压水堆核电厂在役检查 - 国家核电学习系统

压水堆核电厂在役检查,在役检查与役前检查在役检查相关法规及标准在役检查文件体系在役检查计划,在役检查技术在役检查主要设备检验单位及人员资质在役检查组织与实施,1 在役检查与役前检查,1.1 在役检查定义在核电厂运行寿期内，部件可能受到多种影响，其单一和组合结果对核电厂运行寿期的影响是难以按照核安全所要求的精度预测的。最重要的影响包括应力、温度、辐射、氢吸收、腐蚀、振动和磨损，所有这些都取决于时间和电厂的运行历史。这些影响会引起材料性能的改变，例如老化、脆化、疲劳以及缺陷的形成和（或）扩展。,1 在役检查与役前检查,1.1 在役检查定义（续）因此，有必要对核电厂系统和部件进行检查，找出可能的损伤，来判断它们对核电厂安全是否可接受，或必要采取纠正措施。核安全导则HAD103/07将这种在核电厂运行寿期内进行的检验，定义为在役检查。,1 在役检查与役前检查,1.2 役前检查役前检查是核电厂运行开始前进行的完整在役检查，以获取初始状态下的数据（或称零点），作为以后检验结果的参考基准。役前检查使用的方法、技术和装备类型应尽可能与后续在役检查使用的相同。,1 在役检查与役前检查,1.3 在役检查任务根据核安全导则和规范的要求，核电厂在役检查工作着重于以下几个方面：依照检查计划，对核安全1级、2级和3级承压部件及其支承件进行在役检查；在运行寿期内，对与安全相关的系统和部件实施压力试验；,1 在役检查与役前检查,1.3 在役检查任务（续）在役前检查期间，建立起被检查设备、部件内存在缺陷的信息档案，并把它们作为以后比较缺陷存在或扩展与否的零点；在役检查期间，通过比较和评估实际缺陷的检验结果、基准点以及验收标准，以确保部件是继续运行，还是采取后续措施；如必要，提出重复或进行补充检验和试验的要求。对于检验和试验结果不可接受的情况，则推荐必要的纠正措施。,2 在役检查相关法规及标准,2.1 我国法规和导则 HAF601民用核安全设备设计制造安装和无损检验监督管 理规定 HAF602民用核安全设备无损检验人员资格管理规定 HAF103核电厂运行安全规定 HAD103/07核电厂在役检查,2 在役检查相关法规及标准,2.2 我国标准与规范 EJ/T 1041标准压水堆核电厂核岛机械设备在役检查规则 NB/T 20003标准核电厂核岛机械设备无损检测2.3 美国标准与规范 ASME 第XI卷核电厂设备在役检查规则 ASME 第V卷无损检测2.4 法国标准与规范 RSE-M压水堆核岛机械设备在役检查规则 RCC-M压水堆核电厂核岛机械设备设计和建造规则,2 在役检查相关法规及标准,2.1 HAF601民用核安全设备设计制造安装和无损检验监督管理规定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）于2007年12月25日经国家环境保护总局2007年第四次局务会议审议通过，自2008年1月1日起施行。HAF601是规范核电厂核岛机械设备进行无损检测活动的一项基础性法规，所有从事民用核安全设备无损检测活动的单位都必须遵照其开展工作。,2 在役检查相关法规及标准,2.1 HAF602民用核安全设备无损检验人员资格管理规定民用核安全设备无损检验人员资格管理规定（HAF602）于2007年7月4号经国务院常务会议通过，自2008年1月1日起正式施行。HAF602是配合新的国务院条例，对1995年的国家核安全局批准的民用核承压设备无损检验人员培训、考核和取证管理办法的全面升版和修订。