GB/T 17569-2013 压水堆核电厂物项分级 GB/T17569-2013 标准压缩包解压密码：www.bzxz.net

ICS 27.120.20
中华人民共和国国家标准
GB/T17569—2013
代替GB/T17569—1998
压水堆核电厂物项分级
Classification for the items of pressurized water reactor nuclear power pants2013-02-07发布
中华人民共和国国家质量监督检验检疫总局中国国家标准化管理委员会國
2013-07-01实施
中华人民共和国
国家标准
压水堆核电厂物项分级
CB/T 17569 —2013
中国标准出版社出版发行
北京市阳区和平里西街甲2号(100013)北京市西城区三里河北街16号（100045）网址spc.net.cn
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并本 880×12301/16
2013年6月第一版
印张 3. 25
学数S4千学
反2013年6月第一次印刷
书号：155066·1-47254定价45.00元告由本社发行中心调换
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1范围
2规范性引用文件
3 术语定义和代号
4总则
1.1分级方法
4.2分级种类和基本依据
4.3分级对象
分级规则的应用
5安全分级
5.1 一般性要求
5.2承压机械部件的安全分级
5.3非承压机械部件的安全分级
5.4燃料组件及其相关组件的安全分级5.5电气部件的安全分级
5.6构筑物的安全分级
6抗震分类
一般性要求
6.2抗震I类
6.3抗震Ⅱ类
6.4非核抗震类
规范等级的确定和标准的选择
.8质量保证分级
8.1 一般性要求
8.2质量保证1级·
8.3质鼻保证2级
8.4质量保证3级...
8.5非核质量保证级
附录A（资料性附录）物项分级规测在能动安全系统压水堆核电厂的应用-附录 B(资料性附录)
物项分级规则在非能动安全系统压水堆核电厂的应用·附录C（资料性附录）本标准与相关标准关于安全分级、抗震分类的相互对照附录D（资料性附录）确定承压机部件规范等级的方法举例参考文献
图D.1规范级与安全级对照关系
GB/T 17569—2013
GB/T17569—2013
不同类别物项的安全等级及其代号表A.1
典型能动安全系统压水堆核电厂主要物项分级能动安全系统正水堆核电厂主设备各组成部分的分级举例·AP1000的等级与核管会的质量组、ASMEBPVC-亚的规范等级之间的对应关系AP1000的分级与本标准的安全等级之间的对照关系AP1000主要物项分级
表C.1：本标推与相关标准关于安全分级的相互对照表C.2本标推与相关标推关于抗震分类的相互对照12
本标准按照 GB/T 1.1—2009 给出的规则起草。GB/T 17569—2013
本标准代替GB/T17569—1998压水堆核电厂物项分级》，与GB/T17569—1998相比，主要技术变化如下：
增加了术语和定义一章（见第3章），一重新组织“总则(见第4章)的内容,共列为 4条(见 4.1～4.4)代替原来的 6条（见 1998年版的3.1~～3. 6条）。新的4条为“分级方法”“分级种类和基本依据”,“分级对象”“分级规则的应用”。在“分级方法”中指明了本标推采用确定论法。一在\安全分级\一竟见第5章)中以\一毁性要求\（见5,1)代替1998年版中的*总述\(1998年版4.1)，并细分为“各类物项的安全等级划分改代号”、“执行多个安全功能的物项以及复杂设备的安全等级”，*不同安全等级间的接门”、“支承件\等4茶（见5.1.1～5.1.4)。参考国内外最新资料，对安全分级要求进行了补充，并增加了“非能动安全系统压水堆核电厂\设备的例子见 5.2.3,5.2.4)。一一在抗轰类中细化了适用的设备范见6.2中的a->：保留抗震I类“按SI-2地震动设计\的要求,取消了“应能承受 SL-1地震动荷载”的要求一抗震I类的设计要求“按SL-1地动设计\改为\按1/2 SL-2设计，但不得低于依据常规设施抗震规范的设计要求”（见6.3），一简化了“规范分级\的内容（见第7章），并将篇6章的部分内容（见1998年版图1)移至附录D（资料性附录)中，不再作为标推的要求，而作为资料。一各附录重新编排：附录A由1998年版中的附录A（提示的附录)修改而成;附录B为新编制的，提供了非能动安全系统压水堆核电厂物项分级方法和主要物项的分级：附录C由1998年版中的附录 C(提示的附录)和附录 D(提示的附录)合并、修改而成;附录 D包含了1998 年版中第6章的部分内容。
