压水堆核电站设备设计及管理

压水堆核电站设备设计及压水堆核电站设备设计及制造管理要求制造管理要求核核电设备讲座座上海核工程研究设计院上海核工程研究设计院_年年0_0_月月杜圣华杜圣华0 引言引言一核电站设备简介一核电站设备简介二二 核设备设计标准和规范核设备设计标准和规范三三 核电站设备设计和制造资质取证要求核电站设备设计和制造资质取证要求四四 核电设备设计管理要求核电设备设计管理要求五五 核电设备制造验收质保要求核电设备制造验收质保要求内内 容容 目目 录录1引言引言核电站是将原子核裂变释放核能通过热能核电站是将原子核裂变释放核能通过热能机械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，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；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，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又要满足抗地震，振动，冲击和抗疲劳断裂等一系列要求；要求；2由于核反应产生强放射性，必须靠远距离，自动由于核反应产生强放射性，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。技领域和工业能力的综合提高。核电站的系统约核电站的系统约200余个，大小设备余个，大小设备3万多台件，万多台件，涉及设备制造厂商涉及设备制造厂商580多家，发展核电必将带动相多家，发展核电必将带动相关产业和技术的高技术化方向发展。关产业和技术的高技术化方向发展。3核蒸汽供应系统（核蒸汽供应系统（NSSS），汽轮发电机组），汽轮发电机组（TG）和数字化仪控（）和数字化仪控（I&C)是压水堆核电站三大技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、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，核电站的主权。因此，核电站要真正实现四个自主，核电站的主要设备设计和制造国产化是极其重要的环节。要设备设计和制造国产化是极其重要的环节。4一、核电站设备简介一、核电站设备简介(一一)核设备安全功能及分级核设备安全功能及分级(二）核岛主、辅设备简介二）核岛主、辅设备简介(三）常规岛主、辅设备简介三）常规岛主、辅设备简介5（一）核电站设备安全功能及分级（一）核电站设备安全功能及分级1.安全等级安全等级 构成承压边界并执行一定安全功能的机械系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。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（即非安其他承压设备和部件定为安全四级（即非安全级用全级用NNS表示）。表示）。6（1）安全一级）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：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、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，蒸汽发生器一次侧，CRDM耐压壳体及一回路的连接耐压壳体及一回路的连接管道（内经大于管道（内经大于9.5mm），直到第二个隔离阀。），直到第二个隔离阀。安全一级设备选用的设计等级和质量等级均为一安全一级设备选用的设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。具体地说应符合标准来设计、制造、安装及试验。具体地说应符合ASME规范第规范第III篇第一分册篇第一分册NB中关于一级设备规定。中关于一级设备规定。7（2）安全二级）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，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：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）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。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）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外第和部件，二回路系统在反应堆厂房内部分及厂房外第一个隔离阀，安全壳内氢气控制监测系统及堆芯测量一个隔离阀，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。系统的设备和部件。8（3）安全三级）安全三级 主要指下述一些系统的设备：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；）为控制反应堆提供硼酸系统；2）应急给水系统；）应急给水系统；3）设备冷却水系统；）设备冷却水系统；4）乏燃料池冷却系统；）乏燃料池冷却系统；5）应急动力和辅助系统；）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、）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）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。）