运行性。不同的环境鉴定等级，在鉴定的条件和方法上
核电厂安全级电气设备抗震鉴定
核电厂安全级电气设备抗震鉴定
震惊力，也称为结构动振动力，是一种在结构上由地面非剧烈振动而产生的力量。
震惊力对核电厂安全级电气设备抗震鉴定起着至关重要的作用。
它可以确定电气控制系统在震惊力作用下的可靠性和可用性。
因此，核电厂安全级电气设备抗震鉴定是非常重要的。
在核电厂安全级电气设备抗震鉴定的第一步是完成系统动力学建模和分析。
在这一步骤中，建模中用到的参数是根据实际结构的动力特性来确定的，可以通过实验测量或者递归计算来获得。
这种参数应考虑到材料性能，结构尺寸，安装方式和回应谱等因素。
接下来，进行地面震惊力谱计算，根据测定的地震力场，计算出结构面对自然环境和人为刺激下的反应结果。
第三步是建立对应于模型结构的动力数学表达式，以及相关系统的动态分析。
考虑到运动学特性，参数和力学参数等，得出结构在适当激励下的响应行为。
最后，进行电气控制系统可靠性预测，计算系统不同级别的动力学特性，同时考虑关键部件的影响，判断系统能否合理有效地在高震惊力水平下运行。
核电厂安全级电气设备抗震鉴定,是为了确保系统能够在地震或其他自然灾害下正常运行而实施的评估和测试。
这是保障电气系统可靠性和关键部件安全性的一项重要工作，其成功要求从构成该系统的各个方面进行深入系统的研究、完善分析和量化预测。
核电厂电气设备抗震能力鉴定方法初探
核电厂电气设备抗震能力鉴定方法初探发布时间：2021-01-19T06:40:02.347Z 来源：《建筑学研究前沿》2020年23期作者：黄波佳蒋春荣[导读] ：核能作为推动社会发展和文明进步的主要能源，核电站的稳定与安全备受重视，其中核电站电气设备的抗震能力是核电站稳定安全的重要因素。
在现实生活中，只有保证核电厂电气设备抗震能力的稳定性，才能确保核安全设备执行其安全功能，防止爆炸、核泄漏等事故发生，保证人们的生活和生产正常运行。
本文主要通过对核电厂电气设备抗震能力的研究，浅析核电厂电气设备的鉴定方法与探讨。
黄波佳蒋春荣中国核电工程有限公司浙江嘉兴 314300摘要：核能作为推动社会发展和文明进步的主要能源，核电站的稳定与安全备受重视，其中核电站电气设备的抗震能力是核电站稳定安全的重要因素。
在现实生活中，只有保证核电厂电气设备抗震能力的稳定性，才能确保核安全设备执行其安全功能，防止爆炸、核泄漏等事故发生，保证人们的生活和生产正常运行。
本文主要通过对核电厂电气设备抗震能力的研究，浅析核电厂电气设备的鉴定方法与探讨。
关键词：核电厂电气设备；抗震能力；鉴定方法随着党和国家新一代能源发展战略的深入实施，可持续发展和推动国民经济快速增长的驱动因素及主要动力之一为核清洁能源的生产与运用。
但和安全问题不容小视，日本因大地震而引发等福岛核电站严重核安全事故，给全球敲响了核安全的警钟。
核电厂电气设备，尤其1E级电气设备在核应急事故状态下，能给核安全设备提供有效能源，确保其能执行安全功能。
核电厂电气设备抗震能力是其能在地震等事故工况下，执行其供电能力的一种体现。
如果那些负责维护核电厂安全的核电设备还需要继续投入使用，那么必须对其设备进行安全性质鉴定与性能检测。
美国的IEC和法国的RCC—M这一系列标准是目前我国进行核电基础设施质量检测的主要计量依据，但是也的确有存在部分项目采用前苏联和法国的检测标准的具体情况。
作为进行核电样机设备抗震环境鉴定检验重要的技术一环，抗震性能鉴定的检测目的主要是为了验证核电样机设备是否完全满足抗震设计性能要求，几何力学参数、地震设备载荷承受能力、工作环境状态、地震前后核电整机的整体工作环境状态和整体电气鉴定性能等都是作为设备抗震鉴定检测的主要内容，对于核电气设备的整体抗震鉴定性能等在进行抗震综合特性评价时也是十分重要。
核安全级隔离放大器的抗震设计
