第9章-核安全分级
第3卷 总体设计部分
75
9 核安全分级 9.1 概述
岭澳核电站二期工程的设计和制造主要根据“法国900MWe压水堆核电站系统设计和建造规则”（RCC-P，1991年第4版、1995年修订），“压水堆核岛机械设备设计建造规则”（RCC-M，2000年版和2002年补遗），对系统、设备和构筑物进行核安全分级、RCC-M规范分级和抗震分类。
设备核安全分级关系如下图所示：
设备核安电气机械非1E 非承 承压设 非核核安非核核安其他堆内 支承 核安核安核安S1S2第3卷 总体设计部分
76
机械承压设备核安全分级与RCC-M规范等级的关系如下表所示：
安全等级 1 2 3 Nc RCC-M规范等级 1 2或1 3或2 Nc或3 一般的RCC-M规范等级是与安全等级相对应，但是表中安全2、3级和NC级（非核安全级）根据设备所经受的载荷（特别是压力和温度）情况，可相应提高其RCC-M规范等级。
系统的核安全分级和RCC-M规范等级及分级的分界已在设计流程图上给出明确标记。
9.2 核安全分级应用的原则
机械系统执行安全功能的设备和部件按照对安全的重要程度进行分级，安全功能主要包括下列内容：
——反应堆停堆；
——对堆芯或执行安全功能的其他系统进行冷却； ——事故后防止放射性物质扩散。
构成压力边界并执行安全功能的机械和流体系统的设备和部件分成三种安全等级：安全1级、安全2级和安全3级，其它承压设备和部件为非安全级，用NC表示。
流体系统的安全等级涉及到同系统连接的各个设备，包括疏水和放气以及仪表机械部分，范围覆盖到安全等级接口部位（安全1级有例外，与安全1级流体管道连接的流体管道的安全等级取决于它们的直径）。 9.2.1.1 安全1级
安全1级适用于部件破损后会引起工况Ⅲ或工况Ⅳ反应堆失水事故的一些部件（有关工况的定义参照RCC-P，4.4节），或者在反应堆正常运行过程中假设只有正常补水系统补水的情况下，本身的破损会阻碍反应堆顺利停堆和冷却的那些部件。
安全1级包括：
a)
b)
稳压器卸压管线直至（并包括）卸压装置（卸压阀和安全阀）。
第9章核安全分级
