压水堆核电站设备设计及管理.ppt

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1、0,压水堆核电站设备设计及制造管理要求,核电设备讲座,上海核工程研究设计院2005年09月,杜圣华,1,引言一核电站设备简介二 核设备设计标准和规范三 核电站设备设计和制造资质取证要求四 核电设备设计管理要求五 核电设备制造验收质保要求,内 容 目 录,2,引言核电站是将原子核裂变释放核能通过热能机械能转变为电能的动力工程，核电技术是核物理、热工水力，流体力学，结构力学，机械，材料，控制电气，计算机技术，化学和环保等多种学科的综合技术；核动力装置，既是重型设备，又由许多精密构件所组成。既要耐高温高压、耐辐照、耐腐蚀高度密封，又要满足抗地震，振动，冲击和抗疲劳断裂等一系列要求；,3,由于核反应产

2、生强放射性，必须靠远距离，自动控制和遥感技术进行操作和检测，必须高度安全可靠，万无一失。因此，发展核电必将带动一系列科技领域和工业能力的综合提高。核电站的系统约200余个，大小设备3万多台件，涉及设备制造厂商580多家，发展核电必将带动相关产业和技术的高技术化方向发展。,4,核蒸汽供应系统（NSSS），汽轮发电机组（TG）和数字化仪控（I&C)是压水堆核电站三大技术关键，而核岛主要设备（反应堆、蒸发器、主泵、稳压器）和常规岛的汽轮发电机组又关键的关键。由于它的技术含量高，技术难度大，一种新型号核电产品设计、开发、制造定型，蕴藏着含量极高的知识产权。因此，核电站要真正实现四个自主，核电站的主要设

3、备设计和制造国产化是极其重要的环节。,5,一、核电站设备简介(一)核设备安全功能及分级(二）核岛主、辅设备简介(三）常规岛主、辅设备简介,6,（一）核电站设备安全功能及分级1.安全等级 构成承压边界并执行一定安全功能的机械系统和流体系统的设备和部件被分成三种安全等级。其他承压设备和部件定为安全四级（即非安全级用NNS表示）。,7,（1）安全一级 主要指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、反应堆冷却剂泵、稳压器、蒸汽发生器一次侧，CRDM耐压壳体及一回路的连接管道（内经大于9.5mm），直到第二个隔离阀。安全一级设备选用的设

4、计等级和质量等级均为一级。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ASME规范第III篇第一分册NB中关于一级设备规定。,8,（2）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下安全功能，排出堆芯热量及限制放射性物质从安全壳内向外释放的各种部件。例如：1）反应堆冷却剂承压边界部件中非核一级部件和设备：余热排除系统、化学容积控制系统的上充和下泄部分，安全注入系统及安全喷淋系统等。2）构成反应堆安全壳屏障的设备及部件：安全壳并包括隔离反应堆厂房和外部环境的密封系统的阀门和部件，二回路系统在反应堆厂房内部分及厂房

5、外第一个隔离阀，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。,9,（3）安全三级 主要指下述一些系统的设备：1）为控制反应堆提供硼酸系统；2）应急给水系统；3）设备冷却水系统；4）乏燃料池冷却系统；5）应急动力和辅助系统；6）为安全系统提供支持性功能的设施（例如电、压缩空气、液压动力、润滑剂等系统设施）7）空气和冷却剂净化系统。表31列出压水堆核电站分级。,10,（4）安全四级（非安全等级）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接口，其安全等级应

6、属于相连系统中较高的安全等级。,11,2.抗震分类 在设计和鉴定上要满足承受一定地震载荷要求的机械设备和电气设备，被定义为抗震级设备。抗震I类指的是核电站中用来实施停堆或维持安全停堆以及会引起放射性大量释放到周围环境设备和电气。抗震I类设备包括安全一、二、三级和1E级的电气设备。其它部件和设备也可按其对安全的重要程度经受抗震能力来校核。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。所有与安全有关的厂房和土建构筑物都是抗震级的，在设计上要满足能承受安全停堆地震载荷的要求。,12,3.设计和质量等级 根据核电站中系统和设备的安全等级和抗震类别在机械设备中规定了它们相应的设

