淺述核安全機械設備安全分級

沈 偉

(環(huán)境保護部核與輻射安全中心,北京 100082)

淺述核安全機械設備安全分級

沈 偉

(環(huán)境保護部核與輻射安全中心,北京 100082)

介紹了核電廠設備安全分級的目的以及安全分級的定義。比較了幾種安全分級標準的差異,確定了安全分級的對象。根據(jù)安全分級的法規(guī)依據(jù),闡述了安全功能的定義和種類,探討了安全分級的方法、具體步驟和安全等級的分界,以及對確定為安全級機械設備的要求,最后提出了機械設備安全分級與電氣設備安全分級的關(guān)系,以及機械設備安全分級與系統(tǒng)安全分級的關(guān)系。

核安全;機械設備;安全分級;概率分析

在核安全日常審評工作中,許多環(huán)節(jié)都與核電廠設備安全分級息息相關(guān),例如：初步安全分析報告審評、最終安全分析報告審評和在役檢查大綱審評等。核電廠設備安全分級的清晰、明確與否,對上述工作的順利進行具有十分重要的意義[1～4]。

1 安全分級的目的和定義

確定設備的安全等級,對核電廠的安全性和經(jīng)濟性有著重要影響。降低等級會影響核電廠的安全性,不適當?shù)靥岣叩燃墪黾雍穗姀S的造價。在一座壓水堆核電廠的設備中,安全級設備的臺件數(shù)約占設備總臺件數(shù)的 40%,而將一件設備由非安全級改為安全級,造價上可能提高數(shù)倍,由此可看出恰當分級的重要意義。

所謂安全分級就是按照核電廠的設備和部件是否執(zhí)行安全功能,及根據(jù)此種功能的重要性而劃分的等級[5]。在安全分級中,將核電廠設備分為核安全機械設備和核安全電氣設備。本文主要介紹核安全機械設備的安全分級。

2 安全分級的標準

到目前為止,國際上并沒有統(tǒng)一通用的安全分級標準,而實際上也不可能做到完全統(tǒng)一。因為首先不同系列的核電廠,對安全分級的要求不同;其次,不同國家對核電廠安全的要求也不盡相同[6]。現(xiàn)將國際原子能機構(gòu)、美國、法國以及我國對于壓水堆核電廠有關(guān)機械設備安全分級的標準進行比較,如表 1所示。

表 1 核電廠機械設備安全分級標準比較

3 核安全機械設備的分級流程

3.1 分級對象的確立

在給核電廠機械設備分級時,必須使其具體化。一件設備可能是由不同安全等級的若干部分所組成。在實施分級時,必須確定出能夠賦予單一等級的最小單元,以該最小單元作為分級的具體對象,最小單元可能是：

(1)一個組件,如燃料組件;

(2)一件設備,如柴油發(fā)電機、連接穩(wěn)壓器與反應堆冷卻劑環(huán)路的波動管、換料水箱;

(3)一件設備的某一部分,如反應堆冷卻劑泵的泵殼;

(4)一件設備的某一個或某一類零件,如反應堆冷卻劑泵的飛輪、反應堆冷卻劑泵的支撐件[7]。

3.2 安全分級的依據(jù)

《核電廠設計安全規(guī)定》(HAF102)為核電廠的設計提供了三項總的要求,這三項要求所確保的三項基本安全功能 (反應性控制、余熱排出和放射性物質(zhì)包容)是安全分級的基本依據(jù)[7]。

3.3 安全功能的定義和種類

安全功能是指核電廠設計要求在任何情況下確保反應堆安全停堆,從堆芯排出熱量,并限制預計運行事件和事故工況后果[8]。為達到這些設計要求所必須的功能稱為安全功能。4.2節(jié)中所述的基本安全功能可分列出多條安全功能,每條安全功能對核電廠安全的重要性是不同的,我們可以按其對核電廠安全的重要性程度,采用4.4節(jié)中所述的方法來劃分若干組,每組為一級。