HAF602民用核安全设备无损检验人员资格管理规定是一部关于无损检测人员资质要求的法规，任何无损检测人员从培训、考核到上岗工作都必须按其要求执行。,2 在役检查相关法规及标准,2.1 HAF103核电厂运行安全规定HAF103核电厂运行安全规定对核电厂在役检查提出了原则要求：营运单位必须制定并实施安全重要构筑物、系统和部件的在役检查大纲。该大纲在装料前必须完成并可供国家核安全监管部门查阅。在役检查大纲必须考虑运行限值和条件以及其他适用的核安全管理要求，并且还必须根据运行经验进行重新评价；,2 在役检查相关法规及标准,2.1 HAF103核电厂运行安全规定（续）大纲必须包括安全重要构筑物、系统和部件的定期检查工作，以证明其可靠性，并决定它们是否可保证核动力厂继续安全运行或者是否有必要采取任何补救措施；必须确定核动力厂所有的安全重要构筑物、系统和部件在役检查的标准和频度，以保证构筑物、系统和部件的可靠性和有效性与核动力厂整个寿期内的设计要求始终保持一致；,2 在役检查相关法规及标准,2.1 HAF103核电厂运行安全规定（续）必须根据下述因素确定单个构筑物、系统和部件的在役检查频度：构筑物、系统和部件对安全的重要性；其固有的可靠性；所评定的运行时性能劣化的可能性和老化特性；运行经验。,2 在役检查相关法规及标准,2.1 HAF103核电厂运行安全规定（续）营运单位必须制定所有在役检查工作的规程。必须根据已制定的管理程序来对这些规程进行编制、审查、批准生效、发布和修改；必须记录、保存和分析有关在役检查的数据，以确认性能符合设计假设和对设备可靠性的预期。,2 在役检查相关法规及标准,2.1 HAD103/07核电厂在役检查核电厂在役检查安全导则（HAD103/07）于1988年10月由国家核安全局批准发布，它是我国核电厂在役检查工作的指导性文件。该导则是针对核电厂运行安全规定（HAF103）关于核电厂在役检查原则要求的说明和补充。该导则对核电厂在役检查的范围，检查所用的装备，技术和方法，检查结果的评价，合格标准，组织管理等作了指导性说明，并概述了编制在役检查大纲的规定。此外，导则还推荐了核电运营单位编制必要的文件、规程和记录方法以及对检验人员的资格要求。,2 在役检查相关法规及标准,2.2 EJ/T 1041标准压水堆核电厂核岛机械设备在役检查规则新版EJ/T 1041标准压水堆核电厂核岛机械设备在役检查规则是我国核电厂核岛机械设备在役检查方面的标准文件，本规则适用于中国改进型1000MW 压水堆核电厂（CPR1000）以及已运行的600MW 和900MW 压水堆核电厂。,2 在役检查相关法规及标准,2.2 EJ/T 1041标准压水堆核电厂核岛机械设备在役检查规则（续）该标准是在EJ/T 1041-1996的基础上增补和修订而成，它符合我国的核安全法规和相关导则，主要是参考RSEM（1997版、2002增补和2005年增补）压水堆核岛机械设备在役检查规则，同时吸纳了2004版ASME第XI卷核动力装置设备在役检查规则的相关部分内容，并融入了多年来在役检查技术的发展，以及我国在在役检查领域的经验积累，修订而成的。与旧版相比，其内容上有了大幅度的增补与改进，更加适应我国核电产业快速发展的现阶段。,2 在役检查相关法规及标准,2.2 NB/T 20003标准核电厂核岛机械设备无损检测NB/T 20003（2010）核电厂核岛机械设备无损检测规定了核电厂核岛机械设备的无损检测方法、检测结果的质量分级和推荐性的验收标准，针对具体设备的无损检测方法选择和结果评定应按照相关产品设计文件和采购技术条件的规定执行。