核电站主要系统分级概况

  核电站主要系统分级概况(GB/T 17569-1998
序号
系统及部件
安全
等级
质量保证
等级
适用的
规范
抗震
类别
备注
A1
A2
A3
A4
A5
A6
A7
A8
A9
A10
A11
A12
A13
A14
A15
A16
A17
A18
A19
反应堆堆芯和堆内构件
(1)燃料组件
(2)堆芯支承结构
(3)堆内结构件
(4)(用于和保护系统隔离的)隔离装置输出侧的核测系统
(5)轴向功率分布监测系统
(6)堆芯热电偶系统
(7)中子通量分布图示系统
(8)压力容器试样
(9)与反应堆压力容器连接的导向管(用于通量监测)
反应性控制系统
(1)控制棒组件
(2)控制棒驱动机构
(3)可燃毒物(与燃料成为一体的除外)保护系统
保护系统
中子监测
(1)一次屏蔽内的探测器密封管组件
(2)连至隔离装置的功率量程探测
器系统
(3)连至(对保护功能提供输入的)隔离装置的源量程和中间量程系统
事故监测
①所有A型监测系统1)
②阶段I所要求的B型监测系统1)
反应堆冷却剂系统
(1)反应堆压力容器,压力边界
(2)反应堆压力容器支承构件
(3)反应堆冷却剂泵,压力边界
(4)稳压器,压力边界
(5)稳压器支承构件
(6)稳压器比例加热器
(7)稳压器通断加热器
(8)蒸汽发生器,一回路压力边界
(9)蒸汽发生器,二回路侧
(10)安全阀/卸压阀,一回路压力边界
(11)稳压器波动管和喷淋管
(12)稳压器取样管(从稳压器至安全壳外的隔离阀)
(13)安全壳外隔离阀下游的稳压器取样管
(14)控制棒驱动机构耐压壳
(15)控制棒驱动机构耐压壳支承件
(16)卸压阀排放管道
(17)反应堆压力容器液位测量仪表的连接管道
(18)反应堆压力容器液位测量仪表的电气设备
(19)稳压器液位测量仪表的连接管
(20)稳压器液位保护系统仪表的电气设备
(21)隔离装置之前的稳压器液位测量仪表的电气设备
(22)稳压器与离阀连接的辅助喷淋管线
余热排出系统
(1)反应堆冷却剂主管道到反应堆冷却剂系统与余热排出系统接口处的管道和阀门
(2)反应堆冷却剂压力边界最远的接口阀以外的管道与阀门
(3)余热排出泵
(4)余热排出泵电机
(5)余热排出热交换器一次侧
(6)余热排出热交换器二次侧
反应堆冷却剂辅助系统
(1)反应堆冷却剂主管道边界至反应堆冷却剂系统与反应堆冷却剂辅助系统接口处的管道和阀门
(2)净化和去硼过滤器及离子交换箱的压力边界
(3)再生热交换器,壳侧和管侧
(4)下泄热交换器
(5)容积控制箱
(6)应急堆芯冷却用的上充泵的压力边界
(7)不用于应急堆芯冷却的上充泵的压力边界
(8)上充泵电机
(9)下泄系统至容积控制箱的管道和阀门
(10)净化回路的管道和阀门
(11)应急堆芯冷却系统上充管路的管道和阀门
(12)非应急堆芯冷却系路的管道和阀门
(13)应急堆芯冷却堆芯冷却上的阀门和非应急堆芯冷却上充管路之间接口的阀门和管道
(14)安全三级安全壳下泄和上充管线在安全壳贯穿件处的和管道和阀门
(15)密封水注入过滤器
(16)硼酸补给泵的压力边界
(17)硼酸过滤器的压力边界
(18)硼酸制备箱
(19)硼酸制备箱加热器
(20)化学添加剂水箱
(21)硼浓度计
(22)硼回系统中的暂贮箱、给水箱、补水箱及疏水箱和离子交换器的压力边界
(23)硼回收系统泵的压力边界
(24)硼回收过滤器的压力边界
(25)压力边界上除冷凝器和冷却器的冷却水侧以外的硼回收系统蒸发器
(26)硼回收系统蒸发器的冷凝器和冷却器的冷却水压力边界
(27)硼回收系统的仪表和控制
重要厂用水和设备冷却水系统
(1)安全壳内至安全壳贯穿件的设备冷却水系统的管道和阀门
(2)重要厂用水和设备冷却水系统的其他管道和阀门
(3)重要厂用水系统和设备冷却水系统水泵的压力边界
(4)重要厂用水系统和设备冷却水系统的水泵电机
(5)设备冷却水热交换器的壳侧和管侧
(6)为保证重要厂用水和设备冷却水系统手动及自动操作所必需的起动系统的监测器和控制器
(7)为保证在事故工况下重要厂用水和设备冷却水系统自动起动所必需的传感器和信号处理器
(8)不包括在上述(6)(7)项中的重要厂用水和设备冷却水系统的仪表和控制器
应急堆芯冷却系统
(1)反应堆冷却剂压力边界至反应堆冷却剂系统与应急堆芯冷却系统管道接口处的管道和阀门
(2)应急堆芯冷却系统其他管道和阀门
(3)应急堆芯冷却水泵的压力边界
(4)应急堆芯冷却水泵的电动机
(5)安注箱、波动箱及其他应急堆芯冷却系统水箱
(6)为保证系统手动和自动操作所必需的启动系统的监测器和控制器
(7)为保证在事故工况下启动自动系统所必需的传感器和信号处理器
(8)不包括在(6)(7)项中的应急堆芯冷却系统的仪表和控制器
(9)换料水贮存箱
一次安全壳
(1)一次安全壳构筑物(包括通过贯穿件的开口)
(2)安全壳隔离阀、管道及隔离安全壳的其他任何部件
(3)冰冷凝器设备(如采用)
(4)辐射屏蔽
二回路应急排热系统
(1)辅助给水泵的压力边界
(2)辅助给水泵的电动机
(3)辅助给水泵的汽轮机
(4)主蒸汽管线与辅助给水系统接口下游的辅助给水汽轮机蒸汽管线
(5)向辅助给水系统提供除盐水的辅助给水箱
(6)安全壳外至安全壳贯穿件的辅助给水系统管道和阀门
(7)安全壳贯穿件的管道和阀门及其与蒸汽发生器相连接的管道
