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1、1,2023/2/26,核电站仪控设计标准和规范,2011年6月,2,2023/2/26,目录,核电站标准体系国家核安全法规和导则IAEA安全标准法国RCC系列标准美国核安全法规和导则IEC标准IEEE标准标准应用相关的介绍,3,2023/2/26,核电站标准体系,第一层次：法律、法规和导则 国家核安全局颁布的核安全法规、导则（HAF/HAD）；国际法规和导则：IAEA安全标准系列 美国核安全法规（10FCR/NCR/RG）第二层次：标准国际标准组织颁布的规范和标准（如IEC、ISO）；美国标准（如ASME、IEEE）；法国标准（如RCC 系列）第三层次：设计规范 PLX10020811FSF
2、L03GNPRINCIPLE FOR SEPARATION OF ELECTRICAL COMPONENTS PLX10020814FSFL03GNCABLING RULES FOR NUCLEAR ISLAND,4,2023/2/26,国家核安全法规和导则,法律中华人民共和国环境保护法（1989.12）中华人民共和国放射性污染防治法（2003.06）中华人民共和国环境影响评价法（2002.10）法规（HAF）HAF 001-2007 民用核安全设备监督管理条例HAF 002-1993 核电厂核事故应急管理条例HAF 003-1991 核电厂质量保证安全规定HAF 101-1991 核电厂厂址
3、选择安全规定HAF 102-2004 核电厂设计安全规定HAF 103-2004 核动力厂运行安全规定HAF 301-1993 民用核燃料循环设施安全规定HAF 401-1997 放射性废物安全监督管理规定HAF 501-1987 中华人民共和国核材料管理条例HAF 601-2007 民用核安全设备设计制造安装和无损检验监督管理规定,5,2023/2/26,国家核安全法规和导则,HAF 602-2007 民用核安全设备无损检验人员资格管理规定HAF 603-2007 民用核安全设备焊工焊接操作工资格管理规定HAF 604-2007 进口民用核安全设备监督管理规定导则（HAD）HAD 002/0
4、1-1989 核动力营运单位的应急准备HAD 003/01-10 核电厂质量保证系列导则HAD 101/01-12 核电厂厂址选择系列导则HAD 102/01-17 核电厂设计系列导则HAD 103/01-11 核电厂运行系列导则HAD 301/02-1998 乏燃料贮存设施的设计HAD 401/01-06 核电厂放射性废物系列导则HAD 501/02-1998 核动力厂实物保护导则技术文件（HAF J）HAF.J0053-1995 核设备抗震鉴定试验指南,6,2023/2/26,IAEA安全标准,三个层次安全基础（Safety Fundamentals）安全要求（Safety Require
5、ments）安全导则（Safety Guides）五个领域基本安全 General Safety(GS)-All committees核安全 Nuclear Safety(NS)-NUSSC辐射安全 Radiation Safety(RS)-RASSC运输安全 Transport Safety(TS)-TRANSSC放废安全 Waste Safety(WS)-WASSC,7,2023/2/26,IAEA安全标准,8,2023/2/26,IAEA安全标准,9,2023/2/26,IAEA安全标准,安全基础（Safety Fundamentals）SF-1:Fundamental Safety P
6、rinciples 安全要求（Safety Requirements）GSR Part 1:Governmental,Legal and Regulatory Framework for Safety(2010)GSR Part 2:Leadership and Management for SafetyGSR Part 3:Radiation Protection and Safety of Radiation SourcesGSR Part 4:Safety Assessment for Facilities and Activities(2009)GSR Part 5:Predispos
7、al Management of Radioactive Waste(2009)GSR Part 6:Decommissioning and Termination of Activities GSR Part 7:Emergency Preparedness and Response,10,2023/2/26,IAEA安全标准,安全要求（Safety Requirements）IAEA-GS-R-1-法律和政府的基础结构IAEA-GS-R-2-核或放射紧急情况的应急准备与响应IAEA-GS-R-3 设施和活动的管理体系（QA）IAEA-NS-R-1-核动力厂安全-设计IAEA-NS-R-2-
8、核动力厂安全-运行IAEA-NS-R-3-核装置的厂址评价IAEA-NS-R-4-研究堆安全IAEA-NS-R-5-Safety of Nuclear Fuel Cycle Facilities,11,2023/2/26,IAEA安全标准,安全导则（Safety Guides）IAEA-NS-G-1.1-1.12 核动力厂设计IAEA-NS-G-2.1-2.15 核动力厂运行IAEA-NS-G-3.1-3.6 核装置的厂址评价IAEA-GS-G-3.1 设施和活动的管理体系应用(QA)安全报告系列（Safety Reports）IAEA技术报告N.384：Verification and Va
9、lidation of Software Related to Nuclear Power Plant Instrumentation and ControlIAEA技术报告N.387：Modern Instrumentation and Control for Nuclear Power Planter Plants,12,2023/2/26,HAF/HAD 与IAEA安全标准,HAF/HAD法规体系基本按照IAEA的安全标准构建；HAF/HAD法规内容主要参考了IAEA的相应安全标准；HAF/HAD法规更新严重滞后于IAEA的安全标准，通常IAEA升版之后，HAF/HAD法规需要45年后才
