核電設備制造業(yè)的發(fā)展與質量保證課件

1、核電設備制造業(yè)的發(fā)展與質量保證2022年7月19日2內 容世界核電發(fā)展概況核電裝備制造的發(fā)展現(xiàn)狀核電關鍵設備及其制造要求核電廠設施（SSC）的安全分級核電設備制造的質量保證體系1.世界核電發(fā)展概況 世界核能利用概況 核電進程及主力堆型 世界核電發(fā)展預期 三代核電技術的優(yōu)勢 我國核電現(xiàn)狀與發(fā)展態(tài)勢核電，開辟大規(guī)模和平利用核能的新時代*安全潔凈高效保證能源供應安全的客觀要求應對氣候變化的必由之路核能發(fā)電隨全球電力生產而穩(wěn)步增長國際核電現(xiàn)狀*5截至2019年4月,世界上已有30個國家和地區(qū)438臺機組正在運行，總裝機3.7億千瓦，核電占世界總發(fā)電量的 16。有法、英、德、美等17 個國家或地區(qū)核發(fā)電

2、量超過20 %,已有60余個國家向IAEA表示有意發(fā)展核電。 。6世界核電技術的進步歷程*美國是世界核電發(fā)展的先驅，在技術、運營和開發(fā)上引導潮流壓水堆核電站為核電主流世界各國對未來核電的發(fā)展制定長久規(guī)劃，青睞三代技術美國與法國核電態(tài)勢機組容量發(fā)電量比率美國現(xiàn)有1041億kW20%規(guī)劃2020新增5000萬kW2020達23%啟動NGNP近幾年三代申領26臺，AP1000機組14臺，6臺EPC合同法國現(xiàn)有586313萬kW76%規(guī)劃2019-2020新建新一代機組40臺，主要為EPR，不再建二代堆開展四代核電廠設計與建造計劃日本現(xiàn)有544628萬kW25%規(guī)劃12（11三代）2019新增1300

3、萬kW2019年開發(fā)170-180萬kW更先進輕水堆核電廠安全性高，能動與非能動組合經濟性好，建造周期30月，設計壽命80年，負荷因子97%，采用免震技術7日本與俄羅斯核電態(tài)勢8機組容量發(fā)電量比率俄羅斯現(xiàn)有322269萬kW16%規(guī)劃2009-2019每年新建2臺2019-2020每年新建3臺2022年建成28臺2021-2030每年新建4臺2030達25%正在加緊開發(fā)三代WWER-1000和WWER-1500韓國現(xiàn)有201770萬kW35%在建8接近三代的OPR-1000機組4臺，2019-2019先后建成三代APR-1400機組4臺，2019建成規(guī)劃2020達2730萬kW2020達43%

4、2035達60%印度現(xiàn)有191014萬kW2%在建5約300萬kW規(guī)劃2020達2000萬kW2050達4.7億kW25%9美國擬建核電站分布圖*南卡拉羅來納電力和燃氣公司及圣地亞哥庫柏公司喬治亞州能源公司沃格特廠址進步能源公司新建核電廠青睞第三代核電技術10事故教訓 反省美國三里島（1979）和前蘇聯(lián)切爾諾貝利（1986）兩次核電廠嚴重事故，說明：第二代核電技術源于20世紀70年代核安全標準，其設計基準較低，對嚴重事故的預防和緩解未能達到現(xiàn)行法規(guī)標準要求；經濟性提高 第三代核電廠設計、建造采用了大量成熟技術、工程經驗，延長了電廠壽期，特別是APl000技術，運用非能動核安全理念及模塊化建造技

5、術，有利于簡化系統(tǒng)、減少設備、縮短工期等，可有效降低造價、維護和運行成本，提高核電廠整體經濟性。AP1000同Sizewell B比較SSCs的簡化新建核電廠青睞第三代核電技術11安全保障 第三代核電技術遵循國際原子能機構最新核安全標準規(guī)范，核電廠設計基準對嚴重事故已有切實措施加以預防和緩解，增強了用戶及公眾的安全感；固有安全（本質安全）：由于核事故的高度敏感性，人們考慮開發(fā)一種“不會出事的核電機組”，它的安全性不應當主要靠外部的控制手段、人為的干預或者外部的安全措施來保證，而首先應該依據機組本身具有的自身物理規(guī)律來客觀地實現(xiàn)。AP1000：安全系統(tǒng)設計采用加壓氣體、重力、自然循環(huán)（蒸發(fā)、冷凝

6、和密度變化）等自然驅動力排出反應堆和安全殼的余熱。國內形勢至2020年全國電力裝機增長(億千瓦) 3.29.551.96.92.62000201920192020按照國家“積極推進核電建設”的方針，目前全國已經有約17個有條件的省、市、自治區(qū)正在積極推動核電項目的開發(fā)，我國核電發(fā)展進入了千載難逢的戰(zhàn)略機遇期。2019年核電中長期發(fā)展規(guī)劃提出“到2020年，核電運行裝機容量爭取達到4000萬千瓦，在建核電容量保持1800萬千瓦左右,核電占屆時總發(fā)電量4”的目標。正在實施中的核電站一共有50多家.其它 0.6%核電 1.3%水電20.3%火電77.8%2020年能源結構圖核電4%氣電6%新能源4%

7、火電62%水電24% 我國電力裝機比例（2019年）中國大陸已運行和在建的商用核電機組分布示意圖(截止到2019年8月15日)已投入運行機組12臺，共計977萬千瓦；在建（批準立項）機組共計41臺，共計4511萬千瓦其中已開工建設24臺，共計2714萬千瓦。2019年，我國進入核電站建設高峰階段在建項目中，已經澆注第一灌混凝土正式開工的機組數用（）內的數字表示13在建已建核電站運營商*14石島灣核電站紅石頂核電田灣核電站二期蕪湖核電站秦山核電站方家山擴建工程江西核電福清核電惠安核電三明核電漳州核電廣東第四核電 廣東第五核電荷包島核電河源核電陽西核電嶺澳核電站三期海南核電吉林核電湖北大畈核電廠小

