GB/T 17569-1998 压水堆核电厂物项分级

GB/T17569-1998

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本标准是根据我国核电厂标准化工作经验以及核电厂设计和安全审评工作经验编写的，编写中参

考了原先的核行业标准EJ/T313-1988《压水堆核电厂系统部件安全等级的划分》和国家核安全局最

新研究成果HAF"J0066((压水堆核电厂物项分级的技术见解》。

本标准较之于EJ/T313-1988更具适用性和可操作性。EJ/T313-88笼统地把核电厂物项分为

安全1,2,3,4级；本标准只把承压设备划分为安全1,2,3级和非安全级而其余物项划分为安全级和非

安全级两级。本标准中的“非安全级中有特殊要求的”物项就流体包容部件而言相应于HAF0201《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》中的安全四级。

本标准实施之日，EJ/T313-1988将同时废止。

本标准的附录A、附录B、附录C和附录D都是提示的附录。

本标准由全国核能标准化技术委员会提出。

本标准由核工业标准化研究所归口。

本标准起草单位：核工业标准化研究所。

本标准主要起草人：王继东、李士模、肖定生。

中华人民共和国国家标准

压水堆核电厂物项分级

GB/T17569-1998

Classificationfortheitemsof

pressurizedwaterreactornuclearpowerplants

1范围

本标准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，并推荐了

物项设计建造采用的规范、标准以及应赋予的规范等级。

本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。

2引用标准

下列标准所包含的条文，通过在本标准中引用而构成为本标准的条文。本标准出版时，所示版本均

为有效。所有标准都会被修订，使用本标准的各方应探讨使用下列标准最新版本的可能性。

GB/T15474-1995核电厂仪表和控制系统及其供电设备的安全分级

GB/T15475-1995核电厂仪表和控制系统及其供电设备质量保证分级

GB/T15761-19952X600MW压水堆核电厂核岛系统设计建造规范

GB/T16702-1996压水堆核电厂核岛机械设备设计规范

HAF0200(91）核电厂设计安全规定

HAF0400(91）核电厂质量保证安全规定

HAF0101(1）核电厂厂址选择中的地震间题

HAF0201-1986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

HAF02150)核电厂的抗震设计与鉴定

3总则

3.1核电厂物项分级清单

核电厂设计者应对核电厂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，应说明各主要部件和构筑物的安全等级、抗震类别、质量保证等级以及规范等级或所采用的标准、

规范。附录A提（示的附录）的表Al提供了典型压水堆核电厂主要物项的分级概况，但它不能代替具体

核电厂的物项分级清单。附录B提（示的附录）是特定核电厂物项分级清单节录实例。

3.2确定安全等级的依据

在确定物项安全等级时，既要考虑物项承担的安全功能，又要考虑物项所承担安全功能的重要程

度。HAF0200(91)为保证核电厂的安全提出了三项总的设计要求："(1)必须提供安全停堆手段，使在

运行状态中和事故工况期间及事故工况后的反应堆安全停堆，并使之保持在安全停堆状态。(2)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。(3)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状态期间低于规定限值，在事故工况期间低于可接受限值。”

国家质A技术监督局1998一11一17批准1999一07-01实施

GB/T17569-1998

这三项要求所确保的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）是安全分级的基本

依据。划分安全等级可以采用确定论法，也可以采用概率论法。如果采用概率论法，则可按HAF0201的

规定把基本功能划分为具体的安全功能条目，并将功能条目排列顺序，排顺序时要综合考虑：

a)安全功能失效的后果；

b)要求执行该安全功能的概率。

按此方法，排列在前面的安全功能条目其相应物项应有较高的安全等级。

3.3确定其他等级和类别的依据

3.3.1抗展类别

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）的规定确定物

项的抗震类别。

3.3.2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工作条

件压（力、温度、载荷循环情况等）。承压机械设备的规范等级应根据GB/T16702确定。

3.3.3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。

3.4分级对象的确定

本标准所规定的是物“项”分级。在分级时“物项”必须具体化。一个系统或一件设备可能是由不同

安全等级的若干部分所组成。所以在实施分级时，必须确定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；

a)一个系统或系统中的一个区段，如安全壳辅助系统中可燃气体控制系统安（全级），防火系统中

的喷水系统非（安全级）；

b）一个组件，如燃料组件安（全级）；

c）一件设备，如柴油发电机安（全级），连接稳压器与反应堆冷却剂环路的波动管安（全1级），换料

水箱安（全2级）；

d）一件设备的某一部分，如反应堆冷却剂泵的泵壳安（全1级），反应堆冷却剂泵的飞轮安（全3

级）；

e)一件设备的某一类零件，如反应堆冷却剂泵承压部分的螺栓安（全1级）。

设计单位应按系统把各个物项及其级别类（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。例如反应堆冷却剂泵