,2 在役检查相关法规及标准,2.2 NB/T 20003标准核电厂核岛机械设备无损检测（续）该标准主要基于EJ/T 1039-1996和RCC-M（2000版、2002增补和2005增补），并参考ASME锅炉压力容器规范第V卷和其他国内外相关标准，以及结合国内核电行业无损检测现状和行业反馈意见进行修订。与旧版相比，其内容上有了大幅度的增补与改进。,2 在役检查相关法规及标准,2.3 ASME 第XI卷核电厂设备在役检查规则ASME第XI卷核电厂设备在役检查规则规范了核电厂设备，包括核安全1级、2级、3级设备及支承件、MC级、CC级金属内衬与混凝土设施等材料和焊缝进行无损检验的方法、周期、验收标准等一套完整内容的规定性规则。,2 在役检查相关法规及标准,2.3 ASME 第XI卷核电厂设备在役检查规则（续）2004版ASME 第XI卷核电厂设备在役检查规则包含3个分卷：第1分卷 轻水堆核电厂设备检查和试验规则；第2分卷 气冷堆核电厂设备检查和试验规则；第3分卷 液态金属堆核电厂设备检查和试验规则。,2 在役检查相关法规及标准,2.3 ASME 第XI卷核电厂设备在役检查规则（续）其中与今后工作紧密相关的为第1分卷：轻水堆核电厂设备检查和试验规则，其主要内容包括：IWA 通用要求；IWB 轻水堆核电厂1级部件的要求；IWC 轻水堆核电厂2级部件的要求；IWD 轻水堆核电厂3级部件的要求；IWE 轻水堆核电厂MC级、CC级部件金属内衬的要求；IWF 轻水堆核电厂1、2、3和MC级部件支承件的要求；IWL 轻水堆核电厂CC级混凝土部件的要求等。,2 在役检查相关法规及标准,2.3 ASME 第XI卷核电厂设备在役检查规则（续）强制性附录：附录I 超声检验；附录II 业主的在役检查报告；附录III 容器和管道焊缝的超声检验；附录IV 涡流检验；附录V 向锅炉和压力容器委员会提交技术询问的准备；附录VI 目视检验人员的考核；附录VII 超声无损检验人员的考核；附录VIII 超声检验系统的性能验证等。,2 在役检查相关法规及标准,2.3 ASME 第XI卷核电厂设备在役检查规则（续）非强制性附录：附录A 缺陷分析；附录B 表格；附录C 管道缺陷评定；附录D 要求检验的1级和2级管道焊缝的修整；附录E 未曾预期运行事件的评定；附录G 防止失效的断裂韧性准则；附录H 用失效评定图对管道缺陷的评定规程；附录J 电厂维修活动和XI卷修理/更换活动导则等。,2 在役检查相关法规及标准,2.3 ASME 第XI卷核电厂设备在役检查规则（续）该标准第1分卷轻水堆核电厂设备检查和试验规则各章主要由范围和职责、检验和检查、缺陷评定标准、修理/更换活动、系统压力试验、以及记录和报告等所组成。该分卷对要求检查的区域、职责、可达性和可达性的保证、检验方法和程序、人员考核，检查计划、记录的保存和检查报告的要求、检查结果的评定和对评定结果进行处理的程序、以及对修理的要求，作了最低限度的规定。其中无损检验方法部分，则主要参考ASME第V卷的规定。,2 在役检查相关法规及标准,2.3 ASME 第V卷无损检测ASME第V卷无损检测介绍了核电厂建造过程中和运行过程中役前检查、在役检查的无损检验方法。ASME第V卷阐述了无损检验方法和所采纳的检验标准，共30章加两个附录，分A，B两分卷。,2 在役检查相关法规及标准,2.3 ASME 第V卷无损检测（续）A分卷叙述了ASME规范其它各卷（如XI卷）提到需要采用的各种无损检测方法，包含以下章节。