7、计、制造、检查和验收要求。这种要求反映了设备相应设计和质量评定等级。在核岛供货范围中根据产品等级不同，可以分为不同的质量类别，分别明确地规定了其不同的质量保证（QA）要求。这些分级应与采用的安全准则相适应。属于质保QA-1和QA-2的设备必须满足IAEA-50-C-QC法规的总要求并符合“供货总要求”中有关规定；对于QA-3的设备只要求符合“供货总要求中的规定；对于属于QNC类别的设备，既不要求提供QA大纲或QA程序，也不要求文件”供货总要求中的规定。,13,（二）核岛主、辅设备简介 核岛主要设备由核反应堆、蒸汽发生器、稳压器、主循环泵以及相应的管道等组成。1.核反应堆 以四环路百万千瓦级典型

8、压水反应堆为例，它由堆芯组织、堆内构件、压力容器和控制棒驱动机构等主要部件组成。反应堆堆芯装载有193束燃料组件，61组控制棒组件，2组启动中子源和整体可燃毒物组件及部分阻力塞组件。（堆本体结构图）,14,核燃料组件 采用法玛通AFA-3G或西屋公司的Performance+1717排列高性能燃料组件：棒经9.5毫米，高度12英寸或14英尺，包壳材料为M5合金或锆-铌合金，每个组件有264根棒24根导向管，1根通量管，8-10层定位格架，上、下管座均为可拆卸结构。该组件能适应核电站跟踪负荷运行；堆芯换料周期可延长到18-24个月，平均卸料燃耗45000MWd/tU；堆芯热工安全裕量大于15%；

9、燃料组件在事故工况下能保持可冷却几何形状，使反应堆处于安全停堆状态。（燃料组件图）,15,反应性控制：堆芯反应性的快速变化由控制棒组件控制，布置在压力容器顶盖上部的控制棒驱动机构带动控制棒上下抽插，以实现反应堆启动，功率调节，停堆。整个驱动线包括燃料组件导向管。压紧部件导向管，驱动机构管座和驱动机构定位，对中和缓冲，以确保在事故工况下控制棒的快速下插。从而保证反应堆的安全。四环路核电站堆上设置有61组CRDM。（驱动机构图）,16,堆内支承结构：堆内构件主要承担燃料组件、控制棒组件等堆芯部件的支撑，定位和控制棒导向，以及引导进、出燃料组件的冷却剂的流动方向。它由吊篮、压紧部件、辐照监督管及堆内

10、测量装置等组成。它的总高约10-11m。总的重约170-180吨。（堆内构件图）,17,反应堆压力容器：压力容器是核电站冷却剂压力边界屏障中的一个重要设备。它主要用来装载反应堆堆芯，密封高温、高压冷却剂。它属核一级安全设备，要求核电站各种运行工况下保持结构完整性，设计寿命60年。压力容器呈园柱形，具有球型上、下封头，螺栓连接可拆高法兰顶盖。顶盖部份与筒体之间由“O”型环密封。四个环路共有8个冷却剂接管，位于筒体接管段同一水平面上，压力壳材料采用SA-508-III合金钢，内壁堆焊6mm厚不锈钢。容器内径4.4m，壁厚225mm，总高，总重量约380-400吨。（反应堆本体结构）,18,核反应堆

11、主要性能参数,19,2.蒸汽发生器 蒸汽发生器是一回路冷却剂将反应堆热能传给二回路工质使其变为蒸汽的热交换设备。通常采用立式倒“U”形管自然循环结构形式。它由一次侧下封头、管板、U形管束和二次侧筒体、汽水分离装置等组成。四环路核电站蒸汽发生器可以选用60F-1型或75型蒸汽发生器，75型是在60F基础上改进，采用外径19.05mm传热管三角形排列，管子根数增加到5736根，传热面积增加19.0%，蒸汽干度达到99.99%（其结构见图）。,20,蒸汽发生器主要参数,21,3.稳压器 稳压器的作用是补偿一回路冷却水温度变化引起回路水容积的变化和调节系统工作压力，防止一回路系统压力变化引起设备损坏或

