教材N2-民用核安全设备基本知识

1、.PAGE ：.；PAGE 35第二章民用核平安设备根本知识第一节 民用核平安设备及其监视管理一、民用核平安设备的监视管理规定高质量和高可靠性的核平安设备是保证民用核设备平安目的的重要前提条件之一。为了进一步加强核平安设备的监管力度，国务院于2007年7月11日公布了。为了配合新条例的贯彻和实施，国家核平安监管部门也于2021年1月1日正式发布实施了4个配套的核平安设备方面的法规：HAF601、HAF602、HAF603、HAF604。和配套法规除HAF603外的相关监管要求可概括如下：一民用核设备营运单位对民用核平安设备的平安和可靠运转负全面责任。在民用核平安设备设计、制造、安装和无损检验活

2、动前，民用核设备营运单位该当对民用核平安设备设计、制造、安装和无损检验单位编制的工程质量保证分大纲和质量方案进展审查认可，并采取驻厂监造或见证等方式对相关活动进展过程监视。二一切从事境内核设备上的核平安设备的设计、制造、安装和对外无损检验效力的国内外单位必需根据HAF601或HAF604的相关规定获得资历答应。民用核平安设备答应证分为设计答应证、制造答应证、安装答应证和无损检验答应证四类。三恳求领取民用核平安设备制造或安装答应证的单位，还该当制造有代表性的模拟件。四民用核平安设备设计、制造、安装和无损检验单位，不得将国家核平安局确定的关键工艺环节分包给其他单位。五从事核平安设备的无损检验和焊接

3、活动的个人必需按照HAF602或HAF603的相关规定获得相应资历。无损检验任务该当由民用核平安设备无损检验级或级以上人员为主操作，无损检验结果报告只能由级或级以上人员编制、审核，并履行相关审批手续。核平安设备无损检验人员不得同时在2个或2个以上的单位中执业。六民用核平安设备持证单位该当在每年4月1日前向国家核平安局提交上一年度评价报告。正在从事民用核平安设备相关活动的持证单位还应在活动开场30日前无损检验活动开场15日前向核平安监管部门备案，设计、制造和安装持证单位在每季度开场7个任务日前提交上一季度的活动报告。 民用核平安设备持证单位在发生艰苦质量问题时，该当立刻采取纠正措施，并向国家核平

4、安局报告。七国家核平安局及其所属的检验机构该当依法对进口民用核平安设备进展平安检验。未经平安检验或经平安检验不合格的进口民用核平安设备不得在中华人民共和国境内的民用核设备上运转运用。二、民用核平安设备根据第二条，民用核平安设备是指在民用核设备中运用的执行核平安功能的设备，包括核平安机械设备和核平安电气设备。 民用核平安设备是执行核平安功能的关键设备，是民用核设备平安防护实体屏障的中心，其质量和可靠性直接关系到核设备的平安稳定运转。根据第六十一条，核平安机械设备包括执行核平安功能的压力容器、钢制平安壳钢衬里、储罐、热交换器、泵、风机和紧缩机、阀门、闸门、管道含热交换器传热管和管配件、膨胀节、波纹

5、管、法兰、堆内构件、控制棒驱动机构、支承件、机械贯穿件以及上述设备的铸锻件等。核平安电气设备包括执行核平安功能的传感器包括探测器和变送器、电缆、机柜包括机箱和机架、控制台屏、显示仪表、应急柴油发电机组、蓄电池组、电动机、阀门驱动安装和电气贯穿件等。现阶段，核平安监管部门的核平安设备监管范围是根据而定的。三、民用核平安设备的特殊性和平利用核能存在着潜在的核风险，而采用高质量和高可靠性的部件设备是保证民用核设备平安的根底和保证。根据国际核能工业的胜利实际和我国核平安法规的规定，对民用核设备中的核级部件和设备在设计、制造、质量控制和监管等方面提出了一系列有别于常规工业产品的特殊要求。一设计基精确实定

6、原那么不同。核平安设备的设计基准不仅要思索在正常运转条件下能可靠地执行其规定的功能，而且还必需思索在事故工况下仍能可靠地执行其规定的平安功能。二一切运用于设计和设计验证的计算分析软件和验证设备实验台架、回路等均需经过国家核平安监管部门的认可。三一切核平安设备必需经过设备鉴定方可用于民用核设备中。设备鉴定的目的是验证其在服役的各种工况下，特别是在事故工况下，该设备的可运转性和功能可以满足预定的要求。四在核平安设备的设计、制造、安装、焊接和无损检验等活动中必需采用成熟的且经过验证的技术或工艺，而不是一味追求其先进性。五一切从事核平安设备的设计、制造、安装和无损检验的单位必需根据HAF601或HAF

7、604的相关规定获得资历答应。从事核平安设备的无损检验和焊接的个人也必需按照HAF602或HAF603的相关规定获得资历。六一切从事核平安设备的设计、制造、安装和无损检验的单位都必需建立满足核平安法规HAF003等要求的质量保证体系，并且一切与质量相关的活动都必需置于该质量保证体系的有效控制之下。七一切核平安设备的相关活动，包括设计、制造、安装、实验、运转、在役检查、维修和退役等都必需在国家核平安监管部门的独立监视下实施。四、民用核平安设备的核平安分级要求核平安设备必需根据其在民用核设备中所负担的核平安功能，确定相应的核平安级别。这是核平安设备在设计、制造、安装、实验、运转、在役检查、定期实验

8、、维修和退役等活动中正确选用规范规范的根据。我国核平安法规HAF102在核动力厂设计要求一章中明确规定了“必需首先确定属于平安重要物项的一切构筑物、系统和部件，包括仪表和控制软件，然后根据其平安功能和平安重要性分级。它们的设计、建造和维修必需使其质量和可靠性与这种分级相顺应。为了便于履行这一要求，核平安导那么HAD102/03对核电厂平安功能和部件的平安等级划分提出了详细指点。现阶段，核电厂的设备分级还是以确定论为主，概率论为辅。普通来说，核电厂的机械设备分为核平安1级、核平安2级、核平安3级和非核平安级。前面三个级别的设备统称为核平安设备。 主要包括：一核平安1级主要包括组成反响堆冷却剂系统