空气和冷却剂净化系统。表表31列出压水堆核电站分级。列出压水堆核电站分级。9（4）安全四级（非安全等级）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。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，其安全等级应属于两个不同安全等级的接口，其安全等级应属于相连系统中较高的安全等级。相连系统中较高的安全等级。102.抗震分类抗震分类 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。机械设备和电气设备，被定义为抗震级设备。抗震抗震I类指的是核电站中用来实施停堆或维持安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。抗震电气。抗震I类设备包括安全一、二、三级和类设备包括安全一、二、三级和1E级的级的电气设备。其它部件和设备也可按其对安全的重要程电气设备。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。度经受抗震能力来校核。抗震抗震I类表明设备的设计要满足能承受安全停堆类表明设备的设计要满足能承受安全停堆地震（地震（SSE）引起的载荷要求。）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。的，在设计上要满足能承受安全停堆地震载荷的要求。113.设计和质量等级设计和质量等级 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计、制造、检查和在机械设备中规定了它们相应的设计、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验收要求。这种要求反映了设备相应设计和质量评定等级。等级。在核岛供货范围中根据产品等级不同，可以分为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不同的质量类别，分别明确地规定了其不同的质量保证（证（QA）要求。这些分级应与采用的安全准则相适）要求。这些分级应与采用的安全准则相适应。应。属于质保属于质保QA-1和和QA-2的设备必须满足的设备必须满足IAEA-50-C-QC法规的总要求并符合法规的总要求并符合“供货总要求供货总要求”中有关规中有关规定；对于定；对于QA-3的设备只要求符合的设备只要求符合“供货总要求中的供货总要求中的规定；对于属于规定；对于属于QNC类别的设备，既不要求提供类别的设备，既不要求提供QA大纲或大纲或QA程序，也不要求文件程序，也不要求文件”供货总要求中的规供货总要求中的规定。定。12（二）核岛主、辅设备简介（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、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。主循环泵以及相应的管道等组成。1.核反应堆核反应堆 以四环路百万千瓦级典型压水反应堆为例，它由以四环路百万千瓦级典型压水反应堆为例，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。主要部件组成。反应堆堆芯装载有反应堆堆芯装载有193束燃料组件，束燃料组件，61组控制棒组控制棒组件，组件，2组启动中子源和整体可燃毒物组件及部分阻组启动中子源和整体可燃毒物组件及部分阻力塞组件。力塞组件。（堆本体结构图）（堆本体结构图）13l核燃料组件核燃料组件 采用法玛通采用法玛通AFA-3G或西屋公司的或西屋公司的Performance+1717排列高性能燃料组件：棒经排列高性能燃料组件：棒经毫毫米，高度米，高度12英寸或英寸或14英尺，包壳材料为英尺，包壳材料为M5合金或合金或锆锆-铌合金，每个组件有铌合金，每个组件有264根棒根棒24根导向管，根导向管，1根根通量管，通量管，8-10层定位格架，上、下管座均为可拆层定位格架，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芯换料周期可延长到18-24个月，平均卸料燃耗个月，平均卸料燃耗45000MWd/tU；堆芯热工安全裕量大于堆芯热工安全裕量大于15%；燃料组件在事故工况下能保持可冷却几何形状，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。使反应堆处于安全停堆状态。（燃料组件图）（燃料组件图）14l反应性控制：反应性控制：堆芯反应性的快速变化由控制棒组件控制，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，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。