12、堆内冷却剂沸腾。普遍采用立式电加热式稳压器，它的结构呈钟罩形筒体。顶部设有安全阀，卸压阀喷雾装置，底部设置电加热元件。容器具有足够容积，正常运行，一半充水，另一半将持一定压力的蒸汽。总的容积约60m3外径 2.5m，总高13m，空重约100t（结构形式见图）,22,4.主冷却剂泵 冷却剂主泵用于即送高温高压冷却剂，将反应堆热能输送到蒸汽发生器，以保证二回路系统正常工作，是系统中重要转动设备采用直立式、单级、混流式轴封泵，它由泵壳、叶轮、转轴部件、密封部件，飞轮和电机等组成。（结构见图）,23,主冷却剂泵主要参数,24,5.核II级泵 高压安注泵，余热排出泵，安全壳喷淋泵和上充泵是核岛辅助系统中

13、重要安全设备。1）高压安注泵 当一回路系统发生中、小破口失水事故时，安注信号发生,高压安全注泵即刻启动，先将换料水箱含硼水注入堆芯，防止堆芯烧毁。高压安注泵选用多级，双壳、卧式离心泵，转速3000转/分，由电动机直接带动。2台100%流量 200m3/h，扬程1300m。,25,2）余热排出泵 正常停堆运行时，冷却剂温度降至180 后，余热排出泵将环路热端的冷却剂流经余热排出热交换，降温后送回环路冷端，使反应堆继续降温。在失水事故工况，当换料水箱发出低低水位信号时，余热排出泵将从安全壳地坑内吸水，注入堆芯，防止堆芯烧毁。余热排出泵通常采用单级，悬臂卧式离心泵，转速1500转/分，2台100%，

14、流量 1000m3/h，扬程100m。,26,3）安全壳喷淋泵 当发生失水事故或主蒸汽管道破裂而引起安全壳压力上升时，触发安注讯号同时，安全壳喷淋泵启动，将含NaoH的硼水,从安全壳顶部的喷淋嘴喷淋下来，使安全壳降温降压，并从安全壳的气氛中吸收放射性碘。喷淋泵一般为单级，单吸、悬臂立式离心泵 转速3000转/分，2100%，流量 1000m3/h，扬程200m。,27,4）上充泵 上充泵在正常工况时，通过它向反应堆系统输送净化水和泄漏补水。并控制稳压器水位波动，作为系统容积控制重要手段。在安注工况时，也可向堆芯紧急注射冷却剂。在换料时对系统充水和水压试验，具有多种用途。上充泵有往复式及离心式两

15、种，互相配合使用。往复式一般为卧式三柱活塞，泵，异步电动机1100%，流量14.3m3/hr 离心式一般为小流量，高扬程离心泵单级转速可达2万rpm，2100%，流量34.7t/hr，扬程1768m。,28,6.核级箱式设备 主要有安全注射箱，卸压箱、硼酸制备箱等。1）安全注射箱 非能动设备当主系统发生失水事故，压力低于箱内压力（4.9MPa）时箱内硼水在氮气压力作用下自动注入堆芯。安注箱采用立式，圆筒形中压容器，由筒体、封头、支座、接管和人孔等组成上封头设有氮气冲排孔及安全阀，四台，容积60m3/台，设计压力55bar。,29,2）卸压箱 用来接受由稳压器排放的蒸汽，并进行冷却，同时可接受安

16、注卸压阀、化容下泄孔板、化容轴封水泄压阀的疏水。其结构是一个卧式圆筒形压力容器，由两个鞍型支座组成。当稳压器卸压阀或安全阀开启，则蒸汽排入卸压箱，当压力上升至0.686MPa时，爆破膜冲破将冷凝的蒸汽排入安全壳，以保护箱体安全。容积 60m3，设计压力0.8MPa，温度172。,30,7.核级热交换器 主要有再生热交换器，下泄热交换器，过剩下泄热交换，设冷交换器和余热排出热交换器等。1）再生热交换器 再生热交换器用于将下泄流加热上充流，回收下泄流中的部分热量，防止低温的上充流直接进入堆芯而引起反应性效应，同时降低上充流对主管道造成热冲击。再生热交换器采用整体U型卧式结构，用型钢作托架。设计流量

17、215t/h，设计压力19.6MPa，设计温度290。,31,2）下泄热交换器 下泄热交换器用于将下泄流冷却到净化床的工作温度（48）热交换器采用U形管立式结构，主冷却剂在管侧流动，壳侧为设冷却水。二台，设计流量约2.2t/a，设计压约3.92MPa，设计温度197。,32,3）设冷热交换器 用于将一回路有关辅助设备的热量带至海水。设备热交换器采用直管卧式、固定管板式或板式热交换器。为了防止海水对材料腐蚀，与海水接触的部件采用钛合金管，壳体材料采用低合金钢。三台100%，管侧设计流量2726m3/h。壳侧流量2044m3/h，设计压力为1.4MPa。,33,8.核级阀门 核级阀门种类有闸阀、截

