SSG-30安全分级方法介绍及其在CNHCCB TBS中的初步应用

核能系统物项安全分级是划分其抗震等级、设计规范等级以及质保等级的重要基础。国际原子能机构(IAEA)于2014年发布了《Safety Classification for Systems,Structures and Components of Nuclear Power Plant》(No.SSG-30)。相比传统定性的安全分级方法(IAEA在1979年发布的No.50-SG-D1),SSG-30方法根据物项类型和失效后果等标准进行量化分级。本文根据SSG-30的分级导则,研究其在中国氦冷固态增殖实验包层模块系统(China Helium Coolant Ceramic Breeder Test Blanket Module System,CN HCCB TBS)物项安全分级中的初步应用,可为后续聚变能系统物项安全分级奠定基础。

国际原子能机构SSG-30安全分级方法应用解析

安全分级的目的是确保物项的设计、制造、建造、调试和运行采用恰当的要求,使物项在所有预期的运行工况下有适宜的质量,进而确保安全功能的实现。国际原子能机构(IAEA)2014年颁布的核电厂构筑物、系统和部件(SSC)安全分级导则(SSG-30),其安全分级原则涵盖核电厂5个纵深防御层次,从设计预防措施和安全功能分类两个维度识别安全相关物项的重要性,考虑核电厂运行工况状态和放射性与运行限值的要求,进而确定物项的安全级别和相关的规范要求。

非压水反应堆一种安全分级方法研究

物项的安全分级是核反应堆安全设计的基础和重要内容。考虑到反应堆各系统和设备对于核安全的重要程度不完全相同,设计中根据其承担的安全功能以及失效后果对反应堆建(构)筑物、系统和设备进行安全分级。随着我国核能科研和工程领域的发展,出现了多种类型的反应堆,其运行参数及系统设计与常规压水堆核电厂有很大区别,我国现有的针对压水堆制定的分级方法无法很好地适用于这类反应堆,导致了其安全分级存在一定困难。本文在分析现行HAD102/03和IAEA SSG-30物项分级方法的基础上,对SSG-30分级方法的思想和过程进行分析,并采用SSG-30的物项分级方法对典型池式反应堆进行安全分级,总结该方法在非常规压水堆上的应用特点,为此类型反应堆的物项分级提供指导。