AP1000核电厂构筑物、系统和部件(SSC)的分级(讲座稿)ppt课件.ppt

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1、AP1000核电厂构筑物、系统和部件（SSC）的分级（讲座稿）,主讲：姚伟达上海核工程研究设计院2009年9月,2022年11月16日星期三,-2-,1 AP1000核电厂构筑物、系统和部件（SSC）分级目的与特点2 AP1000核电厂SSCs抗震分类3 AP1000核电厂SSCs安全分级4 AP1000核电厂SSCs检查要求5 各法规、规范和标准之间比较6 NRC审查结论附录A AP1000抗震设计中相互作用的防护设计要点附录B AP1000核电厂SSCs安全分级举例,目录,2022年11月16日星期三,-3-,分级目的 核电厂SSCs分级的目的是为了提供识别SSC与安全有 关和抗震等不同要

2、求的鉴别方法 SSCs分级便于提供识别与ANS核安全分级、NRC质量分组、抗震分类、ASME规范第III卷等级以及其它适用的工业标准等方面有关的详细信息 主要讲述AP1000核电厂SSCs的抗震分类和安全分级的分类方法，以及它们对应的规范、标准,1 AP1000核电厂SSC分级目的与特点（1/2）,2022年11月16日星期三,-4-,特点 AP1000核电厂SSCs抗震设计主要特点取消OBE地震，只将SSE作为单一的设计基准地震，因此SSCs抗震分类与过 去有一定差异 AP1000核电SSCs安全分级比过去划分更为细致，其主要目的是：,1 AP1000核电厂SSC分级目的与特点（2/2）,对

3、于非安全相关的SSC划分为多种级别是为了与不同的工业标准相对应对同一种SSC或不同部分可以执行不同功能可被划分为不同级别加以区别,2022年11月16日星期三,-5-,2.1 遵循法规、规范和标准 10 CFR 50 ，附录A设计总则（GDC）准则2防自然现象的设计基准10 CFR 100.23地质和地震的场地准则（AP1000不用10 CFR 100附录A地震和地质的场地准则 ）R.G 1.29抗震设计分类AP1000核电厂DCD3.2构筑物、系统和部件分级APP-GW-G1-003，Seismic Design Criteria，WEC，2002,2 AP1000核电厂SSCs抗震分类（1

4、/7）,2022年11月16日星期三,-6-,2.2 抗震分类 AP1000核电厂SSC划分为：抗震I类（C-I）抗震II类（C-II）抗震III类（C-III）非抗震类（NS）,2 AP1000核电厂SSCs抗震分类（2/7）,2022年11月16日星期三,-7-,（1）抗震I（C-I）与R.G 1.29中所阐述的定义是相一致的抗震I类适用于是与安全相关的SSC，也适用于要求用来支承或防护安全相关的SSC的那些SSC与安全相关的物项必须提供下列功能： 反应堆冷却剂压力边界的完整性； 具有关闭反应堆并保持安全停堆的能力； 阻碍或减轻事故的后果，能引起可能的厂外辐射 不超过10CFR100规定的

5、限值。,2 AP1000核电厂SSCs抗震分类（3/7）,2022年11月16日星期三,-8-,2.3 定义 （1）抗震I类（C-I）抗震I类SSC被设计成能承受SSE地震载荷期间或之后保持结构完整性外，还应保持其应有的安全功能。抗震I类构筑物要防止与邻近的非抗震类构筑物的相互作用。抗震I类SSC满足10CFR附录B的质量保证要求。,2 AP1000核电厂SSCs抗震分类（4/7）,2022年11月16日星期三,-9-,2.3 定义（2）抗震II类（C-II）抗震II类适用于执行非安全相关有关功能，以及不要求持续该功能的SSC。位于安全相关SSC附近时，当在SSE期间失效或相互作用可能导致安全

