核电设备制造业的发展与质量保证.ppt

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1、核电设备制造业的发展与质量保证,2023年9月26日,2,内 容,世界核电发展概况核电装备制造的发展现状核电关键设备及其制造要求核电厂设施（SSC）的安全分级核电设备制造的质量保证体系,1.世界核电发展概况,世界核能利用概况 核电进程及主力堆型 世界核电发展预期 三代核电技术的优势 我国核电现状与发展态势,核电，开辟大规模和平利用核能的新时代*,保证能源供应安全的客观要求应对气候变化的必由之路核能发电随全球电力生产而稳步增长,国际核电现状*,5,截至2010年4月,世界上已有30个国家和地区438台机组正在运行，总装机3.7亿千瓦，核电占世界总发电量的 16。有法、英、德、美等17 个国家或地

2、区核发电量超过20%,已有60余个国家向IAEA表示有意发展核电。,6,世界核电技术的进步历程*,美国是世界核电发展的先驱，在技术、运营和开发上引导潮流压水堆核电站为核电主流世界各国对未来核电的发展制定长久规划，青睐三代技术,美国与法国核电态势,7,日本与俄罗斯核电态势,8,9,美国拟建核电站分布图*,乔治亚州能源公司沃格特厂址,进步能源公司,新建核电厂青睐第三代核电技术,10,事故教训 反省美国三里岛（1979）和前苏联切尔诺贝利（1986）两次核电厂严重事故，说明：第二代核电技术源于20世纪70年代核安全标准，其设计基准较低，对严重事故的预防和缓解未能达到现行法规标准要求；经济性提高 第三

3、代核电厂设计、建造采用了大量成熟技术、工程经验，延长了电厂寿期，特别是APl000技术，运用非能动核安全理念及模块化建造技术，有利于简化系统、减少设备、缩短工期等，可有效降低造价、维护和运行成本，提高核电厂整体经济性。,AP1000同Sizewell B比较SSCs的简化,新建核电厂青睐第三代核电技术,11,安全保障 第三代核电技术遵循国际原子能机构最新核安全标准规范，核电厂设计基准对严重事故已有切实措施加以预防和缓解，增强了用户及公众的安全感；,固有安全（本质安全）：由于核事故的高度敏感性，人们考虑开发一种“不会出事的核电机组”，它的安全性不应当主要靠外部的控制手段、人为的干预或者外部的安全

4、措施来保证，而首先应该依据机组本身具有的自身物理规律来客观地实现。AP1000：安全系统设计采用加压气体、重力、自然循环（蒸发、冷凝和密度变化）等自然驱动力排出反应堆和安全壳的余热。,国内形势,至2020年全国电力装机增长(亿千瓦),3.2,9.5,5,1.9,6.9,2.6,2000,2005,2010,2020,按照国家“积极推进核电建设”的方针，目前全国已经有约17个有条件的省、市、自治区正在积极推动核电项目的开发，我国核电发展进入了千载难逢的战略机遇期。2007年核电中长期发展规划提出“到2020年，核电运行装机容量争取达到4000万千瓦，在建核电容量保持1800万千瓦左右,核电占届时

5、总发电量4”的目标。正在实施中的核电站一共有50多家.,2020年能源结构图,我国电力装机比例（2006年）,中国大陆已运行和在建的商用核电机组分布示意图(截止到2010年8月15日),已投入运行机组12台，共计977万千瓦；在建（批准立项）机组共计41台，共计4511万千瓦其中已开工建设24台，共计2714万千瓦。2010年，我国进入核电站建设高峰阶段在建项目中，已经浇注第一灌混凝土正式开工的机组数用（）内的数字表示,13,在建已建核电站运营商*,14,石岛湾核电站红石顶核电,田湾核电站二期,芜湖核电站,秦山核电站方家山扩建工程,江西核电,福清核电惠安核电三明核电漳州核电,广东第四核电 广东

6、第五核电荷包岛核电河源核电阳西核电岭澳核电站三期,海南核电,吉林核电,湖北大畈核电厂,小墨山核电、九龙山核电桃花江核电站大唐华银核电厂常德核电,四川核电,重庆石柱核电厂,白龙核电站桂东核电,辽宁第二核电厂徐大堡核电,多种堆型、多种标准*,基于法国M310 技术的CNP300/650、CNP1000/1500、CPR1000法国阿海珐集团（Areva）的第三代欧洲压水堆技术EPR1600西屋公司的第三代压水堆技术AP1000俄罗斯的AES-91 压水堆机组我国自主研发的CAP1400 先进压水堆核电机组高温气冷反应堆和快堆,16,目前核电发展主要路线延长在役核电站使用寿命批量化建设二代改进型机组

