1、1UDC 621.039.577:621.311F 82GB/T 154741995核电厂仪表和控制系统及其供电设备安全分级Safety classification of instrumentation andcontrol systems and their electricalequipment of nuclear power plants1995-01-27 发布1995-10-01 实施国家技术监督局发布附加说明：本标准由中国核工业总公司提出。本标准经国家核安全局审查并认可。本标准由核工业标准化研究所负责起草。本标准主要起草人牛祝年、李洪才。1 主题内容与适用范围本标准规定了核电厂
2、仪表和控制系统以及它们的供电设备的核安全级别、分级的方法和要求。本标准适用于核电厂仪表和控制系统以及它们的供电设备（以下简称仪表及其供电设备） 。2 引用标准GB 7163 核反应堆保护系统的可靠性分析要求GB 8993.18993.12 核仪器环境试验基本要求与方法GB/T 9225 核反应堆保护系统可靠性分析一般原则GB 12727 核电厂安全系统 电气物项质量鉴定GB 13625 核电厂安全系统电气设备 抗震鉴定GB 13629 核电厂安全系统准则GB/T 15475 核电厂仪表和控制系统及其供电设备质量保证分级HAF 0203 核电厂保护系统及有关设施HAF 0207 核电厂应急动力系
3、统HAF 0208 核电厂安全有关仪表和控制系统HAF 0400 核电厂质量保证安全规定3 仪表及其供电设备的安全分级核电厂在正常工况下产生的放射性释放是可控的；在事故工况下，这种放射性释放可能是不可控的。核安全就是预防或减轻事故，使厂区人员、公众和环境不受过量辐射危害。为保证安全，核电厂遵循以下纵深防御原则：a依靠设计和制造质量保证电厂在正常工况下不发生故障；b依靠安全停堆系统将异常瞬态或事件的影响减到最小；c依靠专设安全设施将事故工况的后果减到最小。2上述 a、b 是预防事故，要求控制和保护系统设计能保证电厂可靠地正常运行，或者预防假设始发事件（PIE）或缓解其后果，从而保持燃料包壳和反应
4、堆冷却剂系统边界的完整性。c 是事故保护，专设安全设施对放射性的释放提供最后一道防护。仪表和控制系统设备按其所在系统功能对电厂安全的重要性分为三类：安全级设备、安全有关的设备和非安全重要设备。它们的供电设备按其所在系统功能对电厂安全的重要性分为两类：安全级设备和非安全重要设备。3.1 安全级（1E 级）设备安全级（简称 1E 级）的仪表及其供电设备，是完成反应堆安全停堆、安全壳隔离、堆芯冷却以及从安全壳和反应堆排出热量所必需的，或者是防止放射性物质向环境过量排放所必需的。安全级仪表及其供电设备的功能是预防 PIE 或缓解 PIE 的后果，因此要限制其功能范围和复杂程度，以保证其高度的可用性和可
5、靠性。3.2 安全有关的（SR）设备安全有关的（简称 SR）设备，在实现或保持核电厂安全方面起补充、支持或间接的作用，因此有可能避免触发安全级系统和设备，也可能避免或缓解 PIE 的后果，或者改善安全级设备功能的效果。安全有关仪表的供电设备可以是 1E 级的，也可以是非安全重要的，根据此类仪表对供电的要求决定。3.3 非安全重要（NS）设备非安全重要（简称 NS）仪表及其供电设备，在实现或保持核电厂安全方面无明显作用。4 核安全分级的方法和要求4.1 概述正确划分仪表及其供电设备的安全级别是正确选择和采用设计规范、标准的前提。通常采用确定论法，即按其执行的功能对电厂核安全的重要性分级，不考虑失
