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1第二章民用核安全设备基本知识第一节民用核安全设备及其监督管理一、民用核安全设备的监督管理规定高质量和高可靠性的核安全设备是保证民用核设施安全目标的重要前提条件之一。为了进一步加强核安全设备的监管力度，国务院于2007年7月11日颁布了《民用核安全设备监督管理条例（国务院第500号令）》。为了配合新条例的贯彻和实施，国家核安全监管部门也于2008年1月1日正式发布实施了4个配套的核安全设备方面的法规：《民用核安全设备设计制造安装和无损检验监督管理规定》（HAF601）、《民用核安全设备无损检验人员资格管理规定》（HAF602）、《民用核安全设备焊工焊接操作工资格管理规定》（HAF603）、《进口民用核安全设备监督管理规定》（HAF604）。《民用核安全设备监督管理条例（国务院第500号令）》和配套法规（除HAF603外）的相关监管要求可概括如下：（一）民用核设施营运单位对民用核安全设备的安全和可靠运行负全面责任。在民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验活动前，民用核设施营运单位应当对民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验单位编制的项目质量保证分大纲和质量计划进行审查认可，并采取驻厂监造或见证等方式对相关活动进行过程监督。（二）所有从事境内核设施上的核安全设备的设计、制造、安装和对外无损检验服务的国内外单位必须依据HAF601或HAF604的相关规定取得资格许可。民用核安全设备许可证分为设计许可证、制造许可证、安装许可证和无损检验许可证四类。（三）申请领取民用核安全设备制造或安装许可证的单位，还应当制作有代表性的模拟件。（四）民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验单位，不得将国家核安全局确定的关键工艺环节分包给其他单位。（五）从事核安全设备的无损检验和焊接活动的个人必须按照HAF602或HAF603的相关规定取得相应资格。无损检验工作应当由民用核安全设备无损检验Ⅱ级或Ⅱ级以上人员为主操作，无损检验结果报告只能由Ⅱ级或Ⅱ级以上人员编制、审核，并履行相关审批手续。核安全设备无损检验人员不得同时在2个或2个以上的单位中执业。（六）民用核安全设备持证单位应当在每年4月1日前向国家核安全局提交上一年度评估报告。正在从事民用核安全设备相关活动的持证单位还应在活动开始30日前（无损检验活动开始15日前）向核安全监管部门备案，设计、制造和安装持证单位在每季度开始7个工作2日前提交上一季度的活动报告。民用核安全设备持证单位在发生重大质量问题时，应当立即采取纠正措施，并向国家核安全局报告。（七）国家核安全局及其所属的检验机构应当依法对进口民用核安全设备进行安全检验。未经安全检验或经安全检验不合格的进口民用核安全设备不得在中华人民共和国境内的民用核设施上运行使用。二、民用核安全设备依据《民用核安全设备监督管理条例（国务院第500号令）》第二条，民用核安全设备是指在民用核设施中使用的执行核安全功能的设备，包括核安全机械设备和核安全电气设备。民用核安全设备是执行核安全功能的关键设备，是民用核设施安全防护实体屏障的核心，其质量和可靠性直接关系到核设施的安全稳定运行。依据《民用核安全设备监督管理条例（国务院第500号令）》第六十一条，核安全机械设备包括执行核安全功能的压力容器、钢制安全壳（钢衬里）、储罐、热交换器、泵、风机和压缩机、阀门、闸门、管道（含热交换器传热管）和管配件、膨胀节、波纹管、法兰、堆内构件、控制棒驱动机构、支承件、机械贯穿件以及上述设备的铸锻件等。核安全电气设备包括执行核安全功能的传感器（包括探测器和变送器）、电缆、机柜（包括机箱和机架）、控制台屏、显示仪表、应急柴油发电机组、蓄电池（组）、电动机、阀门驱动装置和电气贯穿件等。现阶段，核安全监管部门的核安全设备监管范围是依据《核安全设备目录（第一批）》而定的。