核電站簡介和物項分級

1、 壓水堆核電廠簡介壓水堆核電廠簡介 和和核電廠設(shè)備，系統(tǒng)，構(gòu)筑物分級核電廠設(shè)備，系統(tǒng)，構(gòu)筑物分級 1 1 壓水堆核電站簡介壓水堆核電站簡介 壓水堆核電站由反應(yīng)堆、一回路系統(tǒng)、二回路系統(tǒng)以及壓水堆核電站由反應(yīng)堆、一回路系統(tǒng)、二回路系統(tǒng)以及電站的配套設(shè)施等部分組成。壓水堆核電站使用低濃鈾做電站的配套設(shè)施等部分組成。壓水堆核電站使用低濃鈾做 燃料，在反應(yīng)堆內(nèi)發(fā)生裂變產(chǎn)生熱能，利用循環(huán)流動的高燃料，在反應(yīng)堆內(nèi)發(fā)生裂變產(chǎn)生熱能，利用循環(huán)流動的高壓水把熱能帶出，在蒸汽發(fā)生器內(nèi)產(chǎn)生蒸汽，推動氣輪機壓水把熱能帶出，在蒸汽發(fā)生器內(nèi)產(chǎn)生蒸汽，推動氣輪機帶著發(fā)電機一起旋轉(zhuǎn)，源源不斷地產(chǎn)生出電，并通過變電帶著發(fā)電機一

2、起旋轉(zhuǎn)，源源不斷地產(chǎn)生出電，并通過變電站輸入電網(wǎng)。站輸入電網(wǎng)。 按廠房功能分：按廠房功能分： 核島：核島：Nuclear IslandNuclear Island 常規(guī)島：常規(guī)島：Conventional IslandConventional Island 配套設(shè)施配套設(shè)施BOPBOP：Balance of PlantBalance of Plant 核島系統(tǒng)又稱為核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)（核島系統(tǒng)又稱為核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)（Nuclear steam Nuclear steam supply system, NSSS supply system, NSSS），其中包括：），其中包括： 反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)（主回

3、路系統(tǒng)）反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)（主回路系統(tǒng)） 專設(shè)安全設(shè)施專設(shè)安全設(shè)施 反應(yīng)堆輔助系統(tǒng)反應(yīng)堆輔助系統(tǒng) 通風(fēng)系統(tǒng)通風(fēng)系統(tǒng) 輔助冷卻水系統(tǒng)輔助冷卻水系統(tǒng) 廢物處理系統(tǒng)廢物處理系統(tǒng) 上述各系統(tǒng)又包括許多子系統(tǒng)。上述各系統(tǒng)又包括許多子系統(tǒng)。反應(yīng)堆本體結(jié)構(gòu)一般可分為以下四個部分：反應(yīng)堆本體結(jié)構(gòu)一般可分為以下四個部分： 反應(yīng)堆堆芯反應(yīng)堆堆芯 堆內(nèi)構(gòu)件堆內(nèi)構(gòu)件 反應(yīng)堆壓力容器反應(yīng)堆壓力容器 控制棒驅(qū)動機構(gòu)控制棒驅(qū)動機構(gòu)見右圖見右圖 壓水堆本體結(jié)構(gòu)壓水堆本體結(jié)構(gòu) 上上圖是典型壓水堆壓力容器與堆芯結(jié)構(gòu)原理圖：圖是典型壓水堆壓力容器與堆芯結(jié)構(gòu)原理圖： 由燃料組件組成的堆芯放在一個很大的壓力容器內(nèi)在壓力容器頂部由燃料組件

4、組成的堆芯放在一個很大的壓力容器內(nèi)在壓力容器頂部有控制棒的驅(qū)動機構(gòu)。作為慢化劑和冷卻劑的水，由壓力容器側(cè)面進有控制棒的驅(qū)動機構(gòu)。作為慢化劑和冷卻劑的水，由壓力容器側(cè)面進來后，經(jīng)過吊籃和壓力容器之間的環(huán)形間隙，再從下部進入堆芯。冷來后，經(jīng)過吊籃和壓力容器之間的環(huán)形間隙，再從下部進入堆芯。冷卻水通過堆芯后，溫度升高，密度降低，再從堆芯上部流出壓力容器。卻水通過堆芯后，溫度升高，密度降低，再從堆芯上部流出壓力容器。一般入口水溫一般入口水溫300300，出口水溫，出口水溫332 332 ，堆內(nèi)壓力，堆內(nèi)壓力15.5Mpa15.5Mpa。 一座一座100100萬千瓦的壓水堆，堆芯每小時冷卻水的流量約萬千

5、瓦的壓水堆，堆芯每小時冷卻水的流量約6 6萬噸。這些萬噸。這些冷卻水并不排出堆外，而是在封閉的回路內(nèi)往復(fù)循環(huán)。堆芯放了一冷卻水并不排出堆外，而是在封閉的回路內(nèi)往復(fù)循環(huán)。堆芯放了一百多個燃料組件，這些組件總共包括四萬多根三米多長、比鉛筆略粗百多個燃料組件，這些組件總共包括四萬多根三米多長、比鉛筆略粗的燃料元件。高溫水從壓力容器上部離開反應(yīng)堆后，進入蒸汽發(fā)生器。的燃料元件。高溫水從壓力容器上部離開反應(yīng)堆后，進入蒸汽發(fā)生器。反應(yīng)堆堆芯反應(yīng)堆堆芯 堆芯組成堆芯組成 堆芯由燃料組件、控制棒組件和堆芯相關(guān)組件等構(gòu)成。堆芯由燃料組件、控制棒組件和堆芯相關(guān)組件等構(gòu)成。 大亞灣核電廠堆芯由大亞灣核電廠堆芯由15

6、7157個尺寸相同、截面為正方形的燃料組件排列個尺寸相同、截面為正方形的燃料組件排列而成而成 初次（首爐）裝料時，堆芯有三種不同富集度的燃料組件，并分區(qū)初次（首爐）裝料時，堆芯有三種不同富集度的燃料組件，并分區(qū)布置，即：布置，即：5252個富集度為個富集度為3.1%3.1%的燃料組件組成第的燃料組件組成第3 3區(qū)，放在堆芯四周；區(qū)，放在堆芯四周； 5252個富集度為個富集度為2.4%2.4%的燃料組件混合交錯布置的燃料組件混合交錯布置, , 53 53個富集度為個富集度為1.8%1.8%的燃料組件的燃料組件組成第組成第2 2和第和第1 1區(qū)區(qū) ( (見圖見圖2 2 堆芯堆芯燃料組件布置燃料組件

7、布置) ) 燃料組件由燃料元件棒（燃料棒）、定位格架和組件骨燃料組件由燃料元件棒（燃料棒）、定位格架和組件骨架等部件組成。架等部件組成。 燃料元件棒呈燃料元件棒呈17171717正方形排列，每個組件有正方形排列，每個組件有289289個棒位，個棒位，其中其中264264個棒位由燃料元件棒占據(jù)，另有個棒位由燃料元件棒占據(jù)，另有2424個棒位放控制個棒位放控制棒導(dǎo)向管，剩下棒導(dǎo)向管，剩下1 1個棒位放中子注量率測量管。個棒位放中子注量率測量管。 見下圖見下圖 核燃料組件核燃料組件 壓水堆燃料是高溫?zé)Y(jié)的圓柱形二氧化鈾陶瓷塊，直徑約壓水堆燃料是高溫?zé)Y(jié)的圓柱形二氧化鈾陶瓷塊，直徑約8 8毫米，高毫米