8、墨山核電、九龍山核電桃花江核電站大唐華銀核電廠常德核電 四川核電重慶石柱核電廠白龍核電站桂東核電遼寧第二核電廠徐大堡核電多種堆型、多種標準*基于法國M310 技術的CNP300/650、 CNP1000/1500、CPR1000法國阿?，m集團（Areva）的第三代歐洲壓水堆技術EPR1600西屋公司的第三代壓水堆技術AP1000俄羅斯的AES-91 壓水堆機組我國自主研發(fā)的CAP1400 先進壓水堆核電機組高溫氣冷反應堆和快堆16目前核電發(fā)展主要路線延長在役核電站使用壽命批量化建設二代改進型機組開工或計劃建設AP1000、EPR等第三代核電機組積極開發(fā)第四代核電技術堆型2.核電裝備制造的發(fā)展現(xiàn)

9、狀 壓水堆核電站簡介 核電裝備制造業(yè)特點 世界核電設備供應商 中國核電設備制造概況 先進壓水堆核電廠AP1000示意圖18核電站原理*電能核能機械能核動力裝置汽輪機發(fā)電機熱能蒸汽的動能核電站內部巡游*安全殼蒸汽發(fā)生器汽輪機反應堆核電站設備20設備分類設備名稱核島設備反應堆堆芯、反應堆壓力器、堆內構件、控制棒驅動機構、蒸汽發(fā)生器、主泵、主管道、安注箱、硼注箱和穩(wěn)壓器等常規(guī)島設備汽輪機、發(fā)電機，除氧器、凝汽器、汽水分離再熱器、高低壓加熱器、主給水泵、凝結水泵、主變壓器和循環(huán)水泵等輔助系統(tǒng)（BOP）設備維持電廠正常運行所需的系統(tǒng)： 如燃料裝卸與貯存系統(tǒng)、余熱導出系統(tǒng)、設備冷卻水系統(tǒng)、凈化水系統(tǒng)等：專

10、設的安全設施系統(tǒng)： 如安全注射系統(tǒng)、安全殼喚淋系統(tǒng)、安全殼冷卻系統(tǒng)等：放射性廢物處理系統(tǒng)。百萬壓水堆核電機組核島設備及材料核島設備通常包括：1 臺反應堆壓力容器1 臺穩(wěn)壓器3 臺蒸汽發(fā)生器3 臺主冷卻泵3 臺蓄勢器（安注箱）1 臺硼注射器堆芯及堆內構 件控制棒驅機構等所用金屬材料主要有碳鋼、低合金鋼、奧氏體不銹鋼、鎳基 合金、鈦管和鋯合金等需要碳鋼、低合金鋼板和鍛件 40004500 噸奧氏體不銹 鋼板和鍛件 30003500 噸馬氏體不銹鋼鍛件 500 噸、鑄件 200 噸鎳基、鐵基合 金管、棒、帶、絲 600800 噸鈦直縫焊管 150 噸鋯合金管、棒、帶 8 噸/年21核電設備投資比率*

11、22市場機遇目前， 我國正在建設的核電機組數量位居世界之首，達到16 臺，占世界在建核電機組的30%。為適應形勢發(fā)展的要求，最新修訂的核電發(fā)展規(guī)劃比07年的規(guī)劃增加了近一倍：2020 年核電裝機容量將由原來占電力總裝機容量4%提升到5%。核電裝機容量由原來的4000 萬千瓦，提升到7500 萬千瓦，相當于每年新增百萬千瓦機組將達到2-3個，這意味著，未來10 年，中國將迎來核電建設的高潮，資金投入估計將達萬億元之巨，我國核電產業(yè)將成為未來10年世界最大的新增市場。在核電投資中，裝備占到投資總額的50%左右，按此規(guī)模估算，未來十年，中國對核電設備的投資約5000 億元，如果以裝備國產化率達到70

12、%來計算，國內企業(yè)面對著至少3500 億元的市場空間。展望2035年，核電在發(fā)電中比重達16（目前世界核電平均水平），屆時核電總裝機可能達23億千瓦，中國成為世界核電大國。23核電裝備與裝備制造業(yè)的關系核電裝備產品核島和常規(guī)島的機械、電氣和控制設備，輔助設施的機械、電氣和控制設備，其中與安全直接相關的核級設備占一半強，與安全不直接相關的非核級設備占一半弱。核電裝備產品的制造主要分布在裝備制造業(yè)的以下幾個行業(yè)中：金屬材料與大型鑄鍛件制造業(yè)重型容器與設備制造業(yè)發(fā)電設備制造業(yè)電氣與控制設備制造業(yè)、通用機械（閥門，水泵等）制造業(yè)等24材料冶金化工機械電子儀器制造等高技術密集產業(yè) 核電裝備制造業(yè)的特點核

13、電的裝備屬性強、產品制造要求高核電站首先要求安全性和可靠性， 這也決定了核電裝備設計機構比較復雜，其主裝備基本上都是超大、超重。核電裝備制造技術含量高，比如，以反應堆為中心的核蒸汽供應系統(tǒng)技術復雜，不能出現(xiàn)一絲一毫的錯誤，否則核電的核安全將無法保障。核電裝備制造業(yè)具有明顯的寡頭壟斷市場結構核電裝備制造業(yè)科技含量比較高，且屬于軍民兩用技術，技術消化和創(chuàng)新難度較大，與一般競爭性行業(yè)相比，進入壁壘高、退出壁壘高、行業(yè)集中度高和需求剛性。適宜形成壟斷競爭格局，并圍繞龍頭企業(yè)及其技術擴散和產業(yè)擴散發(fā)展中小企業(yè)形成產業(yè)集群， 所以其市場結構呈現(xiàn)明顯的寡頭壟斷。但這同時也意味著核電裝備制造業(yè)的投入大、周期長

14、、利潤空間大。招投標是核電裝備制造業(yè)的主要市場交易形式核電裝備制造業(yè)的市場行為也與一般行業(yè)不同，招投標是其主要的市場交易形式。招投標中， 消費者只能通過價格比較以及招標人的業(yè)績、口碑比較來作出購買決策，其中具有很大的人為因素。像核電裝備制造業(yè)這樣的戰(zhàn)略產業(yè)，招投標過程還包含了很多政治、外交上的考慮。25核電設備關鍵技術大型鑄鍛件：占設備的比重大，而且價格昂貴，如最大的鋼錠重400 噸到500 噸需要攻關，還有煉鋼、鑄造、鍛造、熱處理成型等工藝的更新。主循環(huán)泵、核級泵：主循環(huán)泵是核電站的心臟截至目前，中國核電站的主循環(huán)泵和核級泵全部進口。需要花大力氣進行攻關。26 AP1000 RPV 大型鍛件