ｍｅ ｓｒｓｏ ｔｕｔｒｌｄ ｓ ｎ ｄｕｔ ｇ ｗ ｉ ｔ ｇ ｕ ｔｅ ｄｍｐｎ ｎ ｄ ｉｇｄ ｍｐ ｒ ａｅ ｇｖ ｎ ｈ ｓｉ ｔ ｅｔｉｄｃｔｓｔａ ｔｉ ａｎｅ ｆｓ ｃｕａ ｅｉ ，ａ ｊｓｎ ｅｇ ｉ ，ｄ ｃｉ ａ ｉｇａ ｄ ａ ｄｎ ａ ｅｓ ｒ ｉｅ ．Ｔ ｅ ａｅｓ ｉ ｔｓ ｎ ｉ ｅ ｈｔ ｈｓ ｒ ｇ ｉ ｈｎ ｌ ｍａ ｃ ａ
抗震 Ｉ 类设备 。为保证 核 电站停 堆 系统 的安 全运行 ， 隔离放大器在地震荷载作用期 间和作用后均需保持正 常工作 ， 抗震设计 指标 需达 到核安 全级 抗震 Ｉ 设备 类 （ Ｂ ．） Ｄ Ｅ Ｂ 抗震等级 。本文主要关注其抗震 的设计方法 和抗震试验等级 的评估 。
抗震 等级 。
关键 词 ：核安 全级 隔 离放 大器
中图分 类号 ：Ｔ ２ Ｐ３
停堆 系 统
抗 震设 计
抗震 鉴定
文 献标 志码 ：Ａ
Ａｂ ｔ ａ ｔ Ｔｈ ｓ ｉｍａｉ ｅ ｉｎ ｏ ｓ ｌｔ ｎ ａ ｌ ｅ ｏ ｕｃｅ ｒｓ ｆｔ ｈ ｔｏ ｙ ｔｍ ｓｉｖ ｓｉａｅ ｓｒ ｃ ： ｅａ ｅｓ ｔ ｄ ｓｇ ｆｉｏａｉ ｍｐｉ ｒｆｒｎ ｌａ ａｅｙ ｓ ｕｄ ｗｎ ｓ ｓｅ ｉ ｎ ｅｔｇ ｔｄ．Ｔｈ ｅ ｉｎ ｃ ｎ ｅ ｔｆｒｅ ｈ ｎ ｉｇｔｅ ｃ ｏ ｉ ｆ ｅｄ ｓｇ ｏ ｃ ｐ ｏ ｎ ａ ｃｎ ｈ ａ ｉｓ ｉｍｉ ａ ａ ｌｙ ｏ ｈ ｓ ｌｔ ｎ ａ ｌｆｅ ｓｉｔｏ ｕ ｅ ｅ ｐ ｃｉｅｙｆｏ ａ ｐ ｃｓｏ ｈ ｅ ｕ ｒｍｅ ｔ ｎ ｒｎ ｉｌ ｆａ ｅｓ ｔ ｅ ｉｎ ａ ｎｔ—ｅ ｓ ｃｃ ｐ ｂｉｔ ｆｔｅ ｉｏａｉ ｍｐ ｉ ｒｉ ｎｒ ｄ ｃ ｄｒ ｓ ｅ ｔｖ ｌ ｒ ｍ ｓ ｅ ｔ ｆｔｅ ｒｑ ｉｅ ｎｓａ ｄ ｐｉ ｃｐｅｏ ｓ ｉｍａｉ ｄ ｓｇ ｓ ｉ ｏ ｉ ｃ ｗｅｌａ ｈｅ ａ ｅｓ ｔｃ ｔｓ． Ｉ ａ ｄｔｏ ｌ ｓｔ ｓｉｍａｉ ｅｔ ｎ ｄ ｉｉｎ， ｔｅ ｍｅｈ ｄ ｔ ｈ ｎ ｅ ｔ ｅ ｒ ｓ ｎ ｎｃ ￣ｅ ｅ ｙ ｏ ｒｄ ｃ ａ ｄ ｅｉ ｎ ｔ ｉｒ ｔ ｎ ｅ ｅｇ ｔ ｈ ｈ ｔｏ ｏｃ ａ ｇ ｈ ｅｏ ａ ｅ ｑｕ ｎｃ ｆ ｐ ｏ ｕ ｔ ｎ ｌ ｍｉ ａｅ ｖｂ ａｉ ｎ ｒ ｙ ｗｉ ｔｅ ｏ ｈ
中国核级设备的设备鉴定
目
录（续）
5. 设备鉴定试验步骤 6. 鉴定试验的类别 7. 推荐的主体通用实施程序 — 热老化 — 湿热老化 — 运行老化 — 辐照老化 — 机械振动老化 — 电磁兼容试验（如果需要的话） — 抗震鉴定试验 — 设计基准事故环境（LOCA）模拟试验 8. 核级阀门的鉴定试验（鉴定试验举例）
一、设备鉴定工作的概况
3．配套的标准式规范，如GB/T2423.2（高 温试验，IEC60068-2-2等效采用）， GB/T2423.1（低温试验，IEC60068-2-1等 效采用）。这是更具体的标准。
目前对设备鉴定的主体通用实施程序，
拟出一个推荐实施方法，如本文第三部分 所述。
二、中国核级设备鉴定试验现状
1）参照执行的法规标准 —— 抗震试验鉴定 GB13625－92， IEC980－89等效采用，“核电厂安全 系统电气设备抗震鉴定”。 HAF-J0053《核设备抗震鉴定试验指南》 IEEE-344《核电站1E级电气设备抗震鉴定导则》 —— 环境鉴定 GB12727-91（ IEC780-87等效采用） “核电厂安全系 统电气物项的质量鉴定” EJ1197-2005“核电厂安全级电气设备质量鉴定环境条件” RCC-E 法国1E级电气设备设计标准
