1-核电厂系统与部件的核安全分级

单击此处编辑母版标题样式,单击此处编辑母版文本样式,第二级,第三级,第四级,第五级,*,*,核电厂系统与部件的核安全分级,9/14/2024,1,第1节 总论,1.1,目的,压水堆核电站设计中采用了纵深防御的原则。从安全角度讲，对一个核电站应考虑以下两个主要问题：,(1) 它构成了一个辐射源；,(2) 它通常产生是可控的放射性释放；在特殊情况下，如在偶发事件或事故下，会造成不可控释放。,9/14/2024,2,从这个观点出发，核电站的安全根据纵深防御原则应包括如下三个层次，即：,第一层，电站的设计与建造质量要保证在正常运行和正常瞬态运行工况下电站不发生破坏。,第二层，安全系统的设计要尽可能减少非正常瞬态工况或设备故障的影响。,第三层，工程安全设施的设计要尽可能减少能导致放射性产物泄漏的假想事故的影响。,第1节 总论,1.1,目的,9/14/2024,3,前两个层次是事故的预防，后一层次是事故的防护。,核电站的安全实际上是通过组成其系统、设备和部件的安全性来实现的。,从安全上来看，组成核电站的各个系统、设备和部件对安全的重要程度是不完全相同的。为此，必需根据它们所执行的安全功能，对这些系统、设备和部件进行分级，并对不同等级的设备和部件规定出在设计、制造、材料检验等方面的不同要求。,第1节 总论,1.1,目的,9/14/2024,4,核电厂设计安全规定在设计总准则一章中针对核电厂的设计提出了“必须明确规定构筑物、系统和部件的全部安全功能。构筑物、系统和部件必须按其安全的重要性进行分级。”为了便于履行这一要求，安全导则用于沸水堆、压水堆和压力管式反应堆的安全功能和部件分级对核电厂安全功能和部件的安全等级划分提出了具体指导。,第1节 总论,1.2,范围,9/14/2024,5,该导则推荐了安全功能和物项分级的方法，即把基本安全功能按其重要性，详细分解为多种安全功能条目(如k、d、c、等共20个条目)，然后再把这些条目组合成若干个等级。该导则在其附件A中把流体包容部件分成了安全1、2、3、4四个等级，若再加上四级以外的物项，则共有五个等级。但一般世界各国(如法、美)是把流体包容部件(或称核承压设备)分为3个安全等级(即安全1级、安全2级、安全3级)和非安全级(常规设备)。,第1节 总论,1.2,范围,9/14/2024,6,建立或制定设备分级的目的是为了对那些核电站安全起作用的系统和设备的可靠性和可利用率提供足够的保证。,设备的等级是根据设备所履行的安全功能决定的，合适的设备等级应保证：设备的质量与设备在安全中所起的作用相适应。,第1节 总论,1.,3 设备分级的概念和方法,9/14/2024,7,核电站的安全主要取决于那些保证执行下列安全功能的设备的可靠性。这些安全功能是：,(1) 反应堆紧急停堆和维持反应堆在安全停堆状态；,(2) 堆芯和安全壳厂房的冷却(包括中期和长期冷却)；,放射性物质的封存和限制向环境的排放并控制在规定的限值之内。,第1节 总论,1.,3 设备分级的概念和方法,9/14/2024,8,所谓设备的安全分级，就是从核电厂或核设施的设备中找出履行上述安全功能的设备，即所谓“与安全有关”或“对安全是重要”的设备，并按其执行安全功能的重要性，分为不同的等级，这就是“设备分级”。其次应证实这些设备在系统要求的任何可能的工况下都能可靠地执行其安全功能，这就是所谓“设备鉴定”。由于核电站的安全在很大程度上取决于设备的可靠性，因此“设备分级”和“设备鉴定”对核电站的安全是很重要的。,第1节 总论,1.,3 设备分级的概念和方法,9/14/2024,9,正确的设备分级是在充分地了解核电站各系统功能的基础上作出的。在订出设备的安全等级的基础上，人们就可以规定它的设计和制造要求，抗地震要求以及质量保证要求，即制定出设备的设计制造等级(即规范等级)、抗震等级和质量保证等级。这就是“设备分级”的全过程。