核电以高效、稳定、清洁倍受世界各国重视，核电发电量占世界总发电量约17%，十几个国家的核发电超过国内总发电的1/4，而中国核电仅占2%左右。2007年国家《核电中长期发展规划》发布，标志着我国核电事业开始从“适度发展”进入“快速发展”阶段：2020年核电总量将达到7000万kW到1亿kW，占总装机容量的4%以上。2011年日本福岛核事故对世界核电发展带来严重影响，我国政府高度重视、积极应对，开展了及时有效的应急响应行动，一是中国核电大检查，包括对运行中的核设施进行安全检查，以及对所有在建核电站的安全开展全面复审；二是抓紧编制中国核安全规划。基于核电优势和我国能源形势及“减排”现实需要，我国政府发展核电的决心没有改变，但是将更加谨慎、理性。我国新一轮的核电发展必将以全面加强核安全监管体系和核安全技术支撑体系建设为重要前提！
1 流量仪表在核电站中的应用情况
核电站中的流量仪表具有数量大、种类多、安装地点分散等特点，其中节流装置、电磁流量计、超声流量计、转子流量计、涡轮流量计、椭圆齿轮流量计、阿牛巴流量计、流量开关等流量仪表都被广泛应用。核电站采用的技术堆型决定了核电站所使用的流量仪表类型与数量，目前国内核电站的堆型有CNP650型、M310型、CPR1000型、AP1000型、EPR型等数种，但是它们所使用的流量仪表类型是基本相同的，只是不同堆型对核级流量仪表的安全要求是不同的，但是不同堆型的核电站流量仪表数量相差很大。
目前我国核电站仪表绝大部分还是进口产品，其中最为关键的安全壳内的核级仪表几乎完全被外国厂商所垄断。这种局面不仅使我国核电站建设成本居高不下，而且常常成为核电建设中“卡脖子”因素。我国坚持走核电装备自主化道路，核电仪控系统的国产化，是核电装备国产化工作的最后一个堡垒，国家能源局也采用“产学研用”的方式积极推进核电仪表国产化工作。制造企业通过技术攻关、自主创新、管理提升，打破国外核垄断，实现核级仪表的国产化，意义重大！2 核级流量仪表的市场准入
依据《民用核安全设备监督管理条例》、HAF003《核电厂质量保证安全规定》和HAF601《民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验监督管理规定》等法律法规的要求，我国对民用核安全设备（机械和电气）的设计、制造安装和无损检验实施强制性市场准入监管制度，即许可证制度，凡从事上述活动的单位必须取得由国家核安全局颁发的相应的许可证。
2007年国家核安全局公布了《民用核安全设备目录（第一批）》，包括18类核安全级机械设备和9类1E级电气设备，2008年1月1日起试行，2009年1月1日起强制执行。其中9类1E级核安全电气设备目录中就包括流量计。
核级仪表的制造企业具备了下述基本条件后，即可准备申请材料，进入申证流程。基本条件包括6项：
（1）法律地位：单位具有法人资格；
（2）工作业绩：5年以上（与拟从事活动相关或相近）；
（3）专业人员：与拟从事活动相适应、经考核合格；
（4）基础条件：有适宜的工作场所、设施和装备、技术能力；
（5）质量管理体系：建立完善的QMS（包括核质保体系和质量保证大纲），并有效实施（HAF003）；
（6）模拟件制作要求（制造和安装）：试制代表性模拟件，并完成相应的鉴定试验。
申请民用核安全设备制造许可证，申请材料共包括14个文件：
（1）民用核安全设备制造（安装）许可证申请公文；
（2）民用核安全设备制造（安装）许可证申请书；
（3）民用核安全设备制造（安装）许可证申请活动范围表；
（4）单位营业执照复印件；（5）质量保证大纲；
（6）质量保证大纲程序目录清单及下列程序：
①物项采购和分包控制程序；
②设计修改与变更控制程序；
