GBT 17569-1998.pdf
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1、I C S 2 7 . 1 2 0 . 2 0 F 6 9 中 华 人 民 共 和 国 国 家 标 准 c B / T 1 7 5 6 9 -1 9 9 8 压水堆核电厂物项分级 Cl a s s i f i c a t i o n f o r t h e i t e ms o f p r e s s u r i z e d w a t e r r e a c t o r n u c l e a r p o w e r p l a n t s 1 9 9 8 一 1 1 一 1 7 发布1 9 9 9 一 0 7 一 0 1 实施 国 家 质 量 技 术 监 督 局发布 G B / T 1 7
2、 5 6 9 -1 9 9 8 目次 前言 ” ” 。 。 班 1 范围 ,. , , ,. , , , ” , “ “ , , , , , ,1 2 引用标准 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
3、 . 1 3 总则 ” ” , , , , , 1 4 安 全 等 级 的 划 分 “ , , ” . . . . . . . . . . . . . . .t . . . . . . . . . . 2 5 抗展类别的划分 ” ” ” ” . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 6 6 规范等级的划分 , ” “ . . . . . . . , ; 二 . . . . . , . . 6 7 质量 保证等 级的划 分 。 7 附录A ( 提示的附 录) 压水堆核电 厂一、 二回 路主 要构筑 物、 系统和部件分级表 9 附录B ( 提示的附 录) 核电厂物
4、项分级 清单实例 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 1 7 附录C ( 提示的附 录) 各种分级之间关系的对照 . 1 8 附录D ( 提示的附录) 本标准的分级与国外对照 , , , ,. 1 9 附 录E ( 提 示的 附 录)参 考资 料 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
5、. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 二 。4 , 二1 9 G B / T 1 7 5 6 9 -1 9 9 8 前言 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E J / T 3 1 3 -1 9 8 8 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H A F “ J 0 0 6 6 ( 压水堆核电厂 物项分级的 技术见解 。 本标准较之于E J / T 3 1 3 -1 9 8 8 更具适用性和可操作性。E J / T
6、3 1 3 -8 8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H A F 0 2 0 1 (! 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, E J / T 3 1 3 -1 9 8 8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
7、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 G B / r 1 7 5 6 9 -1 9 9 8 Cla s s i f i c a t i o n f o r t h e i t e ms o f p r e s s u r i z e d w a t e r r e a c t o r n u c l e a r p o w e r p l a n t s 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
8、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。 G B / T 1 5 4 7 4 -1 9 9 5 核电厂 仪表和控制系 统及其供电 设备的 安全分 级 G B / T 1 5 4 7 5 -1 9 9 5 核电 厂仪表和控制系 统及其 供电 设备质量保证分级 G B / T 1 5 7 6 1 - 1
9、 9 9 5 2 X 6 0 0 MW压水堆核电厂核岛系统设计建 造规范 G B / T 1 6 7 0 2 -1 9 9 6 压水堆核电 厂核岛 机械设备设计规范 H A F 0 2 0 0 ( 9 1 ) 核电厂设计安全规定 H A F 0 4 0 0 ( 9 1 ) 核电厂质量 保证安全规定 H A F 0 1 0 1 ( 1 ) 核电厂厂址选择中的地震问题 H A F 0 2 0 1 -1 9 8 6 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 H A F 0 2 1 5 ( 1 ) 核电 厂的抗震设计与鉴定 总则 3 . 1 核电厂物项分级清单 核电厂 设计者应对核
10、电厂物项 进行分 级并编制核电厂物项分级清单。 该清 单应砚盖核电 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。 H A F 0 2 0 0 ( 9 1 ) 为保证核电厂的 安全 提出了三项总的设计
11、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。 ” 国家质且技术监誉局1 9 9 8 - 1 1 - 1 7 批准1 9 9 9 一 0 7 - 0 1 实施 t G B / T 1 7 5 6 9 -1 9 9 8 这三项要求所确保的三项基本安全功
12、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H A F 0 2 0 1 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H A F 0 2 1 5 ( 1 ) 的规
13、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G B / T 1 6 7 0 2 确定。 13 . 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
14、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
15、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
16、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。 刁 安全等级的划分 总述 G s / T 1 7 5 6 9 -1 9 9 8 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
17、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S C ( 电气设备也用 I E ) 安全 1 级S C - 1 安全 2
18、级S C - 2 安全 3 级S C - 3 非安全级N C ( 电气设备也用非 I E ) 非安全级中有特殊要求的N C ( S )电气设备也用 S R ) 物项的安全 等级以 及N C ( S ) 类物项的特殊要 求应在设备规格书中 加以 说明。 属于S C , S C - 1 , S C - 2 , S C - 3 或 N C ( S ) 的物项是安全重要物项( 见HA F 0 2 0 0 ( 9 1 ) 名词解释附图2 ) , 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、
19、 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 . 2 a ) ) 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; 。 ) 与反应堆冷却剂管道相连
20、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; B ) 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; : )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
21、壳大气与外部环境隔离的各种机械设备( 如阀门) ; 。 ) 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) ; G B / T 1 7 5 6 9 -1 9 9 8 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 ) 燕汽系 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
22、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: 。 )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 贮翅及输油管, 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
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