,第1节 总论,1.,3 设备分级的概念和方法,9/14/2024,10,在作出“设备分级”之后，为了了解这些设备是否能在整个寿期及可能的任何工况(主要是事故工况)下都能可靠地执行其安全功能，必须对设备进行鉴定，鉴定可以用分析方法和试验方法或这二者的结合。其过程是，首先确定哪些设备须要用鉴定，从中找出实际作鉴定的典型设备，然后制定出鉴定的方法和程序以及鉴定验收标准，接着对设备进行鉴定试验或分析，最后对设备的鉴定评价报告进行审查，以判定这些安全重要的设备是否真正合格，即能够承受电站40年寿期并承受最苛刻的环境条件和地震条件。,第1节 总论,1.,3 设备分级的概念和方法,9/14/2024,11,在核电站设计中，如果某些系统、设备和建筑物对安全的作用比另一些系统、设备和建筑物更大，那么这些系统的设备和建筑物的分级级别就要越高。设计中可用两种方法来确定与安全有关的系统、设备和建筑物的分级要求：确定论法和概率法。确定论法常对那些安全有重要作用的，其损坏能导致严重放射性释放事故的系统、设备和建筑物提出分级要求。,第1节 总论,1.,3 设备分级的概念和方法,9/14/2024,12,分级要求带有强制性而不需要细致地考虑损坏的几率或对减轻事故后果的影响。概率法则细致地根据需要某一安全功能起作用的几率以及该安全功能失效的后果来评价安全重要性。概率法在确定各系统、设备和建筑物的安全重要性的相对排序方面特别有用。,第1节 总论,1.,3 设备分级的概念和方法,9/14/2024,13,1.3.1,确定论方法,一般将核电厂各承压设备物项按照其所履行的安全功能分为安全1级，安全2级，安全3级及非安全级。,安全1级就是构成反应堆冷却剂压力边界的那些设备，其失效会引起失水事故的物项；,第1节 总论,1.,3 设备分级的概念和方法,9/14/2024,14,安全2级是属于反应堆冷却剂压力边界但不属于安全1级的那些小设备，小管道(具体定义是：其失效引起的反应堆冷却剂流失不超过正常补水系统提供的补水量)以及用于防止预计运行事件导致事件工况，或发生事故可减轻事故工况后果的物项，如专设工程安全设施。,第1节 总论,1.,3 设备分级的概念和方法,9/14/2024,15,第1节 总论,1.,3 设备分级的概念和方法,安全3级是冷却安全2级设备，或对安全级设备运行起支持保证作用的物项(冷却、润滑、密封等)。如设备冷却水系统，重要厂用水系统等。,具体分级以法国标准压水堆核电厂为例，如下列。从中可以看出安全分级与安全功能条目之间的关系。,9/14/2024,16,9/14/2024,17,1.3.2,概率法,采用概率法是将安全功能按其对安全的重要作用排顺序，该法综合考虑以下三点：,(1) 该安全功能失效的后果(P1)；,(2) 要求执行该安全功能的几率(P2)；,(3) 在需要时，不能执行其安全功能的几率(P3)。,第1节 总论,1.,3 设备分级的概念和方法,9/14/2024,18,这三个因子的乘积必须低于允许水平(P=P1P2P3)，即要求执行某安全功能的几率，在需要时不能执行安全功能 的几率以及该安全功能失效的后果三者的乘积应在允许的限度内。,当分析表明这一乘积过大时，应从设计和(或)管理上采取减小它的措施，可供采取的措施很多，如在废液处理系统中，为了尽量减少贮槽损坏时放射性释放的后果，可将放射性废液贮存在若干个小贮槽内，而不是内贮存在一个大贮槽内。,第1节 总论,1.,3 设备分级的概念和方法,9/14/2024,19,通常还采用其它各种方法，如：多重性、多样性、厂区布置、采用经过考验的设备、在役检查以及采用合适的规范和标准等。所需的结构完整性由设计来确定，即包括诸如结构设计、质量保证、制造以及水压试验、役前检查等方面。,第1节 总论,1.,3 设备分级的概念和方法,9/14/2024,20,为某一设备确定的设计要求直接会影响到该设备失效的几率，即设计要求愈严格，该设备在需要时不能执行其功能的几率就愈小。