三、民用核安全设备的特殊性和平利用核能存在着潜在的核风险，而采用高质量和高可靠性的部件设备是保证民用核设施安全的基础和保证。根据国际核能工业的成功实践和我国核安全法规的规定，对民用核设施中的核级部件和设备在设计、制造、质量控制和监管等方面提出了一系列有别于常规工业产品的特殊要求。（一）设计基准的确定原则不同。核安全设备的设计基准不仅要考虑在正常运行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工况下仍能可靠地执行其规定的安全功能。（二）所有应用于设计和设计验证的计算分析软件和验证设施（试验台架、回路等）均3需通过国家核安全监管部门的认可。（三）所有核安全设备必须通过设备鉴定方可用于民用核设施中。设备鉴定的目的是验证其在服役的各种工况下，特别是在事故工况下，该设备的可运行性和功能能够满足预定的要求。（四）在核安全设备的设计、制造、安装、焊接和无损检验等活动中必须采用成熟的且经过验证的技术或工艺，而不是一味追求其先进性。（五）所有从事核安全设备的设计、制造、安装和无损检验的单位必须依据HAF601或HAF604的相关规定取得资格许可。从事核安全设备的无损检验和焊接的个人也必须按照HAF602或HAF603的相关规定取得资格。（六）所有从事核安全设备的设计、制造、安装和无损检验的单位都必须建立满足核安全法规HAF003等要求的质量保证体系，并且所有与质量相关的活动都必须置于该质量保证体系的有效控制之下。（七）所有核安全设备的相关活动，包括设计、制造、安装、试验、运行、在役检查、维修和退役等都必须在国家核安全监管部门的独立监督下实施。四、民用核安全设备的核安全分级要求核安全设备必须根据其在民用核设施中所负担的核安全功能，确定相应的核安全级别。这是核安全设备在设计、制造、安装、试验、运行、在役检查、定期试验、维修和退役等活动中正确选用规范标准的依据。我国核安全法规《核动力厂设计安全规定》（HAF102）在核动力厂设计要求一章中明确规定了“必须首先确定属于安全重要物项的所有构筑物、系统和部件，包括仪表和控制软件，然后根据其安全功能和安全重要性分级。它们的设计、建造和维修必须使其质量和可靠性与这种分级相适应”。为了便于履行这一要求，核安全导则《用于沸水堆、压水堆和压力管式反应堆的安全功能和部件分级》（HAD102/03）对核电厂安全功能和部件的安全等级划分提出了具体指导。现阶段，核电厂的设备分级还是以确定论为主，概率论为辅。一般来说，核电厂的机械设备分为核安全1级、核安全2级、核安全3级和非核安全级。前面三个级别的设备统称为核安全设备。主要包括：一）核安全1级主要包括组成反应堆冷却剂系统承压边界的所有设备：反应堆压力容器、反应堆冷却剂泵、稳压器、蒸汽发生器的一次侧、控制棒驱动机构的壳体、主管道以及延伸到并包括第二4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）。对于核安全1级设备，必须按照实际可能的最高质量标准来进行设计、制造、安装和试验。二）核安全2级主要指反应堆冷却剂系统承压边界内不属于核安全1级的各种设备，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设备。例如：(1)属于反应堆冷却剂压力边界的小直径(DN10.4mm)的高能管道和阀门，如仪表管线和取样管线部分；(2)安全壳隔离系统的各种机械设备(如阀门)；(3)余热排出系统的主要部件；(4)化容系统中冷却剂上充部分(若用于堆芯应急冷却)；(5)安全壳喷淋系统的主要部件；(6)安全注射系统的主要部件；(7)辅助给水系统处于安全壳内的部分及其安全壳贯穿件；(8)安全壳内的蒸汽系统以及给水系统，直至并包括安全壳外的第一个隔离阀；(9)安全壳厂房，包括安全壳贯穿件；(10)安全壳氢气控制和监测系统；(11)堆芯仪表系统，直到并包括手动隔离阀。