9、承压边境的一切设备：反响堆压力容器、反响堆冷却剂泵、稳压器、蒸汽发生器的一次侧、控制棒驱动机构的壳体、主管道以及延伸到并包括第二个隔离阀的衔接纳道内径大到破损后正常补水系统不能补偿冷却剂的流失。对于核平安1级设备，必需按照实践能够的最高质量规范来进展设计、制造、安装和实验。二核平安2级主要指反响堆冷却剂系统承压边境内不属于核平安1级的各种设备，以及为执行一切事故工况下停堆、维持堆芯冷却剂总量和排出堆芯热量及限制放射性物质向外释放的各种设备。例如：(1)属于反响堆冷却剂压力边境的小直径(DN10.4mm)的高能管道和阀门，如仪表管线和取样管线部分；(2)平安壳隔离系统的各种机械设备(如阀门)；(

10、3)余热排出系统的主要部件；(4)化容系统中冷却剂上充部分(假设用于堆芯应急冷却)；(5)平安壳喷淋系统的主要部件；(6)平安注射系统的主要部件；(7)辅助给水系统处于平安壳内的部分及其平安壳贯穿件；(8)平安壳内的蒸汽系统以及给水系统，直至并包括平安壳外的第一个隔离阀；(9)平安壳厂房，包括平安壳贯穿件；(10)平安壳氢气控制和监测系统；(11)堆芯仪表系统，直到并包括手动隔离阀。三核平安3级主要是指下述一些系统的设备：(1)化容系统中为控制反响性提供硼酸的部件；(2)辅助给水系统处于平安壳外的部分； (3)为冷却、光滑平安1、2、3级设备所需部件；(4)乏燃料储存池冷却水系统中的重要部件；

11、 (5)应急电源、水源，以及柴油机的光滑油、燃油和冷却水系统； (6)紧缩空气系统向平安级物项供气部分(贯穿平安壳部分属于平安2级)； (7)放射性废物处置系统中其缺点会导致放射性气体释放超越允许限值的部件，如废气衰变箱； (8)重要厂用水系统和设备冷却水系统的管道、阀门、泵等。 (9)为控制室可居留性效力的冷冻水系统。电气设备的分级是根据支持功能的平安重要性将电气设备分成1E级平安级和非1E级非平安级两个级别。支承件的核平安级别是由主体设备确定的。例如，核平安1级设备的支承件也是核平安1级。 五、 民用核平安设备现行主要规范规范目前，国际上核电厂建造主要遵照以下几个核电规范体系：美国机械工程

12、师学会ASME的以下简称“ASME规范；法国RCC系列，包括RCC-P、M、E、G、I、C和RSEM等；德国KTA规范；俄罗斯的规范。一 国内核平安设备规范规范自从1972年8月，我国开场核电厂的设计制造以来，我国为实现核平安设备的国产化进展了不懈努力。但由于种种缘由，我国的核平安设备目前依然运用国外的规范规范。我国秦山第一、秦山第三和在建的山东海阳等核电厂执行的是美国ASME规范；大亚湾、岭澳和在建的辽宁红沿河、广东阳江等核电厂执行的是法国以下简称“RCC-M规那么，连云港田湾核电厂执行俄罗斯的规范。以上三个规范规范为核平安设备现行规范规范。对于详细的核工程，其核平安设备所用规范为国家核平安

13、局在平安分析报告中同意的规范规范。随着核平安设备国产化的进一步开展，我国的核电规范规范体系将逐渐建立和完善。 美国ASME规范体系构造美国的核电规范多是由行业协会制定的，如机械工程师协会ASME、资料与实验协会ASTM、电气和电子工程师协会IEEE、核学会ANS等，美国国家规范协会ANSI起到总的协调作用。ASME规范是一个权威性规范，它已成为许多工业国家设计、制造、订货以及制定本国规范的根据，尤其是在核动力设备设计、制造和安装等活动中被直接采用。ASME规范是由美国机械工程师协会制定的，每三年修订一次，共十二卷，其中与核电相关的有以下各卷：第二卷 资料技术条件包括：A篇 钢铁资料、B篇 有色

14、金属资料、C篇 焊条、焊丝及填充金属、D篇 性能。第卷 核动力安装设备包括：NCA分卷 第一册及第二册的总要求第一册： NB 分卷 一级设备 NC 分卷 二级设备 ND 分卷 三级设备 NE 分卷 MC 级设备 NF 分卷 设备支撑构造 NG 分卷 堆芯支撑构造 NH 分卷 高温运用的一级设备 附录第二册：混凝土反响堆容器与平安壳规范 第三册：乏燃料及高放射性废料的储存和运输包装用平安容器 第卷 无损检测第卷 焊接及钎焊评定第卷 核动力安装设备在役检查规程三RCC-M规范体系构造法国核电厂RCC规范系列包括RCC-P、RCC-G、RCC-M、RSEM、RCC-E、RCC-I和RCC-C等，覆盖

15、了核电厂系统、构筑物、机械设备、在役检查、电气设备、防火、燃料组件等几乎全部的核电厂领域。RCC-M规那么由法国核岛设备设计建造规那么协会AFCEN编制，该协会是由法国电力公司EDF、法马通原子能公司FRAMATOME和诺瓦通原子能公司NOVATOME于1980年10月19日组建成立的，其主要义务是：编制核电厂核岛设备的设计、建造、安装和调试的规那么；根据阅历、技术进展和管理要求的变化对规那么进展修订；公布这些规那么及其后续修正的相应条文。RCC-M规那么主要适用于压水堆核岛机械设备，其中设计方面的规定是基于美国ASME规范第卷核动力安装设备NB、NC、ND、NF和NG分卷，同时吸收了法国在工

16、业开展实际中所获得的成果。RCC-M规那么中的制造和检验规定以法国的制造和检验规范为根底，是法国本身核工业实际阅历的详细表达。RCC-M规范的构造如下：第一卷机械设备设计/建造包括：A篇 总那么、B篇 一级设备、C篇 二级部件、D篇 三级设备、E篇 小型设备、G篇 堆芯支承构造、H篇 支承件、J篇 低压或常压储罐、Z篇 技术性附录。 第二卷 M册 资料 第卷 MC册 检验方法 第卷 S册 焊接 第卷 F册 制造四俄罗斯核电厂规范法规俄罗斯在核能运用方面的规范分为三个级别：法律法令、核平安法规及核平安导那么、专业技术规范。法律法令为最高级别，普通有国际间根本协议、联邦法规、总统令、政府决议及核能