② 中国核动力院多点激振竖井地震试验装置主要设计 参数： 激振系统： 激振器台数：4台 激振器最大出力：63kN 液压系统频率范围：0.1～100Hz 激振器最大位移：±125mm 竖井深度：15m（地下12m） 装置采用固定平台结构，4台激振器可以在竖井 内任意高度安装。 该装置已成功应用于秦山核电站600MWe反应堆 和中国试验快堆的抗震验证试验，考验了驱动机构的 结构完整性和功能完备性，控制棒落棒时间满足安全 要求。
核级设备的设备鉴定
核安全考试资料
核安全考试资料第二章考题预测本章重点(老师课后20点)1、铀矿冶是什么性质的作业。
开放性的，不是密闭性的。
2、尾矿铀的含量是原矿的多少：98%.3、铀选冶厂（水冶）尾矿废渣的产生率：1.2×103t废渣/t铀4、铀矿工个人剂量的贡献占总的：63.56%5、矿山风机停风，氡浓度多长时间恢复到没有通风时的水平：3-5min6、铀矿山的通风备用系数：20%7、铀废石尾矿库氡表面析出率是多少：0.74Bq/m2s8、尾矿库的安全系数：1.059、尾矿库安全超高：水面高50m，坝高再高5-10m10、尾矿库的灾害在世界重大灾害中排名：第18位。
11、氡的半衰期：3.825天12、尾矿库防洪设计年限：一级1000年洪水最大来设计，用有史以来最大的来校对；二级尾矿库用百年洪水来设计，用1000年一遇来校对。
13、放射性预选：选矿的选出率：15%-20%，把废石选出。
14、矿井中的氡的浓度标准：3.7kBq/m3，氡子体6.4μJ/m315、对职业照射，对公众贡献最大的是：氡和氡子体。
16、人洗澡后的去污效率：一般淋浴后体表放射性污染的去污率可达90%以上，污染的工作服应在专门的洗衣房进行洗涤去污，其去污率可达70%以上。
17、氡的测量方法：氡及氡子体的监测方法和矿工个人剂量的监测方法1、氡的测量方法有瞬时测量法（电离室-静电计法、闪烁法、双滤膜法）、累积测量法2、铀矿工个人剂量监测：监测方法：（1）KF603A热释光氡子体αγ个体剂量计（有源式）（2）KF606矿工个人剂量计无源式18、废水处理方法：1、废水采用石灰中和法去除水中铀等杂质（沉淀）2、废水除镭的方法：二氧化锰吸附法、高锰酸钾活化锯未吸附法、重晶石吸附法、硫化钡共沉淀法3、污渣循环法可以通过沉淀，除去铀、镭、重金属元素、砷等有害物质。
29、尾矿库的治理方法：1、物理稳定法。
2、化学稳定法。
3、植被稳定法。
4、综合稳定法。
20、氡的射气、析出系数：与粒度成反比、与品位成正比、与含水率成反比。
国家核安全局关于发布《核动力厂抗震设计与鉴定》等两项核安全导则的通知-国核安发〔2019〕266号
国家核安全局关于发布《核动力厂抗震设计与鉴定》等两项核安全导则的
通知
正文：
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关于发布《核动力厂抗震设计与鉴定》等两项核安全导则的通知
国核安发〔2019〕266号
为进一步完善我国核与辐射安全法规体系，加强核动力厂的核安全监管，我局组织制定了《核动力厂抗震设计与鉴定》（HAD102/02-2019）和《核动力厂内部危险（火灾和爆炸除外）的防护设计》（HAD102/04-2019）等两项核安全导则，现予公布，自公布之日起施行。
1996年制定的《核电厂的抗震设计与鉴定》（HAD102/02-1996）和1986年制定的《核电厂内部飞射物及其二次效应的防护》（HAD102/04-1986）同时废止。
附件：1.核动力厂抗震设计与鉴定
2.核动力厂内部危险（火灾和爆炸除外）的防护设计
国家核安全局
2019年12月31日
——结束——。
核级设备的鉴定方法分析与现状
核级设备的鉴定方法分析与现状作者：张乐来源：《城市建设理论研究》2013年第21期摘要：核电站是利用一座或者若干座动力反应堆所产生的热能来发电的动力设施，其中核级设备的鉴定技术是检验设备是否满足设计规范要求的核心。