3.4 安全分級的方法

設計中可用兩種方法來確定與安全有關(guān)的機械設備分級要求：確定論法和概率論法。確定論法常對那些安全上重要的、其損壞能導致重大的放射性釋放事故的系統(tǒng)、部件和構(gòu)筑物提出各種要求。這些要求強行規(guī)定,不需細致地考慮損壞的幾率或?qū)p輕事故后果的影響[7,8]。確定論法是迄今為止被廣泛應用的一種成熟的評價方法,也是深得各國核安全當局批準的傳統(tǒng)的安全評價方法。這種方法簡便快速,但是往往以多年實際應用的經(jīng)驗和一些保守的假設為基礎,而許多假設又不太符合實際,因而得出的結(jié)果往往過于保守。概率論法根據(jù)要求某一安全功能起作用的概率以及該安全功能失效的后果來評價安全重要性,在確定機械設備安全重要性的相對排序方面特別有用。

壓水堆核電廠的機械設備分級較為規(guī)范,用確定論方法即可確定;而對于新堆和研究堆,其分級有很大的不確定性,則可采用概率論法最終確定。

3.5 安全分級的步驟

核電廠機械設備安全分級的主要步驟如下：

(1)把基本安全功能分解為多條安全功能條目;

(2)將這些條目按重要性排序,并組合成若干個等級;

(3)將安全重要的機械設備列在分級清單中;

(4)根據(jù)機械設備完成的安全功能,對機械設備進行初步分級;

(5)確定對機械設備的詳細要求;

(6)核實每個子系統(tǒng)和機械設備的功能;

(7)將每個系統(tǒng)和機械設備明確分級,根據(jù)需要從第 (4)項開始重復若干次;

(8)列出最后的機械設備分級表。

3.6 安全等級的分界

兩個不同安全級別的系統(tǒng)或設備的分界是一道屏障,這些分界件的功能應達到使較低安全等級的設備或部件的損壞不會導致：

(1)阻礙較高安全等級的機械設備或部件執(zhí)行其安全功能;

(2)放射性流體的流失。分界面部件的等級應采用兩者中較高的等級[8]。

常采用的分界面部件有：

(1)非能動屏障 (如熱交換器管子);

(2)非能動限流裝置 (如下泄孔板);

(3)安全閥;

(4)常開遙控閥 (在 2級或 3級與更低級之間);

(5)兩個串聯(lián)常開遙控閥 (在 1級和 2級之間);

(6)常閉閥 (在 2級或 3級與更低級之間);

(7)兩個串聯(lián)常閉閥 (在 1級與較低等級之間)。

4 安全級機械設備的要求

對于確定為安全級的機械設備,主要有以下幾方面的要求：

(1)規(guī)范等級。應遵循核級設備的設計和制造規(guī)范,如ASME、RCC-M等規(guī)范;

(2)抗震等級。所有安全級機械設備,如安全 1、2、3級均應列為抗震 I類?？拐?I類設備應按SL-2(或SSE)地震設計;抗震Ⅱ類適用于抗震I類以外某些非安全級但屬于安全重要的物項,抗震Ⅱ類設備按 SL-1(或OBE)地震設計;抗震I、Ⅱ類以外的設備屬于其他抗震類,可按合適的常規(guī)設備抗震規(guī)范進行設計。

(3)質(zhì)量保證等級。質(zhì)量保證分級是根據(jù)設備的安全等級,并考慮其復雜性和成熟性,對設備的設計、制造和安裝等不同階段提出的質(zhì)量保證和質(zhì)量控制的要求。質(zhì)量保證分為3個等級,即QA 1、QA2、QA 3級,以及沒有要求的 QNC級,其質(zhì)量保證要求依次降低。不同的核電廠,安全級機械設備的質(zhì)量保證分級存在一定的差異,這主要取決于核電廠以及用戶要求等因素。