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。

3.5接口装置的安全等级

不同安全等级的物项之间的连接使用接口装置如（隔离阀、节流阀、孔板等）。接口装置的安全等级

应与所连接的两个安全等级的较高者相同。

3.6各种分级类（）之间的关系

安全分级是最关键的分级。对每一个具体的分级对象应首先确定其安全等级，然后再确定抗震类

别、规范等级和质量保证等级。第4^"7章分别给出了这四种分级中各个等级类（别）适用的物项。附录

C提（示的附录）给出了这四种分级类（）之间的关系以及本标准的安全分级与其他一些文件安全分级的

对照。附录D提（示的附录）给出了本标准与国外安全分级的对照。

4安全等级的划分

4.1总述

GB/T17569-1998

核电厂的全部物项分为安全级和非安全级两大类，凡承担或支持3.2所提及的三条基本安全功能

的物项、其损坏可直接或间接造成事故的物项以及其他具有防止或缓解事故功能的物项为安全级物项。

其他物项为非安全级物项。在非安全级物项当中应当识别出有特殊要求的物项。

对不同领域内的物项如（承压机械设备、非承压机械设备、电气设备、构筑物等），其安全等级的划分

要求各有不同。鉴于承压机械设备直接包容反应堆冷却剂或其他含有放射性物质的流体，此类物项安全

等级划分要比其他领域更为严格。

可供使用的核电厂物项安全等级名称及其代号如下：

安全级SC（电气设备也用1E)

安全1级SC-1

安全2级SC-2

安全3级SC-3

非安全级NC（电气设备也用非1E)

非安全级中有特殊要求的NC(S)(电气设备也用SR)

物项的安全等级以及NC(S)类物项的特殊要求应在设备规格书中加以说明。

属于SC,SC-1,SC-2,SC-3或NC(S）的物项是安全重要物项见（HAF0200(91）名词解释附图2)0

不同领域内物项安全分级的详细情况见4.2-4-6.

4.2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、热工仪表等物项。

承压机械设备分为安全1级、安全2级、安全3级和非安全级。

承压机械设备主支承件的安全等级与被支承设备相同。

4.2.1安全1级

安全1级适用于构成反应堆冷却剂压力边界、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，这类部件如（4.2.2a))不列入安全1级。

安全1级物项的例子有：

a)反应堆压力容器；

b）反应堆冷却剂管道；

c）与反应堆冷却剂管道相连接的管线延（伸至并包括第二个隔离阀）；

d）反应堆冷却剂泵中属于反应堆冷却剂压力边界的部分；

e）控制棒驱动机构耐压壳；

f)稳压器及波动管；

9）反应堆冷却剂系统安全阀、卸压阀及其与稳压器相连的管道；

h)蒸汽发生器一次侧；

i)上述各部件的主支承件。

4.2.2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级的部件以及用于防止预计运行事件导致

事故工况和减轻事故工况后果的物项。

安全2级物项例子有：

a)属于反应堆冷却剂压力边界的仪表管线、取样管线部分包（括作为压力边界的隔离阀）；

b）将安全壳大气与外部环境隔离的各种机械设备如（阀门）；

c）余热排出系统的主要部件；

d）化容系统中冷却剂上充部分或（用于堆芯应急冷却）；

GB/T17569-1998

e)安全壳喷淋系统的主要部件；

f)应急堆芯冷却系统的主要部件；

9）辅助给水系统处于安全壳内的部分及其安全壳贯穿件；

h)蒸汽系统以及给水系统处于安全壳内的部件及其穿越安全壳的管道直至并包括安全壳外的隔

离阀。

4.2.3安全3级

安全3级适用于反应性慢时标控制所需物项；保证反应堆冷却剂以外的放射源安全所需物项；保持

反应堆冷却剂装量的某些物项；对安全级设备运行起支持作用冷（却、润滑、液压等）的物项等。

安全3级物项的例子有：

a）为控制反应性提供硼酸的部件；

b）辅助给水系统处于安全壳外的部分；

c）为冷却、润滑安全1,2,3级设备所需部件；

d）乏燃料贮存池水冷却系统中的重要部件；

e）厂内应急电源附属部件，如柴油发电机燃料油贮罐及输油管；

f)压缩空气系统向安全级物项供气部分贯（穿安全壳部分属于安全2级）；

9）放射性废物处理系统中其故障会导致放射性气体释放超过允许限值的部件，如废气衰变箱；

h）重要厂用水系统和设备冷却水系统的管道、阀门、泵等。

4.2.4非安全级

非安全级适用于安全1,2,3级以外的所有承压机械设备。

在非安全级中应当识别出NC(S）物项。这类也是安全重要物项，但其失效不会使厂区人员或公众

所受照射超过规定限值。

NC(S）类物项的例子有：

a)放射性废物处理系统中不属于安全3级但具有放射性物质包容功能的部件；

b）与安全级系统部件邻近的蒸汽管线和水管线部件；

c）为反应堆正常运行从反应堆冷却剂系统或乏燃料贮存池水冷却系统清除放射性物质的部件；

d)为已辐照的中子吸收材料如（硼化合物）的再利用所需的贮存、输运和工艺处理部件；

e)其失效可能会影响安全级物项执行功能但未列入安全级的部件；

f)设备规格书所确定的其他有特殊要求的部件。

4.3非承压机械设备

非承压机械设备划分为安全级和非安全级两大类。

4．3.1安全级

安全级适用于执行安全功能的非承压机械物项，其例子有：

a)堆内构件；

b)控制棒驱动机构耐（压壳除外）；

c)为保证安全系统的操作、运行人员居留所需的空气调节、空气净化系统的主要部件，如主控室通

风系统、应急柴油发电机厂房空气调节系统；

d）事故时使用的安全壳空气净化系统的主要部件；

e）事故时使用的安全壳通风排热系统主要部件；

f)其他安全有关的通风系统的主要部件；

9）所有安全级设备的主支承件(4（-2中已分级的除外）；

h)保证燃料安全装卸的装置，如装卸料机的抓取机构及其控制部分。

4.3.2非安全级

安全级以外的非承压机械设备属于非安全级。