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从而保证反应堆的安全。四环路核电站堆上设置有有61组组CRDM。（驱动机构图）驱动机构图）15l堆内支承结构：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。燃料组件的冷却剂的流动方向。它由吊篮、压紧部件、辐照监督管及堆内测量装它由吊篮、压紧部件、辐照监督管及堆内测量装置等组成。它的总高约置等组成。它的总高约10-11m。总的重约。总的重约170-180吨。吨。（堆内构件图）（堆内构件图）16l反应堆压力容器：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、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，设计寿命运行工况下保持结构完整性，设计寿命60年。年。压力容器呈园柱形，具有球型上、下封头，螺栓压力容器呈园柱形，具有球型上、下封头，螺栓连接可拆高法兰顶盖。连接可拆高法兰顶盖。顶盖部份与筒体之间由顶盖部份与筒体之间由“O”型环密封。四个环型环密封。四个环路共有路共有8个冷却剂接管，位于筒体接管段同一水平面个冷却剂接管，位于筒体接管段同一水平面上，压力壳材料采用上，压力壳材料采用SA-508-III合金钢，内壁堆焊合金钢，内壁堆焊6mm厚不锈钢。容器内径厚不锈钢。容器内径，壁厚壁厚225mm，总高总高，总总重量约重量约380-400吨。吨。（反应堆本体结构）（反应堆本体结构）17核反应堆主要性能参数核反应堆主要性能参数单位MD412MD414反应堆热功率MW24113800冷却剂工作压力MPa15.515.5冷却剂进出口温度289/325292/328总流量t/h6420064200堆芯燃料组件193193组件排列17171717堆芯等效高度m3.664.267堆芯等效直径m3.733.73堆芯铀装量t89103平均卸料燃耗MWd/tU4800048000控制棒数目6161压力容器内径m4.44.4压力容器壁厚mm225225设计压力MPa17.217.2设计温度343343压力容器总高m12.913.6压力容器总重t380420设计寿命年6060182.蒸汽发生器蒸汽发生器 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。通常采用立式回路工质使其变为蒸汽的热交换设备。通常采用立式倒倒“U”形管自然循环结构形式。它由一次侧下封头、形管自然循环结构形式。它由一次侧下封头、管板、管板、U形管束和二次侧筒体、汽水分离装置等组成。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四环路核电站蒸汽发生器可以选用60F-1型或型或 75型蒸汽发生器，型蒸汽发生器，75型是在型是在60F基础上改进，采用外基础上改进，采用外径径19.05mm传热管三角形排列，管子根数增加到传热管三角形排列，管子根数增加到5736根，传热面积增加根，传热面积增加19.0%，蒸汽干度达到，蒸汽干度达到99.99%（其（其结构见图）。结构见图）。19蒸汽发生器主要参数蒸汽发生器主要参数单位60F175型壳体材料A508-IIIA508-III管子材料Inconel-690Inconel-90总高度m20.721外径m4.475.08U型管束数56266307一次侧运行压力/设计压力MPa15.2/17.1615.5/17.5一次侧运行温度/设计值310/343328/350蒸汽产量（t/h)台t/h18002020蒸汽干度0.99350.9999蒸汽压力MPa6.16.79蒸汽温度278282传热面积m251106967传热管外径壁厚mm17.461.019.051.09干重t325345203.稳压器稳压器 稳压器的作用是补偿一回路冷却水温度变化引起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堆内冷却剂沸腾。普遍系统压力变化引起设备损坏或堆内冷却剂沸腾。普遍采用立式电加热式稳压器，它的结构呈钟罩形筒体。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。一半将持一定压力的蒸汽。总的容积约总的容积约60m3外径外径 2.5m，总高，总高13m，空重，空重约约100t（结构形式见图）（结构形式见图）214.主冷却剂泵主冷却剂泵 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，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，飞轮封泵，它由泵壳、叶轮、转轴部件、密封部件，飞轮和电机等组成。和电机等组成。（结构见图）（结构见图）22主冷却剂泵主要参数主冷却剂泵主要参数单位100D额定流量/台m3/h20988扬程m100转速/min1480额定效率%90设计温度350冷态轴功率KW8000电机电压V6600高度m8.28重量（包括电机）t104235.核核II级泵级泵 高压安注泵，余热排出泵，安全壳喷淋泵和上充高压安注泵，余热排出泵，安全壳喷淋泵和上充泵是核岛辅助系统中重要安全设备。泵是核岛辅助系统中重要安全设备。