15、示意圖序號 大鍛件數量/單臺A整體頂蓋1B法蘭接管段1C出口管嘴2D進口管嘴4E直接安注管2F堆芯筒體1G過渡段1H底封頭1核電設備關鍵技術核安全級閥門：閥門要求密封性能可靠。截至目前，國內幾大核電站的主安全閥、釋放閥、噴淋閥、隔離閥等依靠從國外進口。焊接（及無損檢測）：核設備對焊接工藝的要求之高不言而喻。焊接人員必須在指定培訓中心通過培訓。我國核級的焊接工藝也尚待真正“過關”。27 AP1000 RPV 各焊接部位典型焊接工藝示意圖核電鑄鍛件對于裝機容量很大的第三代+核電機組而言,生產壓力容器需要使用能夠加工500600 t鋼錠的1. 4 萬1. 5 萬t鍛壓機。EPR蒸發(fā)器下封頭水室封頭、

16、AP1000壓力容器整體頂蓋、蒸發(fā)器下封頭、錐形筒體等形狀復雜的鍛件都需要整體鍛造。核島部分的壓力殼、蒸汽發(fā)生器、穩(wěn)壓器的殼體和管板普遍采用低合金鋼鍛件, 在百萬千瓦級的核電機組中, 都含有大量技術要求高、規(guī)格大、形狀復雜的鑄鍛件。目前AP1000的壓力容器封頭以及3個復雜的蒸汽發(fā)生器部件僅能由日本制鋼所(JSW)生產因此西屋在推廣AP1000 時受到了一定程度的限制。日本制鋼所、韓國斗山集團(Doosan)、法國勒克魯索(Le Creusot)廠和俄羅斯重型機械聯(lián)合公司(OMZ)目前正在建設新的生產能力,英國Sheffield Forgemesters公司和印度拿丁集團公司(Larsen &

17、 Toubro)也制訂了提高產能的計劃。28AP1000與EPR大型鍛件項目堆型尺寸重量主管道冷段EPR7807497412204t200tAPl000 559747747696t120tRPV法蘭接管段EPR5 7554 6553 440168 t500520 tAPl000 4 7753 8103 60012249t380tRPV堆芯筒體EPR5 3894 8852 405277t209tX 2APl0004 3933 9874 58793t300tSG管板EPR4 100627667t203tAPl0004 487 79097t280tSG上封頭EPR橢球形長短軸49002 450 13

18、4337t208tAPl0005 3342 6668120658188t320t主泵殼體EPROCrl8Ni9鑄件28t75tAPl000OCrl8Ni9鑄件18t45tRPV頂蓋法蘭EPR5 7554 655955758t230tAPl0004 7753 81085058188t167t29我國大型鍛件產能低我國在大型鍛件產能方面落后于日韓兩國：在技術水平方面，部分大型、復雜鑄鍛件尚未攻關成功，只能依靠進口。在生產能力上，也無法滿足國內旺盛的市場需求。在核級鍛件方面，我國目前從日韓進口的主要有 100 萬千瓦核電站核島主泵泵殼、電站轉子等大量高端核鍛件。中國第一重型機械集團(CFHI)將向核

19、電業(yè)主提供百萬千瓦級核壓力容器、核蒸發(fā)器和主泵殼，其中二代改進型核電的裝備已經量產，AP1000的裝備研制進展順利。中國二重已開始量產CPR1000大型鍛件，并加快AP1000、EPR大型鍛件的研發(fā)，目前已具備制造三代核電鑄鍛件的能力。30中信重工機械股份有限公司簽訂高溫氣冷堆鍛件供貨合同。形成了國際領先、全球稀缺的“一次實現(xiàn)精煉鋼水900 噸、最大鋼錠600 噸、最大鑄鋼件600 噸、最大鍛件400噸、最大鑄鐵件200 噸”的大型鑄鍛件生產能力。通過秦山二期、嶺澳二期和巴基斯坦恰?，敹诘软椖康?，鞏固和發(fā)展了核電隊伍、生產設施和管理體系通過紅沿河、寧德、福清、陽江、方家山等核電項目的建設，固

20、化了批量生產百萬千瓦級二代改進型機組的核電設備制造體系和能力通過三門和海陽的三代AP1000依托項目，以及臺山EPR項目的設備分包和承包，形成三代核電關鍵設備制造國產化和自主能力我國核電裝備制造業(yè)已得到較大發(fā)展目前我國30萬KW、60萬KW及100萬千瓦級核電站的國產化率水平分別在90%、70%和50%左右。建設安裝施工能力方面,可同時在四個廠址上按不同進度建設8臺核電機組我國核電裝備概況已基本形成四川、上海和東北三大核電設備制造基地核島方面, 東方電氣、上海電氣占據的90%市場份額, 預計東方電氣占50%、上海電氣40%。常規(guī)島方面, 三大動力集團都有參與（核電蒸汽發(fā)電機組）。三大核電設備制

21、造基地已經改擴建，即將形成年產6套百萬千瓦機組的能力，2019-2019年，我國有可能具備國產化水平達75%以上、年產8臺百萬千瓦級核電機組的能力。目前國內核能取得的成就產品名稱生產廠家2019年預計生產能力/套壓力容器一重、東電、上電1213蒸汽發(fā)生器哈電、東電、上電2730堆內構件上電、東電、哈電1213控制泵驅動機構 上電、東電、哈電1213核主泵東電、哈電、上電、沈鼓3040汽輪發(fā)電機組哈電、東電、上電15三大核電設備制造基地四川地區(qū):以東方電氣集團（東汽、東鍋、東方電機等）為中心，配有中國核動力院、第二重型機械集團、川化、川儀、長城特鋼。東方電氣目前能批量成套生產核島主裝備和常規(guī)島裝

22、備，并在常規(guī)島的設計和制造都實現(xiàn)了自主化。東方電氣在海南將建成年產2套機組能力。上海地區(qū):以上海電氣集團（上海電氣電站集團、上海電氣重工集團、上海電氣機床集團等）為中心，配有上海核工院、上海發(fā)電設備成套院、寶鋼等。上海電氣集團是國內目前唯一制造核電堆內構件和控制棒驅動機構的企業(yè)，并將形成具有承制成套100萬千瓦級壓水堆的核島主設備（壓力容器、蒸發(fā)器、穩(wěn)壓器等）、170萬千瓦三代壓水堆常規(guī)島半速機組和195萬千瓦高溫氣冷堆壓力殼、蒸發(fā)器等關鍵設備的能力。上海電氣臨港基地將于近年建成年產2.5套百萬千瓦級機組能力。東北地區(qū):第一重型機械集團、哈電集團（哈電機、哈鍋爐、哈汽等）、沈陽水泵股份有限公司