7、开工或计划建设AP1000、EPR等第三代核电机组积极开发第四代核电技术堆型,2.核电装备制造的发展现状,压水堆核电站简介 核电装备制造业特点 世界核电设备供应商 中国核电设备制造概况,先进压水堆核电厂AP1000示意图,18,核电站原理*,核电站内部巡游*,安全壳,蒸汽发生器,汽轮机,反应堆,核电站设备,20,百万压水堆核电机组核岛设备及材料,核岛设备通常包括：1 台反应堆压力容器1 台稳压器3 台蒸汽发生器3 台主冷却泵3 台蓄势器（安注箱）1 台硼注射器堆芯及堆内构 件控制棒驱机构等所用金属材料主要有碳钢、低合金钢、奥氏体不锈钢、镍基 合金、钛管和锆合金等需要碳钢、低合金钢板和锻件 40

8、004500 吨奥氏体不锈 钢板和锻件 30003500 吨马氏体不锈钢锻件 500 吨、铸件 200 吨镍基、铁基合 金管、棒、带、丝 600800 吨钛直缝焊管 150 吨锆合金管、棒、带 8 吨/年,21,核电设备投资比率*,22,市场机遇,目前，我国正在建设的核电机组数量位居世界之首，达到16 台，占世界在建核电机组的30%。为适应形势发展的要求，最新修订的核电发展规划比07年的规划增加了近一倍：2020 年核电装机容量将由原来占电力总装机容量4%提升到5%。核电装机容量由原来的4000 万千瓦，提升到7500 万千瓦，相当于每年新增百万千瓦机组将达到2-3个，这意味着，未来10 年，

9、中国将迎来核电建设的高潮，资金投入估计将达万亿元之巨，我国核电产业将成为未来10年世界最大的新增市场。在核电投资中，装备占到投资总额的50%左右，按此规模估算，未来十年，中国对核电设备的投资约5000 亿元，如果以装备国产化率达到70%来计算，国内企业面对着至少3500 亿元的市场空间。展望2035年，核电在发电中比重达16（目前世界核电平均水平），届时核电总装机可能达23亿千瓦，中国成为世界核电大国。,23,核电装备与装备制造业的关系,核电装备产品核岛和常规岛的机械、电气和控制设备，辅助设施的机械、电气和控制设备，其中与安全直接相关的核级设备占一半强，与安全不直接相关的非核级设备占一半弱。核

10、电装备产品的制造主要分布在装备制造业的以下几个行业中：金属材料与大型铸锻件制造业重型容器与设备制造业发电设备制造业电气与控制设备制造业、通用机械（阀门，水泵等）制造业等,24,核电装备制造业的特点,核电的装备属性强、产品制造要求高核电站首先要求安全性和可靠性，这也决定了核电装备设计机构比较复杂，其主装备基本上都是超大、超重。核电装备制造技术含量高，比如，以反应堆为中心的核蒸汽供应系统技术复杂，不能出现一丝一毫的错误，否则核电的核安全将无法保障。核电装备制造业具有明显的寡头垄断市场结构核电装备制造业科技含量比较高，且属于军民两用技术，技术消化和创新难度较大，与一般竞争性行业相比，进入壁垒高、退出

11、壁垒高、行业集中度高和需求刚性。适宜形成垄断竞争格局，并围绕龙头企业及其技术扩散和产业扩散发展中小企业形成产业集群，所以其市场结构呈现明显的寡头垄断。但这同时也意味着核电装备制造业的投入大、周期长、利润空间大。招投标是核电装备制造业的主要市场交易形式核电装备制造业的市场行为也与一般行业不同，招投标是其主要的市场交易形式。招投标中，消费者只能通过价格比较以及招标人的业绩、口碑比较来作出购买决策，其中具有很大的人为因素。像核电装备制造业这样的战略产业，招投标过程还包含了很多政治、外交上的考虑。,25,核电设备关键技术,大型铸锻件：占设备的比重大，而且价格昂贵，如最大的钢锭重400 吨到500 吨需

12、要攻关，还有炼钢、铸造、锻造、热处理成型等工艺的更新。主循环泵、核级泵：主循环泵是核电站的心脏截至目前，中国核电站的主循环泵和核级泵全部进口。需要花大力气进行攻关。,26,AP1000 RPV 大型锻件示意图,核电设备关键技术,核安全级阀门：阀门要求密封性能可靠。截至目前，国内几大核电站的主安全阀、释放阀、喷淋阀、隔离阀等依靠从国外进口。焊接（及无损检测）：核设备对焊接工艺的要求之高不言而喻。焊接人员必须在指定培训中心通过培训。我国核级的焊接工艺也尚待真正“过关”。,27,AP1000 RPV 各焊接部位典型焊接工艺示意图,核电铸锻件,对于装机容量很大的第三代+核电机组而言,生产压力容器需要使