17、利用方面的几个部门间协议。其中俄罗斯国家核监视委员会编制同意的-88和俄罗斯国家卫生防疫监视委员会发布的-96是核电厂必需遵守的总原那么。-88从核平安、辐射平安、消防平安、技术平安等方面对根本平安保证原那么作了规定，对企业各种活动，包括建筑、技术、电气、监测控制、事故分析、施工、运转、质保等提出了要求；并对核电厂重要系统如反响堆、包容系统、余热导出系统、供电、仪控系统、消防系统等做出详细要求。-96规定了任务人员及公众对天然源、医学源照射的限制要求和限制值、允许值，对事故应急照射提出了限制规定，并详细规定了事故干涉程度。根据上述法规，俄罗斯国家原子能部和核平安监视委员会制定了一系列导那么和实

18、施规范，例如：国家核辐射平安监视局逐渐完善了前苏联核动力法规 系列，编制了一系列导那么类文件，如H、系列；国家原子能部及技术监视委员会编制了类平安规程。同时，还援用大量苏联时期的规范文件。例如：苏联原子能部同意的核动力法规 、规程、防火规范；苏联国家建立委员会同意的建筑规范。第二节 主要民用核平安设备的构造和工艺一、反响堆压力容器反响堆压力容器RPV是核电厂最关键的部件，在核电厂平安分析中，不思索其失效。反响堆压力容器长期任务在高温320左右、高压15.5MPa左右、含硼酸水介质和高放射性辐照的条件下，属于在核电厂整个寿期内普通40年，有的要求60年不可改换的设备。反响堆压力容器是一个底部焊有

19、半球形封头的圆筒形承压密封容器，内装有堆芯燃料组件、上部及下部堆内构件、控制棒等功能组件、以及其他与堆芯有关的部件。总高普通为1113m，总分量普通为300400t，筒体内径普通为4m左右，筒体壁厚普通为200250mm。图2-1所示为大亚湾核电站的反响堆压力容器构造图。图2-1 大亚湾核电站反响堆压力容器压力容器顶部为用法兰螺栓衔接的可装配半球形封头顶盖。顶盖普通是由整体封头和顶盖法兰焊接而成。控制棒驱动机构及堆内测温安装的管座3965个经过液氮冷却装配贯穿在压力容器顶盖上，然后进展镍基堆焊和对称焊接，以防垂直变形，还要采取一定的焊接顺序，防止顶盖的应力变形，焊接工艺难度较大。有的堆型的压力

20、容器底部也焊有堆芯核丈量安装的管座，焊接工艺与顶盖上的管座焊接工艺一样。压力容器顶盖和本体是经过主法兰、螺栓及上下法兰间的两道镍制“O形环紧固密封。压力容器本体由45个筒节和下封头环形拼焊而成。筒节均为整体锻件，无纵缝。48个冷却剂进出入口接纳普通是经过马鞍形焊缝衔接到相应的筒节。由于主管道的资料普通为不锈钢，因此接纳与主管道的衔接处还需求焊接平安端。俄罗斯VVER堆型压力容器上的接纳是直接与相应筒节锻造出来的，无须焊接，主管道与压力容器材质类似，无须焊接平安端。为了满足压力容器在高温、高压及强辐照条件下任务的特殊要求，思索到核电厂寿期内冷却剂的流动冲刷，含硼水对资料的腐蚀，耐辐照性能及金属的

21、老化等要素，压力容器资料要求有较高的机械性能、抗辐照性能和热稳定性，常用资料普通为高强度低铁素体低合金钢。压水堆核电厂开展至今，除俄罗斯采用CrNiMo钢15X2HMA外，我国和美、法、德、日等国，均采用MnNiMo钢，例如：SA 508美、20MnMoN65法等，它们的化学成份和机械性能大体上都相当。为防止高温含硼水对压力容器资料的腐蚀，压力容器内外表一切与冷却剂接触的部位都有厚度不小于5mm的不锈钢耐蚀堆焊层。高温气冷堆的反响堆压力容器比压水堆的压力容器要大得多，且外形比较细长。例如单堆功率250MW的高温气冷堆的反响堆压力容器内径约5700mm，法兰最大外径约6400mm，主体总高约25

22、m，连同支承件总重约760t。筒体上段是由厚度为131mm的SA533B钢板拼焊而成，下段是由厚度为204mm的SA508-整体锻件焊接而成，下封头是由厚度为83mm的SA508-锻板热冲压而成。反响堆压力容器内装石墨作为慢化剂和堆内构件。压力容器钢锻件的主要工艺流程如下：炉料预备冶炼电炉+真空脱气处置浇铸锻造锻后热处置粗加工超声波检验调质热处置淬火+回火取样机加工无损检验。 反响堆容压力容器的现场安装工艺也相当复杂，主要工艺包括：压力容器支撑环安装压力容器吊装、引入反响堆厂房压力容器翻转套箍和提升安装安装吊装翻转压力容器压力容器吊装就位与调整计算压力容器调整垫片等。其中，压力容器本体和顶盖之

23、间的主密封面是压力容器的关键部位，安装施工期间必需确保该部位不能遭到任何损伤。二、堆内构件压水堆堆内构件由不锈钢型的高合金钢制成。主要包括上部堆内构件和下部堆内构件两大部分。如图2-2所示，下部堆内构件由堆芯吊篮和堆芯支承板、堆芯下栅板、流量分配孔板、二次支承组件、堆芯围板组件及热屏组件等主要部件组成。整体重约84吨，直径约3.9 m，高约9.9 m。堆芯吊篮是一个高约10 m的不锈钢圆筒，由板材卷焊筒节拼焊而成，对机加工机床的才干要求比较高。吊篮经过上部凸肩悬挂并被压紧在压力容器内结合面位置的凸肩上。吊篮凸肩周边上开有4个对称的方形键槽，用以上、下堆内构件与压力容器一同定位，确保燃料组件与控