因此，安全等级越高，其设计要求也要求高；安全等级越低，设计的要求也较低。,压水堆核电厂的设备分级如下述已很规范化了，用确定论方法可确定。而新堆、研究堆，其分级有很大的不确定性，则可采用概率法最终确定。,第1节 总论,1.,3 设备分级的概念和方法,9/14/2024,21,1.3.3,安全等级以外的其他级别,核电厂物项除有其安全等级以外，还有以下3个级别，即抗震类别、规范等级和质保等级。,(1)抗震类别,应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，按照HAF0215(1)确定物项的抗震类别。如抗震 类要求承受OBE、SSE载荷，抗震 类仅要求承受OBE载荷。,第1节 总论,1.,3 设备分级的概念和方法,9/14/2024,22,(2)规范等级,所谓规范等级，是指为满足不同安全等级的要求，采用何种设计建造规范(标准)。如ASMENB、NC、ND等。在确定规范等级及相应的设计建造要求时，首先要考虑安全等级，其次还要考虑物项的载荷条件(压力、温度、载荷循环情况等)，根据GB/T16702和GB/T17569确定。,第1节 总论,1.,3 设备分级的概念和方法,9/14/2024,23,(3)质量保证等级,物项的质量保证等级的划分可以有两种办法。第一种办法以物项定位，即一个物项唯一地赋予一个等级。第二种办法以物项和活动领域(设计、采购、制造、建造、运行和管理)两者定位，这种办法可能使同一物项在不同的活动阶段有不同的质量保证等级。,质量保证等级的高低首先要依据安全等级，其次还要考虑物项的设计建造经验，工艺成熟性、运动部件多寡、供货史、标准化程度等多种因素。,第1节 总论,1.,3 设备分级的概念和方法,9/14/2024,24,(4)分级对象的确定,在分级时，“物项”必须具体化。一个系统或一件设备可以由不同安全等级的若干部件所组成。所以在实施分级时，必须确定出能够赋予单一等级的最小单元，以该最小单元作为分级的具体对象，最小单元可能是：,一个系统或系统中一个区段，如压缩空气系统中，支持安全功能的应急压缩空气系统为安全3级，其余系统为非安全级；,第1节 总论,1.,3 设备分级的概念和方法,9/14/2024,25, 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)，, 一件设备的某一部件，如反应堆冷却剂泵的泵壳(安全1级)；泵电机（非安全级）。, 一件设备的某一个或某一类零件，如反应堆冷却剂泵的飞轮(安全3级)；反应堆冷却剂泵的支承件(安全1级)。,第1节 总论,1.,3 设备分级的概念和方法,9/14/2024,26,设计单位必须按系统设备把安全级物项及其级别(类别)列在物项分级清单中。当笼统地说某件复杂设备是某安全等级时，是指该设备有代表性的安全等级。比如反应堆冷却剂泵虽然包含着安全1、2、3等多个等级的部件，但有时候也说它是安全1级泵。,(5)接口装置的安全等级,不同安全等级的物项之间的连接应使用接口装置(如阀门、孔板等)。接口装置的安全等级应是所连接的两个部件的安全等级的较高者。,第1节 总论,1.,3 设备分级的概念和方法,9/14/2024,27,2.1.1,承压机械设备,承压机械设备是指核电厂工艺系统或安全系统中用于包容流体的各种容器、贮罐、管道、管道附件、热交换器、泵、阀门等物项。,对于承压机械设备，安全级又分为安全1级、安全2级和安全3级；非安全级当中又可分出NNS(S)类。,承压机械设备主支承件的安全等级与被支承设备相同。,第2节 核电厂系统与部件的核安全等级,2.1 安全分级,9/14/2024,28,2.1.1.1,安全,1,级,安全1级适用于构成反应堆冷却剂压力边界，包括一回路冷却剂管道和内径大于10.4mm的管道，其失效会引起失水事故的物项。