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核电质保2 0 0 9 年第4 期 中国核电项目应用美国核电 质保法规和标准的探讨 余群 ( 海南核电有限公司) 分析归纳中荑二国所采用的核电质保法规和标准的异同，并结合中国从荧国引入的A P l 0 0 0 国产化依托项目的质保实践。探讨如何在实施中国核安全法规的本土核电项目中纳入美国核电质 保法规和标准的要求。 关键词A P l 0 0 0 核电质保法规质保标准 1 中美核安全质保法规和标准的比较 1 。1 核安全质保法规和标准体系的比较 我国当前使用的核安全质保法规是以 I A E A 标准5 0 一C Q A ( 1 9 8 8 ) 及其相关导则 为蓝本，修订颁布的H A F0 0 3 ( 1 9 9 1 ) 法规 及相应的十个质保导则。我国目前没有颁布 专门的核安全质保标准。 美国核质保法规和标准的文本体系与我 国( 实际即I A E A ) 的情况不同，美国的核质 保法规为联邦法规1 0C F R5 0 。生产和应用设 施的国内取照”中的附录B 。核电厂和燃料 后处理厂的质量保证准则”( 以下简称。附录 B ”) 。与H A F0 0 3 相比，附录B 的内容相当 简略扼要，并且美国没有颁布对应于H A D 的 核质保安全导则。 考虑到法规内容需保持相对地稳定，附 录B 只规定了最基本的质保原则要求。为向 实施法规的组织提供可执行的详细的质保要 求，美国核监管委员会( N R C ) 认可采用了 】6 美国A S M E 协会制定的核质保标准N Q A 一1 。 目前，经N R C 批准在用的版本为N Q A 一1 1 9 9 4 。N Q A 一1 包含了附录B 的所有内容， 并进行了扩展描述。N R C 实际上通过执行经 法规和导则所批准采用的核质量保证标准 N Q A 一1 ，实现政府监管部门对核领域质量保 证要求的法规管制。因此，N Q A 一1 标准在美 国的地位及其内容详细程度相当于中国的核 安全法规H A F0 0 3 及其导则。本文后面部分 即对N Q A 一1 和H A F0 0 3 在结构上进行对比， 对N Q A 一1 和H A F0 0 3 及其导则在内容上进 行对比。 1 2H A F0 0 3 和N Q A 一1 的文本结构比较 在文本结构上，N Q A 一1 的第1 篇( 以下 N Q A l 标准每四、五年升版一次，最新版本为N Q A 一 1 2 0 0 8 ，美国电厂业主及核电设备厂家出于对增加工 作负担和费用的考虑，强烈反对采用经法规批准的。强 制性频繁修订的N Q A 一1 标准新版本。因此。经N R C 批准采用的版本至今仍保持为N Q A l 一1 9 9 4 。 万方数据 核电质保2 0 0 9 年第4 期 简称N Q A 一1 ) 与美国法规附录B 的章节完全 一致，包括了1 8 项质保要求，但采用了更清 晰易懂的语言，对质保要求作更详细地描述。 我国的H A F0 0 3 则分为1 3 章。表1 列出了 N Q A 一1 在文本结构上与H A F0 0 3 的对应 关系。 表1N Q A 一1 和H A F0 0 3 文本结构的对比 N Q A 一1 ( 附录B ) 章节 H A F0 0 3 ( 1 9 9 1 ) 章节 1 组织3 组织 2 质量保证大纲2 质量保证大纲 3 设计控制5 设计控制 4 采购文件控制 6 3 采购文件控制 5 细则、程序和图纸2 4 质量保证大纲文件 6 文件控制4 文件控制 7 外购材料、设备和服务的控制6 采购控制( 除6 3 节以外) 1 0 4 对供方不符合项的控制 8 材料、零件和部件的标识 7 2 物项的标识和控制 9 特殊工艺控制8 工艺过程控制 1 0 检查 