教材N2-民用核安全設備基本知識

1、.PAGE ：.；PAGE 35第二章民用核平安設備根本知識第一節(jié) 民用核平安設備及其監(jiān)視管理一、民用核平安設備的監(jiān)視管理規(guī)定高質(zhì)量和高可靠性的核平安設備是保證民用核設備平安目的的重要前提條件之一。為了進一步加強核平安設備的監(jiān)管力度，國務院于2007年7月11日公布了。為了配合新條例的貫徹和實施，國家核平安監(jiān)管部門也于2021年1月1日正式發(fā)布實施了4個配套的核平安設備方面的法規(guī)：HAF601、HAF602、HAF603、HAF604。和配套法規(guī)除HAF603外的相關監(jiān)管要求可概括如下：一民用核設備營運單位對民用核平安設備的平安和可靠運轉負全面責任。在民用核平安設備設計、制造、安裝和無損檢驗活

2、動前，民用核設備營運單位該當對民用核平安設備設計、制造、安裝和無損檢驗單位編制的工程質(zhì)量保證分大綱和質(zhì)量方案進展審查認可，并采取駐廠監(jiān)造或見證等方式對相關活動進展過程監(jiān)視。二一切從事境內(nèi)核設備上的核平安設備的設計、制造、安裝和對外無損檢驗效力的國內(nèi)外單位必需根據(jù)HAF601或HAF604的相關規(guī)定獲得資歷答應。民用核平安設備答應證分為設計答應證、制造答應證、安裝答應證和無損檢驗答應證四類。三懇求領取民用核平安設備制造或安裝答應證的單位，還該當制造有代表性的模擬件。四民用核平安設備設計、制造、安裝和無損檢驗單位，不得將國家核平安局確定的關鍵工藝環(huán)節(jié)分包給其他單位。五從事核平安設備的無損檢驗和焊接

3、活動的個人必需按照HAF602或HAF603的相關規(guī)定獲得相應資歷。無損檢驗任務該當由民用核平安設備無損檢驗級或級以上人員為主操作，無損檢驗結果報告只能由級或級以上人員編制、審核，并履行相關審批手續(xù)。核平安設備無損檢驗人員不得同時在2個或2個以上的單位中執(zhí)業(yè)。六民用核平安設備持證單位該當在每年4月1日前向國家核平安局提交上一年度評價報告。正在從事民用核平安設備相關活動的持證單位還應在活動開場30日前無損檢驗活動開場15日前向核平安監(jiān)管部門備案，設計、制造和安裝持證單位在每季度開場7個任務日前提交上一季度的活動報告。 民用核平安設備持證單位在發(fā)生艱苦質(zhì)量問題時，該當立刻采取糾正措施，并向國家核平

4、安局報告。七國家核平安局及其所屬的檢驗機構該當依法對進口民用核平安設備進展平安檢驗。未經(jīng)平安檢驗或經(jīng)平安檢驗不合格的進口民用核平安設備不得在中華人民共和國境內(nèi)的民用核設備上運轉運用。二、民用核平安設備根據(jù)第二條，民用核平安設備是指在民用核設備中運用的執(zhí)行核平安功能的設備，包括核平安機械設備和核平安電氣設備。 民用核平安設備是執(zhí)行核平安功能的關鍵設備，是民用核設備平安防護實體屏障的中心，其質(zhì)量和可靠性直接關系到核設備的平安穩(wěn)定運轉。根據(jù)第六十一條，核平安機械設備包括執(zhí)行核平安功能的壓力容器、鋼制平安殼鋼襯里、儲罐、熱交換器、泵、風機和緊縮機、閥門、閘門、管道含熱交換器傳熱管和管配件、膨脹節(jié)、波紋

5、管、法蘭、堆內(nèi)構件、控制棒驅(qū)動機構、支承件、機械貫穿件以及上述設備的鑄鍛件等。核平安電氣設備包括執(zhí)行核平安功能的傳感器包括探測器和變送器、電纜、機柜包括機箱和機架、控制臺屏、顯示儀表、應急柴油發(fā)電機組、蓄電池組、電動機、閥門驅(qū)動安裝和電氣貫穿件等?，F(xiàn)階段，核平安監(jiān)管部門的核平安設備監(jiān)管范圍是根據(jù)而定的。三、民用核平安設備的特殊性和平利用核能存在著潛在的核風險，而采用高質(zhì)量和高可靠性的部件設備是保證民用核設備平安的根底和保證。根據(jù)國際核能工業(yè)的勝利實際和我國核平安法規(guī)的規(guī)定，對民用核設備中的核級部件和設備在設計、制造、質(zhì)量控制和監(jiān)管等方面提出了一系列有別于常規(guī)工業(yè)產(chǎn)品的特殊要求。一設計基精確實定

6、原那么不同。核平安設備的設計基準不僅要思索在正常運轉條件下能可靠地執(zhí)行其規(guī)定的功能，而且還必需思索在事故工況下仍能可靠地執(zhí)行其規(guī)定的平安功能。二一切運用于設計和設計驗證的計算分析軟件和驗證設備實驗臺架、回路等均需經(jīng)過國家核平安監(jiān)管部門的認可。三一切核平安設備必需經(jīng)過設備鑒定方可用于民用核設備中。設備鑒定的目的是驗證其在服役的各種工況下，特別是在事故工況下，該設備的可運轉性和功能可以滿足預定的要求。四在核平安設備的設計、制造、安裝、焊接和無損檢驗等活動中必需采用成熟的且經(jīng)過驗證的技術或工藝，而不是一味追求其先進性。五一切從事核平安設備的設計、制造、安裝和無損檢驗的單位必需根據(jù)HAF601或HAF

7、604的相關規(guī)定獲得資歷答應。從事核平安設備的無損檢驗和焊接的個人也必需按照HAF602或HAF603的相關規(guī)定獲得資歷。六一切從事核平安設備的設計、制造、安裝和無損檢驗的單位都必需建立滿足核平安法規(guī)HAF003等要求的質(zhì)量保證體系，并且一切與質(zhì)量相關的活動都必需置于該質(zhì)量保證體系的有效控制之下。七一切核平安設備的相關活動，包括設計、制造、安裝、實驗、運轉、在役檢查、維修和退役等都必需在國家核平安監(jiān)管部門的獨立監(jiān)視下實施。四、民用核平安設備的核平安分級要求核平安設備必需根據(jù)其在民用核設備中所負擔的核平安功能，確定相應的核平安級別。這是核平安設備在設計、制造、安裝、實驗、運轉、在役檢查、定期實驗

8、、維修和退役等活動中正確選用規(guī)范規(guī)范的根據(jù)。我國核平安法規(guī)HAF102在核動力廠設計要求一章中明確規(guī)定了“必需首先確定屬于平安重要物項的一切構筑物、系統(tǒng)和部件，包括儀表和控制軟件，然后根據(jù)其平安功能和平安重要性分級。它們的設計、建造和維修必需使其質(zhì)量和可靠性與這種分級相順應。為了便于履行這一要求，核平安導那么HAD102/03對核電廠平安功能和部件的平安等級劃分提出了詳細指點?，F(xiàn)階段，核電廠的設備分級還是以確定論為主，概率論為輔。普通來說，核電廠的機械設備分為核平安1級、核平安2級、核平安3級和非核平安級。前面三個級別的設備統(tǒng)稱為核平安設備。 主要包括：一核平安1級主要包括組成反響堆冷卻劑系統(tǒng)