18、止阀、节流阀、球阀、隔膜阀、止回阀、调节阀、卸压及安全阀等。驱动方式有手动、电动、气动和液压等，一回路核级阀门约2500余台，其中安全一级约100余台，安全二级的670余台，安全三级有1700余台。下面仅介绍几个关键阀门。,34,1）稳压器的安全阀 安全阀是主系统超压保护最终手段，当系统压力上升到限定值时，安全阀自动开启，将高压蒸汽排向卸压箱，安全阀为单进口，对称双排口，弹簧加载直接作用式安全阀采用波纹管背压补偿装置，无填料的密封结构。还带有强制开启的气动装置，可用以预制开启阀门。公称压力19.6MPa，公称通经125mm，开启压力17.15MPa，回座压力15.97MPa，排量80t/h。,

19、35,2）气动卸压阀 卸压阀也是主系统超压保护设备。当稳压器压力达到16.07MPa时，先打开辅助阀，然后利用介质压差迅速开启主阀排放蒸汽，启闭动作时间小于1秒。卸压阀采用全封闭无填料函，无润滑，带主、辅阀的结构，公称压力19.6MPa，公称通径50mm，开启压力16.07MPa，关闭压力15.87MPa，排量50t/h。,36,3）比例喷雾阀 喷雾阀用于调节稳压器的喷雾量，当系统压力超过15.38MPa时，按压力偏差信号的大小来调节阀门的开度，提供所需的喷雾量，使系统压力下降，保持在正常范围内。公称压力19.6MPa，公称通径80mm，设计温度300 启动时间小于5秒，最大工作流量40t/h

20、。,37,（三）常规岛主、辅设备1.饱和蒸汽轮机 汽轮机是一种高速旋转的动力机械，它首先将蒸汽的热能转变为蒸汽流动功能，接着又将蒸汽流动能转化为机械功，带动发电机发电。压水堆核电站蒸汽发生器产生的是饱和蒸汽，其焓值较低，为了提高作功效率，汽轮机采用单轴多缸即高压缸，中压缸及低压缸分流机组。,38,四环路百万千瓦级核电饱和蒸汽轮机是采用反动式汽轮机具有一个高压缸和三个相同的低压缸。每个低压缸配备一台冷凝器。每台低压缸有两个排汽口，往冷器器排汽。简称为“四缸六排气汽轮机，四个汽缸与发电机，励磁机用单轴串联，布置在同一平台上，两侧设置两台汽水分离再热器（见布置图）。,39,汽轮机的特点：型号TC6F

21、49，双组复合四缸六排汽机组。采用喷嘴调速方式改进部分负荷效率。采用三维叶片组整体导流罩叶片构造未级叶片长49英寸提高汽机效率。采用半速机，排汽面积大，性能好，叶片前端蒸汽流速低抗侵蚀性能，离心应力小。采用抗应力腐蚀、整体低压转子，抗腐蚀老化旋转叶片和叶片镶槽，提高可靠性。,40,四环路汽轮机主要参数,41,2.汽水分离再热器 汽水分离器再热器，将高压缸排出的蒸汽进行分离除湿，并进行加热升温，使其成为微过热蒸汽，然后再进入低压缸继续作功。汽水分离再热器通常采用卧式筒体结构，具有一级分离和两级再热。它由分配管、导流孔板、波纹板、低压再热器、高压再热器及安全阀等组成。,42,3.冷凝器 对应于汽轮

22、机低压缸配备冷凝器，横向布置，双通道，双流程，单背压，设计压力为4.9MPa。由于用海水冷却选择抗海水腐蚀的钛合金管，双层钛合金管板。二回路化学凝结水在管外流动，其压力高于循环海水，以防止海水渗入冷凝水。此外每台冷凝器外设有环形多级扩容膨胀箱，当汽轮机甩外负荷带厂用电运行时，通过旁路排放新蒸汽，最大排放量为额定设计量的70%。,43,4.除氧器 为了保证核电厂二回路运行水质，必须对给水不断地进行除气，主要对象是氧。除氧器是有喷雾式，填料和淋水盘式以及它们组合形式。除氧器通常采用淋水盘式除氧器，设有多层平行的淋水盘，盘上钻有许多小孔，待除氧的水由淋水盘上部引入，由喷雾器粉碎成雾滴，在降落过程中被