6、效的概率或缓解效应。但是在可能的情况下，也应考虑概率论法，即仪表及其供电设备执行的功能失效的后果、要求执行该功能的频度和该功能在需要时不能被执行的概率，这三个因子的乘积必须低于可接受的水平。4.2 分级准则4.2.1 安全级（1E 级）设备执行下述功能，或对核安全有下述影响的仪表及其供电设备属核安全级：a预防 PIE 或缓解 PIE 后果，例如，反应堆紧急停堆并维持在次临界状态，堆芯余热和安全壳热量排出，应急堆芯冷却，安全壳隔离；b若在需要它们动作响应 PIE 时失效（拒动） ，可能产生严重后果；c它们的故障或误动作直接导致严重后果；d为允许操作员干予以预防事故或缓解事故后果而提供信息或控制能
7、力；e控制放射性释放。典型的安全级仪表及其供电设备如：反应堆保护系统，安全执行系统的仪表和控制设备，专设安全设施（如应急堆芯冷却系统、安全壳喷淋系统、安全壳空气控制系统、蒸汽发生器辅助给水系统和安全壳隔离系统）的某些仪表和控制设备，安全系统辅助设施（如设备冷却水系统、应急厂用水系统）的某些仪表和控制设备，某些辐射监测系统以及逆变装置等。4.2.2 安全有关的（SR）设备执行下述功能的仪表和控制系统设备属于核安全有关的：a控制电厂运行，使得过程变量保持在安全限值以内；3b其故障或失效可能要求安全级系统或设备动作；c在电厂设计基准范围之内，预防或减轻较小的放射性排放，或较小的燃料性能劣化；d记录或
8、监测电厂安全级系统和设备的状态，向控制室操纵员发出故障警告；e减少对安全级系统或设备的性能要求，或提高其性能；f为安全级设备和运行人员提供一个可接受的环境，例如在电厂有放射性释放时；gPIE 的监测和报警（属 1E 级的除外） ，以降低其频度；h监测可控放射性排出物，保持放射性物质排放率和排放总量在安全限值之内，警告核电厂人员现场有大量放射性物质释放或有辐照危险。典型的核安全有关的系统如：反应堆控制系统、电厂数据处理系统、报警系统、区域辐射监测系统、排出流辐射监测系统、厂区通信系统。4.2.3 非安全重要（NS）设备非安全重要仪表及其供电设备对核安全没有明显影响。4.3 分级方法4.3.1 分
9、级步骤仪表及其供电设备安全分级步骤如下：a核实设计基准，包括：电厂主要特性和冗余度要求，运行方式，假设始发事件及其发生频度，起保护作用的功能、系统和设备表，系统和设备故障可能引起假设始发事件或严重后果表；b仪表及其供电设备以及它们的功能清单；c根据功能将仪表及其供电设备初步分级；d确定对仪表及其供电设备的详细要求；e核实每个子系统和设备的功能；f将每个子系统和设备明确分级，根据需要从 C 项开始重复若干次；g列出最后的分级表。每个核电厂都应有仪表及其供电设备分级表，附录 A（参考件）对分级给出指导。4.3.2 核实设计基准仪表及其供电设备分级的主要依据是核电厂类型（压水堆、沸水堆等） ，应核实
10、电厂设计采用的假设始发事件，机械、仪表及其供电冗余度的设计准则。此外，还应核实对每个假设始发事件的主要限制系统及其支持系统。分级时应考虑仪表及其供电设备在电厂所有运行方式（例如启动、正常运行、换料）下，在预防 PIE 和缓解 PIE 后果方面的作用，因为它们可能只在某些运行方式下或只在假设始发事件后起明显作用。4.3.3 仪表及其供电设备的核实与分级从设计开始，就应尽可能全面地核实仪表及其供电设备的功能，按 4.2 条的规定将它们初步分级，凡是不明确的地方均应注释。随着设计的进行，不断核实仪表及其供电设备执行的功能，确定每个系统内部各子系统或设备的安全级别，最终形成仪表及其供电设备的分级表。应
11、该指出，安全级的系统中，有些设备可能是非安全级的；在安全有关的系统中，有些设备可能是安全级的。此外，由于某个系统或设备可能执行一个以上的安全功能，所以分级时可能将其分为不同的安全级别，这时，它们的最终级别应是其中的最高级别。5 确定对各级别的要求设计准则包括功能、可靠性、性能、耐环境能力的保证要求和质量保证及质量控制。5.1 功能保证要求4功能由适用的法规、标准和技术规格书规定，功能保证要求必须优先考虑高度的可用性和简单性。5.1.1 安全级（1E 级）设备必须制定清晰、完整、明确的技术规格书，在设计、制造、安装和运行的全过程都根据此规格书检查仪表及其供电设备，它也是在役更改时必要的参考文件。