第1章 通用要求；第2章 射线照相检验；第4章 焊缝超声检验方法；第5章 材料超声检验方法；第6章 液体渗透检验；第7章 磁粉检验；,2 在役检查相关法规及标准,2.3 ASME 第V卷无损检测（续）第8章 管材制品的涡流检验；第9章 目视检验；第10章 泄漏检验；第11章 纤维增强环氧树脂容器的声发射检验；第12章 加压试验时金属容器的声发射检验；第13章 连续声发射检验；第14章 检验系统的鉴定。,2 在役检查相关法规及标准,2.3 ASME 第V卷无损检测（续）B分卷中列出了已被ASME规范采纳的美国材料和试验学会的无损检验方法和推荐的操作手段，这些标准为非强制性规定，只参考。第22章 射线照相检验标准；第23章 超声检验标准；第24章 液体渗透检验标准；第25章 磁粉检验标准；第26章 涡流检验标准；第29章 声发射检验标准；第30章 无损检验标准术语汇总。,2 在役检查相关法规及标准,2.4 RSE-M压水堆核岛机械设备在役检查规则RSE-M是由法国电力公司根据RCC-M压水堆核岛机械设备建造规范的特点和核电厂检查经验所制定的，于1990年7月由法国核岛部件设计、建造和在役检查法规协会（AFCEN）首次公开出版。它概述了法国电力公司按照法国核安全法规的最低要求，在核岛机械设备和压力容器上实施的主要在役监督活动。,2 在役检查相关法规及标准,2.4 RSE-M压水堆核岛机械设备在役检查规则（续）最新版RSE-M标准为1997版（2005增补），共分为三册，其主要由通用规则，以及核安全1级、2级和3级部件专用规则所组成。各分规则又分别介绍了：验证试验、在役检查及相关的检查大纲、在役检查方法、显示处理、在役监督、运行监督方法、维修操作实施、质量体系等内容。,2 在役检查相关法规及标准,2.4 RCC-M压水堆核电厂核岛机械设备设计和建造规则法国核电锅炉设备设计，建造规则协会（AFCEN）负责编制的RCC-M压水堆核岛机械设备设计和建造规则是用于法国核电站设计、制造、安装与投运的具体实用规则。RCC-M规则中的所汇集的设计，建造规则借鉴了美国ASME锅炉与压力容器规范第II卷、第III卷、第V卷和第IX卷各节的有关内容，同时吸取了法国工业发展实践经验。,2 在役检查相关法规及标准,2.4 RCC-M压水堆核电厂核岛机械设备设计和建造规则（续）RCC-M规则共分五卷。具体内容如下：第 I 卷A册 总论B册 1级设备C、D册 2、3级设备G、H册 堆内构件、设备支承件Z册 技术性附录,2 在役检查相关法规及标准,2.4 RCC-M压水堆核电厂核岛机械设备设计和建造规则（续）第 II 卷M册（第一部分上） 非合金M册（第一部分下） 合金钢M册（第二部分上） 不锈钢M册（第二部分下） 特殊合金钢及其它材料第 III 卷MC册 检验方法第 IV 卷S册 焊接第 V 卷F册 制造,2 在役检查相关法规及标准,2.4 RCC-M压水堆核电厂核岛机械设备设计和建造规则（续）第 III 卷MC册“检验方法”具体内容包含：MC 1000 机械，物理，物理-化学和化学试验；MC 2000 超声检验；MC 3000 射线照相检验；MC 4000 液体渗透检验；,2 在役检查相关法规及标准,2.4 RCC-M压水堆核电厂核岛机械设备设计和建造规则（续）第 III 卷MC册“检验方法”具体内容还包含：MC 5000 磁粉检验；MC 6000 管材制品涡流检验；MC 7000 其它检验方法；MC 8000 无损检验人员的资格和证书；MC 9000 术语。,3 在役检查文件体系,核电厂营运单位应建立在役检查活动有关的文件体系。通常情况下，主要包括以下文件：在役检查大纲；在役检查质量计划；在役检验程序；在役检查总报告。