华能山东石岛湾核电有限公司：

2018年9月份，我站对华能山东石岛湾核电厂进行了核安全监督检查。现将监督检查中发现的问题及监督要求印送给你公司，请认真落实相关要求，并在20个工作日内将整改落实情况报送我站。

一、检查发现，高温堆示范工程余热排出系统水冷壁钢管尺寸检验报告（ZYCX-056-132121）和原始记录中较多管件的实测数据雷同，存在明显异常情况；大量钢管外径尺寸不符合标准要求值但未见任何处理措施。你公司及相关单位应调查核实供应商中兴能源装备有限公司是否存在弄虚作假情况，针对数据不合常理情况进行根本原因分析，对中兴能源装备有限公司所供设备进行详细排查，确保所使用设备满足设计要求。

二、检查发现，高温堆示范工程主蒸汽隔离阀竣工文件中阀门高度不满足要求但被认定为合格，部分质量计划中各方停工待检点（H点）签字日期不一致，个别包装发运H点无选点单位签字也无放弃该质量控制点证明文件；《主蒸汽、主给水及蒸汽发生器事故排放系统管件设备制造完工报告》中管道个别数据超标，但验收结论合格；燃料装卸系统安全级电动球阀完工文件中承压螺栓材料屈服强度674～883MPa，不满足《安全级电动球阀技术规格书》阀门屈服强度限制在690MPa内的要求，但未被识别也未开启不符合项处理。你公司及相关单位应对上述问题进行跟踪处理，严格按照不符合项控制程序执行设备制造和验收工作，规范设备制造的质量计划执行。你公司应加强采购控制力度，采取有效措施，扎实做好源地检查和监察、交货检验等工作，全面排查已安装核级设备的质量情况，确保设备功能满足设计要求。

三、检查发现，高温堆示范工程燃料装卸系统安全级电动球阀实际所采用的法国压水堆核岛机械设备设计和建造规则（RCC-M）标准与最终安全分析报告及技术规格书中采用美国机械工程师协会（ASME）标准的要求不一致，设计方通过设备材料变更单同意材料采购、制造、焊接和试验控制方面用RCC-M标准代替ASME标准，但尚未说明在设计上是否也可以使用RCC-M标准。你公司及相关单位应说明相关设备制造所采用的规范标准的是否满足设计和规范标准要求。

四、检查发现，高温堆示范工程主蒸汽隔离阀紧固件由阀门制造商自行复验，未见第三方复验报告，不满足《关于进一步加强核电厂紧固件等大宗材料质量管理的通知》（国核安发［2016］195号）中“营运单位或工程总承包单位应选定或确认依法通过计量认证和国家相关机构认定，独立于采购单位和制造单位的机构作为复验单位”的要求。你公司及相关单位应严格按照相关文件执行紧固件复验工作。

五、针对前期检查发现你公司向国家核安全局提交的《吸收球停堆系统落球方案变更专题报告》步进电机质保等级为一级，但相应澄清单中为二级的问题，你公司回复中说明制造过程中步进电机按一级质量控制。本次检查发现，该混合式步进电机制造所使用的“控制点计划表”中质保等级记录为二级，与你公司答复不一致。你公司应针对质量计划中物项质保等级不能满足上游技术要求的情况进行深入调查分析，采取措施确保核安全整改措施真实有效。

六、检查发现，高温堆示范工程燃料装卸系统（FCA）管道施工图纸中管道尺寸为Ф77×6mm，内径要求为64.7～65.35mm，与最终安全分析报告第9.1.3.1（3）管路和容器设计“b.系统中在反应堆压力容器外，所有与反应堆压力容器相通的管路直径均限制在Ф65mm以内，压力容器内堆芯进料装置导流管直径为Ф70mm”的要求不一致。营运单位及相关单位应就施工图纸中FCA系统管道尺寸和最终安全分析报告不一致的情况进行说明,同时规范使用直径和内径的描述。