8、，高1313毫米，稱之為燃料芯塊。其中鈾毫米，稱之為燃料芯塊。其中鈾235235的濃縮的濃縮度約度約3 3。燃料芯塊個一個地重疊著放在外徑約。燃料芯塊個一個地重疊著放在外徑約9.59.5毫米，毫米，厚約厚約0 05757毫米的鋯合金管內(nèi)，鋯管兩端有端塞。燃料芯毫米的鋯合金管內(nèi)，鋯管兩端有端塞。燃料芯塊完全封閉在鋯合金管內(nèi)，構(gòu)成燃料元件。塊完全封閉在鋯合金管內(nèi)，構(gòu)成燃料元件。 這些燃料元件用定位格架定位，組成橫截面是正方形的燃這些燃料元件用定位格架定位，組成橫截面是正方形的燃料組件。每一個燃料組件包括兩百多根燃料元件。一般是料組件。每一個燃料組件包括兩百多根燃料元件。一般是將燃料元件排列成橫十七

9、排、縱十七行的將燃料元件排列成橫十七排、縱十七行的17171717的組件，的組件，中間有些位置空出來放控制棒?？刂瓢舻某鰜矸趴刂瓢簟Ｖ虚g有些位置空出來放控制棒。控制棒的出來放控制棒?？刂瓢舻纳喜窟B成體成為棒束。每一個棒束都在相應(yīng)的控制棒的上部連成體成為棒束。每一個棒束都在相應(yīng)的燃料組件內(nèi)上下運動?？刂瓢粼诙褍?nèi)布置得很分散，以便燃料組件內(nèi)上下運動?？刂瓢粼诙褍?nèi)布置得很分散，以便堆內(nèi)造成平坦的中子通量分布。燃料組件外面不加裝方形堆內(nèi)造成平坦的中子通量分布。燃料組件外面不加裝方形盒，以利于冷卻劑的橫向流動。加上端部構(gòu)件，整個組件盒，以利于冷卻劑的橫向流動。加上端部構(gòu)件，整個組件長約四米，橫截面為邊長

10、約長約四米，橫截面為邊長約2020厘米的正方形。厘米的正方形。堆內(nèi)構(gòu)件堆內(nèi)構(gòu)件 主要功能：主要功能： (1)(1)為堆芯組件提供支承（支撐）、定位和導(dǎo)向；為堆芯組件提供支承（支撐）、定位和導(dǎo)向； (2)(2)構(gòu)成冷卻劑流道，組織冷卻劑流通；構(gòu)成冷卻劑流道，組織冷卻劑流通； (3)(3)為堆內(nèi)儀表提供導(dǎo)向和支承；為堆內(nèi)儀表提供導(dǎo)向和支承； (4)(4)為減少壓力容器受到的輻照和監(jiān)督壓力容器輻照為減少壓力容器受到的輻照和監(jiān)督壓力容器輻照; ; (5) (5)性能變化提供措施。性能變化提供措施。 組成：大體上可分成堆芯下部支承構(gòu)件和堆芯上部支承構(gòu)件兩大部分。組成：大體上可分成堆芯下部支承構(gòu)件和堆芯上

11、部支承構(gòu)件兩大部分。堆芯下部支承構(gòu)件堆芯下部支承構(gòu)件組成組成 堆芯吊籃堆芯吊籃 圍板和輻板圍板和輻板 堆芯下柵格板堆芯下柵格板 熱屏蔽熱屏蔽 輻照樣品管輻照樣品管 二次支承組件二次支承組件 中子注量率儀表導(dǎo)管中子注量率儀表導(dǎo)管反應(yīng)堆壓力容器反應(yīng)堆壓力容器 反應(yīng)堆壓力容器固定和包容堆芯及堆內(nèi)構(gòu)件，使核燃料的裂變反應(yīng)限反應(yīng)堆壓力容器固定和包容堆芯及堆內(nèi)構(gòu)件，使核燃料的裂變反應(yīng)限制在一個密封的空間內(nèi)進行。它和一回路管道共同組成高壓冷卻劑的制在一個密封的空間內(nèi)進行。它和一回路管道共同組成高壓冷卻劑的壓力邊界，是防止放射性物質(zhì)外逸的第二道屏障之一。壓力邊界，是防止放射性物質(zhì)外逸的第二道屏障之一。結(jié)構(gòu)結(jié)構(gòu)

12、 反應(yīng)堆壓力容器由筒體和頂蓋兩部分組成，材料采用反應(yīng)堆壓力容器由筒體和頂蓋兩部分組成，材料采用MnMnNiNiMoMo低合低合金鋼（金鋼（SA508SA5083 3鋼）。容器內(nèi)壁堆焊一層厚度大于鋼）。容器內(nèi)壁堆焊一層厚度大于5mm5mm的不銹鋼。的不銹鋼。壓力容器筒體壓力容器筒體 筒體是由一個帶螺栓紋孔的法蘭、筒體是由一個帶螺栓紋孔的法蘭、一個焊有一個焊有6 6個冷卻劑進出口管嘴個冷卻劑進出口管嘴的環(huán)形段、兩個筒體環(huán)形段、的環(huán)形段、兩個筒體環(huán)形段、一個過度段和一個半球形下封一個過度段和一個半球形下封頭焊接而成，如圖頭焊接而成，如圖1818所示。所示。表表4 壓力容器主要參數(shù)壓力容器主要參數(shù)控制

13、棒導(dǎo)向筒數(shù)61尺寸和重量尺寸和重量堆內(nèi)測量管數(shù)堆內(nèi)測量管數(shù)容器內(nèi)徑/mm 3989底封頭50法蘭外徑/mm4674頂蓋4進、出口接管之間的最大距離/mm6378法蘭螺栓數(shù)58法蘭到底封頭全高/mm10335設(shè)計和運行設(shè)計和運行壓力容器總高（包括頂蓋上部控制棒驅(qū)動機構(gòu)管座和堆內(nèi)測量管座）/mm13208設(shè)計壓力（絕對）/MPa 17.23運行壓力（絕對）/MPa15.5壓力容器壁厚/mm200設(shè)計溫度/343容器質(zhì)量/t256.6試驗試驗容器頂蓋質(zhì)量/t55.5水壓試驗壓力（絕對）/MPa229螺栓和螺母質(zhì)量/t15.6水壓試驗溫度/TNDT+30控制棒驅(qū)動機構(gòu)控制棒驅(qū)動機構(gòu) 大亞灣核電廠的控制

14、棒驅(qū)動機構(gòu)是一種大亞灣核電廠的控制棒驅(qū)動機構(gòu)是一種步進式的提升機構(gòu)，用來使控制棒組件步進式的提升機構(gòu)，用來使控制棒組件在堆芯內(nèi)提起、插入或保持在適當(dāng)?shù)奈辉诙研緝?nèi)提起、插入或保持在適當(dāng)?shù)奈恢?，以實現(xiàn)反應(yīng)性的控制。每個控制棒置，以實現(xiàn)反應(yīng)性的控制。每個控制棒組件都由單獨的控制棒驅(qū)動機構(gòu)操作，組件都由單獨的控制棒驅(qū)動機構(gòu)操作，它們都位于壓力容器上方。它們都位于壓力容器上方。 控制棒驅(qū)動機構(gòu)結(jié)構(gòu)如圖控制棒驅(qū)動機構(gòu)結(jié)構(gòu)如圖2121所示。它由所示。它由銷爪組件、驅(qū)動桿、壓力外殼、操作線銷爪組件、驅(qū)動桿、壓力外殼、操作線圈和單棒位置指示線圈組成。圈和單棒位置指示線圈組成。 安全殼和熱力系統(tǒng)流程圖安全殼和熱力

15、系統(tǒng)流程圖 圖圖4-6 壓水堆安全殼壓水堆安全殼 圖圖4-5 壓水堆核電站流程壓水堆核電站流程 反應(yīng)堆里的冷卻劑，當(dāng)溫度由室溫升到三百多攝氏度時，反應(yīng)堆里的冷卻劑，當(dāng)溫度由室溫升到三百多攝氏度時，體積會有很大的膨脹。由于體積膨脹及其他原因，如果不體積會有很大的膨脹。由于體積膨脹及其他原因，如果不采取措施采取措施, ,冷卻劑的壓力會波動，從而使反應(yīng)堆的運行工冷卻劑的壓力會波動，從而使反應(yīng)堆的運行工況不穩(wěn)定。因此，在冷卻劑的出口和蒸汽發(fā)生器之間有穩(wěn)況不穩(wěn)定。因此，在冷卻劑的出口和蒸汽發(fā)生器之間有穩(wěn)壓器。穩(wěn)壓器是一個高大的空心圓柱體。下部為水，罐內(nèi)壓器。穩(wěn)壓器是一個高大的空心圓柱體。下部為水，罐內(nèi)采

