核电厂核安全设备的采购策略分析

我国的核电发展规划对核电厂核安全设备采购的质量和安全性能提出了更高的挑战。基于核电厂核安全设备采购的特点,对采购过程提出了进一步明确设备技术规范,建立和完善核电行业的专家库,采用更合理的评标方法,建立统一的核电厂核安全设备采购平台等要求。本文从做好采购整体进度计划,合理划分采购包,通过资格审查建立供应商库并实行分类管理,持续推动关键设备的国产化进程,进一步完善核电厂核安全设备采购的制度和机制等方面,为核电生产企业提出了核安全设备采购策略的建议。     

优化核级阀门变更审查流程，提高核安全治理精细化水平

核安全"十三五"规划稳步推进,实施总体进展良好,"十四五"时期将迎来核安全治理体系和治理能力现代化建设的关键阶段。随着核电国产化和小堆需求的兴起,民用核安全设备监管也面临新的挑战。阀门作为核电应用最为广泛的通用机械设备,数量多,种类杂,在系统中执行着各种不同的控制功能。本文针对核级阀门的监管现状,结合民用核安全设备设计制造许可证的应用和监督实践经验,围绕证书的优化整合,从工程经验和技术分析等方面讨论了各项参数的必要性,并就优化变更审查流程提出建议。     

核级承压设备密封结构的有限元分析

在AP1000反应堆系统中,很多设备具有承压的功能,其密封性能直接关系到系统能否正常运行,因而密封失效是较之弹塑性失效、疲劳失效等更为基本的失效形式。在ASME规范中采用的密封结构设计方法是华脱尔斯法,此方法采用了一些保守的经验和假设,无法对密封结构处的变形和应力进行细致的计算。本文采用ANSYS有限元分析软件对核承压设备典型的密封结构进行了建模计算,提出了在有限元模型中螺栓预紧力和垫片的等效处理方法,能够对密封结构处垫片的回弹量、法兰的变形及应力分布进行预测。模型分析了采用华脱尔斯法进行密封设计时的设计余量,得到了垫片回弹量与设备内压之间的关系,对于核级承压设备密封结构的设计具有一定的借鉴意义。     

中国核承压设备活动的安全监督管理

核承压设备执行核安全功能,是安全防护实体屏障的核心。要实现我国核电的更大发展及自主化战略,核承压设备国产化仍然存在着技术能力不足和准备不充分的问题;与技术基础相比,管理方面的问题也不容忽视。针对存在的问题,国家核安全局采取了加强核安全文化的宣传和普及,调整核承压设备活动资格许可证审批政策,提高管理要求、强化核承压设备活动的监督、加强内部管理,提高核承压设备监管效率等措施。同时以国务院《核安全重要设备监督管理条例》的编写和实施为契机,全面完善我国核承压设备及其他核设备管理。     

进口民用核安全设备安全检验工作中的设备审查

在进口核安全设备的安全检验中,对这些设备进行审查可以避免有缺陷的或不能证明其满足相关标准的设备用于我国核电厂,从而保障核电厂的安全运行。本文介绍了安检工作的目的、流程、内容和审查范围,重点介绍了对安检工作中设备文件的审查依据,提出了安检工作中设备文件的审查要点。     

核电厂与安全相关的仪表和控制系统设计标准分析

文章介绍了美国和国际电工委员会在压水堆核电厂与安全相关的仪表和控制系统设计标准方面的层次和特点,对我国相关法规和标准的现状以及正在进行的标准制修定工作进行了分析,提出了由国家核安全监管当局牵头开展对核电厂与安全相关的仪表和控制系统设计标准进行评估,形成可指导我国核电设计自主化和设备国产化的管理导则和审查技术见解的建议。     

浅谈督促国外供应商核安全文化建设及落地的必要性

随着国内核电事业的迅速发展,具有中国特色的核安全文化体系日渐成熟,虽然核电设备已开始逐步国产化,但当前仍有部分设备需外商供货,从而造成买方对核电站部分重要设备的制造监督工作存在很大的不便,对供货质量带来风险.为保证设备质量,加强核电设备国外供应商建立符合要求的核安全文化体系并实时落地显得尤为重要.     

重水堆1E级隔离放大器的研制及核电设备国产化的几点思考

针对在核电厂中大量进口设备和备件存在价格高、供货周期长、设计过时甚至存在设计缺陷等问题,本文以在秦山第三核电厂的专设安全系统中的隔离放大器为例,在分析隔离放大器的工作原理、工作方式等基础上,介绍了AGM隔离放大器的国产化研制流程和实际研制成果,包括隔离放大器设计缺陷的改进、加工和鉴定等过程管理,并分析了我国核安全相关控制设备的国产化现状、国产化意义,提出了针对核电设备和备件国产化的建议及展望。     

进口民用核安全设备开箱检查的实施及若干问题的探讨

介绍了进口民用核安全设备安全检验的第二阶段—开箱检查的目的、内容、流程及要求,明确了开箱申报材料的审查重点,介绍了安全检验机构在核设施现场外实施开箱检查的监督检查(以下简称开箱见证)步骤,探讨了对开箱检查工作、监造、装运前检验、监装及验收的理解以及出具开箱见证报告等典型问题,并提出了一些加强进口核安全设备开箱检查工作的建议。     

