核电厂的安全系统

核电厂系统及设备讲义一、核电厂概述核电厂是利用核裂变或核聚变能产生电能的设施。

核电厂通常由核反应堆、发电机、冷却系统、辅助设备等组成。

二、核反应堆核反应堆是核电厂的核心设备，它是进行核裂变或核聚变反应的地方。

核反应堆通常采用压水堆、沸水堆等不同类型。

核反应堆的安全运行是核电厂的关键。

三、发电机核电厂的发电机是将核反应堆产生的热能转化为电能的装置。

发电机通过转动产生电能，供给电网使用。

四、冷却系统核电厂的冷却系统用于散热，避免核反应堆过热。

冷却系统通常采用水冷却或气冷却的方式。

五、安全系统核电厂的安全系统包括应急关闭系统、防护系统等。

这些系统是核电厂保障安全运行的关键。

六、辅助设备核电厂的辅助设备包括控制系统、监测设备、燃料装置等。

这些设备为核电厂的正常运行提供支持。

七、废物处理系统核电厂产生的废物处理是核电厂运行的重要环节。

废物处理系统包括核废料处理设施、废水处理设施等。

以上就是核电厂系统及设备的简要介绍，核电厂作为清洁能源的重要组成部分，在全球范围内发挥着重要作用。

随着技术的不断发展，核电厂的安全性和效率将得到进一步提升。

八、安全防护设施核电厂的安全防护设施是保障核反应堆安全运行的重要一环。

其中包括核反应堆容器、保护壳和防辐射屏障等。

这些设施能够有效隔离放射性物质，确保辐射对周围环境和人员的影响得到最小化。

九、辐射监测系统核电厂使用辐射监测系统对反应堆周围环境和工作人员进行实时监测，以确保辐射水平在安全范围内。

这些监测系统包括气体采样装置、人员穿戴的辐射监测仪器等，能够及时警报，保障人员和环境的安全。

十、应急预案核电厂拥有完善的应急预案，对各种可能的事故和突发状况进行了充分的预案和演练。

一旦发生紧急情况，核电厂能够迅速启动应急预案，以及时有效地应对和解决问题。

十一、燃料处理系统核电厂的燃料处理系统负责燃料元件的储存、运输和辐射监测。

燃料元件是核反应堆的关键部件，核电厂需要对其进行精心管理和维护，以确保核反应堆的正常运行。

核电厂运行安全性能指标体系摘要：我国核电厂设备运行安全管理性能指标是当前业内国际上比较流行的一种新型核电厂设备运行安全性能评价分析手段,以其清晰有效的安全性能指标评估分析能力越来越多地受到业界关注。

本文详细化地介绍了当前我国核电厂运行安全性能指标体系的研发及实际应用,包括研究建立我国核电厂运行安全性能指标体系的框架、确定安全性能指标安全评价操作准则。

关键词：核电厂安全性能安全措施核电厂运行安全性能指标是核安全信息公开的重要内容,通过监测影响反应堆安全的始发事件,采取措施限制和降低始其发生频率,确保缓解措施和保护屏障的有效性,更好地维持核电厂长期安全可靠运行。

长期的安全实践经验表明,一个安全系统性能指标良好的安全运行方式核电厂,其安全性能业绩一般也不可能长期保持良好。

其安全业绩一般也能保持良好。

近年来,安全管理性能指标一直以来是国家核电站安全监管管理过程中重点广泛关注的指标内容之一。

一、核电厂运行安全常见问题核电厂在目前的正常设备运行中会不断地地出现一些常见的安全管理问题,这些常见安全问题如果长期不能够得到有效率的解决,核电厂的正常设备运行安全和正常工作效率都将可能会大大地使其受到到严重影响,所以全面地了解正确认识目前核电存在的这些常见问题十分重要。

1.1设备故障核电厂的正常设备运行管理需要多种核电设备之间的沟通协调互相配合,一旦其中某一一种设备发生出现安全故障或者问题,会给我国核电厂整个设备运行管理系统自身造成不利性的影响,导致设备出现不同的安全生产问题,给整个核电厂自身带来安全生产危机。

给核电厂带来安全危机。

一般通常情况下,核电厂日常运行管理过程中关于核电设备发生故障的安全管理问题主要表现有诸如轴承体系驱动断裂、发电机等重要核电器件启动失灵等,使得整个核电厂的安全性和运行过程受到极大的的影响。