1998年，国家发布了《核电厂抗震设计规范》在环境鉴定方面，我国自己应经具备了热老化试验台、辐照老化实验室、振动老化实验室以及机械老化实验室等。
关键词: 核设备，鉴定标准，试验方法及程序Abstract: The number of nuclear power plants is the use of a seat or the heat generated by power reactors to generate electricity power facilities, including nuclear grade equipment identification techniques is to verify whether the device meets the design specifications core. In 1998, the state issued a "Code for seismic design of nuclear power plants" in the environmental accreditation, shall be approved by our own test rig equipped with thermal aging, irradiation aging laboratories, laboratory and mechanical vibration aging aging laboratories.Keywords: nuclear equipment, identification standards, test methods and procedures 中图分类号：TK-9 文献标识码：A 文章编号：我国核级设备鉴定工作的发展概况为切实贯彻和落实国家积极发展核电建设的方针，同时强调了要积极实现核电站的自主设计、设备的国产化能力，关键是核级设备的质量问题，我国自己应经具备了热老化试验台、辐照老化实验室、振动老化实验室以及机械老化实验室。
[汇总]核安全设备等级
![[汇总]核安全设备等级](https://img.taocdn.com/s1/m/ad545e7049d7c1c708a1284ac850ad02de800716.png)
核安全设备等级核安全等级nuclear safety classification有不同的规定要求。
环境鉴定一般分4个等级:①用以证明安装在安全壳内部的电气和仪表设备，.在正常工况、地及载荷、事故期间或之后的状态下，能完成它的规定功能的;②用以证明安装在安全壳内部的电气和仪表设备，在正常工况和地展载荷下，能完成它的规定功能的;③用以证明安装在安全壳外面的电气和仪表设备，在正常工况和地屁载荷下，能完成它的规定功能的.④用以证明在正常工况下，能完成它的规定功能的。
heonquon dengjl 核安全等级(nuelear safety elassifieation) 按核电厂的构筑物、系统和部件是否执行安全功能及此种功能的重要性而划分的等级。
凡执行安全功能的物项均属核安全级。
不执行安全功能的则属非核安全级.对于机械设备，安全级又分为4级，安全1级对安全的重要性最大，2、3、4级的重要性依次递减。
对电气和仪表设备，安全级又称IE级，在安全级中不再分级。
对于各种安全级设备，在设计、制造、试验和检查等方面都有特定的要求，还要求规定相应的设计和制造规范等级、质1保证等级、抗展分类和环境鉴定等级.确定设备的安全等级，对核电厂的安全性和经济性有重要影响，降低等级会影响核电厂的安全性，不适当的提高等级会增加核电厂的造价。
在一座压水堆核电厂的设备中.核安全级的台件数约占总台件数的 4。
写，而一件设备由非安全级改为安全级，造价上可能提高数倍，由此可看到恰当的分级的重要意义。
