1、UDC 621. 039. 577 : 621. 311 F 82 f岳2一A=H工J，、GB/T 15474-1995 玄Safety classification of instrumentation and control systems and their electrical equipment of nuclear power plants 1995-01世27发布1995-10-01实施国家技术监督局发布、2 3 中华人民共和国国家标准核电厂仪表和控制系统及其供电设备安全分级Safety classification of instrumentation and control
2、systems and their electrical equipment or nuclear power plants 主题内容与适用范围GB/T 15474-1995 本标准规定了核电厂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）。引用标准GB 7163 核反应堆保护系统的可靠性分析要求GB 8993. 1 8993. 12 核仪器环挠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
3、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、公众和环填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sa. 依靠设计和制造质量保证电厂在正常工况下不发生故障sb. 依靠安全停堆系统将异常瞬态或事件的影响减到最小，c
4、. 依靠专设安全设施将事故工况的后果减到最小上述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z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2安全级设备和国家技术监督局1995-01-27批准1995-10-01实施1 . GB/T 15474-1995 非安全重要设备。3. 1 安全级（lE级）设备安全级（简称
5、lE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lE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
6、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（IE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
7、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，它们的故障或误动作直接导致严重后果g为允许操纵员干予以预防事故或缓解事故后果而提供信息或控制能力， 控制放射性释放。c. d. 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.
8、 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z控制电厂运行，使得过程变量保持在安全限值以内；其故障或失效可能要求安全级系统或设备动作；a. b. c. d. e. f. 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；记录或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g减少对安全级系统或设备的性能要求，或提高其性能$为安全级设备和运行人员提供一个可接受的环珑，例如在电厂有放射性释放时sg. PIE的监测和报警属lE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
9、人员现场有大量放射性物质释放或有辐照危险。z 一GB/T 15474-1995 典型的核安全有关的系统如s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 分级步骤仪表及其供电设备安全分级步骤如下za. 核实设计基准，包括g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，根据功能将仪表及其供电设备初步分级，
10、确定对仪表及其供电设备的详细要求，核实每个子系统和设备的功能gc. d. e. r. 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gg. 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
11、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条的规定将官们初步分级，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
12、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（IE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e设计必须符合HAF0203、HAF0207和GB13629的要求，设计应力求筒单，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HAF0208和认
13、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。3 , GB/T 15474-1995 . 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（lE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GB7163和GB/T9225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