13、用能够加工500600 t钢锭的1.4 万1.5 万t锻压机。EPR蒸发器下封头水室封头、AP1000压力容器整体顶盖、蒸发器下封头、锥形筒体等形状复杂的锻件都需要整体锻造。核岛部分的压力壳、蒸汽发生器、稳压器的壳体和管板普遍采用低合金钢锻件,在百万千瓦级的核电机组中,都含有大量技术要求高、规格大、形状复杂的铸锻件。目前AP1000的压力容器封头以及3个复杂的蒸汽发生器部件仅能由日本制钢所(JSW)生产因此西屋在推广AP1000 时受到了一定程度的限制。日本制钢所、韩国斗山集团(Doosan)、法国勒克鲁索(Le Creusot)厂和俄罗斯重型机械联合公司(OMZ)目前正在建设新的生产能力,英

14、国Sheffield Forgemesters公司和印度拿丁集团公司(Larsen&Toubro)也制订了提高产能的计划。,28,AP1000与EPR大型锻件,29,我国大型锻件产能低,我国在大型锻件产能方面落后于日韩两国：在技术水平方面，部分大型、复杂铸锻件尚未攻关成功，只能依靠进口。在生产能力上，也无法满足国内旺盛的市场需求。在核级锻件方面，我国目前从日韩进口的主要有 100 万千瓦核电站核岛主泵泵壳、电站转子等大量高端核锻件。中国第一重型机械集团(CFHI)将向核电业主提供百万千瓦级核压力容器、核蒸发器和主泵壳，其中二代改进型核电的装备已经量产，AP1000的装备研制进展顺利。中国二重已

15、开始量产CPR1000大型锻件，并加快AP1000、EPR大型锻件的研发，目前已具备制造三代核电铸锻件的能力。,30,中信重工机械股份有限公司签订高温气冷堆锻件供货合同。形成了国际领先、全球稀缺的“一次实现精炼钢水900 吨、最大钢锭600 吨、最大铸钢件600 吨、最大锻件400吨、最大铸铁件200 吨”的大型铸锻件生产能力。,通过秦山二期、岭澳二期和巴基斯坦恰希玛二期等项目的，巩固和发展了核电队伍、生产设施和管理体系通过红沿河、宁德、福清、阳江、方家山等核电项目的建设，固化了批量生产百万千瓦级二代改进型机组的核电设备制造体系和能力通过三门和海阳的三代AP1000依托项目，以及台山EPR项目

16、的设备分包和承包，形成三代核电关键设备制造国产化和自主能力我国核电装备制造业已得到较大发展目前我国30万KW、60万KW及100万千瓦级核电站的国产化率水平分别在90%、70%和50%左右。建设安装施工能力方面,可同时在四个厂址上按不同进度建设8台核电机组,我国核电装备概况,已基本形成四川、上海和东北三大核电设备制造基地核岛方面,东方电气、上海电气占据的90%市场份额,预计东方电气占50%、上海电气40%。常规岛方面,三大动力集团都有参与（核电蒸汽发电机组）。三大核电设备制造基地已经改扩建，即将形成年产6套百万千瓦机组的能力，2012-2013年，我国有可能具备国产化水平达75%以上、年产8台

17、百万千瓦级核电机组的能力。,目前国内核能取得的成就,三大核电设备制造基地,四川地区:以东方电气集团（东汽、东锅、东方电机等）为中心，配有中国核动力院、第二重型机械集团、川化、川仪、长城特钢。东方电气目前能批量成套生产核岛主装备和常规岛装备，并在常规岛的设计和制造都实现了自主化。东方电气在海南将建成年产2套机组能力。上海地区:以上海电气集团（上海电气电站集团、上海电气重工集团、上海电气机床集团等）为中心，配有上海核工院、上海发电设备成套院、宝钢等。上海电气集团是国内目前唯一制造核电堆内构件和控制棒驱动机构的企业，并将形成具有承制成套100万千瓦级压水堆的核岛主设备（压力容器、蒸发器、稳压器等）、

18、170万千瓦三代压水堆常规岛半速机组和195万千瓦高温气冷堆压力壳、蒸发器等关键设备的能力。上海电气临港基地将于近年建成年产2.5套百万千瓦级机组能力。东北地区:第一重型机械集团、哈电集团（哈电机、哈锅炉、哈汽等）、沈阳水泵股份有限公司。哈电集团在哈尔滨和秦皇岛建立核电装备制造基地，以CPR1000和三代核电技术AP1000的产品为主线，正在常规岛主辅机、核岛主装备、主泵和阀门等辅助装备方面形成配套生产能力。哈电集团目前是三大电力装备制造企业中承担AP1000装备制造最多的企业，正在进行的多项攻关已取得重要进展。哈尔滨电站集团和一重在秦皇岛和大连将建成年产2套百万千瓦级机组能力,33,我国目前

19、具备百万千瓦级压水堆核电主设备国产能力,三代（AP1000）设备国产化,35,3.核电关键设备及其制造要求,反应堆本体设备 一回路冷却剂系统设备 常规岛设备 BOP设备 高温气冷堆主设备,反应堆压力容器,反应堆压力容器（Reactor Pressure Vessel,RPV）是放置反应堆堆芯并承受运行压力的密闭容器，也称反应堆压力壳。反应堆压力容器起压力边界的作用，用于支撑和包容反应堆堆芯和堆内构件。反应堆压力容器本体材料属低碳钢（SA508Gr.3,16MND5），与冷却剂接触表面堆焊一层5mm厚的不锈钢。压力容器典型尺寸高13m，内径4m,筒体壁厚20mm,总重约330t。,37,制造中的

