民用核安全设备的监管国产化现状及存在的问题

民用核安全设备的监管、国产化现状及存在的问题(苏州热工研究院有限公司，江苏苏州215004)0引言目前我国已投产的核电装机容量约900万kW。根据最新的核电发展规划，到2020年，运行加在建的核电规模将超过10000万kW。我国大力发展核电是满足能源需求、优化能源结构的必然选择，推动核电设备国产化则足保证我国核电持续健康发展的必由之路。推行核电设备国产化的意义还在于：在降低核电建设和维护成本的同时，可以带动和促进国内相关产业的发展。在国家政策扶持及企业自身的努力之下，目前我国核电设备的国产化进程得以大幅度推进。但是，仍然存在三大方面的问题：一是日前核电设备的国产化率特别是核电关键设备的国产化率离预期目标还存有差距；二是国内企业的技术、管理水平还不能完全适应核电工程的高质量、可靠性要求，质量问题时有发生；三足相对于国内核电爆发式、多元化、高起点的发展需求，相关的监管政策及技术标准体系等需要尽快完善并形成持续改进的机制。民用核安全设备(以下简称核设备)足推进核电设备国产化的主要对象，也是监管政策关注的重点。下面对核设备国内监管的现状、各类核设备目前达到的国产化水平进行总体评述，在此基础上分析、总结国内核设备生产活动中存在的问题，并从发展思路、体制、监管政策等方面提出相应的建议。1核设备的国内监管1．1监管制度的确立及变迁1984年国家核安全局成立，根据国务院批准发布的《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》(1986年10月发布)的规定，国家核安全局对全国核设施安伞实施统一监管，独立行使核安全监督权。该条例同时明确了国家核安全局对国内民用核设施的核安全监管覆盖了核设施的选址、设计、建造(包括设备制造及安装)、调试、运行及其退役的全过程。上个世纪80年代末90年代初，国家核安全局和劳动部共同开始开展核设备监管的准备工作。1992年3月，国家核安全局、国家机械电子工业部及能源部联合制订并发布了《民用核承压设备安全监督管理规定》(HAF601)，将核设备的安全监管正式纳入法制化监管范围。从1992年起，国家核安全局开始依据HAF601《民用核承压设备安全监督管理规定》对民用核承压设备实施监督管理。国家核安全局对民用核承压设备进行监管的方式主要分为2个层次：一是对核承压设备活动申请单位进行文件审查、现场核实并确定是否向申请单位发放资格许可证；二是对持证单位进行的重要核承压设备活动实施现场监督，以验证核承压设备活动过程中对技术要求及核质保体系的遵照和执行情况。1998年国务院机构调整之后，原HAF601中的机械电子工业部、能源部等主管部门已不存在，法规部分条款内容已经不再适用。同时，2003年8月全国人民代表大会通过的《行政许可法》明确规定部门规章不能设定行政许可，故《行政许可法》实施后，原来3个部门共同发布的部门规章便不能再作为实施核承压设备监督管理的法律依据。在此背景下，国家核安全局于2003年底着手进行《民用核安全设备监督管理条例》的制订工作。2007-07-04，国务院常务会议通过了《民用核安全设备监督管理条例》，该条例于2008-01-01开始实施。《民用核安全设备监督管理条例》沿袭了原HAF60l的监管方式，即以活动许可证为核心的行政许可制度，但监管范围从核承压设备扩展到所有的核安全设备。1．2核设备活动许可证的审查1．2．1监管文件的制定1．2．1。1部门规章为了配合《民用核安全设备监督管理条例》的实施，国家核安全局发布了《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)、《民用核安全设备无损检验人员资格管理规定》(HAF602)、《民用核安全设备焊工及焊接操作工资格管理规定》(HAF603)，《进口民用核安全设备监督管理规定》(HAF604)等4个配套文件。1．2．1．2资格条件、关键工艺清单和模拟件制作细则等管理文件国务院核电发展中长期发展规划公布以来，民用核安全设备活动许可证申请单位的数量大增，但能力和水平参差不齐。