10、能升版，有些甚至更长。比如HAF003，目前还只是1991版，也就是IAEA对应的80年代的标准，IAEA早就发行了1996版和2006版。,13,2023/2/26,法国RCC系列标准,RCC-C(Rev.1998)压水堆核电厂燃料组件的设计和建造规则 RCC-E(Rev.1993+2002)压水堆核电厂电气设备的设计和建造规则 RCC-G(Rev.1993)90万千瓦压水堆核电厂土建的设计和建造规则 RCC-I(Rev.1997)压水堆核电厂防火设计和建造规则 RCC-M(Rev.2000+2002 补遗)压水堆核电厂核岛机械设备的设计和建造规则 RCC-P(Rev.1991+1995 修
11、订)90万千瓦压水堆核电厂系统设计和建造规则,14,2023/2/26,美国核安全法规和导则,15,2023/2/26,美国核安全法规和导则,原子能法（第一层次）美国国会参众两院于1954年批准并公布联邦法规（第二层次）美国核管理委员会（NRC）发布，第10部分是“能源”。10 CFR PT20-2003 辐射防护标准 10 CFR PT50-2003 生产和公用设施国内许可证的颁发；10 CFR PT50-2003 附录A 核电站总的设计准则10 CFR PT100-2003 反应堆选址准则美国核管理委员会的管理导则（第三层次）美国核管理委员会制定了一整套的管理导则（R.G）它提供了符合法规
12、要求的指导和可行的解决办法。涉及核电厂的内容编为第一部分，即R.G.1。,16,2023/2/26,美国核安全法规和导则,美国核管理委员会的管理导则（第三层次）RG 1.6-1971 核电厂冗余系统之间的独立性 RG 1.8-2000 核电厂人员的资格鉴定和培训 RG 1.28-1985 设计与建造的质量保证大纲要求 RG 1.29-1978 抗震设计分级 RG 1.30-1972 仪表和电气设备的安装、检查和试验的质保要求 RG 1.53-2003 单一故障准则在核电厂保护系统中的应用 RG 1.64-1987 核电厂设计质量保证要求 RG 1.100-1988 核电厂电气和机械设备抗震鉴定
13、 美国核管理委员会的技术文件（第四层次）NUREG文件：核管会反应堆管理局负责编制的技术文件；NUREG/CR文件：委托各种研究机构完成的技术文件。美国核电标准和规范（第五层次）美国核电标准和规范是具体贯彻法规和导则的技术文件，如ASME、ANSI/ASN、ASTM、IEEE等。,17,2023/2/26,IEC标准,IEC 60780-1998 NPP Electrical equipment of the safety system QualificationIEC 60880-2006 NPP Instrumentation and control systems important t
14、o safety-Software aspects for computer-based systems performing category A functionsIEC 60964-2009 Nuclear Power Plants-Control rooms-designIEC 60987-2007 NPP Instrumentation and control important to safety-Hardware design requirements for computer-based systemsIEC 61226-2009 NPP Instrumentation and
15、 control important to safety Classification of instrumentation and control functionsIEC 61227-2008 Nuclear power plants-Control rooms-Operator controlsIEC 61513-2001 NPP Instrumentation and control for systems important to safety-General requirements for systemsIEC 62003-2009 NPP Instrumentation and
16、 control important to safety-Requirements for electromagnetic compatibility testingIEC 62138-2004 NPP Instrumentation and control important for safety-Software aspects for computer-based systems performing category B or C functionsIEC 62340-2007 NPP Instrumentation and control systems important to s
17、afety-Requirements for coping with common cause failure(CCF),18,2023/2/26,IEC标准仪控系统,IEC 61513 系统总体要求,IEC 60987 硬件要求,IEC 60880 软件要求A类,IEC 62138 软件要求B、C类,IEC 61226 功能分级,IEC 60780 鉴定,IEC 60980 抗震,19,2023/2/26,IEEE标准,IEEE Std 308-1991 IEEE standard criteria for class 1E power systems for nuclear power g