本标准主要根据我国核安全法规要求和核电厂设计建造经验编制，并参考了国外最新信息。木标堆由中国核工业集团公司提出。本标准由全国核能标准化技术委员会（SAC/TC58)归口。本标起草单位：核工业标准化研究所、上海核工程研究设计院。本标准起草人：工继东、商丽艳、李士模、董瑞林、姚伟达、陆曙东、曹耶南、张明、王晓轰。本标准1998年首次发布。
1范围
压水堆核电厂物项分级
GB/T17569—2013
本标准规定了压水堆核电」物项安全分级、抗震分类、规范分级和质量保证分级的要求和规则。本标准适用于压水堆核电厂物项的等级划分。2规范性引用文件
下列文件对于本标准的应用是必不可少的，凡是注日期的引用文件，仅注日期的版本适用于本文件。凡是不注且期的引用文件，其最新版本(包括所有的修改单)适用于本文件。GB/T 13286核电厂安全级电气设备和电路独立性娜GB/T16702压水堆核电厂核岛机械设备设计规范GB/F19001质量管理体系要求
HAF003核电厂质量保证安全规定HAF102核动力厂设计安全规定
3术语.定义和代号
3.1术语和定义
下列术语和定义适用于本文件。3. 1. 1
物项ilem
构筑物、系统或部件的通称。
反应堆冷却剂压力边界reactor coolant pressure boundary (RCPB)承受反应堆冷却剂压力的所有部件,包括压力容器、管道、泵、阀门等,它们是：a）反应堆冷却剂系统的成部分;或b）邻接系统与反应堆冷却剂系统相连的部分：对于贯穿安全壳的系统管线，直至并包括最外道安全壳陷离阀；对于不贯穿安全壳的系统管线，直牟并包括反应堆运行状态下两道常关阅的第二道；对于反应堆冷却剂安全卸压系统，直全并包括安全御压阀。3.1.3
能动部件active camponent
依靠触发、机械运动或动力源等外部输人行使功能的部件。3.1. 4
active safety system
能动安全系统
主要依赖能动部件(泵、能动阀门、电源设备等)行使安全功能的安全系统。GB/T 17569—2013
非能动部件passivc component
不依靠触发、机械运动或动力源等外部输人而行使功能的部件，比如压容器、热交换器、管道等。3.1.6
非能动安全系统
passive safety system
基于白然力（如重力、自然循环）、储存能（如蓄电池、转动惯量、压缩流体）和/或系统固有能（如系统流体的能量），主要依赖非能动部件行使安全功能的安全系统，3. 1. 7
safeshutdownearthquake(SSE，或SL-2)安全停堆地
作为核电厂设计基准的地震动，著发生该地震动，用于保证下述要求的构筑物、系统和部件应依然能够执行其规定功能：
a）反应堆冷却剂压力边界完整性：b）停堆并维持安全停堆状态；
c）防止可能使厂外照射剂氧超过规定限值的事故或减轻其后果。3.2代号
下列代号适用于本文行。
SC：安全级(SaletyClass)
SC-l:安全1级(Safety Ciass 1)SC-2:安全 2级(Safety Ciass 2)SC-3:安全 3 级 ( Salety Class 3)NS:非安全级（Non-Safery Ciass）NS(S)：非安全级中有特殊要求的(NON-SafetyCaswithSpecialRequircnents）QAl:质量保证1级(Qualiy Assurance Level 1)QA2：质量保证2级（QualityAssutanceLevel2）QA3：质量保证3级（QualityAssuranceLevei3）NQA：非核质保证级（Non-NuclcarQualityAssurance)4总则
4.1分级方法
