核電廠設備安全分級

1、第四節(jié) 核電廠設備安全功能及分析核電廠的系統(tǒng)、設備和構(gòu)筑物對于電廠安全的作用比一般常規(guī)系統(tǒng)設備和構(gòu)筑物更大，因而提出了設備的安全功能以及按其對安全的重要性分級的概念。這種安全功能分級稱為“安全等級”。劃分安全等級的目的是提供分級設計標準。對于不同安全等級的設備規(guī)定不同的設計、制造、檢驗、試驗的要求。這樣既提高了核電廠安全性，又避免了對某些設備要求過嚴的現(xiàn)象。安全功能及分析方法核電廠安全的基本目標是限制居民和核電廠工作人員在電廠所有運行工況和事故工況下所受到的射線照射。為保證必要的安全性，執(zhí)行安全功能的系統(tǒng)執(zhí)行下列功能：為安全停堆和維持其安全停堆狀態(tài)提供手段；為停堆后從堆芯導出余熱提供手段；在事

2、故后為防止放射性物質(zhì)的釋放提供手段，以確保事故工況之后的任何釋放不超過容許極限。為實現(xiàn)上述要求，國際原子能機構(gòu)在安全導則50-SG-D1中，我國國家核安全局在1986年發(fā)布的安全導則2-中均規(guī)定了20種安全功能項目。主要內(nèi)容有：在完成所有停堆操作后，將反應堆維持在安全停堆狀態(tài)；將其它安全系統(tǒng)的熱量轉(zhuǎn)移到最終熱阱；維持反應堆冷卻劑壓力邊界的完整性；限制安全殼內(nèi)的放射性物質(zhì)向外釋放等。為了對每項功能按其對安全的重要性分級，可以采用確定論和概率論兩種分級方法。確定論法常對那些對安全有重要作用的、其損壞會導致嚴重放射性釋放事故的系統(tǒng)、設備和構(gòu)筑物提出各種要求。這些要求帶有強制性而不需要直接考慮損壞的幾

3、率或減輕事故后果的作用。概率論法則根據(jù)需要某一安全功能所起的作用幾率以及該安全功能失效的后果來評價安全重要性。此法在確定各系統(tǒng)、設備和構(gòu)筑物的安全重要性的相對值時特別有用。大多數(shù)國家同時采用兩種方法，通過對各種堆型所作大量假想事故分析的研究成果，可評價發(fā)生假想事故時執(zhí)行某安全功能的幾率以及該安全功能失效的后果。安全分級 安全一級安全一級主要包括組成反應堆冷卻劑系統(tǒng)承壓邊界的所有部件。安全一級包括反應堆冷卻劑系統(tǒng)中主要承壓設備：反應堆壓力容器、主管道以及延伸到并包括第二個隔離閥的連接管道（內(nèi)徑大到破損后正常補水系統(tǒng)不能補償冷卻劑的流失）、反應堆冷卻劑泵、穩(wěn)壓器、蒸汽發(fā)生器的一次側(cè)和控制棒驅(qū)動機構(gòu)

4、的殼體。安全一級設備選用的設計等級為一級，質(zhì)量為A組。美國聯(lián)邦法規(guī)規(guī)定，必須按實際可能的最高質(zhì)量標準來設計、制造、安裝及試驗。具體地說應符合美國機械工程師協(xié)會（ASME）規(guī)范第篇（核動力裝置部件）第一分冊中關于一級設備的規(guī)定。 安全二級主要指反應堆冷卻劑系統(tǒng)承壓邊界內(nèi)不屬于安全一級的各種部件，以及為執(zhí)行所有事故工況下停堆、維持堆芯冷卻劑總量和排出堆芯熱量及限制放射性物質(zhì)向外釋放的各種部件。例如如下一些部件： 反應堆冷卻劑系統(tǒng)承壓邊界部件中非核一級設備和部件：余熱排除系統(tǒng)、安全注入系統(tǒng)及安全殼噴淋系統(tǒng)等。構(gòu)成反應堆安全殼屏障的設備和部件：安全殼及隔離貫穿反應堆廠房的流體系統(tǒng)的閥門和部件，二回路系

5、統(tǒng)直至反應堆廠房外第一個隔離閥的部分，安全殼內(nèi)氫氣控制監(jiān)測系統(tǒng)及堆芯測量系統(tǒng)的設備和部件。 安全三級主要指下述一些系統(tǒng)的設備：為控制反應性提供硼酸的系統(tǒng)；輔助給水系統(tǒng)； 設備冷卻水系統(tǒng)；乏燃料池冷卻系統(tǒng)； 應急動力的輔助系統(tǒng)；為安全系統(tǒng)提供支持性功能的設施（例如燃料、壓縮空氣、液壓動力、潤滑劑等系統(tǒng)設施）；空氣和冷卻劑凈化系統(tǒng)；放射性廢物貯存和處理系統(tǒng)。 安全四級核島中不屬于安全一、二、三級的設備為非核安全等級。但非核安全級的設備設計制造應按非核規(guī)范和標準中較高的要求執(zhí)行，必要時，還應附加與安全的重要性相適應的補充設計要求。兩個不同安全等級的系統(tǒng)的接口，其安全等級應屬于相連系統(tǒng)中較高的安全等級