20、AP1000 RPV部件,SM-1 RPV 上筒节,38,HY-1 RPV 整体上顶盖,HY-1 RPV上筒节（活性段）,HY-1 RPV 下封头过渡段,HY-1 RPV 进口管嘴,进口管嘴锻件毛毛坯,堆内构件(RIs),反应堆堆内构件（Reactor Internals，RIs）作为反应堆系统的一部分，是反应堆压力容器内支承堆芯的结构部件，为冷却剂流过堆芯提供流道，其内部结构还为控制棒的运动提供导向，为堆芯测量装置提供支承和保护以及为辐照监督试样管提供支承。堆内构件由15 000个零件组成，其结构复杂，精度和安全要求极髙，是国际公认的核电站四大关键设备之一。它的技术关键第一是材料，第二是焊接

21、，第三是精密加工。,39,控制棒驱动机构*,控制棒驱动机构（Control Rod Driver mechanism,CRDM）是核电厂反应堆里能受控动作的一组部件，其功能至关重要，主要是驱动控制棒在堆芯内的升降，实现对反应堆的启动、关闭、功率调节和事故情况下的安全保护。压水堆型核反应堆都采用磁力提升驱动机构，这种机构具有提升能力较大、安全可靠、制造技术成熟等特点。50多种金属材料：奥氏体不锈钢、马氏体不锈钢、沉淀硬化型不锈钢、镍基合金、钴基合金、球墨铸铁、碳钢,40,控制棒,控制棒驱动机构,蒸汽发生器,蒸汽发生器（Steam Generator,SG）是核电厂一、二回路的枢纽，它将反应堆产生

22、的热量传递给蒸汽发生器二次侧，产生蒸汽推动汽轮机作功。蒸汽发生器又是分隔一、二次侧介质的屏障，它对于核电厂的安全运行十分重要。压水堆核电厂运行经验表明，蒸汽发生器传热管断裂事故在核电厂事故中居首要地位。据报道，国外压水堆核电厂的非计划停堆次数中约有四分之一是因有关蒸汽发生器问题造成的。,41,制造中的AP1000 SG部件,42,海阳核电厂1号机组 SG过渡段锥形体,HY-1 SG-A 整体水室下封头及上环,稳压器,稳压器（Pressurizer,PRZ）的基本功能是建立并维持一回路系统的压力，避免冷却剂在反应堆内发生容积沸腾。典型尺寸：高13米，直径2.5米壳体材料：SA508Gr.3,18

23、MND5(RCC-M，板材),内壁堆焊不锈钢7 mmAP1000稳压器的制造应按质保程序进行。压力边界部件应满足ASME规范和ASME-NQA-1994的要求.,43,主泵,反应堆冷却剂泵（Reactor Coolant Pump,RCP）又叫做主泵，它的作用是为反应堆冷却剂提供驱动压头，保证足够的强迫循环流量通过堆芯，把反应堆产生的热量送至蒸汽发生器,产生推动汽轮机做功的蒸汽。反应堆冷却剂泵是是核蒸汽供应系统主回路中（除控制棒驱动机构外）唯一能动部件，是压水堆核电厂最关键设备之一，现代压水堆核电厂采用最广泛的是立式、单级轴密封泵。,44,AP1000的RCP,反应堆冷却剂泵泵体材料德国KSB

24、：SA508Gr.3/20MnMoNi55法国：Z3CN2009M美国EMD：SA508Gr.3AP1000的RCP采用屏蔽电机泵，即屏蔽电动机+无轴封的泵AP1000的RCP通过两个Hastelloy C267合金屏蔽套将电机的定子绕组和转子与已回落冷却剂介质完全隔离。屏蔽套的加工、安装与检验是屏蔽电机制造过程中最关键环节，是实现国产化的难点之一。定子、转子屏蔽套焊接后均经过水压试验、线圈腔氮气气压试验和氦检漏试验检验。,45,反应堆冷却剂系统管道,反应堆冷却剂系统管道（Reactor Coolant System piping）包容了核电厂所有预期运行状态或预期系统交互作用下系统的压力和温

25、度。反应堆冷却剂系统管道包括连接RPV、SG和RCP之间的反应堆冷却剂管道热管段和冷管段管道，也包括连接到反应堆冷却剂主管道和主要设备上的管道。AP1000主要特点：无过渡段实心锻造管，最大锻件钢锭重约70-90吨，接管高大于400mm，整体锻件制造困难，其制造工艺是对国际锻造行业的技术挑战。,46,汽轮机与发电机,汽轮机是将蒸汽的热能转换成机械能的蜗轮式机械。它的主要用途是在热力发电厂中做带动发电机的原动机。为了保证汽轮机正常工作，需配置必要的附属设备，如管道、阀门、凝汽器等，汽轮机及其附属设备的组合称为汽轮机设备。在火电厂和核电厂，汽轮机带动发电机发电，将汽轮机与发电机的组合称为汽轮发电机