,3 在役检查文件体系,3.1 在役检查大纲在役检查大纲作为核电厂在役检查时所必须遵照的一份重要文件，是由核电厂营运单位依据我国的法规导则，参考相应的标准，并结合自身电厂的实际情况编制而成。在编制完成之后，核电厂营运单位将其提交给国家核安全监督管理部门审核，在得到国家核安全监督管理部门批准后方可遵照实施。,3 在役检查文件体系,3.1 在役检查大纲（续）在役检查大纲至少应规定下列内容：在役检查范围；在役检查进度；检验方法、装备和技术；免除表面或体积检验的设备；取样计划；显示处理；,3 在役检查文件体系,3.1 在役检查大纲（续）验收标准；水压试验和泄漏试验；检验人员资格；无损检验技术鉴定；质量保证和监督等。,3 在役检查文件体系,3.2 在役检查程序在役检查必须按认可的书面程序执行。检验程序至少包括（但不限于）下列内容： 目的；引用的法规、标准和文件；检验范围；检验人员资格；检验设备及器材；,3 在役检查文件体系,3.2 在役检查程序（续）检验条件；检验技术；检验操作步骤；记录和验收标准等。,3 在役检查文件体系,3.3 在役检查质量计划在实施在役检查前，必须按照质保大纲的要求编制相应的检验质量计划，质量计划应涵盖工作程序中的各个环节。内容至少应包括：先决条件，工作流程实施日期，设置符合质保大纲要求的监督点，并有质保监督人员签署意见，质量计划必须是一个完整的闭环控制。,3 在役检查文件体系,3.4 在役检查总报告在役检查总报告应至少包括（但不限于）下列内容：目的；引用文件；检验项目；检验程序和辅助程序清单；专用计划清单；质量计划清单；,3 在役检查文件体系,3.4 在役检查总报告（续）检验实施；与程序的偏离；检验报告清单；不可达焊缝（或部位）清单；在役检查结果。,4 在役检查计划,4.1 安全1级部件在役检查反应堆压力容器蒸汽发生器一次测反应堆冷却剂泵稳压器反应堆冷却剂主管道等,UT/PT/VTUT/PT/VTUT/PT/VTUT/PT/VTUT/PT,4 在役检查计划,4.1 安全1级部件在役检查反应堆压力容器及顶盖通用检验部位壳体的纵焊缝和环焊缝；封头的径向焊缝和环焊缝；接管与容器连接焊缝；接管与安全端连接焊缝；容器贯穿件（控制棒驱动机构）；容器贯穿件（仪表贯穿件）；主螺栓、主螺母等。,反应堆压力容器,反应堆压力容器顶盖,4 在役检查计划,4.1 安全1级部件在役检查蒸汽发生器一次侧通用检验部位一次侧管板与封头焊缝；一次侧接管与封头焊缝；接管与安全端连接焊缝；承压螺栓紧固件；传热管等。,4 在役检查计划,4.2 安全2级、3级部件在役检查蒸汽发生器二次侧；主蒸汽系统管道；蒸汽排放管道；主给水管道；辅助给水管道；余热排出系统；,4 在役检查计划,4.2 安全2级、3级部件在役检查（续）安全注射系统；化学与容积控制系统；安全壳喷淋系统；设备冷却水系统；蒸汽发生器排污系统；反应堆换料水池和乏燃料水池冷却和处理系统；核取样系统；,4 在役检查计划,4.2 安全2级、3级部件在役检查（续）反应堆硼和水补给系统；设备冷却水系统；核岛重要生水系统；废物处理系统；仪用压缩空气分配系统；核岛冷冻水系统；应急供电系统。,4 在役检查计划,4.2 安全2级、3级部件在役检查（续）蒸汽发生器二次侧通用检查部位安全端/蒸汽出口焊缝；给水管/上部筒体焊缝；给水管/安全端焊缝；锥形筒体/上部筒体焊缝；锥形筒体/下部筒体焊缝；筒体接管焊缝等。,蒸汽发生器二次侧,4 在役检查计划,4.3 在役检查过程现场实际：假如在对蒸汽发生器传热管实施涡流检验，分析后发现某根传热管管壁减薄至50%的壁厚。