1）高压安注泵）高压安注泵 当一回路系统发生中、小破口失水事故时，安注当一回路系统发生中、小破口失水事故时，安注信号发生信号发生,高压安全注泵即刻启动，先将换料水箱含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。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，转速高压安注泵选用多级，双壳、卧式离心泵，转速3000转转/分，由电动机直接带动。分，由电动机直接带动。2台台100%流量流量 200m3/h，扬程，扬程1300m。242）余热排出泵）余热排出泵 正常停堆运行时，冷却剂温度降至正常停堆运行时，冷却剂温度降至180 后，后，余热排出泵将环路热端的冷却剂流经余热排出热交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，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。止堆芯烧毁。余热排出泵通常采用单级，悬臂卧式离心泵，转余热排出泵通常采用单级，悬臂卧式离心泵，转速速1500转转/分，分，2台台100%，流量，流量 1000m3/h，扬程，扬程100m。253）安全壳喷淋泵）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，安全壳喷淋泵壳压力上升时，触发安注讯号同时，安全壳喷淋泵启动，将含启动，将含NaoH的硼水的硼水,从安全壳顶部的喷淋嘴喷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。吸收放射性碘。喷淋泵一般为单级，单吸、悬臂立式离心泵喷淋泵一般为单级，单吸、悬臂立式离心泵 转速转速3000转转/分，分，2100%，流量，流量 1000m3/h，扬程，扬程200m。264）上充泵）上充泵 上充泵在正常工况时，通过它向反应堆系统输送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。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。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种，互相配合使用。上充泵有往复式及离心式两种，互相配合使用。3/hr 离心式一般为小流量，高扬程离心泵单级转速可离心式一般为小流量，高扬程离心泵单级转速可达达2万万rpm，2100%，流量，流量34.7t/hr，扬程，扬程1768m。276.核级箱式设备核级箱式设备 主要有安全注射箱，卸压箱、硼酸制备箱等。主要有安全注射箱，卸压箱、硼酸制备箱等。1）安全注射箱）安全注射箱 非能动设备当主系统发生失水事故，压力低于箱非能动设备当主系统发生失水事故，压力低于箱内压力（内压力（4.9MPa）时箱内硼水在氮气压力作用下）时箱内硼水在氮气压力作用下自动注入堆芯。自动注入堆芯。安注箱采用立式，圆筒形中压容器，由筒体、封安注箱采用立式，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，容积孔及安全阀，四台，容积60m3/台，设计压力台，设计压力55bar。282）卸压箱）卸压箱 用来接受由稳压器排放的蒸汽，并进行冷却，同用来接受由稳压器排放的蒸汽，并进行冷却，同时可接受安注卸压阀、化容下泄孔板、化容轴封水泄时可接受安注卸压阀、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，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，当压力上升至则蒸汽排入卸压箱，当压力上升至0.686MPa时，爆时，爆破膜冲破将冷凝的蒸汽排入安全壳，以保护箱体安全。破膜冲破将冷凝的蒸汽排入安全壳，以保护箱体安全。容积容积 60m3，设计压力，设计压力0.8MPa，温度，温度172。297.核级热交换器核级热交换器 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。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 再生热交换器用于将下泄流加热上充流，回收下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冲击。再生热交换器采用整体U型卧式结构，用型钢型卧式结构，用型钢作托架。设计流量作托架。设计流量215t/h，设计压力，设计压力19.6MPa，设计，设计温度温度290。302）下泄热交换器）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下泄热交换器用于将下泄流冷却到净化床的工作温度（温度（48）热交换器采用热交换器采用U形管立式结构，主冷却剂在管侧形管立式结构，主冷却剂在管侧流动，壳侧为设冷却水。流动，壳侧为设冷却水。二台，设计流量约二台，设计流量约2.2t/a，设计压约，设计压约3.92MPa，设，设计温度计温度197。313）设冷热交换器）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。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。