《民用核承压设备活动资格许可证审批程序》（试行）

　　1．《中华人民共和国放射性污染防治法》。

　　2．《国务院对确需保留的行政审批项目设定行政许可的决定》（国务院令第412号）。

　　3．《民用核承压设备安全监督管理规定》。

　　4．《民用核承压设备安全监督管理规定实施细则》。

　　5.《核电厂设计安全规定》及其有关导则

　　6.《核电厂质量保证安全规定》及其有关导则等

　　二、主管单位

　　国家环保总局（国家核安全局）核安全司核设备处

　　电话：66556368，66556367；传真：66556366

　　三、审批条件

　　1．符合国家规定，依照法定程序批准设立，具有独立的法人资格。

　　2．明确的核承压设备活动目标和范围(见附件一核承压设备设计/制造资格许可证取证范围的说明)。熟悉活动目标的管理要求、技术要求、主要工艺及难点以及相关的法规和规范标准。

　　3．在其他行业产品生产中，成功进行过有类似目标核承压设备（在材质、结构、功能、运行条件等方面）的活动，有良好的质量史和管理水平。

　　4．保证核承压设备设计、制造、安装质量所需的工作场所、技术装备、人力资源、计算机软件、检验和试验条件、关键技术及解决措施等技术储备。

　　5．符合国家核安全法规的核质量保证大纲，建立健全的核质量保证体系，并能得到有效实施，保证所从事的核承压设备设计、制造、安装符合国家核安全法规和有关核承压设备技术标准的要求，对所进行活动的质量负责，接受国家核安全局的核安全监督检查。

　　四、审批程序

　　1．申请单位直接向国家核安全局提交核承压设备资格许可证申请书以及相应的申请文件。

　　2．国家核安全局对申请文件进行形式审查（简称形审）。形审不合格的，可暂不受理，通知申请单位补充或修正申请材料；或不予受理，退回申请。形审合格的，予以受理。逾期既不告知又不退回的，视为受理。

　　3．受理后，国家核安全局正式将负责技术审查的主审单位及其审查联系方式通知申请单位。

　　4．申请制造资格许可证的单位，应针对申请的目标产品，选择有代表性的样机或模拟件，按核质量保证体系的要求进行试制活动。根据其结果和过程控制情况，确定申请单位从事核承压设备制造的能力。必要时对其试制过程进行检查。（国家核安全局文件（国核安发[2005]41号））(见附件二申请核承压设备制造资格许可证的样机或模拟件的推荐方法)。

　　5．主审单位在国家核安全局的授权下组织和开展资格审查活动。主要活动包括：

　　5.1 制定审查计划。

　　5.2 向申请单位提出审查问题，申请单位应对审查问题及时做出回答、解释或对资料作相应补充或修改。主审单位应将每批审查问题及申请单位的回答报送国家核安全局。

　　5.3 组织对话活动和现场监督检查，解决审查问题。

　　5.4组织对模拟件试制的审查、对话和检查。

　　5.5 编写资格申请评价报告等工作。

　　6．在基本完成资格审查工作后，主审单位及时完成资格审查评价报告，并建议国家核安全局召开核安全与环境专家委员会。

　　7．国家核安全局组织召开核安全与环境专家委员会会议，审议主审单位的资格审查评价报告，必要时审阅申请单位的申请文件及相关材料，向国家核安全局提出对资格许可证申请处理的咨询意见和建议。

　　8．国家核安全局根据主审单位审查结论和核安全与环境专家委员会咨询意见和建议，做出批准决定，书面通知申请单位。

　　9．在审查过程中，如有证据证实申请单位不具备取证资格，国家核安全局将依据主审单位意见和核安全与环境专家委员会咨询意见和建议，发送不符合审批条件的通知。

　　五、需提交的申请文件和材料

　　1．申请公文1份；

　　2．符合HAF601/01附件一、四、五、八、九的申请书和申请文件各1式3份。

　　3．对于申请制造资格许可证的单位，还应提交模拟件试制的材料，包括模拟件选型、模拟件制造的工艺流程、模拟件关键制造工艺针对目标产品关键制造工艺覆盖情况的对比分析，和初步的质量计划等。

　　六、办理审批时限

　　1．申请材料不齐全或者不符合法定形式的，应当当场或者在5工作日内一次告知申请人需要补正的全部内容，逾期不告知的，自收到申请材料之日起即为受理。

　　2．国家核安全局自受理之日起30工作日内（不包括下款所需时间）做出审批决定并书面通知申请单位。

　　3．根据《中华人民共和国行政许可法》（第四十五条）：“行政机关作出行政许可决定，依法需要听证、招标、拍卖、检验、检测、检疫、鉴定和专家评审的，所需时间不计算在本节规定的期限内。行政机关应当将所需时间书面告知申请人。”的规定，技术审查时间由国家核安全局授权主审单位与申请单位商定。

