GB T 15475-1995 核电厂仪表和控制系统及其供电设备质量保证分级.pdf

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1、UDC 621. 039. 577: 621. 311 F 82 华.=U二，、GB/T 15475-1995 Classification of quality assurance for instrumentation and control system and their electrical equipment of nuclear power plants 1995-01-27发布1995-10-01实施自主笃乏主支才迂监督局发布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质量保证分级Classification of quality assurance for inst

2、rumentation and control system and their electrical equipment of nuclear power plants 主题内容与适用范围GB/T 15475-1995 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（以下简称核电厂仪表及其供电设备质量保证以下简称质保的级别及其划分的主要依据和质量保证活动要求2 3 3. 1 本标准适用于压水准核电厂仪表和控制系统以及它们的供电设备引用标准GB/T 15474 核电厂仪表和控制系统及其供电设备安全分级HAF 0400 核电厂质量保证安全规定质保分级根据HAF0400的原则，核电厂仪表和控制

3、系统及其供电设备质保分级的主要依据是：物项对核电厂安全、可靠性运行和满意性能的重要性，a. b. c. d. 物项的复杂性、独特性和新颖性，工艺、方法和设备是否需要特殊的控制、管理和检查，能用检查和试验对其功能合格性进行验证的程度， 物项的质量史和标准化程度$r. 安装后，物项在维修、在役检查更换和事故情况下的可达性。3. 2核电厂仪表和控制系统及其供电设备的质保活动分级g核电厂仪表及其供电设备的质保活动，按质保要求应分为QAI,QA2,QA3和QA四级，按核安全要求则为QAI,QA2和QA3二级（因QA级属工业生产质保活动，无核安全要求，不属于本标准范畴3. 2. 1 质保1级（QAI级）安

4、全级（IE级）的设备要求QAI级，这些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完和反应堆排出热量所必需的，或者是防止放射性物质向环绕过量排放所必需的，见GB/T 154740 3. 2. 2质保2级（QA2级）IE级设备也可能要求QA2级。安全有关的（SR）设备要求QA2级，GB/T15474规定了这些设备执行的功能za. b. 控制电厂运行，使得过程变量保持在安全限值以内g其故障或失效可能要求安全级系统或设备动作g国家技术监督局1995-01-27批准1995-10-01实施1 c. d. e. r. GB/T 15475-1995 在电厂设计基准范围内，预防或减轻较小的放射

5、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l室操纵员发出故障警告，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可接受的环境，例如在电厂有放射性释放时pg. PIE的监测和报替（属IE级的除外，以降低其频度；h. 监视l可控放射性排放物，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射危险。典型的安全有关系统如：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以及厂区通信系统。3.2.3 质保3级（QA3级）SR设备也可能要求QA3级。非安全重要（NS）设备除

6、了要求QA3级的以外，可以接受相应的工业QA水平。为了提高核电厂的安全性，更好地开展质量保证活动，每座核电厂都应有仪表及其供电设备质保分级表，附录A（参考件）给出了推荐性实例。4 各质保等级的质保要求4. 1 概述适用于每物项的质保活动，通常包括两种基本类型z管理性和技术性。管理性活动具有行政管理或经营管理的性质，是确定和执行质保犬纲所必需的技术性活动具有工艺技术性质，通常受执行工作的程序和工作质量的验证程序的支配。4.2 管理性质保活动不同质保等级的设备，其质保大纲有不同的要求。4. 2. 1 QAl级质保大纲要符合HAF0400的全部要求，并满足合同和买方采购文件中的质保要求。4. 2.

7、2 QA2级质保大纲要符合HAF0400的部分要求，并满足合同和买方采购文件中的质保要求。4. 2. 3 QA3级不要求供方制定质保大纲，但要求供方满足合同和买方采购文件中的质保要求，必要时可要求供方编制质保程序。表1给出了质保级别与f!AF0400要求的对应关系。表1质保级别与HAF0400要求的对应关系HAF 04日D要求质保等级章条号章条标题QAl QA2 QA3 2 质量保证大纲2. 1 概述、J、J2.2 程序细则及图纸、2. 3 管理部门审查、J3 组织3. 1 责任、权限和联络/ 、J、J3. 2 单位间的工作接口、J3. 3 人员配备与培训/ 4 文件控制4. 1 文件的编制、