12、设计必须符合 HAF 0203、HAF 0207 和 GB 13629 的要求，设计应力求简单，限制功能范围，不增加不必要的功能，以实现高度的可用性。设计应尽量采用有可靠运行经历（在类似情况下使用过并有文件证明）的系统和设备。5.1.2 安全有关的（SR）设备核安全有关的设备应符合 HAF 0208 和认可的标准的要求，或者选用有可靠运行经历（在类似情况下使用过并有文件证明）的系统和设备。5.1.3 非安全重要（NS）设备可选用符合要求的工业产品。5.2 可靠性保证要求5.2.1 安全级（1E 级）设备在技术规格书中必须规定对安全级仪表及其供电设备的可靠性要求，除另有规定之外，安全级系统必须满
13、足单一故障准则，因此必须采用冗余、实体分隔和电气隔离，并应能定期试验。应根据 GB 7163 和 GB/T 9225 对安全级仪表及其供电设备进行可靠性分析。必须考虑共因故障，当分析表明冗余系统和设备的可靠性不能满足要求时，就应考虑多样性。5.2.2 安全有关的（SR）设备在技术规格书中应对安全有关的设备规定可靠性要求，需要时可参照 GB 7163 和 GB/T 9225 进行可靠性分析，如果达不到可靠性要求，则应采取有效措施，例如冗余。5.2.3 非安全重要（NS）设备非安全重要仪表及其供电设备可按工业产品要求。5.3 性能保证要求性能由对部件、系统和设备的制造与安装的技术要求，质量控制程序
14、，预运行和在役定期试验来保证。5.3.1 安全级（1E）设备对安全级仪表及其供电设备性能保证的基本要求如下：a必须规定性能要求；b必须按 HAF 0400 的要求制定质量保证（QA）大纲；c必须按 QA 计划进行部件、组件、子系统和系统试验；d必须考虑在运行期间的定期检验。对于安全级的仪表及其供电设备，必须在制造厂检查部件、组件、子系统，只要有可能还应检查系统；必须符合型式检验要求，证明该设备可以完成每一个规定的功能。现场试验必须尽可可能实际证明，已安装的设备和系统的所有规定的安全功能均能被完成；在不可能证明能完成所有规定的功能时，则要求实际证明合适性。定期试验必须证明能完成要求的所有安全功能
15、，包括证实所有子系统的功能能力。一旦探查出故障或缺陷，就必须按管理程序进行校正，并应保管好校正记录。试验的间隔时间必须与估算的故障率相适应，一般是每月一次到每年一次，这与设计的复杂性、动态运行情况和自检能力有关。性能试验可能需要合适的输入信号，抑制输出信号，或者旁通。如果引入旁通设施，5则必须评估其可用性，证明使用旁通时不会妨碍系统的安全运行。例如，对于冗余系统单个序列的旁通时间实际上是有限制的。5.3.2 安全有关的（SR）设备对核安全有关设备应根据需要进行型式检验，定期试验的间隔时间根据设备可靠性决定，其他要求参照安全级的要求。5.3.3 非安全重要（NS）设备非安全重要仪表及其供电设备，
16、可根据买方与制造厂的合同提出性能保证要求。5.4 耐环境能力保证要求耐环境能力按设备质量鉴定大纲鉴定。设备质量鉴定大纲应保证设备在老化影响下和必须运行时所处的环境条件下，该设备的可靠性不低于设计要求值。5.4.1 安全级（1E 级）设备安全级的仪表及其供电设备必须按要求进行环境试验，鉴定的具体要求见 GB 8993.18993.12；再经受下列三种鉴定程序中的一种试验。5.4.1.1 A 类质量鉴定程序A 类质量鉴定程序适用于安装在安全壳内、在正常环境条件下和地震荷载下以及事故和（或）事故后条件下必须正常运行的安全级仪表及其供电设备。试验顺序如下：a设备老化试验；b抗地震试验，试验要求见 GB
