GBT 17569-2021 压水堆核电厂物项分级(1).pdf

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ICS 27. 120.20 CCS F 69 GB 中华人民共和国国家标准 GB/T 17569-2021 代替GB/T17569-2013 压水堆核电厂物项分级 Classification for the items of pressurized water reactor nuclear power plants 2021-10-11发布 国家市场监督管理总局申 国家标准化管理委员会保叩 2022-05-01实施 GB/T 17569-2021 目次 前育.皿 1范围.1 2 规范性引用文件.”.1 3术语、定义和缩略语.“.1 3.1 术语和定义.“.1 3.2 缩略语”.”.2 4 总体要求.”.3 4.1 分级通用要求.”.3 4.2 分级种类和基本依据.”.4 5 安全分级”.4 5.1 安全分级过程概述.”.4 5.2 识别安全功能.6 5.3 确定缓解安全功能分类.8 5.4确定设计预防措施”.”.11 5.5 分级对象.”.12 5.6 物项分级的完整性和正确性.17 5.7 物项分级的一般性要求.“.17 6抗震分类. 19 6.1 一般性要求.19 6.2 抗震I类.19 6.3 抗震E类.”.19 6.4非核抗震类.”.19 7 工程设计规则的选择.”.19 7.1 工程设计规则的总体要求.19 7.2 系统设计要求.20 7.3 构筑物和设备规范要求.20 8 质量保证分级.21 8.1 一般性要求.“21 8.2 质量保证1级.21 8.3 质量保证2级.”.21 8.4质量保证3级.”.”.21 附录A(资料性)缓解安全功能示例.”.22 附录BC资料性)本文件与现行民用核安全设备监督管理制度中物项安全级别的对应关系23 I GB/T 17569-2021 附录c(资料性)物项安全分级样例.24 C.l 承压机械部件的安全分级.24 C.2 非承压机械部件的安全分级.25 C.3 燃料组件和燃料相关组件的安全分级.26 C.4 电气部件的安全分级.”.26 C.5 构筑物的安全分级.”.27 附录DC资料性推荐的工程设计规则选择示例.”.29 参考文献.”.31 图1安全分级过程的流程图.”.”.5 图2频率与事故后果严重程度的对应关系.”.”.6 图3执行缓解安全功能的物项的初始安全分级.”.14 图4对初始安全分级的调整过程.”.15 图5物项的分级(功能分类完成后”.”.16 表1用于早期设计阶段的功能列表实例.”. 6 表2用于详细设计的功能清单实例.“7 表3不同电厂状态接受限值实例. 9 表4电厂状态及假设始发事件发生的参考频率或现象.”.9 表5AOO和DBA缓解中可控状态和安全状态的特性.“.10 表6假设始发事件分析中采信的缓解安全功能与安全分类之间的关系“.11 表7缓解安全功能和设计预防措施之间的区别.”.11 表8缓解安全功能和设计预防措施实例.”.12 表9执行缓解安全功能的系统安全分级.”.13 表10不同类别物项的安全等级.18 表11系统典型设计要求.”.20 表A.I缓解安全功能示例.”.27 表B.l本文件的安全分级与民用核安全设备监督管理制度中的物项安全级别的对应关系.23 表D.l承压设备安全分级和工程设计规则之间的关系.29 表D.2电气仪控系统和设备的安全等级与工程设计规则之间的关系.30 Il GB/T 17569-2021 前言 本文件按照GB/T1.1 2020标准化工作导则第1部分z标准化文件的结构和起草规则的规定 起草。 本文件代替GB/T17569-2013压水堆核电厂物项分级机与GB/T17569-2013相比,除结构调 整和编辑性改动外,主要技术变化如下z a) 按文件内容变化修改了第3章的相关术语、定义和缩略语(见第3章,2013年版的第3章h b) 将“总Ji!U”改为“总体要求”,并参考国内外最新资料,重新组织内容(见第4章),共列为2条(见 4.1、4.