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。     

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。     

民用核安全设备许可审评中的常见问题及建议

《中华人民共和国核安全法》《民用核安全设备监督管理条例》明确规定,为我国核设施提供核安全设备设计、制造、安装和无损检验服务的单位,应当向国务院核安全监督管理部门申请许可证.本文对民用核安全设备许可评审过程中的常见问题进行分析和总结,并提出合理的建议,以便申请单位在编写申请材料时参考.     

核电厂数字化仪表控制系统设备鉴定方法研究

探讨核安全级数字化仪表控制系统(DCS)设备鉴定的标准体系架构和总体要求。通过对NUREG0800和RCC-E技术规范的对比,分析适用于我国国情的核安全级DCS设备鉴定技术,研究通用的鉴定标准体系和方法,并提出相应验收准则。     

核安全设备竣工文件质量改进建议

核安全设备竣工文件是核安全设备的质量证明材料,汇集了为证明设备的最终质量符合要求的文件和记录,其中包含了设备制造过程的主要报告和记录等内容.竣工文件在设备安装、调试、运行和维修等阶段都起着重要作用.本文通过作者多年的核电项目核安全设备竣工文件的编制实践,分析了核安全设备竣工文件存在的问题,提出了提升核安全设备竣工文件质...     

浅谈民用核安全设备设计制造许可证的审查

《民用核安全设备监督管理条例》明确规定民用核安全设备设计制造等活动单位需要申请领取许可证或进行注册登记.国家核安全局修订颁布了相应的部门规章和配套文件.本文简要列出了申请许可证和注册登记单位的基本条件,讨论了许可证和注册登记审查过程中遇到的一些问题.     

核电厂设备鉴定的过程控制与管理

核安全级设备的设备鉴定是核电厂的一项重要安全措施,也是核安全文化的重要体现。随着我国核电厂建设的不断发展,如何通过规范的设备鉴定过程控制与管理,完成有效的设备鉴定的建立,并为后续设备鉴定的维持提供充分的技术准备,已成为核电厂工程公司和设备供应商的重要课题。总结了设备鉴定的3个过程:设计输入、设备鉴定的建立和设备鉴定的维持,然后重点针对在核电厂建设期间设备鉴定的建立与维持,提出了相应的过程控制与管理方法和要点,并介绍了贯穿于设备鉴定全过程的文件管理。     

秦山核电厂运行许可证延续技术路线研究与应用

通过调查研究国际上核电厂主流的延寿技术路线，制定了适于我国核电厂延寿的技术要求，确定了安全评估的主要内容。采用该技术路线在秦山核电厂开展了安全评估的范围筛选、对象筛选、老化评估、最终安全分析报告增补、环境影响评价、工程改造等方面的工作。实践应用表明，该技术路线切实可行，满足我国的核安全监管要求，秦山核电厂的运行许可证延续（OLE）项目最终通过了监管部门的审评，获得了延续运行许可证。     

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。     

AP1000非能动安全系统调试与核安全法规适应性分析

以核安全相关法规导则为基础,结合核安全导则中对安全专设系统的调试要求,分别对AP1000非能动堆芯冷却系统和非能动安全壳冷却系统主要试验项目进行适应性分析。结果表明:AP1000非能动安全专项系统的调试符合核安全法规导则的要求,但需进一步优化试验项目的设置;建议今后在核安全法规导则升版时,可考虑增加对非能动安全专设系统的调试要求以及对现场难以实施而通过试验台架或仿真模拟的试验项目的要求。     

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。     

核安全级阀门部件的抗震鉴定试验分析和实施

对国产核安全级K2、K3类电磁阀和行程开关进行了一系列的核级鉴定试验。介绍被鉴定设备抗地震试验的试验条件和试验要求,结合被鉴定设备实际情况,优选通用器件谱进行抗地震模拟试验。为确保设备在地震期间运行的安全可靠性,研制了电磁阀的相关负载回路及行程开关的触点抖动监测装置,在试验过程中对电磁阀进行可运行性操作试验、对开关触点进行抖动监测,试验条件及结果完全满足要求。     

浅析在核安全设备质量鉴定过程中的热老化试验方法

为了在核安全设备质量鉴定过程中使热老化试验方法更加充分、合理,在研究热老化理论模型的基础上,本文对国际上几种常用的热老化试验方法进行了比较和分析,进而对国内核电厂设备热老化试验方法的选择提出了相应的建议。     

