【法规名称】
【颁布部门】 国家核安全局
【发文字号】 国核安发[2011]189号
【颁布时间】 2011-12-02
【实施时间】 2011-12-02
【效力属性】 有效
【法规编号】 573834 什么是编号？
【正 文】
第2页 国家核安全局关于批准释放秦山核电厂第十三次换料大修后反应堆首次临界控制点的通知
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[接上页] 检查组抽查了机组状态转换记录等有关文件，结果表明系统状态符合技术规格书要求。 综上所述，检查组认为，秦山核电有限公司本次换料大修期间组织机构、质量保证体系运转正常，大修计划的实施和管理满足换料报告的要求；在役检查、预防性维修、定期试验、性能试验、设备再鉴定试验、卸装料活动、辐射防护和应急准备已按计划实施；换料大修期间核电厂出现的异常和问题得到妥善处理；换料大修后反应堆首次临界所需文件基本齐备。 检查组建议：在秦山核电有限公司完成临界前应实施的各项工作（见附三、附四），并经华东核与辐射安全监督站确认后，国家核安全局可以批准释放秦山核电厂第十三次换料大修后反应堆首次临界控制点。 针对检查中发现的问题，检查组提出如下核安全管理要求： 1.关于停堆冷却系统v08-02e阀门上游接管焊接坡口裂纹问题 秦山核电厂在本次大修中按国家核安全局已批准的方案（国核安发〔2011〕163号）更换停堆冷却系统热段注射止回阀v08-02e/f两台阀门。 在实施v08-02e/f阀门切割工作中，进行100%pt检查时，发现在v08-02e阀门上游管道（“死管段”侧）焊接坡口存在4条裂纹显示。 该事件发生后，秦山核电有限公司与国家核安全局进行了及时的沟通。国家核安全局对电厂后续工作提出了扩大检查范围以排除共因、按照有关规范要求恢复设备质量、参照近期国际经验完善在役检查大纲内容、进一步查明缺陷产生原因等管理要求。 为了确定是否存在共因故障，电站扩大检查范围，同时对v08-02f对应的管线也进行预防性割管。并且在割管焊接后实施了100%射线探伤和渗透检查，这些扩大检查结果均未发现异常，基本排除其他部位的共因问题。 电厂通过对国内、国际上多起同类事件进行了分析，初步认为可能的故障模式为通过v08-02e阀门的传热，“死管段”内会产生汽空间导致应力腐蚀。电厂计划将切割下的缺陷管道送相关单位进行分析检测，以便进一步确定产生裂纹的根本原因。 电厂对有缺陷管道采取整体更换的方案，并在管道的备件、工艺评定、试焊件的焊接和检查、辐射防护控制、焊接后的无损检查等方面都做了工作。整体更换后的无损检查结果合格。 检查组要求，在下一次大修中对新更换的管道及焊缝进行跟踪检查，将新增加的两条焊缝补充到在役检查大纲中；对该缺陷管道的根本原因进行分析，将分析检测的报告报国家核安全局，并做好经验反馈工作。 2.关于yq-30h1、yq-30jb 和yq-30jl燃料组件格架损伤问题 根据上次大修卸料过程中发生的燃料组件格架损伤情况，在装卸料过程设置水下电视对组件进出倾翻篮的过程进行全程监督。卸料过程中先后发现有三组燃料组件（yq-30jl、yq-30jb、yq-30h1）格架条带有损伤现象。电厂增加了对这三组相邻的组件进行了水下电视检查和啜吸检查，检查结果表明相邻组件对应位置的格架条带都没有异常，说明组件格架条带损伤不是在本次堆芯卸料过程中由于组件间相互钩挂产生的。啜吸检查结果表明这三组组件和各相邻组件也都没有破损现象。 该事件发生后，秦山核电有限公司与国家核安全局进行了及时的沟通。考虑到yq-30jb、yq-30jl（yq-30h1组件已运行三个循环，不在回堆使用）燃料组件已运行二个循环，尚需在堆芯再运行一个循环。国家核安全局对电厂提出了需回堆使用的yq-30jb、yq-30jl燃料组件进行格架受损对热工水力和力学分析评价的管理要求。 秦山核电有限公司委托上海核工程研究设计院提交了yq-30jb、yq-30jl燃料组件条带损伤影响补充评价的结果表明：格架受损对热工水力和力学分析评价满足设计要求。 检查组要求，秦山核电厂在反应堆启动和运行过程中加强监督，进一步完善装卸料机操作规程中针对换料过程中异常情况处理的有关程序，避免类似事件的发生。 3.关于管道缺少支架的问题 在电厂竣工图纸上标有的设冷水系统h06-049支架和废燃系统h07-22支架，但在本次大修检查中未发现。目前所填写的qdr，在未得到妥善处理的情况下进行了关闭。检查组要求： 秦山核电有限公司进一步加强对qdr的控制。包括：修订完善质量缺陷报告管理程序，在其中补充规定由qdr转入不符合项报告的判定准则，修改程序描述使之与qdr处理流程图一致；修改完善ceas系统，采取有效措施进行账号管理，以使文件的验证、关闭的责任人具有可追溯性。 |
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