18、enerating stationsIEEE Std 323-2003 核电站1E级设备的质量鉴定IEEE Std 344-2004 IEEE Recommended Practice for Seismic Qualification of Class 1E Equipment for Nuclear Power Generating StationsIEEE Std 382-2006 IEEE Standard for Qualification of Safety-Related Actuators for Nuclear Power Generating StationsIEEE St
19、d 384-2008 IEEE Standard Criteria for Independence of Class 1E Equipment and CircuitsIEEE Std 572-2006 IEEE Standard for Qualification of Class 1E Connection Assemblies for Nuclear Power Generating StationsIEEE Std 741-1990 IEEE Standard Criteria for the Protection of Class 1E Power Systems and Equi
20、pment in Nuclear Power Generating StationsIEEE Std 1008-1987 IEEE Standard for Software Unit TestingIEEE Std 1058-1998 IEEE Standard for Software Project Management PlansIEEE Std 1208-1997 Standard for Software Reviews IEEE Std Computer Society Document,20,2023/2/26,1E级设备鉴定的相关标准,RCCERCC-E的标准质量鉴定程序对验
21、证正常情况下1E级设备的功能作出了一般规定，鉴定要按照每类设备的特定的鉴定程序来完成，这些特定的鉴定程序属于EDF的专有文件，这导致仅按照RCC-E是难以进行1E级设备鉴定的。要想按照RCC-E进行国产设备的1E级鉴定，必须购买EDF的各类设备的专用质量鉴定程序。国标EJT 1197-2007 核电厂安全级电气设备质量鉴定试验方法现环境条件EJT 820-1994 核电厂安全系统电气物项质量鉴定加速老化试验程序的规定和选择GBT 12727-2002 核电厂安全系统电气设备质量鉴定GBT 13625-1992 核电厂安全系统电气设备抗震鉴定HAF J0053-1995 核电设备抗震鉴定试验指南
22、IECIEC 60780-1998 NPP Electrical equipment of the safety system Qualification,21,2023/2/26,1E级设备鉴定的相关标准IEEE,22,2023/2/26,核级数字仪控系统的相关标准,数字化核级系统软件方面遵守的标准总则：全面要求HAD 102/16-2004 核动力厂基于计算机的安全重要系统软件IEEE Std 7-4.3.2-2003 Criteria for Digital Computers in Safety Systems of Nuclear Power Generation Stations软
23、件开发IEC 60880-2006 Software for computers in the safety systems of nuclear power stations(EJ/T 1058-98)软件质保IEEE std 730 IEEE Standard for Software Quality Assurance plans软件V&VIEEE std1012-2002 IEEE Standard for Software Verification and Validation,23,2023/2/26,核级数字仪控系统的相关标准,24,2023/2/26,设备分级的相关标准,IEC
24、 61226-2009 核电厂.对安全重要的仪表和控制.仪表和控制功能的分类GBT 15474-1995 核电厂仪表和控制系统及其供电设备安全分级IAEA-NS-G-1.3-核动力厂安全重要仪表控制系统RCCE 1993,25,2023/2/26,质量保证的相关标准,核电厂质量保证安全规定（HAF003 1991），HAD003共10个导则。IAEA核电厂和其它核设施的 质量 保证(50-C/SG-Q)1996（旧）IAEA对于核设施和 活动 的管理 体系(GS-R-3)2006（新）ISO9000:1994（旧）ISO9001:2000（新）RCCE 1993 A5000（引用IAEA-50
25、-C-QA-1978）,26,2023/2/26,如何查找标准？,HAF法规：http:/,27,2023/2/26,如何选用标准体系？,标准体系为数众多：HAF、IAEA、RCCP/E、10CFR、IEC、IEEE、GB必须遵守的（必选）：HAF/HAD/GB原设计遵循的标准（必选）：RCCP/RCCE行业广泛认可的标准（可选）：IAEA/IEC/IEEE其他标准（可列为参考）,28,2023/2/26,如何选用不同版本的标准？,RCCE 1993?2002?2005?.原则：IAEA-NS-R-1-2005 核动力厂安全设计：3.6.只要可能，安全重要构筑物、系统和部件就必须按照经批准的最
26、新标准或当前适用标准设计；适用原则：核电站设计初期确定适用的标准版本，并不一定是最新版的。最新原则：HAF/HAD/GB标准升版并明确了开始施行的时间。例如：HAF604（自2008年1月1日起施行）,29,2023/2/26,不同标准之间的等效,完全等效：GB/T13629-2008核电厂安全系统中数字计算机的适用准则本标准等效采用IEEE Std 7-4.3.2-2003 技术内容等同，只是将IEEE Std 7-4.3.2中引用的标准改为相应的我国标准。HAD 102-16 核电厂基于计算机的安全重要系统软件 和 IAEA-NS-G-1.1-核动力厂基于计算机的安全重要系统的软件有差异的等效：RCC-E对K1类设备事故辐照老化试验的要求剂量率10.5kGy/hIEEE383-1974对K1类设备事故辐照老化试验的要求剂量率 10kGy/h等效原则：不低于适用的标准要求,