23、流动蒸汽加热进行初级除氧，再通过小孔，分散成细流，以此通过各层淋水盘流至给水箱。,44,5.发电机 发电机采用国际成熟大型水，氢冷却发电机，定子线圈采用水冷，转子线圈采用氢冷，铬牌出力为1345MVA(或1450MVA)电压22KV，发电机为三相两极，转速1500rp/min。,45,压水堆核电厂设备设计、制造清单,46,47,48,49,注：不包括通风、制冷与三废处理设备。,50,二、核设备设计、制造标准和规范1.国外法规和标准 主要是美国、法国和国际原子能机构IAEA安全法规和标准。1）NRC.R.G 10CFR安全分析报告，标准审查大纲SRP。2）美国工业规范和标准 ASME锅炉及压力容

24、器规范中：II卷材料；III卷核动力装置设备，V卷无损检验，VIII卷压力容器、IX卷焊接及钎焊评定，XI卷设备在役检查规程,51,3）美国国家标准，51.7，57.1等轻水堆美国国家标准。4）美国材料与试验协会，ASTM标准 详细规定材料、化学成份、机械性能、金相组识、热处理疲劳特性，性能检验、评定试验方法及标准。5）美国电气与电子工程师协会IEEE标准。6）国际电工委员会IEC标准。7）法国压水堆核电厂设计、建造规则 RCC-M压水堆核电厂机械设备设计和建筑规则 RCC-E压水堆核电厂电气设备设计和建造规则 RCC-C压水堆核燃料设计和建筑规则,52,2.国内安全法规和标准1）国家核安全法

25、规和导则（HAF,HAD）59篇2）国家标准GB222篇3）核安全规定技术条件23篇4）核工业行业标准EJ（强制性）5）核工业行业标准EJ/T（推荐性）6）机械工业标准JB7）冶金工业标准YB8）火力发电厂设计技术规定DL,279篇,53,三、核电站设备设计、制造资质取证要求1.核设备活动资格许可证(1)核机械设备设计资格许可证(2)核机械设备制造资格许可证(3)核机械设备安装资格许可证(4)核电气设备设计制造资格许可证(5)核设备鉴定重要试验资格许可证(6)核机械设备无损检验资格许可证(7)核机械设备特种人员考核资格许可证,54,2.民用核承压设备活动资格许可证审批程序：(1)向国家核安全局

26、提交许可证申请书及相应申请文件。(2)对申请文件形式审查，形审合格，予以受理。不合格，退回。(3)通知申请单位负责技术主审单位及联系方式。(4)申请单位针对目标产品，选择样机或模拟件，按核质保体系要求进行试制活动，根据结果和过程控制，确定申请单位的从事设备制造能力，必要时对试制过程检查。,55,(5)主审单位在国家核安全局授权下组织和开展资格审查活动：a)审查计划b)提出审问题应答，解释或补充修改c)组织对话活动和现场监督检查d)组织对模拟件试制审查，对话和检查e)编写资格申请评价报告工作,56,(6)主审单位完成资格审查评价报告交国家核安全局。(7)国家核安全局组织召开核安全与环境专家委员会

27、，审议主审单位评价报告，并提出咨询意见和建议。(8)国家核安全局根据主审单位审查结论和专家委员意见做出批准决定书面通知申请单位。,57,3.申请提交文件和材料(1)申请公文1份。(2)符合HAF601/01附件一，四，五，八，九的申请书和申请文件各1式3份。(3)对于申请制造资格许可证单位，还应提交模拟件试制的材料：包括造型，模拟件制造工艺流程，模拟件关键工艺对产品制造对此分析和初步质量计划等。,58,4.核设备活动资格许可证使用说明(1)设计，制造，安装许可证有效期为5年，延长有效期应在期满前6个月提出换证申请，换证审批程序同上。(2)对在持证期间末进行过程承压设备活动单位，按重新取证办理。

