核电厂设备安全分级

第一篇：核电厂设备安全分级

第四节 核电厂设备安全功能及分析

核电厂的系统、设备和构筑物对于电厂安全的作用比一般常规系统设备和构筑物更大，因而提出了设备的安全功能以及按其对安全的重要性分级的概念。这种安全功能分级称为“安全等级”。划分安全等级的目的是提供分级设计标准。对于不同安全等级的设备规定不同的设计、制造、检验、试验的要求。这样既提高了核电厂安全性，又避免了对某些设备要求过严的现象。

安全功能及分析方法

核电厂安全的基本目标是限制居民和核电厂工作人员在电厂所有运行工况和事故工况下所受到的射线照射。

为保证必要的安全性，执行安全功能的系统执行下列功能：

为安全停堆和维持其安全停堆状态提供手段；

为停堆后从堆芯导出余热提供手段；

在事故后为防止放射性物质的释放提供手段，以确保事故工况之后的任何释放不超过容许极限。

为实现上述要求，国际原子能机构在安全导则50-SG-D1中，我国国家核安全局在1986年发布的安全导则[2-５]中均规定了20种安全功能项目。主要内容有：在完成所有停堆操作后，将反应堆维持在安全停堆状态；将其它安全系统的热量转移到最终热阱；维持反应堆冷却剂压力边界的完整性；限制安全壳内的放射性物质向外释放等。

为了对每项功能按其对安全的重要性分级，可以采用确定论和概率论两种分级方法。

确定论法常对那些对安全有重要作用的、其损坏会导致严重放射性释放事故的系统、设备和构筑物提出各种要求。这些要求带有强制性而不需要直接考虑损坏的几率或减轻事故后果的作用。

概率论法则根据需要某一安全功能所起的作用几率以及该安全功能失效的后果来评价安全重要性。此法在确定各系统、设备和构筑物的安全重要性的相对值时特别有用。

大多数国家同时采用两种方法，通过对各种堆型所作大量假想事故分析的研究成果，可评价发生假想事故时执行某安全功能的几率以及该安全功能失效的后果。安全分级

安全一级

安全一级主要包括组成反应堆冷却剂系统承压边界的所有部件。

安全一级包括反应堆冷却剂系统中主要承压设备：反应堆压力容器、主管道以及延伸到并包括第二个隔离阀的连接管道（内径大到破损后正常补水系统不能补偿冷却剂的流失）、反应堆冷却剂泵、稳压器、蒸汽发生器的一次侧和控制棒驱动机构的壳体。

安全一级设备选用的设计等级为一级，质量为A组。美国联邦法规规定，必须按实际可能的最高质量标准来设计、制造、安装及试验。具体地说应符合美国机械工程师协会（ASME）规范第Ⅲ篇（核动力装置部件）第一分册中关于一级设备的规定。

安全二级

主要指反应堆冷却剂系统承压边界内不属于安全一级的各种部件，以及为执行所有事故工况下停堆、维持堆芯冷却剂总量和排出堆芯热量及限制放射性物质向外释放的各种部件。例如如下一些部件：

反应堆冷却剂系统承压边界部件中非核一级设备和部件：余热排除系统、安全注入系统及安全壳喷淋系统等。

构成反应堆安全壳屏障的设备和部件：安全壳及隔离贯穿反应堆厂房的流体系统的阀门和部件，二回路系统直至反应堆厂房外第一个隔离阀的部分，安全壳内氢气控制监测系统及堆芯测量系统的设备和部件。

安全三级

主要指下述一些系统的设备：

为控制反应性提供硼酸的系统；

辅助给水系统；

设备冷却水系统；

乏燃料池冷却系统；

应急动力的辅助系统；

为安全系统提供支持性功能的设施（例如燃料、压缩空气、液压动力、润滑剂等系统设 施）；

空气和冷却剂净化系统；

放射性废物贮存和处理系统。

安全四级

核岛中不属于安全一、二、三级的设备为非核安全等级。但非核安全级的设备设计制造应按非核规范和标准中较高的要求执行，必要时，还应附加与安全的重要性相适应的补充设计要求。