9 2 检查和试验计划 9 3 检查和试验要求 9 4 检查和试验活动与记录 1 1 试验控制9 2 检查和试验计划 9 3 检查和试验要求 9 4 检查和试验活动与记录 1 3 装卸、贮存和运输7 3 装卸、贮存和运输 1 2 测量和试验设备的控制9 5 测量和试验设备 1 4 检查、试验和运行状态9 6 检查和试验状态 1 5 不符合项控制1 0 不符合项控制( 除1 0 4 节以外) 1 6 纠正措施1 l 纠正措施 1 7 质量保证记录1 2 记录 1 8 监查1 3 监查 1 7 万方数据 核电质保2 0 0 9 年第4 期 从这个对照表中可以看出：N Q A 一1 中一 些章节可以合并后对应于H A F0 0 3 中的某一 章，如N Q A 一1 的第2 、5 章合并后对应于 H A F0 0 3 的第2 章；N Q A 一1 的第4 、7 章合 并后对应于H A F 0 0 3 的第6 章；N Q A 一1 中的 第8 、1 3 章合并后对应于H A F0 0 3 的第7 章； N Q A 一1 的第1 0 、1 1 、1 2 、1 4 章合并后对应 于H A F0 0 3 的第9 章。 上述结论的原因可从中美两国质保法规、 标准的历史发展觅出根源。H A F0 0 3 等效采 用的I A E A 标准5 0 一C Q A ( 1 9 8 8 ) 及其之 前版本，是在美国法规附录B 的基础上编制 而成的。虽然I A E A 对“原创”法规文本的 结构进行了很多调整，修改成1 3 章的结构， 但二者的章节内容总体上仍保持了一定的对 应关系。 正是中美两国核安全质保法规和标准在 文本结构上这种对应关系，为在中国核电项 目中同时采用N Q A 一1 的可能和便利性，提 供了基本的前提条件。 1 3H A F0 0 3 和附录B 适用范围的比较 1 3 1H A F0 0 3 的适用范围 H A F0 0 3 ( 1 9 9 1 ) 1 2 节对其适用范围进 行了描述，。这些原则和目标适用于对安 全重要物项和服务的质量具有影响的各种工 作，例如设计、采购、加工、制造、装卸、 运输、贮存、。 中国法规采用I A E A 对电厂系统和设备的 安全分类，将电厂设备分为。安全重要物项。 和。非安全重要物项”，其中。安全重要物 项”又分为。安全系统。和。安全有关物项 或系统”。 H A F0 0 2 ( 1 9 9 3 ) “核电厂核事故应急管 1 8 理条例”中对“核安全重要物项”作出的定 义是。对核电厂安全有重要意义的建筑物、 构筑物、系统、部门和设施等。H A F1 0 2 ( 2 0 0 4 ) “核动力厂设计安全规定”中对“安 全重要物项”的定义更加明确：安全重要物 项是。属于某一安全组合的一部分和或其失 效或故障可能导致对厂区人员或公众的辐射 照射的物项。4 H A F0 0 3 和H A F1 0 2 ( 2 0 0 4 ) 对。安全 系统。的定义是。安全上重要的系统，用于 保证反应堆安全停堆、从堆芯排出余热或限 制预计运行事件和事故工况的后果。安全 系统”包括“保护系统”、。安全执行系统。 和。安全系统辅助设施”o 安全系统的部件可 以专用于执行安全功能，亦可在某些运行状 态下执行安全功能而在另一些运行状态下执 行非安全功能。中国法规对核电厂物项安全 分类的整体概念如图1 所示。中国核安全法 规和导则中没有对。安全有关物项”作出明 确的定义。 图1中国法规的核电厂物项安全分类 1 3 2 附录B 的适用范围 美国法规1 0C F R5 0 附录A 。核电厂总设 计准则”( G D C ) 的第一条准则规定：。对安 万方数据 核电质保2 0 0 9 年第4 期 全重要的结构、系统与部件需根据其对需实 施的安全工作的重要性一致的质量标准进行 设计、制造、建造和试验”o 这说明，美国的 核安全法规( 即前述的附录A ) 在设计准则 要求上认为所有。