1.2器械保养不到位任何核电系统的安全高效正常运行都必然需要切实做好核电相关设备器械与核电设备的日常保养维护工作,正如是所谓"工欲善其事必先利其器",核电厂也不仅一例外,其中的器械设备数量较大,在确保核电厂安全高效运行中一直发挥着重要的保障作用。

核电厂系统及设备
核电厂系统及设备主要包括以下几个方面：
1. 核反应堆：核电厂的核反应堆是核电厂最核心的部分，它通过核裂变或核聚变反应产生巨大的热能。

核反应堆通常由燃料组件、燃料棒、燃料元件、反应堆堆芯、堆腔和控制系统等组成。

2. 蒸汽发生器：核反应堆释放的热能会被用来加热水，产生高温高压的蒸汽。

蒸汽发生器是核电厂中的关键设备，它通过将核反应堆排出的高温冷却剂与次级回路中的冷却剂进行热交换，将水加热为蒸汽。

3. 主蒸汽管道系统：主蒸汽管道系统连接了蒸汽发生器和汽轮机，将高温高压的蒸汽输送到汽轮机中，通过汽轮机的转动产生动力，驱动发电机发电。

4. 汽轮机和发电机：汽轮机是核电厂中的关键设备之一，它通过蒸汽的高速流动驱动转子旋转，产生机械能。

发电机则将机械能转化为电能，通过电力传输系统将电能输送到电网中。

5. 冷却系统：核电厂需要通过冷却系统将发电过程中产生的余热散发出去，保持核电厂的正常运行温度。

常用的冷却系统包括河水冷却系统、冷却塔系统等。

6. 安全系统：核电厂的安全系统是保证核反应堆运行安全的重要设备。

安全系统包括事故监测预警系统、应急冷却系统、安全容器等，用来应对可能发生的异常事故或紧急情况。

除了以上几个方面的设备，核电厂还包括辅助设备，如控制系统、通风系统、水处理设备、废物处理设备等，这些设备都是核电厂正常运行的重要保障。

同时，核电厂还有辐射防护设备、工业液体废物贮存系统等，保障人员的安全和环境的保护。

剖析核电厂安全系统电气设备质量鉴定摘要：随着社会经济的发展，我国的核电厂建设进程不断加快，在目前国内大力发展自主第三代核电技术的环境下，越来越多的安全或安全相关的电气设备由国产化产品替代。

而国产化的电气设备能否满足核电厂安全相关要求，则需要通过相关质量鉴定来证明。

本文通过对现行的质量鉴定标准进行对比和分析，针对核电厂安全级或安全相关电气设备的型式试验质量鉴定的一般过程、试验程序和试验方法进行剖析。

关键词：安全级；电气设备；质量鉴定；标准；老化；试验引言核电设备贯穿于整个核电项目周期，包括设计、采购、制造、施工和调试。

同时，核电设备也是核电项目成功落地的关键要素。

华龙一号核电机组不仅增加了严重事故要求、提高了抗震标准、具有双层安全壳的特点，而且华龙一号核电机组要执行走出去的国家战略方针。

因此，为了确保华龙一号核电机组项目的成功落地，必须妥善解决设备设计和设备供货问题。

1设备鉴定概述验证并显示核电厂安全重要设备在其预期的鉴定合格寿期内，不存在因设计、制造缺陷，或因储存、运输、安装、调试或使用不当，而造成的可能导致设备因故障的缺陷或失效机理，从而为“单一故障准则”、“多重度”、“独立性准则”等安全准则在核电厂安全重要系统中的有效实施，提供一个高可信度的保障。

设备鉴定是一个基于确定论并以一系列假想设计基准事件为目标事件，而展开的针对鉴定对象能力的考核过程。

这些设计基准事件包括一些预想的偶发事件（如失电、地震等），以及一些实际不可能，但理论上却可能发生的事件，如严重的失水事故（LOCA）。

为获得对鉴定对象全寿期内安全功能完整性的考核和验证，上述事件总是保守地在预想的最不利时机施加。

在此过程中，由于具有一定覆盖性的典型鉴定样品的选取，以及保守环境条件和运行工况的使用和充分的安全裕度的引入，最终的合格鉴定结果意味着一个高可信度的设备可靠性保障。