核电厂水工构筑物的老化评估

核电厂水工构筑物是为核安全相关的系统、设备和部件提供防水淹屏障以及冷却水的重要构筑物,在秦山核电厂运行许可证延续（OLE）期间纳入了评估审查的范围。针对核电厂水工构筑物,本次OLE项目确定了核电厂水工构筑物的管理范围、老化效应,开展了老化管理审查（AMR）和水下检查活动,掌握了水工构筑物的实际服役状态,证明了水工构筑物可继续在核电厂延续运行期间执行其预期功能。     

应用于核电厂老化PSA的SSC筛选方法研究

核电厂运行许可证延续必须考虑其延寿期内的核安全问题,确保核电机组在延期运行期间的核安全水平不低于原设计寿期内的核安全水平。可应用PSA技术对许可证延续期间的核电厂建立老化PSA模型,从而评估SSC老化对核电厂整体安全的影响,验证其仍可满足原设计标准。基于此提出了应用于核电厂老化PSA的SSC筛选分析方法,通过考虑趋势分析,老化失效模式与影响分析,风险重要度分析,在三种分析方法基础上建立核电厂SSC筛选的决策矩阵,为选择易老化且安全重要的部件建立了可行的方法。该项工作也为核电厂在许可证延续阶段的风险指引型管理奠定技术基础。     

核电厂核级金属石墨密封垫片国产化替代核安全审查要点

本文介绍了国产化核级金属石墨密封垫片的密封原理和技术概况,通过对稳压器及蒸汽发生器相关密封垫片国产化替代的核安全审查,提出应从标准及规范符合性、设备鉴定、失效分析及跟踪检查措施等方面进行全面的核安全审查,以期对后续的国产化设备替代核安全审查提供借鉴.     

军工核安全机械设备制造许可审评——模拟件制作关注重点

模拟件制作是军工核安全机械设备制造许可审评的重要内容之一。本文简要介绍了模拟件制作审评技术关注重点,如选型原则、标准规范、关键工艺、检验与试验等内容。重点针对不同类别的能动机械设备模拟件的鉴定试验所需依据的试验标准、试验项目和试验顺序进行了阐述,为以后类似设备的审评提供了参考。     

核电厂1E级安全壳内电动机鉴定试验相关问题的探讨

核电厂1E级安全壳内用电动机作为在正常工况下和设计基准事件期间及之后向核电厂安全系统设备提供动力的重要设备之一,必须按照相关的标准制定鉴定大纲和程序,进行鉴定试验。对1E级安全壳内电动机的鉴定过程和鉴定文件进行审查是核安全设备审查的重要内容之一。本文结合实际审评经验,探讨了电动机的加速热老化试验和LOCA试验中相关问题,提出了审评者的观点。     

核电厂安全级设备鉴定及技术发展的探讨

核电厂安全级设备鉴定是保障电厂安全功能完整的一项重要措施,也是核安全文化的重要体现。但是,目前设备鉴定存在着诸多理解偏差或缺失。本文结合核安全设计理念,阐述了设备鉴定的基本流程和方法以及具体的实施原则,指出了设备鉴定技术的改进和发展方向,从而为建立一个整体的设备鉴定体系提供参考和依据。     

核电厂执照更新管道老化管理临时导则解析及应对实践

在秦山核电厂运行许可证延续申请审评对话阶段,审评组和申请方与美国核管会技术交流时首次接触到核电厂执照更新临时导则,发现临时导则变更反映了执照更新审评的经验总结、老化管理新成果和新技术的变化,是执照更新基准文件不可或缺的一部分。鉴于国内许可证延续借鉴了执照更新的技术思路,国家核安全局要求电厂按照临时导则要求补充论证分析,是审评对话中提出的重大纠正行动。本文基于临时导则在秦山核电厂老化管理及运行许可证延续审评中的良好实践,以埋地管道、消防水管道、含硼水环境下不锈钢管道、侵蚀机理四项管道老化管理变更为典型对象,详细分析了其变更内容,并给出了行之有效的应对策略,供国内核电厂开展老化管理及延寿工作、核安全监管单位编制中国核电厂通用老化经验报告借鉴参考。