26、组。,47,汽水分离再热器,是为保证汽轮机安全经济运行而设的。在蒸汽经过高压缸后，对高压缸排汽进行汽水分离再热，以保证低压缸的效率和安全性。外形尺寸长高宽为1442747004200，筒体直径达3.8米，重量为136.4吨，主要采用钢板焊接结构，材料以SA516-70为主，还有304SS等不锈钢，筒体厚度38mm。,48,再生热交换器,再生热交换器为立式倒U形管束热交换器，在壳侧有折流板利用上充流冷却下泻流，上充流通过壳侧，下泄流走管侧，上充流回收热量，减少热损失。设计换热量为8.6109J/H。材料选用进口材料Z2CN18-10。,49,容积控制箱,容积控制箱吸收稳压器不能吸收的一回路水容积

27、的变化；使一回路放射性气体从这里释放出来；作为上充泵的高位给水箱，为它提供水源。它为圆筒形，椭球封头，直径1800mm，设计容积5.6m3,全高4148mm，箱内上部有一组喷头，供下泄喷淋及辅助喷淋用，材质Z2CN18-10，正常工作液位1.5m，中下部存放下泄流及补水。,50,HTR-PM设备布置*,51,HTR-PM的一回路压力边界设备,HTR-PM的一回路压力边界由三个承压容器构成：反应堆压力容器、蒸汽发生器壳体、热气导管壳体。它们包容了一回路系统的主要设备，构成了一回路压力边界的主体，是一回路冷却剂循环流道的重要组成部分，是防止放射性物质外泄的第二道安全屏障。它们都属于核安全一级压力容

28、器。HTR-PM反应堆压力容器是一个薄壁的超大型的压力容器其主体内径为5.7m最大法兰外径约为6.4m主体总高约为25m设备总重750吨虽然其设计压力(8MPa)和设计温度(350oC)都低于压水堆,但由于壁厚小、尺度大,导致容器在运行条件下的变形很大，对设计和制造具有挑战性。,52,HTR-PM蒸汽发生器,HTR-PM蒸汽发生器采用直流式蜾旋管蒸汽发生器。整个示范电站采用两个核蒸汽供应系统带一个发电设备整体布置方案。蒸汽发生器和氦风机采用一体化设计.布置在蒸汽发生器压力壳内,保持了与反应堆压力壳的肩并肩布置。每个蒸汽发生器共由19个换热组件构成.每个换热组件有35根换热管,换热管布置在外套筒

29、与中心管之间的环形空间。蒸汽发生器换热管采用螺旋管结构。每个换热组件共有5层螺旋管式换热管,从里向外,每层的换热管根数依次为：5、6、7、8、9根。相邻两层螺旋管的缠绕方向相反。HTR-PM单个蒸汽发生器设计总换热功率为253MW,是目前世界上热功率最大的蜾旋管式直流蒸汽发生器。于2008年和哈电集团(秦皇岛)重型装备有限公司签订了蒸汽发生器的制造合同，选定了江苏银环精密钢管股份有限公司作为蒸汽发生器换热营的供货厂家。,53,HTR-PM堆内构件,高温气冷堆堆内构件分为陶瓷堆内构件和金属堆内构件，其中陶瓷堆内构件又包括石墨堆内构件和碳堆内构件。因为石墨和碳都属于陶瓷材料.所以称之为陶瓷堆内构件

30、。石墨堆内构件是由石墨砖砌成的，带有堆芯腔的圆筒体结构。石墨堆内构件内部为包容球床堆芯的堆芯腔.外部为碳堆内构件。石墨堆内构件由顶反射层、侧反射层、底反射层和热气室结构组成。石墨堆内构件材料为日本东洋炭素的IG-110核石墨。碳堆内构件是由碳砖砌成的近似圆筒形结构，内部包容石墨堆内构件。碳堆内构件由顶绝热层、侧绝热层和底绝热层组成，除了最底下一层底绝热层碳砖不含有B4C外.其余碓砖均为含碳化硼（B4C）为的含硼碳砖。碳堆内构件为方大炭素新材料科技股份有限公司（前身兰州炭素）HTZ-A碳材料(不含B4C）和HTZ-B碳材料(含B4C）。金属堆内构件主要由堆芯壳、上支承板、下支承板、定位板、压板、