23、。哈電集團在哈爾濱和秦皇島建立核電裝備制造基地，以CPR1000和三代核電技術AP1000的產品為主線，正在常規(guī)島主輔機、核島主裝備、主泵和閥門等輔助裝備方面形成配套生產能力。哈電集團目前是三大電力裝備制造企業(yè)中承擔AP1000裝備制造最多的企業(yè)，正在進行的多項攻關已取得重要進展。哈爾濱電站集團和一重在秦皇島和大連將建成年產2套百萬千瓦級機組能力33我國目前具備百萬千瓦級壓水堆核電主設備國產能力反應堆壓力容器一重、二重、上海電氣50%堆內構件上海電氣80%蒸汽發(fā)生器東方鍋爐廠、上海鍋爐廠、哈爾濱鍋爐廠70%控制棒驅動機構上海電氣90%以上主泵沈陽水泵廠, 具有百萬千瓦級核電站主泵的加工裝備和熱

24、態(tài)試驗回路，設計制造過恰希瑪核電站30萬千瓦的主泵。但設計制造百萬千瓦級核電站主泵還需與國外廠家合作50%穩(wěn)壓器上海鍋爐廠、核工業(yè)524廠、東方鍋爐廠、哈爾濱鍋爐廠,國產化率可達90%主管道四川化工機械廠、一重、二重、中船重工、煙臺臺海瑪努爾核電設備有限公司，完全具備了核電主管道的制造能力。但對A P1000主管道（一體化整體鍛制），有一定難度，還需實驗。100%環(huán)型吊車大連起重機廠、太原重工、上海起重運輸機械廠，國產化率約為80%裝卸料機構上海起重運輸機械廠90%汽輪機和汽輪發(fā)電機上海、哈爾濱和東方集團的汽輪機廠和電機廠，初期60%輔機上海電站輔機廠、上海汽輪機廠、杭州鍋爐廠、哈爾濱鍋爐廠1

25、00%核級閥門蘇閥，上閥，長沙，大連，重慶等閥門廠都具備生產核級閥門的能力，但主要是缺乏供貨經驗，特別是核1級閥門20%三代（AP1000）設備國產化353.核電關鍵設備及其制造要求 反應堆本體設備 一回路冷卻劑系統(tǒng)設備 常規(guī)島設備 BOP設備 高溫氣冷堆主設備反應堆壓力容器反應堆壓力容器（Reactor Pressure Vessel,RPV）是放置反應堆堆芯并承受運行壓力的密閉容器，也稱反應堆壓力殼。反應堆壓力容器起壓力邊界的作用，用于支撐和包容反應堆堆芯和堆內構件。反應堆壓力容器本體材料屬低碳鋼（SA508Gr.3,16MND5），與冷卻劑接觸表面堆焊一層5mm厚的不銹鋼。壓力容器典型尺

26、寸高13m，內徑4m,筒體壁厚20mm,總重約330t。37制造中的AP1000 RPV部件SM-1 RPV 上筒節(jié)38HY-1 RPV 整體上頂蓋HY-1 RPV上筒節(jié)（活性段）HY-1 RPV 下封頭過渡段HY-1 RPV 進口管嘴進口管嘴鍛件毛毛坯堆內構件(RIs)反應堆堆內構件（Reactor Internals，RIs）作為反應堆系統(tǒng)的一部分，是反應堆壓力容器內支承堆芯的結構部件，為冷卻劑流過堆芯提供流道，其內部結構還為控制棒的運動提供導向，為堆芯測量裝置提供支承和保護以及為輻照監(jiān)督試樣管提供支承。堆內構件由15 000個零件組成，其結構復雜，精度和安全要求極髙，是國際公認的核電站四

27、大關鍵設備之一。它的技術關鍵第一是材料，第二是焊接，第三是精密加工。39控制棒驅動機構*控制棒驅動機構（Control Rod Driver mechanism,CRDM）是核電廠反應堆里能受控動作的一組部件，其功能至關重要，主要是驅動控制棒在堆芯內的升降，實現(xiàn)對反應堆的啟動、關閉、功率調節(jié)和事故情況下的安全保護。壓水堆型核反應堆都采用磁力提升驅動機構，這種機構具有提升能力較大、安全可靠、制造技術成熟等特點。50多種金屬材料：奧氏體不銹鋼、馬氏體不銹鋼、沉淀硬化型不銹鋼、鎳基合金、鈷基合金、球墨鑄鐵、碳鋼40控制棒控制棒驅動機構蒸汽發(fā)生器蒸汽發(fā)生器（Steam Generator ,SG）是核

28、電廠一、二回路的樞紐，它將反應堆產生的熱量傳遞給蒸汽發(fā)生器二次側，產生蒸汽推動汽輪機作功。蒸汽發(fā)生器又是分隔一、二次側介質的屏障，它對于核電廠的安全運行十分重要。壓水堆核電廠運行經驗表明，蒸汽發(fā)生器傳熱管斷裂事故在核電廠事故中居首要地位。 據報道，國外壓水堆核電廠的非計劃停堆次數中約有四分之一是因有關蒸汽發(fā)生器問題造成的。41制造中的AP1000 SG部件42海陽核電廠1號機組 SG過渡段錐形體HY-1 SG-A 整體水室下封頭及上環(huán)穩(wěn)壓器穩(wěn)壓器（Pressurizer,PRZ）的基本功能是建立并維持一回路系統(tǒng)的壓力，避免冷卻劑在反應堆內發(fā)生容積沸騰。典型尺寸：高13米，直徑2.5米殼體材料：

29、SA508Gr.3, 18MND5(RCC-M，板材),內壁堆焊不銹鋼7 mmAP1000穩(wěn)壓器的制造應按質保程序進行。壓力邊界部件應滿足ASME規(guī)范和ASME-NQA-1994的要求. 43主泵反應堆冷卻劑泵（Reactor Coolant Pump,RCP）又叫做主泵，它的作用是為反應堆冷卻劑提供驅動壓頭，保證足夠的強迫循環(huán)流量通過堆芯，把反應堆產生的熱量送至蒸汽發(fā)生器,產生推動汽輪機做功的蒸汽。反應堆冷卻劑泵是是核蒸汽供應系統(tǒng)主回路中（除控制棒驅動機構外）唯一能動部件，是壓水堆核電廠最關鍵設備之一，現(xiàn)代壓水堆核電廠采用最廣泛的是立式、單級軸密封泵。44AP1000的RCP反應堆冷卻劑泵泵