安全功能核电厂设计要求在任何情况下确保反应堆安全停堆，从堆芯排出热量，并限制预计运行事件和事故工况后果.为达到这些设计要求所必须的功能称安全功能。
安全功能可分列出多条，核电厂内安全级的构筑物、系统和部件应能完成所有的安全功能，从而达到安全设计要求。
设计和制造规范等级构筑物、系统和部件，根据不同的安全等级，在设计、制造、检查、鉴定等方面的分级要求，它一般是与安全等级相对应的.但是有的设备根据情况需要提高设计和制造规范等级。
核电站安全级仪控设备寿期内的质量鉴定
产业与科技论坨2019年第18卷第10期核电站安全级仪控设备寿期内的质量鉴定□范遂[内容摘要】设备鉴定是防止安全级仪控设备失效，保证电站安全的重要手段。
HAF102规定应采用设备鉴定的程序来确保安全重要物项能够在其整个设计运行寿期内执行其安全功能。
本文将结合实际工作经验就安全级仪控设备在其寿期内鉴定曲设计输入、鉴定实施、鉴定维持进行介绍。
【关键词】设备鉴定;核电站；质量鉴定【作者简介】范遂（1979-）,男，中国核电工程有限公司高级工程师，硕士；研究方向：核电行业仪控设计核电站在为人们提供巨大电能的同时，由于大量放射性裂变产物的积累而成为一个强辐射源,安全级仪控设备肩负着核电站安全稳定运行和保护公众安全的重大责任,设备的质量鉴定是其质量的保障。
设备鉴定一方面是“纵深防御”思想的重要基石，为“单一故障”、“多重性”、"独立性”等安全准则提供髙可信度的保障；另一方面，设备鉴定也是核安全法规强制要求的。
设备鉴定是一个持续性的过程,其始于核电厂的设计，直至设备的服役寿期终结，是确保设备一经要求就能投入运行且满足系统性能要求的证据的产生与维持的过程。
一、设备鉴定过程HAD103/11中规定“核动力厂安全重要设备的合格鉴定应通过包括证据产生、证据文档化和证据保存这样一个过程来实现。
这些证据用于证明该设备能在其使用寿期内执行其安全功能。
这是一个从核动力厂设计开始直至其寿期终了的持续进行的过程。
在此过程中应考虑核动力厂老化、修改、修理和更新、设备故障和更换以及异常运行工况。
”设计和运行人员应当明确一个概念,设备鉴定是设备整个生命周2.被动保护。
非超速试验状态下，转速超过额定转速110%,触发停机；超速试验条件下，转速超过额定转速120%,触发停机。
（六）超速试验功能。
1E调速控制器超速试验包括电超速与机械超速试验两类，由外部超速试验使能触点使能，进入超速试验需满足：一是转速闭环PID处于控制状态；二是退出流量限制、禁用MODBUS给定以及远程转速给定功能；三是给水泵工作于额定转速。
核电阀门鉴定试验
9.5 机械振动老化试验
该试验是模拟寿期内正常运行时外载荷引起的振动 （如水力激振等），是属于地震以外的振动。若无特 别要求，对阀门以外的设备，可采用以下方法： 在三个正交轴上分别作单轴振动激励试验 a．首先输入0.15g在10一500Hz范围内作共振频率 探查试验； b．输入0.75g，以2倍频程／分的扫描速度，在10 一500Hz范围内作频率扫描疲劳试验，持续时间为2小 时； c．输入0.75g，在共振频率下，做激振试验，持续 时间10分钟。 对于阀门，可采用：输入0.75g，以2倍频程／分的 扫描速度，在5一100Hz范围内作频率扫描疲劳试验， 持续时间为1个半小时的方法。
设备在实际承载条件下进行足够的连续运行试 验，以模拟寿期内机械磨损老化。例如：
阀门：对于两位式开关阀(闸阀、截止阀、球阀、 蝶阀)，循环次数(开关各一次为—个循环)全行程 不少于2000次，对于调节阀(包括节流阀)，全行程 不少于2000次，20％行程不少于100000次，相当 于20年寿命。要求电动装置中的机械及电器元件 不得有影响使用性能的变化，且运转正常；
在138℃下的加速老化时间， 小时
10 20 40
100 150 300
9.2.2 湿热试验