14、）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GB7163和GB/T9225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，预运行和在役定期试验来保证。5. 3. 1 安全级（lE）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sa. 必须规定性能要求，b. 必须按HAF0400的要求制定质量保证（QA）大纲， 必须按QA汁划进行部件、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
15、。对于安全级的仪表及其供电设备，必须在制造厂检查部件、组牛、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e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，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问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、动态运行情况和白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
16、设施，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）设备对核安全有关的设备应根据需要进行型式检验，定期试验的问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，可根据买方与制造厂的合同提出性能保证要求。5.4 耐环挠能力保证要求耐环域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（lE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
17、定的具体要求见GB8993. 1 8993. 121 再经受下列三种鉴定程序中的一种试验4 GB/T 15474-1995 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2设备老化试验，a. b. 抗地震试验，试验要求见GB136251 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GB12727. 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
18、.la、b两项试验，试验要求见GB12727和GB13625. 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GB13625. 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、辐照等）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非安全室耍的S）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
19、行质量鉴定。5,5 质量保证（QA）和质f主控制（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、性能和耐环挠能力的保证要求，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。仪表及其供电设备的QA要求见GB/T15475. 5. 5. 1 安全级（lE级）设备安全级仪表及其供电设备的QA要求是QAl级或QA2级，QAl级质量保证大纲要符合HAF0400的全部要求，QA2级质量保证大纲要符合HAF0400的部分要求。QA文件必须包括设备的设计、制造和运行
20、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5 L GB/T 15474-1995 附录A核电厂仪表和控制系统及其供
21、电设备安全分级实例（参考件表Al中参见标准栏内列举的标准名称如下gGB 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. 1 7165. 6 气体排出流（放射性）活度连续监视l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 8995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 液态排出流队Y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
22、辐射监测设备GB 12788 核电厂安全级电力系统准则第部分2一般要求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
23、 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Al系统或部件名称安全等级抗震要求质量保证要求核测量系统源量程探测器lE QA! 中间量程探测器IE QA! 功率量程探测器IE QA! 核测量机柜用于保护功能lE QAl 用于重要控制功能SR QA3 6 质量参见标准鉴定程序Il EJ/T 676 BEJ/T 675 B EJ/T 677 c Gil 4083 GB/T 15474 1995 续表Al系统或部件名称安全等级抗震要求质量质量参见标准保证要求鉴定程序过程测量饥恒用于保护功能IE l QAl c GB 4083 用于重要控制功能SR NO Q
24、A3 用于一般控制功能NS NO QA3 反应堆保护系统所有的保护设备（包括停堆断路器柜）IE l QAl c GB 4083 试验用设备如不作为保护系统的组成部分）SR QA3 GB 5204 堆芯测量系统堆芯出口温度监测系统IE的l QA! AIC Gil 7166 堆芯通量测量系统NS QA3 GB/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IE QAl c 堆芯欠热度测量系统IE l QA! c 控制棒位置指示系统SR QA3 棒控系统SR QA3 反应堆控制系统反应堆玲却剂平均温度控制SR QA3 反应堆功率控制SR QA3 稳压器压力和液位控制系统SR QA3