,某些部件虽然也属于反应堆冷却剂压力边界，但其失效引起的反应堆冷却剂流失不超出正常补水能力提供的补水量，这类部件可不列入安全1级。,第2节 核电厂系统与部件的核安全等级,2.1 安全分级,9/14/2024,29,安全1级物项的例子有：,(1)反应堆压力容器；,( 2)反应堆冷却剂管道；,(3)与反应堆冷却剂管道相连接的内径大于10.4mm的管线(延伸至并包括第二个隔离阀)；,(4)反应堆冷却剂泵属于反应堆冷却剂压力边界的部分(如泵壳)；,第2节 核电厂系统与部件的核安全等级,2.1 安全分级,9/14/2024,30,(5)控制棒驱动机构耐压壳；,(6)稳压器及波动管；,(7)稳压器安全阀、卸压阀及其与稳压器相连的管道；,(8)蒸汽发生器一次侧；,(9)上述各部件的主支承件。,第2节 核电厂系统与部件的核安全等级,2.1 安全分级,9/14/2024,31,2.1.1.2,安全,2,级,安全2级适用于反应堆冷却剂压力边界内不属于安全1级的小口径部件以及用于防止预计运行事件导致事件工况和减轻事故工况后果的物项。,安全2级物项例子有：,(1)属于反应堆冷却剂压力边界的小直径(DN64或压力温度额定等级值400的阀门属于RCCM-2级。PN64、40、25或额定压力等级数为400、300的阀门属于RCCM-3级。,第2节 核电厂系统与部件的核安全等级,2.3 设计和制造等级,9/14/2024,61,按循环载荷分级,仅根据安全功能在初步分级时属于RCCM-3级的承压设备，当受到高循环载荷时定为RCCM-2级。,当设备在规定的下述1）到3）中压力和温度的有效循环总数超过基准循环数时，就可认为是承受高循环载荷的设备。,10000周次被推荐为基准循环数，1)+2)+3)10000为高循环载荷。,第2节 核电厂系统与部件的核安全等级,2.3 设计和制造等级,9/14/2024,62,第2节 核电厂系统与部件的核安全等级,2.3 设计和制造等级,1) 压力变化的有效数定义：用一定压力幅度的变化数乘以按该幅度在表1查得的系数，随后再对不同压力变化所得结果求和。,压力的变化P（设计压力的%）,采用的系数,P20,0,20P40,0.05,40P60,0.2,60P80,0.5,80P100,1,表1 压力系数,9/14/2024,63,第2节 核电厂系统与部件的核安全等级,2.3 设计和制造等级,2) 温度波动的有效数定义：用一定幅度的温度变化数乘以按该幅度在下表2查得的系数，随后再对不同温度变化所得结果求和。,压力的变化T（或带修正系数的/h）,采用的系数,T25,0,25T50,0.2,50T100,2,100T150,5,150T200,15,200T250,30,T250,40,表,2,温度系数,9/14/2024,64,第2节 核电厂系统与部件的核安全等级,2.3 设计和制造等级,如采用循环过程中的温度的平均变化速度/h，还要乘以下列表3的系数，对温度变化速度/h进行修正。,压力的变化P（设计压力的%）,采用的系数,P20,0,20P40,0.05,40P60,0.2,60P80,0.5,80P100,1,表,3,温度的平均变化速度所引起的修正系数,9/14/2024,65,取以下两个温度变化值的小值，用表2进行计算, 用表2中的温度变化值；, 用温度平均变化速率乘以表3中的系数后得到数值。,对热交换器一次侧和二次侧的温度变化应该分别考虑，对于分界面部件取两者之和。,第2节 核电厂系统与部件的核安全等级,2.3 设计和制造等级,9/14/2024,66,第2节 核电厂系统与部件的核安全等级,2.3 设计和制造等级,3)当设备上有连接不同金属材料热膨胀系数部件的焊缝时，温度变化的有效数是：用一定幅度的变化数乘以按该幅度在表4查得的系数，随后对不同变化得到的结果求和。