17、 13625；c事故环境条件下试验；d事故后环境条件下试验。试验要求见 GB 12727。5.4.1.2 B 类质量鉴定程序B 类质量鉴定程序适用于安装在安全壳内、在正常环境条件下和地震荷载下必须正常运行的安全级仪表及其供电设备。它们必须经受 5.4.1.1a、b 两项试验，试验要求见 GB 12727 和 GB 13625。5.4.1.3 C 类质量鉴定程序C 类质量鉴定程序适用于安装在安全壳外面、在正常环境条件下和地震荷载下必须能正常运行的安全级仪表及其供电设备。它们必须经受抗地震试验，试验要求见 GB 13625。5.4.2 安全有关的（SR）设备核安全有关的设备，一般可按常规的工业标准
18、进行质量鉴定。但是，如果要求它们在特定条件（例如地震、辐照）下运行，则应在技术规格书中指明，并参照安全级的有关规定进行质量鉴定，或根据买方与制造厂的合同协议规定质量鉴定要求。5.4.3 非安全重要（NS）设备对非安全重要的仪表及其供电设备，可以按常规的工业标准进行质量鉴定。5.5 质量保证（QA）和质量控制（QC）要求从核电厂概念设计开始，在设计、制造、试验、安装、试运行和交付运行的每个阶段，都必须考虑对仪表及其供电设备的功能、可靠性、性能和耐环境能力的保证要求，这是通过在适用的 QA 和 QC 大纲管理下完成每个阶段的工作来保证的。质量控制的目标是配置管理、变更控制和跟踪能力。仪表及其供电设
19、备的 QA 要求见GB/T 15475。5.5.1 安全级（1E 级）设备安全级仪表及其供电设备的 QA 要求是 QA1 级或 QA2 级，QA1 级质量保证大纲要符合HAF 0400 的全部要求，QA2 级质量保证大纲要符合 HAF 0400 的部分要求。QA 文件必须包括设备的设计、制造和运行三方面的历史，详细到组件级的所有设备。配置上必须控制到6能追踪的最小元件和材料，其跟踪能力要达到整个系统，详细到独立的组件级。QC 文件必须能使审查人员从一个硬件或软件追溯到对其规定要求的技术规格书，也能根据技术规格书的任一要求查到执行该要求的部件。5.5.2 安全有关的（SR）设备对核安全有关的设备
20、的 QA 要求是 QA2 级或 QA3 级，QA3 级不要求供方制定质量保证大纲，但要求供方满足合同和买方采购文件中的质量保证要求。5.5.3 非安全重要（NS）设备对非安全重要仪表及其供电设备，除了要求 QA3 级的以外，可以接受相应的工业 QA 水平。附 录 A核电厂仪表和控制系统及其供电设备安全分级实例（参考件）表 A1 中参见标准栏内列举的标准名称如下：GB 4083 核反应堆保护系统安全准则GB 5204 核反应堆保护系统的定期试验与监测GB 7165.17165.6 气体排出流（放射性）活度连续监测设备GB 7166 核动力堆堆芯或堆主包壳内温度测量 特性和测试方法GB/T 899
21、5 核反应堆中子注量率测量 堆芯仪表GB 9232 数字计算机在核反应堆仪表和控制中的应用GB 10253 液态排出流 、 放射性活度连续监测设备GB/T 11807 探查松脱零件的音响监测系统的特性、设计和运行程序GB 12172 核电厂安全系统计算机软件GB 12726.1 核电厂事故和事故后辐射监测设备 第一部分：一般要求GB 12788 核电厂安全级电力系统准则GB 13538 核电厂安全壳构筑物上的电气贯穿件GB 13624 核电厂安全参数显示系统的功能设计准则GB 13627 核电厂事故监测仪表准则GB/T 13630 核电厂控制室的设计GB/T 13631 核电厂辅助控制点设计准
