第9章 核安全分级

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1、第3卷总体设计部分839核安全分级9.1概述岭澳核电站二期工程的设计和制造主要根据“法国900MWe压水堆核电站系统设计和建造规则”（RCC-P，1991年第4版、1995年修订），“压水堆核岛机械设备设计建造规则”（RCC-M，2000年版和2002年补遗），对系统、设备和构筑物进行核安全分级、RCC-M规范分级和抗震分类。设备核安全分级关系如下图所示：设备核安全分级机械设备电气设备承压设备非1E级1E级非承压设备非核安全级核安全级非核安全级核安全级核安全3级核安全2级核安全1级支承堆内构件其他设备S2级S1级第3卷总体设计部分83机械承压设备核安全分级与R

2、CC-M规范等级的关系如下表所示：安全等级RCC-M规范等级123Nc12或13或2Nc或3一般的RCC-M规范等级是与安全等级相对应，但是表中安全2、3级和NC级（非核安全级）根据设备所经受的载荷（特别是压力和温度）情况，可相应提高其RCC-M规范等级。系统的核安全分级和RCC-M规范等级及分级的分界已在设计流程图上给出明确标记。9.2核安全分级应用的原则机械系统执行安全功能的设备和部件按照对安全的重要程度进行分级，安全功能主要包括下列内容：——反应堆停堆；——对堆芯或执行安全功能的其他系统进行冷却；——事故后防止放射性物质扩散。9.2.1承压设备的核安全分

3、级构成压力边界并执行安全功能的机械和流体系统的设备和部件分成三种安全等级：安全1级、安全2级和安全3级，其它承压设备和部件为非安全级，用NC表示。流体系统的安全等级涉及到同系统连接的各个设备，包括疏水和放气以及仪表机械部分，范围覆盖到安全等级接口部位（安全1级有例外，与安全1级流体管道连接的流体管道的安全等级取决于它们的直径）。9.2.1.1安全1级安全1级适用于部件破损后会引起工况Ⅲ或工况Ⅳ反应堆失水事故的一些部件（有关工况的定义参照RCC-P，4.4节），或者在反应堆正常运行过程中假设只有正常补水系统补水的情况下，本身的破损会阻碍反应堆顺利停堆和冷却的那些

4、部件。安全1级包括：a)反应堆冷却剂系统以及与其连接的内径大于10.6mm的水管线或内径大于21.9mm的蒸汽管线，其长度延伸至（并包括）相连辅助管线上的两个反应堆冷却剂隔离阀；第3卷总体设计部分83a)稳压器卸压管线直至（并包括）卸压装置（卸压阀和安全阀）。9.2.1.1安全2级安全2级适用于非安全1级的输送反应堆冷却剂的承压设备和部件，或者适用于在发生失水事故时为包容放射性物质所需的系统设备和部件。安全2级包括：a）不属于安全1级的反应堆冷却剂系统承压设备和部件；b）下列系统的主要设备和部件·余热排出系统；·化学和容积控制系统；·安全注入系统；·安全壳喷淋

5、系统。构成第三道安全壳屏障的设备和部件；·反应堆安全壳厂房，包括用来隔离反应堆厂房和外部环境的封闭系统的阀门和部件；·反应堆安全壳厂房内属于二回路系统的部分，并延伸至（并包括）厂房外第一个隔离阀；·安全壳大气监测系统b)堆芯仪表系统的设备和部件直至（并包括）手动隔离阀。9.2.1.2安全3级安全3级适用于对安全重要的设备和部件，这些部件损坏后不会直接引起放射性后果；或者对于损坏后会导致正常需存放衰变的放射性气体释放的设备。安全3级包括：a)反应堆冷却剂净化所需的化学和容积控制系统中的设备和部件，硼补给系统中的设备和部件；b)安全壳外蒸汽发生器辅助给水系统的设备

6、和部件；c)设备冷却水系统和安全重要厂用水系统的设备和部件；d)反应堆换料水池和乏燃料水池冷却和处理系统的设备和部件；e)放射性废物处理系统的设备和部件（如果这些设备损坏会导致正常需存放衰变的放射性气体释放）。9.2.1.3安全等级的接口第3卷总体设计部分83两个不同安全等级的系统或系统的某种部件可用适当的接口件连接。接口的功能是为了保证较低安全等级的设备和部件损坏不会导致：a)较高安全等级的设备、部件或系统安全功能的丧失；或b)正常情况下需存放衰变的气态放射性不可控地向环境释放。接口件的安全等级采用两者中较高的。常采用的接口件有：a)1个非能动屏障（如：热交

7、换器管子）；b)一个非能动限流装置，如一些限流件（非能动设备或能动设备的定义参照RCC-P及其应用指南第4.2.6节）；c)1个安全阀；d)1个正常开启的遥控阀（在2级或3级与更低级之间）；e)两个串联连接的正常开启的遥控阀（在1级或2级与更低级之间）；f)1个正常关闭阀（2级或3级与更低级之间）；g)两个串联连接的正常关闭的阀门（1级与更低级之间）。止回阀有安全等级接口件功能，但是只有止回阀位于反应堆安全壳内时，才能作为安全1级接口分界。承担安全等级接口分界的正常开启的阀门，其关闭时间必须保持较高安全等级的部件、设备或系统的安全功能。9.2.1.1适用接口件

8、的例子a)在安全1级和安全2级的部件或