(8)从蒸汽发生器引出的蒸汽管线,包括安全壳贯穿件和延伸到并包括第一个接口的管线
(9)主蒸汽隔离阀、安全阀和卸压阀
(10)蒸汽发生器的给水调节阀和止回阀
安全壳辅助系统
(1)事故时所需安全壳通风排热冷却盘管、管道和阀门
(2)事故时所需安全壳通风排热冷却器、冷却盘管除外
(3)与安全壳喷淋系统热交换器相连的安全壳喷淋系统管道和阀门
(4)安全壳喷淋系统管嘴
(5)用于安全壳事故排热的热交换器的管侧
(6)用于安全壳事故排热的热交换器的壳侧
(7)为保证排热系统的手动或自动运行而设置的安全壳事故排热起动系统的监测器和控制器
(8)为保证事故]:况下安全壳自动排热所必需的传感器和信号处理器
(9)不包括在(2)(8)项中的安全壳排热用的仪表和控制器
(10)易燃气体控制系统
安全有关区域冷却系统
末包括在A11中而具有核安全功能的风机、风管、风门、阀门热交换器和致冷装置
燃料贮存和装卸系统
(1)新燃料存放架
(2)乏燃料存放架
(3)装卸料机
(4)乏燃料贮存水池
(5)容器、过滤器和除盐装置
(6)热交换器
(7)乏燃料贮存池水冷却系统管道和阀门
(8)乏燃料贮存池水冷却系统水泵
(9)除盐系统管道和阀门
(10)燃料厂房
电力系统
(1)交流辅助电力系统中与安全功能有关的所有设备
(2)125/250伏直流电力系统中与核安全功能有关的所有设备
(3)乘车柴油发电机组
(4)具有核安全功能的柴油发电机组系统电气组
防火系统
(1)水喷淋(强喷淋)
(2)喷洒器
(3)消氢系统
(4)便携式和装有滚轮的灭火器
(5)泡沫发生器
(6)消防水源及供水管道,包括消防水箱、母管、立管、支管
控制成套装置
(1)为保证安全有关设备的手动或自动起动能力而设置的能提供信息和控制的设备
(2) 提供(或处理)信号(或动力)的设备,这些信号或动力是安全有关的设备为执行其安全功能所必须的
(3)保证或保持核安全功能正确执行的手动装置和自动联锁装置
(4)能提供下列功能的监测系统:
  ①校核电厂运行工况在技术规格书规定的限值以内
  ②指示保护系统旁通未自动取消
  指示安全一级、二级或三级设备状态
  ④为事故后调查事故的原因或后果提供辅助信息
(5)为运行人员提供一个可接受环境的风机、风管、风门、热交换器、冷却装置和扩散器等
(6)保护人员和设备用的事故辐射屏蔽
放射性废物处理(液体、气体和固体废物处理)
(1)各种贮槽(除第(9)项外)
(2)热交换器
(3)管道和阀门
(4)
(5)安全壳贯穿件的管道和阀门
(6)流量控制和过滤系统的阀门
(7)机械组件
(8)放射性废物厂房(槽坑部分)
(9)废液蒸发器和蒸残液贮罐
(10)压缩机和集气箱
(11)过滤器、去雾器
(12)复合器
其他构筑物
(1)核辅助厂房
(2)最终热阱构筑物
(3)柴油发电机厂房
(4)主控制室
(5)汽轮机厂房3)
动力转换系统
(1)从主蒸汽隔离阀至汽轮机的主蒸汽管道
(2)从主蒸汽隔离阀下游引出的主蒸汽支管
(3)从主蒸汽隔离阀下游引出的向冷凝器的蒸汽排放管道
(4)主汽轮机旁路管道(排大气)
(5)通到给水控制阀的给水和冷凝水系统
(6)汽轮发电机组
(7)冷凝器
(8)(冷凝器)抽真空设备
(9)给水处理系统部件
(10)汽轮机旁路阀以以外的汽轮机旁路系统部件
(11)凝结水贮存箱
(12)汽轮机轴封系统部件
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大瀑布的葬礼教学设计
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GB/T 13625
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GB/T 12788
GB/T 13625
GB/T 12788
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EJ/T 525
GB/T 13625
GB/T 13625
ANS-59.4-79
ANS-59.4-79
ANS-59.4-79
ANS-59.4-79
ANS-59.4-79
ANS-59.4-79
GB/T 13625
GB/T 13625
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符号说明:
  1、“适用的规范”栏中的“X”表示该设备的规范标准尚待制定;B篇、C篇、D篇、H篇、G篇和J篇系指GB/T 16702的篇(与RCC-M相对应)。
  2、抗震类别一栏中的“NA”表示非核抗震类。
  3、附录E(提示的附录)列出了“适用的规范”栏中的参考资料。
  注:
  1)GB/T 13627的定义。
  2)美国动力管道国家标准(American National Standard for Power PipingANSI/ASME B31.1-1980American Society Mechanical EngineersNew York)
  3)应验证对反应堆安全壳无影响,如果事故时会危及安全壳,则其抗震类别应提高到抗震类。

本文发布于:2024-09-23 02:33:57,感谢您对本站的认可!

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