,温度的变化（）,采用的系数,T25,0,50T100,0.2,100T150,0.8,150T200,2,200T250,4,T250,8,表4 系数,9/14/2024,67,(3)焊缝的RCCM等级,承压焊缝应与被承压焊接部件的级别相同。如果这些部件的级别不一样，则焊缝用较高的一级。,若采用机械连接，则机械连接应按支承件处理，满足H篇要求。,不承受压力但对承压设备有影响的焊缝，应与受影响设备的级别相同。,第2节 核电厂系统与部件的核安全等级,2.3 设计和制造等级,9/14/2024,68,1级,1级B篇,蒸汽发生器二次侧,2级,P5Mpa或T250,或高循环载荷,P5Mpa或T250,或高循环载荷,5MPa,P250,MPa或,250,T110,3级,2级C篇,3级D篇,常规标准,小型设备E篇,非安全级,安全级支承件 采用H篇,堆内构件 采用G篇,安全级低、常压贮罐 采用J篇,图1 安全级与规范级的对应关系,9/14/2024,69,另外，对RCCM分级，如果制造者出于协调制造等方面的考虑，可以对某些设备的RCCM等级升高或降低，制造厂应将此例外通知业主。,各个RCCM等级与各设计分卷对应关系如下：,RCCM-1级，对应于RCC-M的B卷；,RCCM-2级，对应于RCC-M的C卷；,RCCM-3级，对应于RCC-M的D卷；,RCCM的A4260对应的小设备，应用RCC-M的E卷；小设备，如容积小于等于100升的容器。,某些小的低压贮存罐，应用RCC-M的J卷。,堆内构件，对应于RCC-M的G篇；,支承件，对应于RCC-M的H篇。,第2节 核电厂系统与部件的核安全等级,2.3 设计和制造等级,9/14/2024,70,2.3.2 承压设备支承件的RCCM等级,安全级承压设备支承件属于非承压设备，为LS级。,安全级承压设备支承件的RCCM等级分为S1和S2级，对应于RCCM-M的H册。,支承件的级别根据被支承设备而定。,1级设备的支承件为S1级；,2级或3级设备的支承件为S2级。,当级别不同的两个或两个以上设备或部件共用一个支承件时，就按要求高的那一个定级。,支承件与建筑物结构可采用焊接或机械连接，其焊缝或机械连接件应符合H篇规定。,为了使其产品标准化，制造厂可以提高某支承件的等级，此时制造厂应把变动情况通知业主。,第2节 核电厂系统与部件的核安全等级,2.3 设计和制造等级,9/14/2024,71,2.3.3 堆内构件的RCCM等级,堆内构件属于非承压设备，为LS级。,堆内构件的RCCM等级分为ES和EI两类,(1)堆芯支承件为ES类，它是反应堆压力容器内支承并固定堆芯的结构或其部件；,(2)内部构件为EI类。它是发生上述堆芯支承件假想性破坏事故后，用于支承和约束固定堆芯燃料组件的那些构件。,第2节 核电厂系统与部件的核安全等级,2.3 设计和制造等级,9/14/2024,72,把EI件连接在ES件上的焊缝应作为ES件看待。,ES类设备应采用RCC-M的G册规定。,EI类设备不受RCC-M条文制约，除非有明确规定，可引用G册的适当条文。,2.3.4 其它LS级设备,乏燃料装运和贮存设备，应用FEM(欧洲联盟搬运准则)规定；,1E级电气设备，应用RCC-E规则；,LS级土建结构，应用RCC-G规则,。,第2节 核电厂系统与部件的核安全等级,2.3 设计和制造等级,9/14/2024,73,质量保证QA要求分为3个等级，即QA1、QA2、QA3级，以及没有质量保证要求的QNC级，其QA要求依次降低。不同的核电站，设备的QA分级存在一定的差异，这主要取决于电站以及用户要求等因素。,QA等级是以安全级别为依据，并考虑到一些其它因素，诸如部件的复杂性、单件产品、新产品等进行分级的。,QA1级要求供应方满足所有IAEA50CQA相当于我国的HAF0400法规的总要求，并编制相应的质保大纲；,QA2级要求供应方满足部分IAEA50CQA法规的总要求，并编制相应的质保大纲；,第2节 核电厂系统与部件的核安全等级,2.4 质量保证等级,9/14/2024,74,QA3级仅要求供应方符合承包方的相应文件要求，如法国是法马通公司的总要求。