24、制棒组件驱动机构对中，限制吊篮周向转动。吊篮上与压力容器对应位置开有冷却剂出口管嘴。400多毫米厚的堆芯支承板被焊接在吊篮下部，堆芯分量由堆芯下栅板及几根支承柱传送到支承板上。支承板上开有许多孔供堆内丈量探头的导向和水经过。在吊篮筒体下部外外表，周向设有四个对称的导向定位安装与压力容器上的四个导向定位安装相对应，用以径向定位并允许有少量不均匀膨胀。轴向当吊篮筒体受热后那么可以向下自在膨胀。下栅格板用于支撑堆芯。堆芯燃料组件直立坐于堆芯下栅格板上，借助下栅格板下面的支承柱将堆芯分量传送给吊篮底部的支承板。下栅格板上每个燃料组件位置设一对对中销，给燃料组件定位。下栅格板经过支承柱衔接固定在吊篮底部

25、的支承板上。在下栅格板相对于每个燃料组件位置上开有4个冷却剂流通孔，以使冷却剂流入燃料组件。根据核丈量安装要求，在下栅格板每个燃料组件位置中央设有丈量安装导管的支承和导向安装，以使丈量安装导管与燃料组件中央导向管对中并便于导入。流量分配孔板位于下栅格板和堆芯支承板之间，定位固定于支承柱上。流量分配孔板上开有大量流通孔，它一方面可以提高下栅格板的刚性，使板面平直，同时用以消除引起冷却剂流量分配不均匀的涡流，保证经过每个燃料组件的流量图2-2 压力容器下部堆内构件相等。假设采取添加下栅格板的刚性，加大下栅格板与堆芯支承板间的间隔 来满足设计要求，那么可以取消流量分配孔板。大亚湾核电站压水堆中未安装

26、流量分配孔板。二次支承组件是一种平安安装，发生堆芯吊篮断裂事故时，用来限制堆内构件向下位移，以防止控制棒组件与对应的燃料组件中的导向筒不对中，妨碍紧急停堆。另外，在吊篮发生断裂时，堆芯忽然垂直下落，支柱与防断底板间的四只吸能缓冲器依托薄弱的横截面产生变形而耗去冲击能量，从而防止压力容器受冲击而损坏。二次支承组件靠螺栓衔接焊接固定，以防松动。堆芯围板是根据燃料组件构成的堆芯外廓外形垂直置放于堆芯外沿，坐装在堆芯下栅格板固定位置上。围板依托自下而上设置的多层幅板，在程度方向利用螺栓衔接固定于吊篮筒体上。幅板外周边呈圆形与吊篮筒体衔接固定，内周边呈直角曲折状与围板衔接固定，以此支撑住围板，保证围板的

27、刚性和平直。幅板上开有一些小孔，围板与吊篮筒体间充溢的水起反射层作用。上部堆内构件如图23所示，它是由堆芯上栅格板、导向管支承板、控制棒导向管及支承柱等主要部件组成。上部堆内构件组装成一个整体，重约43.7t，直径约3.9 m，高约4.2 m，装卸时实行整体吊装。堆芯上栅格板是位于堆芯燃料组件上部的压紧定位板，它直接压紧燃料组件，可燃毒物棒组件、中子源棒组件和阻力塞棒组件，防止这些组件因水力冲击而“向上飞。上栅格板上开有许多与每个燃料组件一一对应的流水孔、控制棒导向管孔和支承柱中间通孔，以便控制棒束上下抽插，让冷却剂从堆芯流出。上栅格板上设有向下的定位销，每个燃料组件位置一对，与燃料组件上管座

28、上的两对角定位孔相配合，将燃料组件定位。导向筒支承板是一块直径约3.9 m，厚约100 mm的圆板。为了加强刚性防止变形，在支承板下平面焊接有圆筒状肋板进展加固。导向筒支承板利用支承柱与堆芯上栅格板衔接成为一个整体。上部堆内构件经过导向筒支承板法兰座落在吊篮法兰上面，两个法兰间有一个环形的板状压紧弹簧。图2-3 压水堆上部堆内构件控制棒导向筒是给控制棒组件在堆芯燃料组件内上下抽插时起导向作用的部件。控制棒导向筒分上下二部分，支承板以上管段为延续式的导向，由方形导向板组成。支承板与堆芯上栅板之间，为圆形延续导向管段。上下两部分用法兰、螺栓衔接。导向筒下部法兰经过销钉与堆芯上栅板定位衔接。下段控制

29、棒导向管由不锈钢C型管和双孔异型管装配而成。控制棒导向管壁上开有一些孔洞以便冷却剂流通。由于控制棒导向管较长，外形复杂，要求有准确的对中尺寸确保控制棒束在导向筒内自在挪动，装配精度要求较高。由于控制棒导向管壁薄而且焊接后不能再进展机加工，所以普通采用真空电子束焊接保证其尺寸精度和预防变形。三、控制棒驱动机构控制棒驱动机构包括内部钩爪组件、驱动轴组件、耐压壳组件、磁轭线圈组件和位置指示组件，见图24。其中，耐压壳组件是驱动轴和销爪组件的包壳，由圆长管密封承压壳及其上部位置传送器套管组成，圆长管密封承压壳由分段壳体经过密封环焊衔接而成。同时，耐压壳安装在压力容器管座上，它与管座采用梯形螺纹衔接和小

30、密封环焊接密封。耐压壳是承压边境，该承压边境的破损将产生放射性的冷却剂外溢。因此，该组件的3道密封环焊工艺和质量非常关键。耐压壳与管座之间的密封焊普通在安装现场进展。图24 销爪式磁力提升型控制棒驱动机构四、蒸汽发生器蒸汽发生器SG是压水堆核电站一回路和二回路之间的枢纽，它将反响堆产生的热量传送给二回路，并将二回路的给水变成蒸汽，推进汽轮机做功。蒸汽发生器的种类繁多，但目前压水堆核电站中运用较为广泛的是立式U形管自然循环蒸汽发生器和卧式自然循环蒸汽发生器。后者在俄罗斯和一些东欧国家运用较广，我国目前只需田湾核电站采用的是卧式自然循环蒸汽发生器。下面就以运用最为广泛的立式U形管自然循环蒸汽发生器

31、为例简单引见一下蒸汽发生器的构造和工艺。立式U形管自然循环蒸汽发生器的典型构造如图2-5所示。蒸汽发生器总高约20m，整个构造由下筒体蒸发段和上筒体汽水分别段两部分组合而成。下筒体蒸发段用来使二回路给水汽化，上筒体汽水分别段那么用来将汽水混合物分别，并使蒸汽枯燥。蒸汽发生器由筒体组件、下封头、管板、U型管束组件、汽水分别组件等主要部件组成。下封头、管板及U型管为一回路压力边境，均为核一级部件。蒸汽发生器筒体由上封头、上筒体、锥形衔接段及下筒体组成，用厚75100 mm的锰钼镍低合金钢板卷制或整体锻件环焊缝焊接成一个整体。下筒体外径约3.5 m，锥形段以上被扩展到约4.5 m。筒体组件下端与管板