　　七、审批结果查询或公开方式

　　1．定期在国家环境保护总局网站上公布和更新许可证审批信息。

　　2. 对不具备资格的申请单位，国家核安全局书面告知申请单位结论性意见。

　　八、其它

　　1．国家核安全局书面通知不符合资格条件的申请单位，6个月后可重新申请。

　　2．设计、制造、安装许可证有效期为5年。欲延长许可证有效期者应在有效期期满前6个月向国家核安全局提出换证申请。换证审批程序同上，更换申请书的格式和内容分别见《民用核承压设备安全监督管理规定实施细则》附件二、六、十和国家核安全局文件（国核安发[2000]24号）。

　　3．逾期不办理换证的单位，其资格许可证自行失效。按核安全法规要求提前6个月换证的换证申请单位，如原许可证期满后审查工作仍未结束的，经国家核安全局发文批准，其许可证有效期可作相应后延。

　　4. 对在持证期间未进行过核承压设备活动的单位，按重新取证办理。

　　5．国家核安全局发现持证单位的生产场所、人力资源、技术装备、技术能力、检验手段、试验条件等不能维持申请时水平的，将采取以下措施：

　　（1）情节不严重的责令改正。

　　（2）情节较严重或责令改正但不满足要求的，暂停该单位的资格许可证；被暂停资格许可证的单位应积极进行采取整改。一年内不能恢复的，资格许可证自动撤销。

　　（3）情节严重，或在短期内无法恢复的，撤销该单位资格许可证。

　　6.凡有下列行为之一者，国家核安全局可吊销其资格许可证：

　　（1）不具备资格、而采用不正当手段取得资格许可证者。

　　（2）设计、制造、安装过程中严重违反核安全法规及技术条件致使核承压设备活动的质量严重影响有关物项的核安全功能。

　　（3）对核安全相关的重大不符合项拒不上报、隐瞒或谎报事实并拒不改正者。

　　（4）经屡次警告、罚款或限期改进等处罚仍拒不改正，其情节严重者。

　　附件：1.核承压设备设计/制造资格许可证取证范围的说明

　　            2.申请核承压设备制造资格许可证申请的样机或模拟件试制的推荐方法

　　本程序从2005年4月5日开始试行

　　附件一：

　　核承压设备设计/制造资格许可证取证范围的说明

　　申请民用核承压设备活动资格许可证的单位，在提出申请时应明确目标产品。针对民用核设施中属于取证范围的核承压设备，本说明第一款中规定的设备要求明确其使用的堆型和功率，第一款之外的其他设备只要求给出有代表性的目标产品的名称及其主要特征参数。