根据HAF1G2的要求，核电厂构筑物、系统和部件的安全分级应主要基于确定论方法，适当时辅以概率论方法和工程判断。本标准给出的分级规则及举例是基于确定论方法，关于概率论方法在物项分级中的应用，可参考相关资料，如RG1.201。4.2分级种类和基本依据
本标准规定了四个方面的分级，其中首要的是安全分级。这四个方面的分级依据如下：a）安全分级：为了便于采取合理且有区别的安全设计措施，应避行安全等级的划分。确定安全等级的依据是物项在以下三项基本安全功能中的作用：1）控制反应性。
2）排出堆芯热量。
3）包容放射性物质以及控制运行排放和限制事故排放。可以将三项基本安全功能进一步区分为更多类别的具体功能（见HAF102附录I），依据具体功能确定物项的安全等级。
GB/T17569—2013
b）抗震分类：为了使于采取有针对性的抗震措施，应进行抗震分类。确定抗震类别的依据是物项在地震期间和（或)地震后是否需要其执行安全功能以及安全功能失效的后果。c）规范分级：为了使安全重要的机械部件在质量和性能上与所斌予的安全等级相适应：应确定规范等级和选择合适的建造规范，确定舰范等级的主要依据是物项的安全等级，其次是考虑物项本身特点和工作条作。
d）质量保证分级：为了在物项设计、采购，制造、施工，运行、维护等活动中实施合理的质量保证措施，应进行质量保证分级。分级时应考虑物项的安全等级，抗震类别、对核电厂运行的重要性，以及建造经验、工艺成熟性、有无运动帮件、供货历史、标准化程度等多种因素。4.3分级对象
一个系统或一件复杂设备可能是由执行不同具体功能的若于单元（部分)所组成，而不同的单元（部分)可能等级不同，所以在实施分级时应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对象。本标准涉及的分级对象包括：、机械部件，比如容器、阀门、泵、管道、热交换器、风机、风管、各种机械附件等；燃料组件及其相关组件；
一电气部件，比如电动机、驱动器、电源装置、开关装置、电缆、电气贯穿件以及仪控系统和部件，一一构筑物，比如厂房·安全壳、屏蔽构筑物，贮存池等。4.4分级规则的应用
核电厂设计者应依据第5章、第6章、第7章、第8章的规则对所设计核电厂的物项进行分级并编制核电厂物项分级单。在物项分级清单中应逐系统列出各个分级对象的安全等级、抗震类别、规范等级（或采用的标准）、质量保证等级附录A提供了物项分级规则在能动安全系统压水堆核电厂的应用举例，附录B提供了物项分级规则在非能动安全系统压水堆核电厂的应用举例。5安全分级
5.1一般性要求
5.1.1各类物项的安全等级划分及代号总体上而言，核电厂物项应划分为安全级和非安全级两大等级。凡承扭或支持4.2a)中三项基本安全功能的物项、其溃坏会导致事故的物项以及其他具有防止或缓解事故功能的物项应列为安全级；其余为非安全级。
在安全级中，承压机械部件又划分为安全1级、安全2级和安全3级。在非安全级中应识别出有特殊要求的,即 NC(S)级物项。定为 NC(S)级的物项也属于安全重要物项，但其失效不会使厂区人员和公众所受照射超过规定限值。NC(S)级物项的特殊要求应在设备规格书中说明。
核电厂不同类别物项安全等级的划分及其代号见表1。3
GB/T17569--2013
物项类别
所有物项
承压机械部件
非承压机械部件
燃料组件及其相关
电气部件
构筑物
表1不同类别物项的安全等级及其代号安全等级及其代号
安全运要物项
安全级SC
安全1级
安全2级此内容来自标准下载网
安全级SC
安全级SC
安全级SC
安全级SC
安全3级
非安全重要物项
非安全级 NC
一般 NC
一般 NC
不适用
一般 NC
一般 NC
注1：NC(S)为非安全级中有特殊要求的物项，也称为安全重要的非安全级物项。对于包容放射性物质的设备，NC(S)相当于HAT102/03中的安全1级。注2：电气部件的SC级又称1E级，NC又称为非1E级，附录C表C，1提供了本标准与国内外相关标准在安金分级上的对照关系，5.1.2执行多个安全功能的物项以及复杂设备的安全等级如果单-物项承扫两种或两种以上的安全功能，则应依据其最重要的安全功能确定安全等级。对于复杂设备，其承担不同安全功能的各个部分可能需要赋予不同的安全等级。当笼统地说一个复杂设备是某个安全等级时，是指该设备中承担最重要安全功能部分的安全等级，例如反应堆冷却剂泵虽然包含着安全1、安全2、安全3等多个等级的部分，们通常说它是安全1级泵。5.1.3不同安全等级间的接口