32、、下封头焊接成一个整体。上封头为规范椭球外形，顶部蒸汽出口接纳管嘴内有假设干个普通为7个小直径文丘里管，组成流量限制器，用于主蒸汽管道破裂时限制蒸汽流量过大，从而减缓一回路冷却剂的降温速率和蒸汽发生器构件的热变应力。上筒体内主要设置有汽水分别器和蒸汽枯燥器。上筒体下端设有给水接纳，管嘴与筒体内给水环管相连。图2-5 立式U形管自然循环蒸汽发生器下封头是蒸汽发生器中接受压差最大的部件，通常为半球形，冲压成型，技术难度较大，有的堆型采用铸造。下封头内壁与冷却剂接触外表堆焊56 mm厚的不锈钢覆盖层，以降低腐蚀，使冷却剂坚持良好的水质和较低的放射性程度。下封头与管板焊成一体，并由焊接在管板上的镍基合

33、金隔板将下封头空间分隔成二个水室，每个水室开有一个进口或出口接纳和一个人孔。人孔用来对蒸汽发生器管板、传热管进展在役检查和检修。管板厚约500800 mm，采用高强度MnMoNi低合金钢锻造而成，属于超厚锻件，且要求具有优良的塑韧性和淬透性，锻造难度较大。另外，大型管板上需求钻出近万个管孔，且对管孔的孔径公差、节距公差、形位公差和光洁度要求很高。因此，深孔钻也是蒸汽发生器制造过程中的一个关键工艺。管板与一回路冷却剂接触外表堆焊有因科镍合金复覆层。传热管与管板衔接采用管板全深度胀管工艺加端部密封焊接，消除管孔与传热管间隙，防止间隙内堆积、浓缩化学物质。传热管外径约1620mm，厚约11.5mm，

34、数量约为40005000根，资料普通为抗腐蚀才干较强的Inconel-600或690合金。俄罗斯的卧式蒸汽发生器传热管资料为不锈钢，数量为10793根。高温气冷堆的蒸汽发生器与压水堆的构造差别较大，传热管为盘管构造，共19组，资料为Inconel-800的，其顶部直接衔接2台氦风机。 五、稳压器稳压器是对一回路冷却剂系统压力进展控制和超压维护的重要设备，根本功能是建立并维持一回路系统的压力，防止冷却剂在反响堆内发生容积沸腾。整个压水堆冷却剂系统共用一台稳压器，经过动摇管和一个环路的热管段相连。按原理和构造方式的不同，稳压器分为气罐式和电加热式两种。现代压水堆核电站普遍采用电加热式稳压器。下面以

35、大亚湾核电站稳压器为例引见电加热式稳压器。 如图2-6所示，稳压器为一立式上下为半球形封头的圆柱筒形高压容器，高13 m，直径2.5 m，净重约80 t，安装在下部裙座上，裙座经过地脚螺栓将稳压器固定在地基上。整个稳压器由容器、动摇管接纳嘴、电加热器、喷淋管接头、平安阀组排放管接头等部件组成，用资料为锰钼镍低合金钢板卷焊或锻件加工焊接成一个整体，内壁堆焊奥氏体不锈钢耐蚀层。图2-6 大亚湾核电站稳压器在稳压器顶部封头上焊有喷淋管接口以及可以提供超压维护的平安阀组排放管接口。容器顶部设计有人孔，以便人员进入，人孔用封盖经过螺栓盖封。过渡段接在底封头中心，另一端与一号环路的热管段管道相衔接。容器底

36、部还设置有核取样管接口。在底部封头上焊接有60根电加热器棒的套筒，以容器封头中心轴线为圆心呈同心圆布置。电加热器由60根直管护套型电加热器元件组成，共分为6组，经过这些套筒从底部插入稳压器中，然后在套筒根部与每根电加热元件焊接密封。加热元件的护套管上端用端塞焊接密封，下端为一密封衔接插塞，用其引出电源线。这样即使加热元件护套管破裂，稳压器仍处于密封形状。镍铬合金电热丝放在管状不锈钢护套中心，用氧化镁粉末压紧绝缘。稳压器60个电加热组件的焊接是稳压器制造的关键工艺，具有一定的技术难度。六、反响堆冷却剂泵反响堆冷却剂泵简称主泵是压水堆冷却剂回路系统中独一高速运转的机械设备，又是非常精细的功率强大的

37、设备，属于压水堆电站的关键设备之一。高温气冷堆采用氦气作为冷却剂，氦气流动动力于氦风机。每个环路2台氦风机，直接位于蒸汽发生器的顶部。现代压水堆核电站运用最广泛的主泵是立式、单级轴密封泵。 图27为大亚湾核电站反响堆主泵构造。冷却剂泵从底部到顶部可分为三个部分，即水力机械部分、轴密封组件部分和电动机部分。1水力机械部分，包括吸入口和出水口接纳、泵壳、叶轮、扩压器和导流管、泵轴、主泵轴承和热屏等部件。其中：泵壳：为铬镍奥氏体铁素体不锈钢整体铸件，是一回路压力边境的一部分，为核1级部件。应能接受设计工况以及事故形状下的各类载荷，如最高温度、压力瞬态、地震、管道破裂引起的应力，以及寿期内的交变应力、

38、疲劳强度。轴向进水口在下部，出水口与叶轮成切线方向。管口与一回路管道全厚度焊接。叶轮：是一个单级有7个螺旋叶片组成的不锈钢铸件，装在泵轴的下端。冷却剂由泵底吸入口进入叶轮吸入口，高速旋转的叶轮将冷却剂经扩压器及与之方向一样的切线出水口接纳送至堆入口环路管冷段。 泵轴：为不锈钢锻件，它需求接受很大的改动力矩。泵轴上端为刚性联轴器，与电动机相联接，下端与叶轮固定联接，中间设置有一个径导游向轴承。热屏蔽：目的是在泵的上部和泵的下部之间进展隔热。泵的上部为轴承和联轴器等，要求坚持在90 左右；而泵的下部为高温高压的冷却剂。主泵轴承：主泵机组装有双向推力轴承和三个导向轴承。导向轴承两个装在电机上，为常规