9、承壓邊境的一切設備：反響堆壓力容器、反響堆冷卻劑泵、穩(wěn)壓器、蒸汽發(fā)生器的一次側、控制棒驅(qū)動機構的殼體、主管道以及延伸到并包括第二個隔離閥的銜接納道內(nèi)徑大到破損后正常補水系統(tǒng)不能補償冷卻劑的流失。對于核平安1級設備，必需按照實踐能夠的最高質(zhì)量規(guī)范來進展設計、制造、安裝和實驗。二核平安2級主要指反響堆冷卻劑系統(tǒng)承壓邊境內(nèi)不屬于核平安1級的各種設備，以及為執(zhí)行一切事故工況下停堆、維持堆芯冷卻劑總量和排出堆芯熱量及限制放射性物質(zhì)向外釋放的各種設備。例如：(1)屬于反響堆冷卻劑壓力邊境的小直徑(DN10.4mm)的高能管道和閥門，如儀表管線和取樣管線部分；(2)平安殼隔離系統(tǒng)的各種機械設備(如閥門)；(

10、3)余熱排出系統(tǒng)的主要部件；(4)化容系統(tǒng)中冷卻劑上充部分(假設用于堆芯應急冷卻)；(5)平安殼噴淋系統(tǒng)的主要部件；(6)平安注射系統(tǒng)的主要部件；(7)輔助給水系統(tǒng)處于平安殼內(nèi)的部分及其平安殼貫穿件；(8)平安殼內(nèi)的蒸汽系統(tǒng)以及給水系統(tǒng)，直至并包括平安殼外的第一個隔離閥；(9)平安殼廠房，包括平安殼貫穿件；(10)平安殼氫氣控制和監(jiān)測系統(tǒng)；(11)堆芯儀表系統(tǒng)，直到并包括手動隔離閥。三核平安3級主要是指下述一些系統(tǒng)的設備：(1)化容系統(tǒng)中為控制反響性提供硼酸的部件；(2)輔助給水系統(tǒng)處于平安殼外的部分； (3)為冷卻、光滑平安1、2、3級設備所需部件；(4)乏燃料儲存池冷卻水系統(tǒng)中的重要部件；

11、 (5)應急電源、水源，以及柴油機的光滑油、燃油和冷卻水系統(tǒng)； (6)緊縮空氣系統(tǒng)向平安級物項供氣部分(貫穿平安殼部分屬于平安2級)； (7)放射性廢物處置系統(tǒng)中其缺點會導致放射性氣體釋放超越允許限值的部件，如廢氣衰變箱； (8)重要廠用水系統(tǒng)和設備冷卻水系統(tǒng)的管道、閥門、泵等。 (9)為控制室可居留性效力的冷凍水系統(tǒng)。電氣設備的分級是根據(jù)支持功能的平安重要性將電氣設備分成1E級平安級和非1E級非平安級兩個級別。支承件的核平安級別是由主體設備確定的。例如，核平安1級設備的支承件也是核平安1級。 五、 民用核平安設備現(xiàn)行主要規(guī)范規(guī)范目前，國際上核電廠建造主要遵照以下幾個核電規(guī)范體系：美國機械工程

12、師學會ASME的以下簡稱“ASME規(guī)范；法國RCC系列，包括RCC-P、M、E、G、I、C和RSEM等；德國KTA規(guī)范；俄羅斯的規(guī)范。一 國內(nèi)核平安設備規(guī)范規(guī)范自從1972年8月，我國開場核電廠的設計制造以來，我國為實現(xiàn)核平安設備的國產(chǎn)化進展了不懈努力。但由于種種緣由，我國的核平安設備目前依然運用國外的規(guī)范規(guī)范。我國秦山第一、秦山第三和在建的山東海陽等核電廠執(zhí)行的是美國ASME規(guī)范；大亞灣、嶺澳和在建的遼寧紅沿河、廣東陽江等核電廠執(zhí)行的是法國以下簡稱“RCC-M規(guī)那么，連云港田灣核電廠執(zhí)行俄羅斯的規(guī)范。以上三個規(guī)范規(guī)范為核平安設備現(xiàn)行規(guī)范規(guī)范。對于詳細的核工程，其核平安設備所用規(guī)范為國家核平安

13、局在平安分析報告中同意的規(guī)范規(guī)范。隨著核平安設備國產(chǎn)化的進一步開展，我國的核電規(guī)范規(guī)范體系將逐漸建立和完善。 美國ASME規(guī)范體系構造美國的核電規(guī)范多是由行業(yè)協(xié)會制定的，如機械工程師協(xié)會ASME、資料與實驗協(xié)會ASTM、電氣和電子工程師協(xié)會IEEE、核學會ANS等，美國國家規(guī)范協(xié)會ANSI起到總的協(xié)調(diào)作用。ASME規(guī)范是一個權威性規(guī)范，它已成為許多工業(yè)國家設計、制造、訂貨以及制定本國規(guī)范的根據(jù)，尤其是在核動力設備設計、制造和安裝等活動中被直接采用。ASME規(guī)范是由美國機械工程師協(xié)會制定的，每三年修訂一次，共十二卷，其中與核電相關的有以下各卷：第二卷 資料技術條件包括：A篇 鋼鐵資料、B篇 有色

14、金屬資料、C篇 焊條、焊絲及填充金屬、D篇 性能。第卷 核動力安裝設備包括：NCA分卷 第一冊及第二冊的總要求第一冊： NB 分卷 一級設備 NC 分卷 二級設備 ND 分卷 三級設備 NE 分卷 MC 級設備 NF 分卷 設備支撐構造 NG 分卷 堆芯支撐構造 NH 分卷 高溫運用的一級設備 附錄第二冊：混凝土反響堆容器與平安殼規(guī)范 第三冊：乏燃料及高放射性廢料的儲存和運輸包裝用平安容器 第卷 無損檢測第卷 焊接及釬焊評定第卷 核動力安裝設備在役檢查規(guī)程三RCC-M規(guī)范體系構造法國核電廠RCC規(guī)范系列包括RCC-P、RCC-G、RCC-M、RSEM、RCC-E、RCC-I和RCC-C等，覆蓋

15、了核電廠系統(tǒng)、構筑物、機械設備、在役檢查、電氣設備、防火、燃料組件等幾乎全部的核電廠領域。RCC-M規(guī)那么由法國核島設備設計建造規(guī)那么協(xié)會AFCEN編制，該協(xié)會是由法國電力公司EDF、法馬通原子能公司FRAMATOME和諾瓦通原子能公司NOVATOME于1980年10月19日組建成立的，其主要義務是：編制核電廠核島設備的設計、建造、安裝和調(diào)試的規(guī)那么；根據(jù)閱歷、技術進展和管理要求的變化對規(guī)那么進展修訂；公布這些規(guī)那么及其后續(xù)修正的相應條文。RCC-M規(guī)那么主要適用于壓水堆核島機械設備，其中設計方面的規(guī)定是基于美國ASME規(guī)范第卷核動力安裝設備NB、NC、ND、NF和NG分卷，同時吸收了法國在工

16、業(yè)開展實際中所獲得的成果。RCC-M規(guī)那么中的制造和檢驗規(guī)定以法國的制造和檢驗規(guī)范為根底，是法國本身核工業(yè)實際閱歷的詳細表達。RCC-M規(guī)范的構造如下：第一卷機械設備設計/建造包括：A篇 總那么、B篇 一級設備、C篇 二級部件、D篇 三級設備、E篇 小型設備、G篇 堆芯支承構造、H篇 支承件、J篇 低壓或常壓儲罐、Z篇 技術性附錄。 第二卷 M冊 資料 第卷 MC冊 檢驗方法 第卷 S冊 焊接 第卷 F冊 制造四俄羅斯核電廠規(guī)范法規(guī)俄羅斯在核能運用方面的規(guī)范分為三個級別：法律法令、核平安法規(guī)及核平安導那么、專業(yè)技術規(guī)范。法律法令為最高級別，普通有國際間根本協(xié)議、聯(lián)邦法規(guī)、總統(tǒng)令、政府決議及核能