核电厂设计者应明确不同安全等级物项之间的接口。承压机械部件之间的接口包括接口屏障（如热交换器传热管）、隔离装置（如隔离阀），接口屏障和隔离装置的安全等级与所连接的两个安全等级的较高者相同。电气设备的接口应满足GB/T13286中的准则。5.1.4支承件
设备主支承件的安全等级应与被支承设备的安全等级相同。5.2承压机械部件的安全分级
5.2.1概述
5.2适用于包睿水和（或）蒸汽的压力容器、热交换器、管道、泵、阀门、管道附件，包括低压和常乐贮罐。
5.2.2安全1级
构成反应堆冷却剂压力逆界、其故障会导致反应堆冷却剂丧失事故(LOCA)的部件及其主支承件应定为安全 1 级。
构成反应堆冷却剂压方边界，但满足以下条件之一的部件可以从安全1级中排除：4
GB/T 17569—2013
该部件发生假设故障时，反应堆依然能够从运行状态下有序地停堆，降温（假设反应堆冷却剂的补水由正常补水系统提供）；-该部件是与反应堆冷却剂系统相隔离的或能够与反应雄冷却剂系统相离(陷离是指两道串联的阀门都关闭）且隔离速度满足有,序停堆和降温要求（假设反应堆冷却剂的补永由正常补水系统提供）。
安全1级部件的示例：
a）反应雄压力容器：
b）反应堆冷却剂管道：
心）与反应堆冷却剂系统管道或设备相连接的管线（延伸至并包括第二道隔离阀），但仪表管线除外；
d）反应堆冷却剂泵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；
稳压器及波动管：
反应堆玲却剂系统安全阀、卸压阀及其与稳压器相连的管道；）
蒸汽发生器·一次侧
i）非能动安全系统压水堆核电厂的应急堆芯补水箱。5.2. 3安全2级
下述物项及其主支承件应定为安全2级：-属于反应堆冷却剂压力边界但已从安全「级中排除的所有部件（见5.2.2)。一-安全量要系统中用于应急堆芯冷却、事故后安全壳排热、事故后移除裂变产物的部件。安全重要系统中用于反应堆停堆、排出余热的部件。蒸汽和给水系统的这一部分：始于并包括蒸汽发生器二次侧，直至并包括最外的安全壳隔离阀；以及与之相连接的支管，直至并包括反应堆运行状态下常关的或能够关闭的第一道阀门(安全阀、大气释放阀）。
与反应堆冷却剂压力逆界相连接的系统中这样的部件它们并非在反应堆所有正常运行模式下都能以关闭两道阀门的方式与反应堆冷却剂压力界隔离。安全2级部件的示例：
a）反应堆冷却剂系统仪表管线，取样线（直至并包括作为反应堆冷却剂系统压力边界的隔离阀；
b）安全壳隔离阔：
能动安全系统压水堆核电厂的余热排出、应急堆芯冷却、安全壳喷淋.应急给水系统的录，阀c
门、管道等；
d）非能动安全系统压水堆核电厂的非能动堆芯冷却系统中堆芯补水箱上下部取样阀、放气阀。5. 2. 4安全 3 级
执行安全功能但未列人安全1级、安全2级的承压机械部件及其主支承件应定为安全3级。安全3级包括：
安全重要冷却水和辅助/应急给水系统中的部件，它们用于应急堆芯冷却、事故后安全壳排热、事故后安全尧大气的净化，从反应堆或乏燃料贮存池排出余热（包括一次和二次冷却系统）。应注意，其中承扭安全功能，但在反应堆正常运行状态下不运行且不能充分试验的部件应纳入安全2级。
一一安全重要部件和系统（例如反应堆冷却剂泵、应急柴油发电机以及控制室运行所需的安全重5
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要冷却水和密封水系统及其部件。一与反应堆玲却剂压力边界相连接的系统中这样的部件：它们在反应堆所有正常运行模式下都能够与反应堆冷却剂压力边界隔离(两道串联阀门均关闭)。一一上述各项未包括，包容或可能包容放射性物质的部件：它们的故障会导致潜在厂外剂量超过规定值。
反应性慢时标控制所需部件。
安全3级部件的示例：
a）对于某些设计，重要厂用水系统和核岛设备冷却水的管道、泵、热交换器；b）应急给水系统处于安全尧外的部分，包括管道、泵；c）
余热排出热交换器二次侧：
为控制反应性提供砸酸的部件；e)