8、审核和批准、2 GB/T 15475一1995续表1HAF 0400要求章条号章条标题4,3 4.2 文件的发布和分发4.3 文件变更的控制5 设计控制5. 1 概述5.2 对设计接口的控制5. 3 设计验证5. 4 设计变更6 采购控制6. 1 概述6.2 对供方的评价和选择6. 3 对所购物项和服务的控制7 物项控制7. 1 材料、零件和部件的标识和控制7. 2 装卸、贮存和运输8 工艺过程控制9 检查和试验控制9. 1 检查大纲9.2 试验大纲9. 3 测量和试验设备的标定和控制9.4 检查、试验和运行状态的显示10 对不符合项的控制IO. 1 概述10. 2 对不符合项的审查和处理11

9、 纠正措施12 记录12. I 质量保证记录的编写12. 2 质量保证记录的收集、贮存和保管13 监查13. I 概述13. 2 监查的计划安排注1）由具体程序给出2）由营运单位负责保管由供货单位负责编制和收集“、”表示必须满足该条要求技术性质保活动. 质保等级QAl QA2 QA3 、J、J、J、J、J、J、J、J、J、J、J、J、J、J、J、。、J、J、J、J、J、J、J、J、J、J、J、J、J、I、J、J、Jv、.！、I、J、J3 4. 3. 1 a. b. c. d. GB/T 对QAl级，技术性质保活动应包括对技术要求进行联合审查1对程序、细则和图纸的审查和批准；对变更方案的审查和批

10、准；15475-1995 对偏差报告及不符合项报告的审查和批准，e. 对生产过程进行监查，监查方法包括以常驻代表监查全部生产活动，以巡回代表监查生产活动或指定停工待检点和见证点，r. 预选检查的执行或见证，g. h. 4.3.2 a. b. 龟d. e. 4. 3. 3 4 a. b. 对全部检查结果的审查并批准g对完工物项的最终检查对QA2级，技术性质保活动应包括2对技术要求进行联合审查s对预选的程序、细则和图纸的审查和批准，对变更方案的审查和批准，预选检查的执行或见证，完工物项的最终检查。对QA3级，技术性质保活动应包括z对技术要求进行联合审查g完工物项的最终检查。. GB/T 15475

11、 1995 附录A 核电厂仪表和控制系统及其供电设备质量保证分级实例参考件）表Al系统或部件名称安全等级质保要求核测量系统源量程探测器IE 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IE QA! 用于重要控制功能SR QA3 过程测量机柜用于保护功能IE QA! 用于重要控制功能SR QA3 用于一般控制功能NS QA3 反应堆保护系统所有的保护设备（包括停堆断路器柜IE QA! 试验用设备（如不作为保护系统的组成部分）SR QA3 堆芯测量系统堆芯出口温度监测系统IE QA! 堆芯通量测量系统NS QA3 堆芯冷却剂测量系统压力壳液位测量系统（不包

12、括传感器IE QA! 堆芯欠热度测量系统IE QA! 质量鉴定程序B BBc c c A/Cc c 5 GB/T 15475-1995 续表Al系统或部件名称安全等级质保要求质量鉴定理序LOCA余度监测系统SR QA2 对于ATWT的缓解系统SR QA3 B/C 汽轮机保护系统汽轮机冲动级压力用于保护lE QA! c 汽轮机冲动级压力用于控制SR QA3 地震监测仪表系统SR QA3 火灾报费革统NS QA3 lE级设备用电缆lE QA! A/B/C 仪表控制用电气贯穿件IE QA! A IE级设备连接件IE 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）IE QA! c

13、反应堆安全壳内的事故后辐射监测IE Q1J A 蒸汽发生器排污放射性活度（用于事故后测量IE QA! c 蒸汽发生器蒸汽放射性活度用于事故后测量）IE QAJ c 安全壳内气溶胶、腆和气体放射性活度测量SR QA3 烟囱内气溶胶放射性活度测量SR QA3 反应堆坑和乏燃料水池辐射监测SR QA3 控制室空气辐射监测SR QA3 其他测量通道和控制NS QA3 控制室系统IE级设备的屏和台JE QA! c 其他屏和台NS QA3 真他设备NS QA3 辅助控制点IE级设备的盘和机架JE QA! c 其他盘和机架NS QA3 其他设备NS Q.3 核辅助厂房就地控制台、屏和报警处理系统NS Q!3

14、 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lE QA! c 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 Q.3 6 一一一一厂GB/T 15475 1995 续表Al系统或部件名称安全等级质保要求质量鉴定程序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余保护通道供电的所有电气设备IE QA! c 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NS QA3 给NS及SR类仪表和控制系统供电的所有电气设备NS QA3 反应堆冷却剂系统稳压器应急加热器包