为规范许可证的审杏工作，提高核设备活动的准入门槛，国家核安全局在条例及配套规章出台后，在总结以往核承压设备监管经验的基础上，制订了(包括正在编制)各类核设备设计、制造、安装、无损检验单位的资格条件，确定厂“不能分包的关键工艺清单”，并编制了《模拟件制作实施细则》。目前，这些管理文件大都处于“征求意见稿”阶段，还没有正式发布执行。1．2．1．3许可证审批程序为使核设备活动的许可证管理更加规范化、程序化和透明化，国家核安全局组织制订了《民用核安全设备设计制造安装和无损检验许可证审批程序》，并于2008年初开始试行。该程序执行1年后，根据许可证管理工作的实际情况和试行经验反馈，国家核安全局对其进行了修订，形成3个细化的程序，分别为《民用核安全设备设计制造安装无损检验许可证取证申请审批程序》、《民用核安全设备设计制造安装无损检验许可证扩证申请审批程序》和《民用核安全设备设计制造安装无损检验许可证延续申请审批程序》。这3个新的审批程序已于2009-05-04公布执行。新的许可证审批程序进一步明确了国家核安全局与主审单位的职责，增加了许可证审批公示环节，明确了申请单位的业绩要求。1．2．2许可证审批的执行1．2．2．1许可证审批流程许可证审批流程由行政决策和技术审查两块工作组成。行政决策包括形式审查、专家会议、司务会议和许可证颁发等环节。技术审查由国家核安全局的技术后援单位进行，包括申请文件审查、审评对话、模拟件制作见证和现场核查等工作环节。许可证审批流程如图1所示。1．2．2．2技术审查单位及其任务分工目前，核设备活动取证申请单位的资质审查由为国家核安全局提供技术支持的单位，即环境保护部核与辐射安全中心、机械院核设备安全与可靠性中心、苏州核安全中心、北京核安全审评中心、上海核工程研究设计院、环保部北方核与辐射安全监督站(以1；简称北方站)等6家单位承担。核安全机械设备的设计、制造、安装取证申请单位的技术审评工作主要由环保部核与辐射安全中心、机械院核设备安全与可靠性巾心、苏州核安全中心等单位承担；核安全电气设备取证申请单位的技术评审工作主要由北京核安全审讦中心、—卜海核工程研究设计院、苏州核安全中心等单位承担。作为国家核安全局派出机构的北方站，除负责核设备活动单位的监督检查外，在资质审查方面也承担厂大量的工作，包括无损检验单位的资格评审、境外注册单位审查以及所有续证申请单位的技术审评等。1．2．3许可证的颁发情况截至2010年5月底，国家核安全局共向147家单位颁发了民用核安全设备设计／制造／安装／无损检验许可证，包括：(1)民用核安全设备设计许可证持证单位9家；(2)民用核安全机械设备制造许可证持证单位89家；(3)民用核安全设备安装许可证持证单位17家；(4)民用核安全电气设备设计、制造许可证持证单位28家；(5)民用核安全设备无损检验许可证持证单位4家。10多年来的核设备监管实践表明，国家核安全局的核设备许可证制度的成效是显著的，主要体现在：(1)由于对管理体系方面的强制性要求，提高了核设备活动单位的管理水平；(2)严格的资格条件促进了核安全设备活动单位的装备改进和技术水平的捉升；(3)通过市场准入制度，进一步规范核级原材料和设备的市场采购行为，有效地避免了无序竞争。1．3核设备活动的监督根据《民用核安全设备监督管理条例》的规定，国务院核安全监管部门及其派出机构负责民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验活动的监督检查。目前，受国家核安全局委托，北方站负责对核设备设计、制造和无损检验单位的日常核安全监督检查工作。对于核设备安装活动的监督检查，由各地区监督站按辖管区域执行。对于核设备监督管理中发现的重要问题，由国家核安全局设备处组织专项检查。核设备的监督检查内容主要包括2个方面：一是核质保体系的适用性和有效性；二是技术要求的执行情况。目前，监督检查的方式主要有2类：一类是对核设备活动单位进行综合性的核安全检查；另一类是对重要的核设备活动过程进行现场监督见证。