30、體材料德國KSB：SA508Gr.3/20MnMoNi55法國：Z3CN2009M美國EMD：SA508Gr.3AP1000的RCP采用屏蔽電機泵，即屏蔽電動機+無軸封的泵AP1000的RCP通過兩個Hastelloy C267合金屏蔽套將電機的定子繞組和轉子與已回落冷卻劑介質完全隔離。屏蔽套的加工、安裝與檢驗是屏蔽電機制造過程中最關鍵環(huán)節(jié)，是實現(xiàn)國產化的難點之一。定子、轉子屏蔽套焊接后均經過水壓試驗、線圈腔氮氣氣壓試驗和氦檢漏試驗檢驗。45反應堆冷卻劑系統(tǒng)管道反應堆冷卻劑系統(tǒng)管道（Reactor Coolant System piping）包容了核電廠所有預期運行狀態(tài)或預期系統(tǒng)交互作用下系統(tǒng)

31、的壓力和溫度。反應堆冷卻劑系統(tǒng)管道包括連接RPV、SG和RCP之間的反應堆冷卻劑管道熱管段和冷管段管道，也包括連接到反應堆冷卻劑主管道和主要設備上的管道。AP1000主要特點：無過渡段實心鍛造管，最大鍛件鋼錠重約70-90噸，接管高大于400mm，整體鍛件制造困難，其制造工藝是對國際鍛造行業(yè)的技術挑戰(zhàn)。46汽輪機與發(fā)電機汽輪機是將蒸汽的熱能轉換成機械能的蝸輪式機械。它的主要用途是在熱力發(fā)電廠中做帶動發(fā)電機的原動機。為了保證汽輪機正常工作，需配置必要的附屬設備，如管道、閥門、凝汽器等，汽輪機及其附屬設備的組合稱為汽輪機設備。在火電廠和核電廠，汽輪機帶動發(fā)電機發(fā)電，將汽輪機與發(fā)電機的組合稱為汽輪發(fā)

32、電機組。47高壓缸低壓缸汽水分離再熱器是為保證汽輪機安全經濟運行而設的。在蒸汽經過高壓缸后，對高壓缸排汽進行汽水分離再熱，以保證低壓缸的效率和安全性。外形尺寸長高寬為1442747004200，筒體直徑達3.8米，重量為136.4噸，主要采用鋼板焊接結構，材料以SA516-70為主，還有304SS等不銹鋼，筒體厚度38mm。48再生熱交換器再生熱交換器為立式倒U形管束熱交換器，在殼側有折流板利用上充流冷卻下瀉流，上充流通過殼側，下泄流走管側，上充流回收熱量，減少熱損失。設計換熱量為8.6109J/H。材料選用進口材料Z2CN18-10。49容積控制箱容積控制箱吸收穩(wěn)壓器不能吸收的一回路水容積的

33、變化；使一回路放射性氣體從這里釋放出來；作為上充泵的高位給水箱，為它提供水源。它為圓筒形，橢球封頭，直徑1800mm，設計容積5.6m3,全高4148mm，箱內上部有一組噴頭，供下泄噴淋及輔助噴淋用，材質Z2CN18-10，正常工作液位1.5m，中下部存放下泄流及補水。50HTR-PM設備布置*51HTR-PM的一回路壓力邊界設備HTR-PM的一回路壓力邊界由三個承壓容器構成：反應堆壓力容器、蒸汽發(fā)生器殼體、熱氣導管殼體。它們包容了一回路系統(tǒng)的主要設備，構成了一回路壓力邊界的主體，是一回路冷卻劑循環(huán)流道的重要組成部分，是防止放射性物質外泄的第二道安全屏障。它們都屬于核安全一級壓力容器。HTR-

34、PM反應堆壓力容器是一個薄壁的超大型的壓力容器其主體內徑為5.7m最大法蘭外徑約為6.4m主體總高約為25m設備總重750噸雖然其設計壓力(8MPa)和設計溫度(350oC)都低于壓水堆,但由于壁厚小、尺度大,導致容器在運行條件下的變形很大，對設計和制造具有挑戰(zhàn)性。52HTR-PM蒸汽發(fā)生器HTR-PM蒸汽發(fā)生器采用直流式蜾旋管蒸汽發(fā)生器。整個示范電站采用兩個核蒸汽供應系統(tǒng)帶一個發(fā)電設備整體布置方案。蒸汽發(fā)生器和氦風機采用一體化設計.布置在蒸汽發(fā)生器壓力殼內,保持了與反應堆壓力殼的肩并肩布置。每個蒸汽發(fā)生器共由19個換熱組件構成.每個換熱組件有35根換熱管,換熱管布置在外套筒與中心管之間的環(huán)形

35、空間。蒸汽發(fā)生器換熱管采用螺旋管結構。每個換熱組件共有5層螺旋管式換熱管,從里向外,每層的換熱管根數依次為：5、6、7、8、9根。相鄰兩層螺旋管的纏繞方向相反。HTR-PM單個蒸汽發(fā)生器設計總換熱功率為253MW,是目前世界上熱功率最大的蜾旋管式直流蒸汽發(fā)生器。于2019年和哈電集團(秦皇島)重型裝備有限公司簽訂了蒸汽發(fā)生器的制造合同，選定了江蘇銀環(huán)精密鋼管股份有限公司作為蒸汽發(fā)生器換熱營的供貨廠家。53HTR-PM堆內構件高溫氣冷堆堆內構件分為陶瓷堆內構件和金屬堆內構件，其中陶瓷堆內構件又包括石墨堆內構件和碳堆內構件。因為石墨和碳都屬于陶瓷材料.所以稱之為陶瓷堆內構件。石墨堆內構件是由石墨磚