两个不同安全等级的系统的接口，其安全等级应属于相连系统中较高的安全等级。

抗震分类

在设计上要满足承受一定地震载荷要求的机械设备和电气设备，被定义为抗震设备。

我国的核安全法规将抗震类别分为三类，即抗震I类、抗震II类和非抗震类（NA）。

抗震I类指的是核电厂中损坏会直接或间接造成事故工况、用来实施停堆或维持安全停堆并排除余热的构筑物、系统和设备。抗震I类设备包括安全一级、二级、三级和LS级及1E级的电气设备。

所有与安全有关的厂房和土建构筑物都是抗震I类的，在设计上要满足能承受安全停堆地震载荷的要求。其它部件和设备也可按其对安全的重要程度所需抗震能力来校核。

抗震I类表明设备的设计要满足能承受安全停堆地震（SSE）引起的载荷要求。安全停堆地震是在分析核电厂所在区域和厂区的地质和地震条件，分析当地地表下物质的特性的基础上所确定的可能发生的最大地震。安全停堆地震通常取当地历史上发生过的最大地震再加上一个适当的安全裕量后确定的。

抗震Ⅱ类表明设备的设计要满足能承受运行基准地震（OBE）引起的载荷要求。

第二篇：核电厂仪表和控制系统及其供电设备质量保证分级

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 GB/T 15475-1995 Classification of quality assurance

for instrumentation and control system and their electrical equipment of nuclear power plants

国家技术监督局1995-01-27批准 1995-10-01实施 主题内容与适用范围

本标准规定了核电厂仪表和控制系统以及他们的供电设备(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。本标准适用于压水堆核电厂仪表和控制系统以及他们的供电设备。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

HAF0400 核电厂质量保证安全规定。质保分级

3.1 根据HAF0400的原则，核电厂仪表和控制系统及其供电设备质保分级的主要 依据是：

a.物项对核电厂安全、可靠性运行和满意性能的重要性；

b.物项的复杂性、独特性和新颖性；

c.工艺、方法和设备是否需要特殊的控制、管理和检查；

d.能用检查和试验对其功能合格性进行验证的程度；

e.物项的质量史和标准化程度；

f.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：

核电厂仪表及其供电设备的质保活动，按质保要求应为QA1、QA2、QA3 和QA四级，按核安全要求则为QA1、QA2和QA3三级(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(QA1级)

安全级(1E级)的设备要求QA1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，见GB/T 15474。

3.2.2 质保2级(QA2级)

1E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：

a.控制电厂运行，使得过程变量保持在安全限值以内；

b.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可接受的环境，例如在电厂有放射性释放时；

g.PIE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。各质保等级的质保要求

4.1 概述

适用于每一物项的质保活动，通常包括两种基本类型：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，是确定和执行质保大纲所必需 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 QA1级质保大纲要符合HAF 0400的全部要求，并满足合同和买方采购文件中 的质保要求。

4.2.2 QA2级质保大纲要符合HAF 0400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HAF 0400要求的对应关系。

表1 质保级别与HAF 0400要求的对应关系

续表1

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。

4.3 技术性质保活动

4.3.1 对QA1级，技术性质保活动应包括：

a.对技术要求进行联合审查；

b.对程序、细则和图纸的审查和批准；

c.对变更方案的审查和批准；

d.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；

f.预选检查的执行或见证；

g.对全部检查结果的审查并批准； h.对完工物项的最终检查。

4.3.2 对QA2级，技术性质保活动应包括：

a.对技术要求进行联合审查；

b.对预选的程序、细则和图纸的审查和批准；

c.对变更方案的审查和批准；

d.预选检查的执行或见证；

e.完工物项的最终检查。

4.3.3 对QA3级，技术性质保活动应包括：

a.对技术要求进行联合审查；

b.完工物项的最终检查。

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A1

续表A1

续表A1

续表A1

续表A1

续表A1

续表A1

续表A1

注：质量鉴定程序是指1E级或SR级设备专门要承受的，详见GB/T15474-1995《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，则应承受A类鉴定。

2)在蒸汽管道出现很小破口(90～180cm2)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)不要求冗余。

7)一般是非1E级设备，但其鉴定要满足从热停堆至冷停堆的冷却要求。

8)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)。

___________________ 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：李洪才、牛祝年。

第三篇：核电厂材料

1、晶面指数和晶向指数：晶面指数是根据晶面与单位晶胞的三个坐标轴相交的截距大小的倒数来确定；晶向指数是表示空间点阵中由原子组成的某一平行直线族中任一直线的方位。P11