对于民用核设备活动的监督，北方站目前已经建立了一套较为完善的管理体系，从监督检查的计划、人员配备及分工、执行、报告直至问题的处理，都确立了明晰的管理流程，制订了具体的管理规定。近年来，在监督资源特别是人力方面非常紧张的情况下，北方站采取了多种有效措施，全力推进核设备活动监督工作的正常、有序开展，并取得了显著的成绩，在源头上为在建核电站的后续安全运行建立起了一道可靠的屏障。2核设备的国产化现状2．1核安全机械设备2．1．1核岛主设备我国已有上海电气、东方电气、哈尔滨电气三大动力设备制造集团和中国第一重型机械集团(以下简称一重)、中国第二重型机械集团(以下简称二重)等大型设备制造企业，其重型设备的制造能力和技术实力已有相当规模和基础。在秦山一期、二期(包括扩建项目)，PC(出口巴基斯坦项目)一期、二期，岭澳项目(包括扩建项目)核岛主设备制造过程中，这些企业通过自主研发、中外合作等方式，逐步积累了一定经验，管理水平及技术能力也得到了较大的提升。因此，总的来说，目前我国已基本掌握第二代百万千瓦级压水堆核电站核岛主设备(不包括主泵)的制造技术。近年来，随着一重大连棉花岛、东方电气广州、上海电气临港以及哈电集团秦皇岛等重装基地的相继建成和投产，国内核岛主设备的制造能力得到大幅提升，现已初步形成每年4套以上二代半核电站核岛主设备的生产能力。但对于已经开工建设的APl000，EPR等第三代核电机组，由于容量增加、结构变化等因素，在反应堆压力容器、蒸汽发生器等设备的国产化方面，无论是在装备还是在技术攻关上，都还需开展较多的工作。此外，面对目前突飞猛进的核电发展形势，对于核岛主设备的国产化来说，部分关键原材料的供应已经成为一个制约瓶颈。比如大型的核级锻件，虽一重、二重、上海重型机器厂(以下简称上重)等企业近年来在装备上进行了较大的投入，确立了保“量”的前提，但在“工艺稳定性”及最终的“锻件质量”上还有待突破；又如蒸汽发生器的传热管，虽然目前宝银特种钢管有限公司已在CPRl000(M310)传热管试制上取得了突破，但对照APl000的特定要求(碳化物析出和信噪比)，APl000传热管的国产化还有待时日。总之，在核岛主设备的制造技术和能力方面，我国实现了从无到有，已经初具规模和能力，但同时也必须认识到在关键原材料、核心制造技术、制造质量管理等方面，我国与核电发达国家之间尚存在较大的差距。主泵制造是核电国产化的一个难点，虽然沈阳水泵厂在上个世纪90年代曾为PC一期生产过主泵，但这是以外方的全面技术支持为基础的。2007年以来，在主泵国产化方面国内企业取得了较大的突破。东方电气同法国AREVA在四川德阳成立了合资公司——东方阿海珐核泵有限责任公司(以下简称东方阿海珐)，全面引进法国热蒙厂的成熟技术制造二代加堆型主泵，由该公司生产的第一台压水堆核电站主泵已经成功交货；依托方家山和福清项目，哈尔滨电机厂交直流电机有限责任公司(以下简称哈电机交直流)也已开始引进奥地利ANDRITZ公司的技术逐步实现主泵制造的国产化；对于APl000机组，其主泵(屏蔽泵)的国产化工作已经起步，作为APl000主泵技术国内受让方的沈鼓集团(原沈泵并入该集团，水泵部分)和哈电机交直流(屏蔽电机)，现正同美国EMD公司合作，全力进行APl000主泵制造相关技术的消化工作。但必须看到，对于核岛主设备的设计，不论是设计院还是制造厂，国内企业普遍力量薄弱，具体表现在：反应堆压力容器、蒸汽发生器等静设备的设计、制造相分离，且设计院目前从事的设计工作主要是国外资料的转化，新产品开发能力明显不足；而对于主泵，国内制造厂目前引进的仅仅是制造技术，设计能力的培育才刚刚开始。因此，国内核岛主设备制造企业同国外同行的主要差距在于设计能力的不足，这也是制约我国核电技术创新的主要问题之一。2．1．2堆内构件和控制棒驱动机构在堆内构件和控制棒驱动机构的国产化方面，国内企业已走出了一条成功之路。通过秦山一期、秦山二期以及岭澳核电工程中的技术合作和产品制造，国内企业(上海第一机床厂负责堆内构件的制造，上海先