17、利用方面的幾個部門間協(xié)議。其中俄羅斯國家核監(jiān)視委員會編制同意的-88和俄羅斯國家衛(wèi)生防疫監(jiān)視委員會發(fā)布的-96是核電廠必需遵守的總原那么。-88從核平安、輻射平安、消防平安、技術平安等方面對根本平安保證原那么作了規(guī)定，對企業(yè)各種活動，包括建筑、技術、電氣、監(jiān)測控制、事故分析、施工、運轉、質(zhì)保等提出了要求；并對核電廠重要系統(tǒng)如反響堆、包容系統(tǒng)、余熱導出系統(tǒng)、供電、儀控系統(tǒng)、消防系統(tǒng)等做出詳細要求。-96規(guī)定了任務人員及公眾對天然源、醫(yī)學源照射的限制要求和限制值、允許值，對事故應急照射提出了限制規(guī)定，并詳細規(guī)定了事故干涉程度。根據(jù)上述法規(guī)，俄羅斯國家原子能部和核平安監(jiān)視委員會制定了一系列導那么和實

18、施規(guī)范，例如：國家核輻射平安監(jiān)視局逐漸完善了前蘇聯(lián)核動力法規(guī) 系列，編制了一系列導那么類文件，如H、系列；國家原子能部及技術監(jiān)視委員會編制了類平安規(guī)程。同時，還援用大量蘇聯(lián)時期的規(guī)范文件。例如：蘇聯(lián)原子能部同意的核動力法規(guī) 、規(guī)程、防火規(guī)范；蘇聯(lián)國家建立委員會同意的建筑規(guī)范。第二節(jié) 主要民用核平安設備的構造和工藝一、反響堆壓力容器反響堆壓力容器RPV是核電廠最關鍵的部件，在核電廠平安分析中，不思索其失效。反響堆壓力容器長期任務在高溫320左右、高壓15.5MPa左右、含硼酸水介質(zhì)和高放射性輻照的條件下，屬于在核電廠整個壽期內(nèi)普通40年，有的要求60年不可改換的設備。反響堆壓力容器是一個底部焊有

19、半球形封頭的圓筒形承壓密封容器，內(nèi)裝有堆芯燃料組件、上部及下部堆內(nèi)構件、控制棒等功能組件、以及其他與堆芯有關的部件?？偢咂胀?113m，總分量普通為300400t，筒體內(nèi)徑普通為4m左右，筒體壁厚普通為200250mm。圖2-1所示為大亞灣核電站的反響堆壓力容器構造圖。圖2-1 大亞灣核電站反響堆壓力容器壓力容器頂部為用法蘭螺栓銜接的可裝配半球形封頭頂蓋。頂蓋普通是由整體封頭和頂蓋法蘭焊接而成。控制棒驅(qū)動機構及堆內(nèi)測溫安裝的管座3965個經(jīng)過液氮冷卻裝配貫穿在壓力容器頂蓋上，然后進展鎳基堆焊和對稱焊接，以防垂直變形，還要采取一定的焊接順序，防止頂蓋的應力變形，焊接工藝難度較大。有的堆型的壓力

20、容器底部也焊有堆芯核丈量安裝的管座，焊接工藝與頂蓋上的管座焊接工藝一樣。壓力容器頂蓋和本體是經(jīng)過主法蘭、螺栓及上下法蘭間的兩道鎳制“O形環(huán)緊固密封。壓力容器本體由45個筒節(jié)和下封頭環(huán)形拼焊而成。筒節(jié)均為整體鍛件，無縱縫。48個冷卻劑進出入口接納普通是經(jīng)過馬鞍形焊縫銜接到相應的筒節(jié)。由于主管道的資料普通為不銹鋼，因此接納與主管道的銜接處還需求焊接平安端。俄羅斯VVER堆型壓力容器上的接納是直接與相應筒節(jié)鍛造出來的，無須焊接，主管道與壓力容器材質(zhì)類似，無須焊接平安端。為了滿足壓力容器在高溫、高壓及強輻照條件下任務的特殊要求，思索到核電廠壽期內(nèi)冷卻劑的流動沖刷，含硼水對資料的腐蝕，耐輻照性能及金屬的

21、老化等要素，壓力容器資料要求有較高的機械性能、抗輻照性能和熱穩(wěn)定性，常用資料普通為高強度低鐵素體低合金鋼。壓水堆核電廠開展至今，除俄羅斯采用CrNiMo鋼15X2HMA外，我國和美、法、德、日等國，均采用MnNiMo鋼，例如：SA 508美、20MnMoN65法等，它們的化學成份和機械性能大體上都相當。為防止高溫含硼水對壓力容器資料的腐蝕，壓力容器內(nèi)外表一切與冷卻劑接觸的部位都有厚度不小于5mm的不銹鋼耐蝕堆焊層。高溫氣冷堆的反響堆壓力容器比壓水堆的壓力容器要大得多，且外形比較細長。例如單堆功率250MW的高溫氣冷堆的反響堆壓力容器內(nèi)徑約5700mm，法蘭最大外徑約6400mm，主體總高約25

22、m，連同支承件總重約760t。筒體上段是由厚度為131mm的SA533B鋼板拼焊而成，下段是由厚度為204mm的SA508-整體鍛件焊接而成，下封頭是由厚度為83mm的SA508-鍛板熱沖壓而成。反響堆壓力容器內(nèi)裝石墨作為慢化劑和堆內(nèi)構件。壓力容器鋼鍛件的主要工藝流程如下：爐料預備冶煉電爐+真空脫氣處置澆鑄鍛造鍛后熱處置粗加工超聲波檢驗調(diào)質(zhì)熱處置淬火+回火取樣機加工無損檢驗。 反響堆容壓力容器的現(xiàn)場安裝工藝也相當復雜，主要工藝包括：壓力容器支撐環(huán)安裝壓力容器吊裝、引入反響堆廠房壓力容器翻轉套箍和提升安裝安裝吊裝翻轉壓力容器壓力容器吊裝就位與調(diào)整計算壓力容器調(diào)整墊片等。其中，壓力容器本體和頂蓋之

23、間的主密封面是壓力容器的關鍵部位，安裝施工期間必需確保該部位不能遭到任何損傷。二、堆內(nèi)構件壓水堆堆內(nèi)構件由不銹鋼型的高合金鋼制成。主要包括上部堆內(nèi)構件和下部堆內(nèi)構件兩大部分。如圖2-2所示，下部堆內(nèi)構件由堆芯吊籃和堆芯支承板、堆芯下柵板、流量分配孔板、二次支承組件、堆芯圍板組件及熱屏組件等主要部件組成。整體重約84噸，直徑約3.9 m，高約9.9 m。堆芯吊籃是一個高約10 m的不銹鋼圓筒，由板材卷焊筒節(jié)拼焊而成，對機加工機床的才干要求比較高。吊籃經(jīng)過上部凸肩懸掛并被壓緊在壓力容器內(nèi)結合面位置的凸肩上。吊籃凸肩周邊上開有4個對稱的方形鍵槽，用以上、下堆內(nèi)構件與壓力容器一同定位，確保燃料組件與控