其目的是检验试验设备在湿热条件下仍可正常工作。 试验过程是在55℃条件下，湿度＞80％，工作48小时， 作2次热循环。 试验程序是：
9.2.2.1 初始检验 按有关标准和技术规格书，对试验样品进行外观检查和电气、机械性能检 测。 9.2.2.2 湿热试验，试验在无包装、不通电的条件下进行。 1) 试验前将试验样品放入试验箱，保持试验箱在25±3℃； 2) 以升温速率10℃/小时，在3±0.5小时内加热试验箱升温到55±2℃。除 最后15分钟相对湿度可不低于90%外，升温阶段的相对湿度不低于95%； 3) 恒温恒湿运行 温度在55℃±2℃和湿度93±3℃（即90-96%RH），持续运行9±0.5小时； 4) 降温运行 在3-6h内降到25±3℃，在开始1.5小时内,将温度降至35℃左右,降温过程 湿度不得<85%RH； 5) 低温高湿恒定运行 降温过程完成后,在25±3℃,95～100%RH条件下运行,直至从升温阶段起 始满24小时为止； 6) 如此共进行2个周期（48小时）运行，试验结束。
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七、 地震动基本描述
发生地震的地方叫震源。震源在地表的投影叫震中。如图1所示。
七、 地震动基本描述（续）
表示一次地震大小的指标是震级M。震级与地震波能量存在如下关 系：
logE=11.8+1.5M E为地震波能量，单位为尔格； M为震级。 所以震级（Magnitude）的大小反映的是一次地震释放的能量的 大小。 地震烈度（Earthquake intensity）则是表示某一地区地面和各 种建筑物受到一次地震影响强弱的指标。一般分为12度，烈度越高， 破坏越严重。某地的地震烈度与震源的深度和该地与震中的距离均有 关。
首先介绍“振子”的概念： 对于单质点的振动模型可用“振子”模型表示，见图2，即由质量 M，刚度K和阻尼ξ关系表示：
M1
KK1 1
ξ1
九、楼层反应谱（续）
在外力F作用下的振子的运动微分方程为： mu u ku F
当外力F=0，振子作自由振动，如果阻尼ξ=0，振子的自由振动周期 可以求得 f 1 k Hz
五、 核电厂抗震鉴定的发展和现状（续）
在试验研究方面，目前世界上最大的试验台是日本的多度津 地震试验台，台面尺寸15mⅹ15m，载重1000t。我国目前已有五 座可用人工时程曲线输入的地震试验台，分别是北京水科院（台面 尺寸5mⅹ5m载重20t），上海同济大学（台面尺寸4mⅹ4m，载 重15t），南京河海大学（台面尺寸2.8mⅹ2m,载重6t），成都中 国核动力院（台面尺寸6mⅹ6m，载重20t），哈尔滨工程力学所 （台面尺寸5m×5m，载重30T）和一座成都核动力院的单频振动 输入地震试验台（1mⅹ1.5m，最大加速度75g，载重2t，专门用 于阀门抗震试验）。
六、 核电厂抗震设计的法规和导则
我国正在逐步建立一套完整的核安全法规。HAF0100《核电 厂厂址选择安全规定》对核电厂抗震设计作了原则规定； HAF0101《核电厂厂址选择的地震及其有关问题》以及HAF0102 《核电厂的地震分析及试验》两个安全导则对HAF0100规定进行 了说明和补充。HAF0102导则叙述了对核电厂结构、系统和部件 进行抗震分析及抗震鉴定试验的程序，以及对核电厂各物项的抗震 分类、荷载组合、地震分析的方法及许用限值等。这些导则基本上 是IAEA的导则，比较原则，因此在使用时有必要参照美国核管会 的管理导则和《标准审查大纲》（SRP）3.7节的规定。我国现在 已制定了抗震鉴定的法规，抗震分析可采用“核电厂抗震设计规范” （GB50267-97），抗震试验可采用“核设备抗震鉴定试验指南” （HAF-J0053）。
五、 核电厂抗震鉴定的发展和现状
地震工程是一门范畴十分宽广的几个方面相互关联的学科。在 国际反应堆结构力学领域内，核电厂地震反应分析占有显著地位。