22、则GB/T 13632 监督压水堆堆芯充分冷却的测量要求EJ 531 核电厂安全级阀门驱动装置的鉴定EJ 534 核电厂安全级电路和电缆系统的设计与安装EJ 574 核电厂安全级控制仪表盘（屏）和机架的设计与鉴定EJ/T 637 核电厂安全有关通信系统EJ 642 核电厂管道电热系统的设计和安装EJ/T 675 反应堆用裂变电离室EJ/T 676 中子正比计数管EJ/T 677 中子电离室表 A1系统或部件名称 安全等 级 抗震要求 质量保证要求 质量鉴定程序 参见标准核测量系统源量程探测器中间量程探测器1E1EQA1QA1BB1）EJ/T 676EJ/T 6757功率量程探测器核测量机柜用于
23、保护功能用于重要控制功能1E1ESRQA1QA1QA3B2）CEJ/T 677GB 4083过程测量机柜用于保护功能用于重要控制功能用于一般控制功能1ESRNSNONOQA1QA3QA3CGB 4083反应堆保护系统所有的保护设备（包括停堆断路器柜）试验用设备（如不作为保护系统的组成部分）1ESRQA1QA3CGB 4083GB 5204堆芯测量系统堆芯出口温度监测系统堆芯通量测量系统1E3）NSQA1QA3A/C4）GB 7166GB/T 8995堆芯冷却剂测量系统压力壳液位测量系统（不包括传感器）堆芯欠热度测量系统1E5）1EQA1QA1CC控制棒位置指示系统 SR QA3 棒控系统 SR
24、 QA3 反应堆控制系统反应堆冷却剂平均温度控制反应堆功率控制SRSRQA3QA3稳压器压力和液位控制系统 SR QA3 蒸汽发生器液位控制系统 SR QA3 计算机数据采集和处理系统 SR QA3 GB 9232GB 12172安全参数显示系统 SR QA3 GB 13624报警处理系统 SR QA3 LOCA 余度监测系统 SR QA2 对于 ATWT 的缓解系统 SR QA3 B/C4）汽轮机保护系统汽轮机冲动级压力用于保护汽轮机冲动级压力用于控制1ESR 6）QA1QA3C地震监测仪表系统 SR QA3 EJ火灾报警系统 NS QA3 1E 级设备用电缆仪表控制用电气贯穿件1E1EQA
25、1QA1A/B/C4）AEJ 534GB 135381E 级设备连接件 1E QA1 A/B/C4） 辐射监测系统烟囱气体放射性活度（用于事故后测量）反应堆安全壳内的事故后辐射监测蒸汽发生器排污放射性活度（用于事故后测量）蒸汽发生器蒸汽放射性活度（用于事故后测量）安全壳内气溶胶、碘和气体放射性活度测量1E1E1E1ESRQA1QA1QA1QA1QA3CACCGB 7165.1GB 12726.1GB 10253GB 8烟囱内气溶胶放射性活度测量反应堆坑和乏燃料水池辐射监测控制室空气辐射监测其他测量通道和控制SRSRSRNSQA3QA3QA3QA37165.27165.6GB 7165.2GB
26、13627控制室系统1E 级设备的屏和台其他屏和台其他设备1ENSNSQA1QA3QA3CGB/T 13630EJ 574辅助控制点1E 级设备的盘和机架其他盘和机架其他设备1ENSNSQA1QA3QA3CGB/T 13631EJ 574核辅助厂房就地控制台、屏和报警处理系统 NS QA3 直流电源系统给安全重要冗余通道供电的直流开关盘及有关电源用于接地故障探测设备给 NS 类设备供电的直流开关盘及有关电源给 SR 模拟控制设备供电的直流开关盘和有关电源1ESRNSNSQA1QA3QA3QA3CGB 12788控制棒驱动机构供电系统所有电气设备 NS QA3 交流 220V 不间断电源系统给冗
27、余保护通道供电的所有电气设备给执行全厂电源断电事故规程所用设备供电的有关电气设备给 NS 级及 SR 类仪表和控制系统供电的所有电气设备1ENSNSQA1QA3QA3C反应堆冷却剂系统稳压器应急加热器（包括电源机柜）稳压器强制打开的安全阀的控制余热排出系统吸水管隔离阀的电动机控制冷却剂系统压力（宽量程，用于事故后测量）热段温度和冷段温度（用于事故后测量）冷却环路流量测量（用于保护）冷却环路的热段和冷段温度测量：用于产生保护用的 T 信号用于产生控制信号压力容器液集位（用于事故后测量）稳压器液位测量用于保护和事故后测量用于控制和标定稳压器压力测量用于保护用控制和标定稳压器波动管线温度（用于事故后