16、用電加熱器在穩(wěn)壓器上部產(chǎn)生蒸汽。利用蒸汽的彈性來采用電加熱器在穩(wěn)壓器上部產(chǎn)生蒸汽。利用蒸汽的彈性來保持堆內(nèi)冷卻水壓力穩(wěn)定。保持堆內(nèi)冷卻水壓力穩(wěn)定。 冷卻劑從蒸汽發(fā)生器的管內(nèi)流過后，經(jīng)過一回路循環(huán)泵又冷卻劑從蒸汽發(fā)生器的管內(nèi)流過后，經(jīng)過一回路循環(huán)泵又回到反應(yīng)堆。一回路循環(huán)泵又稱主泵。包括壓力容器、蒸回到反應(yīng)堆。一回路循環(huán)泵又稱主泵。包括壓力容器、蒸汽發(fā)生器、泵、穩(wěn)壓器的整個系統(tǒng)，是一回路的壓力邊界。汽發(fā)生器、泵、穩(wěn)壓器的整個系統(tǒng)，是一回路的壓力邊界。它們都安置在如圖它們都安置在如圖4-64-6的安全殼內(nèi)，稱之為核島。的安全殼內(nèi)，稱之為核島。 蒸汽發(fā)生器內(nèi)有很多管子（見圖蒸汽發(fā)生器內(nèi)有很多管子（見

17、圖4-74-7）。管子外為二回路）。管子外為二回路的水。一回路的水流過蒸汽發(fā)生器管內(nèi)時，將攜帶的熱量的水。一回路的水流過蒸汽發(fā)生器管內(nèi)時，將攜帶的熱量傳給二回路里的水，從而使二回路水變成傳給二回路里的水，從而使二回路水變成280280左右、左右、6 67MPa7MPa的高溫蒸汽。所以在蒸汽發(fā)生器里，回路與二回路的高溫蒸汽。所以在蒸汽發(fā)生器里，回路與二回路的水在互不接觸的情況下，通過管壁發(fā)生了熱交換。蒸汽的水在互不接觸的情況下，通過管壁發(fā)生了熱交換。蒸汽發(fā)生器是分隔并連結(jié)一、二回路的關(guān)鍵設(shè)備。從蒸汽發(fā)生發(fā)生器是分隔并連結(jié)一、二回路的關(guān)鍵設(shè)備。從蒸汽發(fā)生器出來的高溫蒸汽，通過高壓汽輪機后，一部分變

18、成了水器出來的高溫蒸汽，通過高壓汽輪機后，一部分變成了水滴。經(jīng)過汽水分離器時水滴被分離出去，剩余的蒸汽進入滴。經(jīng)過汽水分離器時水滴被分離出去，剩余的蒸汽進入低壓汽輪機繼續(xù)膨脹，推動葉輪轉(zhuǎn)動。低壓汽輪機繼續(xù)膨脹，推動葉輪轉(zhuǎn)動。 從低壓汽輪機出來的蒸汽的壓力已很低，無法再加以利用從低壓汽輪機出來的蒸汽的壓力已很低，無法再加以利用于是，進入冷凝器，這些低壓蒸汽被三回路循環(huán)水冷卻成于是，進入冷凝器，這些低壓蒸汽被三回路循環(huán)水冷卻成凝結(jié)水。冷凝水再經(jīng)過預(yù)熱，又回到蒸汽發(fā)生器吸收一回凝結(jié)水。冷凝水再經(jīng)過預(yù)熱，又回到蒸汽發(fā)生器吸收一回路冷卻水的熱量，變成高溫蒸汽，繼續(xù)循環(huán)。整個二回路路冷卻水的熱量，變成高溫

19、蒸汽，繼續(xù)循環(huán)。整個二回路的水就是在蒸汽發(fā)生器，高壓、低壓汽輪機，冷凝器和預(yù)的水就是在蒸汽發(fā)生器，高壓、低壓汽輪機，冷凝器和預(yù)熱器組成的密封系統(tǒng)內(nèi)來回往復(fù)流動，不斷重復(fù)由水變成熱器組成的密封系統(tǒng)內(nèi)來回往復(fù)流動，不斷重復(fù)由水變成高溫蒸汽，蒸汽冷凝成水，水又變成高溫蒸汽的過程。在高溫蒸汽，蒸汽冷凝成水，水又變成高溫蒸汽的過程。在這個過程中，二回路的水從蒸汽發(fā)生器獲得能量，將一部這個過程中，二回路的水從蒸汽發(fā)生器獲得能量，將一部分能量交給汽輪機，帶動發(fā)電機發(fā)電，余下的大部分不能分能量交給汽輪機，帶動發(fā)電機發(fā)電，余下的大部分不能利用的能量交給冷凝器利用的能量交給冷凝器。 1一蒸汽出口管嘴;2一蒸汽干燥

20、器;3一旋葉式汽水分離器;4一給水管嘴;5水流;6一一防振條;7一一管束支撐板;8一一管束圍板;9管束;10一一管板;11隔飯;12一一主冷卻劑出口;13主冷卻劑入口。圖4-7 蒸汽發(fā)生器 冷卻冷凝器用的水在三回路中循環(huán)。冷凝器實質(zhì)上是二回冷卻冷凝器用的水在三回路中循環(huán)。冷凝器實質(zhì)上是二回路與三回路之間的熱交換器。三回路是一個開式回路，利路與三回路之間的熱交換器。三回路是一個開式回路，利用它將汽輪機排出的乏汽的難以利用的余熱帶入江河湖海。用它將汽輪機排出的乏汽的難以利用的余熱帶入江河湖海。在冷凝器里，三回路的水與二回路的水也是互不接觸，只在冷凝器里，三回路的水與二回路的水也是互不接觸，只是通過

21、冷凝器的管壁交換熱量。三回路的用水量是很大的。是通過冷凝器的管壁交換熱量。三回路的用水量是很大的。一座一座100100萬千瓦的壓水堆，三回路每小時要四十多萬噸冷萬千瓦的壓水堆，三回路每小時要四十多萬噸冷卻水。三回路的水與一、二回路的冷卻水一樣，也需要加卻水。三回路的水與一、二回路的冷卻水一樣，也需要加以凈化，不過凈化的要求沒有一、二回路那么高。以凈化，不過凈化的要求沒有一、二回路那么高。 從從19811981年第一代楊基商用壓水堆電站誕生以來，壓水堆年第一代楊基商用壓水堆電站誕生以來，壓水堆的發(fā)展和它的燃料元件一樣，都經(jīng)歷了幾代的改進。壓水的發(fā)展和它的燃料元件一樣，都經(jīng)歷了幾代的改進。壓水堆的

22、單堆電功率，已由堆的單堆電功率，已由18185 5萬千瓦增加到萬千瓦增加到130130萬千瓦，熱萬千瓦，熱能利用效率由能利用效率由2828提高到提高到3333，堆芯功率密度由每升，堆芯功率密度由每升5050千千瓦提高到約瓦提高到約100100千瓦，燃料元件的燃耗也加深了三倍。為千瓦，燃料元件的燃耗也加深了三倍。為減少基建投資和降低發(fā)電成本，目前座反應(yīng)堆只配一臺減少基建投資和降低發(fā)電成本，目前座反應(yīng)堆只配一臺汽輪機。所以隨著反應(yīng)堆功率的增加，汽輪機也越造越大。汽輪機。所以隨著反應(yīng)堆功率的增加，汽輪機也越造越大。130130萬千瓦核電站的汽輪機長達萬千瓦核電站的汽輪機長達4040米，配上發(fā)電機，整