2安全系统电气设备鉴定标准体系在核级设备鉴定方面，国际上存在两大标准体系，分别是美国体系和欧洲体系。

核电厂系统与部件的核安全分级概述1. 引言核电厂是一种重要的能源发电设施，其运行过程中的核安全至关重要。

核安全包括核设施的设计、运行和废弃物处理等方面，是确保核电厂运行安全可靠的重要工作。

在核电厂系统和部件中，根据其对核安全的重要性，进行了不同层次的分级，以确保各个层级的核设施满足相应的核安全要求。

本文将对核电厂系统与部件的核安全分级进行概述。

2. 核电厂系统与部件的分类核电厂由多个系统和部件组成，根据其功能和特点，可以将其分为以下几个大类：2.1 主系统主系统包括核反应堆系统、蒸汽发生器系统、蒸汽轮机系统等，是核电厂发电的核心部分。

这些系统对核电厂的运行稳定性和核安全性起着至关重要的作用。

2.2 支持系统支持系统包括供电系统、通风系统、冷却系统等，为核电厂系统的正常运行提供各种支持服务。

这些系统对核电厂的连续运行和事故处理起着重要的辅助作用。

2.3 安全系统安全系统包括冷却系统、防护系统、控制系统等，是核电厂对核事故和突发事件做出响应和处理的重要手段。

这些系统对核电厂的安全性具有至关重要的影响。

2.4 辅助系统辅助系统包括消防系统、废物处理系统、辐射监测系统等，为核电厂的运行提供额外的服务和支持。

这些系统对核电厂的环境保护和废物处理起着重要的作用。

3. 核安全分级概述核安全分级是根据不同系统和部件对核安全的重要性和风险程度进行等级划分的过程。

核安全分级不仅有助于确定安全设施和设备的要求，还有助于优化核设施的设计和安全管理。

3.1 核安全分级原则核安全分级的原则主要包括以下几点：•风险评估：对核电厂系统与部件进行风险评估，确定其对核安全的重要性和风险程度。

•安全功能：对不同系统与部件的核安全功能进行评估和划分，以保证核电厂的正常运行和响应能力。

•设备独立性：确保设备独立性，避免设备之间的相互影响和故障传播。

•安全管理：建立完善的安全管理体系，确保不同分级的核设施符合相应的核安全要求。

3.2 核安全分级层次核安全分级主要分为以下几个层次：3.2.1 第一级别第一级别是针对对核安全最为重要的主系统进行划分，包括核反应堆系统、蒸汽发生器系统等。

浅谈AP1000核电厂安全级仪控系统1 概述AP1000核电厂采用了全数字化仪控系统，其中保护和安全监测系统（PMS）属于安全级，其余均为非核安全级。

PMS系统为电厂提供反应堆停堆、专设安全设施、核级数据处理三大主要功能。

PMS系统直接关系到核电站的安全运行，是AP1000机组中最为重要的仪控系统，因此该系统现场安装的全过程需要高度关注。

2 PMS安装工程分类及施工要点PMS系统安装的实体工作可分解成三大类：处理机柜、电缆与光缆、中子探测器。

2.1 处理机柜PMS总共包含39个DCS（集散控制系统）标准机柜，尺寸约为700*750*2300（宽*深*高），按照功能分为NIC（核仪表子系统柜）、BCC（双稳态逻辑处理器柜）、ILC（符合逻辑处理器柜）、MTP（检修试验柜）、QDP（核级数据处理子系统柜）、SVC（爆破阀控制子系统）、SOE（顺序事件记录柜）。

PMS机柜按照不同的安全序列分别布置在辅助厂房内的6个房间内，成排布置。

PMS属于精密电子设备，对安装环境的要求高，温度必须控制在10℃～25℃、相对湿度控制在20%～75%、空气中无粉尘和腐蚀性气體。

AP1000首堆工程中，现场参照ASME NQA-1的标准，在PMS房间建立了增强的Ⅲ级清洁区，不仅对进入人员、进入材料、区域内的焊接、切割、打磨等动火作业加以控制，还专门设置了临时空调、除湿机、吸尘器等设施改善安装环境。