36、砌成的，帶有堆芯腔的圓筒體結構。石墨堆內構件內部為包容球床堆芯的堆芯腔.外部為碳堆內構件。石墨堆內構件由頂反射層、側反射層、底反射層和熱氣室結構組成。石墨堆內構件材料為日本東洋炭素的IG-110核石墨。碳堆內構件是由碳磚砌成的近似圓筒形結構，內部包容石墨堆內構件。碳堆內構件由頂絕熱層、側絕熱層和底絕熱層組成，除了最底下一層底絕熱層碳磚不含有B4C外.其余碓磚均為含碳化硼（ B4C ）為的含硼碳磚。碳堆內構件為方大炭素新材料科技股份有限公司（前身蘭州炭素）HTZ-A碳材料(不含B4C）和HTZ-B碳材料(含B4C ）。金屬堆內構件主要由堆芯殼、上支承板、下支承板、定位板、壓板、支承滾柱、箍緊帶和

37、管件等組成。包括上支承板、下支承板等在內的堆芯殼組件是金屬堆內構件的核心部份。主要材料為12Cr2Mo1R(板材)和12Cr2Mo1鍛件.544.核電廠設施（SSC）的安全分級 核電站設備分類 核電站設備部件與常規(guī)機械 產品的差別 核承壓機械設備特點及其與常規(guī)壓力容器的差別 核設備安全要求及安全分級 核電技術體系世界第一座核反應堆核電站設備56為什么要對核級機械部件與設備提出有別于常規(guī)機械部件與設備的特殊要求 和平利用核能存在著潛在的核風險。因此，確保核安全是和平利用核能的前提。核動力廠是由從多復雜的系統(tǒng)、部件和設備所組成的，采用高質量和高可靠性的部件和設備是保證核動力廠總的安全要求得以實現(xiàn)的

38、基礎。為此，根據國際核能工業(yè)的成功實踐和我國核安全法規(guī)的規(guī)定，對核動力廠的核級機械部件與設備在設計、制造等方面提出了一系列有別于常規(guī)工業(yè)產品的特殊要求。 核安全部件與設備特殊要求的必要性核安全部件與設備和常規(guī)機械產品的差別1確定設計基準的原則不同核安全部件與設備的設計基準不僅要考慮在核電廠運行狀態(tài)(正常運行和預期運行事件)的條件下能可靠地執(zhí)行其規(guī)定的功能，而且還必須考慮在事故狀態(tài)的設計基準事故的條件下仍能可靠地執(zhí)行其規(guī)定的安全功能，以緩解事故，保證核電廠總的安全要求的實現(xiàn)。在核安全部件與設備的設計、制造、安裝等活動中必須采用成熟的經過驗證的技術與安全相關的設計和設計驗證的計算分析軟件和驗證設施

39、(各種試驗臺架、裝置)需通過國家核安全局的認可必須遵守行業(yè)準入管理要求從事核安全部件與設備設計、制造、安裝和檢驗活動的單位必須依據中華人民共和國國務院條例民用核安全設備安傘監(jiān)督管理條例(困務院2019年500號令)、核安全法規(guī)HAF60X系列的相關要求取得相應資格，獲得國家核安全局的資格許可后，方可從事相應的設計、制造、安裝和檢驗活動。 58核安全部件與設備和常規(guī)機械產品的差別2必須遵循核質量保證要求 所有從事核安全部件與設備設計、制造、安裝和檢驗活動的單位都必須建立符合核安全法規(guī)HAF003核電廠質量保證安全規(guī)定要求的質量保證體系這是取得相應資格許可的必要條件之一。必須遵守設備鑒定要求 首次

40、用于核電廠的核安全部件必須通過設備鑒定方可使用。設備鑒定的目的是驗證其在核電廠服役的各種工況下，特別足在事故工況下，該部件的可運行性和功能能力能否滿足預定的要求。 全部核安全部件的活動必須存國家核安全局的獨立監(jiān)督下實施 所有的核安全部件的相關活動，包括設計、制造、安裝、試驗、運行、在役檢查、維修、更換、退役等都必須在國家核安全局的獨證監(jiān)督下實施，處于嚴格的受控狀態(tài)。 上述這些差別都表明核安全機械部件在設計、制造、安裝和檢驗的質量控制等方而比常規(guī)機械設備要嚴格得多，實踐證明高質量的部件是保證核電廠安全運行的前提條件之一。59核承壓設備及其制造要求核承壓設備是指核動力廠及其他核反應堆中執(zhí)行核安全功

41、能的承壓設備及其支承件，包括反應堆壓力容器、穩(wěn)壓器、熱交換器、管道、泵、閥門、貯罐以及堆內 構件等；反應堆系統(tǒng)的鋼制安全殼或混凝土安全殼的鋼襯里；核燃料生產、加工、 貯存、后處理設施以及放射性廢物處理、處置設施中包容放射性物質的承壓設備及 其支承件；其他需要嚴格監(jiān)督管理的核承壓設備。核承壓設備根據核安全要求分為核 1、2、3 級。我國核安全法規(guī) HAF0901 第八條規(guī)定：從事制造核承壓設備關鍵承壓材料（包括管材、棒材、板材、鑄鍛件和焊 接材料）的單位，必須遵守 HAF0900 和 HAF0901 實施細則，并接受國家核安全局 的獨立監(jiān)督，其中生產大型鑄鍛件的單位須取得制造資格許可證，焊接材料

42、及其它材料由使用單位通過質量保證體系加以控制和監(jiān)制。60核承壓設備及其制造要求借鑒國外核電發(fā)展經驗和我國實際，民用核安全設備實行許可證制度。括民用核安全設備設計許可證民用核安全設備制造許可證民用核安全設備安裝許可證民用核安全電氣設備許可證民用核安全設備無損檢驗許可證。其中民用核安全設備制造許可證按照核級安 全要求級別，又分為主設備設計/制造許可證、核 2/3 級設備設計/制造許可證、核級 泵閥設計/制造許可證、核級管道、管配件、支撐等設計/制造許可證。截止到 2009 年 2 月底，國家核安全局頒發(fā)的國內企業(yè)持證單位已有 110 家，國外企業(yè)有 8 家。 持證單位只能從事許可證上上標記的設備類

43、型或典型設備的名稱的設計、制造、安 裝和檢測等內容。61構筑物、系統(tǒng)和部件的分級安全分級部件的質量和可靠性是核動力廠安全運行的重要基礎之一核動力廠不同的系統(tǒng)、構筑物、部件對安全的影響是不同的安全分級是核電廠為提高構筑物、系統(tǒng)和部件的可靠性水平所采取的一個有別于一般工業(yè)設施的重要措施。它反映了“利益”與“代價”，“安全性”與“經濟性”之間的平衡1.安全級機械部件的安全1級、2 級、3級和4級(非安全級)儀表和電器部件的lE級(安全級)和非lE級(非安全級）所有的安全級部件與設備(安全l級、2級、3級)均為抗震I類安全4級為非核安全級、質量4級(質量D組)，執(zhí)行常規(guī)產品相應的標準和質量保證要求(例