23、個米，配上發(fā)電機，整個汽輪發(fā)電機組長汽輪發(fā)電機組長5656米米 壓水堆初次裝料后，大約經(jīng)過一兩年要進行一次更換燃料壓水堆初次裝料后，大約經(jīng)過一兩年要進行一次更換燃料組件的操作，我們稱之為首次換料。這以后，就每年換料組件的操作，我們稱之為首次換料。這以后，就每年換料一次。每次換料只需裝卸三分之的燃料組件。卸出的燃一次。每次換料只需裝卸三分之的燃料組件。卸出的燃料組件，放在反應(yīng)堆旁邊的貯存水池內(nèi)。早期的壓水堆換料組件，放在反應(yīng)堆旁邊的貯存水池內(nèi)。早期的壓水堆換料停堆四個月，現(xiàn)在換一次料最短可以兩個星期。這就要料停堆四個月，現(xiàn)在換一次料最短可以兩個星期。這就要求壓力容器的頂蓋、控制棒驅(qū)動機構(gòu)，以及堆

24、內(nèi)屏蔽層組求壓力容器的頂蓋、控制棒驅(qū)動機構(gòu)，以及堆內(nèi)屏蔽層組成為一個整體，頂蓋可以下子打開，而不能象以前那樣成為一個整體，頂蓋可以下子打開，而不能象以前那樣一個一個地松開頂蓋上的巨大的螺栓。而且換料操作需要一個一個地松開頂蓋上的巨大的螺栓。而且換料操作需要采用快速換料機構(gòu)。換料時間的縮短，有利于核電站更好采用快速換料機構(gòu)。換料時間的縮短，有利于核電站更好地為電力用戶服務(wù)，縮短停電時間，提高利用效率。地為電力用戶服務(wù)，縮短停電時間，提高利用效率。 壓水堆中最關(guān)鍵的設(shè)備之一是壓力容器，它是不可更換壓水堆中最關(guān)鍵的設(shè)備之一是壓力容器，它是不可更換的。一座的。一座9090或或130130萬千瓦的壓水堆

25、，壓力容器直徑分別為萬千瓦的壓水堆，壓力容器直徑分別為3 39999米和米和4 43939米，壁厚米，壁厚0 02 2米和米和0 02222米。重米。重330330噸和噸和418418噸，高噸，高1313米以上。這么巨大的壓力容器，它的加工和米以上。這么巨大的壓力容器，它的加工和運輸都是個需要認真對待的問題。運輸都是個需要認真對待的問題。 一座這樣的壓水堆，一回路有三或四條并列的環(huán)路。除了一座這樣的壓水堆，一回路有三或四條并列的環(huán)路。除了壓力容器外，主循環(huán)泵也是重要設(shè)備。每臺主循環(huán)泵的冷壓力容器外，主循環(huán)泵也是重要設(shè)備。每臺主循環(huán)泵的冷卻水流量為每小時兩萬多噸，泵的電機功率為五千到九千卻水流量

26、為每小時兩萬多噸，泵的電機功率為五千到九千千瓦。泵的關(guān)鍵是保持軸密封，以免堆內(nèi)帶放射性的水外千瓦。泵的關(guān)鍵是保持軸密封，以免堆內(nèi)帶放射性的水外漏。核電站的循環(huán)泵除了密封要求嚴以外，還由于泵放在漏。核電站的循環(huán)泵除了密封要求嚴以外，還由于泵放在安全殼內(nèi)，處于高溫、高濕及安全殼內(nèi)，處于高溫、高濕及射線輻射的環(huán)境下，要求射線輻射的環(huán)境下，要求電機的絕緣性能好。放置壓力容器、泵、蒸汽發(fā)生器和穩(wěn)電機的絕緣性能好。放置壓力容器、泵、蒸汽發(fā)生器和穩(wěn)壓器的安全殼，直徑可達四十米，高六七十米（見圖壓器的安全殼，直徑可達四十米，高六七十米（見圖4-4-6 6）。）。 到目前為止，核電站的燃料元件、泵、蒸汽發(fā)生器、

27、穩(wěn)壓到目前為止，核電站的燃料元件、泵、蒸汽發(fā)生器、穩(wěn)壓器、壓力容器的設(shè)計，正向標(biāo)準化、系列化的方向發(fā)展。器、壓力容器的設(shè)計，正向標(biāo)準化、系列化的方向發(fā)展。核電站的研究工作，主要是為了進一步提高其安全性和經(jīng)核電站的研究工作，主要是為了進一步提高其安全性和經(jīng)濟性。有關(guān)各國在這方面都有龐大的研究計劃，并開展廣濟性。有關(guān)各國在這方面都有龐大的研究計劃，并開展廣泛的國際合作。民用壓水堆核電站從它誕生以后，一直是泛的國際合作。民用壓水堆核電站從它誕生以后，一直是最安全的工業(yè)部門之一，它已經(jīng)成為一種成熟的堆型。最安全的工業(yè)部門之一，它已經(jīng)成為一種成熟的堆型。2 2 核電站設(shè)備，系統(tǒng)，構(gòu)筑物分級核電站設(shè)備，系

28、統(tǒng)，構(gòu)筑物分級 核電站設(shè)備，系統(tǒng)，構(gòu)筑物按其功能，重要性，以及技術(shù)核電站設(shè)備，系統(tǒng)，構(gòu)筑物按其功能，重要性，以及技術(shù)方面的不同，通常有為以下幾種分級方法：方面的不同，通常有為以下幾種分級方法： 安全等級安全等級 抗震類別抗震類別 質(zhì)量保證分級質(zhì)量保證分級 規(guī)范類別（省略）規(guī)范類別（省略） 根據(jù)根據(jù)“核電廠質(zhì)量保證安全規(guī)定核電廠質(zhì)量保證安全規(guī)定” ” HAF003 HAF003 的要求，必須對質(zhì)量保的要求，必須對質(zhì)量保證大綱所適用的物項、服務(wù)和工藝規(guī)定相應(yīng)的控制方法和等級。證大綱所適用的物項、服務(wù)和工藝規(guī)定相應(yīng)的控制方法和等級。 核電廠的物項通常劃分為不同的安全等級、抗震類別和質(zhì)量保證等級。核電

29、廠的物項通常劃分為不同的安全等級、抗震類別和質(zhì)量保證等級。 正確確定安全功能和劃分部件的安全等級是選擇和采用設(shè)計規(guī)范、標(biāo)正確確定安全功能和劃分部件的安全等級是選擇和采用設(shè)計規(guī)范、標(biāo)準準 的前提，也是劃分其他類別和等級的依據(jù)。的前提，也是劃分其他類別和等級的依據(jù)。 安全等級確定后，在安全等級確定后，在ASME,RCC ASME,RCC 規(guī)范或標(biāo)準中可以找到相對應(yīng)的規(guī)范規(guī)范或標(biāo)準中可以找到相對應(yīng)的規(guī)范等級，并在選材、設(shè)計、制造、試驗、檢驗和質(zhì)量保證等方面有相應(yīng)等級，并在選材、設(shè)計、制造、試驗、檢驗和質(zhì)量保證等方面有相應(yīng)的規(guī)定。的規(guī)定。 安全等級也是劃分不同抗震類別的依據(jù)，安全重要或非安全重要的物安

30、全等級也是劃分不同抗震類別的依據(jù)，安全重要或非安全重要的物項有不同的抗震要求與承受不同地震載荷的能力。項有不同的抗震要求與承受不同地震載荷的能力。 確定物項的質(zhì)量保證等級時，除了安全因素外，還應(yīng)考慮物項的質(zhì)量確定物項的質(zhì)量保證等級時，除了安全因素外，還應(yīng)考慮物項的質(zhì)量特性和所處的工作環(huán)境特性和所處的工作環(huán)境/ /條件以及核電廠可用率等因素（特別是常規(guī)條件以及核電廠可用率等因素（特別是常規(guī)島以及核電廠配套設(shè)施中的物項）。此外還需考慮物項或服務(wù)的重要島以及核電廠配套設(shè)施中的物項）。此外還需考慮物項或服務(wù)的重要性、復(fù)雜性、設(shè)計和制造等工作的成熟程度、質(zhì)量史、標(biāo)準化程度以性、復(fù)雜性、設(shè)計和制造等工作的