2、典型晶胞结构：面心立方 体心立方 密排六方（具体参数见课本p13）

3、致密度：描述这个金属原子排列紧密程度

4、配位数：对晶胞中某一个原子来说跟这个原子最近且距离相等的原子数

5、晶体缺陷：1点缺陷：当原子受到热震动，辐照，形变等，阵点原子获得能量离开平衡位置而留下空位，就产生了缺陷。空位是一种点缺陷。若该离位原子迁移到晶格间的空隙处，并停留在那儿，成为一个间隙原子，形成另一种点缺陷。一些原子被其他原子所取代，形成点缺陷。2线缺陷：在晶体的某一平面上，沿着某一方向向外延伸开的一种缺陷。这类缺陷的具体形式是各种类型的位错，基本类型有刃型位错和螺型位错。3面缺陷：是两个方向的尺寸很大，而第三个方向的尺寸很小的缺陷。P15

6、热处理及材料性能改变：热处理是将固态金属在一定介质中加热到一定温度、并在该温度下保持一定时间，然后以一定方式冷却下来，从而改变金属工件整体或表面组织，获取所需性能的工艺。普通热处理方法有退火、正火、淬火、回火。退火：加热到某一温度，然后保温一段时间再缓慢冷却，得到接近平衡状态的组织的热处理过程。正火：加热到临界点以上40—60℃，然后保温，得到完全奥氏体组织并均匀化再空冷。淬火：加热到Ac3或Ac1之上30—50℃，保温一段时间，再急冷。回火：在A1以下温度加热并以适当方式冷却。回复与再结晶：1回复：在T1（再结晶开始温度）以下加热，以消除内应力，减少晶格畸变。2再结晶：在T1-T2(再结晶完成温度)之间加热，消除加工硬化，降低硬度，提高塑性，为再加工做准备。

7、硬度：硬度常被说成对压入塑性变形，划痕，磨损或切削等的抗力。实际上他不是一个单纯的物理或力学量，他代表着弹性，塑形，塑性形变强化率，强度和韧性等一系列不同的物理量组合的一种综合性能指标。因此，硬度不是金属材料独立的力学性能，不能用作仲裁试验。

8、拉伸性能：拉伸试验可以测定金属材料在受单向静拉力作用下的强度，塑性。强度是材料抵抗外力作用下发生变形和断裂的能力。塑性是指材料断裂发生前发生塑性变形的能力，可以用材料断裂时的最大塑性变形来表示。材料从弹性变形转变为塑性变形时的应力称为屈服强度。通过拉伸试验，可得到以下材料性能指标： 杨氏模量：在弹性变形范围内，应力与应变成正比，符合胡克定律，泊松比：垂直方向的弹性变形与水平方向的弹性变形的比值，比例极限：表示材料抵抗弹性变形的能力，屈服强度：是金属材料抵抗微量塑性变形（0.2%）时的应力，抗拉强度：是金属材料承受最大均匀塑性变形时的应力，延伸率：是材料的塑性指标，表示断裂前后试样标距长度的相对伸长值，断面收缩率：也是材料的塑性指标，是断裂前后试样截面的相对收缩值。拉伸性能受温度影响较大。温度升高强度指标（屈服强度、抗拉强度）下降，塑、韧性指标（延伸率、断面收缩率）升高。在反应堆条件下，由于辐照影响，随辐照剂量增加，强度升高，塑、韧性下降。

9、冲击性能：1韧性和脆性：材料断裂分韧性断和脆性断。在断裂前能承受塑性变形的金属，称之为塑性的，呈现韧性断裂。当应变足够大，裂纹产生在金属内部并且得以长大，以剪切的机制断裂，断口呈现韧窝特征，称为韧性金属。脆性金属断裂前只有极小的塑性变形，裂纹扩展很快，并沿解理面断