的部件采用钛合金管，壳体材料采用低合金钢。三台三台100%，管侧设计流量，管侧设计流量2726m3/h。壳侧流量壳侧流量2044m3/h，设计压力为，设计压力为1.4MPa。328.核级阀门核级阀门 核级阀门种类有闸阀、截止阀、节流阀、球核级阀门种类有闸阀、截止阀、节流阀、球阀、隔膜阀、止回阀、调节阀、卸压及安全阀等。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，一回路驱动方式有手动、电动、气动和液压等，一回路核级阀门约核级阀门约2500余台，其中安全一级约余台，其中安全一级约100余台，余台，安全二级的安全二级的670余台，安全三级有余台，安全三级有1700余台。下面余台。下面仅介绍几个关键阀门。仅介绍几个关键阀门。331）稳压器的安全阀）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。公称压力开启阀门。公称压力19.6MPa，公称通经，公称通经125mm，开，开启压力启压力17.15MPa，回座压力，回座压力15.97MPa，排量，排量80t/h。342）气动卸压阀）气动卸压阀 卸压阀也是主系统超压保护设备。当稳压器压力卸压阀也是主系统超压保护设备。当稳压器压力达到达到16.07MPa时，先打开辅助阀，然后利用介质压时，先打开辅助阀，然后利用介质压差迅速开启主阀排放蒸汽，启闭动作时间小于差迅速开启主阀排放蒸汽，启闭动作时间小于1秒。秒。卸压阀采用全封闭无填料函，无润滑，带主、辅卸压阀采用全封闭无填料函，无润滑，带主、辅阀的结构，公称压力阀的结构，公称压力19.6MPa，公称通径，公称通径50mm，开，开启压力启压力16.07MPa，关闭压力，关闭压力15.87MPa，排量，排量50t/h。353）比例喷雾阀）比例喷雾阀 喷雾阀用于调节稳压器的喷雾量，当系统压喷雾阀用于调节稳压器的喷雾量，当系统压力超过力超过15.38MPa时，按压力偏差信号的大小来时，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。公称压力力下降，保持在正常范围内。公称压力19.6MPa，公称通径，公称通径80mm，设计温度，设计温度300 启动时间小启动时间小于于5秒，最大工作流量秒，最大工作流量40t/h。36（三）常规岛主、辅设备（三）常规岛主、辅设备1.饱和蒸汽轮机饱和蒸汽轮机 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。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。即高压缸，中压缸及低压缸分流机组。37 四环路百万千瓦级核电饱和蒸汽轮机是采用反动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，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。往冷器器排汽。简称为简称为“四缸六排气汽轮机，四个汽缸与发电机，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）。台汽水分离再热器（见布置图）。38汽轮机的特点：汽轮机的特点：型号型号TC6F49，双组复合四缸六排汽机组。，双组复合四缸六排汽机组。l采用喷嘴调速方式改进部分负荷效率。采用喷嘴调速方式改进部分负荷效率。l采用三维叶片组采用三维叶片组整体导流罩叶片构造整体导流罩叶片构造未级叶片长未级叶片长49英寸提高汽机效率。英寸提高汽机效率。l采用半速机，排汽面积大，性能好，叶片前端蒸汽采用半速机，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。流速低抗侵蚀性能，离心应力小。l采用抗应力腐蚀、整体低压转子，抗腐蚀老化旋转采用抗应力腐蚀、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。叶片和叶片镶槽，提高可靠性。39四环路汽轮机主要参数四环路汽轮机主要参数单位412414类型TC6F49TC6F49汽轮机出力MWe12101350核蒸汽功率MWt34233800主蒸汽流量Kg/S1809.22020蒸汽压力Kg/cm263.367汽轮机进口温度278282转速rpm15001500抽气级数66低压缸转子全长整体全长整体MSR类型二级再热二级再热数目22402.汽水分离再热器汽水分离再热器 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。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、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。低压再热器、高压再热器及安全阀等组成。413.冷凝器冷凝器 对应于汽轮机低压缸配备冷凝器，横向布置，双对应于汽轮机低压缸配备冷凝器，横向布置，双通道，双流程，单背压，设计压力为通道，双流程，单背压，设计压力为4.9MPa。由于。由于用海水冷却选择抗海水腐蚀的钛合金管，双层钛合金用海水冷却选择抗海水腐蚀的钛合金管，双层钛合金管板。管板。