31、成熟程度、質(zhì)量史、標(biāo)準化程度以及經(jīng)濟性等因素。及經(jīng)濟性等因素。 1 1） 安全等級安全等級 壓水堆核電站設(shè)計與建造中采用了縱深防御的原則。從安全角度講，壓水堆核電站設(shè)計與建造中采用了縱深防御的原則。從安全角度講，對一個核電站應(yīng)考慮以下兩個主要問題：對一個核電站應(yīng)考慮以下兩個主要問題： 它構(gòu)成了一個輻射源；它構(gòu)成了一個輻射源； 它通常產(chǎn)生是可控的放射性釋放；在特殊情況下，如在偶發(fā)事件或事它通常產(chǎn)生是可控的放射性釋放；在特殊情況下，如在偶發(fā)事件或事故下，會造成不可控釋放。故下，會造成不可控釋放。 從這個觀點出發(fā)，核電站的安全根據(jù)縱深防御原則應(yīng)包括如下五個層從這個觀點出發(fā)，核電站的安全根據(jù)縱深防御原

32、則應(yīng)包括如下五個層次，即：次，即： 第一層，電站的設(shè)計與建造質(zhì)量要保證在正常運行和正常瞬態(tài)運行工第一層，電站的設(shè)計與建造質(zhì)量要保證在正常運行和正常瞬態(tài)運行工況下電站不發(fā)生破壞。況下電站不發(fā)生破壞。 第二層，控制保護系統(tǒng)的設(shè)計要盡可能探測非正常瞬態(tài)，并減少非正第二層，控制保護系統(tǒng)的設(shè)計要盡可能探測非正常瞬態(tài)，并減少非正常瞬態(tài)工況或設(shè)備故障對核電廠運行的的影響。防止事件升級為事故常瞬態(tài)工況或設(shè)備故障對核電廠運行的的影響。防止事件升級為事故工況。工況。 第三層，專設(shè)安全設(shè)施的設(shè)計要盡可能減少能導(dǎo)致放射性產(chǎn)物泄漏的第三層，專設(shè)安全設(shè)施的設(shè)計要盡可能減少能導(dǎo)致放射性產(chǎn)物泄漏的設(shè)計基準事故的影響。設(shè)計基準

33、事故的影響。 第四層，事故的保護包容功能。它是針對設(shè)計基準可能已第四層，事故的保護包容功能。它是針對設(shè)計基準可能已被超過成為嚴重事故時，保證放射性釋放實際盡可能低，被超過成為嚴重事故時，保證放射性釋放實際盡可能低，并采取補充措施和事故管理。并采取補充措施和事故管理。 第五層，是設(shè)置應(yīng)急控制中心和廠內(nèi)、廠外應(yīng)急響應(yīng)計劃，第五層，是設(shè)置應(yīng)急控制中心和廠內(nèi)、廠外應(yīng)急響應(yīng)計劃，以減輕放射性物質(zhì)大量釋放的后果。以減輕放射性物質(zhì)大量釋放的后果。 前兩個層次是事故的預(yù)防，后三層次是事故的防護。前兩個層次是事故的預(yù)防，后三層次是事故的防護。 核電站的安全實際上是通過組成其系統(tǒng)、設(shè)備和部件的安核電站的安全實際上

34、是通過組成其系統(tǒng)、設(shè)備和部件的安全性來實現(xiàn)的。全性來實現(xiàn)的。 從安全上來看，組成核電站的各個系統(tǒng)、設(shè)備和部件對安從安全上來看，組成核電站的各個系統(tǒng)、設(shè)備和部件對安全的重要程度是不完全相同的。為此，必需根據(jù)它們所執(zhí)全的重要程度是不完全相同的。為此，必需根據(jù)它們所執(zhí)行的安全功能，對這些系統(tǒng)、設(shè)備和部件進行分級，并對行的安全功能，對這些系統(tǒng)、設(shè)備和部件進行分級，并對不同等級的設(shè)備和部件規(guī)定出在設(shè)計、制造、材料檢驗等不同等級的設(shè)備和部件規(guī)定出在設(shè)計、制造、材料檢驗等方面的不同要求。方面的不同要求。1.11.1安全功能安全功能 核電廠在所有運行工況和事故核電廠在所有運行工況和事故工況工況必須限制公眾和運

35、行必須限制公眾和運行人員受到的輻射照射，因此，核電廠下設(shè)計必須滿足下列人員受到的輻射照射，因此，核電廠下設(shè)計必須滿足下列三個總的安全要求：三個總的安全要求： （1 1）提供安全停堆手段，使在運行狀態(tài)中和事故工況期間）提供安全停堆手段，使在運行狀態(tài)中和事故工況期間及事故工況后的反應(yīng)堆安全停堆，使之保持在安全停堆狀及事故工況后的反應(yīng)堆安全停堆，使之保持在安全停堆狀態(tài)；態(tài)； （2 2）提供排除余熱的手段，使停堆后（包括事故工況停堆）提供排除余熱的手段，使停堆后（包括事故工況停堆后）從堆芯排出余熱；后）從堆芯排出余熱； （3 3）提供減少放射性物質(zhì)釋放可能性的手段，保證任何釋）提供減少放射性物質(zhì)釋放可

36、能性的手段，保證任何釋放在運行狀態(tài)期間低于規(guī)定限值，在事故工況期間低于可放在運行狀態(tài)期間低于規(guī)定限值，在事故工況期間低于可接受限值。接受限值。 核電廠應(yīng)具備預(yù)防事故工況和減輕事故工況兩方面的安全功能。在核電廠應(yīng)具備預(yù)防事故工況和減輕事故工況兩方面的安全功能。在NNSA 1986 NNSA 1986 年發(fā)布的年發(fā)布的“用于沸水堆，壓水堆和壓力管式反應(yīng)堆的安全用于沸水堆，壓水堆和壓力管式反應(yīng)堆的安全功能和部件分級功能和部件分級” ” 導(dǎo)則中把安全功能按其重要性分類歸納為導(dǎo)則中把安全功能按其重要性分類歸納為2020種，種，如：如： (a)(a)防止發(fā)生不可接受的反應(yīng)性瞬變；防止發(fā)生不可接受的反應(yīng)性瞬

37、變； (b)(b)在所有停堆動作完成后，將反應(yīng)堆保持在安全停堆狀態(tài)；在所有停堆動作完成后，將反應(yīng)堆保持在安全停堆狀態(tài)； (f)(f)反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)壓力邊界失效后，從堆芯排出容量以限制燃反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)壓力邊界失效后，從堆芯排出容量以限制燃 料損壞；料損壞； (h)(h)將其它安全系統(tǒng)的熱量轉(zhuǎn)移到最終熱井；將其它安全系統(tǒng)的熱量轉(zhuǎn)移到最終熱井； (k)(k)保持反應(yīng)堆冷卻劑壓力邊界的完整性；保持反應(yīng)堆冷卻劑壓力邊界的完整性； (l)(l)限制放射性物質(zhì)在事故工況期間和之后，從反應(yīng)堆安全殼向外限制放射性物質(zhì)在事故工況期間和之后，從反應(yīng)堆安全殼向外 排放；排放； (m)(m)在反應(yīng)堆安全殼之外發(fā)生放

38、射性物質(zhì)釋放的事故工況期間和在反應(yīng)堆安全殼之外發(fā)生放射性物質(zhì)釋放的事故工況期間和 之后，使公眾和廠區(qū)人員受到的輻射照射保持在可接受的限值之后，使公眾和廠區(qū)人員受到的輻射照射保持在可接受的限值 以內(nèi)；以內(nèi)； . . (s) (s)當(dāng)某一部件或構(gòu)筑物的損壞會損壞某一安全功能時，防止該部當(dāng)某一部件或構(gòu)筑物的損壞會損壞某一安全功能時，防止該部 件或構(gòu)筑物發(fā)生損壞或限制其損壞所引起的后果。件或構(gòu)筑物發(fā)生損壞或限制其損壞所引起的后果。 1.2 2 安全分級方法安全分級方法 每種安全功能相應(yīng)于一定的安全設(shè)計要求，實用中將安全功能組合為若干個每種安全功能相應(yīng)于一定的安全設(shè)計要求，實用中將安全功能組合為若干個安

