基于RCC的国内核电厂设备安全分级研究

苏子威，王晓江，唐兴贵，姚春玲，陈 娟

（1.中国核电工程有限公司，北京 100840；2.华北电力大学，北京 102206）

基于RCC的国内核电厂设备安全分级研究

苏子威1，*，王晓江1，唐兴贵1，姚春玲1，陈 娟2

（1.中国核电工程有限公司，北京 100840；2.华北电力大学，北京 102206）

核电厂设备安全分级是核电行业中关键的基础性课题。本文阐述了国内核电厂设备安全分级的特征，并根据安全分级的现状对安全分级的内容和各类分级间的对应关系进行了分析和研究。研究成果可为深入了解国内核电厂设备安全分级以及建立完善统一的分级体系提供参考。

核电厂；设备；安全分级

核电是我国战略性清洁能源产业，历经选址、设计、建造、调试、运行、退役和废物处理7个关键环节，包括众多复杂的系统和设备。为保证核电厂核安全目标的实现，需要根据其所承担的核安全功能的重要性、对内部和外部事件不同程度的敏感性，对构成系统的设备进行安全分级。合理的安全分级可有效保障核电厂的安全稳定运行，降低建设投资，减少在役维修成本。

因此，设备安全分级是核电厂标准体系中具有普遍意义的关键课题。本文根据国内核电厂的发展现状，结合重点堆型，分析研究了安全分级特征、内容以及各类分级间的对应联系，对深入理解国内核电厂设备安全分级以及建立核电标准体系具有重要的意义。

1 核电厂设备安全分级特征

1.1 定义与目的

核电厂设备安全分级就是根据设备是否执行安全功能，以及此种功能的重要性而划分的等级［1］。

核电厂有许多系统和设备，其质量和可靠性是核电厂安全运行的重要基础。从纵深防御和多重屏障的角度［2］看，不同工况下，不同设备的安全功能、安全重要性、质保要求是有差异的，对设备进行安全分级不但可以有效保证核安全目标的实现，也是设备从设计到在役检修各个环节正确选用相应规范标准的前提，且有一定的经济性和可操作性。

1.2 原则与法规

对于核电厂，“三大安全功能”，即反应性控制、余热排出和放射性的包容［3］，必须得到保障。这三项基本功能是指导安全分级的原则。

国内核电厂设备的安全分级应遵循的核安全法规和相关导则有：HAD102/03《用于沸水堆、压水堆和压力管式反应堆的安全功能与部件分级的核安全导则》［1］、HAF102《核电厂设计安全规定》［3］、HAF·J0066《压水堆核电厂物项分级的技术见解》［4］、GB/T17569《压水堆核电厂物项分级》［5］等。

1.3 方法与步骤

在核电厂设计阶段，划分设备安全分级的方法［6］主要基于确定论方法，并适当辅以概率论方法。所谓确定论，即由具有相应职位资历的人，根据有关法规、惯例、经验来决定核级设备的安全分级。确定论法常对那些在安全上重要的、其损坏能导致重大事故的设备提出各种要求，这些要求是强行规定且须严格遵守的［7］。

核电厂设备安全分级的主要步骤如下：

（1）将基本安全功能分解细化，制定出重要性排序；

（2）确定属于安全重要物项的所有构筑物、系统和部件；

（3）分析设备的详细要求，核实设备的安全功能，对设备进行明确分级；

（4）最终确定核电厂设备的安全等级。

1.4 安全分级现状

自1991年秦山核电厂并网发电以来，我国已运行的核电厂11座，共计21台机组投入商业运行；在建核电厂12座，除M 310+改进型18台机组外，还有三门和海阳核电厂共计4台AP1000机组，台山核电厂2台EPR机组，田湾核电厂2台VVER机组和石岛湾核电厂1台高温气冷堆。上述核电厂设备采用标准见表1和表2。

表1 运行核电厂设备采用标准Table 1 The equipment standards for operating nuclear power plants

表2 在建核电厂设备采用标准Tab le 2 The equipm ent standards for nuclear power plants under construction

从表1、表2可知：（1）当前我国已投运的和在建的核电厂采用标准是多种体系，有法国RCC系列标准，美国ASME系列标准，俄罗斯ΓOCT系列标准，加拿大标准。但尚未建立我国自己的核电标准体系；（2）已投运的和在建的核电厂多属于M 310+改进型，因而多采用法国RCC标准。