31、支承滚柱、箍紧带和管件等组成。包括上支承板、下支承板等在内的堆芯壳组件是金属堆内构件的核心部份。主要材料为12Cr2Mo1R(板材)和12Cr2Mo1锻件.,54,4.核电厂设施（SSC）的安全分级,核电站设备分类 核电站设备部件与常规机械 产品的差别 核承压机械设备特点及其与常规压力容器的差别 核设备安全要求及安全分级 核电技术体系,世界第一座核反应堆,核电站设备,56,为什么要对核级机械部件与设备提出有别于常规机械部件与设备的特殊要求 和平利用核能存在着潜在的核风险。因此，确保核安全是和平利用核能的前提。核动力厂是由从多复杂的系统、部件和设备所组成的，采用高质量和高可靠性的部件和设备是保证

32、核动力厂总的安全要求得以实现的基础。为此，根据国际核能工业的成功实践和我国核安全法规的规定，对核动力厂的核级机械部件与设备在设计、制造等方面提出了一系列有别于常规工业产品的特殊要求。,核安全部件与设备特殊要求的必要性,核安全部件与设备和常规机械产品的差别1,确定设计基准的原则不同核安全部件与设备的设计基准不仅要考虑在核电厂运行状态(正常运行和预期运行事件)的条件下能可靠地执行其规定的功能，而且还必须考虑在事故状态的设计基准事故的条件下仍能可靠地执行其规定的安全功能，以缓解事故，保证核电厂总的安全要求的实现。在核安全部件与设备的设计、制造、安装等活动中必须采用成熟的经过验证的技术与安全相关的设计

33、和设计验证的计算分析软件和验证设施(各种试验台架、装置)需通过国家核安全局的认可必须遵守行业准入管理要求从事核安全部件与设备设计、制造、安装和检验活动的单位必须依据中华人民共和国国务院条例民用核安全设备安伞监督管理条例(困务院2007年500号令)、核安全法规HAF60X系列的相关要求取得相应资格，获得国家核安全局的资格许可后，方可从事相应的设计、制造、安装和检验活动。,58,核安全部件与设备和常规机械产品的差别2,必须遵循核质量保证要求 所有从事核安全部件与设备设计、制造、安装和检验活动的单位都必须建立符合核安全法规HAF003核电厂质量保证安全规定要求的质量保证体系这是取得相应资格许可的必

34、要条件之一。必须遵守设备鉴定要求 首次用于核电厂的核安全部件必须通过设备鉴定方可使用。设备鉴定的目的是验证其在核电厂服役的各种工况下，特别足在事故工况下，该部件的可运行性和功能能力能否满足预定的要求。全部核安全部件的活动必须存国家核安全局的独立监督下实施 所有的核安全部件的相关活动，包括设计、制造、安装、试验、运行、在役检查、维修、更换、退役等都必须在国家核安全局的独证监督下实施，处于严格的受控状态。上述这些差别都表明核安全机械部件在设计、制造、安装和检验的质量控制等方而比常规机械设备要严格得多，实践证明高质量的部件是保证核电厂安全运行的前提条件之一。,59,核承压设备及其制造要求,核承压设备

35、是指核动力厂及其他核反应堆中执行核安全功能的承压设备及其支承件，包括反应堆压力容器、稳压器、热交换器、管道、泵、阀门、贮罐以及堆内 构件等；反应堆系统的钢制安全壳或混凝土安全壳的钢衬里；核燃料生产、加工、贮存、后处理设施以及放射性废物处理、处置设施中包容放射性物质的承压设备及 其支承件；其他需要严格监督管理的核承压设备。核承压设备根据核安全要求分为核 1、2、3 级。我国核安全法规 HAF0901 第八条规定：从事制造核承压设备关键承压材料（包括管材、棒材、板材、铸锻件和焊 接材料）的单位，必须遵守 HAF0900 和 HAF0901 实施细则，并接受国家核安全局 的独立监督，其中生产大型铸锻

36、件的单位须取得制造资格许可证，焊接材料及其它材料由使用单位通过质量保证体系加以控制和监制。,60,核承压设备及其制造要求,借鉴国外核电发展经验和我国实际，民用核安全设备实行许可证制度。括民用核安全设备设计许可证民用核安全设备制造许可证民用核安全设备安装许可证民用核安全电气设备许可证民用核安全设备无损检验许可证。其中民用核安全设备制造许可证按照核级安 全要求级别，又分为主设备设计/制造许可证、核 2/3 级设备设计/制造许可证、核级 泵阀设计/制造许可证、核级管道、管配件、支撑等设计/制造许可证。截止到 2009 年 2 月底，国家核安全局颁发的国内企业持证单位已有 110 家，国外企业有 8

37、家。持证单位只能从事许可证上上标记的设备类型或典型设备的名称的设计、制造、安 装和检测等内容。,61,构筑物、系统和部件的分级,安全分级部件的质量和可靠性是核动力厂安全运行的重要基础之一核动力厂不同的系统、构筑物、部件对安全的影响是不同的安全分级是核电厂为提高构筑物、系统和部件的可靠性水平所采取的一个有别于一般工业设施的重要措施。它反映了“利益”与“代价”，“安全性”与“经济性”之间的平衡1.安全级机械部件的安全1级、2 级、3级和4级(非安全级)仪表和电器部件的lE级(安全级)和非lE级(非安全级）所有的安全级部件与设备(安全l级、2级、3级)均为抗震I类安全4级为非核安全级、质量4级(质量