28、测量）1E1ESR1E1E1E1ESR1E1ESR1ESR1E 6） 6）QA1QA1QA2QA1QA1QA1QA1QA3QA1QA1QA3QA1QA3QA1A/C4）A/C4）A/C4）AABB1）AAAAEJ/T 642EJ 531EJ 531GB 13627GB 13627GB 4083GB 7166GB/T 13632GB 13627GB 136279稳压器水相温度（用于事故后测量）稳压器安全阀位置（用于事故后测量）冷却剂泵转速测量（用于保护）稳压器喷淋阀的控制稳压器比例电加热器控制1E1E7）1ESRSRQA1QA1QA1QA3QA3AAA/C4）GB 13627GB 13627GB
29、 4083EJ 531EJ 642化学与容积控制系统上充管道隔离阀电动机控制安全壳隔离阀控制与指示稳压器辅助喷淋隔离气动阀控制下泄管道隔离气动阀控制下泄孔板隔离气动阀控制水力试验泵管道气动阀控制容积控制箱隔离阀电动机控制与余热排出系统连接管道的气动阀控制上充泵小流量管线阀门电动机控制冷却剂泵密封水安全壳隔离阀电动机控制及指示上充泵电动机控制上充流量隔离气动阀控制上充管道流量测量下泄管道流量测量1E1ESRSR8）SR8）SR9）1ESR8）1E1E1ESRSRSRQA1QA1QA3QA3QA3QA3QA1QA3QA1QA1QA1QA3QA3QA3A/C4）A/C4）A/C4）A/C4）A/C4
30、）CCA/C4）CCCEJ 531EJ 531EJ 531EJ 531EJ 531EJ 531EJ 531EJ 531EJ 531EJ 531EJ 531EJ 531反应堆冷却剂泵 1 号密封供水流量测量 SR9） QA3 反应堆硼和水补给系统安全壳隔离气动阀控制及指示硼酸贮存箱液位（用于事故后测量）其他仪表和控制1E1ENSQA1QA1QA3CCEJ 531GB 13627余热排出系统余热排出泵电动机控制余热排出系统隔离阀控制（用于与一回路系统间的隔离）强迫打开的安全阀的控制热交换流量控制气动阀控制旁通流量控制气动阀的控制超压保护安全阀的位置（用于事故后测量）热交换器流量（用于事故后测量）热
31、交换器上游和下游温度（用于事故后测量）其他仪表和控制SR8）SR8）1E7）SR8）SR8）1E7）1E1ENSQA3QA3QA1QA3QA3QA1QA1QA1QA3A/C4）A/C4）A/C4）A/C4）A/C4）A/C4）A/C4）A/C4）EJ 531EJ 531EJ 531EJ 531EJ 531GB 13627GB 13627GB 1362710安全注入系统低压安注泵电动机控制水力试验泵电动机控制安注箱隔离阀电动机控制安注箱补水的安全壳隔离阀控制及指示安注箱试验管道的安全壳隔离气动阀控制及指示从换料水贮存箱至低压安注泵吸水管的隔离阀电动机控制低压安注泵小流量管线的隔离阀电动机控制从换
32、料水贮存箱至高压安注泵吸水管的阀门电动机控制低压安注泵出口与高压安注泵吸入口之间连接管道上的阀门电动机控制冷段和热段的低压安注管道上安全壳隔离阀电动机控制及指示硼注入箱隔离阀电动机控制高压安注管道的安全壳隔离阀电动机控制及指示从安全壳地坑至低压安注泵吸水管的阀门电动机控制硼酸再循环回路气动隔离阀控制低压安注水流量管线的安全壳隔离电动阀控制及指示低压安注泵出口流量（用于事故后测量）低压安注泵出口经硼注入箱的流量（用于事故后测量）高压安注泵流过硼注入箱的流量及硼注入箱的旁通流量测量安全壳地坑水位测量硼注入箱温度和压力、波动箱温度和水位测量安注箱隔离阀阀位指示其他仪表和控制1ESR9）1E1E1E1