二回路化学凝结水在管外流动，其压力高于循环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运行时，通过旁路排放新蒸汽，最大排放量为额定设计量的计量的70%。424.除氧器除氧器 为了保证核电厂二回路运行水质，必须对给水不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。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，在降落过程中水盘上部引入，由喷雾器粉碎成雾滴，在降落过程中被流动蒸汽加热进行初级除氧，再通过小孔，分散成被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。细流，以此通过各层淋水盘流至给水箱。435.发电机发电机 发电机采用国际成熟大型水，氢冷却发电机，定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，铬牌出力为子线圈采用水冷，转子线圈采用氢冷，铬牌出力为1345MVA(或或1450MVA)电压电压22KV，发电机为三相两，发电机为三相两极，转速极，转速1500rp/min。44压水堆核电厂设备设计、制造清单压水堆核电厂设备设计、制造清单设备类别安全级别设备名称核岛主辅设备压力容器安全1级反应堆压力容器，稳压器，CRDM耐压壳等安全2级金属安全壳，混凝土安全壳钢内衬，安注箱，蓄压水箱，容积控制箱等。安全3级设备冷却水系统水箱及硼酸泄放箱等。热交换器安全1级蒸汽发生器（SG）一次侧。安全2级SG二次侧，余热排出热交换器，喷淋热交换器，化容热交换器等。安全3级设冷热交换器，乏燃料池冷却器等。堆内构件安全3级堆内构件驱动机构安全1级驱动机构密封壳安全1级主冷却剂泵泵安全2级喷淋泵，安注泵，上充泵，余热排出泵等。安全3级蓄压箱系统泵、海水泵、设冷泵等。阀门1、2、3级反应堆冷却系统隔离阀、部分安全阀、辅助系统阀等。管道1、2、3级主管道及辅助系统用管线等。支撑1、2、3级RV、SG、PZ、RP等支撑，液压式阻尼器及机械阻尼器等。45设备类别安全级别设备名称常规岛主辅设备主设备非安全级饱和蒸汽轮机汽水分离加强器凝汽器发电机，主变压器辅助设备非安全级高压加热器蒸汽安全阀低压加热器主蒸汽隔离阀除氧器主蒸汽调节阀凝结水泵循环水泵主给水泵辅助给水泵凝水净化装置蒸汽旁路阀主蒸汽排放阀46设备类别安全级别设备名称核岛主辅系统仪控设备控制屏盘台1级中央主控制盘台、应急控制盘信号报警装置、LW1216万能转换开关N1E级剂量控制盘、辅助控制盘、就地盘；DCU（通风控制），锅炉、冷冻站、水厂泵房等的控制屏盘台，氢分析装置。反应堆控制保护系统设备1E级安保装置、ATWS装置、核测装置、电离室同轴电缆、仪表控制电缆N1E级棒电源装置、棒位指标装置、反应堆功率调节装置、功率分布测量显示装置、棒电源机组、断路器柜、电线、电缆、功率表。47设备类别安全级别设备名称核岛主辅系统仪控设备仪表控制系统设备核1、2、3级节流装置。核2、3级各种结构的气动调节阀，电动调节阀仪表根阀、三阀组、五阀组，管配件脉冲管、电动风阀。1E级就地盘；40系统用的RM系列、JS系列仪控仪表，各种记录仪，万能转换开关（LW1216型），各种压力、温度液位流量显示表各类变送器。N1E级各种规格的节流装置；各种规格的气动调节阀及配套的仪表；各种规格的电动调节阀；仪表根阀；三阀组和五阀组；管配件；电动风阀；就地盘；各种压力、温度、液位、流量数显仪，记录仪；CEC系列变送器；铂电阻；热电偶；氢分析仪；BM60液位计；音叉液位计；热导式液位计；报警显示仪；有转换开关（LW1216）；KM系列仪控仪表；JS系列仪控仪表；压力表温度表；流量表；液位计；端子箱；软管。48设备类别安全级别设备名称核岛主辅系统仪控设备电气系统设备1E级中低压配电柜；直流屏；动力箱；照明箱；配电箱、接地箱；蓄电池；桥架电缆；变压器；电机；电动风机；UPS调压器；变频器；发电机组；电动机组电器屏；各种类型开关；各类端正箱金属软管；电压表；电流表；照明灯具阴极保护设备。核岛装换料系统设备装换料设备安全3级新燃料组件，乏燃料组件运输容器，贮存格架，破损检测。非安全级装卸料机，倾翻机，升降机，运输管道，控制棒，抽插机，环形吊车，燃料抓取机等。安全2级设备闸门，人员闸门。注：不包括通风、制冷与三废处理设备。49二、核设备设计、制造标准和规范二、核设备设计、制造标准和规范1.国外法规和标准国外法规和标准 主要是美国、法国和国际原子能机构主要是美国、法国和国际原子能机构IAEA安全安全法规和标准。法规和标准。1）NRC.R.G 10CFR安全分析报告，标准审查大纲安全分析报告，标准审查大纲SRP。2）美国工业规范和标准）美国工业规范和标准 ASME锅炉及压力容器规范中：锅炉及压力容器规范中：II卷材料；卷材料；III卷卷核动力装置设备，核动力装置设备，V卷无损检验，卷无损检验，VIII卷压力容器、卷压力容器、IX卷焊接及钎焊评定，卷焊接及钎焊评定，XI卷设备在役检查规程卷设备在役检查规程503）美国国家标准）美国国家标准 ANSI/ANS 18.1.51.1，51.7，57.1等轻水堆美国国等轻水堆美国国家标准。家标准。4）美国材料与试验协会，）美国材料与试验协会，ASTM标准标准 详细规定材料、化学成份、机械性能、金相组识、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。