6、相关SSC的功能失效，则指定为抗震II类抗震II类适用于设计成在SSE地震下防止SSCs倒塌、跌落或摇动在SSE期间抗震II类构筑物失效防止与抗震I类物项的相互作用减轻某个安全相关的SSCs功能形成不可接受的水平，或者可能造成主控室人员不能承受的伤害,2 AP1000核电厂SSCs抗震分类（5/7）,2022年11月16日星期三,-10-,2.3 定义（2）抗震II类（C-II）抗震II类SSC保证在SSE地震不会引起不可接受的构筑物失效或者与抗震I类SSCs相互作用。如果抗震II类流体系统位于敏感设备附近，则要求其适当程度的压力边界完整性抗震II类仅适用于SSCs的一部分，对设备具体要求仅是

7、它的支承能承受SSE地震如环吊、装卸料机，以及主控室天花板上的SSC等,2 AP1000核电厂SSCs抗震分类（6/7）,2022年11月16日星期三,-11-,2.3 定义（3）抗震III类（C-III）适用于非安全相关建筑构筑物的周围防护。遵照常规建筑规范段规定的抗震设计要求如核电厂放射性废料贮存SSC，汽轮机厂房等（4）非抗震类（NS）指不属于抗震I、II、III类之外，并且是非安全相关的SSCSSCs锚固的设计应与常规规范的抗震要求相一致,2 AP1000核电厂SSCs抗震分类（7/7）,2022年11月16日星期三,-12-,3.1 遵循规范、规范和标准10 CFR 50.55a用于

8、核电厂的规范和标准10 CFR 50 附录B核电厂与燃料后处理厂的质量保证准则10 CFR 21缺陷与不符合项的报告R.G 1.26质量分组与标准 ANSI N18.2标准型压水反应堆电厂设计的核安全准则，1975ANS 51.1固定式压水反应堆电站设计的核安全准则，1983R.G 1.97用于轻水冷却核电厂在事故期间和事故后对电厂和环境状态的仪表评估APP-GW-G1-010(R1),AP1000 Nuclear Safety Classification and Seismic Requirement Methodology, WEC,2008 注：R.G 1.26、ANSI 18.2和A

9、NS 51.1不适用AP1000的非能动安全系统,3 AP1000核电厂SSCs安全分级（1/27）,2022年11月16日星期三,-13-,3.2 术语定义安全相关（Safety-Related）是一种适用于在设计基准事件期间或在其后提供与安全有关功能的物项，同时适用于影响安全相关物项的文件和使用安全相关的功能（Safety-Related Function）为在设计基准事件期间或其后能提供以下功能： 保持反应堆冷却剂压力边界完整性 具有关闭反应堆并保持安全停堆的能力 防止能造成相当于10 CFR 100规定可能达到的向厂外 泄漏事故或减轻后果的能力,3 AP1000核电厂SSCs安全分级（

10、2/27）,2022年11月16日星期三,-14-,3.2 术语定义设计基准事件（Design Basis Event）是指完成安全相关功能的电厂设计必须考虑的正常运行工况（包括预期运行事件），设计基准事故、外部事件或自然现象等的事件设计基准事故和瞬态（Design Basis Accidents and Transients）是指安全分析中假设的设计基准事件（事故和瞬态)。设计基准事故和瞬态在电厂设计中用来确定构筑物、系统和部件可接受的性能要求,3 AP1000核电厂SSCs安全分级（3/27）,2022年11月16日星期三,-15-,3.2 术语定义设计基准管道破裂 Design Basi

11、s Pipe Breaks (DBPB)除失水事故和主蒸汽/主给水管道破裂以外的那些假想的管道破裂。包括核安全1级支路管线上的，会造成反应堆冷却剂流失率小于或等于反应堆冷却剂补水系统的补水能力的假想管道破裂冷却剂丧生事故 Loss of Coolant Accidents (LOCA)能引起反应堆冷却剂以超过冷却剂补水系统能力的速度从反应堆压力边界的各破口，直到并包括大小与反应堆冷却剂系统中最大管道双端断裂相等的破口流失的那些假想事故,3 AP1000核电厂SSCs安全分级（4/27）,2022年11月16日星期三,-16-,3.2 术语定义主蒸汽管道/给水管道破裂 Main Steam an