PMS机柜的安装过程大体包括五个步骤：（1）卸车。

按照核电厂物项分类原则，有抗震要求的PMS机柜属于B类物项，卸车时应十分注意机柜顶部吊耳的受力均衡性，以防止机柜结构变形。

为此，首堆工程中采用了一种方形平衡梁，并与其他辅助吊具一起进行了150%静载试验；（2）引入房间。

PMS机柜要求竖直搬运，但受限于厂房内门洞高度，通过时需要倾斜。

此时应注意倾斜时必须确保柜门在两侧而不至于受压变形。

首堆工程中专门设计了一种翻转运输小车，为提高厂房内搬运效率；（3）调平。

安全注入系统（RIS）安全注入系统由高压安注（HHSI）、中压安注（MHSI）和低压安注（LHSI）三个分系统组成。

高压安注和低压安注（LHSI）的流程如图1，中压安注（MHSI）如图2所示。

高压安注和低压安注为能动注入分系统，具有足够的设备和流道冗余度，即使发生单一能动或非能动故障，仍能保证运行安全的可靠性和连续的堆芯冷却。

中压安注为非能动注入分系统，它包括两条单独的安注箱排放管线，每条连接到反应堆压力容器的一条注入管线上。

一、RIS系统的功能1.1主要功能在反应堆冷却剂系统发生失水事故或主蒸汽系统发生管道破裂事故时，安全注入系统（RIS）完成堆芯应急冷却功能。

（1）在失水事故情况下，通过向堆芯注入冷却水，防止燃料包壳熔化，并保持堆芯的几何形状和完整性；（2）在主蒸汽管道破裂事故工况下，本系统向反应堆冷却剂系统快速注入浓硼溶液，以补偿由于不可控地产生蒸汽致使反应堆冷却剂过冷而引起地容积变化和反应性的增加，从而可以使反应堆迅速安全停堆，并防止反应堆重返临界；（3）在失水事故后的再循环注入阶段，本系统的部分承压边界作为安全壳的延伸，起安全壳屏障作用。

1.2 辅助功能（1）在换料冷停堆期间，向反应堆换料水池充水；（2）对反应堆冷却剂系统进行水压试验；（3）在失去全部电源时，向反应堆冷却剂泵注入密封水。

二、高压安注分系统高压安注分系统包括：——三台HHSI泵(卧式多级离心泵)和相关的管道；——硼注入箱、缓冲罐、硼酸再循环泵（屏蔽式离心泵）及相关管道；——通向RCP系统的注入管线；——高压安注泵从PTR 001 BA的吸水管道。

131在一回路出现小泄漏或二回路蒸汽管道破裂引起一回路温度和压力下降到一定值时，立即投入高压安注系统，以补偿泄露并注入浓硼酸溶液。

1.高压安注泵（RCV001、002、003PO）高压安注泵是利用RCV系统的三台上充泵。

在电厂正常运行时，它们作为RCV系统上充泵用于正常充水，其一台运行、一台备用、一台在维护。

核电厂系统与部件的核安全分级概述核电厂系统与部件的核安全分级是核电厂安全管理的重要组成部分。

核电厂的系统与部件在运行过程中承担着不同的功能，其重要性和安全性也各不相同。

因此，对核电厂系统与部件进行合理的分级，有助于确定安全控制措施和优先级，保障核电厂运行的安全性。

首先，核电厂的系统和部件可以根据其功能、重要性和安全性分为不同的级别。

通常，核电厂的核安全分级可分为三个级别：一级安全，二级安全和三级安全。

一级安全是指对核反应堆本身的保护和控制系统，如反应堆压力容器、核燃料和控制棒等；二级安全是指对辅助系统和配套设施的保护和控制，如冷却系统、蒸汽发生器和主蒸汽管道等；三级安全是指对环境和公共安全的保护和控制，如环境监测系统和应急措施设施等。

其次，核电厂系统与部件的核安全分级需要根据相关标准和规定进行确定。

不同的国家和地区对核电厂的核安全分级可能存在一定的差异，但都需要遵循国际原子能机构（IAEA）和国际核电厂安全标准（INSS）等相关标准和规定进行确定。

在确定核安全分级时，需要综合考虑系统和部件的功能特点、重要性、影响范围和可能的风险等因素，以确保对核电厂的核安全保护和控制能够全面有效地实施。

最后，核电厂系统与部件的核安全分级需要与安全管理体系和安全掊制措施相结合。

在核电厂的运行管理中，需要将系统和部件的核安全分级与相关的安全管理体系和安全控制措施相结合，以确保对不同级别的系统和部件能够有针对性地采取相应的安全措施和实施监督管理。