39、全等級，然后按其重要性順序排列，規(guī)定不同的要求，以選用合適的設(shè)計安全等級，然后按其重要性順序排列，規(guī)定不同的要求，以選用合適的設(shè)計規(guī)范和標(biāo)準安全功能順序排列可使用確定論或概率論方法。規(guī)范和標(biāo)準安全功能順序排列可使用確定論或概率論方法。 確定論法常對那些安全有重要作用的，其損壞能導(dǎo)致嚴重放射性釋放事故的確定論法常對那些安全有重要作用的，其損壞能導(dǎo)致嚴重放射性釋放事故的系統(tǒng)、設(shè)備和建筑物提出分級要求。分級要求帶有強制性而不需要細致地考系統(tǒng)、設(shè)備和建筑物提出分級要求。分級要求帶有強制性而不需要細致地考慮損壞的幾率或?qū)p輕事故后果的影響。慮損壞的幾率或?qū)p輕事故后果的影響。 概率法則細微地根據(jù)需要某一

40、安全功能起作用的幾率以及該安全功能失效的概率法則細微地根據(jù)需要某一安全功能起作用的幾率以及該安全功能失效的后果來評價安全重要性。概率法在確定各系統(tǒng)、設(shè)備和建筑物的安全重要性后果來評價安全重要性。概率法在確定各系統(tǒng)、設(shè)備和建筑物的安全重要性的相對排序方面特別有用。的相對排序方面特別有用。壓水堆核電廠的設(shè)備分級如下述已很規(guī)范化了，壓水堆核電廠的設(shè)備分級如下述已很規(guī)范化了，用確定論方法可確定。而新堆、研究用確定論方法可確定。而新堆、研究 堆，其分級有很大的不確定性，則可采堆，其分級有很大的不確定性，則可采用概率法最終確定。用概率法最終確定。 用概率論方法案重要性排列安全功能時要綜合考慮：用概率論方法

41、案重要性排列安全功能時要綜合考慮： 該安全功能失效的后果。當(dāng)某一假想事故的失效后該安全功能失效的后果。當(dāng)某一假想事故的失效后果很嚴重時，該安全功能即排到順序的前列果很嚴重時，該安全功能即排到順序的前列, ,如安全功能如安全功能(k)(k)。 要求執(zhí)行該安全功能的概率。只有在某種事故發(fā)生要求執(zhí)行該安全功能的概率。只有在某種事故發(fā)生后才要求執(zhí)行特定的安全功，若不發(fā)生該種事故，則特定后才要求執(zhí)行特定的安全功，若不發(fā)生該種事故，則特定的安全功能即使失效也不會導(dǎo)致輻射照射的增加。的安全功能即使失效也不會導(dǎo)致輻射照射的增加。 該安全功能在需要時不能被執(zhí)行其功能的概率。該安全功能在需要時不能被執(zhí)行其功能的概

42、率。 這三個因子的乘積必須低于可接受的水平！當(dāng)分析表明這這三個因子的乘積必須低于可接受的水平！當(dāng)分析表明這些乘積過大時，則應(yīng)在設(shè)計或管理上采取措施使之減小，些乘積過大時，則應(yīng)在設(shè)計或管理上采取措施使之減小，可供采取的措施很多，比如：可供采取的措施很多，比如： 1) 1) 減小失效后果以得到可接受的乘積；把放射系廢液儲減小失效后果以得到可接受的乘積；把放射系廢液儲存在若干個小儲罐內(nèi)，而不是只存在一個大儲罐內(nèi)；存在若干個小儲罐內(nèi)，而不是只存在一個大儲罐內(nèi)； 2) 2) 控制其它因子，設(shè)計中采用多重性，多樣性，靈活的控制其它因子，設(shè)計中采用多重性，多樣性，靈活的廠房布置，使用經(jīng)過考驗的設(shè)備，在役檢查

43、以及采用選定廠房布置，使用經(jīng)過考驗的設(shè)備，在役檢查以及采用選定的規(guī)范和標(biāo)準等；的規(guī)范和標(biāo)準等； 3)3)嚴格設(shè)計要求，使部件在需要時不能執(zhí)行其功能的概嚴格設(shè)計要求，使部件在需要時不能執(zhí)行其功能的概率盡可能的小。為某一設(shè)備確定的設(shè)計要求直接會影響到率盡可能的小。為某一設(shè)備確定的設(shè)計要求直接會影響到該設(shè)備失效的幾率，即設(shè)計要求愈嚴格，該設(shè)備在需要時該設(shè)備失效的幾率，即設(shè)計要求愈嚴格，該設(shè)備在需要時不能執(zhí)行其功能的幾率就愈小。因此，安全等級越高，其不能執(zhí)行其功能的幾率就愈小。因此，安全等級越高，其設(shè)計要求也高；安全等級越低，設(shè)計的要求也低。設(shè)計要求也高；安全等級越低，設(shè)計的要求也低。 1.3 1.3

44、 安全級別安全級別 1) 1) 流體包容部件流體包容部件對不同堆型大量假想事故分析之后，依照對不同堆型大量假想事故分析之后，依照流體包容流體包容部件的安全重要性部件的安全重要性將它們分成四個安全等級：將它們分成四個安全等級：A A 安全一級安全一級組成反應(yīng)堆冷卻系統(tǒng)壓力邊界的所有部件，冷卻劑流失事故發(fā)生后冷組成反應(yīng)堆冷卻系統(tǒng)壓力邊界的所有部件，冷卻劑流失事故發(fā)生后冷卻堆芯所需的部件。卻堆芯所需的部件。B B 安全二級安全二級反應(yīng)堆冷卻系統(tǒng)壓力邊界組成部分內(nèi)不屬于安全一級的那些部件，硼反應(yīng)堆冷卻系統(tǒng)壓力邊界組成部分內(nèi)不屬于安全一級的那些部件，硼酸注入和堆芯應(yīng)急冷卻系統(tǒng)、余熱排出系統(tǒng)以及安全殼及其

45、隔離系統(tǒng)酸注入和堆芯應(yīng)急冷卻系統(tǒng)、余熱排出系統(tǒng)以及安全殼及其隔離系統(tǒng)等。等。C C 安全三級安全三級防止不可接受的反應(yīng)性瞬變和停堆后將堆保持在安全停堆狀態(tài)所必須防止不可接受的反應(yīng)性瞬變和停堆后將堆保持在安全停堆狀態(tài)所必須那些部件；核電廠冷卻系統(tǒng)、控制和去除放射性物質(zhì)的空氣過濾系統(tǒng)、那些部件；核電廠冷卻系統(tǒng)、控制和去除放射性物質(zhì)的空氣過濾系統(tǒng)、與安全有關(guān)的通風(fēng)空調(diào)系統(tǒng)以及乏燃料元件冷卻系統(tǒng)等。與安全有關(guān)的通風(fēng)空調(diào)系統(tǒng)以及乏燃料元件冷卻系統(tǒng)等。D D 安全四級安全四級在所有運行工況下，將放射性廢物和氣載放射性物質(zhì)的排放或釋放限在所有運行工況下，將放射性廢物和氣載放射性物質(zhì)的排放或釋放限制在規(guī)定的限