安全重要物项的质量保 证都需要得到设计者特别的考虑和规定，而 且N R C 对这些安全重要物项范围内的质量保 证工作都有可能实施必要的监管。这与我国 H A F0 0 3 法规规定的适用于。安全重要物项 和服务。的情况类似。 然而，1 0C F R5 0 同时规定：。对于安全 重要级别中的安全相关物项的活动，需要建 立并实施满足附录B 的质量保证大纲”。这说 明了与中国H A F0 0 3 法规不同，附录B 仅适 用于。安全相关物项。而非。安全重要物 项”的活动( 参见图2 ) 。美国法规中的。安 全相关物项。概念与中国法规( 或I A E A 安 全标准) 的。安全有关物项。概念不同。l O C F R5 0 对。安全相关的构筑物、系统和部件 ( s a f e t yR e l a t e dS S C ) 。的定义是。在设计基 准事件中或之后能保持功能的构筑物、系统 和部件，以保证反应堆压力边界的完整、安 全停堆、具备防止或缓解可能导致潜在外部 辐照事故的后果的能力。因此，美国法规中 的。安全相关物项。相当于中国法规中的 。安全系统概念。图2 示意出了美国法规规 定的核电厂物项安全分类情况。 对于1 0C F R5 0 的附录A 的。安全重要” 概念与附录B 的。安全相关适用范围这个 问题，美国的核电业主和设备厂家亦曾向 N R C 提出疑问。N R C 对此作出的说明是：对 于附录B 没有覆盖的安全重要的非安全相关 物项，之所以N R C 没有在之前的许可证颁发 图2 美国法规的核电厂物项安全分类 中提出特殊的要求，是因为N R C 人员认为通 常的工业实践可以满足大部分这些物项。然 而，对于特定的一些需要超出通常的工业实 践的质保要求的情况，N R C 会毫不迟疑地实 行与其重要性相匹配的额外要求。L l o 此后，在美国进入第三代核电技术阶段， 西屋公司开发出采用非能动安全设计的 A P 6 0 0 及其后续的A P l 0 0 0 机组时，N R C 的上 述答复得到了验证。对于A P l 0 0 0 机组中的安 全重要的非安全相关系统，N R C 给予了特别 关注，并对其质量保证制定了相应的法规 要求o D J 1 3 3 两者适用范围的比较 可以看出，中美两国核电质保法规的适 用范围是不一致的，中国的H A F0 0 3 ( 1 9 9 1 ) 适用于。安全重要物项和服务”，美国的附录 B 适用于。( 安全重要中的) 安全相关物项。 此外，中美质保法规中的。安全相( 有) 关的定义也并不相同。 附录B 。引言。中对其适用范围的描述 是：。核电站和燃料后处理厂中包含有用于防 止对公众健康和安全造成不当风险的假定事 故或减轻事故后果的结构、系统和部件。本 1 9 万方数据 核电质保2 0 0 9 年第4 期 附录为这些结构、系统和部件的设计、建造 和运行制定了质量保证要求。本附录中的相 关要求适用于影响这些结构、系统和部件的 安全相关功能的所有活动。” 从定义可以看出，美国法规的。安全相 关物项。和中国法规中的。安全系统( 或物 项) ”所实现的功能中，在。保证安全停 堆”、。具备防止或缓解可能导致潜在外部辐 照事故的后果的能力”这两条上是一致的。 而中国法规中的。安全有关物项( 或系统) 。 和美国法规的。安全重要但非安全相关”有 对应关系。也就是说H A F0 0 3 的适用范围 。安全重要物项”覆盖了美国法规中的。安全 相关物项。和。非安全相关但安全重要物 项”o 综合起来，中美两国核安全法规对物项 安全分级方法以及各级别适用的质量保证法 规和标准的对照情况如表2 所示。 