25、 7 GB/T 15474-1995 续表Al系统或部件名称安全等级抗震要求质量质量参见标准保证要求鉴定程序lE级设备连接件lE QA! A/B/C 辐射监测系统烟囱气体放射性活度用于事故后测量）JE QAl c GB 7165. l 反应堆安全壳内的事故后辐射监测!E QAl A GB 12726. l 蒸汽发生器排污放射性活度用于事故后测量）JE QA! c Gil 10253 蒸汽发生器蒸汽放射性活度用于事故后测量JE QAJ c 安全尧内气溶胶、模和气体放射性活度测量SR QA3 GB 7165. 2 7165.6 烟囱内气熔肢放射性活度测量SR QA3 Gll 7165. 2 反应堆
26、坑和乏燃料水池辐射监测SR QA3 控制室空气辐射监测SR QA3 Gil 13627 其他测量通道和控制NS QA3 控制室系统G!l/T 13630 JE级设备的屏和台!E I QA! c EJ 574 其他屏和台NS QA3 其他设备NS QA3 斗辅助控制点GB/T 13631 lE级设备的盘和机架lE QAl c EJ 574 其他盘和机架NS QA3 其他设备NS QA3 核辅助厂房就地控制台、屏和报管处理系统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lE QA! c Gll 12788 用于接地故障探测设备SR QA3 给NS类设备供电的直流开关盘及有关
27、电源NS QA3 给SR模拟控制设备供电的直流开关盘和有关电源NS QA3 控制棒驱动机构供电系统NS Q.3 所有电气设备交流220V不间断电源系统给冗余保护通道供电的所有电气设备!E QA! c 给执行全厂电波断电事故规程所用设备供电的有关电气设备NS QA3 给NS级及SR类仪表和控制系统供电的所有. NS Q.3 电气设备8 L 一一二一 GB/T 15474-1995 续表Al系统或部件名称安全等级抗震要求质量质量参见标准保证要求鉴定程序反应堆冷却剂系统稳压器应急加热器（包括电源机柜IE QAl A/C EJ/T 642 稳压器强制打开的安全阅的控制IE I QA! A/CEJ 53
28、1 余热排出系统吸水管隔离阀的电动机控制SR I QA2 A/C EJ 531 冷却如i系统压力宽量程，用于事故后测量IE I QA! A GB 13627 热段温度和冷段温度用于事故后测量）IE I QA! A GB 13627 冷却环路流量测量用于保护）IE QAl B GB 4083 冷却环路的热段和冷段温度测量GB 7166 用于产生保护用的6T信号IE I QAl B 用于产生控制信号SR QA3 压力容器液位（用于事故后测量）IE QAl A GB/T 13632 稳压器被位测量用于保护和事故后测量IE I QAl A 用于控制和标定SR I QA3 稳压器压力测量用于保护IE Q
29、A! A GB 13627 用于控制和标定SR I ” QA3 稳压器波动管线温度用于事故后测量）IE I QAl A GB 13627 稳压器水相温度（用于事故后测量IE I QA! A GB 13627 稳压器安全阀位置（用于事故后测量）IE QAI A GB 13627 冷却剂泵转速测量用于保护IE QA! A/C GB 4083 稳压器喷淋阀的控制SR QA3 EJ 531 稳压器比例电加热器控制SR QA3 EJ 642 化学与容积控制系统上充管道隔离阀电动机控制IE QA! A/C:“ EJ 531 安全壳隔离阀控制与指示IE QAl A/CEl 531 稳压器辅助喷淋隔离气动阀控
30、制SR QA3 A/CEJ 531 下泄管道隔离气动阀控制SR I QA3 A/C EJ 531 下泄孔板隔离气动阀控制SR” I QA3 A/C EJ 531 水力试验泵管道气动阀控制SR的QA3 c EJ 531 容积控制箱隔离阀电动机控制IE I QA! c EJ 531 与余热排出系统连接管道的气动阀控制SR QA3 AIC EJ 531 上充泵小流量管线阀门电动机控制IE I QAl c EJ 531 冷却剂泵密封水安全壳隔离阀电动机控制及指示IE QA! c EJ 531 9 系统或部件名称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GB/T 反应堆冷却剂
31、泵1号密封供水流量测量反应堆砌和水补给系统安全壳隔离气动阀控制及指示棚酸贮存箱液位用于事故后测量）其他仪表和控制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交换器上游和下游温度用于事故后测量）其他仪表和控制安全注入革统10 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间电动机控制安注箱补水的安全亮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
32、管线的隔离阀电动机控制15474一1995续表Al安全等级抗震要求lE SR SR SR SR” !E !E NS SR SR的I !E SR I SR !E !E IE NS lE SR” IE IE I IE IE I IE 质量保证要求QA! QA3 QA3 QA3 QA3 QA! QA! QA3 QA3 QA3 QA! QA3 QA3 QA! QA! QA! QA3 QA! QA3 QA! QA! QA! QA! QA! 质量鉴定程序c c c A/C A/C A/C A/C A/C A/C A/CA/C” c c A/C c A/C c c 参见标准EJ 531 EJ 531 EJ
33、531 GB 13627 EJ 531 EJ 531 EJ 531 EJ 531 EJ 531 GB 13627 GB 13627 GB 13627 EJ 531 EJ 531 EJ 531 EJ 53! EJ 531 EJ 531 EJ 531 GB/T 15474-1995 续表Al系统或部件名称安全等级抗震要求质量质量参见标准保证要求鉴定程序从换料水贮存箱至高压安注泵吸水管的阀门电IE I QA! c EJ 531 动机控制低压安注泵出口与高臣安注泵吸入口之间连接IE I QA! c EJ 531 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IE 动机控制及指示QA!