中国核承压设备国产化现有基础及发展对策浅析

通过分析中国核承压设备国产化现状及存在的主要问题，提出只有充分总结和汲取过去发展核电的成功经验和深刻教训，切实采取制定国家核电发展长远和总体性规划、加大核电设备设计和制造科研攻关经费投入、强化核电设备国产化基础、加强核安全监管能力建设等措施．中国核承压设备才能真正实现国产化，核电产业才能持续发展。     

民用核安全设备活动中不符合(项)的识别、分类与控制

结合我国民用核安全设备活动管理现状,分析总结民用核安全设备活动许可证申请审查和监督检查中发现的不符合(项)识别、分类和控制中存在的问题,并参考Safety Series No.50-C/SG-Q,ASME NQA-1,RCC-M等国际通用标准规范的相关要求,提出民用核安全设备活动中不符合(项)的识别、分类和控制要求。     

核电发展势在必行,设备国产化和人才培养是基础——专访于俊崇院士

<正>于俊崇中国工程院院士,中国核动力研究设计院高级工程师,博士生导师。一直从事核反应堆设计研究及工程研制工作,在核反应堆热工水力与核安全、核动力总体等专业领域有很深的造诣。(上接第2期第100页)核电设备国产化需要国家政策扶持《中国核电》:为了适应我国核电发展的需要,大力推进核电设备国产化已成为一个重大的战略决策,您对此有何看法?于俊崇:我国想要独立自主的发展核电,并达到"走出去"的目的,核电设备的国产化至关重要。但是,目前我国核电设备企业     

浅谈反应堆压力容器主螺栓孔扩孔修复的核安全审查

介绍了国内外处理严重损伤螺栓孔修复的技术概况，结合国内处理反应堆压力容器主螺栓孔不符合项的核安全审查，给出了核安全审查中应关注的方面以及力学评价存在的问题，以期望对后续的核安全审查有借鉴意义。     

如何有效地开展管理部门审查

管理部门审查是民用核安全设备质量保证体系最高管理者亲自主持、实施的一项持续改进的质量保证活动。文章结合管理部门审查存在的问题,探讨如何正确认识管理部门审查的作用以及管理部门审查采用的常用方法,以阐明如何更加有效地开展管理部门审查。     

核级管件取证模拟件试制基本要求

从民用核安全设备许可证技术审查的角度，对申请核级管件制造厂家如何选择模拟件的尺寸，如何进行模拟件试制的准备工作及如何进行模拟件试制过程控制等方面给出了一些基本要求。     

秦山核电厂(一期工程)应急计划在太原预审

中国核工业总公司对秦山核电厂(一期工程,的应急计划于1989年12月19日至21日进行了预审查。根据国家核安全法规要求,一个核电站的应急计划必须经过二级审查,即主管机构的预审查和国家核安全监督部门的最终审查。核电厂的应急计划与“安全分析报告”、“环境影响报告”一样,是国家核安全部门发放“安全许可证”所必须要求申报审查的法定材料     

转运-清洗室的力学分析

转运-清洗室为反应堆换料操作提供一个安全可靠的密封和生物屏蔽空间，为抗震Ⅰ类设备，研究分析其抗震性能对保证核安全有重大意义。     

核级阀门模拟件制作及鉴定要求

核安全级阀门作为核电厂的一类典型重要设备,一直受到国家核安全监管部门的重点关注。申请核安全级阀门民用核安全设备设计/制造许可证的单位,按照相关核安全法规的要求,需要制作对应的模拟件,并须完成全部相应的鉴定试验。但相关规定中对于模拟件的尺寸选择、需要完成的鉴定试验项目没有给出具体的要求。本文结合许可证技术审查的经验反馈,对于申请核安全级阀门设计/制造许可证的申请单位选择模拟件的尺寸参数、准备模拟件制作的前期工作及实施模拟件制作的工艺过程控制等方面提出了一些基本要求,指出鉴定试验过程中可能产生的一些问题,为核安全级阀门民用核安全设备设计/制造许可证的申请提供技术参考。     

石墨垫片密封泄漏率计算方法研究

为完善核级主设备密封分析及设计方法,基于稳压器人孔密封结构建立了密封数值分析模型,对石墨垫片密封接触应力进行了分析研究;结合平行圆板流动模型和多孔介质渗流模型建立了石墨垫片密封质量泄漏率理论预测模型;基于理论预测模型计算了设计工况、试验工况和启动瞬态工况下的质量泄漏率,对主要影响参数进行了分析和讨论。研究结果表明,石墨垫片密封接触应力沿周向分布较为均匀,而石墨环沿径向的中间区域接触应力值略低于石墨环两侧;在温度和压力上升瞬态中,密封接触应力随时间呈现出下降的规律,密封质量泄漏率与接触应力呈负相关,增大密封接触应力可以降低质量泄漏率,但降低效率逐渐减小,减小粗糙度可以显著降低质量泄漏率。本文分析方法可为核级主设备密封泄漏率分析和紧密度评价提供重要参考。     

英国通用设计审查(GDA)初探

英国新建核电厂(Nuclear New Build,简称NNB)拟采用的候选堆型在建造前通常要求对其从核安全和核安保两个方面进行审查,即所谓的"通用设计审查(Generic Design Assessment,简称GDA)"。本文对英国核安全监管体系下新建核电厂取证过程进行了分析研究,包括:英国主要核安全监管部门、监管范围和流程、通用设计审查及其在英国新建核电厂审批过程中的地位等,重点就审查依据、审查流程、送审文件准备等进行介绍和分析。文章最后还总结了执行通用设计审查将面临的主要风险和挑战,为我国核电企业开展通用设计审查给出了具体建议。