在60年代核电厂的开创阶段中，抗震问题一开始就受到了应有 重视。当时抗震工作基本上沿用了一般的建筑抗震规范，停留在静 力分析阶段。在60年代中期开始采用反应谱进行动力分析，但仅 限于1级部件，总的抗震费用不到总投资的1%。值得提到的是我国 在60年代初期已对反应堆的抗震开展了设计研究工作。
80年代初期我国秦山一期30万千瓦核电厂开始建设，根据国 家核安全局的要求，核安全级设备的抗震鉴定工作也随着开展，至 今全国已建立和改造5个抗震试验台架，投资上千万元，对300余 台核安全级典型设备进行了抗震试验。另外对所有抗震I类设备进 行了抗震分析，特别是控制驱动线的抗震鉴定试验已达到世界领先 水平。
四、核电厂抗震鉴定的重要意义
核电厂的抗震具有特殊的重要性。由于核电厂中许多设备和部 件中聚集着大量的放射性物质，一旦遭到地震破坏可能使放射 性物质外逸，从而对公众的生命和健康造成危害，这是核设施 与常规工业设施的重要区别之一。如果反应堆系统遭受破坏， 可能造成核事故，影响的范围更大。值得指出的是，地震扰动 具有同时破坏核电厂的冗余部件的潜力。地震破坏的这一特 点，使核电厂设计中的多重性防护准则受到破坏，这就是说地 震可能引起核电厂的共模失效（common mode failure）。
八、 设计地震动分类
应包括：两个水平、一个竖向的加速度峰值、设计反应谱和一组加速 度时程。竖向加速度峰值取为水平值的2/3。 根据对地震资料的收集，调查和分析，分别用地震构造法、最大历史 地震法和综合概率法估算，取三者中的最大值为SSE值。而且，地面 水平加速度峰值不得低于0.15g。
九、楼层反应谱
规定限值。
对于抗震1类机械设备又可细分为三级：
（1）1I级，在安全停堆地震下仅要求保证其完整性的设 备，计算中对4类工况下可采用D级准则校核；
（2）1F级，在安全停堆地震下不但保持其完整性还应保 持功能性要求的设备。如工程安全设施的非能动部件 及其支承系统，包括管道，对4类工况采用C级准则校 核，以限制其变形；
非承压机械设备：
具有符合RCC-P 4.1.2节所规定的安全功能的非承压机械设备 被确定为与安全有关级（用LS表示）。其它与安全
无关的机械设备，用NC表示。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； ——与安全有关的承压设备的支撑装置以及反应堆堆内构件； ——一些通风系统，这些系统的设备使用专用的设计、制
（3）1A级，它是对能动部件而言，所谓能动设备是一 种包含有执行其安全功能所必需的运动部件或机构的 设备，如泵、阀门等。在安全停堆地震下不仅要保证 其结构完整性，而且要保持其可运行性，即保证其运 动部件或机构有良好的运行性能。计算时对4类工况采 用B级准则校核。需要指出，这是一种设计措施，美 国和加拿大采用C级应力限制进行校核。
实际上烈度不仅与震级有关，还与震源深度，距离震中的远近 以及地震波通过的介质条件（如岩石性质，岩层构造等）等多种 因素有关，震中烈度与震级、震源深度关系如下：
八、设计地震动分类
设计地震动分为两类： （1）运行安全地震动 ，代号SL1，也称OBE（Operating Basis
Earthquake）。为核电厂运行期间可能遭受的最大地震动。发生 的概率为500年一遇的地震动，即10-2概率的地震动。 （ 2 ） 极 限 安 全 地 震 动 ， 代 号 SL2 ， 也 称 SSE （ Safe Shutdown Earthquake）。为核电厂厂区可能遭受的不低于年超越概率（一 年内地震动超过给定值的概率）为10-4的最大地震动，一般按当地 历史发生过的最大地震再加上适当安全裕度而定出的假想地震。 即最大潜在地震动。 一般取OBE≥1/2SSE。