表2物项安全分级方法和适用的质量保证法规和标准比较2 安全重要物项非安全重要物项 安全级物项( s c )非安全级物项( N N S ) 中国的物项安全分级 方法和适用的质量保 安全1 级安全2 级安全3 级 非安全级中有特殊 要求的物项 适用一般工业质量 证法规和标准 ( S C 一1 )( s c 一2 )( s c 一3 ) 管理标准 ( N N S ( s ) ) ( 如I S O9 0 0 1 ) 适用H A F0 0 3 ，并实施分级的质保 安全相关物项( S R )非安全相关物项( N S R ) 美国的物项安全分级 安全相关安全相关安全相关 方法和适用的质量保 1 级2 级3 级 N R C 根据其重要 适用一般的工业标准 证法规和标准 性提出额外要求 适用1 0C F R5 0 附录B 及N Q A 一1 核安全质保法规和标准的适用范围不同 很显然将给同时采用二套核安全法规和标准 带来相当的麻烦。 1 4H A F0 0 3 及其导则与N Q A 一1 的内容 比较 4 以下对N Q A 一1 1 9 9 4 的内容和H A F 0 0 3 ( 1 9 9 1 ) 及其导则，在文本内容上进行详细 比较。 1 4 1 N Q A 一1 1 9 9 4 的内容 N Q A 一1 1 9 9 4 共包括四篇，其中前两篇 属于必须满足的要求，后两篇为非强制性部 2 0 分。各篇的内容如下。 第1 篇核设施的质保大纲的要求按 质量保证体系要素对所有核安全相关活动的 质量保证大纲提出了通用要求，其章节结构 与附录B 的1 8 章结构相同。 第篇核设施的质保要求包括引言 和1 2 个分篇，对核设施的各种主要活动规定 了质量控制要求，涉及流体系统清洗、场地 清洁、现场安装、计算机软件设计、吊运、 维修、退役等活动。 第篇非强制性附录是对第1 篇的 万方数据 核电质保2 0 0 9 年第4 期 进一步补充说明。 第篇非强制性附录一立场和应用矩 阵，阐明N Q A 在一些问题上的立场，对I S O 9 0 0 1 与N Q A 一1 作了横向对比，以及提供了 一些对第篇内容的非强制性补充要求。 1 4 2H A F0 0 3 及其导则的内容 我国核电厂质保法规H A F0 0 3 按照1 3 个 要素，对各种核安全重要活动的质量保证大 纲规定了通用的原则性质量保证要求。相关 的十个安全导则H A D0 0 3 0 1 1 0 是说明或补 充核安全规定或推荐方法和程序的指导性 文件o H A D 系列导则可分成通用性和专用性导 则两类，H A D0 0 3 0 1 0 5 为通用性导则，详 细阐述了如何实施和管理法规中相应的重要 章节或重要要素，基本上适用于所有参与核 电建设的单位oH A D0 0 3 0 6 1 0 为专用性导 则，详细阐述了如何实施和管理核电厂各建 设阶段或某些重要的专业( 或专项) 活动， 基本上分别适用于参与核电建设的不同专业 和不同单位。 1 4 3 两者内容的比较 通过对N Q A 一1 第1 篇基本要求以及 N Q A 一1 第篇的1 2 个分篇与H A F0 0 3 及其 导则的内容进行逐条对照比较。可以得出如 下结论。 ( 1 ) H A F0 0 3 的主要内容与N Q A 一1 的 第1 分篇基本对应o ( 2 ) N Q A 一1 比H A F0 0 3 及其导则更详 细更严格，含有较多的技术内容，能为各种 核领域的各种活动提供更清晰的指导，能为 建立质保大纲提供更多有用的信息。这主要 是由于H A F 多年未作修订完善，而N Q A 委员 会这些年为了有助于使用者理解和支持要求 的有效执行，一直致力于将N Q A 一1 的整个 标准合理地应用于当今核工业面临中的各种 工作，不断完善N Q A 标准。具体表现为以下 几点。 ( a ) N Q A 一1 的部分内容在H A F0 0 3 及 其导则中没有涉及。