关于颁发江苏苏源电力装备有限公司核承压设备设计/制造资格许可证的通知
根据《民用核承压设备安全监督管理规定》(HAF601)及其实施细则(HAF601/01)的规定,我局审评了你单位提交的核承压设备设计/制造资格许可证取证申请书及有关取证材料,并进行了现场监督检查。审查结果表明,你单位在相关核承压设备支承的设计/制造方面,具备了《民用核承压设备安全监督管理规定》(HAF601)所要求的各项能力,我局决定批准你公司的许可证申请,并向你单位颁发《中华人民共和国民用核承压设备设计资格许可证》证书(国核安证字S(04)04 号)及其附件《江苏苏源电力装备有限公司核承压设备设计资格许可证条件》,和《中华人民共和国民用核承压设备制造资格许可证》(国核安证字Z(04)09号)及其附件《江苏苏源电力装备有限公司核承压设备制造资格许可证条件》。许可证条件是资格许可证的组成部分,具有同等法律效力。
附:江苏苏源电力装备有限公司民用核承压设备设计/制造资格许可证及其许可证条件
二○○四年十月二十三日
主题词:核承压设备 许可证 颁发 通知
附:江苏苏源电力装备有限公司民用核承压设备设计/制造资格许可证及其许可证条件
许可证(国核安证字S(04)04号)附件:
江苏苏源电力装备有限公司
核承压设备设计资格许可证条件
本许可证持有者必须遵守《民用核承压设备安全监督管理规定》(HAF 601)和《民用核承压设备安全监督管理规定实施细则》(HAF 601/01),接受国家核安全局的监督检查,并必须遵守下列许可条件:
1. 仅限于从事下列许可范围内的设计活动:
反应堆 | 设备类别 | 设备名称 | 核安全 | 设计活动 | 设计活动 | 备注 |
堆型 | 级别 | 深度 | 完成形式 | |||
1000MW | 支承 | 管道支承,包括: | 1、2、3级 | |||
压水堆核电厂 | 1. 管部支承 | 施工设计 | 设备的全套施工设计图纸及有关设计文件 | 外协项目: | ||
2. 连接件 | 设计验证 | 部分样件的试验验证。 | ||||
200MW低温 | 3. 根部支承 | |||||
核供热堆 | 4. 恒力支吊架 | |||||
5. 可变弹簧支吊架 | ||||||
10MW高温 | ||||||
气冷实验堆 | ||||||
65MW | ||||||
中国实验快堆 |
2. 必须严格遵守国家核安全法规和其他有关法律和法规。
3. 在核承压设备活动中必须严格履行申请文件和申请审查中的全部承诺。如有发生可能影响核承压设备活动质量的变更需及时报国家核安全局审批。
4. 在核承压设备活动中必须有效运行核质量保证体系。
5. 在核承压设备活动前,必须将承接的活动、采用的规范、标准的目录清单报国家核安全局。
6. 核承压设备活动持证单位必须保证核承压设备设计活动是由持有效资格证书的人员实施。
二○○四年十月二十三日
许可证(国核安证字Z(04)09号)附件:
江苏苏源电力装备有限公司
核承压设备制造资格许可证条件
本许可证持有者必须遵守《民用核承压设备安全监督管理规定》(HAF 601)和《民用核承压设备安全监督管理规定实施细则》(HAF 601/01),接受国家核安全局的监督检查,并必须遵守下列许可条件:
1. 仅限于从事表一和表二中许可范围内的制造活动:
表一 管道制造活动范围
反 应 堆 | 设备 | 设备 | 核安全 | 外径×壁厚 | 材质 | 弯曲半径R | 压力 | 适用 | 制造活动范围 | 备 注 |
堆 型 | 类别 | 名称 | 级别 | D×S | (mm) | 温度 | 介质 | 及完成形式 | ||
(mm) | ||||||||||
1000MW | 管道 | 弯管 | 1级 | Φ450×45 | 不锈钢 | 当D≥108时, | 与管道尺寸及材质相对应的压力及温度 | 含硼水 | ||
压水堆 | 配管 | 及以下规格 | R≥3D; | 根据设计图纸和设计文件实施管道弯管和配管的制造,并完成设计文件规定的各项试验和检验项目。 | 外协项目: | |||||
核电厂 | 当D<108时, | 蒸汽 | 1.晶间腐蚀试验; | |||||||
R≥1.5D。 | 2.高温拉伸试验; | |||||||||
2、3 | Φ810×36 | 碳钢 | 3.微量元素分析; | |||||||
级 | 及以下规格 | 合金钢 | 4.δ相铁素体测定。 | |||||||
不锈钢 | ||||||||||
200MW | 弯管 | 1、2、3 | Φ508×20 | 碳钢 | ||||||
低温 | 配管 | 级 | 及以下规格 | 合金钢 | ||||||
核供热堆 | 不锈钢 | |||||||||
10MW | 弯管 | 1、2、3 | Φ194×16 | 碳钢 | ||||||
高温气冷 | 配管 | 级 | 及以下规格 | 合金钢 | ||||||
实验堆 | 不锈钢 |
注:上表D-管道的外径,R(弯曲半径)-曲率中心至弯管中心线的距离。
表二 管道支承制造活动范围
反应 | 设备 | 设备名称 | 核安全 | 制造活动范围及完成形式 | 备注 |
堆堆型 | 类别 | 级别 | |||
1000MW | 支承 | 管道支承 | 1、2、3 | ||
压水堆核电厂 | 包括: | 级 | 根据设计图纸和设计文件实施设备的制造,直至设备总成,并完成设计文件规定的各项检验与试验项目。 | 外协项目 | |
200MW | 1. 管部支承 | 1. 高温拉伸试验; | |||
低温核供热堆 | 2. 连接件 | 3. 弹簧; | |||
10MW | 3. 根部支承 | 4. 锻件; | |||
高温气冷实验堆 | 4. 恒力支吊架 | 5. 精铸件。 | |||
65MW | 5. 可变弹簧支吊架 | ||||
中国实验快堆 |
2. 必须严格遵守国家核安全法规和其他有关法律和法规。
3. 在核承压设备活动中必须严格履行申请文件和申请审查中的全部承诺。如有发生可能影响核承压设备活动质量的变更需及时报国家核安全局审批。
4. 在核承压设备活动中必须有效运行核质量保证体系。
5. 在核承压设备活动前,必须将承接的活动、采用的规范、标准的目录清单报国家核安全局。
6. 在核承压设备制造活动开始前,核承压设备活动持证单位必须完成有关的工艺评定和工艺试验项目。
7. 核承压设备活动持证单位必须保证核承压设备制造活动是由持有效资格证书的人员实施。