24、制棒組件驅(qū)動機構對中，限制吊籃周向轉動。吊籃上與壓力容器對應位置開有冷卻劑出口管嘴。400多毫米厚的堆芯支承板被焊接在吊籃下部，堆芯分量由堆芯下柵板及幾根支承柱傳送到支承板上。支承板上開有許多孔供堆內(nèi)丈量探頭的導向和水經(jīng)過。在吊籃筒體下部外外表，周向設有四個對稱的導向定位安裝與壓力容器上的四個導向定位安裝相對應，用以徑向定位并允許有少量不均勻膨脹。軸向當?shù)趸@筒體受熱后那么可以向下自在膨脹。下柵格板用于支撐堆芯。堆芯燃料組件直立坐于堆芯下柵格板上，借助下柵格板下面的支承柱將堆芯分量傳送給吊籃底部的支承板。下柵格板上每個燃料組件位置設一對對中銷，給燃料組件定位。下柵格板經(jīng)過支承柱銜接固定在吊籃底部

25、的支承板上。在下柵格板相對于每個燃料組件位置上開有4個冷卻劑流通孔，以使冷卻劑流入燃料組件。根據(jù)核丈量安裝要求，在下柵格板每個燃料組件位置中央設有丈量安裝導管的支承和導向安裝，以使丈量安裝導管與燃料組件中央導向管對中并便于導入。流量分配孔板位于下柵格板和堆芯支承板之間，定位固定于支承柱上。流量分配孔板上開有大量流通孔，它一方面可以提高下柵格板的剛性，使板面平直，同時用以消除引起冷卻劑流量分配不均勻的渦流，保證經(jīng)過每個燃料組件的流量圖2-2 壓力容器下部堆內(nèi)構件相等。假設采取添加下柵格板的剛性，加大下柵格板與堆芯支承板間的間隔 來滿足設計要求，那么可以取消流量分配孔板。大亞灣核電站壓水堆中未安裝

26、流量分配孔板。二次支承組件是一種平安安裝，發(fā)生堆芯吊籃斷裂事故時，用來限制堆內(nèi)構件向下位移，以防止控制棒組件與對應的燃料組件中的導向筒不對中，妨礙緊急停堆。另外，在吊籃發(fā)生斷裂時，堆芯忽然垂直下落，支柱與防斷底板間的四只吸能緩沖器依托薄弱的橫截面產(chǎn)生變形而耗去沖擊能量，從而防止壓力容器受沖擊而損壞。二次支承組件靠螺栓銜接焊接固定，以防松動。堆芯圍板是根據(jù)燃料組件構成的堆芯外廓外形垂直置放于堆芯外沿，坐裝在堆芯下柵格板固定位置上。圍板依托自下而上設置的多層幅板，在程度方向利用螺栓銜接固定于吊籃筒體上。幅板外周邊呈圓形與吊籃筒體銜接固定，內(nèi)周邊呈直角曲折狀與圍板銜接固定，以此支撐住圍板，保證圍板的

27、剛性和平直。幅板上開有一些小孔，圍板與吊籃筒體間充溢的水起反射層作用。上部堆內(nèi)構件如圖23所示，它是由堆芯上柵格板、導向管支承板、控制棒導向管及支承柱等主要部件組成。上部堆內(nèi)構件組裝成一個整體，重約43.7t，直徑約3.9 m，高約4.2 m，裝卸時實行整體吊裝。堆芯上柵格板是位于堆芯燃料組件上部的壓緊定位板，它直接壓緊燃料組件，可燃毒物棒組件、中子源棒組件和阻力塞棒組件，防止這些組件因水力沖擊而“向上飛。上柵格板上開有許多與每個燃料組件一一對應的流水孔、控制棒導向管孔和支承柱中間通孔，以便控制棒束上下抽插，讓冷卻劑從堆芯流出。上柵格板上設有向下的定位銷，每個燃料組件位置一對，與燃料組件上管座

28、上的兩對角定位孔相配合，將燃料組件定位。導向筒支承板是一塊直徑約3.9 m，厚約100 mm的圓板。為了加強剛性防止變形，在支承板下平面焊接有圓筒狀肋板進展加固。導向筒支承板利用支承柱與堆芯上柵格板銜接成為一個整體。上部堆內(nèi)構件經(jīng)過導向筒支承板法蘭座落在吊籃法蘭上面，兩個法蘭間有一個環(huán)形的板狀壓緊彈簧。圖2-3 壓水堆上部堆內(nèi)構件控制棒導向筒是給控制棒組件在堆芯燃料組件內(nèi)上下抽插時起導向作用的部件?？刂瓢魧蛲卜稚舷露糠?，支承板以上管段為延續(xù)式的導向，由方形導向板組成。支承板與堆芯上柵板之間，為圓形延續(xù)導向管段。上下兩部分用法蘭、螺栓銜接。導向筒下部法蘭經(jīng)過銷釘與堆芯上柵板定位銜接。下段控制

29、棒導向管由不銹鋼C型管和雙孔異型管裝配而成。控制棒導向管壁上開有一些孔洞以便冷卻劑流通。由于控制棒導向管較長，外形復雜，要求有準確的對中尺寸確保控制棒束在導向筒內(nèi)自在挪動，裝配精度要求較高。由于控制棒導向管壁薄而且焊接后不能再進展機加工，所以普通采用真空電子束焊接保證其尺寸精度和預防變形。三、控制棒驅(qū)動機構控制棒驅(qū)動機構包括內(nèi)部鉤爪組件、驅(qū)動軸組件、耐壓殼組件、磁軛線圈組件和位置指示組件，見圖24。其中，耐壓殼組件是驅(qū)動軸和銷爪組件的包殼，由圓長管密封承壓殼及其上部位置傳送器套管組成，圓長管密封承壓殼由分段殼體經(jīng)過密封環(huán)焊銜接而成。同時，耐壓殼安裝在壓力容器管座上，它與管座采用梯形螺紋銜接和小

30、密封環(huán)焊接密封。耐壓殼是承壓邊境，該承壓邊境的破損將產(chǎn)生放射性的冷卻劑外溢。因此，該組件的3道密封環(huán)焊工藝和質(zhì)量非常關鍵。耐壓殼與管座之間的密封焊普通在安裝現(xiàn)場進展。圖24 銷爪式磁力提升型控制棒驅(qū)動機構四、蒸汽發(fā)生器蒸汽發(fā)生器SG是壓水堆核電站一回路和二回路之間的樞紐，它將反響堆產(chǎn)生的熱量傳送給二回路，并將二回路的給水變成蒸汽，推進汽輪機做功。蒸汽發(fā)生器的種類繁多，但目前壓水堆核電站中運用較為廣泛的是立式U形管自然循環(huán)蒸汽發(fā)生器和臥式自然循環(huán)蒸汽發(fā)生器。后者在俄羅斯和一些東歐國家運用較廣，我國目前只需田灣核電站采用的是臥式自然循環(huán)蒸汽發(fā)生器。下面就以運用最為廣泛的立式U形管自然循環(huán)蒸汽發(fā)生器