15、括电源机柜IE QA! A/C 稳压器强制打开的安全阀的控制IE的QA! A/C 余热排出系统吸水管隔离阀的电动机控制SR QA2 A/C冷却niJ系统压力宽量程，用于事故后测量IE QA! A 热段温度和冷段温度（用于事故后测量IE QA! A 冷却环路流量测量用来产生保护信号IE QA! 、B 冷却环路的热段和冷段沮度测量B用于产生保护用的6T信号IE QA! B1用于产生控制信号SR QA3 压力容器被位（用于事故后测量IE QA! A 稳压器液位测量用于保护和事故后测量IE QA! A 用于控制和标定SR QA3 稳压器压力测量用于保护lE QA! A 用于控制和标定SR QA3 稳压

16、器波动管线温度用于事故后测量IE QA! A 稳压器水相温度（用于事故后测量）IE QA! A 稳压器安全阀位置（用于事故后测量IE QA! A 冷却剂泵转速测量（用保护IE QA! A/C 稳压器喷淋阀的控制SR QA3 稳压器比例电加热器控制SR QA3 SRSR IE IE IE NS IE SRIE IE IE 1巴IE IE 质保要求质量鉴定程序QA3 c QAJ c QA3 A/CQA! c QAJ c QA! c QA3 QA3 QA3 QA3 QAJ c QA! c QA3 QA3 A!C QA3 A/C QA! A/C QA3 A/C QA3 A/C QA! A/C QA!

17、A/C QA! A/CQA3 QA! c QA3 c QA! A/C Qi! c QA! A/C QA! c QA! c QA! c GB/T 15475-1995 续表AI系统或部件名称安全等级质保要求质量鉴定程序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lE QAl c 玲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lE QAl c 刁亏阳注入箱隔离阀电动机控制lE QAl c 高压安注管道的安全壳隔离阀电动机控制及指示lE QAl c 从安全壳地坑至低压安注泵吸水管的阀门电动机控制lE QAl c 砌酸再循环回路气动隔离阀控制lE QAl c 低压安注水流量管线

18、的安全壳隔离电动阀控制及指示lE QAl c 低压安注泵出口流量（用于事故后测量IE Q.其他仪表和控制NS QA3 11 GB/T 15475-1995 续表Al系统或部件名称安全等级质保要求质量鉴定程序安全壳隔离间控制IE QA! A/C 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 仪表用压缩空气分配系统安全壳隔离阀控制及指示IE QA! A/C的其他仪表和控制NS QA3 加药统安全壳隔离阀控制及指示IE QA! c 核岛厂房冷冻水系统安全壳隔离阀控制及指示IE QA! A/C 其他仪表和控制NS QA3 -+ 外国设备间通风系统排风机电动机控制（用于事故

19、情况下带放射性的排风IE QA2 c 电加热器控制（用于事故情况下带放射性的排风IE QA2 c 其他仪表和控制NS QA3 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IE QA2 c 其他仪表和控制NS QA3 电气厂房通风系统SR QA3 电气控制设备安全壳换气通风系统安全壳隔离阀控制及指示IE QA! A/C 其他仪表和控制NS QA3 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 松动部件和振动监测革统NS QA3 核燃料装卸和贮存系统仪表和控制NS QA3 lijnJ加热系统仪表和控制NS QA3

20、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 12 L二15475-1995 GB/T 续表Al系统或部件名称安全等级质保要求质量鉴定程序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 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g质量鉴定程序是指lE级或SR级设备专门要承受的，详见“GB/T15474 19951核电厂仪表和控制系统及其供电设备安全分级中的5.4条1）如果作为事故后测量用，目lj应承受A类鉴定2）在蒸汽管道出现很小破口（9018

21、0cm）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）根据设备和部件的安装地点确定采用哪类鉴定5）本附录中为IE级，根据情况也可定为SR.6）不要求冗余7) 般是非IE级设备，但其鉴定要满足从热停堆至冷停堆的冷却要求的用于全厂断电后事故操作规程9）个别装在安全壳内的阀门，应经受A类鉴定不要求抗震lif-|Illi-lIll-TIll-lllIll- 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Jiff负责起草本标准主要起草人李洪才、牛祝年。mmmF UNE咱的FH阁。华人民共和国家标准核电厂仪表和控制系统及其供电设备质量保证分级GB/T 15475 1995 国中. 峰中国标准出版社出版北京复兴门外三旦河北街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,. 印张1字数26千字1996年3月第一次印刷开本880X1230 1/16 1996年3月第一版印数11 000 睡书号.155066. 1-12254 ,. 283-31 标目一