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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。
2021年是我国压水堆核电厂物项分级标准的重要年份。
作为核能行业的重要环节，核电厂物项分级标准的修订和制定对于核电厂的安全运行具有至关重要的意义。
以下是本文将从压水堆核电厂的物项分级标准的背景、标准修订的必要性、过程和最终成果以及未来发展四个方面展开对该主题的论述。
一、背景1.压水堆核电厂的物项分级标准的重要性压水堆核电厂是目前世界上运行最多的核电厂类型，其安全性和稳定性直接影响着国家的能源安全和经济发展。
核电厂的物项分级标准是核安全管理体系的重要组成部分，它对核电站的安全性和可靠性具有重要影响。
压水堆核电厂物项分级标准的制定和修订是为了更好地适应国内外压水堆核电厂的发展需求和安全管理要求。
2.目前压水堆核电厂物项分级标准存在的问题原有的压水堆核电厂物项分级标准在实践中存在着不适应当前核电厂的发展和管理需求、标准缺乏科学性和系统性、标准更新不及时等问题，因此急需修订和完善。
二、标准修订的必要性1.符合国内外法律法规的要求当前，国内外对核电厂的安全要求越来越高，为了符合国家相关法律法规的要求，修订压水堆核电厂物项分级标准势在必行。
2.适应压水堆核电厂的技术发展和管理需求近年来，压水堆核电厂的技术不断发展和创新，原有的物项分级标准已经不能适应当前核电厂的技术发展和管理需求，因此需要制定新的标准以适应新技术的发展。
3.提高核电厂的安全性和可靠性通过修订和完善物项分级标准，可以进一步提高核电厂的安全性和可靠性，减少事故发生的可能性，降低事故的危害程度。
三、标准修订的过程和最终成果1.制定修订方案为了确保修订过程的科学性和系统性，相关部门先制定了修订方案，确定了修订的目标、范围、程序和流程，并成立了由专家和相关人员组成的工作组。
2.收集必要信息和数据工作组成员收集了国内外压水堆核电厂的相关信息和数据，并进行了充分的分析和比对，在实践中发现了原有标准的不足和不合理之处。
3.修订标准草案在对收集到的信息和数据进行分析和研究的基础上，工作组制定了修订后的标准草案，并向相关单位和专家组织进行了征求意见。
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。
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。
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)。
![7569—1998《压水堆核电厂物项分级》介绍[1]](https://uimg.taocdn.com/4ba9ec7c1711cc7931b716c0.webp)
标准介绍#$$%年由国家质量技术监督局发布的&’()#*!+$—#$$%《压水堆核电厂物项分级》是我国核电标准体系中一项重要的基础标准，该标准是根据我国核电厂的标准化工作经验以及核电厂设计和安全审评的经验编写的。
标准参考了,-. #/0(/"《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》、,-1・2 //++《压水堆核电厂物项分级的技术见解》和32()"#"—#$%%《压水堆核电厂系统部件安全等级的划分》等核安全法规和标准，并考虑了与美国和法国的物项分级要求保持协调。
标准全面给出了核电厂物项分级的种类及其要求，理顺了多年来我国核电厂物项分级规定比较混乱的状况，对我国核安全法规中有关核电厂物项分级的要求作了进一步的明确和细化，具有很强的适用性和可操作性，对于今后我国核电厂的设计、建造和运行具有重要作用。
该标准由*章规定性内容并!个提示性附录构成。
*章规定性的内容规定了核电厂物项安全等级的划分要求，提出了相应的抗震分类和质量保证分级，推荐了物项设计建造采用的规范、标准以及应赋予的规范等级。
!个提示性附录分别给出了压水堆核电厂主要构筑物、系统和部件的分级概况、核电厂物项分级清单实例、物项各种分级之间关系的对照、该标准的分级与国外分级的对照等资料性的说明，给标准使用者以参考。
该标准适用于压水堆核电厂构筑物、系统和部件的等级划分，可为核电厂设计者对核电厂物项进行分级提供指导。
该标准主要的技术内容介绍如下。
!标准明确指出安全等级是其他分级的基础和依据，确保三项基本安全功能4反应性控制、余热排出和放射性包容5是物项安全分级的基本依据。
"核电厂的全部物项按大类分为安全级4675和非安全级4875，在非安全级物项中应识别出有特殊要求的物项987 465:。
根据物项属于的领域不同4承压机械设备、非承压机械设备、燃料组件和燃料相关组件、电气设备、构筑物等5，其安全级的划分也不同。
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。
CAP1400核电站物项分级体系简析
CAP1400核电站是中国自主研发的三代核电技术，属于大型压水堆反应堆。
其物项分级体系是指对核电站中涉及的各个设备和部件进行分类和划分，以便于管理和检测。
一级物项：一级物项是核电站中最重要的设备和部件，包括核反应堆、蒸汽发生器、主冷却剂循环系统等，它们是保证核电站正常运行的核心设备。
二级物项：二级物项包括一些辅助设备和部件，如厂用电及配电系统、辅助冷却泵、事故监控和安全装置等。
这些设备和部件虽然不如一级物项重要，但对于核电站的正常运行和安全保障也至关重要。
三级物项：三级物项是指一些次要的设备和部件，如厂用氢气系统、压力容器、金属结构等。
虽然这些设备和部件的失效不会立即影响核电站的安全运行，但也需要进行定期检测和维护。
通过对CAP1400核电站中各个设备和部件进行物项分级，可以实现对核电站的全面管理和监测。
不同物项的设备和部件在维护和修理时也可以按照其重要性和关联性来优先处理，从而提高核电站的运行效率和安全性。
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。