乏燃料贮存池冷却系统的泵，管道；f）
放射性废物处理系统中其故障会导致放射性物质释放超过规定限值的部件：g）非能动安全系统压水堆核电厂的安注箱、安全尧内换料水箱。5.2.5非安全级
未列入安全1、2、3级的部件为NC级。在NC级中，包容或可能包容放射性物质（其故障不会导致厂外剂量超过规定限值的部件、其失效可能影响安全级物项功能的部件以及设备规格书所确定的其他有特殊要求的部件应定为NC(S)级，其示例：a）放射性废物处理系统中不属于安全级但具有放射性物质包容功能的部件；b）邻接安全级部件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冷却系统清除放射性物质的部件：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。d)
5.3非承压机械部件的安全分级
5.3.1概述
5，3适用于5.2以外的机械部件，包括应急通风，正常通风、核空气租气体净化、压缩空气、燃料操作等系统的部件。
安金级
非承机械部件中执行安全功能的应定为安全级，其示例：a）堆内构件；
b）控制棒驱动机构（耐压充除外，见5.2.2)；为保证操纵人员居留和安全系统运行所需要的暖通空调，空气净化系统的部件，包括主控室、c
应急柴油发电机厂房等场所的空气调节、道风系统的主要部件：d）事故后安金壳空气净化系统的主要部件；事故后安全壳通风排热系统土要部件，e
其他安全有关通风系统的主要部件；fy
安全级部件的主支承件（在5.2中已分级的除外）：装卸料机，
5.3.3非安全级
末列人安全级的部件为NC级。在NC级中应识别出NC(S)级部件.其示例：6
a）未列人SC级，用于为厂区人员或为安全级部件提供保护屏的部件b）其失效可能导致安全级物项失效的部件；c）新燃料贮存架；
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d）内部灾害时保护安全级物项（以确保能够停堆和维持安全停堆状态）的部件；的）正常运行时为排除乏燃料贮存厂房空气中放射性物质所需部件；f）设备规格书所确定的其他有特殊要求的部件。5.4燃料组件及其相关组件的安全分级燃料组件、燃料组件相关组件应定为安全缎。燃料组件相关组件是指控制捧组件、中子源组件、可燃毒翻组件和阻力塞组件等。5.5电气部件的安全分级
5.5.1概述
5,5适用于电力设备、仪控（I&C)及其供电设备，5.5.2安全级
防止、缓解事故以及事故期间保护公众所需的电气部件应定为安全级。安全级电气部件用于保证紧急停堆、安全壳隔离、堆芯冷却、排出安全壳和堆芯热量、防止和限制放射性物质向环境排放，以下是安全级电气部件的示例：a）能动安全系统压水堆核电厂交流辅助电力系统中与安全功能有关的种部件，应急柴油发电机；上充泵、安注泵、余热排出泵、应急给水泵、安全壳喷淋泵等所用的电动机：蓄电滤及其充电设备
非能动安全系统压水堆核电厂中为安全级物项（用于停堆、事故后监测、事故后主控室照明和b)：
通风）提供可靠电力的直流电源和不间断电源部件：主交流电源系统中反应堆冷却剂泵断路器；
安全壳隔离阀电动装置：
反应堆保护系统的电气部件，比如用于反应摊保扩的稳压器液位和压力监测装置、中子监测部d)
件（源量程、中间量程和功率量程探测器等）、触发专设安全设施的仪控部件、电气柜、断路器；堆芯出口内温度测量装置；
反应堆压力容器液位测量及堆芯冷却剂过冷度测量装置：f)
用于事故后监测的装置，例如事故后安全壳辐射监测装置，事故后稳压器液位，压力监测装置g）
b）安全壳电气贯穿件。
5.5.3非安全级
未列人安全级的部件为NC级。NC级中应识别出NC(S)级部件，其示例：使过程变量保持在安全限值以内的控制部件；a）
在电厂设计基准范围内预防、减轻较小的放射性排放（不超过限值）的部件；6)
记录和监测安全级系统或部件状态、向控制室操纵员发出故障报警的部件；c）
d）为安全级部件和运行人员提供可接受环境所需的耳未列入安全级电气部件；e)
蓝测可控排放的部件中
f）非能动安金系统压水堆核电厂的备用柴油发电机。7
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