七、检查发现，高温堆示范工程反应堆压力容器支承冷却系统（JNC）和余热排出系统（JNA）的空气冷却器、膨胀水箱等设备在最终安全分析报告、设计说明书、设备规格书、完工报告等文件中存在较多参数不一致的情况。主蒸汽系统和主给水系统部分管道规格参数在最终安全分析报告、设计文件、图纸、施工程序等文件中要求不一致。你公司及相关单位应全面排查同类问题，确保最终安全分析报告、下游设计文件以及实际管道规格参数的一致性。你公司及相关单位应全面排查疏理已提交审评的最终安全分析报告与设计文件、实体系统设备之间不一致的问题，对于确实需要修改最终安全分析报告的情况，应及时与监管、审评部门沟通，严禁消极被动等待审评发现问题，同时理顺设计接口，加强设计变更控制，切实提高各层级设计文件的质量和一致性。

八、检查发现，高温堆示范工程主给水系统管道实际到货管道内径和壁厚分别为162mm和27mm，弯头分别为174mm和22mm，坡口处理后壁厚可能进一步减少，与《主给水及蒸汽发生器事故排放系统管道用P22管材技术规格书》“壁厚偏差为±10%S，S为公称壁厚”的要求及最终安全分析报告 6.7.4“主给水系统设计压力21.07MPa……管道外径Ф219.1，壁厚25mm”的要求不符，在处理该问题时施工单位也未开启不符合项报告。你公司及相关单位应对主给水管道壁厚问题进行重新评估，根据评估结果进行后续处理，加强不符合项管理，避免以变更文件代替不符合项处理情况。

九、检查发现，高温堆示范工程余热排出系统已完成管道弯制和安装，但现场仅形成了弯管加工记录，未及时组织对弯管质量计划或者工序控制单进行验收、消点。你公司及相关单位应改进管理措施，提高质量计划的有效性和可执行性。

十、检查发现，高温堆示范工程余热排出系统现场实体工程已基本安装完成，但未及时产生管道安装检查记录，与《核电厂质量保证记录制度》（HAD003/04）“2记录制度的建立”中“责任单位必须按书面程序建立并贯彻执行与工程进度相一致并与本导则相符的记录制度”的要求不一致。你公司及相关单位应加强对法规导则的学习，针对工程的特殊性加强应对措施，采取对图纸分段验收等方式保持记录与工程进度相一致。同时，设计单位应适当考虑相关经验，使施工图纸便于建造。

十一、检查发现，高温堆示范工程《主蒸汽、主给水管道施工方案》中计划免除部分核级焊缝的压力试验，但ASME规范未规定核级焊缝免压的条款，设计文件中对焊缝免压也未作规定，同时《主蒸汽系统（核岛部分）管道安装技术条件》和《主给水系统（核岛部分）管道安装技术条件》中明确系统水压试验参照ASME规范，但试验压力取设计压力的1.5倍，与ASME规定不一致。你公司及相关单位应严格按照规范标准及设计要求，开展核级管道焊缝压力试验，并加强对设计、施工相关法规、规范的学习。

十二、检查发现，高温堆示范工程主蒸汽、主给水管道制作安装质量计划存在无法涵盖现场所有主要施工工序、设计文件清单不完整、工作文件版本错误、信息修改不规范等问题，不符合《核电厂质量保证安全规定》（HAF003-1991)9.1中“必须对保证质量所必须的每一个工作步骤都进行检查”的要求。你公司及相关单位应采取措施保证质量计划内容的全面及严肃性。

上述问题说明，你公司在设计控制 、采购控制、工艺过程控制、检查和试验控制等质保要素中存在管理不到位、核质保体系运转弱化情况，你公司应针对上述问题举一反三，对高温气冷堆示范工程现场所有核岛相关活动质量进行全面排查。对高温气冷堆示范工程质量保证大纲实施及其有效性开展全面监查，并采取有效措施保证建造质量，切实肩负起对核安全的责任。

环境保护部华东核与辐射安全监督站

2018年10月25日       

抄  送：生态环境部核电安全监管司，华能核电开发有限公司。