三）核安全3级主要是指下述一些系统的设备：(1)化容系统中为控制反应性提供硼酸的部件；(2)辅助给水系统处于安全壳外的部分；(3)为冷却、润滑安全1、2、3级设备所需部件；(4)乏燃料贮存池冷却水系统中的重要部件；(5)应急电源、水源，以及柴油机的润滑油、燃油和冷却水系统；(6)压缩空气系统向安全级物项供气部分(贯穿安全壳部分属于安全2级)；(7)放射性废物处理系统中其故障会导致放射性气体释放超过允许限值的部件，如废气衰变箱；(8)重要厂用水系统和设备冷却水系统的管道、阀门、泵等。5(9)为控制室可居留性服务的冷冻水系统。电气设备的分级是根据支持功能的安全重要性将电气设备分成1E级（安全级）和非1E级（非安全级）两个级别。支承件的核安全级别是由主体设备确定的。例如，核安全1级设备的支承件也是核安全1级。五、民用核安全设备现行主要标准规范目前，国际上核电厂建造主要遵循以下几个核电标准体系：美国机械工程师学会（ASME）的《锅炉及压力容器规范》（以下简称“ASME规范”）；法国RCC系列，包括RCC-P、M、E、G、I、C和RSEM等；德国KTA标准；俄罗斯的ΠΗΑЭΓ标准。（一）国内核安全设备标准规范自从1972年8月，我国开始核电厂的设计制造以来，我国为实现核安全设备的国产化进行了不懈努力。但由于种种原因，我国的核安全设备目前仍然使用国外的规范标准。我国秦山第一、秦山第三和在建的山东海阳等核电厂执行的是美国ASME规范；大亚湾、岭澳和在建的辽宁红沿河、广东阳江等核电厂执行的是法国《压水堆核岛机械设计建造规则》（以下简称“RCC-M规则”），连云港田湾核电厂执行俄罗斯的ΠΗΑЭΓ标准。以上三个规范标准为核安全设备现行规范标准。对于具体的核工程，其核安全设备所用规范为国家核安全局在安全分析报告中批准的规范标准。随着核安全设备国产化的进一步开展，我国的核电规范标准体系将逐渐建立和完善。（二）美国ASME规范体系结构美国的核电标准多是由行业协会制订的，如机械工程师协会（ASME）、材料与试验协会（ASTM）、电气和电子工程师协会（IEEE）、核学会（ANS）等，美国国家标准协会（ANSI）起到总的协调作用。ASME规范是一个权威性规范，它已成为许多工业国家设计、制造、订货以及制订本国标准的依据，尤其是在核动力设备设计、制造和安装等活动中被直接采用。ASME规范是由美国机械工程师协会制定的，每三年修订一次，共十二卷，其中与核电相关的有以下各卷：第Ⅱ卷材料技术条件6包括：A篇钢铁材料、B篇有色金属材料、C篇焊条、焊丝及填充金属、D篇性能。第Ⅲ卷核动力装置设备包括：NCA分卷第一册及第二册的总要求第一册：NB分卷一级设备NC分卷二级设备ND分卷三级设备NE分卷MC级设备NF分卷设备支撑结构NG分卷堆芯支撑结构NH分卷高温使用的一级设备附录第二册：混凝土反应堆容器与安全壳规范第三册：乏燃料及高放射性废料的贮存和运输包装用安全容器第Ⅴ卷无损检测第Ⅸ卷焊接及钎焊评定第Ⅺ卷核动力装置设备在役检查规程（三）RCC-M规范体系结构法国核电厂RCC规范系列包括RCC-P、RCC-G、RCC-M、RSEM、RCC-E、RCC-I和RCC-C等，覆盖了核电厂系统、构筑物、机械设备、在役检查、电气设备、防火、燃料组件等几乎全部的核电厂领域。RCC-M规则由法国核岛设备设计建造规则协会（AFCEN）编制，该协会是由法国电力公司（EDF）、法马通原子能公司（FRAMATOME）和诺瓦通原子能公司（NOVATOME）于1980年10月19日组建成立的，其主要任务是：编制核电厂核岛设备的设计、建造、安装和调试的规则；根据经验、技术进展和管理要求的变化对规则进行修订；颁布这些规则及其后续修改的相应条文。RCC-M规则主要适用于压水堆核岛机械设备，其中设计方面的规定是基于美国ASME规范第Ⅲ卷核动力装置设备NB、NC、ND、NF和NG分卷，同时吸收了法国在工业发展实践中所取得的成果。RCC-M规则中的制造和检验规定以法国的制造和检验标准为基础，是法7国本身核工业实践经验的具体体现。RCC-M规范的结构如下：第Ⅰ卷——机械设备（设计/建造）包括：A篇总则、B篇一级设备、C篇二级部件、D篇三级设备、E篇小型设备、G篇堆芯支承结构、H篇支承件、J篇低压或常压储罐、Z篇技术性附录。第Ⅱ卷M册材料第Ⅲ卷MC册检验方法第