如N Q A 一1 中提到了对 市售级物项升级( C o m m e r c i a lG r a d eD e d i e a - t i o n ) 中的检查和试验，并详细阐述了如何通 过特定的试验性能工艺处理及检查后对市购 商品进行升级使用的要求。而H A F0 0 3 及其 导则中就没有提到。 ( b ) N Q A 一1 中对H A F0 0 3 及其导则中 的部分内容，如计算机程序的控制、检查和 试验的控制、装卸、贮存和运输及维护的要 求等，进行了特别加强，有更加详细具体的 描述，提出更高更严格的要求o ( c ) N Q A 一1 中除H A F0 0 3 及其导则的 内容外，还覆盖或包含了H A F1 X X 及其导则 系列( 核动力厂系列) 的部分内容。 ( d ) N Q A 一1 中还引用了其他工业技术 标准，如A N S I I E E E S t d 3 3 6 1 9 8 5 ，6 I E E E 标准核设施中动力、仪器和控制设备 的安装、检查和试验要求和A N S I I E E E S t d 4 8 9 1 9 8 5 ，1 0I E E E 核设施使用的测 量和试验设备的标定和控制的要求，这些标 准也对相应活动提出了更加具体和详细的 要求。 根据以上比较结果，因为N Q A 一1 的内 容更加具体，在内容上也能满足H A F0 0 3 及 其导则的规定，在有必要采用和满足美国 N Q A 一1 标准的中国核电项目中，应主要以 N Q A 一1 为主指导实施质量保证工作。对于 2 】 万方数据 核电质保2 0 0 9 年第4 期 N Q A 一1 中部分H A F0 0 3 尚未批准允许使用的 作法，特别是市售级物项升级，如果需要在 中国的项目中采用，则需要事先获得核安全 管理当局的特别同意。 2 中国A P l 0 0 0 机组对美国核电质保法规和 标准的应用 2 1 A P l 0 0 0 中的“非安全相关但对电厂安 全有重要贡献”物项 A P l 0 0 0 机组属于非能动安全设计，在电 厂核安全实现的设计上具有不同于以前机组 设计的特殊之处。A P l 0 0 0 设计中包括有一些 对核安全比较重要的能动非安全相关系统， 这些系统用于提供反应堆冷却剂补充和衰变 热导出等功能，增加电厂安全纵深防御。这 些系统在电厂发生瞬态和非正常波动时作为 第一道防线，从而避免非能动安全系统不必 要的频繁动作，减轻对安全系统压力。因此 这些系统虽然划为非安全相关，但却对电厂 安全有重要贡献。 为此，非能动安全设计的A P l 0 0 0 机组中 明确增加了一个“非安全相关但对电厂安全 2 2 有重要贡献”的安全分级和相应的质量保证 级别。这个级别是从非能动安全设计机组 A P l 0 0 0 的前身A P 6 0 0 机组开始，受到了美国 核安全监管当局N R C 关注。根据1 0C F R5 0 附录A 的原则，和A P l 0 0 0 机组中这些特殊的 非安全相关级物项所起到特殊作用，N R C 确 定其需受到特殊对待，这种措施在相关文件 中称为。监管当局对于非安全系统的管理办 法”( R e g u l a t o r yT r e a t m e n to fN o n S a f e t yS y s t e r n ，R T N S S ) 。 随后西屋根据要求在A P l0 0 0 机组设计文 件中，明确增加了一个“非安全相关但对电 厂安全有重要贡献”的级别。整个A P l 0 0 0 核 电厂的物项的安全分级如图3 所示。 2 2R T N S S 质保要求的提出 R T N S S 设备用于提供电厂安全纵深防御 的反应堆冷却剂补充和衰变热导出。这些系 统可以在电厂发生瞬态和非正常波动时作为 第一道防线，从而避免安全系统不必要的频 繁动作，减轻对非能动系统的压力。