12、d Feed water Pipe Breaks (MS/FWPB)主蒸汽管道和给水管道上的假想破裂，此工况包括假想管道破裂本身造成的荷载，也包括此假想管道破裂造成的各有关系统的瞬变效应和动态效应的载荷系统运行瞬态 System Operating Transients (SOT)由电厂运行或系统运行造成的动态偶发事件引起的瞬变及它们产生的机械响应,3 AP1000核电厂SSCs安全分级（5/27）,2022年11月16日星期三,-17-,3.2 术语定义假想事件 Postulated Events 那些假想的自然现象（即运行基准地震、安全停堆地震等）、假想厂址危害（即厂址附件的爆炸等）或假想

13、的电厂事件（即设计基准破裂、冷却剂流失事故、破口流失的那些假想事故等）电厂必须设计成在这种情况下保持完好，不会对公众的健康和安全造成过度的风险，这些假想事件也称为设计基准事件结构完整性 Structure Integrity 对于非承压部件而言，其结构完整性是指部件几何尺寸的稳定性；而对于承压部件而言，是指对承压部件的压力边界在不同载荷作用下其变形特征的限制，例如，发生弹性变形、部件结构不连续的区域中大的塑性变形或部件结构的整体塑性变形，但不允许出现部件压力边界的破裂,3 AP1000核电厂SSCs安全分级（6/27）,2022年11月16日星期三,-18-,3.2 术语定义使用载荷 Serv

14、ice Loads在设计技术规格书中所给出的压力、温度、机械及事故下的各种载荷使用限制 Service Limits如在ASME规范第III卷有关章节中所提出的对应不同使用载荷所对应的限值,3 AP1000核电厂SSCs安全分级（7/27）,2022年11月16日星期三,-19-,3.3 分级原则构筑物、系统和部件被分为： A、B、C、D、E、F、G、L、P、R和W级。（11级） 机械设备A、B、C级等同于ANS中安全1、2和3级 电气设备C级等同于1E级 D级非安全有关的级，但与安全级SSC在一起的SSC E、F、G、L、P、R和W级与不同工业规范和标准相关的非安全有关级,3 AP1000核

15、电厂SSCs安全分级（8/27）,2022年11月16日星期三,-20-,3.3 分级原则部件分级可细化到零件单个物项或它的一部分规定了不同的分级的两个或多个功能时，应按最严格功能分级如果构筑物、系统和部件包含了合理的交接面边界，则相同SSC的不同部分可以执行不同的功能，同时可以划分为不同的设备分级,3 AP1000核电厂SSCs安全分级（9/27）,2022年11月16日星期三,-21-,3.4 分级说明（1）A级A级是安全相关级，等同于ANS安全1级属于反应堆冷却剂系统压力边界，包括要求的隔离阀和支承件。具有最高的完整性和最低的泄漏率的要求A级SSC是抗震I类NRC质保为A组10 CFR

16、50附录B和ASME规范第III卷中1级部件相一致的规范和标准,3 AP1000核电厂SSCs安全分级（10/27）,2022年11月16日星期三,-22-,3.4 分级说明（2）B级 B级是安全相关级，等同于ANS安全2级 在某设计基准事件后限制从安全壳释放的放射性物质泄漏 设计适用完成如下功能： 提供裂变产物屏障或者对一回路所包容的放射性物质的容纳和隔离 提供安全壳边界，包括贯穿件和隔离阀。还包括作为安全壳边界功能的管道。例如安全壳内的主蒸汽与主给水系统、SG的二 次侧筒体,3 AP1000核电厂SSCs安全分级（11/27）,2022年11月16日星期三,-23-,3.4 分级说明 （2