6、。抗 震 分 類在設計上要滿足承受一定地震載荷要求的機械設備和電氣設備，被定義為抗震設備。我國的核安全法規(guī)將抗震類別分為三類，即抗震I類、抗震II類和非抗震類（NA）?？拐餓類指的是核電廠中損壞會直接或間接造成事故工況、用來實施停堆或維持安全停堆并排除余熱的構(gòu)筑物、系統(tǒng)和設備。抗震I類設備包括安全一級、二級、三級和LS級及1E級的電氣設備。所有與安全有關的廠房和土建構(gòu)筑物都是抗震I類的，在設計上要滿足能承受安全停堆地震載荷的要求。其它部件和設備也可按其對安全的重要程度所需抗震能力來校核?？拐餓類表明設備的設計要滿足能承受安全停堆地震（SSE）引起的載荷要求。安全停堆地震是在分析核電廠所在區(qū)域和

7、廠區(qū)的地質(zhì)和地震條件，分析當?shù)氐乇硐挛镔|(zhì)的特性的基礎上所確定的可能發(fā)生的最大地震。安全停堆地震通常取當?shù)貧v史上發(fā)生過的最大地震再加上一個適當?shù)陌踩Ａ亢蟠_定的。 抗震類表明設備的設計要滿足能承受運行基準地震（OBE）引起的載荷要求。在美國，抗震I類設備必定是安全級設備，而對非安全級設備也可以提單獨的抗SSE要求。規(guī)范分級和質(zhì)量分組根據(jù)核電廠中系統(tǒng)和設備的安全等級和抗震類別在機械設備中規(guī)定了它們相應的設計、制造、檢查和驗收要求。這種要求反映在相應的設備設計和制造規(guī)范中。例如美國機械工程師協(xié)會（ASME）的鍋爐和承壓容器設計規(guī)范(見表2.1或法國的RCCM壓水堆核島機械設備設計和建造規(guī)則中規(guī)定了承

8、壓部件（與安全有關或與安全無關）的設計、制造、檢查和驗收的要求。在核島供貨范圍中根據(jù)產(chǎn)品等級不同，可以分為不同的質(zhì)保組，分別明確地規(guī)定不同的質(zhì)量保證（QA）要求。這些分組應與采用的安全準則相適應。我國的核電事業(yè)尚處在初始發(fā)展階段，雖然制定了一套核安全法規(guī)，有完整的設備分級、抗震分類和質(zhì)保分組要求，但沒有完整的核設備設計和制造規(guī)范。實際工作中根據(jù)情況參考美國規(guī)范或法國規(guī)范。表2.1列出了美國壓水堆核電廠部分系統(tǒng)、部件和構(gòu)筑物的分級，其中規(guī)范等級一欄中為美國機械工程師協(xié)會（ASME）的鍋爐和承壓容器的設計規(guī)范，×表示鍋爐和承壓容器的設計規(guī)范中無相應該標準。 項目名稱安全等級抗震分類規(guī)范等

9、級質(zhì)保分組1.反應堆堆芯及堆內(nèi)構(gòu)件 燃料組件3ASTMC堆芯支承構(gòu)件 3ASME-NGC堆內(nèi)構(gòu)件3ASME-NGC堆芯熱電偶系統(tǒng)NNSNA×D壓力殼底部中子通量管1 ASME-D控制棒組件3×C控制棒驅(qū)動機構(gòu)3×C可燃毒物組件3×C3.反應堆冷卻劑系統(tǒng) 壓力容器壓力邊界1ASME-A壓力容器支承 1ASME-NFA冷卻劑泵壓力邊界1ASME-NBA穩(wěn)壓器壓力邊界1ASME-NBA穩(wěn)壓器支承件1ASME-NFA蒸發(fā)器一次側(cè)壓力邊界1ASME-NB A安全卸壓閥一回路邊界1 ASME-NBA驅(qū)動機構(gòu)密封殼1ASME-A壓力容器水位管道2  A4.燃料貯存、運輸系統(tǒng) 新燃料存放架NNS SSE×D乏燃料存放架3ASME- D裝卸料機NNSNA ×D乏燃料貯存池3ASME- C燃料廠房3 D5.