同时，还需要加强对相关人员的培训和考核，以提高其对系统与部件核安全分级的认识和实践能力，确保核电厂运行的安全性和可靠性。

总之，核电厂系统与部件的核安全分级是保障核电厂运行安全的关键措施之一。

通过合理的分级和有效的安全管理控制，可以有效降低核电厂事故风险，保障公众和环境的安全，推动核电产业的可持续发展。

抱歉，我无法完成这个要求。

核电厂安全系统冗余度研究摘要：本文主要对核电厂安全系统的冗余度概念进行分析和澄清，并对国际上的安全系统以及冗余度进行简单介绍，对冗余度与运行灵活性之间的关系进行分析，在冗余度研究的过程中应该以我国以及国际的核安全法规以及相关的文件作为研究的基础保障，对此，笔者主要以冗余度的概念以及核电机型的安全系统进行分析，并对安全系统冗余度以及运行灵活性进行分析，对其相关的规定和要求进行阐述。

关键词：核电厂，安全系统，冗余度引言：核安全是核电厂在设计过程中的主要工作内容，并对核电厂的设计安全性进行评分，确保符合核安全的目标，以主要分析方法以确定论以及概率论为主。

根据冗余性能够引出冗余度的概念，在实际运行中技术人员对冗余度的重要性以及认知概念存在一定的偏差，应该将冗余度作为安全系统优化配置的基础方案以及重要的决定因素，对此，应该对核电厂安全系统的冗余度概念进行明确阐述，并针对以上提出的两种方案选择合适的安全系统。

1冗余度的概念在对安全系统进行冗余度设置的过程中可以按照单一故障的要求原则开展，并通过相关的说法进行指代，如若核电厂在运行的过程中某项功能对安全要求较高，在设计的过程中都要增加一套配置，其设计的冗余度可以表示为N+1，如若多增加两套配置，其表示为N+2。

冗余度的表示方法知识俗成的表示方法，并没有专业的文献对其进行严格的定义，对此N的表示概念为完成特定安全所需要的最少配套设备。

从深层含义进行分析和理解，在核电站运行的过程中安全系列有可能会出现实效问题，至少需要另外一个或多个安全系列进而保障其运行安全，进而可以将其成为安全功能运行所需要的最少设备。

在冗余度计算的过程中不能够将安全系列的数量作为冗余度计算的要求标准，要结合系统运行以及设计进行合理的判断。

在设计中要保障有两个安注系列才能够确保其设备使用的安全功能，在每个系列上都都具有较多的注入点，冗余度在确定的过程中要保障安全系统设计的基本要求，进而才能够保障其运行安全和稳定。

核电厂系统与设备1. 简介核电厂是一种利用核能发电的设施，它包含了各种系统和设备来产生电能。

核电厂系统和设备的设计和操作都十分复杂，具有高度的安全性和可靠性要求。

本文将介绍核电厂系统的基本原理和常见设备。

2. 核电厂系统核电厂系统可以分为以下几个方面：2.1 原子核反应堆系统原子核反应堆是核电厂的核心部分，它是产生核能的地方。

反应堆系统包括核燃料、反应堆堆芯、冷却剂、控制系统等。

核燃料负责产生反应堆中的核链式反应，冷却剂负责带走反应释放的热量，控制系统控制核反应的速度和功率。

2.2 蒸汽发生系统蒸汽发生系统将核能产生的热量转化为蒸汽能，并供给给发电机组驱动发电。

蒸汽发生系统包括主蒸汽管路、主汽阀、锅炉和汽轮机等。

主蒸汽管路负责将核反应堆中的蒸汽引导到发电机组，主汽阀控制蒸汽的流量，锅炉将蒸汽产生，汽轮机接收蒸汽的能量并转化为机械能。

2.3 辅助系统核电厂还有一系列辅助系统，包括冷却系统、安全系统、控制系统等。

冷却系统用于冷却核反应堆和其他设备，确保其正常运行。

安全系统负责监测和控制核反应的安全性，一旦发生异常情况，将采取相应的措施以保护设备和人员安全。

控制系统用于监控和控制核电厂的各个系统和设备，确保其协调运行。

3. 核电厂设备3.1 反应堆反应堆是核电厂中最重要的设备，它包括反应堆堆芯和反应堆压力容器等组成部分。

反应堆堆芯是核燃料的放置区域，反应堆压力容器用于容纳和封闭反应堆堆芯，并提供足够的结构强度和密封性能。

3.2 蒸汽发生器蒸汽发生器是将核能产生的热量转化为蒸汽能的设备。

它由几百根细管子组成，核反应堆中的冷却剂在细管内流动，在和管外的水蒸汽之间进行热交换。

通过蒸汽发生器，核能的热量被转移到水蒸汽上，从而驱动发电机组发电。

3.3 发电机组发电机组将蒸汽能转化为电能。

它由转子、定子、励磁系统等部分组成，转子和定子之间的相对运动产生电磁感应，进而产生电能。

发电机组是核电厂中的关键设备，它的可靠性和效率直接影响到核电厂的发电能力。

核电站安全级 DCS系统及软件安全分析摘要：对于核电站安全级DCS系统来说，除了要监视并控制保护系统工艺参数符合运行要求之外，还要避免安全级DCS系统自身故障导致的保护系统降级或者跳堆。