解决措施：根据蒸汽发生器传热管的验收准则，当传热管壁厚损失等于或大于40%时，必须不得继续使用，必须采取堵管或修理措施。,伤深50%,蒸汽发生器传热管,5 在役检查技术,在役检查常用的检验方法包括：目视检验（VT）表面检验渗透检验（PT）磁粉检验（MT）体积检验超声检验（UT）涡流检验（ET）射线检验（RT）,5 在役检查技术,5.1 目视检验VT-1：用于检验部件表面裂纹、腐蚀、磨损、冲蚀、机械损伤等表面缺陷；VT-2：用于检验承压部件、系统的泄漏；VT-3：用于检验部件及其支承件的机械和结构的总体情况，例如变形、位移；用于检验不连续性和不完整性，例如螺栓连接或焊接连接处完整性丢失，零部件失落或松动、破碎、腐蚀及划伤等。,5 在役检查技术,5.2 表面检验表面检验用以显示或验证表面及表层的缺陷或不连续的存在。表面检验方法可以根据检验的材料和缺陷类型分为：磁粉检验（MT）：用于检验铁素体材料表面或近表面裂纹和其它不连续性缺陷，如折迭、分层等；渗透检验（PT）：主要检测金属或其它非多孔性材料表面的开口性缺陷。,5 在役检查技术,5.3 体积检验体积检验用以检验部件或设备的体积内可能存在的不连续。这种检验可以在部件的内表面或外表面上进行。体积检验方法通常包括：超声检验（UT）：用于检测平面型缺陷（例如裂纹或裂纹型缺陷）的较有效的方法；射线检验（RT）：用于检测具有体积型特征缺陷（例如气孔、夹渣、点蚀、局部冲蚀）的较有效的方法；涡流检验（ET）：通常用于薄壁的非铁磁性材料，例如检测蒸汽发生器或热交换器传热管的壁厚减薄、缺陷、凹陷等。,6 在役检查主要设备,根据在役检验对象所处的环境以及检测经济性考虑，将在役检查装置分为手动检测装置和自动检测装置。用于在役手动部分的检测设备包括通用的超声波检测仪，涡流检测仪，射线检测仪等；对于涉及高辐射的区域，为了减少检验人员所受的辐照剂量，在役检查工作可以使用专用工具和自动化的装置，如:反应堆压力容器自动在役检查系统；蒸汽发生器传热管在役检查系统；管道自动检查装置等。,；,6 在役检查主要设备,用于在役检查和试验的所有装备，其质量、量程和精确度都必须符合国家管理当局认可的标准，并且在使用前应按法定单位认可的标准、按批准的书面校准程序定期校准和重复校准；而对于校准试块（或样管），其材料、表面状态（表面粗糙度）和加工制造条件（例如热处理条件等）应与被检查的部件相同，或使用声学性能相似的材料制成，以确保在役检查工作的高效开展，也能保证在役检查的高质量完成。,6 在役检查主要设备,反应堆压力容器自动在役检查系统,6 在役检查主要设备,反应堆压力容器自动在役检查系统,TIME机,PaR-III检查系统,6 在役检查主要设备,反应堆压力容器自动在役检查系统,RPV-ISI系统,SUPREEM检查系统,6 在役检查主要设备,反应堆压力容器自动在役检查系统,6 在役检查主要设备,蒸汽发生器传热管检查系统,6 在役检查主要设备,蒸汽发生器传热管检查系统,SM系列,ROSA III,6 在役检查主要设备,蒸汽发生器传热管检查系统,ZR100,PEGASYS,6 在役检查主要设备,蒸汽发生器传热管检查系统,MIZ-80iD OMNI-200-TP TEDDY+SP,6 在役检查主要设备,Bobbin探头,MRPC探头,X-Probe探头,蒸汽发生器传热管检查系统,6 在役检查主要设备,蒸汽发生器传热管检查系统,6 在役检查主要设备,蒸汽发生器传热管检查系统,6 在役检查主要设备,管道检查自动装置,7 检验单位及人员资质,7.1 在役检查单位资质从事役前和在役检查的实施单位必须具备HAF601“民用核安全设备设计制造安装和无损检验监督管理规定”许可证，且在有效期内。