39、油光滑滑动轴承；第三个为泵轴承，是浸在水中的水光滑轴承,安装在热屏蔽和轴封之间。它包括不锈钢轴颈和由几个石墨环构成的壳体, 轴颈在壳体内旋转。轴承安装在环型箱中，该箱能校正轴的偏心度。 图27 反响堆冷却剂泵构造2轴密封组件部分保证主泵轴向的密封，包括三个轴密封、主法兰和密封罩等部件；经过延续的三级走漏，将系统压力过渡到大气压。 3电动机部分，包括电动机、止推轴承、上下径向轴承、顶轴油泵系统和惯性飞轮等部件。驱动电动机通常采用是空气冷却鼠笼式感应电动机，其额定功率约为6.5MW，由6.0kV母线供电。采用开式空气冷却。为防止平安壳内空气升温，在冷却回路出口装有两台冷却器，由RRI系统冷却。电机

40、设有电加热器，在泵停运时加热，使线圈坚持一定温度，防止凝结水。为了便于维修主泵和电机，在泵轴与电机轴之间由一根短轴刚性衔接。惯性/惰转飞轮提高了主泵的惰转性能，当主泵忽然断电时，泵仍能继续运转十几分钟，以保证有足够的堆芯冷却，以及及时采取应急措施，从而提高了全厂断电时堆芯的平安性。因此，惰转飞轮为余热排出相关的核3级部件。美国的AP600和AP1000堆型核电站采用的是每个环路并联两台全密封的屏蔽离心泵，替代传统的一台轴密封泵。屏蔽离心泵直接悬挂在蒸汽发生器下封头汇水腔下，省去了主管道过渡段。由于这种泵没有轴封，不需求轴封水系统，简化了化容系统，也不会引起密封失效产生的失水事故，大大添加了平安

41、性。七、主管道通常压水堆核电站的反响堆冷却剂系统由24个环路组成，每条环路包括一台蒸汽发生器、一台主泵和将这些设备与反响堆压力容器衔接起来的反响堆冷却剂管道，也称主管道。每条环路中反响堆压力容器与蒸汽发生器之间的主管道称为热管段热腿，蒸汽发生器与主泵之间的主管道称为过渡段，主泵与反响堆压力容器之间的主管道称为冷管段冷腿。AP600和AP1000堆型核电站主泵直接悬挂在蒸汽发生器下封头汇水腔下，省去了主管道过渡段。主管道3个管段的直径略有差别，普通在700800mm左右，壁厚80mm左右。每个管段上还带有一定数量的接纳嘴，其中位于冷管段上的上冲管接纳嘴还带有热套管。除了俄罗斯的主管道与其压力容器

42、筒体材质类似以外，其它压水堆的主管道根本为不锈钢资料的。目前国产主管道主要采用的是铸造工艺。其中，直管段采用离心浇铸，弯头和斜接纳嘴采用砂箱静力铸造，热套管采用锻造。通常将热段、冷段和过渡段组件预制焊接、检验和实验完成后再运到核电站安装现场进展焊接。核电厂主管道属于壁厚大口径奥氏体不锈钢，对焊接过程要求极为严厉，焊缝内不得存在任何宏观或微观焊接缺陷。在保证各种优良的力学性能和运用性能的前提下，其变形和收缩量应控制在所规定的范围之内，焊接难度很大。普通采用手工钨极氩弧焊封底和手工电弧焊填充的组合方法。根部焊层时，用氩气在外面和里面进展维护。八、平安壳附件对于压水堆型核电站，反响堆厂房即是指平安壳

43、。平安壳是一个将反响堆本体及一回路蒸汽发生器、主循环泵、稳压器、管道阀门等设备包围集中在一同的密封建筑，是确保核电站平安的最后一道屏障，是一个极其重要的建筑物。平安壳按资料分有钢壳、钢筋混凝土壳和预应力混凝土壳等几种；按构造分有单层壳和双层壳两种；按其性能分，有干式壳、湿式壳和冰冷凝式壳等几种。一平安壳钢衬里平安壳钢衬里在预应力混凝土平安壳内，起密封作用。平安壳钢衬里普通由底板、截锥体、圆柱形筒体和穹顶组成，构成整体压力“容器，如图2-8所示，根据设计要求，其最小壁厚为6mm。筒体壁板安装牛腿、贯穿件、人员闸门、设备闸门、锚固件，及反面锚固在混凝土中的角钢、衔接件焊钉等。截锥体筒体环吊牛腿贯穿

44、件穹顶底板图2-8 平安壳钢衬里构造表示图钢衬里车间拼接采用埋弧焊，现场焊接为焊条电弧焊。分为立向纵缝和环向焊缝，壁板安装精度要求高，任务量大，焊接纳缩量大，为保证设计尺寸和焊接质量并减小变形、应采取相应的焊接措施。钢衬里经过螺柱焊与平安壳衔接。二钢制平安壳即将开工建立的AP1000 型压水堆核电站的CV 平安壳是反响堆厂房的内层屏蔽构造，是非能动平安系统中的重要设备之一。CV 平安壳容器式反响堆厂房的一道重要平安屏障。整个平安壳容器由中间圆柱形筒体及上、下两个椭圆型封头组成，最大直径39.624m，总高度65.633m，体积约70000m3，总分量约3600t，主要受压元件资料：SA738

45、Gr. B，筒体壁厚：44.45、47.6mm，外形尺寸：39624直径65634高mm，设计压力：0.41MPa，板焊构造，属于ASME 规范第三卷NE分卷MC级设备。 三人员闸门人员闸门是供任务人员经与辅助厂房衔接的公用通道以出入平安壳。另外通常还设有一个应急用人员闸门，供任务人员在应急情况经过更衣室厂房出入平安壳。公用通道可以对外部事件提供必要的防护。人员闸门是一个直径约2.9 m，长约5.4 m圆筒形构造，圆筒内外各设一道密封门。密封门自动启闭，设有门速控制安装保证密封门能以稳定的并可调的速度平稳任务，门上装有防回弹的阻尼机构。四设备闸门设备闸门贯穿筒节预埋在平安壳混凝土内，并与平安壳