在核电站的运行水平方面，在保证安全性要求的前提下，系统修复所用的时间越少，则运行经济性越好。

核电站的日常运行维护主要由预防性维护和纠正性维修组成，对于保护系统而言，预防性维护主要包括：机柜报警巡检、保护系统周期试验和数据备份；纠正性维修主要包括硬件故障的应急处理和软件组态修改，将危害和风险消除或控制在可接受范围内，确保核电站安全稳定运行。

关键词：核电站；安全级DCS系统；安全级应用软件；危害分析核电站数字化控制系统是保障核电厂安全运行的核心，尤其是安全级DCS。

结合目前核电站安全级DCS的工程实践，为了提高安全级DCS软件的安全性，根据IEEE1012等相关标准的要求，对安全级DCS应用软件的开发过程进行验证和确认（V&V）活动，对应用软件开发过程中的危险进行分析。

1DCS系统故障1.1故障类型分析根据HAF-102中有关假设始发事件的描述，在核电站运行中需要考虑的故障类型取决于所涉及的系统和部件的类型。

对于DCS系统来说，其故障一般有如下形式：卡件输入/输出异常、信号测量误差大于允许范围、设备装置故障、通讯故障或上述形式的组合。

在数字化反应堆保护系统中，主要的故障类型有：①信号故障：它是故障表征的最小单元（如测量的输入信号或逻辑运算后的输出信号等）；②高级故障：包括硬件模块、计算机设备或数据信息的故障。

这类故障可能会产生多个信号故障。

在进行故障分析时，需要将信号故障和高级故障区分开。

对上述DCS系统故障进行分析，除了考虑故障的产生原因、表现形式之外，还考虑相应的检测方法和标识方式等。

1.2故障级别定义对于同种硬件设备来说，不同情况的故障会给控制系统造成不同影响程度的后果；相反，对于使控制系统无法正常运行的原因，又可能是由不同的设备故障触发的。

核电厂安全重要系统和部件的实体防护GB 13285-911主题内容与适用范围本标准规定了核电厂安全重要系统和部件的实体防护准则，并为设计者就如何防止这类系统和部件受到危害提供指导。

本标准对要求防护的系统和可能遭受的危害作了阐述，并给出了在什么条件下不需要防护的准则。

本标准适用于轻水慢化和冷却的反应堆(LWR)或石墨气冷堆(HTGR)。

本标准的一些原则也适用于其它堆型。

本标准包括对安全重要系统和部件产生的各种危害的判别，也包括防止这类设备遭受危害的合适措施。

鉴于本标准的目的侧重于提供实体防护的准则，因此设计者必须通过使用其它更详细的标准来实现本标准的要求。

2术语2.1安全停堆状态safe shutdown condition这是反应堆的一种状态。

在这种状态下，反应堆处于次临界并能够继续维持这种次临界。

此时，堆芯保持在一个可冷却的几何布置形状并且以等于或大于冷却衰变热所需的流量带出衰变热，保证堆芯得到足够的连续冷却。

2.2安全停堆地震safe shutdown earthquake (SSE)它是在分析核电厂所在区域和厂区的地质和地震条件，以及分析当地地表下物质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历史上发生过的最大地震，再加上一个安全裕量。

当发生这种地震时，安全重要的构筑物、系统和部件仍须保证履行其功能。

2.3安全重要部件component important to safety安全重要系统内为执行系统安全功能所需要的部件。

2.4安全重要系统system important to safety具有下列功能的系统称为安全重要系统：a. 有防止事件发生或减轻事件后果的能力；b. 有使电厂达到安全停堆状态并保持这种状态的能力；c. 有将厂区外辐射剂量限制在可接受限度内的能力。

属于这类系统的例子包括为完成以下功能所需要的系统：反应堆停堆(或保持反应堆在停堆状态)、冷却堆芯、限制堆芯破坏、冷却另一安全系统、事故后冷却安全壳、控制安全壳可燃物浓度或在事故中包容、控制或减少放射性物质释放等。