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）美国电气与电子工程师协会IEEE标准。标准。6）国际电工委员会）国际电工委员会IEC标准。标准。7）法国压水堆核电厂设计、建造规则）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压水堆核燃料设计和建筑规则512.国内安全法规和标准国内安全法规和标准1）国家核安全法规和导则（）国家核安全法规和导则（HAF,HAD）59篇篇2）国家标准）国家标准GB222篇篇3）核安全规定技术条件）核安全规定技术条件23篇篇4）核工业行业标准）核工业行业标准EJ（强制性）（强制性）5）核工业行业标准）核工业行业标准EJ/T（推荐性）（推荐性）6）机械工业标准）机械工业标准JB7）冶金工业标准）冶金工业标准YB8）火力发电厂设计技术规定）火力发电厂设计技术规定DL279篇篇52三、核电站设备设计、制造资质取证要求三、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核设备活动资格许可证(1)核机械设备设计资格许可证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核机械设备特种人员考核资格许可证5354(5)主审单位在国家核安全局授权下组织和开展资主审单位在国家核安全局授权下组织和开展资格格审查活动：审查活动：a)审查计划审查计划b)提出审问题应答，解释或补充修改提出审问题应答，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编写资格申请评价报告工作55(6)主审单位完成资格审查评价报告交国家核安全主审单位完成资格审查评价报告交国家核安全局。局。(7)国家核安全局组织召开核安全与环境专家委员国家核安全局组织召开核安全与环境专家委员会，审议主审单位评价报告，并提出咨询意见和会，审议主审单位评价报告，并提出咨询意见和建议。建议。(8)国家核安全局根据主审单位审查结论和专家委国家核安全局根据主审单位审查结论和专家委员员意见做出批准决定书面通知申请单位。意见做出批准决定书面通知申请单位。563.申请提交文件和材料申请提交文件和材料(1)申请公文申请公文1份。份。(2)符合符合HAF601/01附件一，四，五，八，九的申附件一，四，五，八，九的申请请书和申请文件各书和申请文件各1式式3份。份。(3)对于申请制造资格许可证单位，还应提交模拟对于申请制造资格许可证单位，还应提交模拟件件试制的材料：包括造型，模拟件制造工艺流程，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模拟件关键工艺对产品制造对此分析和初步质量计划等。计划等。574.核设备活动资格许可证使用说明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设计，制造，安装许可证有效期为5年，延长有年，延长有效期应在期满前效期应在期满前6个月提出换证申请，换证审批个月提出换证申请，换证审批程序同上。程序同上。(2)对在持证期间末进行过程承压设备活动单位，对在持证期间末进行过程承压设备活动单位，按按重新取证办理。重新取证办理。58(3)持证单位在生产场所，人力资源、技术装备，持证单位在生产场所，人力资源、技术装备，技技术能力，检验手段，试验条件等不能维持申请术能力，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。停和撤销其资格许可证等处理。(4)对不具备资格，设计、制造、安装过程严重违对不具备资格，设计、制造、安装过程严重违反反核安全法规及技术条件致使严重影响物项核安全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。象，国家核安全局可吊销其资格许可证。59四、核电设备设计管理要求四、核电设备设计管理要求1.核电设备设计质量要求核电设备设计质量要求1)核安全法规核安全法规HAF102/01民用核承压设备安全设计规定：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)质保大纲执行程序质保大纲执行程序(4)设计修改、变更控制程序设计修改、变更控制程序(5)设计不符合项分类和处理程序设计不符合项分类和处理程序(6)设计质量监查管理程序设计质量监查管理程序602.核电设备设计手段管理核电设备设计手段管理1)核电设备设计数据库核电设备设计数据库2)设计软件配套及应用设计软件配套及应用3)设计验证手段设计验证手段4)设计规程和手册设计规程和手册613.核设备设计内容要求核设备设计内容要求1)设备技术规范书设备技术规范书2)设备设计说明书设备设计说明书3)设备全套施工设计图纸设备全套施工设计图纸4)设备验收，应力分析，计算书设备验收，应力分析，计算书5)加工制造验收技术条件加工制造验收技术条件6)设备安装验收技术要求设备安装验收技术要求7)设备操作维修和定期试验要求设备操作维修和定期试验要求8)设备在役检查大纲设备在役检查大纲624.核电设备设计管理核电设备设计管理1)设计合同管理设计合同管理2)设计项目管理设计项目管理3)设计过程和接口管理设计过程和接口管理4)设计文档管理设计文档管理5.