③工艺试验与评定控制程序（关键工艺环节不得分包）；
④特种工艺人员管理程序；
⑤产品试验（功能性试验）控制程序；
⑥不符合项控制程序。
（7）单位基本情况、资质及主要工作业绩；
（8）制造（安装）能力说明材料（设备设施、人员、工艺）；
（9）检验与试验能力的说明（设备、管理、检验能力）；
（10）主要关键技术及储备；
（11）有关标准规范的执行能力（清单、熟悉程度、培训）；
（12）关键物项采购及分包活动情况说明（责任、接口、资质）；
（13）模拟件制作方案和质量计划（包括历史情况、鉴定大纲等）；
（14）其他需要提供的有关必要说明材料。
申请许可证的流程包括11个环节：
（1）申证单位提交全套申请材料；
（2）核安全局受理、指定审查单位审查资料（文审）；
（3）核安全局发出整改通知；
（4）申证单位向核安全局提交整改文件；
（5）文件审查通过后，核安全局发出现场审查通知；
（6）由核安全局及审查单位组成的审查组进行现场审查；
（7）申证单位对现场审查中发现的问题进行整改，直至满意；
（8）核安全局组织的专家技术评审会（20人左右）。审查单位介绍审查情况，申证单位（3～4人）回答专家提问；
（9）通过评审后，核安全局司务会议进行审核；（10）审核通过后，公示5天；
（11）无异议，颁发许可证。
制造许可证有效期为5年，并需提前6个月延续申请。
3 核电站流量仪表的质量鉴定
核电是一个高安全性要求的产业，因为无论是人为事故或者自然不可抗力导致核电站出现问题直至引发核泄漏都将给人民的生命财产、生态环境带来长期的严重的危害。正是由于这些特点，对核电站硬件设备和软件系统的安全要求几近苛刻程度。核级仪控电设备必须具备高质量、高可靠性、高成熟度等特点：
（1）高质量———设计制造的规范标准是高的；
（2）高可靠性———不仅在正常环境运行，还要在事故（地震、辐照、LOCA）工况下可靠运行。在设计上是冗余设置，有紧急电源和实体电气隔离；
（3）高成熟度———注重应用经验。
通过质量鉴定，实现对核级仪表上述性能的验证与确认，以确保核电站全生命周期内安全运行。
3.1 核电站流量仪表的分级及质量鉴定试验项目
流量仪表的分级也按照GB/T15474—2010《核电厂仪表和控制系统及其供电设备安全分级》，根据其对核电厂安全的重要性分为三类：1E———安全级；SR———安全有关级；NS———非安全重要级。
根据核行业标准EJ/T1197—2007《核电厂安全级电气设备质量鉴定试验方法与环境条件》和法国《RCC－E压水堆核电站核岛电气设备设计和建造规则（2002版）》等规定，质量鉴定试验类别对于安全级电气设备分为三类：
K1类（A类程序）：安装在安全壳内，在正常环境条件、地震载荷下以及事故后，执行安全功能的仪表。
K2类（B类程序）：安装在安全壳内，在正常环境条件和地震载荷下，执行安全功能的仪表。
K3类（C类程序）：安装在安全壳外，在正常环境条件和地震载荷下，执行安全功能的仪表。
根据不同的安全重要性等级，核电站流量仪表质量鉴定试验项目见表1。
表1 质量鉴定试验项目表
3.2 核级流量仪表质量鉴定试验介绍
目前我国核电技术以二代加和三代技术为主流技术方向，在质量鉴定方面主要采标《RCC－E压水堆核电站核岛电气设备设计和建造规则》（以下简称”RCC－E规则”）和《APP－GW－G1－002AP1000核电站设备鉴定方法》（以下简称“AP1000鉴定方法”）。两者在质量鉴定项目上差别不大，但在相关项目的严酷等级等技术细节方面存在较大差异。因此，依据目标市场进行技术定位至关重要。
根据美国AP1000鉴定方法、法国RCC－E规则和我国GB/T12727—2002《核电厂安全系统电气设备质量鉴定》等相关标准的要求，核级流量仪表的质量鉴定一般包括下述试验：①基准试验；②老化试验；③抗震试验；④事故和事故后环境条件下的试验。