开，断口呈现解离特征，称为脆性金属。金属的韧性和脆性能转换。2韧性是材料断裂前吸收塑性变形功和断裂功的能力，或是材料抵抗裂纹扩展的能力。3冲击试验：是一种动态力学试验，他是把一定形状的试样用拉、扭或弯曲的方法，使之迅速断裂而测定使之断裂所需要的功。一般认为他是试验材料韧性的，所以也称其为冲击韧性试验。4韧脆转变温度（DBTT）：温度降低到某一值时，钢的冲断功显著下降，该现象为韧脆转变，也称低温脆性，该温度定义为韧脆转变温度（DBTT）

10、蠕变性能：1蠕变：是指材料在恒定温度，长时间受力的状态下，即使所受应力小于其屈服强度，也会随时间缓慢的产生永久塑性变形，这种现象称为蠕变。蠕变分三个阶段，分别叫做第一、二、三期蠕变。温度越高，应力越大，蠕变断裂发生越快。2蠕变极限：表示材料在高温和长期载荷作用下，抵抗塑性变形的抗力指标。3持久极限：表示材料在高温和长期载荷的作用下，抵抗断裂的能力。

11、疲劳性能：疲劳：指金属材料在受重复或交变载荷或应力时，虽其所受应力远小于其抗拉强度，甚至小于其弹性极限，经多次循环后，在无显著外观变形的情况下发生突然断裂的现象。疲劳断口有一定的特征，可以分为三个区域，裂纹成核区，扩展区，快速断裂区。

12、局部的电化学腐蚀：点腐蚀（产生和介质中存在氯离子有关，也与局部缺氧有关）、缝隙腐蚀、晶间腐蚀（特征：表面尺寸几乎不变，有时表面仍保持金属光泽，但强度和韧性下降，稍加冲击，表面就会出现裂纹。断口形貌为冰糖状的沿晶断口。产生的原因是晶界析出某相，是晶界附近元素分布形态发生改变而造成的，它是一种局部的电化学腐蚀）、冲刷腐蚀、微动腐蚀、应力腐蚀、苛性腐蚀（碱脆）、氢脆（氢的吸收量与锆的氧化量有关，氢在锆中的溶解度约为70微克/克（300℃），多余的氢就和锆结合，生成氢化锆，氢化锆呈片状析出，破坏了金属的连续性，并且氢化锆在150℃下是脆性的。腐蚀的后果是包壳壁减薄，强度降低，吸氢的后果是在金属中形成氢化物，导致包壳脆化，这就是锆合金发生氢脆的原因）、质量迁移、电偶腐蚀。

13、辐照损伤的主要原因是它们的核与快中子发生碰撞 结构材料受中子辐照后产生的效应：电离效应、离位效应、嬗变、离位峰中的相变。

14、材料的辐照效应一般规律：1性能改变，2辐照肿胀，3氢脆，4辐照生长，5辐照诱导放射性

15、不锈钢：不锈钢是指在大气、蒸汽和水等弱腐蚀介质中耐腐蚀的合金钢，而耐酸碱盐等化学介质腐蚀的合金钢称为耐酸不锈钢，两者统称不锈钢。不锈钢分类：1铁素体类不锈钢:含铬量在17-27%，并且含少量碳。常用于化工设备，食品加工设备等要求耐腐蚀而强度要求不高的构件上，核电厂用的比较少，可用作热交换器的管板。2马氏体类不锈钢：含铬量12-18%，碳含量比较高，强度高但耐腐蚀性差。主要用于抗弱腐蚀性介质同时要求较高的韧性和承受冲击载荷的零部件。在反应堆环境中主要用于2、3级辅助泵传动轴、蒸发器支撑件、控制棒驱动机构等。3奥氏体不锈钢：碳的质量分数很低，约为0.1%，广泛用于核反应堆中，高温强度好，韧性好、焊接性能好，耐腐蚀，对高温水等一般化学介质有出色的抗腐蚀性能。4双相不锈钢:指奥氏体和铁素体双相钢。5沉淀硬化型不锈钢：这类钢成分介于各类不锈钢的成分之间。

16、钛合金：钛及钛合金密度小，比强度高，耐热性好，抗腐蚀，具有良好的低温韧性，现已逐渐成为核电厂冷凝器的替代材料，以替代铜和铜合金。钛有同素异型转变，882.5度以下为α相，密排六方结构，882.5以上为β相，体心立方结构。钛合金按其显微组织分，可分为α型（TA系）、β型（TB系）、α+β型(TC系)三类。