,7 检验单位及人员资质,7.2 在役检验人员资质必须按照HAF602“民用核承压设备无损检验人员培训、考核和取证管理办法” 的规定取得相应的资格证书并处于有效期内；对于从事自动化、机械化检验装置进行检验的人员也应当具备相应的资格证明；由于核电大修的特殊性，检验人员进入现场前，还应通过辐射防护、工业安全、应急响应、维修质量保证以及大修经验反馈等培训和考核。,8 在役检查的组织和实施,8.1 在役检查组织在役检查组织机构作为整个换料大修组织机构的一部分，在换料大修的准备阶段就已经成立了。在国内的核电厂中，在役检查组织机构通常是以常设机构为主体，与临时组织机构相结合的模式组建成立。,8 在役检查的组织和实施,8.1 在役检查组织（续）,8 在役检查的组织和实施,8.2 营运单位的总体职责根据核电机组安全分析报告确定核岛机械设备的级别，确定受检验设备及免检设备，并编制受检验及免检设备清单；审查核电厂设计以及系统和设备的布置，确保在役检查要求的全部检验都能顺利进行，并确保检验人员受到的辐射剂量合理、可行、尽量低；编制在役检查大纲，主要内容包括受检验的设备、区域和范围、检验方法以及设备受检区域示意图；,8 在役检查的组织和实施,8.2 营运单位的总体职责（续）根据HAD 103/07的规定，编制检验程序；按HAF 601的规定选择从事在役检查的单位；审核检验人员的资格，确保由按照HAF 602 的要求取得相应资格的人员进行检验；按照批准的程序对设备实施检验；记录检验结果，与以往的检验结果进行比较，并对检验结果进行分析和评定；,8 在役检查的组织和实施,8.2 营运单位的总体职责（续）保管检验、分析和评定记录，如射线底片、磁带、纸带、磁盘、图表、图纸、检验数据、报告、分析评定结果、检验程序以及人员资格证书等；保存和定期维护校准标准，如超声检验基准试块、涡流检验标定管等，保存期应至少与受检设备同寿期；提供符合HAF 003 的要求的质量保证大纲文件；,8 在役检查的组织和实施,8.2 营运单位的总体职责（续）工作开始前，应在相应的合同和技术等文件中规定相关方的职责。如果相关活动由营运单位有关部门执行，该作业部门应承担相应的责任；在合同文件中应说明组织机构、质量、数量和进度计划的目标和要求；负责电厂在役检查相关的所有工作和安全，承担应用本规则以及按本规则实施在役检查的全部责任。,8 在役检查的组织和实施,8.3 在役检查管理部门在在役检查组织构架中，执行层由营运单位各相关部门所组成。这些执行部门包括了:技术支持部门；维修部门；运行部门等。,8 在役检查的组织和实施,8.3 在役检查管理部门（1）技术支持部门技术支持部门是在役检查责任部门，对履行在役检查职责负有全面管理和实施责任。其有关在役检查的主要职责有：编制在役检查大纲和准备在役检查计划；编制或审查在役检查规程和准备相应的检查工具；对在役检查承包商的技术管理（包括对在役检查承包商的技术评价责任）；,8 在役检查的组织和实施,8.3 在役检查管理部门（1）技术支持部门（续）负责组织在役检查的实施；实施在役检查活动的质量、进度和记录控制；审查承包商提交的检查、检查报告；分析在役检查发现的缺陷，提出该缺陷的初步处理意见，并负责将缺陷信息及时通知给相关责任部门；,8 在役检查的组织和实施,8.3 在役检查管理部门（1）技术支持部门（续）检查和试验结果记录文件的管理；编写在役检查总报告；根据运行经验、反馈信息、核安全部门的要求以及有关规范规定，对在役检查大纲进行修订；组织在役检查相关文件的组卷归档。