46、值內(nèi)，但它們的失效又不會使公眾或廠區(qū)人員的輻照超制在規(guī)定的限值內(nèi)，但它們的失效又不會使公眾或廠區(qū)人員的輻照超過規(guī)定限值的系統(tǒng)或部件，如：放射性廢物管理系統(tǒng)、燃料廠房空氣過規(guī)定限值的系統(tǒng)或部件，如：放射性廢物管理系統(tǒng)、燃料廠房空氣中放射性排除系統(tǒng)以及與安全系統(tǒng)鄰近的汽水管線等。中放射性排除系統(tǒng)以及與安全系統(tǒng)鄰近的汽水管線等。 2) 2) 電氣設(shè)備分級電氣設(shè)備分級 A A 安全級（安全級（1E1E級）電氣設(shè)備適用于在發(fā)生事故時和事故后級）電氣設(shè)備適用于在發(fā)生事故時和事故后為保護公眾所需的所有電氣設(shè)備。安全級電氣設(shè)備執(zhí)行或為保護公眾所需的所有電氣設(shè)備。安全級電氣設(shè)備執(zhí)行或支持下列功能。支持下列功能。

47、 緊急停堆；緊急停堆； 反應(yīng)堆和安全殼內(nèi)熱量的排出（堆芯應(yīng)急冷卻和堆反應(yīng)堆和安全殼內(nèi)熱量的排出（堆芯應(yīng)急冷卻和堆 芯余熱）；芯余熱）； 安全殼隔離；安全殼隔離； 滯留放射性產(chǎn)物和限制放射性后果。滯留放射性產(chǎn)物和限制放射性后果。 1E1E級設(shè)備包括執(zhí)行安全功能的電源、電機、閥門電機、電級設(shè)備包括執(zhí)行安全功能的電源、電機、閥門電機、電磁閥、儀表控制系統(tǒng)等。具體包括：磁閥、儀表控制系統(tǒng)等。具體包括： 反應(yīng)堆保護系統(tǒng)；反應(yīng)堆保護系統(tǒng)； 應(yīng)急電源（柴油發(fā)電機、蓄電池、逆變器和整流器應(yīng)急電源（柴油發(fā)電機、蓄電池、逆變器和整流器 等）；等）； 緊急停堆系統(tǒng)（如功率測量、周期測量等核測量儀緊急停堆系統(tǒng)（如功率

48、測量、周期測量等核測量儀 表和事故停堆斷表和事故停堆斷 路器等）；路器等）； 專設(shè)安全設(shè)施的驅(qū)動系統(tǒng)和控制線路，專設(shè)安全設(shè)施專設(shè)安全設(shè)施的驅(qū)動系統(tǒng)和控制線路，專設(shè)安全設(shè)施包括：包括： 堆堆 芯危急冷芯危急冷 卻卻 系統(tǒng)（安注系統(tǒng)、安噴系統(tǒng)），安系統(tǒng)（安注系統(tǒng)、安噴系統(tǒng)），安全殼氫氣全殼氫氣 控制系統(tǒng)，控制系統(tǒng)， 蒸汽發(fā)生器蒸汽發(fā)生器 輔助給水系統(tǒng)（包括與輔助給水系統(tǒng)（包括與正常給水系統(tǒng)的隔離裝置），安全殼隔離系統(tǒng)；正常給水系統(tǒng)的隔離裝置），安全殼隔離系統(tǒng)； 專設(shè)安全設(shè)施的支持系統(tǒng)的驅(qū)動系統(tǒng)和控制線路，專專設(shè)安全設(shè)施的支持系統(tǒng)的驅(qū)動系統(tǒng)和控制線路，專設(shè)安全設(shè)施的支持系統(tǒng)包括：設(shè)備冷卻水系統(tǒng)、工業(yè)

49、冷卻設(shè)安全設(shè)施的支持系統(tǒng)包括：設(shè)備冷卻水系統(tǒng)、工業(yè)冷卻水系統(tǒng)和某些通風(fēng)系統(tǒng)；水系統(tǒng)和某些通風(fēng)系統(tǒng)； 用于安全停堆或事故后仍必須運行的那部分信息顯示用于安全停堆或事故后仍必須運行的那部分信息顯示系統(tǒng)的儀表設(shè)備以及事故后監(jiān)測系統(tǒng)。如安全殼事故后輻系統(tǒng)的儀表設(shè)備以及事故后監(jiān)測系統(tǒng)。如安全殼事故后輻射監(jiān)測裝置，穩(wěn)壓器液位、事故后壓力監(jiān)測裝置等；射監(jiān)測裝置，穩(wěn)壓器液位、事故后壓力監(jiān)測裝置等； 安全殼電氣貫穿件；安全殼電氣貫穿件； 堆內(nèi)溫度測量裝置，壓力容器液位測量及堆芯冷卻劑堆內(nèi)溫度測量裝置，壓力容器液位測量及堆芯冷卻劑過冷度測量裝置。過冷度測量裝置。 B B 非安全級（非非安全級（非1E1E級）級）

50、安全級以外的電氣設(shè)備屬于非安全級。當(dāng)然，對非安全安全級以外的電氣設(shè)備屬于非安全級。當(dāng)然，對非安全級電氣設(shè)備也應(yīng)當(dāng)按其重要性加以區(qū)別對待，級電氣設(shè)備也應(yīng)當(dāng)按其重要性加以區(qū)別對待， C C 起重運輸部件起重運輸部件 如起重運輸部件損壞后會導(dǎo)致放射性物質(zhì)向環(huán)境釋放、如起重運輸部件損壞后會導(dǎo)致放射性物質(zhì)向環(huán)境釋放、或者會對其他核安全級物項造成危害，則應(yīng)劃入安全級?；蛘邥ζ渌税踩壩镯椩斐晌：?，則應(yīng)劃入安全級。例如，大廳環(huán)形吊車、裝卸料機、燃料操作吊車等均屬于例如，大廳環(huán)形吊車、裝卸料機、燃料操作吊車等均屬于安全級。安全級。 其余起重運輸部件為非安全級。其余起重運輸部件為非安全級。 D D 構(gòu)筑物分

51、級構(gòu)筑物分級 構(gòu)筑物劃分為安全級（構(gòu)筑物劃分為安全級（LSLS級）和非安全級兩大類。級）和非安全級兩大類。 1 1）安全級（）安全級（LSLS級）級） 安全級適用于包容安全級設(shè)備并提供一個放射性生物屏蔽或把放射性安全級適用于包容安全級設(shè)備并提供一個放射性生物屏蔽或把放射性產(chǎn)物封存的建筑物或構(gòu)筑物。它們是對安全級設(shè)備起保護作用的物項產(chǎn)物封存的建筑物或構(gòu)筑物。它們是對安全級設(shè)備起保護作用的物項或作為最終熱阱的物項?；蜃鳛樽罱K熱阱的物項。 安全級構(gòu)筑物的例子有：安全級構(gòu)筑物的例子有： - - 安全殼；安全殼； - - 核輔助廠房；核輔助廠房； 柴油發(fā)電機廠房；柴油發(fā)電機廠房； 主控制室；主控制室；

52、最終熱阱，如冷卻塔；最終熱阱，如冷卻塔； 取水口、濕廠址的擋水構(gòu)筑物，如海堤；取水口、濕廠址的擋水構(gòu)筑物，如海堤； 乏燃料貯存池。乏燃料貯存池。 其中，安全殼按承壓設(shè)備歸入安全其中，安全殼按承壓設(shè)備歸入安全2 2級。級。 2 2） 非安全級非安全級 非安全級適用于安全級以外的所有構(gòu)筑物。非安全級適用于安全級以外的所有構(gòu)筑物。2 抗震類別抗震類別 為了合理地考慮地震對核電廠構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件的影響，需要確定為了合理地考慮地震對核電廠構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件的影響，需要確定核電廠物項的抗震類別。通常按照抗震的要求將其分為兩大類：核電廠物項的抗震類別。通常按照抗震的要求將其分為兩大類： 1 1）抗震）抗震