刀,代替原来的4条(见2013年版的4.1、4.2、4.3、4.4);新的2条为“分级通用要求”“分 级种类和基本依据”g 。在第5章中增加6条(见5.1氏的,对物项分级的方法论进行了完整的阐述,分别为“安全分 级过程概述”“识别安全功能”“确定缓解安全功能分类M确定设计预防措施M分级对象M物项 分级的完整性和正确性”z将原来第5章中的安全分级样例(见2013年版中的5.25.6)移至 附录C(资料性)“物项安全分级样例飞并对具体物项按照第5章的分级方法和代号进行了适 应性修改e d) 参考国际原子能机构最新安全分级资料SSG-30,对安全分级要求进行了补充,并增加了应对 设计扩展工况设备的安全分级要求(见5.3.2、5.7等刘 e) 参照HAD102/02-2019及国内压水堆核电厂工程实践经验修改了抗震要求,并在其中增加 了应对设计扩展工况的物项的抗震要求(见6.16.3); f) 将“规范等级的确定和标准的选择”修改为“工程设计规则的选择气见第7章)。 请注意本文件的某些内容可能涉及专利。本文件的发布机构不承担识别专利的责任。 本文件由全国核能标准化技术委员会(SAC/TC58)提出并归口 本文件起草单位g核工业标准化研究所、生态环境部核与辐射安全中心、中广核工程有限公司、中国 核电工程有限公司、中国核动力研究设计院、上海核工程研究设计院有限公司。 本文件主要起草人2张学耀、路燕、孙造占、司恒远、张华锋、蒋慧黠、蔡科委、余小权、张怀远、 初起宝、赵丹妮、乔宁、季江伟、何凡、梁雪元、邓瑞源、姚伟达、李东原、胡宗文、黄骏、吴飞飞、刘尚源、 孙业丛、金武剑、熊光明、牛敬娟、杨文、董瑞林、王嘉皇、徐字、孙茜、袁霞、赵科。 本文件所代替文件的历次版本发布情况为2 一1998年首次发布为GB/T17569-1998,2013年第一次修订。 一一本次为第二次修订。 m GB/T 17569-2021 压水堆核电厂物项分级 1 范围 本文件规定了压水堆核电厂物项安全分级、抗震分类、工程设计规则的选择和质量保证分级的要求 和规则。 本文件适用于压水堆核电厂物项的等级划分其他堆型核电厂可参考使用本文件。 2 规范性引用文件 下列文件中的内容通过文中的规范性引用而构成本文件必不可少的条款。其中,注日期的引用文 件,仅该日期对应的版本适用于本文件;不注日期的引用文件,其最新版本(包括所有的修改单适用于 本文件。 HAF003 核电厂质量保证安全规定 3 术语、定义和缩略语 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item 构筑物、系统或部件的通称。 3.1.2 安全重要物项item important to safety 属于某一安全组合的一部分,或其失效或故障可能导致对厂区人员或公众辐射照射的物项。 3.1.3 反应堆冷却剂压力边界reactorcoolant 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z a) 反应堆冷却剂系统的组成部分s b) 与反应堆冷却剂系统相连的部分2 1) 对于系统管线,直至并包括反应堆正常运行期间的最外侧隔离装置$ 2) 对于反应堆冷却剂安全卸压系统,直至并包括安全卸压阀。 3.1.4 能动部件active component 依靠触发、机械运动或动力源等外部输入而行使功能的部件。 3.1.5 能动安全系统active safety system 主要依赖能动部件(泵、能动阅门、电源设备等行使安全功能的安全系统。 1 GB/T 17569-2021 3.1.6 非能动部件p皿遇ivecomponent 不依靠触发、机械运动或动力源等外部输入而行使功能的部件。 3.1.7 非能动安全系统p田sivesafety system 基于自然力(如重力、自然循环)、储存能(如蓄电池、转动惯量、压缩流体)或系统固有能(如驱动止 回阅、爆破阔的系统流体能量),主要依赖非能动部件行使安全功能的安全系统。 