31、為例簡單引見一下蒸汽發(fā)生器的構造和工藝。立式U形管自然循環(huán)蒸汽發(fā)生器的典型構造如圖2-5所示。蒸汽發(fā)生器總高約20m，整個構造由下筒體蒸發(fā)段和上筒體汽水分別段兩部分組合而成。下筒體蒸發(fā)段用來使二回路給水汽化，上筒體汽水分別段那么用來將汽水混合物分別，并使蒸汽枯燥。蒸汽發(fā)生器由筒體組件、下封頭、管板、U型管束組件、汽水分別組件等主要部件組成。下封頭、管板及U型管為一回路壓力邊境，均為核一級部件。蒸汽發(fā)生器筒體由上封頭、上筒體、錐形銜接段及下筒體組成，用厚75100 mm的錳鉬鎳低合金鋼板卷制或整體鍛件環(huán)焊縫焊接成一個整體。下筒體外徑約3.5 m，錐形段以上被擴展到約4.5 m。筒體組件下端與管板

32、、下封頭焊接成一個整體。上封頭為規(guī)范橢球外形，頂部蒸汽出口接納管嘴內(nèi)有假設干個普通為7個小直徑文丘里管，組成流量限制器，用于主蒸汽管道破裂時限制蒸汽流量過大，從而減緩一回路冷卻劑的降溫速率和蒸汽發(fā)生器構件的熱變應力。上筒體內(nèi)主要設置有汽水分別器和蒸汽枯燥器。上筒體下端設有給水接納，管嘴與筒體內(nèi)給水環(huán)管相連。圖2-5 立式U形管自然循環(huán)蒸汽發(fā)生器下封頭是蒸汽發(fā)生器中接受壓差最大的部件，通常為半球形，沖壓成型，技術難度較大，有的堆型采用鑄造。下封頭內(nèi)壁與冷卻劑接觸外表堆焊56 mm厚的不銹鋼覆蓋層，以降低腐蝕，使冷卻劑堅持良好的水質(zhì)和較低的放射性程度。下封頭與管板焊成一體，并由焊接在管板上的鎳基合

33、金隔板將下封頭空間分隔成二個水室，每個水室開有一個進口或出口接納和一個人孔。人孔用來對蒸汽發(fā)生器管板、傳熱管進展在役檢查和檢修。管板厚約500800 mm，采用高強度MnMoNi低合金鋼鍛造而成，屬于超厚鍛件，且要求具有優(yōu)良的塑韌性和淬透性，鍛造難度較大。另外，大型管板上需求鉆出近萬個管孔，且對管孔的孔徑公差、節(jié)距公差、形位公差和光潔度要求很高。因此，深孔鉆也是蒸汽發(fā)生器制造過程中的一個關鍵工藝。管板與一回路冷卻劑接觸外表堆焊有因科鎳合金復覆層。傳熱管與管板銜接采用管板全深度脹管工藝加端部密封焊接，消除管孔與傳熱管間隙，防止間隙內(nèi)堆積、濃縮化學物質(zhì)。傳熱管外徑約1620mm，厚約11.5mm，

34、數(shù)量約為40005000根，資料普通為抗腐蝕才干較強的Inconel-600或690合金。俄羅斯的臥式蒸汽發(fā)生器傳熱管資料為不銹鋼，數(shù)量為10793根。高溫氣冷堆的蒸汽發(fā)生器與壓水堆的構造差別較大，傳熱管為盤管構造，共19組，資料為Inconel-800的，其頂部直接銜接2臺氦風機。 五、穩(wěn)壓器穩(wěn)壓器是對一回路冷卻劑系統(tǒng)壓力進展控制和超壓維護的重要設備，根本功能是建立并維持一回路系統(tǒng)的壓力，防止冷卻劑在反響堆內(nèi)發(fā)生容積沸騰。整個壓水堆冷卻劑系統(tǒng)共用一臺穩(wěn)壓器，經(jīng)過動搖管和一個環(huán)路的熱管段相連。按原理和構造方式的不同，穩(wěn)壓器分為氣罐式和電加熱式兩種。現(xiàn)代壓水堆核電站普遍采用電加熱式穩(wěn)壓器。下面以

35、大亞灣核電站穩(wěn)壓器為例引見電加熱式穩(wěn)壓器。 如圖2-6所示，穩(wěn)壓器為一立式上下為半球形封頭的圓柱筒形高壓容器，高13 m，直徑2.5 m，凈重約80 t，安裝在下部裙座上，裙座經(jīng)過地腳螺栓將穩(wěn)壓器固定在地基上。整個穩(wěn)壓器由容器、動搖管接納嘴、電加熱器、噴淋管接頭、平安閥組排放管接頭等部件組成，用資料為錳鉬鎳低合金鋼板卷焊或鍛件加工焊接成一個整體，內(nèi)壁堆焊奧氏體不銹鋼耐蝕層。圖2-6 大亞灣核電站穩(wěn)壓器在穩(wěn)壓器頂部封頭上焊有噴淋管接口以及可以提供超壓維護的平安閥組排放管接口。容器頂部設計有人孔，以便人員進入，人孔用封蓋經(jīng)過螺栓蓋封。過渡段接在底封頭中心，另一端與一號環(huán)路的熱管段管道相銜接。容器底

36、部還設置有核取樣管接口。在底部封頭上焊接有60根電加熱器棒的套筒，以容器封頭中心軸線為圓心呈同心圓布置。電加熱器由60根直管護套型電加熱器元件組成，共分為6組，經(jīng)過這些套筒從底部插入穩(wěn)壓器中，然后在套筒根部與每根電加熱元件焊接密封。加熱元件的護套管上端用端塞焊接密封，下端為一密封銜接插塞，用其引出電源線。這樣即使加熱元件護套管破裂，穩(wěn)壓器仍處于密封形狀。鎳鉻合金電熱絲放在管狀不銹鋼護套中心，用氧化鎂粉末壓緊絕緣。穩(wěn)壓器60個電加熱組件的焊接是穩(wěn)壓器制造的關鍵工藝，具有一定的技術難度。六、反響堆冷卻劑泵反響堆冷卻劑泵簡稱主泵是壓水堆冷卻劑回路系統(tǒng)中獨一高速運轉的機械設備，又是非常精細的功率強大的

37、設備，屬于壓水堆電站的關鍵設備之一。高溫氣冷堆采用氦氣作為冷卻劑，氦氣流動動力于氦風機。每個環(huán)路2臺氦風機，直接位于蒸汽發(fā)生器的頂部?，F(xiàn)代壓水堆核電站運用最廣泛的主泵是立式、單級軸密封泵。 圖27為大亞灣核電站反響堆主泵構造。冷卻劑泵從底部到頂部可分為三個部分，即水力機械部分、軸密封組件部分和電動機部分。1水力機械部分，包括吸入口和出水口接納、泵殼、葉輪、擴壓器和導流管、泵軸、主泵軸承和熱屏等部件。其中：泵殼：為鉻鎳奧氏體鐵素體不銹鋼整體鑄件，是一回路壓力邊境的一部分，為核1級部件。應能接受設計工況以及事故形狀下的各類載荷，如最高溫度、壓力瞬態(tài)、地震、管道破裂引起的應力，以及壽期內(nèi)的交變應力、

38、疲勞強度。軸向進水口在下部，出水口與葉輪成切線方向。管口與一回路管道全厚度焊接。葉輪：是一個單級有7個螺旋葉片組成的不銹鋼鑄件，裝在泵軸的下端。冷卻劑由泵底吸入口進入葉輪吸入口，高速旋轉的葉輪將冷卻劑經(jīng)擴壓器及與之方向一樣的切線出水口接納送至堆入口環(huán)路管冷段。 泵軸：為不銹鋼鍛件，它需求接受很大的改動力矩。泵軸上端為剛性聯(lián)軸器，與電動機相聯(lián)接，下端與葉輪固定聯(lián)接，中間設置有一個徑導游向軸承。熱屏蔽：目的是在泵的上部和泵的下部之間進展隔熱。泵的上部為軸承和聯(lián)軸器等，要求堅持在90 左右；而泵的下部為高溫高壓的冷卻劑。主泵軸承：主泵機組裝有雙向推力軸承和三個導向軸承。導向軸承兩個裝在電機上，為常規(guī)