（1）基准试验
基准试验是在正常环境条件下和规定的正常运行限值内检验受试仪表的安全相关的性能和/或功能特性。在基准条件下测定流量仪表的初始性能和/或功能特性，作为以后的试验的初始基准值，并确定每种试验期间和每次试验之后测得的性能和/或功能特性参数的允许偏差。
流量仪表的基准试验包括两部分：
第一部分为正常环境下的性能测定和功能试验；该部分试验即按照各类流量仪表的常规工业标准进行。
第二部分为极限使用条件下的试验，包括对流量仪表的电气特性，如电压/频率波动、耐电压强度、绝缘电阻等进行试验；气候环境极限，如高温、低温运行试验等和电磁兼容试验（EMC）。
EMC试验在核电站越来越引起关注，美国AP1000鉴定方法、法国RCC－E规则和我国GB/T11684—2003《核仪器电磁环境条件与试验方法》都作出了具体规定并强制要求。
（2）老化试验
老化在决定核电站寿期或延长寿期方面是一个重要的因素，对于不可更换的部件或设备，其寿期就是核电站的寿命。在现场环境下，仪表随着时间的推移会发生各种缓慢的、不可逆的化学变化和物理变化，这就是老化过程。20世纪80年代，大多数人相信传统的维修计划足以处理核电站的老化问题，但随着核电站设备数量的增加及运行时间的延长，核电站设备的老化问题越来越引起人们的关注。对核电站仪表的老化机理研究将成为仪表研发中必须考虑的问题。目前已知的老化机理主要有均匀腐蚀和局部腐蚀、磨蚀、磨蚀－腐蚀、辐照脆化和热脆化、疲劳、腐蚀疲劳、蠕变、咬合和磨损等。
老化试验是检验流量仪表的机械强度和评价其耐久性。根据AP1000鉴定方法、RCC－E规则和GB/T12727应考虑5个方面的老化因素：①温度（热老化试验，如高低温、温度变化）；②腐蚀（腐蚀试验，必要时进行如交变湿热、淋雨或浸水、盐雾）；③长时间运行（长期运行试验，即按寿期机械循环试验）；④设备全寿期内可能经受的累积剂量的典型辐照（辐照老化试验）；⑤机械振动（振动老化试验，如冲击、撞击、碰撞跌落试验）。
尤其核电站中存在放射性场所，辐照会对流量仪表材料产生性能改变、脆化等影响，因此AP1000鉴定方法、RCC－E规则、GB/T12727和EJ/T1197规定了辐照老化和发生放射性物质泄漏事故的事故辐照试验。
（3）抗震试验抗震试验用于验证在地震或人为事故（如飞行物坠落引起强烈震动）条件下必须工作的安全系统设备保证执行其安全功能的能力。目前AP1000鉴定方法、RCC－E规则和GB13625—1992《核电厂安全系统电气设备抗震鉴定》和HAF－J0053—1995《核电设备抗震鉴定试验指南》均对核级设备抗震试验提出了明确的技术要求。
核级流量仪表应能承受多次运行基准地震（OBE/S1）和至少一次安全停堆地震（SSE/S2）作用。在整个抗震试验期间将验证流量仪表完成规定安全功能的能力（一般需通电试验），但地震时流量仪表仅需保持完整性除外。除非不具相关性，受试流量仪表应是经过老化的。
仪表抗震性能的评估主要是通过试验法和计算分析法进行。试验法是将样件安装于地震试验台上，通过地震试验台模拟地震的情况，以检测设备的抗震能力。为保证试验强度的充分性，需要用该设备所有使用处的包络信号作为模拟输入。根据标准，试验法可以通过单轴激励、双轴激励或三轴激励进行。经大量研究分析，三轴地震试验台可以更准确地模拟地震对仪表的损害，从而确保抗震鉴定结论的有效性。分析法虽然在设备抗震鉴定中不如试验法直接，但却是物理试验必不可少的补充。例如，对部件的抗震鉴定，由于部件支撑结构对地震的放大，部件可能要求承受极大的振动，这往往超出地震试验台的试验能力，此时只能采用分析的方式进行。另一方面，在试验时试件上的传感器数量是有限的，不可能无限增多数据采集系统的通道数，因此试验不可能得到试件所有细节部位的响应。而分析法则不受此影响，通过有限元计算可以得到设备的全部响应。最重要的是，当设备在研制阶段或者抗震试验发生破坏时，单纯的试验无法给出改进建议。而分析法可以通过结构的优化在研制阶段就提高设备抗震性能，并能在出现破坏时提供有价值的改进建议。