34、c EJ 531 棚注入箱隔离阀电动机控制IE I QA! c EJ 531 高压安注管道的安全壳隔离阀电动机控制及指示IE I QA! c EJ 531 从安全壳地坑至低压安注泵吸水管的阀门电动机控制IE I QA! c EJ 531 朋酸再循环回路气动隔离阀控制IE I QA! c EJ 531 低压安注水流量管线的安全壳隔离电动阀控制IE 及指示I QA! c EJ 531 低压安注泵出口流量用于事故后测量IE I QA! c GB 13627 低压安注泵出口经砌注入箱的流量用于事故后测量IE I QA! c GB 13627 高压安注泵流过棚注入箱的流量及砌注入箱的IE I 旁通流量测
35、量QA! c GB 13627 安全壳地坑水位测量SR QA2 棚注入箱温度和压力、波动箱温度和水位测量SR QA3 安注箱隔离阀阀位指示SR QA3 其他仪表和控制NS QA3 安全壳喷淋系统安全壳喷淋泵电动机控制IE I QA! c El 531 从安全壳地坑至喷淋泵吸水管的隔离阀控制IE I QA! c EJ 531 从换料水贮存箱至喷淋泵吸水管的隔离阀控制IE I QA! c EJ 531 安全亮隔离阀控制及指示IE QA! c EJ 531 化学添加剂回路阀门控制IE I QA! c EJ 531 安全壳喷淋流量（用于事故后测量IE I QA! c GB 13627 化学添加剂贮存箱
36、液位测量IE I QA! c 其他仪表和控制NS QA3 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）IE QA! c EJ 531 蒸汽发生器液位窄量程，用于保护和事故后测量IE QA! A GB 4083 11 GB/T 15474-1995 续表Al系统或部件名称安全等级抗震要求质量质量参见标准保证要求鉴定程序蒸汽发生器液位宽最程，用于保护和事故后测量lE I QAl A GB 13627 蒸汽发生捞给水流量测最宽量程，用于保护）lE QAl c GB 4083 蒸汽发生器给水流量测量窄量程，用于保护lE QAl c GB 4083 供给汽动给水泵的蒸汽压力产生汽动给水泵S
37、R QA3 速度定值信号主给水温度测量用于蒸汽发生器被位控制SR QA3 主给水调节阀和旁通阀控制（用于燕汽发生器液位控制）SR QA3 辅助给水系统辅助给水泵电动机控制lE QA! c 熬汽供汽阀控制lE I QAl c EJ 531 辅助给水流量气动阀控制lE I QA! c EJ 531 辅助给水流量宽量程用于事故后测量lE I QAl c GB 13627 辅助给水流量测量（窄量程SR I QA3 辅助给水贮存箱液位（用于事故后测量）lE QAl c GB 13627 主蒸汽系统主蒸汽隔离气动阅控制lE QA! c EJ 531 主蒸汽旁通隔离气动阀控制!E l QA! c EJ 53
38、1 主蒸汽流量测量（用于保护lE l QAl c GB 4083 主蒸汽压力测量（用于保护和事故后测量）lE QA! c GB 4083 汽轮机旁路系统大气排放气动阅控制SR I QA3 c EJ 531 大气排放隔离阀控制NS QA3 -+ 安全壳空气控制系统排风机电动机控制!E QA2 c 安全究隔离阀控制及指示JE QA! A/CEJ 531 安全壳压力测量用于保护lE QAl A GB 4083 安全壳温度用于事故后测量）lE QAl A GB 13627 复合装置控制!E l QA! c GB 4083 换料和贮存水池的水处理系统冷却泵电动机控制lE Qi1 c 换料水贮存箱的液位测
39、量（用于保护和事故后测量!E I QA! c GB 4白83其他仪表和控制NS QA3 12 GB/T 15474一1995续表Al系统或部件名称质量质量安全等级抗震要求保证要求鉴定程序参见标准“ 重要厂用水系统重要厂用水泵电动机控制IE I QA! c 贝类辅集器冲洗阀控制IE QA! c EJ 531 重要厂用水流量（用于事故后测量IE QA! c GB 13627 重要厂用水泵出口压力测量IE QA! c GB 4083 热交换器进出口压差测量IE QA! c GB 4083 其他仪表和控制NS QA3 设备冷却水系统设备冷却水泵电动机控制IE QA! c 安全壳隔离间控制及指示IE Q