其中，国际原子能机构、美国、法国和我国安全分级标准见表3。

故可根据国内核电发展现状，结合RCC系列标准重点堆型，进行我国核电厂设备安全分级分析研究。

表3 安全分级比较Table 3 Safety classification com parison

2 核电厂设备安全分级内容

2.1 安全等级

（1）概述

安全等级是为了确保物项执行其相应的安全功能，要对各类物项进行安全分级。

在安全等级中，将核电厂设备按机械设备和电气仪控设备进行划分；机械设备又有承压设备和非承压设备之分。机械设备安全等级包含功能安全等级和机械安全等级；

（2）功能安全等级

功能安全分级［8］是主要考虑如何实现反应性控制、余热排出这两个安全功能而对设备进行的等级划分。根据设备的功能，其安全等级分为F1级（F1A、F1B）、F2级和NC级。

F1A功能是指所有在设计基准事故中，为了将反应堆带到可控状态所需的安全功能。F1A级设备是指为实现短期（12 h）安全停堆并维持安全停堆状态所需要的设备。

F1B功能是指所有在设计基准事故中，为实现和维持反应堆安全停堆状态所需的安全功能，以及在核电厂正常运行工况下功能失效将直接导致设计基准事故发生的一些功能。F1B级适用于维持长期安全停堆（24h）所需要的设备。

F2功能是指限制内、外部灾害后果所需的功能，以及超设计基准事故中所需的必要安全功能等。F2级适用于长期运行和维持最终安全状态（72 h）及避免大规模放射性释放的设备。

NC级设备：不执行上述安全功能的设备。

（3）机械安全等级

机械安全分级是主要考虑如何实现减少放射性物质向环境释放这一安全功能而对设备进行的分级。

RCC-P［9］将承压机械设备的安全等级分为M 1级、M 2级、M 3级和NC级。

M 1级设备包括组成一回路承压边界的设备。其在正常运行工况下的失效将会造成不能通过正常补偿系统进行补偿的冷却剂泄漏。

M 2级设备包括传递一回路冷却剂但不属于M 1级的设备，在不需要隔离反应堆冷却剂和不需要保证燃料包壳完整性的工况下运行的设备。

M 3级设备包括不属于M 1级和M 2级的设备，其失效不直接造成放射性后果。具有机械安全等级或有功能安全等级，但又不是M 1和M 2级的设备。

NC级设备：M 1、M 2、M 3级设备以外的设备。

非承压设备分为LS级和NC级。LS级设备不直接执行安全功能，但其失效会引起有安全功能的设备失效。LS级设备主要包括核燃料运输和贮存工艺中的起重及运输设备、与安全有关的承压设备的支撑装置等。

（4）电气、仪控安全等级

根据电气、仪控设备在事故后承担的任务，RCC-E［10］将电气、仪控安全等级分为1E级和NC级。

1E级设备为执行安全功能的电气、仪控设备，可完成反应堆紧急停堆、应急堆芯冷却、安全壳隔离、反应堆余热排出、反应堆厂房热量排出等功能。1E级设备的应用范围包括了从传感器到执行机构的整个通道及其电源系统。

对于1E级电气、仪控设备，一般要按RCC-E规范进行设备质量鉴定级的划分。依据其使用条件的不同，1E级电气、仪控设备有三种鉴定方法，分别是K1、K2和K3类鉴定。非核安全级的电气设备不进行质量鉴定等级的划分。

综上所述，基于RCC的国内核电厂设备的安全等级如图1所示。

2.2 规范等级

规范等级是为了满足不同安全等级的物项执行其安全功能的要求，需确定各类物项的设计和建造的等级，即物项的规范等级。

图1 核电厂设备的安全等级Fig.1 The equipm ent safety classifications of NPP

在我国，一直没有一套完整的核电厂设计和建造规范，在设计和建造的过程中多数采用法国RCC-M标准［11］和美国ASME标准，国标GB/T 16702-1996《压水堆核电厂核岛机械设备设计建造规范》［12］是在结合我国国情的基础上对RCC-M的转换而形成的。

规范等级是针对于机械设备而言的，根据设备的安全等级和设备的运行条件确定，基于RCC-M、GB/T16702的规范等级划分为：RCC-M 1级、RCC-M 2级、RCC-M 3级和常规标准。

2.3 质保等级

在设计和建造期间，为了对执行不同安全功能的物项采取相应的质量保证措施，需要确定各类物项的质量保证等级。

核电厂安全是通过保守设计、系统和设备的可靠性及人因工程（包括核安全文化）等来保证的，而质量保证正是为保证物项或服务能够满足质量安全要求提供足够的可信度所进行的计划性的和系统性的活动。