七、 地震动基本描述
在进行抗震设计时，有必要先介绍一下有关地震的基本概念。 地震是一种自然现象。每年全世界约发生地震五百万次，有感地震 约占1%左右，造成灾害的平均每年十几次。 地震的成因可分为构造地震、火山地震、塌陷地震等。另外，水库也 能诱发地震，核爆炸可能在场地激发地震，而造成震害的都是构造地 震。对地震的机理，有“断层说”、“板块构造学说”、“断块学 说”、“岩浆说”、“相变说”等。
2.1 机械设备安全分级
承压设备: 构成压力边界和执行安全功能的流体系统的机械设备（包括管 道）分为三个安全等级，其余为非安全级（NC）。 • 安全1级适用于构成反应堆冷却剂压力边界的设备，其在正
常运行期间失效引起的反应堆冷却剂流失超过了正常补水能 力的补水量。 • 安全2级适用于非安全1级的反应堆冷却剂压力边界的承压 设备和部件，或者用于在发生失水事故时为封闭放射性物质 所需的系统设备和部件。 • 安全3级适用于对安全有重要作用的设备和部件，这些部件 损坏后不会直接引起放射性后果；或者对于其故障后会导致 正常存放衰变的放射性气体释放的那些设备和部件。 • 非安全级适用于安全1、2、3级设备以外的设备。
70年代核电厂的抗震工作逐渐走上正轨。美国核管会提出了一 系列的导则，如RG1.60反应谱的采用，在设备设计中楼层反应谱 的应用，引进有限元方法使动力分析得到广泛的应用。这一阶段抗 震工作已形成了一整套的规范导则，许多方法和规范导则一值沿用 至今。
五、 核电厂抗震鉴定的发展和现状（续）
80年代以来提高了对管道的抗震要求，并对分析程序和支承 设计要求更加严格，设备的抗震鉴定费用有的已经超过总投资的 10%。由于地震运动的复杂性，有许多方面还未被人们认识，因此 许多方面存在着不确定性，从而在核电厂抗震设计中显得过于保守。 在管道分析中，大量实践证明美国RG1.61阻尼比过于保守，采用 N411的阻尼比代替RG1.61阻尼比可大大降低管道的地震响应，减 少大量管支承与阻尼器，具有重大经济意义。
四、核电厂抗震鉴定的重要意义
因此在核电厂的设计和建造中必须重视抗震鉴定工作。美国规 定任何核电厂都要考虑抗地震问题，即使是地震危险性很小的 地区也至少应该按0.1g进行设计。世界上主要核国家先后建立 了一整套有关抗震鉴定的法规、导则和规范，从而为核电厂的 抗震安全性提供了保证。如核电厂采用的是HAF0102和IAEA安 全导则NO.NS-G-1.6“核动力厂抗震设计与鉴定”，对核动力厂 以外的核设施，如研究堆，前处理厂，后处理厂则采用 TECDOC1347“除核动力厂之外的其它核设施设计中对外部事 件（以地震为主）的考虑”。
2 m
可见振子自由振动的固有频率仅决定于系统的本身的物理性质：质量m 和刚度k。而与由初始条件决定的振幅无关，只要系统的m和刚度k一
旦 确定，固有频率就是一定值。
九、楼层反应谱（续）
再介绍楼层反应谱的概念： 当一结构受到地震作用时，结构上各点的位移、速度和加速度（统称为反应）随时 间变化，但从设计观点来说，重要的是反应的最大值。该反应是阻尼和固有频率的函 数，这就是反应谱。图3形象地说明了反应谱的概念。由图3可见，在一个振动台上， 并排放置一组阻尼比为常数ξ，而固有周期（频率的倒数）不同的振子（即单质点 系）。当输入一地震加速度时，各质点随振动台摇动，表现出对输入加速度的反应。 将各质点的加速度反应测出来，并取其最大值，绘出各振子反应的最大值与固有频率 之间的函数关系，就得出了反应谱图。反应谱就是一组不同自振频率（周期）的单自 由度振子对地面（楼面）运动的最大反应的反应曲线。响应谱表示了加速度与频率 （周期的倒数）之间的关系。对于不同阻尼比ξ，可得到不同的反应谱图，见图4。由 图4可见，阻尼比ξ越小，加速度反应越大；固有频率f越小（周期T越大），加速度反 应越大。