17、包壳材料的要求：

1、具有小的中子吸收截面；

2、具有良好的抗辐照损伤能力，并且在快中子辐照下不要产生强的长寿命核素；

3、具有良好的抗腐蚀性能，与燃料及冷却剂相容性好；

4、具有好的强度，塑性及蠕变性能；

5、好的导热性能及低的线膨胀系数；

6、易于加工，焊接性能好；

7、材料容易获得，成本低。

18、锆-4合金的性能：锆-4合金的性能在锆合金是比较好的，强度比纯锆大，抗氧化、耐腐蚀性能都比较好，吸氢比锆-2少。性能归结如下：

1、具有小的中子吸收截面；

2、具有良好的抗辐照损伤能力，在快中子辐照下不产生强的长寿命核素；

3、具有良好的抗腐蚀性能，不与二氧化铀燃料反应，与高温水相容性好；

4、具有好的强度、塑性及蠕变性能；

5、熔点高，熔点以下存在两种同素异构体，相变温度在862℃；

6、导热性能好，热膨胀系数低；

7、工艺性能好，加工和焊接性能好；

8、价格相对较贵；

9、存在织构，不能用热处理的方法改变；

10、有吸氢和氢脆问题，氢化物的析出方向会影响锆-4合金包壳管的堆内性能；

11、高温下与氧反应，限制在400℃以下使用。新锆合金与锆-4相比有以下改进：

1、主要提高热蠕变强度及辐照蠕变强度；

2、提高抗腐蚀能力；

3、提高抗辐照生长能力；

4、减少吸氢量。

19、锆包壳管的堆内行为：1表面腐蚀：有均匀腐蚀和非均匀腐蚀，非均匀腐蚀主要有疖状腐蚀，缝隙腐蚀。2吸氢与氢脆：锆合金包壳管的氢来自加工时的自然吸氢，芯块残留水及氢含量，而最主要的是腐蚀吸氢。锆合金和高温水氧化反应生成氢，部分被锆合金基体吸收，在高温时固溶在基体中。氢脆现象与锆包壳使用温度有关，当温度低于150℃时，氢化物呈脆性；高于150℃时具有相当的塑性。所以在停堆，换料和运输时要特别注意氢脆问题。内氢化破损是指芯块中的水分，或包壳破损后进入其中的水侵蚀包壳内壁，造成贯穿管壁的裂缝，引起燃料棒破损。3锆合金辐照生长：是在没有应力的情况下，由于快中子辐照，使晶体在某个特定的方向上伸长，其他方向收缩，体积不变的现象。4力学性能变化5芯块与包壳相互作用。

20、压力容器材料：1压水堆压力容器的特点：尺寸大；采用不锈钢衬里；受中子辐照；在整个反应堆寿期内不可更换，绝对不允许破裂，对脆性破裂的可能性必须给予特别关注；反应堆启动后不能对压力容器进行充分的检查；存在不同金属间的焊接问题。2对压水堆容器材料的要求：强度高，塑韧性好；抗辐照耐腐蚀；偏析与夹杂物少、晶粒细、组织稳定；工艺性能好；成本低，使用经验丰富。3对压力容器钢的性能要求：材料的强度高，以承受堆芯压力、正常工况及事故条件下的热应力、冲击应力和部件运输时的振动应力；由于冷却剂可能携带腐蚀产物，造成局部腐蚀，要求抗高温腐蚀性能好；抗辐照性能好；抵抗低周疲劳；有良好的加工性能和焊接性能。4，P90下面和P91上面：中子辐照脆化问题和影响钢辐照脆化程度的因素及监督。

第四篇：公司设备分级管理制度

**公司设备分级管理制度（暂行）

为进一步完善设备管理制度,明确各级设备管理人员的职责，分清设备管理工作的主次层次，既要全面管理又要重点突出，提高设备管理的效果，进而保证生产系统的连续稳定，特制定设备分级管理制度。

一、设备分级管理原则

1、将公司现有全部设备分为三类：一类关键设备，二类主要设备，三类一般设备。

2、划分原则为：设备在生产系统中的重要程度、设备的安全环保节能状态、设备检修时的复杂和精密程度、设备采购和检修的资金投入数量、有无备用设备或采购的难易程度等条件划分。