44、如：IS0一9001)2.抗震分類3.質量分組(規(guī)范等級)4.質量保證級62系統(tǒng)安全分級與部件安全分級的關系組成該系統(tǒng)的部件與設備的安全級別與系統(tǒng)的安全級別相一致安全級別不同的二個系統(tǒng)之間的接口部件按較高的級別確定與安全級能動部件配套的電器設備與控制儀表劃分為IE級核電廠系統(tǒng)與部件安全分級示圖見圖?？拐鸱诸惪拐餓類 承受安全停堆地震(SSE)的荷載，適用于安全相關的SSCs及為其提供支持和保護的SSCs,同時要求保證其功能性和完整性?？拐痤?承受運行基準地震(OBE)的荷載,適用于不實施安全功能，也不要求具有延續(xù)功能的SSCs，僅要求保證其完整性。對于抗震類的部件，新的核安全法規(guī)不強制規(guī)定其在

45、設計中必須將運行基準地震的荷載作為設計輸入。是否作為設計輸人，由核電廠營運單位根據具體情況決定。非抗震類64質量分組(也稱為規(guī)范等級)對核電廠機械部件/設備，按照ASME-III分為：質量A組：核1級部件質量B組：核2級部件質量C組：核3級部件質量D組：常規(guī)產品質量保證要求，非核級部件65質量保證級與安全級別相對應，劃分為質量保證1級質量保證2級質量保證3級質量保證4級常規(guī)產品質量保證要求，例如：ISO-9001對不同的質量保證級別的物項與服務，按照核安全法規(guī)HAF003核電廠質量保證規(guī)定所要求的控制要素是相同的； 在實際執(zhí)行中差別僅來源于：由于物項與服務的安全重要性和受控對象的質量信譽不同，

46、而在控制的范圍、頻度和接受的標準上有所不同。66美國核管會NRC質量分組系統(tǒng)67 質量A組 質量B組 質量C組質量D組壓力容器ASME ：NB1級核電廠部件ASME ：NC2級核電廠部件ASME ：ND一3級核電廠部件ASME ：壓力容器第一冊管道 ASME ：NB1級核電廠部件ASME ：NC2級核電J廠部件ASME ：ND一3級核電廠部件ANSI B31.1動力管道泵ASME III：NB1級核電廠部件ASME III：NC2級核電廠部件ASME ：ND3級核電廠部件制造廠標準閥門 ASME III：NB一1級核電廠部件ASME ：NC2級核電廠部件ASME ：ND3級核電廠部件ANSI

47、B31.1動力管道和ANSl B16.34常壓貯槽無ASME III：NC2級核電廠部件ASME ：ND3級核電廠部件API-650，AWWA D100或ANSI B69.1015 psig貯槽無ASME III：NC2級核電廠部件ASME ：ND一3級核電廠部件API一620支承件除NF分卷外，ASME III：NB1級核電廠部件除NF分卷外，ASME ：NC2級核電廠部件除NF分卷外,ASME ：ND3級核電廠部件制造廠標準金屬安全殼部件無除NE分卷MC級外，ASME ：NC2級核電廠部件無無堆芯支承結構無堆芯支承結構NF分卷無無安全分級要求的對照APl000規(guī)范級別字母美國國家標準ANS

48、安全分級 要求美國核管會管理導則RGl29抗震設計要求ASME規(guī)范第III卷分級要求美國電氣和電子工程師學會IEEE要求美國核管會管理導則RGl26質量分組美國聯(lián)邦法規(guī)10 CFR 50附錄B質量保證檢驗和試驗要 求試驗和維護要求A級B級C級D級其他 級別核安全l級核安全2級核安全3級非核安全級非核安全級抗震I類抗震l類抗震T類非抗震類非抗震類1級2級3級非核安全級非核安全級不適用(NA)不適用(NA)lE級不適用(NA)質量A組質量B組質量c組質量D組不適用YesYesYesNo不適用YesYesYesYes不適用不適用(NA)68SSC安全分級是核電廠的安全目標和安全要求與相應工業(yè)規(guī)范、標

49、準的 “連接點”。69工業(yè)標準體系-規(guī)范(Code)我國目前尚未形成完整的有關核動力裝置機械部件與設備的設計規(guī)范和標準。核級機械設備的設計與制造通常遵循國家核安全局認可的國外成熟規(guī)范、標準進行美國ASME規(guī)范第II卷材料技術條件第III卷核設施部件建造規(guī)則；第V卷無損檢驗；第IX卷焊接與釬焊評定；第XI卷在役檢查規(guī)程；法國RCC規(guī)范RCC-P: 電功率900MW壓水堆核電廠系統(tǒng)設計與建造規(guī)程RCC-G: 電功率900MW壓水堆核電廠土建設計與建造規(guī)程RCC-I: 壓水堆核電廠防火設計與建造規(guī)程RCC-M: 壓水堆核島機械設備設計與建造規(guī)程RCC-E：壓水堆核島電氣設備設計與建造規(guī)程RCC-C:

50、 壓水堆核電廠燃料組件設計與建造規(guī)程。70ASME鍋爐及壓力容器規(guī)范-核電體系第卷 NCA分卷第1冊和第2冊的總要求第卷 第1冊NB分卷1級部件NC分卷2級部件ND分卷3級部件NE分卷MC級部件NF分卷支承件NG分卷堆芯支承結構NH分卷高溫使用的1級部件附錄 第卷 第2冊混凝土安全殼規(guī)范第卷 第3冊用于運輸與儲存乏燃料和高放射性材料及廢料的安全容器第卷 核電廠部件在役檢查規(guī)則 71第卷 材料A篇鐵基材料技術規(guī)格B篇非鐵基材料技術規(guī)格C篇焊條、焊絲及填充金屬材料技術規(guī)格D篇性能（美國通用單位） D篇性能（國際單位） 第卷 無損檢測 第卷 壓力容器建造規(guī)則 第1冊第2冊另一規(guī)則第3冊高壓容器建造規(guī)