　　一、 要求在设计、制造许可证申请文件中明确设备堆型和功率的核承压设备：

　　压水堆型反应堆压力容器、蒸汽发生器、稳压器、主泵、主管道、堆内构件、控制棒驱动机构、主蒸汽隔离阀。

　　非压水堆核一级承压设备。

　　二、在申请资料中不要求明确堆型和功率的核承压设备如下表：

设备类别		设计、制造能力特征参数	结构型式、制造工艺举例
安全壳钢衬里		安全级别、设计压力和温度、主体材料牌号、壁厚	成型、焊接
压力容器、储罐		安全级别、抗震类别、设计压力和温度、工作介质、主体材料类型、特征结构参数（壁厚，直径，高度）	锻焊、板焊
热交换器		安全级别、抗震类别、结构型式、一、二次侧设计压力和温度、工作介质、主体材料牌号、特征结构参数（壁厚，直径，高度）	管壳式、板式
泵	离心泵	安全级别、抗震类别、结构型式、设计压力和温度、工作介质、主体材料牌号、流量、扬程、电机功率、效率、NPSH
	往复泵
	其它	安全级别、抗震类别、结构型式、设计压力和温度、工作介质、主体材料牌号、流量、扬程、电机功率、NPSH等	屏蔽泵、射流泵等
阀门	隔离阀	安全级别、抗震类别、结构型式、通径、设计压力、温度、工作介质、主体材料牌号、驱动方式（手动、电动、气动、液动）、密封方式	截止阀、闸阀、球阀、碟阀
	单向阀	安全级别、抗震类别、结构型式、通径、设计压力、温度、工作介质、主体材料牌号、密封方式	升降式止回阀、旋起式止回阀、特殊型止回阀、疏水阀
	安全、	安全级别、抗震类别、结构型式、通径、设计压力、温度、工作介质、主体材料牌号、密封方式、起跳及回座压力	弹簧安全阀、先导式安全阀，卸压阀、隔膜阀
	释放阀
	调节阀	安全级别、抗震类别、结构型式、通径、设计压力、温度、工作介质、主体材料牌号、驱动方式（手动、电动、气动、液动）、密封方式、调节方式	比例调节阀、节流调节阀、减压阀
	其它	安全级别、抗震类别、结构型式、通径、设计压力、温度、工作介质、主体材料牌号、驱动方式（手动、电动、气动、液动）、密封方式、特殊要求	仪表阀、穿体阀等
闸门	闸门	安全级别、抗震类别、结构型式、特征尺寸、设计压力、温度、工作介质、主体材料牌号、驱动方式、密封方式	人员闸门，设备闸门，应急闸门燃料转运通道
管道	配管	安全级别、抗震类别、弯制工艺（冷，热）、工作介质、材料牌号、特征结构参数（公称直径，弯管曲率半径，壁厚）	焊接管，弯管
	管件	安全级别、抗震类别、结构型式、制造工艺、设计压力和温度、工作介质、材料牌号、壁厚	型式：弯头，三通，异径管等
			工艺：冷、热加工，挤压工艺等
	管道	安全级别、抗震类别、制造工艺、工作介质，设计压力和温度、材料牌号、壁厚	铸造、锻、拉、拔
传热管	换热器传热管	安全级别、抗震类别、制造工艺、工作介质，设计压力和温度、材料牌号、壁厚	拉、拔
支	设备支承件	安全级别、抗震类别、环境温度、主体材料牌号、特征结构参数（结构尺寸，重量）	裙座式、垫板式以及圆柱形支撑
承	管道支承件	安全级别、抗震类别、结构型式、环境温度、主体材料牌号、规格尺寸、载荷等级	杆式、梁、柱、限位器、弹簧支吊架、衡力支吊架
件	阻尼器	安全级别、抗震类别、结构型式、环境温度、规格尺寸、载荷等级	机械阻尼器、液压阻尼器
波纹管膨胀节管道		主体材料牌号、规格尺寸、工作介质，设计压力和温度，结构形式等	成型、焊接等
核安全1级铸、锻件		制造工艺、材料牌号、规格尺寸、重量

　　附件二：

　　申请核承压设备制造资格许可证的样机或模拟件试制的推荐方法

　　1. 引言

　　国家核安全局总结以往核承压设备资格许可证管理的实践经验，借鉴国际国内设备制造许可证管理的成功经验，发布了《关于执行<民用核承压设备安全监督管理规定>中有关问题的说明》(国核安发[2005]41号)，决定在资格审查过程中，通过样机或模拟件（以下简称模拟件）的试制，对制造活动申请单位的核质保体系实施能力和技术能力进行审查和验证，以确认申请单位确实具备进行核承压设备制造活动的资格。

　　1.1 目的

　　模拟件试制是取得核承压设备制造资格的必要条件。本文为核承压设备制造资格许可证的申请单位确定模拟件方案以及实施试制工作提出一个推荐方法。

　　1.2 范围

　　本文适用于核承压设备制造资格许可证的申请单位在取证申请审查过程中的模拟件试制工作。

　　对于持证期间只进行过许可证范围内部分类别核承压设备制造活动的单位，换证时若继续申请没有业绩的其它类别和核安全级别的制造资格许可，须试制相应类别和核安全级别核承压设备的模拟件。

　　对于新申请核承压设备制造资格许可证的单位，须按所申请的核设备类别和安全级别进行模拟件的试制。

　　对于在资格许可证有效期期内的持证单位，若在原许可设备类别的基础上提高申请的核安全级别，也须进行相应的模拟件试制。

　　2. 模拟件的试制方案

　　2.1 模拟件选型原则

　　模拟件应遵照ASME或RCC-M或核安全局认可的其他标准规范的要求和选定后经主审单位审定的设备类别等进行选型。

　　对于反应堆压力容器、稳压器、蒸汽发生器、主泵、主管道和堆内构件等主设备模拟件需要参考堆型和目标产品的特点。

　　2.2 模拟件的规格

　　对于压力容器、热交换器、堆内构件等产品，申请单位在已有常规工业类似产品业绩和硬件装备能力的基础上，经主审单位审查认可后。可以采用适当比例对关键工艺或技术进行模拟。对于泵(主泵除外)、阀门、管道及其支承件等设备原则上应采用1:1的比例进行模拟件试制。