因此， 为了核安全目标的实现以及保护电厂投资， A P l 0 0 0 核电厂物项 安全相关物项对安全有重大贡献的非安全相其他非安全蛀* 抛咀页 关物项( R T N S S )( D 级其他部分；E 、F 、G ，L ( A 、B 、c 级) ( 部分D 级)P 、R 、w 级) TTT l 核安全质保法规和标准 I S 09 0 0 l +I S 09 0 0 1 或其他 ( 附录啪t 雌- 1 )R T N S S 质保要求一般工业标准 图3A P l 0 0 0 核电厂物项安全分级及对应质量保证要求 万方数据 核电质保2 0 0 9 年第4 期 R T N S S 设备的质量和可靠性需要得到保证。 实际上。在2 0 0 7 年之前颁布的美国核电 法规标准在具体规定上，均没有具体和系统 地考虑到对安全重要的非安全相关物项需要 规定哪些具体的质量保证要求。N R C 在西屋 设计A P 6 0 0 时开始考虑和探讨管理当局应当 如何对待这些特殊的非安全相关系统的问题， 并着手制定R T N S S 质保规定。虽然这个问题 提出的相当早，但A P 6 0 0 机组设计一直没有 付诸实现。因此，直到世界首台A P l 0 0 0 机组 核岛合同签订前的几个月，N R C 才发布了最 早包括R T N S S 要求的N R C 文件N U R E G0 8 0 0 。通用审查大纲”( 2 0 0 7 年3 月版) 。N U R E G 0 8 0 0 中对这些安全重要贡献的非安全相关物 项规定了与附录B 对应1 8 条R T N S S 质量保证 要求。 2 3 满足R T N S S 要求的方法 综合美国核质保法规附录B 和N R C 新提 出的R T N S S 的要求，中国A P l 0 0 0 项目对电 厂不同分级的物项和服务所适用的质量保证 法规、标准，规定了以下原则。 ( 1 ) 安全相关物项或服务的供方必须建 立满足核安全法规H A F0 0 3 和核质保标准 N Q A 一1 1 9 9 4 要求的质量保证大纲。 ( 2 ) 非安全相关但对电厂安全有重大贡 献的( 即安全重要的) 结构、系统和部件的 供方，必须以一种分级的方式有选择地应用 核安全法规H A F0 0 3 和美国核质保标准N Q A 一1 1 9 9 4 规定的质量保证要求，即实施与美 国N R C 导则N U R E G 一0 8 0 0 第1 7 5 节V 条一 致的质量保证要求( 即R T N S S ) 。 ( 3 ) 其他非安全相关( 即非安全重要) 物项和服务的供方必须实施与这些物项和服 务的分级相致的、足以确保这些物项和服 务质量的质量保证要求( 通常为实施满足I S O 9 0 0 1 ：2 0 0 0 标准要求的质量管理体系) 。 R T N S S 质量保证要求内容相当简略。 R T N S S 在细则、程序和图纸、特殊工艺、试 验控制、试验和运行状态、纠正措施等质量 管理要素上，与附录B 比较接近，其余条款 均低于附录B 要求，部分要求甚至比I S O 9 0 0 1 ：2 0 0 0 更为简略。R T N S S 的这种内容特 点反映了设计方和安全管理当局对安全有重 要贡献的非安全S S C 的实体质量形成过程的 直接控制更为重视。例如，规定影响质量的 活动必须按照书面细则、程序和图纸完成， 而I S O9 0 0 1 等通用质量管理标准并没有这么 严格的规定。 另一方面，R T N S S 在质量管理一些体系 要求方面却比较低。很显然，对这些R T N S S 范围的物项比其他普通的非安全相关物项的 质量保证要求不应该更低。因此，在项目实 施中应要求R T N S S 设备供应商在建立满足 I S O9 0 0 1 ：2 0 0 0 要求的质量管理体系基础上， 附加R T N S S 质保要求。