3.1.8 设计预防措施designprovision 用于预防事故、限制危害的影响,或保护工作人员、公众和环境免受运行条件下的放射性风险的 物项 3.1.9 安全级物项翩翩yitem 安全上重要的物项,用于保证反应堆安全停堆、从堆芯排出余热或限制l预计运行事件和设计基准事 故的后果。 3.1.10 安全有关级物项safety related item 对安全重要但不属于安全级的物项。 3. 1. 11 设计扩展工况design extension condition 不在设计基准事故考虑范围的事故工况,在设计过程中按最佳估算方法加以考虑,并且该事故工况 的放射性物质释放在可接受限值以内。 注g设计扩展工况包括没有造成堆芯明显损伤的工况和堆芯熔化(严重事故)工况。 3. 1. 12 安全停堆地震safe shutdown earthquake;SSE;SL-2 作为核电厂设计基准的地震动。若发生该地震动,用于保证基本安全功能的构筑物、系统和部件依 然能够执行其规定功能。 注z本文件中的“基本安全功能”指HAF1022016中4.1规定的三项基本安全功能。 3.1.13 可控状态controlledstate 一种核电厂状态,即在发生预计运行事件或事故工况后,核电厂能够保证并维持基本安全功能,以 便有足够的时间采取有效措施使其达到安全状态。 3.1.14 安全状态safe state 核电厂在发生预计运行事件或事故工况后,反应堆和乏燃料处于次临界,并能够保证基本安全功能 且长期保持稳定的状态。 3.2 缩略语 2 下列缩略语适用于本文件。 AOO,预计运行事件 B-SCl,屏障1级 B-SC2,屏障2级 B-SC3:屏障3级 DBA:设计基准事故 DBC,设计基准工况 DEC:设计扩展工况 DEC-A,没有造成堆芯明显损伤的设计扩展工况 DEC-B,堆芯熔化的设计扩展工况(也称严重事故) DP:设计预防措施 FC,缓解安全功能分类 FCl:缓解安全1类 FC2:缓解安全2类 FC3,缓解安全3类 F-SCl:缓解安全功能1级 F-SC2:缓解安全功能2级 F-SC3,缓解安全功能3级 HVAC:暖通空调系统 LOCA:反应堆冷却剂丧失事故 NA:不适用 NC:非安全类,非安全级 NC(S):安全有关级 NO:无要求 QAl:质量保证1级 QA2:质量保证2级 QA3,质量保证3级 QNC:非核质量保证级 RCS:反应堆冷却剂系统 s,安全级 SSC:构筑物、系统和部件(总称2物项 4 总体要求 4.1 分级通用要求 GB/T 17569-2021 4. 1. 1 根据HAF102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,适当辅以 概率论方法和工程判断。本文件给出的分级规则及举例基于确定论方法,但是,从待分析事故的选择到 系统级要求的提出,确定论方法中都隐含着概率论的因素1门 4.1.2 安全分级过程由定义核电厂层面安全功能开始,对其进行分级并依次向下延伸到构筑物、系统 和部件,最后至零件(包括消耗品)。零件的安全分级基于该过程中上级物项的分级。上述过程确定了 实现基本安全功能的物项的充分和必要的集合。这说明不是所有能完成一项指定安全功能的物项都需 要被划分为安全重要物项。 4.1.3 “基本安全功能”包括“设计预防措施”和“缓解安全功能”两个部分。区别于“设计预防措施川缓 解安全功能”是指一个或一系列物项执行的动作。“缓解安全功能”和“设计预防措施”共同实现“基本安 全功能”。 4.1.4 安全分级应在整个设计过程中反复迭代进行,并在整个核电厂寿期内得以保持。对于任何物项 。关于概率论方法在物项分级中的更多应用参见相关资料,如美国核管会的RGl.201. 3 GB/T 17569-2021 安全级别的确认,首先应满足确定论安全分析的要求,再辅以概率安全评价和工程判断的支持。 4.1.5应在核电厂设计、系统设计和设备设计阶段进行安全分级,并
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