（4）事故和事故后环境条件下的试验该试验主要验证仪表在核电站设计基准事故发生时，其执行功能的情况，包括两个试验项目：事故辐照试验和LOCA试验。事故辐照试验前面已讲到，不再赘述。
LOCA（Lossofcoolantaccident）又称失水事故或冷却剂丧失事故，是核反应堆的一种故障模式。主要由以下原因引起：一回路管道或辅助系统的管道破裂；一回路或辅助系统管道上的阀门意外打开或不能关闭；输送一回路介质的泵的轴封或阀杆泄漏。LO-CA事故的后果随着破口的大小、位置和装置的初始状态的不同而不同，发生大破口时，将引起一回路压力迅速下降至等于安全壳内的压力。LOCA事故对安全壳内环境有很大影响。在出现失水事故时，全部一回路水或大部分安注水的排放使安全壳内的压力迅速上升。安全壳的内部构筑物将安全壳分割成一些隔间，在事故的最初时刻，压力升高首先出现在发生破口的隔间内，然后临近的隔间内压力上升，因此由于出现压差、喷射作用力、管道的撞击和一回路的内部水力使得内部构筑物内的仪表承受很大冲击力。
出现LOCA事故时安全壳内温度升高，湿度增大，使内部设备工作条件变化。失水时由于一回路冷却剂的释放，使得安全壳放射性水平也会大幅升高，使得受影响范围内的仪表工作环境恶化。
LOCA（冷却剂丧失事故）试验主要是验证1E级设备在事故工况下的性能。LOCA试验装置用以模拟安全壳内的热力事故的环境条件，即突然注入饱和蒸汽，压力和温度迅速上升，以及热力事故后阶段的饱和蒸汽温度、压力持续。综合AP1000鉴定方法、RCC－E规则和GB/T12727等相关标准规范，LOCA试验共进行三个阶段试验：
①模拟事故工况热力环境；
按GB/T12727—2002可以采用以下两种方法：
•实施一次热力冲击，留有一定的裕度（AP1000）；
•连续实施两次冲击，不考虑裕度（RCC）；
②模拟事故工况化学喷淋环境；
③模拟事故后环境。
4 SIPAI能提供的技术支持
2010年7月，上海工业自动化仪表研究院（以下简称“SIPAI”）由国家能源局授权为“国家能源核电站仪表研发（实验）中心”，承担了四大任务：构建创新研发平台，建设试验验证平台，完善标准化研究和搭建行业交流服务平台。
目前，对于有意进入核电站的流量仪表制造单位，SIPAI可提供的以下技术支持
（1）建立核质保体系的咨询服务；
（2）承担核电站流量仪表的质量鉴定试验工作。
SIPAI基于国家工业自动化仪表产品质量监督检验中心已具备的仪表类综合试验验证能力，通过全面、深入研究IEC、IEEE、IAEA、美国AP1000鉴定方法和法国RCC－E规则等有关核电仪表和控制系统的技术规范、质量要求和鉴定程序，建立具有我国自主知识产权的核电仪控产品质量评价体系、质量鉴定试验验证手段、核级仪表和系统软件验证与确认（V＆V）评定能力、在役核电仪表产品安全风险评估能力，构建我国核电仪控系统试验验证平台，试验能力见图1。其中辐照试验为联合上海已具备的社会资源实现。
图1 SIPAI核电仪控系统试验验证平台图
5 结束语
安全推进核电建设，是我国能源建设的战略举措，核电仪控系统的国产化作为国家能源局核电装备国产化工作的重点在积极推进。SIPAI作为国家能源核电站仪表研发（实验）中心，为政府核安全监管提供技术支持，为我国核电仪控技术发展提供公共服务，全面支持我国核电仪控技术自主化工作！