根据核安全法规及相关导则［13］规定，物项质量保证等级根据物项的失灵或服务的差错对核电厂安全和可靠运行造成的影响为主要原则。质保等级以物项安全等级为基础，分为QA1级、QA2级、QA3级和QNC级。

2.4 抗震等级

（1）概述

为了确保物项在发生地震时能执行其安全功能，需确定各类物项的抗震等级。核电厂物项共划分为三个抗震级别［14］：抗震Ⅰ类、抗震Ⅱ类和非核抗震类。

（2）抗震Ⅰ类

抗震Ⅰ类适用于执行三大安全功能的设备。抗震Ⅰ类物项应按SL-2，即安全停堆地震（Safe Shutdown Earthquake，SSE）（万年一遇）设计，抗震Ⅰ类地震比常规地震（一百年或几十年一遇）大约高1级。抗震Ⅰ类物项应能承受SL-2和SL-1地震动荷载，并保证在地震发生时和地震后能履行安全功能。

抗震Ⅰ类设备又可分为以下三类：

1I类：在SSE载荷下仅要求保证其完整性的设备，没有提出对变形的限制要求。

1F类：在SSE载荷下不但保持完整性还应保持功能性要求的设备。如工程安全设施非能动部件和其支承系统，如它们的管道等。这里的应力限制要求比1I类更严一些，以限制其变形。

1A类：它是对于能动设备而言的，是针对有可运行能力要求的设备。用以保证其运行部件或机构的良好运行功能。它的应力限值更加严格。

（3）抗震Ⅱ类

抗震Ⅱ类适用于抗震Ⅰ类以外某些非安全级但属于安全重要的设备［15］。抗震Ⅱ类物项按SL-1，即运行基准地震（Operating Basis Earthquake，OBE）（五百年一遇）设计，其强度相当于SSE的二分之一。例如，有放射性废物厂房和坑槽、蒸残液贮罐、浓缩液贮罐以及与其相连的管道等，属抗震Ⅱ类物项。

（4）非核抗震类

非核抗震类适用于抗震Ⅰ、Ⅱ类物项以外的物项。非核抗震类物项可按合适的常规设备抗震规范进行设计。

综上所述，核电厂设备的抗震等级如图2所示。

2.5 清洁度等级

核岛机械设备与工作流体接触表面的清洁度等级分为A、B、C等级，其严格程度依次递减。

图2 核电厂设备的抗震等级Fig.2 Seism ic gradeof NPP’s equipm ent

A级是指与一回路或注入到一回路中的流体接触的所有设备的表面清洁度，此级为最高清洁度等级。根据设备的可接近性和精细程度，A级细分为如下两级：

A1级：能直接进行清洁及直接进行检查的设备表面。

A 2级：所有不属于A1级中的A级设备，在车间装配或现场安装后其表面只能通过（局部或全部）冲洗进行清洁。A 2级又细分为A 21级、A 22级和A 23级。A21级指要求特殊清洗条件的精密或形状复杂的设备表面；A22级指除了A21，A23级以外的其他A2级设备表面；A23级指管道和管配件表面。

B级是指系统中介质与主蒸汽系统（二回路）介质相联通的系统构件的表面清洁度。如与蒸汽发生器二次侧的水或蒸汽（再循环除外）接触的设备表面、与设备冷却水系统的水接触的设备表面、与一回路的下泄流体（不再注入的）及废液接触的不锈钢设备的表面或与未曝气的废气接触的设备表面。

C级是指其他与废液接触的非不锈钢设备的表面或与处理的废气接触的设备表面的清洁度，一般与非核工程实施的清洁度要求相当。

3 分级的对应关系

3.1 机械安全、质保和规范3类等级的对应关系

为保障核电厂安全总目标的实现，对核电厂设备进行了多方面安全等级划分，各等级相互独立，但又相互影响，相互制约。其中机械安全等级、质保等级和规范等级对应关系如图3所示。

图3 机械安全等级、质保等级和规范等级对应关系Fig.3 Corresponding relationsof equipment classifications

由图3可知，规范等级和质保等级的划分以安全等级为基础；通常安全等级与规范等级同级对应，其中安全2、3级和NC级根据设备所经受的载荷情况，可相应提高其RCC-M规范等级；安全级设备的质保等级至少为QA2级。

3.2 功能等级和电气仪控等级的对应关系

功能安全等级和电气、仪控安全等级的对应关系见表4。

表4 功能等级和电气仪控等级对应关系Table4 Corresponding relationsbetween functional level and electric-instrum ent control level