46、钢衬里焊接。设备闸门的封头为椭圆形瓜瓣拼焊构造，直径7m多。这种大直径封头压型拼焊工艺复杂，很难保证外形准确，需设计公用的辅助工装进展组焊。设备闸门封头与筒节法兰在平安壳封顶前运入平安壳存放。在完成平安壳的预应力张拉后，设备闸门封头和筒节法兰与贯穿筒节焊接在一同，完成安装。设备闸门是平安壳上的重要设备，在反响堆运转时，它处于封锁形状。设备闸门作为重型设备的进出口，其外设有设备吊装平台，平台上设有龙门吊车。重型设备由吊装平台吊车经过设备闸门出入平安壳，以便安装和检修。五平安壳贯穿件平安壳贯穿件包括机械贯穿件和电气贯穿件两类。贯穿件是由一个穿过平安壳混凝土壁面并锚固在混凝土上的钢套管及两个接头构成

47、如图29。接头保证了套管和穿过平安壳的管道或电缆间的密封衔接。机械贯穿件有不同的直径和厚度，以满足所贯穿衔接的设备的尺寸和传送机械载负的要求。 平安壳贯穿件分10个类型，有电缆贯穿件、管道贯穿件、核燃料运输管道贯穿件、以及管道、电缆备用贯穿件等。其中，电缆贯穿件的密封性由钢套筒 图2-9 平安壳贯穿件内充溢加压氮气来保证。管道贯穿件内可以是单根管道，也可以是多根管道，视平安和设计要求而定。大部分贯穿件垂直于平安壳筒体壁面，焊接在平安壳内侧的侧板上。九、其他核级容器压水堆核电厂各系统中还用到很多核级容器，如硼注箱、安注箱、容积控制箱、卸压箱、硼酸制备箱、浓硼酸卸放箱、设冷水动摇箱等。一 硼注箱硼

48、注箱位于高压安注泵出口，高压安注水经硼注箱进入一回路冷段。硼注箱运用容积约为3.4 m3。正常运转形状下，箱内充溢7000 ppm的高浓度硼酸溶液。发惹事故时，根据安注信号翻开隔离阀，由高压安注泵将硼注箱内的高浓度硼酸溶液顶入一回路冷段。由于硼注箱内高浓度硼酸溶液的硼结晶温度较高，为防止硼结晶，硼注箱绝热并由电加热器加热，以坚持溶液温度。为了坚持硼注入箱内温度和硼浓度均匀化，设有由再循环泵和缓冲箱组成的再循环回路。硼注箱由筒体、封头、筒式支座、接纳和人孔组成。现主体资料多为P355GH碳钢，内外表堆焊不锈钢，筒体直径1200mm左右，是由12块130mm左右的厚钢板卷焊而成，封头普通整体压制而

49、成。二安注箱平安壳内每个环路的冷管段上都接着一个安注箱。安注箱为不断立式筒体构造，总容积约50 m3，内充2000 ppm的含硼水，用加压4060公斤的氮气覆盖。中压安注为非能动平安系统，不用安注信号启动。当RCP系统压力降到安注箱内压力以下时，由氮气将含硼水压入RCP系统冷段。 安注箱由筒体、封头、筒式支座、接纳和人孔组成。现主体资料多为Z2CN19-10控氮不锈钢，筒体是由板材卷焊而成，封头普通由6块瓜瓣压制成型后拼焊而成。十、核2、3级泵泵在核电站的消费过程中，占有相当重要的位置，也是运用较多的机械设备之一。普通二代压水堆核电厂中，除了核1级的主泵外，单堆核2级泵有7种14台，分别是余热

50、排出泵2台、上充泵/高压安注泵3台、低压安注泵2台、平安壳喷淋泵2台、水压实验泵1台、电动辅助给水泵2台、汽动辅助给水泵2台。单堆核3级泵共9种19台，分别是设备冷却水泵4台、重要厂用水泵4台、硼酸保送泵2台、乏燃料水池冷却泵2台、冷冻水循环泵2台、硼酸再循环泵2台、前贮槽循环供料泵1台、除气塔疏水泵1台、化学添加剂混合泵1台。与其他工业用泵一样，核电站最常用的泵有离心泵、屏蔽泵和其它类型的泵。 一上充泵/高压安注泵上充泵是化学与容积控制系统的一个重要设备。在正常工况下向反响堆冷却剂系统保送净化水、泄露补充水和主泵轴封水。在换料时，对系统充水。当一回路发生中小破口失水事故或发生主蒸汽管道破裂而

51、引起一回路温度、压力下降到一定值时，安注信号发生，又作为高压安注泵从换料水箱汲取含硼水经过硼注箱向RCP系统冷段注水，或直接注入RCP系统的冷段和热段，防止堆芯烧毁。上充泵有往复式和离心式两种。大亚湾核电站采用的是三台并联的卧式多级离心式上充泵。离心式上充泵普通为小流量、高扬程离心泵。 二辅助给水泵辅助给水泵属于专设平安设备，作为主给水系统的后备，当主给水丧失时，不断处于热备用形状的辅助给水泵立刻启动向蒸汽发生器二次侧提供应水。为了满足单一缺点原那么和多样性原那么，普通并列采用两种泵。辅助给水泵普通为多级卧式离心泵，分为汽动和电动两种。两台电动辅助给水泵由应急电源供电，每台提供50%额定流量。

52、另一台为汽动，提供100%额定流量。汽机是单级激动式汽轮机，由主蒸汽管道上主隔离阀前3个分管供汽，只需其中一个供汽就能满足供汽量。现新建的二代核电站中采用2台50%额定流量联体式单级卧式汽动辅助给水泵。十一、核级阀门阀门作为一种通用机械设备，在核电站系统中大量运用，而且种类繁多、数量庞大、功能各异。例如在秦山二期265MW核电站中，核级阀门不包括风阀就有3500台左右，其中核1级阀门约150台左右。按阀门构造划分，主要有截止阀、隔膜阀、闸阀、蝶阀、球阀、止回阀、弹簧式平安阀、先导式平安阀等。核级阀门的阀体普通不允许采用焊接构造的阀体，因此核级阀门本身需求焊接的地方不多，除了主要铸锻件的补焊外，