核电设备设计许可证，申请及取证核电设备设计许可证，申请及取证63五、核电设备制造验收质保要求五、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（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求主要体现国家核安全局对核承压设备制造质保要求主要体现在下列文件：在下列文件：1.1.核安全法规核安全法规HAF601/01HAF601/01民用核承压设备安全监督管理规定实施细则。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：第十六条：质量保证主要检查内容：（1 1）质保大纲适用性、有效性和接口管理；）质保大纲适用性、有效性和接口管理；（2 2）质保组织机构、人员职能、权限及独立行使）质保组织机构、人员职能、权限及独立行使职能情况；职能情况；（3 3）质保大纲执行程序完整性及实施；）质保大纲执行程序完整性及实施；（4 4）质量计划确定见证点和停工待检查；）质量计划确定见证点和停工待检查；（5 5）设计修改与变更控制程序执行情况；）设计修改与变更控制程序执行情况；（6 6）物项采购与服务控制执行情况；）物项采购与服务控制执行情况；（7 7）不符合项分类和处理执行情况。）不符合项分类和处理执行情况。64第十八条材料使用单位应具有使用材料的完整的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。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。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试验文件，内第二十条承担试验单位应备有完整试验文件，内容是：容是：（1 1）水压试验、气密试验、结构完整性试验、超）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。压保护装置鉴定和整定试验和能部件功能试验。（2 2）核承压设备和管道抗震动力鉴定设备与管道）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。系统安装后，固有频率、阻尼系数测定和校核。652.2.核安全法规核安全法规HAF003HAF003 核电厂质量保证安全规定中要求质量保证大纲、组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。录文件和监查等。3.3.核安全导则核安全导则HAD003/01HAD003/01 核电厂质量保证大纲的制定内容：核电厂质量保证大纲的制定内容：l质量保证大纲的基本原则；质量保证大纲的基本原则；l质量保证大纲的实施计划；质量保证大纲的实施计划；l质量保证大纲文件内容、格式及管理。质量保证大纲文件内容、格式及管理。664.4.核安全导则核安全导则HAD003/08HAD003/08核电厂物项制造中的质量保证要求：核电厂物项制造中的质量保证要求：l制造单位职能，组织机构和人员资格和培训制造单位职能，组织机构和人员资格和培训l制造工艺规范标准、工艺鉴定、质量计划程序和制造工艺规范标准、工艺鉴定、质量计划程序和工作细则工作细则l文件管理文件管理l采购管理、材料、零部件标识采购管理、材料、零部件标识l检查和试验管理，包括测量及标定检查和试验管理，包括测量及标定l制造装备管理制造装备管理l装卸、贮存和运输装卸、贮存和运输l不符合项的管理及纠正措施不符合项的管理及纠正措施l质量保证记录质量保证记录l制造执行计划内部和外部监查制造执行计划内部和外部监查67（二）核设备制造厂质量保证体系（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。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。量控制过程和资源等内容。1.1.建立明文规定的组织结构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，同时设置相应的质量保证责、权限及内外联络渠道，同时设置相应的质量保证部门。部门。68质保部门应负责制定本单位适用的质量保证大纲和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、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。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：质量保证部门职能构成如图：质量保证部门大纲管理体系和程序监查质量控制计划项目A项目B692.2.编制质量保证大纲文件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，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：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。序（管理性程序）为有效地管理各单位工作奠定基础。大纲应根据大纲应根据HAD003/01HAD003/01导则中要求包括质保政策声明、导则中要求包括质保政策声明、工