38、D组)，执行常规产品相应的标准和质量保证要求(例如：IS0一9001)2.抗震分类3.质量分组(规范等级)4.质量保证级,62,系统安全分级与部件安全分级的关系,组成该系统的部件与设备的安全级别与系统的安全级别相一致安全级别不同的二个系统之间的接口部件按较高的级别确定与安全级能动部件配套的电器设备与控制仪表划分为IE级核电厂系统与部件安全分级示图见图。,抗震分类,抗震I类 承受安全停堆地震(SSE)的荷载，适用于安全相关的SSCs及为其提供支持和保护的SSCs,同时要求保证其功能性和完整性。抗震类 承受运行基准地震(OBE)的荷载,适用于不实施安全功能，也不要求具有延续功能的SSCs，仅要求保

39、证其完整性。对于抗震类的部件，新的核安全法规不强制规定其在设计中必须将运行基准地震的荷载作为设计输入。是否作为设计输人，由核电厂营运单位根据具体情况决定。非抗震类,64,质量分组(也称为规范等级),对核电厂机械部件/设备，按照ASME-III分为：质量A组：核1级部件质量B组：核2级部件质量C组：核3级部件质量D组：常规产品质量保证要求，非核级部件,65,质量保证级,与安全级别相对应，划分为质量保证1级质量保证2级质量保证3级质量保证4级常规产品质量保证要求，例如：ISO-9001对不同的质量保证级别的物项与服务，按照核安全法规HAF003核电厂质量保证规定所要求的控制要素是相同的；在实际执行

40、中差别仅来源于：由于物项与服务的安全重要性和受控对象的质量信誉不同，而在控制的范围、频度和接受的标准上有所不同。,66,美国核管会NRC质量分组系统,67,安全分级要求的对照,68,SSC安全分级是核电厂的安全目标和安全要求与相应工业规范、标准的“连接点”。,69,工业标准体系-规范(Code),我国目前尚未形成完整的有关核动力装置机械部件与设备的设计规范和标准。核级机械设备的设计与制造通常遵循国家核安全局认可的国外成熟规范、标准进行美国ASME规范第II卷材料技术条件第III卷核设施部件建造规则；第V卷无损检验；第IX卷焊接与钎焊评定；第XI卷在役检查规程；法国RCC规范RCC-P:电功率9

41、00MW压水堆核电厂系统设计与建造规程RCC-G:电功率900MW压水堆核电厂土建设计与建造规程RCC-I:压水堆核电厂防火设计与建造规程RCC-M:压水堆核岛机械设备设计与建造规程RCC-E：压水堆核岛电气设备设计与建造规程RCC-C:压水堆核电厂燃料组件设计与建造规程。,70,ASME锅炉及压力容器规范-核电体系,第卷 NCA分卷第1册和第2册的总要求第卷 第1册NB分卷1级部件NC分卷2级部件ND分卷3级部件NE分卷MC级部件NF分卷支承件NG分卷堆芯支承结构NH分卷高温使用的1级部件附录 第卷 第2册混凝土安全壳规范第卷 第3册用于运输与储存乏燃料和高放射性材料及废料的安全容器第卷 核

42、电厂部件在役检查规则,71,第卷 材料A篇铁基材料技术规格B篇非铁基材料技术规格C篇焊条、焊丝及填充金属材料技术规格D篇性能（美国通用单位）D篇性能（国际单位）第卷 无损检测 第卷 压力容器建造规则 第1册第2册另一规则第3册高压容器建造规则第卷 焊接和钎焊评定,NX-1000 引言 NX-2000 材料 NX-2100 材料的通用要求NX-2200 铁素体钢材的试件和试样NX-2300 材料的断裂韧度要求NX-2400 焊接材料NX-2500 承压材料的检测和修补NX-2600 材料机构的质量体系大纲NX-2700 尺寸标准NX-3000 设计NX-4000 制作和安装NX-4100 通用要

43、求NX-4200 成形、装配和对中NX-4300 焊接评定NX-4400 指导焊缝的施焊、检测和返修的规则NX-4500 钎焊NX-4600 热处理NX-4700 机械接头,72,NX-5000 检测NX-5100 检测的通用要求NX-5200 制作和役前基线焊缝所要求的检测NX-5300 验收标准NX-5400 容器的最终检测NX-5500 无损检测人员的考核和取证NX-6000 试验NX-6100 通用要求NX-6200 水压试验NX-6300 气压试验NX-6400 试验压力表NX-6600 压力试验的特殊情况NX-7000 超压保护NX-8000 铭牌、印记和报告,ASME III-N