53、主要是硬密封阀门的密封面上堆焊硬质合金等资料，以提高核电阀门密封面耐磨和耐蚀性能。目前较为常见的阀门密封面堆焊方法有气焊堆焊、焊条电弧堆焊、钨极氩弧堆焊和等离子弧堆焊等方法。由于核级阀门与管道的衔接根本是采用焊接衔接的方式，因此阀门在现场安装中的焊接质量尤为重要。下面把阀门在安装现场焊接中的本卷须知作一下简单引见。球阀内部有聚四氟乙烯密封垫，不能接受高温，因此阀门与管子焊接前，要在距阀门中心一定间隔 处在焊缝靠阀门一侧贴上温度显示标签88127。该标签将随温度的升高由白色变成黑色。焊工焊接时尽能够采用小的电流，分段焊接。假设温度标签显示温度上升至110时，应立刻停顿焊接，当焊缝冷却后再分段焊接

54、。隔膜阀内部由橡胶密封垫，焊接时不能受热。因此焊接时一定要拆下阀头，待阀体与管道焊接后再装上阀头。SRG阀密封焊时应尽能够运用小的电流。焊接时必需加丝，焊接电流普通在5060A，最大熔深不能超越2.2mm，且熔敷金属不能溢出边缘。焊接前，一定要明白阀门能否必需在翻开或封锁形状下焊接。焊接时，要保证焊接电流不能经过阀体，因此绝不允许地线夹在阀门的任何位置。如图2-10所示。图13-2 阀门焊接接线方法图2-10 阀门安装焊接的接地十二、核级热交换器压水堆核电站一回路辅助系统采用了大量核2、3级的热交换器，且种类繁多，根本为管壳式的和管板式。其中核2级的主要有余热排出热交换器、平安壳喷淋热交换器、

55、化容热交换器，核3级的主要有再生热交换器、下泄热交换器、设冷水热交换器等等。一余热排出热交换器余热排出热交换器为立式U型管壳式热交换器。U型管束焊接在管板上，管板被夹在壳体和流道封头法兰之间。流道封头内有隔板将进出口流体分开如图211。冷却剂从U型管内流过，设备冷却水从壳体流过。图2-11 余热排出热交换器 二再生热交换器该热交换器是以管内的上充流为冷源进展热量回收，完成下泄流降压前初次冷却降温。以大亚湾运转参数为例，稳态正常运转时，292冷却剂从一条环路的冷段引出，经两个气动隔离阀进入再生热交换器壳侧，被管侧上充流冷却。下泄流正常流量为13.6 m3/h，温度由292降至140。由再生热交换

56、器引出的下泄流经三组并联的下泄孔板减压正常时一组运转。然后流出反响堆厂房平安壳，进入设在核辅助厂房内的下泄热交换器管侧，被壳侧RRI系统设备冷却水冷却，下泄流冷却剂温度由140降至46。 再生热交换器普通采用卧式U型管壳构造，筒体、封头以及换热管资料均为不锈钢。三板式换热器 板式换热器构造紧凑、单位体积设备提供的传热面积大；总传热系数值高，检修和清洗都较方便。图212所示为大亚湾核电站核岛设备冷却水系统采用的板式换热器构造图。主要由一组长方形的薄金属板平行陈列、夹紧组装于支架上而构成。两相邻板片的边缘衬有垫片，压紧后可以到达密封的目的，且可用垫片的厚度调理两板间流体通道的大小。每块板的四个角上

57、，各开一个圆孔，其中有两个圆孔和板面上的流道相通，另外两个圆孔那么不相通，它们的位置在相邻的板上是错开的，以分别构成两流体的通道。冷、热流体交替地在板片两侧流过，经过金属板片进展换热。每块金属板面冲压成凹凸规那么的波纹，以使流体均匀流过板面，添加传热面积，并促使流体的湍动，有利于传热。图2-12 板式换热器表示图第三节 民用核平安设备活动的质量保证一、 质量保证的开展过程随着社会的不断开展和技术的继续提高，人们对于产质量量的要求曾经远远不止是对产品的主要质量特性运用功能的要求，而越来越注重产品的其他质量特性，如产品的可靠性、可维修性、平安性以及最终寿命等等。而对于产质量量的控制，早在二十世纪初

58、叶即得到了有关工业化国家的普遍注重。截至目前，对于产质量量的控制手段曾经从最初的产品最终检验为主初步过度到统计管理、全面质量管理以及目前普遍采用的质量管理体系以及质量保证的实施，其管理理念也从最初对产品实施单纯的“事后检查开展为对产品审查所涉及的消费设备、消费环境、规章制度、企业文化、人员素质、以及企业内部整体管理体系的全方位管理方式。核能发电是核能和平利用的重要的手段之一，但核电厂在造福人类的同时，也带来了相当的平安风险。因此美国政府早在1970年即将质量保证引入有关核能发电和核燃料处置等核平安风险较高的行业。国际原子能机构IAEA也于1978年公布了核电站质量保证法规IAEA50-C-QA

59、及其实施导那么50-SG-QA，并得到世界各国的普遍认可。国家核平安局自1984年成立以来，为了保证国内核能发电技术的顺利、快速开展，在核平安管理的方针、政策以及技术根据的制定方面与国际上充分接轨，于1991年7月制定并正式公布实施了HAF003及其配套的导那么文件。二、核电厂质量保证IAEA的质量保证定义：为使物项或效力与规定的质量要求相符合，并提供足够的置信度所必需的一系列有方案的系统的活动。质量保证体系的运转即意味着按照质量保证大纲和程序文件控制要求，对产品的每一步都要提供书面证据，必要时用户本身也可以对产品的消费过程进展监控，即从单一的事后检验转变成过程控制加事后检验，以保证产质量量从

60、初始到完成的全过程得以控制，为满足产质量量和可靠性提供重要保证。HAF003共分为13章节，对每章节的活动范围提出了控制要求，现将详细内容简介如下。1、引言提出了核电厂质量保证必需满足本规定的根本要求，对制定质量保证大纲的原那么、目的、范围和责任进展了规定。2、质量保证大纲1规定了从事核平安设备活动单位建立质量保证总大纲和有效实施要求；2质量保证大纲的建立要明确组织构造、职责、人员培训、文件控制、语种及翻译人员等方面必需到达的根本要求；3对质量保证大纲的适用性评价时间提出要求；4在质量保证大纲中，要对影响到核电厂的质量活动时应该执行的程序、细那么和图纸进展明确，并且对执行情况制定量化评价规范；