17、）B级 循环的非安全壳/非反应堆冷却剂流体，以提供事故后流进/出安全壳的安全有关功能，安全壳内侧的管线为B级。如果有适用的安全壳隔离阀，则在循环回路的安全壳外侧管线为C级或非安全相关级 引入应急负反应性使反应堆达到次临界状态（例：控制棒） 其泄漏会导致堆芯冷却剂丧失,3 AP1000核电厂SSCs安全分级（12/27）,2022年11月16日星期三,-24-,3.4 分级说明 （2）B级B级SSC是抗震I类 NRC质量为B组10 CFR附录B和ASME规范第III卷中2级或MC级部件相一致的规范和标准ASME规范第III卷NE分卷适用于安全壳和防护管道,3 AP1000核电厂SSCs安全分级（

18、13/27）,2022年11月16日星期三,-25-,3.4 分级说明（3）C级C级是安全相关级，等同于ANS安全3级适用于要求用来减轻设计基准事故和其它设计基准事件的安全相关的功能。其较小的泄漏不会妨碍C级SSC以满足安全相关的功能（包括辐照剂量和系统功能）适用于由于设备的破裂，可能造成非限制区域的剂量超出10CFR20的限值，或造成堆芯丧失冷却C级SSC为抗震I类NRC质量为C组10 CFR 50附录B和ASME规范第III卷中3级部件相一致,3 AP1000核电厂SSCs安全分级（14/27）,2022年11月16日星期三,-26-,3.4 分级说明（3）C级 没有用焊缝制作的C级空气与

19、气体“贮存箱”ASME-VIII 附录22可替代ASME-III-NC，10 CFR 50附录B和10 CFR 21均适用于安全相关的制作 堆芯支承结构ASME-III-NG 电气系统IEEE标准（包括IEEE 323,IEEE-344）,3 AP1000核电厂SSCs安全分级（15/27）,2022年11月16日星期三,-27-,3.4 分级说明（3）C级该级设计应完成的（1个或多个）安全相关功能列在安全分析报告第3.2节中 如乏燃料的装卸新、乏燃料格架、桥架和吊车 保持乏燃料的亚临界状态提供应急堆芯冷却功能 安注箱RPV安注管上的隔离阀之间的管道,3 AP1000核电厂SSCs安全分级（1

20、6/27）,2022年11月16日星期三,-28-,3.4 分级说明（4）D级为非安全相关级对采购、检查和监测均有附加的要求对包容放射性物质的D级SSC需经保守论证因设计基准事件引起的失效可能不会导致超过10 CFR 20规定的正常厂外剂量直接动作防止非能动系统产生不必要的动作提供了重要的第一层次的防御有助于减少PSA的堆芯融化频度 支持电厂冷却和卸压，以及在维修和换料期间保持停堆状态,3 AP1000核电厂SSCs安全分级（17/27）,2022年11月16日星期三,-29-,3.4 分级说明（4）D级 化容控制系统的一部分压力边界抗震分析 假想在恶劣的安全壳内环境中仍保持其预期功能的执行

21、需要论证 10 CFR 50附录B和10 CFR 21不用时，但工业标准中的 质量保证应该用于D级SSC以提供其完整性和功能 使用10 CFR 50附录B和10 CFR 21时适用于抗震I类的D 级SSC。保证工业质量保证标准与NRC质量D组相一致,3 AP1000核电厂SSCs安全分级（18/27）,2022年11月16日星期三,-30-,3.4 分级说明（4）D级 典型的工业标准是广泛使用的工业标准,3 AP1000核电厂SSCs安全分级（19/27）,2022年11月16日星期三,-31-,3 AP1000核电厂SSCs安全分级（20/27）,2022年11月16日星期三,-32-,3.

22、4 分级说明（4）D级 包含D级SSC的建筑物，SSC与建筑物之间的联接设计 满足统一建筑规范（UBC）中的抗震要求，系统和部 件不需计算地震载荷 D级SSC位于A、B、C级SSC附近，可定为抗震II类 D级SSC按照10CFR 50.65维护有效性的监控要求应用 例如D级适用下列功能（不在A、B、C级SSC内） 提供堆芯或安全壳冷却防止对非能动堆芯冷却和非 能动安全壳冷却系统的影响,3 AP1000核电厂SSCs安全分级（21/27）,2022年11月16日星期三,-33-,3.4 分级说明（4）D级 处理、提取、包装、贮存或再使用的放射性液体或 废物 事故后接近A、B、C级SSC的提供一个