44、B、NC、ND篇章结构,RCCM与ASME比较,RCC一M规范仅是ASME规范第卷的法国化，仅适用于法玛通式的百万(包括140万和150万)千瓦级的压水堆电站核岛设备建造。其重要的部分，包括第一册的NB、NC、ND、NF、NG和技术附件各分卷基本引用了ASME的全部内容，仅有极少的变动。RCCM现用于第三代压水反应堆EPR的设计建造。ASME规范有数百个国际参与者支持，包括法国、加拿大、日本、韩国、英国等国，他们采用统一的流程，并保持关注点的均衡。RCCM规范与ASME规范第卷技术要求基本上非常相似。两者在方法途径上，ASME采用通用的预先限定，更多的关注业主、设计者和制作者的责任；而RCCM

45、采用原型限定，更多的关注管理者的责任。RCC-M规范与ASME规范第卷的区别主要反映在材料和应力限值、设计、建造、检测、水压试验、质保等方面。,73,ASME，RCC-M和GB在编排上的差别,5.核电设备制造的质量保证体系,质量保证体系基本概念 核电质量保证体系 HAF003的基本原则和要求 民用核承压设备监督管理 核电设备监造,1 在质量控制（QC)：QC（Quality Control）是为了证明产品质量和合同条款要求一致，而由制造商或供货商实施的所有检测。2 质量保证（QA）:QA(Quality Assurance)是为某一项设备或装置能够满意地工作提供适当可信度所必须的，有计划的，系

46、统性的活动，也是为使物项或服务与规定的质量要求相符合（质量实现），并提供足够的置信度（让别人相信）所必需的，系列有计划的、系统化的活动。3 质量监督（QS)QS(Quality Survelliance)是为了保证制造商或供货商实施检查的有效性，并证实跟合同要求致，而由业主实施的所有方法一一即对记录、方法、程序、服务和实体进行连续的评价、分析，以确认符合规定的要求。,76,核设施质量保证基本概念,质量保证金字塔,质量控制属于第一层次的验证，也叫直接验证。QC是直接针对产品质的，它致力于满足质量要求。质量保证的验证是更髙层次的验证，属于笫二层次的验证，也叫间接验证。QA主要是针对过程质量或活动质

47、量的，它致力于提供质量要求会得到满足的信任。业主对设备的监造是对制造厂制造活动按照质敏计划选择性抽样检査的一种间接性验证质量控制的手段。质量监督既有针对产品质量的部分，也有针对过程质世与活动质量的部分，这种双重性与它相对于监督对象的独立性是并存的。,77,中国与美国的核电法规、标准体系*,中国核质量保证法规与导则HAF003核电厂质量保证安全规定HAD003/(01-10)我国的核安全导则是对核安全法规规定进行说明和补充的指导性文件。美国核质最保证法规与导则美国的核质量保证法规为10CFR50附录B“核电厂和燃料后处理的质量保证准则”，包括18条质量保证大纲要求。附录B与HAF003在内容范围

48、和表述上基本相同。美国核质量保证标准NQA-1 美国认可釆用了美国ASME制定的核质量保证标准NQA-1,NQA-1-1994由4部分组成,整个NQA-1-1994标准的内容详细程度与HAF003及其导则基本对应。美国核质保导则 RG1.26,1.28,1.30,1.37,1.38,1.94,1.116,78,79,核质保与ISO9000质量管理体系的比较,核质量保证与ISO9000的联系:质量保证的原理和方法相通发展过程中的相互影响和借鉴可以同时存在于某个组织中 核质量保证与ISO9000的区别:核质保的目的是确保核安全,而ISO标准是以质量求效益核质保是核安全法规的一部分,具有法的效力,而

49、ISO标准属工业标准,不是强制执行的标准核质保适用于影响核设施质量活动的所有单位,而ISO适用于一般企业单位,80,核质保与ISO9000质量管理体系的比较,核质量保证的特殊要求核质量保证法规强调了要“保证公众健康和安全”的社会责任核安全第一的管理理念安全重要性的分级,QA分级的方法质量验证人员的独立性核安全文化的培育和推广自我评价的原则,核设施质量保证的基本要求,结构 行政法规（强制性）和导则（推荐性）,民用核承压设备监督管理系列,HAF601民用核承压设备安全监督管理规定（1992年国家核安全局、机械电子工业部、能 源部发布）民用核安全设备监督管理条例（2007年7月21日国务院发布）（2

50、008年1月1日生效）,HAF601/01民用核承压设备安全监督管理规定实施细则（1993年国家核安全局、机械电子工业部、能 源部发布）,HAF602民用核承压设备无损检验人员培训、考核 和取证管理办法（1995年国家核安全局发布）,HAF603民用核承压设备焊工及焊接操作工培训、考 核和取证管理办法（1995年国家核安全局发布）,境外民用核安全设备监督手段-六项制度,境内民用核安全设备活动单位的许可证管理制度，审查内容核质量保证体系人力状况、装备情况和关键技术储备模拟件试制受理有前提，强化以往的业绩，尤其是核电业绩审批有程序截止2009年底，民用核安全设备持证单位140家，包括97家机械设备