,总之，QA1级设备需满足IAEA-50-C-QA中的全部十三条要求；而QA2级设备则需部分满足十三条要求，QA3级设备没有质量保证规范，但有一般性要求和专门技术要求，即需满足专门的要求和规定。,QNC级即不须要QA大纲，也不须满足专门的技术要求。,第2节 核电厂系统与部件的核安全等级,2.4 质量保证等级,9/14/2024,75,2.4.1 质量保证1级,质量保证1级适用于,(1)全部安全1级、大部分安全2级和部分安全3级承压机械设备（2级和3级中主要是专设安全设施及其支承系统的泵、自动阀等）；,(2)安全级非承压机械设备中的堆内构件、控制棒驱动机构等；,第2节 核电厂系统与部件的核安全等级,2.4 质量保证等级,9/14/2024,76,(3)为安全停堆、排出余热、安全壳紧急排热、安全壳隔离以及事故后监测等提供信号、触发的驱动系统和控制线路；,(4)安全壳；,(5)燃料组件和相关组件。,QA1要求遵守HAF0400(91)的全部要求。需要制定和实施质量保证大纲和大纲程序，同时还必须满足合同等采购文件要求。,第2节 核电厂系统与部件的核安全等级,2.4 质量保证等级,9/14/2024,77,2.4.2 质量保证2级,质量保证2级适用于：,(1)2.4.1(1)以外的安全2级和安全3级承压机构设备；,(2)安全级非承压机械设备的一部分，如通风设备等；,(3)2.4.1（3）以外的安全级电气设备以及部分SR级电气设备。,(4)安全级厂房（安全壳除外）。,QA2要求执行HAF0400（91）的大部分要求。需要有质量保证大纲程序并满足合同等采购文件要求。,第2节 核电厂系统与部件的核安全等级,2.4 质量保证等级,9/14/2024,78,2.4.3 质量保证3级,质量保证3级适用于：,(1)2.4.1和2.4.2以外的所有安全级物项,(2)NNS（S）类物项，包括电气设备中2.4.2(3)以外的所有SR级物项；,(3)某些非安全重要物项。,QA3需要按采购方的要求，制定工作程序和细则，并满足合同等采购文件要求。,2.4.4 非核质量保证级,QA1、QA2、QA3以外的物项归入非核质量保证级QAN。QAN应执行采购文件的要求。,第2节 核电厂系统与部件的核安全等级,2.4 质量保证等级,9/14/2024,79,第2节 核电厂系统与部件的核安全等级,2.4 质量保证等级,2.4.5 承压机械设备的安全等级与QA等级有如下对应关系,安全级,QA等级,1,QA1,2,QA2,（但专设安全设施系统的泵、自动阀以及专设安全设施的支承系统的泵、自动阀仍为QA1级）,3,9/14/2024,80,(2)LS级机械设备,反应堆堆内构件QA1；,控制棒驱动机构QA1；,安全1级设备的支承件(除标准支承件外)，QA1；,乏燃料装运和贮存设备， QA2；,通风设备， QA2；,1级设备标准支承件， QA2；,QA1和QA2级设备支承件，防甩限制件及减震件(除标准件外) QA2；,QA2设备的标准支承件、防甩限制件及减震件，QA3。,第2节 核电厂系统与部件的核安全等级,2.4 质量保证等级,9/14/2024,81,(3)1E级电气设备；,所有1E级电气设备均为QA1级。但是其机械部分为安全LS级，质保QA2级的通风系统的1E级部件为QA2级。,(4)非安全级设备,非安全级设备为QA3级或QNC级。,第2节 核电厂系统与部件的核安全等级,2.4 质量保证等级,9/14/2024,82,第2节 核电厂系统与部件的核安全等级,2.5 小结,归纳以上所述可以得出以下结论：,2.5.1 几个级别的关系,(1)承压设备, 安全1级的承压机械设备，其RCCM等级和QA等级 均为1级；, 安全2级的承压机械设备，其RCCM等级和QA等级，有些是2级，有些是1级；, 安全3级的承压机械设备，也有同样的升级情况，即其RCCM等级有些是2级，有些是3级，而QA等级，则有些是QA1级，有些是QA2级。