当然，如果由原已建 立满足核安全质保法规要求质量保证大纲的 供应商供应R T N S S 设备，就毋需提出附加质 保要求了。 图3 示意出了中国A P l 0 0 0 项目各级别物 项对应的质量保证要求。 由于H A F0 0 3 不同于附录B 和N Q A 一1 ， 其适用范围已经包含了安全重要的R T N S S 物 项，因此可以认为对于。安全重要”的 R T N S S 物项，采用R T N S S 加上I S O9 0 0 1 要求， 相当于对中国核安全法规H A F0 0 3 的一个分 级质保应用。这样，美国的R T N S S 质保要求 2 3 万方数据 核电质保2 0 0 9 年第4 期 和中国H A F0 0 3 法规，在这个特殊的物项级 别上就同时得到了满足。 2 4 A S M E 设备的质量控制 在规范的采用上，A P l 0 0 0 依托项目的核 岛设计和建造完全采用了以A S M E 规范为主 的美国核电标准。其中，A S M E 规范第卷 ( 简称。A S M E 规范4 ) 是西屋A P l 0 0 0 机组中 的核承压容器及其附件和支撑件的设计规范。 A S M E 规范对A S M E 设备厂家和相关的现场建 造单位，规定了获得A S M E 认证的质量技术 体系认证要求，以及对设备使用A S M E 钢印 的质量控制要求。 在依托项目中，如果能够完全执行设计 规范，要求所有A S M E 设备厂家满足A S M E 规范要求显然有利于保证项目质量，并有利 于促进承担项目工作的国内设备厂家的管理 和技术水平与国际接轨。然而国内的实际情 况是大部分厂家并没有A S M E 核设备制造认 证，并且难以在短时间内取得A S M E 认证。 考虑到本土化需要和设备厂家A S M E 规范认 证的实际情况，依托项目的核岛合同中对 2 4 A S M E 规范的应用情况采用了对中外设备供方 区分对待的条款，主要表现为对在中国国内 制造的部分设备豁免经A S M E 授权检查机构 ( A I A ) 的授权核检查及对设备的A S M E 钢印 ( 即N 、N P T 等) 要求。 但随着A P l 0 0 0 设备国产化的进程逐步推 进。除非中国自己建立一整套对应于A S M E 规范的核工业技术质量标准，否则要求A S M E 设备厂家建立能同时满足N Q A 一1 标准要求 的质量管理体系，获得满足的技术和质量控 制能力，从而获得A S M E 认证和A S M E 钢印， 是核电业发展的大势所趋。 3 参考文献 1 美国核管制委员会( N R C ) 信函8 4 0 1 ，N R Cu o f t h e t e n l r m ，。I m p o r t a n tt oS a f e t y 。a n d 。S a f e t yR e l a t e d 1 9 8 4 2 国家核安全局，压水堆核电厂物项分级的技术见解( H A F J 0 0 6 6 ) ，1 9 9 7 3 美国核管制委员会( N R C ) 信函S E C Y 一1 9 9 5 1 3 2 ，P o l i c y a n dT e c h n i c a lI s s u e sA s s o c i a t e dW i t h t h eR T N S Si nP a s s i v e P l a n tD e s i g n s 。1 9 9 5 4 余群、金湘，N Q A 一1 1 9 9 4 和H A F 0 0 3 ( 1 9 9 1 ) 及其导则的 分析和【七较。