28、,59,(3)持证单位在生产场所，人力资源、技术装备，技术能力，检验手段，试验条件等不能维持申请时水平的将按情节严重程度：采取责令改正，暂停和撤销其资格许可证等处理。(4)对不具备资格，设计、制造、安装过程严重违反核安全法规及技术条件致使严重影响物项核安全功能和重大不符合项拒不上报，隐满或谎报等现象，国家核安全局可吊销其资格许可证。,60,四、核电设备设计管理要求1.核电设备设计质量要求1)核安全法规HAF102/01民用核承压设备安全设计规定：(1)编制核设备设计质量保证大纲(2)建立设备设计质保组织机构，人员职能，资格(3)质保大纲执行程序(4)设计修改、变更控制程序(5)设计不符合项分类

29、和处理程序(6)设计质量监查管理程序,61,2.核电设备设计手段管理1)核电设备设计数据库2)设计软件配套及应用3)设计验证手段4)设计规程和手册,62,3.核设备设计内容要求1)设备技术规范书2)设备设计说明书3)设备全套施工设计图纸4)设备验收，应力分析，计算书5)加工制造验收技术条件6)设备安装验收技术要求7)设备操作维修和定期试验要求8)设备在役检查大纲,63,4.核电设备设计管理1)设计合同管理2)设计项目管理3)设计过程和接口管理4)设计文档管理5.核电设备设计许可证，申请及取证,64,五、核电设备制造验收质保要求（一）国家核安全局对核设备质保要求国家核安全局对核承压设备制造质保要

30、求主要体现在下列文件：1.核安全法规HAF601/01民用核承压设备安全监督管理规定实施细则。第十六条：质量保证主要检查内容：（1）质保大纲适用性、有效性和接口管理；（2）质保组织机构、人员职能、权限及独立行使职能情况；（3）质保大纲执行程序完整性及实施；（4）质量计划确定见证点和停工待检查；（5）设计修改与变更控制程序执行情况；（6）物项采购与服务控制执行情况；（7）不符合项分类和处理执行情况。,65,第十八条材料使用单位应具有使用材料的完整的技术规格书，采购与供货文件及有关质量证明文件。第十九条制造与安装单位应备有完整的制造与安装任务书，技术规格书与安装文件。第二十条承担试验单位应备有完整

31、试验文件，内容是：（1）水压试验、气密试验、结构完整性试验、超压保护装置鉴定和整定试验和能部件功能试验。（2）核承压设备和管道抗震动力鉴定设备与管道系统安装后，固有频率、阻尼系数测定和校核。,66,2.核安全法规HAF003 核电厂质量保证安全规定中要求质量保证大纲、组织、设计控制、采购控制、物项控制、工艺过程控制检查和试验控制、对不符合项的控制、纠正措施、记录文件和监查等。3.核安全导则HAD003/01 核电厂质量保证大纲的制定内容：质量保证大纲的基本原则；质量保证大纲的实施计划；质量保证大纲文件内容、格式及管理。,67,4.核安全导则HAD003/08核电厂物项制造中的质量保证要求：制造

32、单位职能，组织机构和人员资格和培训制造工艺规范标准、工艺鉴定、质量计划程序和工作细则文件管理采购管理、材料、零部件标识检查和试验管理，包括测量及标定制造装备管理装卸、贮存和运输不符合项的管理及纠正措施质量保证记录制造执行计划内部和外部监查,68,（二）核设备制造厂质量保证体系核设备制造厂应根据国家核安全法规、导则质保要求，与业主签订的合同和设备采购技术规格书的要求建立核设备制造质保体系。质量保证体系应包括为实施质量保证所需的组织结构、程序结构（质保大纲文件）、质保记录制度和质量控制过程和资源等内容。1.建立明文规定的组织结构必须建立一个有明文规定组织结构并明确规定其职责、权限及内外联络渠道，同

33、时设置相应的质量保证部门。,69,质保部门应负责制定本单位适用的质量保证大纲和有效地履行大纲中对其所规定的职责，并验证各项影响质量活动是否正确地按规定进行。质保部门必须有足够的权力和组织独立性，以便鉴别质量问题，提出建议或推荐解决办法。必要时，对不符合、有缺陷或不满足要求采取行动，以制止进行下一步工序、交货、安装或使用，直到作出适当的安排。质量保证部门职能构成如图：,70,2.编制质量保证大纲文件按核安全法规和导则要求，编制质量保证大纲文件，该文件分两类：第一类为管理文件，它包括质量保证大纲和大纲程序（管理性程序）为有效地管理各单位工作奠定基础。大纲应根据HAD003/01导则中要求包括质保政