23、永久屏障 燃料装卸料机，乏燃料装卸工具，新、乏燃料格架 在火灾后需要达到或维持安全停堆以保护B或C级SSC 防止可能造成阻碍A、B、C级SSC执行安全有关功能 的相互作用,3 AP1000核电厂SSCs安全分级（22/27）,2022年11月16日星期三,-34-,3.4 分级说明（5）其它级别通常要求 E、F、G、L、P、R和W级没有覆盖A、B、C、D级中的SSC 非安全级、不执行安全相关的功能 包含的放射性物质释放不足以超出适用限值的放射性物质 无特殊的质保要求 除有特殊规定，一般不采用10 CFR 21和50附录B SSC的抗震设计通常不要求（特殊要求除外） 随设计师要求按工业标准设计,

24、3 AP1000核电厂SSCs安全分级（23/27）,2022年11月16日星期三,-35-,3.4 分级说明（5）其它级别E级不具有专门的工业标准的非安全相关SSC F和G级消防系统，国家消防协会规范 ANSI B31.1、AWWA（美国给水设备协会）、API（美 国石油研究所） 部分安全相关消防系统的SSC指定为F级满足B31.1和抗震设计,3 AP1000核电厂SSCs安全分级（24/27）,2022年11月16日星期三,-36-,3.4 分级说明（5）其它级别L级加热、通风和空调系统 SMACNAHVAC风管建造标准P级建筑厂房的给排水系统 遵照国家建筑厂房给排水规范（NPC）R级盛装

25、、清洁或排除放射性污染空气的空气净化装置和部件 遵照ASME 509（ASME/ANSI-AG-1） 当使用10 CFR 50附录B质保时应等同于C级 W级适用于美国给水协会导则，无特殊质保要求,3 AP1000核电厂SSCs安全分级（25/27）,2022年11月16日星期三,-37-,3.4 分级说明（6）仪表和电气分级C级仪表安全相关设备级别的压力边界上 包括传感器管路、阀门和仪表传感器 压力边界上连接的系统或部件具有相同的安全等级 提供适当流量限制器，连接到RCS压力边界的传感器管级 为B级 压力边界外的传感器部分要求提供安全功能，应指定为C 级（1E级） 仪表支持D级功能为D级，否则

26、为E级,3 AP1000核电厂SSCs安全分级（26/27）,2022年11月16日星期三,-38-,3.4 分级说明（6）仪表和电气分级C级电气安全相关设备 安全相关的电气设备，按1E级的IEEE标准执行 非安全相关的电气设备和仪表按非1E级IEEE标准和NEMA标准执行,3 AP1000核电厂SSCs安全分级（27/27）,2022年11月16日星期三,-39-,按ASME规范第III卷建造的SSC按照10 CFR 50.55a要求的在役检查应遵照ASME规范第XI卷A级ASME规范第XI卷IWB分卷B级ASME规范第XI卷IWC分卷C级ASME规范第XI卷IWD分卷金属安全壳和容器ASM

27、E规范第XI卷IWE分卷支承ASME规范第XI卷IWF分卷泵ASME-规范 第XI卷 IWB、IWC、IWD分卷阀ASME-规范 第XI卷 IWB、IWC、IWD分卷D级SSCs的检查要求由设计师确定不降低其SSCs可靠性,4 AP1000核电厂SSCs检查要求（1/1）,2022年11月16日星期三,-40-,（DCD-表3.2-1）（1/1）,5 各法规、规范和标准之间的安全分级比较（1/2）,2022年11月16日星期三,-41-, NA不适用 其它包括E、F、G、L、P、R和W（）内注解详见安全分析报告表3.21,5 各法规、规范和标准之间的安全分级比较（2/2）,2022年11月16

