2024年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xx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。
文章编号:1002-5855(2007)02-0018-05作者简介:张征明(1967-),男,副研究员,从事反应堆结构设计与结构力学分析工作。
核安全一级阀门的力学分析张征明,吴莘馨(清华大学核能与新能源技术研究院,北京100084) 摘要 介绍了核安全一级阀门结构应力分析方法在阀门设计中的重要作用。
以核安全一级电动截止阀为例,采用规范法和分析法对阀门的承压边界进行了力学分析和计算,并对阀门主法兰和连接螺栓的计算结果作了对比和评价。
关键词 核安全一级;核工业用阀;力学分析 中图分类号:TH134 文献标识码:AMechanical analysis of the nuclear safety class 1valveZHANG Zheng -ming ,WU Xin -xin(I nstitute of Nuclear and new Energ y T echno logy ,Tsing hua University ,Beijing 100084,China )A bstract :Design by analysis method must be used for the nuclear safety class 1valve as the regula -tio ns of nuclear safety codes .Detailed stress distribution in the valve structure should be analyzed andevaluated .This paper introduces the mechanical analysis of a nuclear safety class 1electric shutoff v alve .The introduction w ill focus on the com munications betw een the designer and the analy zer of the v alve .Some advisements are given by the analy zer based on the mechanical analysis results of the valve structure .Key words :nuclear safety class 1;valve ;mechanical analysis 1 前言核安全级阀门在设计、制造和检验等各个环节上均有远高于普通阀门的要求,尤其是核安全一级阀门,按照核安全法规的要求,必须采用分析方法进行设计,对阀门结构进行详细的应力分析和评价。
核反应堆的构造与原理核反应堆是人类利用核能进行能源转化和利用的重要装置，它是利用核裂变或核聚变等反应过程产生的能量，转化为电能或其他形式的能量。
核反应堆由反应堆本体、控制与保护等系统和辅助设备等部分组成。
一、反应堆本体反应堆本体是核反应堆的主体构件，核反应堆的反应主要在反应堆本体内进行。
反应堆本体包括反应堆压力容器、燃料组件和冷却系统。
1、反应堆压力容器反应堆压力容器是承受反应堆本体内高温、高压和强辐射环境的容器，它是反应堆安全的重要保障。
该容器采用钢制主体，内衬防辐射钢板和铅板等材料。
2、燃料组件燃料组件是反应堆内主要储能的部分，它包含了用于核反应的燃料和燃料包壳等外壳保护。
燃料包壳往往是由合金钢、锆合金或铝合金等制成。
燃料则往往是铀、钚等可用作核反应燃料的物质。
3、冷却系统冷却系统是反应堆内负责燃料排热的部分，它是确保反应堆正常运行的重要保证。
冷却系统采用水、氦气或钠等冷却剂。
二、控制与保护系统1、控制系统控制系统是保证反应堆反应正常的系统，它采用反应堆控制棒调节反应堆内核反应。
控制棒是一种圆筒形的中心空置管，一般由银、铝、钡等元素制成，其管壳外表面均匀地涂覆有镉等元素。
控制棒可根据能量需求随时控制反应堆中的核反应。
2、保护系统保护系统是反应堆安全的保护系统。
它包括常规保护系统和非常规保护系统两种保护方法。
常规保护系统指的是针对燃料组件的温度、压力和中子流量等测量来进行保护;非常规保护系统通常采用紧急关闭系统来保护反应堆安全。
三、辅助设备辅助设备是配合反应堆本体和控制系统使用的一些设备。
辅助设备包括冷却剂回路、泵站、容器防护等。
总之，核反应堆作为一种新型的能源生产方式，具有取之不尽，用之不竭之优势。
只有在技术得到充分保证和严格控制后，才能够达到效果，充分发挥其所以光芒。
1 / 1纵深防御，多重屏障 纵深防御：第一级安全性考虑：要求在核电站的设计、建造和运行中采用多种有效措施，把发生事故的几率降到最小程度。
要求：反应堆及动力装置的设计必须包括内在的安全特性；系统对于损伤必须有最大的耐受性；设备必须有冗余度和可检查性及运行前整个工作寿期内的可试验性。
冗余度：平行而独立地采用两个或两个以上的类似部件或系统，一旦一个失败也不会影响正常运行。
内容：反应堆需要负的瞬时温度系数与空泡份额 运行条件下性能确实稳定的材料，才允许作燃料、冷却剂及与安全有关的结构物仪表控制系统必须满足要求，有充分的冗余度建造与设备安装，按工程实践的最高标准，必须有质保部件的设计、安装能够连续或定期检测，允许对它们进行定期试验 第二级安全考虑：要求核电站必须设置可靠的安全保护系统。
一旦发生事故，该系统能对人身与设备进行安全保护，防止或减少事故的危害。
内容：反应堆有两套独立的停堆系统 必须备有两套独立的电源。
包括两路分开的厂外电源、厂内事故电源以及能够快速启动且有一定冗余数量的柴油发电机组。
此外还应有为仪表供电的蓄电池直流电源第三级安全性考虑：要求在发生某些假想事故而一些保护系统又同时失效时，必须有另外的专设安全设施投入动作。
多重屏障第一重屏障：燃料芯块，大约能留住98％以上的放射性裂变产物第二重屏障，燃料元件包壳管，用锆合金制成的燃料元件包壳管，可以防止气体裂变产物以及裂变碎片进一步外逸。
对于高温气冷堆，燃料呈颗粒状，每颗粒子都有热介碳涂层包壳。
第三重屏障：压力容器与一回路管道组成的压力边界，在绝大多数反应堆中，大部分放射性物质可以通过冷却剂净化系统除去。
第四重屏障：安全壳，所有反应堆都需安全地包容在安全壳壳体之内，后者是防止放射性物质向外环境扩散的最后一道屏障。
裂变产物中毒, 氙中毒(平衡氙中毒, 氙瞬态)热堆运行后堆内产生的某些裂变产物的中子吸收截面很大，对K 有影响，长寿命的称为“结渣”，短寿命的称为“毒物”，结渣与毒物对反应性的影响称中毒效应。