34、策声明、工作任务范围，组织结构关键人员和部门职责权限。内外联络渠道和接口、大纲管理主要方面、验证工作，采用方法，人员培训措施以及引出、说明主要管理性大纲程序。,71,第二类为技术性文件，它包括工作计划和进度以及工作细则。程序和图纸，用来安排、指导和管理各项工作，以及用来制定验证各项工作的具体措施，工作计划和进度通常采用流程图、进度表，图络图或其他适用形式。对复杂计划，可采用多层次的计划体系即多级网络计划。上述管理性和技术性文件形成一个完整的一个层次分明的质量保证文件体系，使所有影响质量的工作能有条不紊地进行，即做到每项工作都“有章可循”。,72,3.建立质量保证记录制度凡是承担核设备设计制造任

35、务单位必须按法规、导则要求建立和执行质保记录制度，并对记录编制、标识、收集、编索、贮存、保管和处置作出规定。记录分为永久性记录和非永久性记录两类：永久性记录由营运单位妥善保存，保存期不短于物项使用寿期。一般等于或大于30年。非永久性记录通常保存期35年。记录是实现质量的客观证据，也是评价质量保证工作有效性依据。使得分析和评价质量是“有据可查”。,73,4.产品制造过程控制所谓“过程”从广义来说是将输入转化为输出（成果）的一组彼此相关的资源和活动。进行这些过程时，要准备好人员、设施、材料和程序等必要条件，让有关人员按程序的规定去完成该项质量活动。产品制造过程可以分解为若干个阶段，对每个阶段进行质

36、量控制。只有保证每个阶段输出满足质量要求，才能确保整个过程最终产品质量要求。为保证产品质量，承制厂应按质保大纲和程序要求，对产品的过程进行控制。过程控制主要包括制定计划和文件，工艺过程鉴定，实施和质量计划的应用，产品的评价及其改进。,74,产品制造过程流程见图物项制造过程的流程图,75,（1）制定计划和文件在产品制造前必须完成产品设计工作，并在设计文件中规定制造活动适用法规、规范、标准和其他要求。制造单位根据设计文件编制工作文件如加工制造图、工艺卡，技术条件、质量计划、工作细则和作业指导书。产品制造阶段应考虑：外购件、加工量，控制产品质量所需的检查和试验，清洁条件和其他环境条件控制，组装、装卸

37、、运输过程的影响。（2）工艺过程的实施和评定按核安全法规要求，必须对制造中所使用影响质量的工艺过程予以控制，特别对特殊工艺过程的控制提出严格的要求：,76,特殊工艺过程应加强过程控制；加强对工艺方法试验验证（工艺评定）；特殊工艺过程的操作和检验人员要经过技术培训和资格考核；特殊工艺过程所用材料严格控制（复验）。总之，除了特殊工艺评定外，特殊工艺过程应由合格人员、使用合格的设备和原材料、严格地按照工艺规程进行连续监督，以确保特殊工艺过程的正常运行和产品质量。（3）质量计划应用质量计划包括制造和验收中应进行所有工艺（或工序）、使用工作程序和细则、遵循标准和技术条件、试验和检查的流程图或工序排列表等

38、。,77,重要设备制造时质量计划中应注明供方、买方以及核安全部门的控制点，重点控制点是质量特性、关键部位、薄弱环节及主导因素等。核电工程中，控制点包括停工待检点、见证点和书面见证点。停工待检点（H点监督）：在合同规定H点（关键工序）前先通知监督方，由监督方派员对H点实施监督，如果监督方未出席，供方停止进入H点工序，双方联系，肯定变更日期或转见证形式。见证点（W点监督）：在合同规定W点（关键工序）前先通知监督方，由监督方派员对W点实施监督，若买方代表因故不到场，供方可进行W点相应工序操作。同时W点自动转为书面见证点。,78,书面见证点（R点监督）：供方按合同向买方提供制造过程R点（重要工序）有关文件，买方进行审核，认可。（4）质量过程评价和改进质量过程也应遵循PDCA循环（计划、实施、评价和改进）不断完善。质量改进是一种以追求更高的过程效益和效率为目标的持续活动。,