39、油光滑滑動軸承；第三個為泵軸承，是浸在水中的水光滑軸承,安裝在熱屏蔽和軸封之間。它包括不銹鋼軸頸和由幾個石墨環(huán)構成的殼體, 軸頸在殼體內(nèi)旋轉。軸承安裝在環(huán)型箱中，該箱能校正軸的偏心度。 圖27 反響堆冷卻劑泵構造2軸密封組件部分保證主泵軸向的密封，包括三個軸密封、主法蘭和密封罩等部件；經(jīng)過延續(xù)的三級走漏，將系統(tǒng)壓力過渡到大氣壓。 3電動機部分，包括電動機、止推軸承、上下徑向軸承、頂軸油泵系統(tǒng)和慣性飛輪等部件。驅(qū)動電動機通常采用是空氣冷卻鼠籠式感應電動機，其額定功率約為6.5MW，由6.0kV母線供電。采用開式空氣冷卻。為防止平安殼內(nèi)空氣升溫，在冷卻回路出口裝有兩臺冷卻器，由RRI系統(tǒng)冷卻。電機

40、設有電加熱器，在泵停運時加熱，使線圈堅持一定溫度，防止凝結水。為了便于維修主泵和電機，在泵軸與電機軸之間由一根短軸剛性銜接。慣性/惰轉飛輪提高了主泵的惰轉性能，當主泵忽然斷電時，泵仍能繼續(xù)運轉十幾分鐘，以保證有足夠的堆芯冷卻，以及及時采取應急措施，從而提高了全廠斷電時堆芯的平安性。因此，惰轉飛輪為余熱排出相關的核3級部件。美國的AP600和AP1000堆型核電站采用的是每個環(huán)路并聯(lián)兩臺全密封的屏蔽離心泵，替代傳統(tǒng)的一臺軸密封泵。屏蔽離心泵直接懸掛在蒸汽發(fā)生器下封頭匯水腔下，省去了主管道過渡段。由于這種泵沒有軸封，不需求軸封水系統(tǒng)，簡化了化容系統(tǒng)，也不會引起密封失效產(chǎn)生的失水事故，大大添加了平安

41、性。七、主管道通常壓水堆核電站的反響堆冷卻劑系統(tǒng)由24個環(huán)路組成，每條環(huán)路包括一臺蒸汽發(fā)生器、一臺主泵和將這些設備與反響堆壓力容器銜接起來的反響堆冷卻劑管道，也稱主管道。每條環(huán)路中反響堆壓力容器與蒸汽發(fā)生器之間的主管道稱為熱管段熱腿，蒸汽發(fā)生器與主泵之間的主管道稱為過渡段，主泵與反響堆壓力容器之間的主管道稱為冷管段冷腿。AP600和AP1000堆型核電站主泵直接懸掛在蒸汽發(fā)生器下封頭匯水腔下，省去了主管道過渡段。主管道3個管段的直徑略有差別，普通在700800mm左右，壁厚80mm左右。每個管段上還帶有一定數(shù)量的接納嘴，其中位于冷管段上的上沖管接納嘴還帶有熱套管。除了俄羅斯的主管道與其壓力容器

42、筒體材質(zhì)類似以外，其它壓水堆的主管道根本為不銹鋼資料的。目前國產(chǎn)主管道主要采用的是鑄造工藝。其中，直管段采用離心澆鑄，彎頭和斜接納嘴采用砂箱靜力鑄造，熱套管采用鍛造。通常將熱段、冷段和過渡段組件預制焊接、檢驗和實驗完成后再運到核電站安裝現(xiàn)場進展焊接。核電廠主管道屬于壁厚大口徑奧氏體不銹鋼，對焊接過程要求極為嚴厲，焊縫內(nèi)不得存在任何宏觀或微觀焊接缺陷。在保證各種優(yōu)良的力學性能和運用性能的前提下，其變形和收縮量應控制在所規(guī)定的范圍之內(nèi)，焊接難度很大。普通采用手工鎢極氬弧焊封底和手工電弧焊填充的組合方法。根部焊層時，用氬氣在外面和里面進展維護。八、平安殼附件對于壓水堆型核電站，反響堆廠房即是指平安殼

43、。平安殼是一個將反響堆本體及一回路蒸汽發(fā)生器、主循環(huán)泵、穩(wěn)壓器、管道閥門等設備包圍集中在一同的密封建筑，是確保核電站平安的最后一道屏障，是一個極其重要的建筑物。平安殼按資料分有鋼殼、鋼筋混凝土殼和預應力混凝土殼等幾種；按構造分有單層殼和雙層殼兩種；按其性能分，有干式殼、濕式殼和冰冷凝式殼等幾種。一平安殼鋼襯里平安殼鋼襯里在預應力混凝土平安殼內(nèi)，起密封作用。平安殼鋼襯里普通由底板、截錐體、圓柱形筒體和穹頂組成，構成整體壓力“容器，如圖2-8所示，根據(jù)設計要求，其最小壁厚為6mm。筒體壁板安裝牛腿、貫穿件、人員閘門、設備閘門、錨固件，及反面錨固在混凝土中的角鋼、銜接件焊釘?shù)?。截錐體筒體環(huán)吊牛腿貫穿

44、件穹頂?shù)装鍒D2-8 平安殼鋼襯里構造表示圖鋼襯里車間拼接采用埋弧焊，現(xiàn)場焊接為焊條電弧焊。分為立向縱縫和環(huán)向焊縫，壁板安裝精度要求高，任務量大，焊接納縮量大，為保證設計尺寸和焊接質(zhì)量并減小變形、應采取相應的焊接措施。鋼襯里經(jīng)過螺柱焊與平安殼銜接。二鋼制平安殼即將開工建立的AP1000 型壓水堆核電站的CV 平安殼是反響堆廠房的內(nèi)層屏蔽構造，是非能動平安系統(tǒng)中的重要設備之一。CV 平安殼容器式反響堆廠房的一道重要平安屏障。整個平安殼容器由中間圓柱形筒體及上、下兩個橢圓型封頭組成，最大直徑39.624m，總高度65.633m，體積約70000m3，總分量約3600t，主要受壓元件資料：SA738

45、Gr. B，筒體壁厚：44.45、47.6mm，外形尺寸：39624直徑65634高mm，設計壓力：0.41MPa，板焊構造，屬于ASME 規(guī)范第三卷NE分卷MC級設備。 三人員閘門人員閘門是供任務人員經(jīng)與輔助廠房銜接的公用通道以出入平安殼。另外通常還設有一個應急用人員閘門，供任務人員在應急情況經(jīng)過更衣室廠房出入平安殼。公用通道可以對外部事件提供必要的防護。人員閘門是一個直徑約2.9 m，長約5.4 m圓筒形構造，圓筒內(nèi)外各設一道密封門。密封門自動啟閉，設有門速控制安裝保證密封門能以穩(wěn)定的并可調(diào)的速度平穩(wěn)任務，門上裝有防回彈的阻尼機構。四設備閘門設備閘門貫穿筒節(jié)預埋在平安殼混凝土內(nèi)，并與平安殼