3、通过类别划分实现设备的分级化管理，即：公司、分厂、工段班组三级管理。一类设备由公司统一监管，设备部重点实施考核；二类设备由使用分厂统一管理，设备厂长、设备员重点实施考核；三类设备由使用工段、班组自主管理，工段长、班组长重点实施考核。

4、实行分级管理后，工段班组、分厂等设备使用单位仍负有对全部设备的主体管理责任。

二、设备分级管理职责

1、公司职责：负责管理发生故障后有可能导致安全和环保问题或造成生产系统停车的关键设备、大型转动设备和特种设备。

（1）检查落实该类设备大修更新计划及实施情况，同工艺技术操作规程结合，编制补充该类设备操作规程，建立完善设备档案和台账。

（2）检查设备巡检落实执行情况，重要运行数据（温度、压力、流量、振动、储量等）是否认真进行记录。

（3）检查是否认真执行设备操作规程，规程是否完善。

（4）检查备品备件是否齐全，该类设备备品备件是否执行按期更换规定。

（5）检查是否及时进行了故障原因分析，关键部位是否按照设备维护保养周期进行保养。

（6）检查是否按照要求对备用设备进行定期切换，切换前是否按要求通知有关人员。

（7）对分厂检查的问题及时协调和整改。

2、分厂职责：负责管理发生故障时虽不会造成系统停车，有可能造成局部停车，有可能对生产产量造成一定影响的主要设备。

（1）具体检查落实该类及一类设备的大修更新计划及实施情况，建立完善设备档案和台账。

（2）根据检查情况认真填写一、二类设备巡检记录。

（3）检查工段、班组是否执行设备操作规程，规程是否完善。

（4）落实备品备件是否齐全，按规定对关键备件执行定期更换。

（5）组织、落实故障原因分析，按照设备维护保养周期进行保养。

（6）工段、班组是否按要求对备用设备进行了定期切换，切换前是否及时通知有关人员。

（7）对班组检查的问题及时协调和整改。

3、工段、班组职责：负责管理有备用设备，出现问题不会对生产造成较大影响的一般设备。

（1）根据检查情况认真填写设备巡检记录。

（2）对检查的问题及时向分厂反映。

（3）认真执行备件定期更换规定。

（4）认真执行设备切换使用的要求。

（5）认真执行设备巡检制度。

（6）认真执行设备操作维护保养规程。

三、设备分级管理要求

1、一类设备：这类设备由公司负责监督管理，管理范围主要包括该类设备的大修计划的评审、设备档案和台帐的建立完善、故障原因分析评价，确定设备维护保养周期和项目，督促分厂对该类设备定期进行大中小修，强化设备现场和日常维护的检查落实；及时解决设备存在的问题，杜绝跑冒滴漏，加强新材料、新备件的推广应用，保证设备安全、高效、长周期运行；组织落实

各项设备管理制度，提高设备管理水平，制定全年设备管理目标及措施。

2、二类设备：这类设备以分厂管理为主，公司协助管理，分厂负责对该类设备的大中小修和更新计划制定和落实，建立和完善档案和台帐，负责故障分析评价以及设备卫生和日常维护，对该类设备的大修更新计划的落实情况、故障分析要上报公司，这类设备出现问题时，分厂要采取措施积极协调解决，并及时向公司反映，编制并上报备品备件计划，及时反馈新材料、新备件的应用情况；贯彻执行各项设备管理制度和技术规程，提出加强设备管理的意见和措施，制定分厂设备管理目标措施，并有严格的考核办法；公司负责对分厂负责的内容进行督促检查，并制定出严格的考核标准；对分厂反映的问题积极进行协调，以便生产尽快恢复正常。

3、三类设备：这类设备主要由工段班组负责管理，主要负责该类设备的大中小修和更新计划的制订落实、档案和台帐的建立完善、故障原因分析评价以及设备卫生和日常维护的检查落实，并对该类设备大中小修和更新计划的落实情况、故障原因分析上报分厂；工段班组负责对设备的巡回检查及设备的现场管理，对查出的问题能解决的及时解决，不能解决的要及时上报分厂和公司；配合分厂、公司进行故障原因分析，及时汇报设备检修情况，并做好记录；认真落实设备各项管理制度和技术规程，坚决执行公司、分厂制定的管理措施和考核标准。