(4)定期試驗。用以證明安全級機械設備能完成要求的所有安全功能,包括證實所有子系統(tǒng)的功能。一旦探查出故障或缺陷,就必須按管理程序進行校正,并應保管好校正記錄。試驗的間隔時間必須與估算的故障率相適應,一般是每月一次到每年一次,這與設計的復雜性、動態(tài)運行情況和自檢能力有關(guān)。

(5)設備鑒定。設備鑒定是指在做出安全分級之后,證實設備是否能在整個壽期及任何工況 (主要是事故工況)下能可靠地執(zhí)行其安全功能。設備鑒定主要包括：抗震鑒定與環(huán)境鑒定,一般采用分析方法和試驗方法或這兩者的結(jié)合。其過程是：

a.確定作鑒定的典型設備;

b.制定出鑒定的方法、程序和鑒定驗收標準;

c.對設備進行分析或鑒定試驗;

d.審查設備的鑒定評價報告,以判定這些安全重要的設備是否能夠承受核電廠壽期內(nèi)最苛刻的環(huán)境條件和地震條件[9]。

5 機械分級與其他分級的關(guān)系

5.1 機械分級與電氣分級的關(guān)系

機械分級與電氣分級是兩個不同的概念,兩者間沒有必然的聯(lián)系,其各自要求也不盡相同。對于需要供電的設備,可以同時存在機械分級和電氣分級,但安全級別未必相同,相互間沒有太大的關(guān)系。對于不需供電的設備,就只有機械分級,而不存在電氣分級。

5.2 機械分級與系統(tǒng)分級的關(guān)系

(1)組成該系統(tǒng)的機械設備的安全級別與系統(tǒng)的安全級別相一致;

(2)安全級別不同的兩個系統(tǒng)之間的接口機械部件按較高的級別確定。

6 結(jié)論

機械設備可按安全、抗震、質(zhì)量保證和設計制造規(guī)范進行分級,而后 3者的級別主要由安全級別確定。為了保證核電廠的安全性,又使核電廠在經(jīng)濟利益的激烈競爭中得以生存,就需要掌握好機械設備安全分級知識,以達到核電安全和企業(yè)效益的雙贏。

[1]康慧,王偉.核電廠核級機械設備安全分級 .電力勘測設計,2007,(2)：67～70

[2]蘇冬,徐宏偉.核電站起重機械的設備分級 .重工與起重技術(shù),2009,(3)：24～26

[3]郭朝輝,吳帆.核電電氣設備安全分級簡介 .電力安全技術(shù),2008,10(6)：69～70

[4]耿文行,趙月?lián)P.法國CP1-CP2系列核電機組安全重要設備分級的經(jīng)驗反饋.核安全,2007,(1)：42～48

[5]國家核安全局.HAD 102/03用于沸水堆、壓水堆和壓力管式反應堆的安全功能和部件分級.1986

[6]IAEA.Safety Classification of Structures,Systems and Components in Nuc lear Power Plants.IAEA SAFETY STANDARDS.Draft DS 367.2008

[7]國家核安全局.HAF 102核電廠設計安全規(guī)定.1991

[8]ANSI/ANS.Nuc lear Safety Criteria for the Design of Stationary Pressurized Water Reactor Plants.1983

[9]國家核安全局.HAF?J 0066壓水堆核電廠物項分級的技術(shù)見解.1997

Discussion on the Safety Classification of Nuclear Safety Mechanical Equipments

SHENWei
(Nuclear and Radiation Safety Center,MEP,Beijing 100082,China)

The purpose and definition of the equipmentsafety classification in nuclear plantare introduced.The differencesof several safety classification criterionsare compared,and the objectof safety classification is determined.According to the regulation,the definition and category of the safety functions are represented.The safety classification method,safety classification process,safety class interface,and the requirement for the safety class mechanical equipments are explored.At last,the relation of the safety classification between themechanical and electricalequipments is presented,and the relation of the safety classification betweenmechanical equipment and system is also presented.

nuclear safety;mechanical equipment;safety classification;probability analysis