33、E1E1E1E1E1E1E1E1E1E1E1E1ESRSRSRNSQA1QA3QA1QA1QA1QA1QA1QA1QA1QA1QA1QA1QA1QA1QA1QA1QA1QA1QA2QA3QA3QA3CCA/C4）CA/C4）CCCCCCCCCCCCCEJ 531EJ 531EJ 531EJ 531EJ 531EJ 531EJ 531EJ 531EJ 531EJ 531EJ 531EJ 531EJ 531EJ 531EJ 531GB 13627GB 13627GB 13627安全壳喷淋系统安全壳喷淋泵电动机控制从安全壳地坑至喷淋泵吸水管的隔离阀控制从换料水贮存箱至喷淋泵及水管的隔离阀控制安全壳隔
34、离阀控制及指示化学添加剂回路阀门控制安全壳喷淋流量（用于事故后测量）化学添加剂贮存箱液位测量其他仪表和控制1E1E1E1E1E1E1ENSQA1QA1QA1QA1QA1QA1QA1QA3CCCCCCCEJ 531EJ 531EJ 531EJ 531EJ 531GB 13627主给水系统蒸汽发生器主给水气动阀控制（完成主给水隔离功能）蒸汽发生器液位（窄量程，用于保护和事故后测量）蒸汽发生器液位（宽量程，用于保护和事故后测量）蒸汽发生器给水流量测量（宽量程，用于保护）蒸汽发生器给水流量测量（窄量程，用于保护）供给汽动给水泵的蒸汽压力（产生汽动给水泵速度定值信号）主给水温度测量（用于蒸汽发生器液位控
35、制）主给水调节阀和旁通阀控制（用于蒸汽发生器液位控制）1E1E1E1E1ESRSRSRQA1QA1QA1QA1QA1QA3QA3QA3CAACCEJ 531GB 4083GB 13627GB 4083GB 4083辅助给水系统辅助给水泵电动机控制 1E QA1 C 11蒸汽供汽阀控制辅助给水流量气动阀控制辅助给水流量（宽量程用于事故后测量）辅助给水流量（窄量程）辅助给水贮存箱液位（用于事故后测量）1E1E1ESR1E 6）QA1QA1QA1QA3QA1CCCEJ 531EJ 531GB 13627GB 13627主蒸汽系统主蒸汽隔离气动阀控制主蒸汽旁通隔离气动阀控制主蒸汽流量测量（用于保护）主
36、蒸汽压力测量（用于保护和事故后测量）1E1E1E1EQA1QA1QA1QA1CCCCEJ 531EJ 531GB 4083GB 4083汽轮机旁路系统大气排放气动阀控制大气排放隔离阀控制SRNSQA3QA3CEJ 531安全壳空气控制系统排风机电动机控制安全壳隔离阀控制及指示安全壳压力测量（用于保护）安全壳温度（用于事故后测量）复合装置控制1E1E1E1E1EQA2QA1QA1QA1QA1CA/C4）AACEJ 531GB 4083GB 13627GB 4083换料和贮存水池的水处理系统冷却泵电动机控制换料水贮存箱的液位测量（用于保护和事故后测量）其他仪表和控制1E1ENSQA1QA1QA3C
37、CGB 4083重要厂用水系统重要厂用水泵电动机控制贝类辅集器冲洗阀控制重要厂用水流量（用于事故后测量）重要厂用水泵出口压力测量热交换器进出口压差测量其他仪表和控制1E1E1E1E1ENSQA1QA1QA1QA1QA1QA3CCCCCEJ 531GB 13627GB 4083GB 4083设备冷却水系统设备冷却水泵电动机控制安全壳隔离阀控制及指示A 至 B 列间的隔离阀控制给重要用户供水阀门的控制设备冷却水流量（用于事故后测量）波动箱液位测量压力测量其他仪表和控制1E1E1E1E1E1E1ENSQA1QA1QA1QA1QA1QA1QA1QA3CA/C4）CCCCCEJ 531EJ 531EJ