46、鋼襯里焊接。設備閘門的封頭為橢圓形瓜瓣拼焊構造，直徑7m多。這種大直徑封頭壓型拼焊工藝復雜，很難保證外形準確，需設計公用的輔助工裝進展組焊。設備閘門封頭與筒節(jié)法蘭在平安殼封頂前運入平安殼存放。在完成平安殼的預應力張拉后，設備閘門封頭和筒節(jié)法蘭與貫穿筒節(jié)焊接在一同，完成安裝。設備閘門是平安殼上的重要設備，在反響堆運轉時，它處于封鎖形狀。設備閘門作為重型設備的進出口，其外設有設備吊裝平臺，平臺上設有龍門吊車。重型設備由吊裝平臺吊車經(jīng)過設備閘門出入平安殼，以便安裝和檢修。五平安殼貫穿件平安殼貫穿件包括機械貫穿件和電氣貫穿件兩類。貫穿件是由一個穿過平安殼混凝土壁面并錨固在混凝土上的鋼套管及兩個接頭構成

47、如圖29。接頭保證了套管和穿過平安殼的管道或電纜間的密封銜接。機械貫穿件有不同的直徑和厚度，以滿足所貫穿銜接的設備的尺寸和傳送機械載負的要求。 平安殼貫穿件分10個類型，有電纜貫穿件、管道貫穿件、核燃料運輸管道貫穿件、以及管道、電纜備用貫穿件等。其中，電纜貫穿件的密封性由鋼套筒 圖2-9 平安殼貫穿件內(nèi)充溢加壓氮氣來保證。管道貫穿件內(nèi)可以是單根管道，也可以是多根管道，視平安和設計要求而定。大部分貫穿件垂直于平安殼筒體壁面，焊接在平安殼內(nèi)側的側板上。九、其他核級容器壓水堆核電廠各系統(tǒng)中還用到很多核級容器，如硼注箱、安注箱、容積控制箱、卸壓箱、硼酸制備箱、濃硼酸卸放箱、設冷水動搖箱等。一 硼注箱硼

48、注箱位于高壓安注泵出口，高壓安注水經(jīng)硼注箱進入一回路冷段。硼注箱運用容積約為3.4 m3。正常運轉形狀下，箱內(nèi)充溢7000 ppm的高濃度硼酸溶液。發(fā)惹事故時，根據(jù)安注信號翻開隔離閥，由高壓安注泵將硼注箱內(nèi)的高濃度硼酸溶液頂入一回路冷段。由于硼注箱內(nèi)高濃度硼酸溶液的硼結晶溫度較高，為防止硼結晶，硼注箱絕熱并由電加熱器加熱，以堅持溶液溫度。為了堅持硼注入箱內(nèi)溫度和硼濃度均勻化，設有由再循環(huán)泵和緩沖箱組成的再循環(huán)回路。硼注箱由筒體、封頭、筒式支座、接納和人孔組成?，F(xiàn)主體資料多為P355GH碳鋼，內(nèi)外表堆焊不銹鋼，筒體直徑1200mm左右，是由12塊130mm左右的厚鋼板卷焊而成，封頭普通整體壓制而

49、成。二安注箱平安殼內(nèi)每個環(huán)路的冷管段上都接著一個安注箱。安注箱為不斷立式筒體構造，總容積約50 m3，內(nèi)充2000 ppm的含硼水，用加壓4060公斤的氮氣覆蓋。中壓安注為非能動平安系統(tǒng)，不用安注信號啟動。當RCP系統(tǒng)壓力降到安注箱內(nèi)壓力以下時，由氮氣將含硼水壓入RCP系統(tǒng)冷段。 安注箱由筒體、封頭、筒式支座、接納和人孔組成?，F(xiàn)主體資料多為Z2CN19-10控氮不銹鋼，筒體是由板材卷焊而成，封頭普通由6塊瓜瓣壓制成型后拼焊而成。十、核2、3級泵泵在核電站的消費過程中，占有相當重要的位置，也是運用較多的機械設備之一。普通二代壓水堆核電廠中，除了核1級的主泵外，單堆核2級泵有7種14臺，分別是余熱

50、排出泵2臺、上充泵/高壓安注泵3臺、低壓安注泵2臺、平安殼噴淋泵2臺、水壓實驗泵1臺、電動輔助給水泵2臺、汽動輔助給水泵2臺。單堆核3級泵共9種19臺，分別是設備冷卻水泵4臺、重要廠用水泵4臺、硼酸保送泵2臺、乏燃料水池冷卻泵2臺、冷凍水循環(huán)泵2臺、硼酸再循環(huán)泵2臺、前貯槽循環(huán)供料泵1臺、除氣塔疏水泵1臺、化學添加劑混合泵1臺。與其他工業(yè)用泵一樣，核電站最常用的泵有離心泵、屏蔽泵和其它類型的泵。 一上充泵/高壓安注泵上充泵是化學與容積控制系統(tǒng)的一個重要設備。在正常工況下向反響堆冷卻劑系統(tǒng)保送凈化水、泄露補充水和主泵軸封水。在換料時，對系統(tǒng)充水。當一回路發(fā)生中小破口失水事故或發(fā)生主蒸汽管道破裂而

51、引起一回路溫度、壓力下降到一定值時，安注信號發(fā)生，又作為高壓安注泵從換料水箱汲取含硼水經(jīng)過硼注箱向RCP系統(tǒng)冷段注水，或直接注入RCP系統(tǒng)的冷段和熱段，防止堆芯燒毀。上充泵有往復式和離心式兩種。大亞灣核電站采用的是三臺并聯(lián)的臥式多級離心式上充泵。離心式上充泵普通為小流量、高揚程離心泵。 二輔助給水泵輔助給水泵屬于專設平安設備，作為主給水系統(tǒng)的后備，當主給水喪失時，不斷處于熱備用形狀的輔助給水泵立刻啟動向蒸汽發(fā)生器二次側提供應水。為了滿足單一缺點原那么和多樣性原那么，普通并列采用兩種泵。輔助給水泵普通為多級臥式離心泵，分為汽動和電動兩種。兩臺電動輔助給水泵由應急電源供電，每臺提供50%額定流量。

52、另一臺為汽動，提供100%額定流量。汽機是單級激動式汽輪機，由主蒸汽管道上主隔離閥前3個分管供汽，只需其中一個供汽就能滿足供汽量?，F(xiàn)新建的二代核電站中采用2臺50%額定流量聯(lián)體式單級臥式汽動輔助給水泵。十一、核級閥門閥門作為一種通用機械設備，在核電站系統(tǒng)中大量運用，而且種類繁多、數(shù)量龐大、功能各異。例如在秦山二期265MW核電站中，核級閥門不包括風閥就有3500臺左右，其中核1級閥門約150臺左右。按閥門構造劃分，主要有截止閥、隔膜閥、閘閥、蝶閥、球閥、止回閥、彈簧式平安閥、先導式平安閥等。核級閥門的閥體普通不允許采用焊接構造的閥體，因此核級閥門本身需求焊接的地方不多，除了主要鑄鍛件的補焊外，

53、主要是硬密封閥門的密封面上堆焊硬質(zhì)合金等資料，以提高核電閥門密封面耐磨和耐蝕性能。目前較為常見的閥門密封面堆焊方法有氣焊堆焊、焊條電弧堆焊、鎢極氬弧堆焊和等離子弧堆焊等方法。由于核級閥門與管道的銜接根本是采用焊接銜接的方式，因此閥門在現(xiàn)場安裝中的焊接質(zhì)量尤為重要。下面把閥門在安裝現(xiàn)場焊接中的本卷須知作一下簡單引見。球閥內(nèi)部有聚四氟乙烯密封墊，不能接受高溫，因此閥門與管子焊接前，要在距閥門中心一定間隔 處在焊縫靠閥門一側貼上溫度顯示標簽88127。該標簽將隨溫度的升高由白色變成黑色。焊工焊接時盡能夠采用小的電流，分段焊接。假設溫度標簽顯示溫度上升至110時，應立刻停頓焊接，當焊縫冷卻后再分段焊接