40、A! A/C EJ 531 A至B列间的隔离阀控制IE QA! c EJ 531 给重要用户供水阀门的控制IE QA! c EJ 531 设备冷却水流量（用于事故后测量IE I QA! c GB 13627 波动箱液位测量IE QA! c GB 4083 压力测量IE QA! c GB 4083 其他仪表和控制NS QA3 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IE 可居留住）QA2 c GB 13627 电加热器控制【用于事故情况下保证控制室可居留性IE QA2 c GB 13627 风机阀门控制（用于事故情况下的进风控制IE QA2 c GB 13627 其他仪表和控制NS
41、QA3 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IE QA2 c GB 13627 其他仪表和控制NS QA3 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IE 况下厂房带放射性时排风QA2 c GB 13627 电加热器控制（用于事故情况下厂房带放射性时排风）IE QA2 c GB 13627 燃料厂房隔离风阀控制（事故情况下系统入口、IE QA2 c GB 13627 出口阀门控制其他仪表和控制NS QA3 核辅助厂旁通风系统13 GB/T 15474一1995续表Al系统或部件名称安全等级抗震要求质量质量参见标准保证要求鉴定程序烟囱流量用于事故后测量）IE
42、 I QA! c GB 13627 其他仪表和控制NS QA3 蒸汽发生器排污系统安全壳隔离阀控制及指示IE I QA! c EJ 531 其他仪表和控制NS QA3 核岛氮气分配系统安全壳隔离阀控制及指示IE I QA! A/C“ EJ 531 其他仪表和控制NS QA3 核取样系统安全壳隔离阀控制及指示IE QA! A/CEJ 531 其他仪表和控制NS QA3 核岛硫水排气系统安全壳隔离阀控制及指示IE QA! A/C EJ 531 堆厂房化学废水排水泵回流阀控制SR QA3 A 其他仪表和控制NS QA3 也仪表用压缩空气分配系统安全壳隔离阀控制及指示IE I QA! A/C EJ 5
43、31 其他仪表和控制NS QA3 加药系统安全壳隔离阀控制及指示IE QA! c EJ 531 核岛厂房冷凉水系统安全壳隔离阀控制及指示IE QA! A/C EJ 531 其他仪表和控制NS QA3 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IE 的排风）QA2 c GB 13627 电加热器控制（用于事故情况下带放射性的排IE QA2 c 风其他仪表和控制NS QA3 重要厂用水泵房通风革统风机电动机控制（依靠通风冷却重要厂用水泵IE I QA2 c 其他仪表和控制NS QA3 电气厂房通风系统电气控制设备SR QA3 安全壳换气通风系统安全壳隔离阀控制及指示IE QA! A
44、/C14 GB/T 15474 1995 续表Al系统或部件名称安全等级抗震要求质量质量保证要求鉴定程序其他仪表和控制NS QA3 其他通风系统仪表和控制NS QA3 注s抗震要求栏里的“I”表示系统或设备能承受极限安全地震动（52）产生的荷载，保持，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柱是指！E级或SR级设备专门要承受的。如果作为事故后测量用，则应承受A类鉴定、参见标准2）在蒸汽管道出现很小破口（90180cm2）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D在堆芯欠热度测量系
45、统为非IE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IE级，用于一般功能为SR级4）根据设各和部件的安装地点确定采用哪类鉴定日本附录中为IE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玲停堆的冷却要求引用于全厂断电后事故操作规程10）个别装在安全完内的阀门，应经受A类鉴定（不要求抗震15 16 GB/T 15474-1995 附加说明z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. 一J中华人民共和国国家标准核电广仪表和控制系统及其供电设备安全分级GB/T 15474一1995晤中国标准出版社出版北京复兴门外三里河北街16号邮政编码，100045电话，8522112中国标准出版社秦皇岛印刷厂印刷新华书店北京发行所发行各地新华书店经售版权专有不得翻印 开本88012301/16 印张1X字数31千字1996年3月第一版1996年3月第一次印刷印数1-1000 睡书号155066. 1-12253 峰标目28330