28、日星期三,-42-,NRC对AP1000初步安全分析报告（PSAR）3.2分级审查结论： 对安全重要相关的承压和非承压SSC分级是满足R.G 1.26要求，可接受的 表3.2-3和有关PID指出了所有主要部件、机械系统均表明了所有连接之间的分级界限 所有SSCs建造满足对应的ASME规范和工业标准,6 NRC审查结论（1/1）,2022年11月16日星期三,-43-,A1 目的在核电厂SSE抗震设计中为防护抗震I类（与安全相关级）的SSC免受不可接受的结构相互作用影响而产生失效，为此在抗震I类与其它非抗震类的SSC之间采取适当的分离或隔离确定位于抗震I类SSC区域内的“源”和“目标”，定出“敏

29、感设备”以包括“碰撞评价区域”进行“抗震相互作用分析”,附录A AP1000抗震设计中相互作用的防护设计要点（1/6）,2022年11月16日星期三,-44-,A2 定义源（source） 位于抗震I类SSC隔离区内的抗震III类或非抗震类SSC 或位于抗震I类SSC隔离区外的抗震III类非抗震类SSC，由于坍塌、倾倒或摇动抗震I类的SSC目标（Target） 是一个多个非抗震类SSC由于其地震事件失效会被影响的抗震I类SSC,附录A AP1000抗震设计中相互作用的防护设计要点（2/6）,2022年11月16日星期三,-45-,A2 定义（2/4）敏感设备（Sensitive Equipme

30、nt） 分为目标，并在地震事件中由于碰撞可能受损伤的 抗震I类SSC抗震相互作用（Seismic Interaction） 指抗震III类或非抗震SSC给抗震I类SSC带来危害， 如坍塌、摇摆、重力飞射等,附录A AP1000抗震设计中相互作用的防护设计要点（3/6）,2022年11月16日星期三,-46-,A2 定义（3/4）碰撞评价区域（Impact Evaluation Zone） 指在“目标”周围的包络“源”位于“目标”外 允许 “源”支承失效而自由跌落不会碰撞“目标” 抗震I类为“目标”的范围 周围水平方向为6ft（1.83m）为直径 评价区域高为35ft（10.7m） （在35ft

31、（10.7m）以上，周围的10辐射角的圆锥内）,附录A AP1000抗震设计中相互作用的防护设计要点（4/6）,2022年11月16日星期三,-47-,A2 定义碰撞评价区域,图2 碰撞评价区域和抗震支承的管道,图1 碰撞评价区域,附录A AP1000抗震设计中相互作用的防护设计要点（5/6）,2022年11月16日星期三,-48-,A3 碰撞评定和分析内容 源之目标的接近程度轨迹、重量、形状 目标的坚固性结构完整性和功能 碰撞的能量低至不会损伤程度措施 加固非抗震类支承升为抗震II类 分离或隔离,附录A AP1000抗震设计中相互作用的防护设计要点（6/6）,2022年11月16日星期三,-

32、49-,附录B AP1000核电厂SSCs安全分级举例（1/8）,B1 设备冷却水系统（CCS）,2022年11月16日星期三,-50-,附录B AP1000核电厂SSCs安全分级举例（2/8）,B2 安全壳系统（CNS）,B3 非能动安全壳冷却系统（PCS）,2022年11月16日星期三,-51-,附录B AP1000核电厂SSCs安全分级举例（3/8）,B4 化学和容积控制系统（CVS）,2022年11月16日星期三,-52-,附录B AP1000核电厂SSCs安全分级举例（4/8）,B5 反应堆冷却剂系统（RCS）,2022年11月16日星期三,-53-,附录B AP1000核电厂SSCs安全分级举例（5/8）,B6 反应堆系统（RXS）,2022年11月16日星期三,-54-,附录B AP1000核电厂SSCs安全分级举例（6/8）,B7 反应堆系统（RXS）,2022年11月16日星期三,-55-,附录B AP1000核电厂SSCs安全分级举例（7/8）,B8 非能动堆芯冷却系统（PXS）,2022年11月16日星期三,-56-,附录B AP1000核电厂SSCs安全分级举例（8/8）,B9 正常余热排出系统（RNS）,2022年11月16日星期三,-57-,结束语,谢谢！,