54、。隔膜閥內(nèi)部由橡膠密封墊，焊接時不能受熱。因此焊接時一定要拆下閥頭，待閥體與管道焊接后再裝上閥頭。SRG閥密封焊時應盡能夠運用小的電流。焊接時必需加絲，焊接電流普通在5060A，最大熔深不能超越2.2mm，且熔敷金屬不能溢出邊緣。焊接前，一定要明白閥門能否必需在翻開或封鎖形狀下焊接。焊接時，要保證焊接電流不能經(jīng)過閥體，因此絕不允許地線夾在閥門的任何位置。如圖2-10所示。圖13-2 閥門焊接接線方法圖2-10 閥門安裝焊接的接地十二、核級熱交換器壓水堆核電站一回路輔助系統(tǒng)采用了大量核2、3級的熱交換器，且種類繁多，根本為管殼式的和管板式。其中核2級的主要有余熱排出熱交換器、平安殼噴淋熱交換器、

55、化容熱交換器，核3級的主要有再生熱交換器、下泄熱交換器、設冷水熱交換器等等。一余熱排出熱交換器余熱排出熱交換器為立式U型管殼式熱交換器。U型管束焊接在管板上，管板被夾在殼體和流道封頭法蘭之間。流道封頭內(nèi)有隔板將進出口流體分開如圖211。冷卻劑從U型管內(nèi)流過，設備冷卻水從殼體流過。圖2-11 余熱排出熱交換器 二再生熱交換器該熱交換器是以管內(nèi)的上充流為冷源進展熱量回收，完成下泄流降壓前初次冷卻降溫。以大亞灣運轉參數(shù)為例，穩(wěn)態(tài)正常運轉時，292冷卻劑從一條環(huán)路的冷段引出，經(jīng)兩個氣動隔離閥進入再生熱交換器殼側，被管側上充流冷卻。下泄流正常流量為13.6 m3/h，溫度由292降至140。由再生熱交換

56、器引出的下泄流經(jīng)三組并聯(lián)的下泄孔板減壓正常時一組運轉。然后流出反響堆廠房平安殼，進入設在核輔助廠房內(nèi)的下泄熱交換器管側，被殼側RRI系統(tǒng)設備冷卻水冷卻，下泄流冷卻劑溫度由140降至46。 再生熱交換器普通采用臥式U型管殼構造，筒體、封頭以及換熱管資料均為不銹鋼。三板式換熱器 板式換熱器構造緊湊、單位體積設備提供的傳熱面積大；總傳熱系數(shù)值高，檢修和清洗都較方便。圖212所示為大亞灣核電站核島設備冷卻水系統(tǒng)采用的板式換熱器構造圖。主要由一組長方形的薄金屬板平行陳列、夾緊組裝于支架上而構成。兩相鄰板片的邊緣襯有墊片，壓緊后可以到達密封的目的，且可用墊片的厚度調(diào)理兩板間流體通道的大小。每塊板的四個角上

57、，各開一個圓孔，其中有兩個圓孔和板面上的流道相通，另外兩個圓孔那么不相通，它們的位置在相鄰的板上是錯開的，以分別構成兩流體的通道。冷、熱流體交替地在板片兩側流過，經(jīng)過金屬板片進展換熱。每塊金屬板面沖壓成凹凸規(guī)那么的波紋，以使流體均勻流過板面，添加傳熱面積，并促使流體的湍動，有利于傳熱。圖2-12 板式換熱器表示圖第三節(jié) 民用核平安設備活動的質(zhì)量保證一、 質(zhì)量保證的開展過程隨著社會的不斷開展和技術的繼續(xù)提高，人們對于產(chǎn)質(zhì)量量的要求曾經(jīng)遠遠不止是對產(chǎn)品的主要質(zhì)量特性運用功能的要求，而越來越注重產(chǎn)品的其他質(zhì)量特性，如產(chǎn)品的可靠性、可維修性、平安性以及最終壽命等等。而對于產(chǎn)質(zhì)量量的控制，早在二十世紀初

58、葉即得到了有關工業(yè)化國家的普遍注重。截至目前，對于產(chǎn)質(zhì)量量的控制手段曾經(jīng)從最初的產(chǎn)品最終檢驗為主初步過度到統(tǒng)計管理、全面質(zhì)量管理以及目前普遍采用的質(zhì)量管理體系以及質(zhì)量保證的實施，其管理理念也從最初對產(chǎn)品實施單純的“事后檢查開展為對產(chǎn)品審查所涉及的消費設備、消費環(huán)境、規(guī)章制度、企業(yè)文化、人員素質(zhì)、以及企業(yè)內(nèi)部整體管理體系的全方位管理方式。核能發(fā)電是核能和平利用的重要的手段之一，但核電廠在造福人類的同時，也帶來了相當?shù)钠桨诧L險。因此美國政府早在1970年即將質(zhì)量保證引入有關核能發(fā)電和核燃料處置等核平安風險較高的行業(yè)。國際原子能機構IAEA也于1978年公布了核電站質(zhì)量保證法規(guī)IAEA50-C-QA

59、及其實施導那么50-SG-QA，并得到世界各國的普遍認可。國家核平安局自1984年成立以來，為了保證國內(nèi)核能發(fā)電技術的順利、快速開展，在核平安管理的方針、政策以及技術根據(jù)的制定方面與國際上充分接軌，于1991年7月制定并正式公布實施了HAF003及其配套的導那么文件。二、核電廠質(zhì)量保證IAEA的質(zhì)量保證定義：為使物項或效力與規(guī)定的質(zhì)量要求相符合，并提供足夠的置信度所必需的一系列有方案的系統(tǒng)的活動。質(zhì)量保證體系的運轉即意味著按照質(zhì)量保證大綱和程序文件控制要求，對產(chǎn)品的每一步都要提供書面證據(jù)，必要時用戶本身也可以對產(chǎn)品的消費過程進展監(jiān)控，即從單一的事后檢驗轉變成過程控制加事后檢驗，以保證產(chǎn)質(zhì)量量從

60、初始到完成的全過程得以控制，為滿足產(chǎn)質(zhì)量量和可靠性提供重要保證。HAF003共分為13章節(jié)，對每章節(jié)的活動范圍提出了控制要求，現(xiàn)將詳細內(nèi)容簡介如下。1、引言提出了核電廠質(zhì)量保證必需滿足本規(guī)定的根本要求，對制定質(zhì)量保證大綱的原那么、目的、范圍和責任進展了規(guī)定。2、質(zhì)量保證大綱1規(guī)定了從事核平安設備活動單位建立質(zhì)量保證總大綱和有效實施要求；2質(zhì)量保證大綱的建立要明確組織構造、職責、人員培訓、文件控制、語種及翻譯人員等方面必需到達的根本要求；3對質(zhì)量保證大綱的適用性評價時間提出要求；4在質(zhì)量保證大綱中，要對影響到核電廠的質(zhì)量活動時應該執(zhí)行的程序、細那么和圖紙進展明確，并且對執(zhí)行情況制定量化評價規(guī)范；