38、531GB 13627GB 4083GB 4083控制室空调系统风机电动机控制（用于事故情况下保证控制室可居留性）电加热器控制（用于事故情况下保证控制室可居留性）风机阀门控制（用于事故情况下的进风控制）其他仪表和控制1E1E1ENSQA2QA2QA2QA3CCCGB 13627GB 13627GB 1362712上充泵间应急通风系统循环风机电动机控制（依靠通风冷却上充泵间设备）其他仪表和控制1ENSQA2QA3CGB 13627燃料厂房通风系统活性碳过滤器组风机电动机控制（用于事故情况下厂房带放射性时排风）电加热器控制（用于事故情况下厂房带放射性时排风）燃料厂房隔离风阀控制（事故情况下系统入口
39、、出口阀门控制）其他仪表和控制1E1E1ENSQA2QA2QA2QA3CCCGB 13627GB 13627GB 13627核辅助厂旁通风系统烟囱流量（用于事故后测量）其他仪表和控制1ENSQA1QA3CGB 13627蒸汽发生器排污系统安全壳隔离阀控制及指示其他仪表和控制1ENSQA1QA3CEJ 531核岛氮气分配系统安全壳隔离阀控制及指示其他仪表和控制1ENSQA1QA3A/C4）EJ 531核取样系统安全壳隔离阀控制及指示其他仪表和控制1ENSQA1QA3A/C4）EJ 531核岛疏水排气系统安全壳隔离阀控制及指示堆厂房化学废水排水泵回流阀控制其他仪表和控制1ESRNSQA1QA3QA
40、3A/C4）A10）EJ 531仪表用压缩空气分配系统安全壳隔离阀控制及指示其他仪表和控制1ENSQA1QA3A/C4）EJ 531加药系统安全壳隔离阀控制及指示 1E QA1 C EJ 531核岛厂房冷冻水系统安全壳隔离阀控制及指示其他仪表和控制1ENSQA1QA3A/C4）EJ 531外围设备间通风系统排风机电动机控制（用于事故情况下带放射性的排风）电加热器控制（用于事故情况下带放射性的排风）其他仪表和控制1E1ENSQA2QA2QA3CCGB 13627重要厂用水泵房通风系统风机电动机控制（依靠通风冷却重要厂用水泵）其他仪表和控制1ENSQA2QA3C电气厂房通风系统电气控制设备 SR
41、QA3 13安全壳换气通风系统安全壳隔离阀控制及指示其他仪表和控制1ENSQA1QA3A/C4）其他通风系统仪表和控制 NS QA3 消防系统仪表和控制 SR QA3 闭路电视系统 NS 厂区通信系统 SR QA3 EJ/T 641松动部件和振动监测系统仪表和控制 NS QA3 GB/T 11807核燃料装卸和贮存系统仪表和控制 NS QA3 硼加热系统仪表和控制 NS QA3 电气厂房冷冻水系统仪表和控制 NS QA3 压缩空气生产系统（核岛部分）仪表和控制 NS QA3 公用压缩空气分配系统仪表和控制 NS QA3 废气处理系统仪表和控制 NS QA3 废液处理系统仪表和控制 NS QA3
42、 固体废物处理系统仪表和控制 NS QA3 废气排放系统仪表和控制 NS QA3 注：抗震要求栏里的“”表示系统或设备能承受极限安全地震动（S2）产生的荷载，保持：a反应堆冷却剂系统承压边界的完整性；b停堆能力和保持反应堆在安全停闭状态下的能力：c防止事故或缓解事故后果的能力。质量鉴定程序栏是指 1E 级或 SR 级设备专门要承受的。1）如果作为事故后测量用，则应承受 A 类鉴定。2）在蒸汽管道出现很小破口（90180cm 2）之后，要求在短时间内能触发保护动作所用到的电气设备要作的特殊鉴定。3）在堆芯欠热度测量系统为非 1E 级时（如为 SR） ，堆芯出口温度测量用于事故后监测的部分（至少 16 只热电偶）为 1E 级，用于一般功能为 SR 级。4）根据设备和部件的安装地点确定采用哪类鉴定。5）本附录中为 1E 级，根据情况也可定为 SR。6）由于结构原因要求抗震。7）不要求冗余。8）一般是 SR 设备，但其鉴定要满足从热停堆至冷停堆的冷却要求。9）用于全厂断电后事故操作规程。10）个别装在安全壳内的阀门，应经受 A 类鉴定（不要求抗震） 。_