,9/14/2024,83,第2节 核电厂系统与部件的核安全等级,2.5 小结, 按照运行参数分级主要是针对安全3级和非安全级的设备，即根据它们的运行工况在制订其规范等级时升级，分别定为RCCM-2级和RCCM-3级。,综上可以看出，凡是有安全级别的承压设备(即安全1、2、3级)，它的QA等级都是QA1级或QA2级，不存在QA3级。这就是说只要是安全等级的承压机械设备，就要求供货商提供质量保证的证明文件。,9/14/2024,84,第2节 核电厂系统与部件的核安全等级,2.5 小结,某些部件和设备的RCCM等级和QA等级比其安全等级有所提高，是由于在某些阶段，例如制造，不仅要考虑设备的安全功能，还要考虑制造工艺的难易程度和设备运行的可靠性等因素。例如某个设备在安全功能上不很重要，但我们并不希望它在电站寿命期间过早失效，出于这个原因，对这些设备提出更高的制造要求并要求遵守高一级质量保证规范以达到控制关键环节和保证质量的目的。,9/14/2024,85,第2节 核电厂系统与部件的核安全等级,2.5 小结,(2)有安全等级的非承压设备都有质量保证等级(QA1、QA2、QA3级)。,(3)全部1E级电气设备均为QA1级。,承压设备的QA级，RCCM级和安全等级的关系如图2。,9/14/2024,86,第2节 核电厂系统与部件的核安全等级,2.5 小结,1,2,3,QNC,1,2,3,NC,1,2,3,常规标准,QA等级,安全等级,RCCM等级,图2 设备的RCC-M等级、QA等级与其安全等级的关系,9/14/2024,87,第2节 核电厂系统与部件的核安全等级,2.5 小结,(4)阀门的QA等级,核电站中阀门是品种多数量大的设备，因此对它有一些专门规定,阀门壳体（压力边界）,阀门壳体的RCCM等级与它的安全等级和运行条件有关。而其QA等级又与安全等级和抗震类别有关。具体见下页表5(,阀门的,QA等级,与其它等级的关系,)。,9/14/2024,88,第2节 核电厂系统与部件的核安全等级,2.5 小结,分组,安全级,RCCM级,QA等级,1A,1I,NC,I,1,1,QA1,QA1,2,2,QA1,QA2,3,2,QA1,QA2,NC,2,QA3,QA3,1,1,QA1,QA1,2,2,QA1,QA2,3,3,QA1,QA2,NC,3,QA3,QNC,1,1,QA1,QA1,2,2,QA1,QA2,3,3,QA1,QA2,NC,NC,QNC,QNC,9/14/2024,89,第2节 核电厂系统与部件的核安全等级,2.5 小结,其中，分组I、是根据压力温度额定等级值确定。,组：压力温度额定等级值400(约P50bar),组：压力温度额定等级值为400，300(约20barP50bar),组：压力温度额定等级值150(约P 20bar),非安全等级的阀门还可按其要求的可靠性大小分类，见下表：,9/14/2024,90,第2节 核电厂系统与部件的核安全等级,2.5 小结,分组,安全等级,RCCM等级,按可靠性分类,QA等级,1A,1I,NC,NC,2,F,QA2,QA2,3,G,QA3,QA3,NC,H,QNC,QNC,注：F其故障马上导致反应堆停堆或电站在很短时间内停运的所有阀门；,G其故障在短时间内引起反应堆停堆或大部分设备停运，或直接引起小部分设备停运的那些阀门；,H其故障不影响电站可利用率的阀门,9/14/2024,91,第2节 核电厂系统与部件的核安全等级,2.5 小结,(2)阀门传运装置(执行机构和电机)的QA等级。,电动和气动传动装置：抗震1A类阀门为QA1级；抗震1I类阀门为QA3级。,远距离手动控制装置：RCCM级阀门为QA3级；非RCCM级阀门为QNC级。,9/14/2024,92,