,8 在役检查的组织和实施,8.3 在役检查管理部门（2）维修部门维修部门有关在役检查的职责包括如下：配合完成在役检查现场条件准备，包括负责脚手架搭制、拆装保温、打磨、除漆、吊装以及设备运输等服务工作；审查在役检查年度计划，并配合实施；根据设备维修经验反馈提出在役检查补充项目。,8 在役检查的组织和实施,8.3 在役检查管理部门（2）运行部门运行部门有关在役检查的职责包括如下：根据设备运行经验提出在役检查补充项目；审批工作许可证，实施隔离，为在役检查活动的实施提供必要的先决条件。,8 在役检查的组织和实施,8.4 在役检查承包商在役检查承包商，主要负责在役检查的实施工作，其总体职责包括如下：按照核电厂的要求编制在役检查相关文件并实施检查；在役检查实施期间遵守电厂的相关管理规定；保证执行检验人员是持有有效资格证书的合格人员；,8 在役检查的组织和实施,8.4 在役检查承包商保证现场检查中使用经批准认可的文件；保证检查中使用经标定合格的设备；按照在役检查大纲和程序的要求，做好检查记录。在工作结束后编制检查报告，并对报告进行整理组卷，经验收合格后，向信息中心归档移交。,8 在役检查的组织和实施,8.4 在役检查承包商在役检查承包商在换料大修期间，也需要有明确的组织机构。通常，在役检查承包商的组织机构包括项目经理、项目技术负责人、项目计划与协调工程师、项目安全员、项目质量保证经理、项目工作组负责人以及项目工作组成员等。,8 在役检查的组织和实施,8.4 在役检查承包商（1）项目经理全面负责在役检查项目实施的组织领导，协调计划进度、控制风险、保证质量和进行费用控制；负责同核电厂之间的全面沟通协调，计划进度控制；协调项目部中各个项目工作组之间的关系，工作上统筹兼顾；负责重大缺陷，事件、事故的处理。,8 在役检查的组织和实施,8.4 在役检查承包商（2）项目技术负责人协助项目经理行使在役检查项目的技术管理工作；负责项目技术文件包括方案和检验程序等的审核工作；负责各类技术报告包括检验报告、检验综合报告等的审核及批准；组织和处理项目实施中发生的各类技术问题。,8 在役检查的组织和实施,8.4 在役检查承包商（3）项目计划与协调工程师协助项目经理行使在役检查项目的计划管理工作；负责与核电厂相关部门、协作单位的接口和联系工作；负责编制项目的计划文件和二级网络计划；负责项目实施过程中的工作计划和工作条件准备，并对工作计划进行跟踪。,8 在役检查的组织和实施,8.4 在役检查承包商（4）项目质量保证经理独立行使在役检查项目的质量管理工作；负责与核电厂质量管理部门、协作单位质量部门和监理方的联络；负责组织编制项目质量控制文件及报告；负责组织项目工作人员的培训、考核和授权资格审查；负责项目的质保检查和实施过程中的质量控制和质量保证工作；负责项目使用的仪器设备、消耗材料的有效性和证书的监督检查。,8 在役检查的组织和实施,8.4 在役检查承包商（5）项目安全员独立行使在役检查项目的安全防护工作；负责项目安全信息的对外联络和内部通告；协助项目经理进行应急小组工作，包括具体组织准备应急物资；项目执行期间对各工作组安全工作进行监督检查。,8 在役检查的组织和实施,8.4 在役检查承包商（6）项目工作组负责人负责主持每天的工前会议，传达以及安排每天的工作安排；全权负责本项目工作组的组织管理工作，组织本工作组的人员实施检验工作，保证项目顺利实施；组织工作组成员对项目执行过程中的风险源进行辨识，并做好预防措施，如有要求或必要，应进行应急演练；,8 在役检查的组织和实施,8.4 在役检查