51、則第卷 焊接和釬焊評定 NX-1000 引言 NX-2000 材料 NX-2100 材料的通用要求NX-2200 鐵素體鋼材的試件和試樣NX-2300 材料的斷裂韌度要求NX-2400 焊接材料NX-2500 承壓材料的檢測和修補NX-2600 材料機構的質量體系大綱NX-2700 尺寸標準NX-3000 設計NX-4000 制作和安裝NX-4100 通用要求NX-4200 成形、裝配和對中NX-4300 焊接評定NX-4400 指導焊縫的施焊、檢測和返修的規(guī)則NX-4500 釬焊NX-4600 熱處理NX-4700 機械接頭72NX-5000 檢測NX-5100 檢測的通用要求NX-5200

52、 制作和役前基線焊縫所要求的檢測NX-5300 驗收標準NX-5400 容器的最終檢測NX-5500 無損檢測人員的考核和取證NX-6000 試驗NX-6100 通用要求NX-6200 水壓試驗NX-6300 氣壓試驗NX-6400 試驗壓力表NX-6600 壓力試驗的特殊情況NX-7000 超壓保護NX-8000 銘牌、印記和報告ASME III-NB、NC、ND篇章結構RCCM與ASME比較RCC一M規(guī)范僅是ASME規(guī)范第卷的法國化，僅適用于法瑪通式的百萬(包括140萬和150萬)千瓦級的壓水堆電站核島設備建造。其重要的部分，包括第一冊的NB、NC、ND、NF、NG和技術附件各分卷基本引用

53、了ASME的全部內容，僅有極少的變動。RCCM現(xiàn)用于第三代壓水反應堆EPR的設計建造。ASME規(guī)范有數百個國際參與者支持，包括法國、加拿大、日本、韓國、英國等國，他們采用統(tǒng)一的流程，并保持關注點的均衡。RCCM規(guī)范與ASME規(guī)范第卷技術要求基本上非常相似。兩者在方法途徑上，ASME采用通用的預先限定，更多的關注業(yè)主、設計者和制作者的責任；而RCCM采用原型限定，更多的關注管理者的責任。 RCC-M規(guī)范與ASME規(guī)范第卷的區(qū)別主要反映在材料和應力限值、設計、建造、檢測、水壓試驗、質保等方面。73ASME，RCC-M和GB在編排上的差別項目ASMERCCMGBT及EJ核島機械設備NICASME 卷

54、RCC-M 卷I GB/T16702及行標EJ總論General NCA冊 總論A冊 總論A冊 總論1級設備Class 1 componentsNB冊 1級設備B冊，1級設備B冊，1級設備2級設備Class 2 componentsNC冊 2級設備c冊，2級設備c冊，2級設備3級設備Class 3 componentsND冊 3級設備D冊，3級設備D冊，3級設備小型設備Small components無對應部分，其要求分在NB,NC,ND相應章節(jié)E冊，小型設備E冊，小型設備堆內構件Reactor InternalsNG冊，堆內構件G冊，堆內構件G冊，堆內構件設備支承件SupportsNF冊，設

55、備支承件H冊，設備支承件H冊，設備支承件低壓或常壓儲罐Storage Tank of LP&A無對應部分，其要求分列在NC、ND相應章節(jié)J冊，低壓或常壓儲罐J冊，低壓或常壓儲罐附錄(標準和提示)Appendices(MandatoryNon mandatory)卷 附錄z冊，技術性附錄z冊，技術性附錄材料Material卷材料技術條件注卷、卷V、卷包括非核級工業(yè)設備要求卷：M冊材料我國作過與RCC-M的材料比較，并參照美、法制定有約40項材料技術條件檢驗方法Exam Methods卷V無損檢驗卷、卷V、卷包括非核級工業(yè)設備要求卷檢驗方法EJ/T1039無損檢驗，EJ/T 1040材料理化檢驗方

56、法焊接Welding卷焊接和釬焊的評定卷、卷V、卷包括非核級工業(yè)設備要求卷焊接EJ/T 1027焊接制造Fabrication無對應部分，其要求分在NB,NC,ND相應章節(jié)卷V制造EJ/T 1012制造5.核電設備制造的質量保證體系 質量保證體系基本概念 核電質量保證體系 HAF003的基本原則和要求 民用核承壓設備監(jiān)督管理 核電設備監(jiān)造1 在質量控制（QC)：QC（Quality Control）是為了證明產品質量和合同條款要求一致，而由制造商或供貨商實施的所有檢測。2 質量保證（QA）:QA(Quality Assurance)是為某一項設備或裝置能夠滿意地工作提供適當可信度所必須的，有計

57、劃的，系統(tǒng)性的活動，也是為使物項或服務與規(guī)定的質量要求相符合（質量實現(xiàn)），并提供足夠的置信度（讓別人相信）所必需的，系列有計劃的、系統(tǒng)化的活動。3 質量監(jiān)督（QS)QS(Quality Survelliance)是為了保證制造商或供貨商實施檢查的有效性，并證實跟合同要求致，而由業(yè)主實施的所有方法一一即對記錄、方法、程序、服務和實體進行連續(xù)的評價、分析，以確認符合規(guī)定的要求。76核設施質量保證基本概念質量保證金字塔質量控制屬于第一層次的驗證，也叫直接驗證。QC是直接針對產品質的，它致力于滿足質量要求。質量保證的驗證是更髙層次的驗證，屬于笫二層次的驗證，也叫間接驗證。 QA主要是針對過程質量或活動

58、質量的，它致力于提供質量要求會得到滿足的信任。業(yè)主對設備的監(jiān)造是對制造廠制造活動按照質敏計劃選擇性抽樣檢査的一種間接性驗證質量控制的手段。質量監(jiān)督既有針對產品質量的部分，也有針對過程質世與活動質量的部分，這種雙重性與它相對于監(jiān)督對象的獨立性是并存的。77中國與美國的核電法規(guī)、標準體系*中國核質量保證法規(guī)與導則HAF003核電廠質量保證安全規(guī)定HAD003/(01-10) 我國的核安全導則是對核安全法規(guī)規(guī)定進行說明和補充的指導性文件。美國核質最保證法規(guī)與導則美國的核質量保證法規(guī)為10CFR50附錄B “核電廠和燃料后處理的質量保證準則”，包括18條質量保證大綱要求。附錄B與HAF003在內容范圍和表述上基本相同。美國核質量保證標準NQA-1 美國認可釆用了美國ASME制定的核質量保證標準NQA-1, NQA-1-1994由4部分組成,整個NQA-1-1994標準的內容詳細程度與HAF003及其導則基本對應。美國核質保導則 RG1.26,1.28,1