四、检查方法

1、设备的大中小修、原因故障分析按照上报计划，公司组织人员进行定期或不定期检查，如没有按期完成，必须讲明原因，视情况进行考核。

2、设备的档案、台帐采取定期检查和不定期抽查的方法，促使分厂如实及时填写档案台帐，保证基础资料准确、完整，为设备后期管理提供正确信息。

3、对于一类设备公司每周检查一次，分厂每三天检查一次，工段每天检查一次；各级检查都要有记录，确保该类设备安全、高效、长周期运行。

4、强化设备现场管理，公司每月组织有关人员进行一次检查，每次检查情况要进行曝光、罚款，限期整改，并列入月度考核项目，分厂每周检查一次，工段及班组要加强设备的日常巡检工作。

五、考核办法

根据上述分类和管理范围的划分，本着谁主管谁负责的原则，按照设备管理制度和设备管理考核细则的有关要求考核。

设备部

20**年*月*日

第五篇：设备分级巡检制度

设备分级巡检制度

1.目的

为落实和加强设备管理人员、维修人员、车间级管理人员和操作人员设备巡回检查工作，切实做好设备的使用、管理和维护保养，保持设备完好状态，特制定本制度。2．适用范围

本规定适用于公司各生产装置的工艺设备、管道、动力设备、通用设备、起重运输设备、消防设备、仪器仪表以及其他各类机械设备的分级。3.设备分级

按照设备类别以及对生产的影响程度，将公司设备按关键设备、主要设备、一般设备进行分级，依次划分为三类，即：A、B、C类。

1）A类设备是指：储槽（50m3以上以及介质为单体、AHF、氢气、残液）、关键机组、蒸汽过热热炉、余热锅炉等，以及上述设备所属的动力设备、仪表设备；

2）B类设备是指：除A类设备以外公司在用主要设备、Ⅰ/Ⅱ类及Ⅲ类压力容器、常压储罐，以及上述设备所属的动力设备、仪表设备；

3）C类设备是指：除A、B类设备以外的其它所有设备及其设备所属的动力设备、仪表设备。4.职责划分及工作要求 4.1设备科职责

4.1.1设备科建立ABC类设备明细,分级管理巡检；

4.1.2加强对检维修人员，设备管理人员及操作人员设备巡回检查工作的组织和领导；

4.1.3定期对设备巡检工作进行检查，及时解决设备巡检中出现的问题。

4.1.4对A类设备进行巡检，关键机组严格执行《大型机组管理制度》中有关特级维护的要求。4.2电仪车间人员职责

4.2.1按设备巡检管理细则的要求认真进行设备巡回检查 4.2.2对本专业设备巡检人员的巡检方法和仪器的使用予以指导 4.2.3对车间操作人员、巡检人员讲授相应的基础理论知识，逐步提高设备巡检人员判断、处理设备故障的能力，保证设备巡检工作的质量。

4.3车间管理人员职责

4.3.1根据设备分级明细，车间主任对设备的巡检频次为：A类为1次/班，工段长B、C类为2次/班，设备员B、C类2次/班； 4.3.2按设备巡检管理细则的要求认真进行设备巡回检查,了解设备运行状况，做好记录

4.3.3在巡检中发现设备异常，要及时消除缺陷、作好记录，对不能立即消除缺陷的设备，及时向生产部报告 4.4检维修人员职责

4.4.1检维修人员对运转设备（关键设备、B、C类设备中的运转设备）巡检的频次为2次/班；

4.4.2负责对维修后投入运行三天内的设备加强跟踪巡检，对运转异常而不能立即处理的设备加强跟踪巡检。

4.4.3在巡检中发现设备异常，要及时消除缺陷、作好记录，对不能立即消除缺陷的设备，及时向生产部报告。5.处罚

5.1对在用设备实行分级管理巡检，对巡检质量负责，各级巡检人员严格按照制度履行职责；

5.2对巡检人员未按制度进行巡检，处罚责任人50元/次； 5.3对未及时进行巡检，发现异常，未采取措施或上报者，处罚责任人50元/次；

5.4对巡检中，工作不扎实，对存在的异常视而不见，而出现设备、安全事故的，处罚责任人200元/次。