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user: 2. 物项分级现状 物项分级最关键的是安全分级，对每一个具体的物项应主要根据其承担的安全功能确定其安全等级，然后再确定抗震等级、规范等级和质量保证等级。 2.1. 美国艾克松核燃料回收和再循环中心物项分级现状 2.1.1. 安全分级 美国艾克松核燃料回收和再循环中心的建(构)筑物、系统和部件的安全分级主要基于建(构)筑物、系统和部件失效后产生的放射性后果，辅以更换或检维修性，并结合多道密封屏障的包容特性而定 [ 2 ] [ 3 ] [ 4 ]。其建(构)筑物、系统和部件分成四个安全等级 [ 5 ] ：IA、IB、II级和III级，各安全等级判定准则如表1所示。 Table 1 Criteria for determining the safety classification of items in the Exxon Nuclear Fuel Recovery and Recycling Cente 安全等级 判定准则 I级物项 IA级物项 其损坏可能导致厂区边界处的个人全身潜在剂量大于25 mSv或人体任一部分所受剂量等于此量的物项 IB级物项 其损坏可能导致厂区边界处的个人全身潜在剂量低于25 mSv，但大于5 mSv，或人体任一部分所受剂量等于此量的物项；或对特殊核材料提供所要求的第一道防护的那些物项 II级物项 其损坏可能导致厂区边界处的个人全身潜在剂量低于5 mSv或者人体任一部分的剂量等于此量以及对特殊核材料不要求第一道防护的物项 III级物项 其功能不涉及工厂核安全的那些建(构)筑物、系统和部件 表1. 美国艾克松核燃料回收和再循环中心物项安全分级判定准则 补充说明：在确定最大载荷，冗余度，可达性和其他设计要求时，上述准则的应用受下述导则支配：1) 如果分析表明II级和/或III级分部件对于I级部件的封闭或安全功能和性能是必不可少的，它们可按I级部件设计；2) 如果分部件能在故障发展到危险状态之前的短时间内加以更换或检修、I级部件的安全有关功能得到保证的话，易损的重要分部件可不按Ⅰ级部件设计；3) 如果在发生事故条件下，其故障不会导致放射性过量释放的话，I级分部件的设计载荷不必考虑特定条件的载荷。 2.1.2. 抗震分级 艾克松核燃料回收和再循环中心的建(构)筑物、系统和部件的抗震分级以安全分级为基础开展的，I级和II级物项的结构设计应高于其工业标准的要求。就抗震载荷而言，物项各级抗震要求如下： IA级物项应设计成能经受安全停堆地震和运行基准地震的动态效应。 IB和II级物项应设计成能经受其三类地震区统一建筑规范所要求的地震力规定的最高要求。如果设在普通小室中的IB级和II级部件的故障可能危及IA级系统时，则应把它们连同IA级部件设计成能经受安全停堆地震(SSE)和运行基准地震(OBE)的载荷。 III级设施应根据其二类地震区的统一建筑规范要求进行设计。 2.1.3. 质量保证分级 艾克松核燃料回收和再循环中心的建(构)筑物、系统和部件的质量保证分级主要基于建(构)筑物、系统和部件的成熟性、标准化、可更换性或可维修性等方面进行分级，分为Q1、Q2和Q3三个等级。 Q1级物项是非成品的、非商品的或非标准的，并且在发生故障或事故时不可能及时更换或修理，应保证在事故工况下防止放射性物质释放。 Q2级物项是非成品的、非商品的或非标准的，并且在发生故障或事故时能及时更换或修理，以防止放射性释放。 Q3级物项是成品、商品或标准采购物项。 2.2. 德国WAK后处理厂物项分级现状 2.2.1. 安全分级 德国WAK后处理厂在核化工设备分级上，主要考虑了各种物项(如设备、槽罐、管道)内包容的放射性浓度、放射性总量、核素种类(裂变产物或者超铀元素)、腐蚀破坏作用、维护维修的可能性以及在受到内部和外部的影响后，对物项稳定性、完整性和功能性的要求，分为安全等级I、安全等级II、安全等级III和安全等级IV，其分级判定准则如表2所示。 Table 2 German WAK reprocessing plant chemical equipment classification criteri 安全分级 判定准则 安全等级I 1) 放射性浓度 > 3.7 × 10 9 Bq/m 3 (>10 −1 Ci/m 3 )，并具有很强的腐蚀性(用镍铬合金奥氏体钢材料(例如1.4306号材料)抗高腐蚀性，以下运行条件属于强腐蚀性的：HNO 3 > 2 mol，温度 > 70℃)； 2) 裂变产物–放射性浓度 > 3.7 × 10 13 Bq/m 3 (>10 3 Ci/m 3 ) 和裂变产物–放射性总量 > 3.7 × 10 12 Bq (>10 2 Ci)； 3) 超铀元素α浓度 > 7.4 × 10 12 Bq/m 3 (>200 Ci/m 3 )和超铀元素α总量 > 3.7 × 10 13 Bq (>10 3 Ci)。 从1)组到3)组的设备不存在被维修的可能，1)组到3)组为“或者”的关系。 