　　2.3材料、结构和主要工艺过程。

　　模拟件材料应与目标产品材料和（或）规范标准要求的材料同一类型。选定模拟件的试制方案应体现设备类型的主要结构及工艺过程，如成型、焊接（堆焊）、胀接、热处理等。

　　2.3.1 针对核安全2、3级压力容器，热交换器

　　申请产品壁厚大于（等于）40mm，其模拟件的壁厚不应小于40mm，直径不应小于1000mm，高度不应小于1500mm；申请产品壁厚小于40mm，其模拟件壁厚应大于或等于申请产品壁厚（范围向下覆盖）、直径和高度应选申请产品中具有代表性的，若此时申请产品直径大于1000mm，高度大于1500mm时，模拟件直径不应小于1000mm，高度不应小于1500mm。

　　压力容器模拟件必须包括筒体（卷焊工艺、锻件等）、封头（拼接、模压或旋压等）和接管（异种金属焊接等）等，工艺上应包括成型、焊接（堆焊）、检验、热处理、功能性试验等。热交换器模拟件除一般容器中规定的结构和工艺外，还必须包括传热管和管板及其成型、堆焊、胀管和密封焊等。模拟件管板厚度和传热管数量（传热管可采用奥氏体不锈钢材料）与规格由主审单位根据申请单位的申请范围确定。

　　选用奥氏体不锈钢材料的模拟件可以覆盖碳钢和合金钢模拟件。压力容器和热交换器模拟件壳体可以相互覆盖。

　　2.3.2 针对核安全1级反应堆压力容器和蒸汽发生器

　　反应堆压力容器模拟件（含稳压器）壁厚不应小于40mm、直径不应小于1000mm、高度不应小于1500mm，包括筒体、封头和接管等结构和成型、焊接（堆焊）、检验、热处理、功能性试验等工艺。同时为体现反应堆压力容器的关键技术特点，还须选取等厚度的模拟试块进行主环焊缝焊接、异种金属焊接（安全端焊接）和内层堆焊。

　　蒸汽发生器模拟件筒体与反应堆压力容器模拟件的要求一致。同时为体现蒸汽发生器的关键技术特点，选取等厚度的模拟试块进行主焊缝焊接、异种金属焊接（安全端焊接）和内层堆焊，以及传热管和管板及其成型、堆焊、胀管和密封焊等。模拟件管板厚度应大于500mm、传热管数量不应小于30根，传热管的直径与壁厚应具有代表性（传热管可采用奥氏体不锈钢材料）。

　　除管板及其与传热管胀接、管板堆焊以及密封焊工艺外，其余项目反应堆压力容器可覆盖蒸汽发生器。

　　2.3.3 其它核承压设备

　　主管道模拟件应与参考产品同材质、结构和工艺。主管道模拟件的内径不应小于500mm，壁厚不应小于70mm。

　　泵(主泵和大型泵除外)、阀门、管道、支承件（包括阻尼器，管道支承件）等设备模拟件原则上应参考产品相同。

　　堆内构件应对吊篮筒体和控制棒导向筒等进行局部模拟。

　　设备支承件和核安全1级铸锻件模拟件由主审单位视具体情况定。

　　3. 模拟件试制过程控制

　　3.1申请单位的模拟件试制工作必须在模拟件相关文件（包括试制方案及实施质量计划）经主审单位审查认可后，方可开始其试制活动。

　　3.2 模拟件的制作必须按照申请文件中提交的核承压设备质量保证大纲文件（包括大纲概述和程序）要求实施和控制。 主要控制内容如下：

　　参与活动的人员应按核质保大纲的要求和相关的法规、规范标准进行培训和考核。焊工和焊接操作人员及无损检验人员应具有相当的资格。

　　必须实施相应的质量计划，质量计划中的所有控制点要由相应部门签字确认。主审单位选取的见证点应按规定提前通知，以便进行见证。

　　原材料按核质保要求进行采购控制，进厂要按照核标准规范要求进行复验。

　　测量仪表和测试设备必须在检定有效期内。

　　采用的特种工艺必须事先进行有效的工艺试验和评定。

　　完成所遵照规范标准要求的检验项目。

　　完成所遵照规范标准要求的功能性试验。

　　文件和记录管理要严格按照规定程序实施等。

　　4. 模拟件的监督

　　模拟件制作过程中，主审单位将对其事先拟定的监督点实施监督检查，包括选取的重要的工艺和试验点进行的现场见证检查。在模拟件试制完成后，主审单位必须形成书面的模拟件制作监督报告。

　　主审单位认为必要时，也可对其它相关方面实施监督检查。

　　5. 模拟件的上报文件

　　制造资格许可证申请单位应在相应的资格许可证申请文件中，以附件形式详细描述模拟件选型、模拟件制造的工艺流程，模拟件关键制造工艺与目标产品关键制造工艺的对比分析，初步的质量计划等。

　　模拟件制造完成后，申请单位应完成模拟件的制造、试验、性能和质保控制的综合报告，并报主审单位以备审查。

　　6．本推荐方法参照压水堆核电站制定，其它堆型可参照执行。