53、I I類適用于必須按照安全停堆地震（類適用于必須按照安全停堆地震（SSESSE）的抗震要求來設(shè)計）的抗震要求來設(shè)計和建造的構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件。當(dāng)發(fā)生這種最大可能地震時，應(yīng)能安和建造的構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件。當(dāng)發(fā)生這種最大可能地震時，應(yīng)能安全停堆并保證堆芯的冷卻功能。所以，屬于安全一級和二級的物項都全停堆并保證堆芯的冷卻功能。所以，屬于安全一級和二級的物項都劃為抗震劃為抗震I I類；安全三級的物項原則上也劃為抗震類；安全三級的物項原則上也劃為抗震I I類，但某些物項類，但某些物項（例如，其故障不會直接導(dǎo)致發(fā)生稀有或極限事故的物項、不執(zhí)行減（例如，其故障不會直接導(dǎo)致發(fā)生稀有或極限事故的物項、不執(zhí)行減輕

54、上述事故后果的安全功能和其失效也不妨礙減輕上述事故后果的物輕上述事故后果的安全功能和其失效也不妨礙減輕上述事故后果的物項、以及地震后按常規(guī)檢查程序能夠發(fā)現(xiàn)其功能喪失的物項）除外。項、以及地震后按常規(guī)檢查程序能夠發(fā)現(xiàn)其功能喪失的物項）除外。 2 2） 抗震抗震II II類適用于必須按照運行基準地震（類適用于必須按照運行基準地震（OBEOBE）的抗震要求來設(shè)）的抗震要求來設(shè)計和建造的構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件。當(dāng)發(fā)生歷史上已知最大烈度的地震計和建造的構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件。當(dāng)發(fā)生歷史上已知最大烈度的地震時，應(yīng)能繼續(xù)保持運行狀態(tài)。安全一級、二級和三級的構(gòu)筑物、系統(tǒng)時，應(yīng)能繼續(xù)保持運行狀態(tài)。安全一級、二級和三級的

55、構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件中除抗震和部件中除抗震I I類外，其余的構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件均屬抗震類外，其余的構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件均屬抗震II II類。類。 核電廠中的其他安全級部件（如電氣部件、空調(diào)和通風(fēng)系統(tǒng)部件以及核電廠中的其他安全級部件（如電氣部件、空調(diào)和通風(fēng)系統(tǒng)部件以及起重運輸部件）應(yīng)劃為抗震起重運輸部件）應(yīng)劃為抗震I I類，按照安全停堆地震的抗震要求進行類，按照安全停堆地震的抗震要求進行設(shè)計和建造。設(shè)計和建造。 某些安全有關(guān)的廠房和構(gòu)筑物（指包容和支承主回路或任某些安全有關(guān)的廠房和構(gòu)筑物（指包容和支承主回路或任何安全級的機械和電氣設(shè)備的構(gòu)筑物；在出現(xiàn)事故或外部何安全級的機械和電氣設(shè)備的構(gòu)筑物；在出現(xiàn)

56、事故或外部事件時，參與限制放射性產(chǎn)物的構(gòu)筑物）要承受安全停堆事件時，參與限制放射性產(chǎn)物的構(gòu)筑物）要承受安全停堆地震的荷載，應(yīng)劃為抗震地震的荷載，應(yīng)劃為抗震I I類。類。 其余廠房和構(gòu)筑物（如放射性廢物廠房的坑槽、三廢系統(tǒng)其余廠房和構(gòu)筑物（如放射性廢物廠房的坑槽、三廢系統(tǒng)廠房以及放射性廢氣貯存箱等）可劃為抗震廠房以及放射性廢氣貯存箱等）可劃為抗震IIII類。類。 核電廠的其余構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件，如既與安全無關(guān)、又核電廠的其余構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件，如既與安全無關(guān)、又無特殊的抗震要求，可按常規(guī)的抗震標(biāo)準和規(guī)范的要求來無特殊的抗震要求，可按常規(guī)的抗震標(biāo)準和規(guī)范的要求來設(shè)計和建造。設(shè)計和建造。 根據(jù)根據(jù)E

57、J313-88EJ313-88，安全停堆地震（，安全停堆地震（SSESSE）是分析核電廠所在）是分析核電廠所在區(qū)域和廠區(qū)的地質(zhì)和地震條件、分析當(dāng)?shù)氐乇硐挛镔|(zhì)的特區(qū)域和廠區(qū)的地質(zhì)和地震條件、分析當(dāng)?shù)氐乇硐挛镔|(zhì)的特性的基礎(chǔ)上所確定的、可能發(fā)生的最大潛在地震。它通常性的基礎(chǔ)上所確定的、可能發(fā)生的最大潛在地震。它通常取歷史上發(fā)生過的最大地震，再加上一個適當(dāng)?shù)陌踩Ａ?。取歷史上發(fā)生過的最大地震，再加上一個適當(dāng)?shù)陌踩Ａ?。運行基準地震（運行基準地震（OBEOBE）是在上述分析的基礎(chǔ)上所合理確定）是在上述分析的基礎(chǔ)上所合理確定的一種地震。這種地震在核電廠壽期內(nèi)預(yù)計會發(fā)生，因而的一種地震。這種地震在核電廠壽期

58、內(nèi)預(yù)計會發(fā)生，因而必須考慮其對廠區(qū)的影響。它通常取安全停堆地震加速度必須考慮其對廠區(qū)的影響。它通常取安全停堆地震加速度的二分之一。的二分之一。 3 3 質(zhì)量保證分級質(zhì)量保證分級 1 1）劃分質(zhì)量保證等級的目的）劃分質(zhì)量保證等級的目的 核安全法規(guī)要求對質(zhì)量保證大綱所適用的物項、服務(wù)和過核安全法規(guī)要求對質(zhì)量保證大綱所適用的物項、服務(wù)和過程規(guī)定相應(yīng)的控制和驗證的方法，亦即，雖然質(zhì)保原理相程規(guī)定相應(yīng)的控制和驗證的方法，亦即，雖然質(zhì)保原理相同，但實施質(zhì)保要求的程度必須與物項，服務(wù)或過程的核同，但實施質(zhì)保要求的程度必須與物項，服務(wù)或過程的核安全重要性相稱。必須使用能滿足這必要的要求又能確保安全重要性相稱。

59、必須使用能滿足這必要的要求又能確保所需的質(zhì)量和安全的一種分級方式。對最高等級實施質(zhì)保所需的質(zhì)量和安全的一種分級方式。對最高等級實施質(zhì)保要求最嚴格要求最嚴格，最低級別最不嚴格。，最低級別最不嚴格。 在運用具體質(zhì)保要求時，分級方法必須體現(xiàn)有計劃和認識在運用具體質(zhì)保要求時，分級方法必須體現(xiàn)有計劃和認識上的差異。選擇和確定恰當(dāng)?shù)馁|(zhì)量保證要求，既能為物項、上的差異。選擇和確定恰當(dāng)?shù)馁|(zhì)量保證要求，既能為物項、服務(wù)和過程符合規(guī)定的質(zhì)量要求提供服務(wù)和過程符合規(guī)定的質(zhì)量要求提供足夠的置信度，又能足夠的置信度，又能達到節(jié)省費用的目的。達到節(jié)省費用的目的。 2 2）劃分和選擇質(zhì)量保證等級的原則）劃分和選擇質(zhì)量保證等

60、級的原則 核電站物項和服務(wù)質(zhì)量保證等級的劃分和選擇以物項的失核電站物項和服務(wù)質(zhì)量保證等級的劃分和選擇以物項的失靈或服務(wù)中的差錯對核電站安全和可靠地運行造成的影響靈或服務(wù)中的差錯對核電站安全和可靠地運行造成的影響為依據(jù)。需要考慮的其它因素有：為依據(jù)。需要考慮的其它因素有： 物項或服務(wù)的復(fù)雜性、獨特性和新穎性；物項或服務(wù)的復(fù)雜性、獨特性和新穎性； 工藝、方法和設(shè)備是否需要特殊的控制、行政管理方工藝、方法和設(shè)備是否需要特殊的控制、行政管理方法和檢查；法和檢查； 通過檢查和試驗所能證實的與功能要求相符的程度；通過檢查和試驗所能證實的與功能要求相符的程度； 物項在電站安裝后，其維修、在役檢查、更換和事故