安全等级II 1) 裂变产物–放射性浓度 > 3.7 × 10 13 Bq/m 3 (>10 3 Ci/m 3 )和裂变产物–放射性总量 ≤ 3.7 × 10 12 Bq (≤10 2 Ci)； 2) 裂变产物–放射性浓度 ≤ 3.7 × 10 13 Bq/m 3 (≤10 3 Ci/m 3 )和裂变产物–放射性浓度 > 3.7 × 10 9 Bq/m 3 (>10 −1 Ci/m 3 )； 3) 超铀元素α浓度 > 7.4 × 10 12 Bq/m 3 (>200 Ci/m 3 )和超铀元素α总量 ≤ 3.7 × 10 13 Bq (≤10 3 Ci)； 4) 超铀元素α浓度 ≤ 7.4 × 10 12 Bq/m 3 (≤200 Ci/m 3 )和超铀元素α浓度 > 3.7 × 10 9 Bq/m 3 (>10 −1 Ci/m 3 )； 5) 由于存在维修的可能，可以把安全等级I的设备归类为安全等级II。 从1)组到5)组的设备不存在被维修的可能。1)组到5)组为“或者”的关系。 安全等级III 1) 裂变产物–放射性浓度 ≤ 3.7 × 10 9 Bq/m 3 (≤10 −1 Ci/m 3 )，且>3.7 × 10 4 Bq/m 3 (>10 −6 Ci/m 3 )以及超铀元素α浓度 ≤ 3.7 × 10 9 Bq/m 3 (≤10 −1 Ci/m 3 )，且>3.7 × 10 4 Bq/m 3 (>10 −6 Ci/m 3 )； 2) 由于存在维修的可能，可以把安全等级II的设备归类为安全等级III； 3) 根据放射性浓度和放射性总量，可以归类于安全等级IV，但有特殊要求的核化工设备。 1)组到3)组为“或者”的关系。 安全等级IV 裂变产物–放射性浓度 ≤ 3.7 × 10 4 Bq/m 3 (≤10 −6 Ci/m 3 )，且没有特殊要求的核化工设备。 表2. 德国WAK后处理厂化工设备分级判定准则 2.2.2. 抗震分级 德国WAK后处理厂主要依据《核电厂抗震设计，第一部分：基本原则》(KTA2201.1)将安全级物项分为抗震类物项和非抗震类物项，安全级物项的抗震设计、抗震分析、抗震鉴定等，与核电厂保持一致。 2.2.3. 质量保证分级 德国WAK后处理厂主要遵循《质量保证总要求》(KTA1401)相关要求建立质量保证体系。不同等级安全重要物项的质量保证分级要求，根据物项的安全级别，在审查过程中确定，并在技术规格书中明确具体的组织措施和技术措施。 2.3. 我国核燃料后处理设施物项分级现状 2.3.1. 安全分级 我国核燃料后处理设施的物项按性质划分为化工设备、机械设备、电气设备、建(构)筑物四类，主要按照EJ/T939-2014《核燃料后处理厂建(构)筑物、系统和部件的分级准则》确定安全等级。安全等级的划分主要基于确定论方法，辅以风险分析方法，并结合工程经验，考虑要求该物项执行的安全功能、需要该物项执行某一安全功能的可能性、未执行其安全功能的后果和可能性、假设始发事件后需要物项投入运行的时刻或持续时间、被评价物项包容的放射性物质的种类、毒性、数量、状态、潜在迁移率、电离辐射的生物效应以及部件或系统失效后，在未酿成严重后果之前可将其更换或修复的可能性等因素。物项划分为放化安全级和非安全级两大类。凡承担或支持后处理厂安全功能、其损坏可直接或间接导致事故工况，以及其他具有防止事故发生或缓解事故后果功能的物项，属于放化安全级物项。其余为非安全级物项，但应识别出其中安全相关的有特殊要求的物项。化工设备安全等级分为放化安全级RS (放化1级RS-1、放化2级RS-2)和非安全级NR (其中有特殊要求的非安全物项为NR (S))。机械设备、电气设备和建(构)筑物安全等级划分为放化安全级(RS)和非安全级(NR、NR (S))。 2.3.2. 抗震分级 根据HAD 101/01 [ 6 ] 和HAD 102/02 [ 7 ] 的有关抗震分级要求，将后处理厂的物项分为I类抗震物项和其他抗震类物项(NA)。I类抗震物项包括全部放化安全级物项；部分经分析、试验或根据经验预期会发生破坏、坠落、移位，从而可能危及抗震I类物项功能的非安全级物项。I类抗震建(构)筑物按SL-2地震动设计和论证，并保证地震发生时和地震后能执行其核安全功能；建(构)筑物以外的其他I类抗震物项按SL-2地震动设计和论证，应能在SL-1地震动下，保证可运行性；在SL-2地震动下应能保证安全功能(完整性和/或可运行性)。I类抗震物项以外的非安全级物项属于其他抗震类物项，可按适用的现行民用抗震规范设计。 2.3.3. 质量保证分级 根据《国防科技工业军用核设施质量保证规定》(科工法[ 2015 ]311号) [ 8 ]，并参考《核电厂质量保证安全规定》(HAF003) [ 9 ] 及相应导则的要求，核燃料后处理设施质量保证分为四个等级：质量保证QA1级、质量保证QA2级、质量保证QA3级和非核质量保证级QAN。原则上安全等级越高质量保证等级越高，但由于多种因素的影响(如物项的复杂性、特殊性和新颖性；工艺、方法和设备是否需要特殊的控制、行政管理方法和检查；功能要求能在多大程度上可通过检查和试验进行证实；物项或活动的质量史和标准化程度；物项的维修、检查(含在役检查)、更换和事故工况下的可达性等)，质量保证等级与安全等级并非一一对应。