由表4可知，电气、仪控安全分级基于功能分级，功能安全等级F1级设备都属于电气、仪控安全1E级；F2级对应的NC级设备在工程中往往会采用“NC+”，“NC++”标注，用以表示其在设计和制造中附加的特殊要求（如抗震、质保、设备鉴定等），以及与一般“NC”设备的差异性。

3.3 安全等级和抗震等级的对应关系

所有安全级设备，如功能安全级（F1、F2级）、承压设备安全级（M 1、M 2、M 3级）、非承压设备安全级（LS级）和电气仪控设备（1E级）均应列为抗震Ⅰ类。预期当发生破坏、坠落、移位时可能危及安全级物项的非安全级设备亦应列为抗震Ⅰ类，否则必须采取设计措施（如将安全级物项移开）使之在地震时不会危及抗震Ⅰ类物项。

4 结论

本文根据国内核电厂的发展现状，结合重点堆型，通过对设备安全分级的研究分析，得出如下结论。

（1）设备安全分级是核电产业中具有普遍意义的关键课题。合理的安全分级是设备在各环节正确选用相应规范标准的前提，可以有效保障核电厂安全总目标的实现，且具有一定的经济性和可操作性；

（2）核电设备可按安全、规范、质保、抗震以及清洁度进行等级划分，各等级相互独立，又相互联系。通常，先根据系统的安全功能确定设备的安全分级，再根据具体设计要求确定后四者的等级；

（3）我国核电厂采用的标准是多种体系，这种状况已经严重影响我国核电的自主设计、建设以及核电设备的本土化。尽快建立完善统一的设备安全分级的体系与理念，进一步促进中国核电技术的安全管理和自主发展，着力推动中国核电“走出去”，已是业界人士的共识。

［1］国家核安全局.HAD 102/03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的核安全导则［S］.北京：国家核安全局，1986.

［2］顾晔艺.浅谈风险指引型核安全法规体系［J］.核安全，2008（1）：26-36.

［3］国家核安全局.HAF102核电厂设计安全规定［S］.北京：国家核安全局，1991.

［4］国家核安全局.HAF J0066压水堆核电厂物项分级的技术见解［S］.北京：国家核安全局，1997.

［5］核工业标准化研究所.GB/T17569压水堆核电厂物项分级［S］.北京：核工业标准化研究所，1998.

［6］沈伟.浅述核安全机械设备安全分级［J］.核安全，2010，（1）：42-45.

［7］ANSI/ANS.Nuclear Safety Criteria for the Design of Stationary PressurizedW ater Reactor Plants［S］.1983.

［8］方庆贤，刘乐，刘鹏，等.EPR核电厂设备安全分级审评和评述［J］.核安全，2013，12（4）：10-14.

［9］AFCEN.RCC-P法国900MW压水堆核电厂系统设计和建造规则［S］.1991.

［10］AFCEN.RCC-E压水堆核岛电气设备设计建造规则［S］. 2005.

［11］AFCEN.RCC-M压水堆核岛机械设备设计建造规则［S］. 2000.

［12］核工业标准化研究所.GB/T16702压水堆核电厂核岛机械设备设计建造规范［S］.北京：核工业标准化研究所，1996.

［13］国家核安全局.HAF003核电厂质量保证安全规定［S］.北京：国家核安全局，1991.

［14］国家核安全局.HAFJ0053核设备抗震鉴定试验指南［S］.北京：国家核安全局，1995.

［15］罗水云，刘小燕.AP1000与传统压水堆物项分级的比较与分析［J］.核安全，2012（4）：32-35.

Study on Safety Classification of Equipments for Domestic Nuclear Power Plant Based on RCC

SU Ziwei1，*，WANGXiaojiang1，TANGXinggui1，YAOChunling1，CHEN Juan2
（1.ChinaNuclear Power EngineeringCo.，Ltd.，Beijing100840，China；2.North ChinaElectric PowerUniversity，Beijing102206，China）

Safety classification of equipments is a key fundamental project in the nuclear power industry. This paper expounds the safety classification feature of equipments for domestic nuclear power plant，and according to thecurrentsituation ofsafety classification，makesanalysisand study on contentand the corresponding relationship of safety classifications.Finally，the study can provide reference for deeply understanding the domestic nuclear power plantequipmentsafety classification and for establishing aperfectunity classification system.

nuclear powerplant；equipments；safety classification

TM 623

：A

：1672-5360（2015）04-0070-06

2015-01-12

2015-02-27

中央高校基本科研业务费专项资金资助，项目编号2014QN28

苏子威（1986—），男，河北邢台人，硕士，现主要从事核燃料运输与工艺设计工作

*通讯作者：苏子威，E-mail：suzw@cnpe.cc