核电) ，2 0 0 9 年第1 期( 总第6 8 期) 万方数据 中国核电项目应用美国核电质保法规和标准的探讨中国核电项目应用美国核电质保法规和标准的探讨 作者：余群 作者单位：海南核电有限公司 刊名： 核标准计量与质量 英文刊名：HE BIAOZHUN JILIANG YU ZHILIANG 年，卷(期)：2009，(4) 被引用次数：0次 参考文献(5条)参考文献(5条) 1.美国核管制委员会(NRC)信函84-01,NRC use of the terms,Important to Safety and Safety Related 1984 2.国家核安全局 压水堆核电厂物项分级的技术见解(HAF J0066) 1997 3.美国核管制委员会(NRC)信函SECY-1995-132,Policy and Technical Issues Associated with the RTNSS in Passive Plant Designs 1995 4.余群.金湘 NQA-1-1994和HAF 003(1991)及其导则的分析和比较 2009(1(总68) 5.NQA-1标准每四、五年升版一次,最新版本为NQA-1-2008,美国电厂业主及核电设备厂家出于对增加工作负担和费 用的考虑,强烈反对采用经法规批准的强制性频繁修订的NQA-1标准新版本.因此,经NRC批准采用的版本至今仍保 持为NQA-1-1994 相似文献(10条)相似文献(10条) 1.期刊论文 臧明昌.ZANG Ming-Chang 第三代核电和西屋公司AP1000评述 -核科学与工程2005,25(2) 世界需要建设新的核电,以满足电力需求增长,取代将退役的运行机组,同时继续推进核电对环境的重要贡献.为此,研发了一系列新机型,即第三代和 第三代+,以保证近期部署计划之选用,在美国至2010年,在欧洲至2015年.由美国西屋公司研发的AP1000是一个二回路百万千瓦级的压水堆核电厂,具有非 能动安全特性,大大简化了电厂设计,使电厂造价和电价更具有竞争性,它是第一个获得美国核管会最终设计批准的第三代+核电设计.简单描述了AP1000的 设计特性和主要技术性能,参考有关文献给出了较详细的评估.分析了中国核电在21世纪初十几年间从第二代向第三代过渡的历史性转变中面临的机遇和 挑战.如果在中国建造第一座AP1000,关键因素是平衡它所带来的风险和利益. 2.会议论文 陈洋.丁四中.上官志洪 CPR1000和AP1000核电机组SGTR事故释放源项比较分析 2009 本文在对压水堆核电厂SGTR事故进程分析的基础上，确定了SGTR事故释放源项的计算模型，并以此计算模型对设计方提供的CPR1000和AP1000 SGTR释放源项进行了复核，复核出的源项与设计方提供的源项基本一致。针对两种核电机组SGTR的源项计算假设、源项大小进行了对比分析，提出了在 评估SGTR放射性后果时可能需要关注的问题。 3.期刊论文 魏俊明.孙良善.WEI Jun-ming.SUN Liang-shan AP1000核电机组蒸汽发生器的安装 -电力建设 2009,30(11) 与以往的核电机组设计不同,第三代压水堆AP1000核电机组蒸汽发生器的结构和支撑设计比较独特,这决定了AP1000机组蒸汽发生器的安装工艺将与 已建核电机组蒸汽发生器的安装有所不同.介绍了AP1000机组蒸汽发生器的支撑结构及其安装特点,提出了AP1000机组蒸汽发生器的安装工艺. 4.期刊论文 叶成.张震.李云胜.李献斌.YE Cheng.ZHANG Zhen.LI Yun-sheng.LI Xian-bin 压水堆核电AP1000二回 路系统与1 000 MW超超临界机组热力系统的比较 -电力设备2008,9(4) 文章介绍了压水堆核电AP1000与1 000 MW超超临界机组热力系统及主要参数,并从郎肯循环、末级叶片、旁路系统、效率与流量方面进行了比较 .AP1000二回路蒸汽参数比超超临界机组蒸汽参数低,其