核電廠的系統、設備和構筑物對于電廠安全的作用比一般常規系統設備和構筑物更大,因而提出了設備的安全功能以及按其對安全的重要性分級的概念。這種安全功能分級稱為摪踩燃??。劃分安全等級的目的是提供分級設計標準。對于不同安全等級的設備規定不同的設計、制造、檢驗、試驗的要求。這樣既提高了核電廠安全性,又避免了對某些設備要求過嚴的現象。
安全功能及分析方法
核電廠安全的基本目標是限制居民和核電廠工作人員在電廠所有運行工況和事故工況下所受到的射線照射。
為保證必要的安全性,執行安全功能的系統執行下列功能:
為安全停堆和維持其安全停堆狀態提供手段;
為停堆后從堆芯導出余熱提供手段;
在事故后為防止放射性物質的釋放提供手段,以確保事故工況之后的任何釋放不超過容許極限。
為實現上述要求,國際原子能機構在安全導則50-SG-D1中,我國國家核安全局在1986年發布的安全導則[2-5]中均規定了20種安全功能項目。主要內容有:在完成所有停堆操作后,將反應堆維持在安全停堆狀態;將其它安全系統的熱量轉移到最終熱阱;維持反應堆冷卻劑壓力邊界的完整性;限制安全殼內的放射性物質向外釋放等。
為了對每項功能按其對安全的重要性分級,可以采用確定論和概率論兩種分級方法。
確定論法常對那些對安全有重要作用的、其損壞會導致嚴重放射性釋放事故的系統、設備和構筑物提出各種要求。這些要求帶有強制性而不需要直接考慮損壞的幾率或減輕事故后果的作用。
概率論法則根據需要某一安全功能所起的作用幾率以及該安全功能失效的后果來評價安全重要性。此法在確定各系統、設備和構筑物的安全重要性的相對值時特別有用。
大多數國家同時采用兩種方法,通過對各種堆型所作大量假想事故分析的研究成果,可評價發生假想事故時執行某安全功能的幾率以及該安全功能失效的后果。 安全分級
安全一級
安全一級主要包括組成反應堆冷卻劑系統承壓邊界的所有部件。
安全一級包括反應堆冷卻劑系統中主要承壓設備:反應堆壓力容器、主管道以及延伸到并包括第二個隔離閥的連接管道(內徑大到破損后正常補水系統不能補償冷卻劑的流失)、反應堆冷卻劑泵、穩壓器、蒸汽發生器的一次側和控制棒驅動機構的殼體。
安全一級設備選用的設計等級為一級,質量為A組。美國聯邦法規規定,必須按實際可能的最高質量標準來設計、制造、安裝及試驗。具體地說應符合美國機械工程師協會(ASME)規范第Ⅲ篇(核動力裝置部件)第一分冊中關于一級設備的規定。
安全二級
主要指反應堆冷卻劑系統承壓邊界內不屬于安全一級的各種部件,以及為執行所有事故工況下停堆、維持堆芯冷卻劑總量和排出堆芯熱量及限制放射性物質向外釋放的各種部件。例如如下一些部件:
反應堆冷卻劑系統承壓邊界部件中非核一級設備和部件:余熱排除系統、安全注入系統及安全殼噴淋系統等。
構成反應堆安全殼屏障的設備和部件:安全殼及隔離貫穿反應堆廠房的流體系統的閥門和部件,二回路系統直至反應堆廠房外第一個隔離閥的部分,安全殼內氫氣控制監測系統及堆芯測量系統的設備和部件。
安全三級
主要指下述一些系統的設備:
為控制反應性提供硼酸的系統;
輔助給水系統;
設備冷卻水系統;
乏燃料池冷卻系統;
應急動力的輔助系統;
為安全系統提供支持性功能的設施(例如燃料、壓縮空氣、液壓動力、潤滑劑等系統設 施);
空氣和冷卻劑凈化系統;
放射性廢物貯存和處理系統。
安全四級
核島中不屬于安全一、二、三級的設備為非核安全等級。但非核安全級的設備設計制造應按非核規范和標準中較高的要求執行,必要時,還應附加與安全的重要性相適應的補充設計要求。
兩個不同安全等級的系統的接口,其安全等級應屬于相連系統中較高的安全等級。
抗震分類
在設計上要滿足承受一定地震載荷要求的機械設備和電氣設備,被定義為抗震設備。
我國的核安全法規將抗震類別分為三類,即抗震I類、抗震II類和非抗震類(NA)。
抗震I類指的是核電廠中損壞會直接或間接造成事故工況、用來實施停堆或維持安全停堆并排除余熱的構筑物、系統和設備。抗震I類設備包括安全一級、二級、三級和LS級及1E級的電氣設備。
所有與安全有關的廠房和土建構筑物都是抗震I類的,在設計上要滿足能承受安全停堆地震載荷的要求。其它部件和設備也可按其對安全的重要程度所需抗震能力來校核。
抗震I類表明設備的設計要滿足能承受安全停堆地震(SSE)引起的載荷要求。安全停堆地震是在分析核電廠所在區域和廠區的地質和地震條件,分析當地地表下物質的特性的基礎上所確定的可能發生的最大地震。安全停堆地震通常取當地歷史上發生過的最大地震再加上一個適當的安全裕量后確定的。
抗震Ⅱ類表明設備的設計要滿足能承受運行基準地震(OBE)引起的載荷要求。
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