1、第二章民用核安全設(shè)備基本知識第一節(jié) 民用核安全設(shè)備及其監(jiān)督管理一、民用核安全設(shè)備的監(jiān)督管理規(guī)定高質(zhì)量和高可靠性的核安全設(shè)備是保證民用核設(shè)施安全目標(biāo)的重要前提條件之一。為了進一步加強核安全設(shè)備的監(jiān)管力度，國務(wù)院于2007年7月11日頒布了民用核安全設(shè)備監(jiān)督管理條例（國務(wù)院第500號令）。為了配合新條例的貫徹和實施，國家核安全監(jiān)管部門也于2008年1月1日正式發(fā)布實施了4個配套的核安全設(shè)備方面的法規(guī)：民用核安全設(shè)備設(shè)計制造安裝和無損檢驗監(jiān)督管理規(guī)定（HAF601）、民用核安全設(shè)備無損檢驗人員資格管理規(guī)定（HAF602）、民用核安全設(shè)備焊工焊接操作工資格管理規(guī)定（HAF603）、進口民用核安全設(shè)備監(jiān)

2、督管理規(guī)定（HAF604）。民用核安全設(shè)備監(jiān)督管理條例（國務(wù)院第500號令）和配套法規(guī)（除HAF603外）的相關(guān)監(jiān)管要求可概括如下：（一）民用核設(shè)施營運單位對民用核安全設(shè)備的安全和可靠運行負全面責(zé)任。在民用核安全設(shè)備設(shè)計、制造、安裝和無損檢驗活動前，民用核設(shè)施營運單位應(yīng)當(dāng)對民用核安全設(shè)備設(shè)計、制造、安裝和無損檢驗單位編制的項目質(zhì)量保證分大綱和質(zhì)量計劃進行審查認可，并采取駐廠監(jiān)造或見證等方式對相關(guān)活動進行過程監(jiān)督。（二）所有從事境內(nèi)核設(shè)施上的核安全設(shè)備的設(shè)計、制造、安裝和對外無損檢驗服務(wù)的國內(nèi)外單位必須依據(jù)HAF601或HAF604的相關(guān)規(guī)定取得資格許可。民用核安全設(shè)備許可證分為設(shè)計許可證、制造

3、許可證、安裝許可證和無損檢驗許可證四類。（三）申請領(lǐng)取民用核安全設(shè)備制造或安裝許可證的單位，還應(yīng)當(dāng)制作有代表性的模擬件。（四）民用核安全設(shè)備設(shè)計、制造、安裝和無損檢驗單位，不得將國家核安全局確定的關(guān)鍵工藝環(huán)節(jié)分包給其他單位。（五）從事核安全設(shè)備的無損檢驗和焊接活動的個人必須按照HAF602或HAF603的相關(guān)規(guī)定取得相應(yīng)資格。無損檢驗工作應(yīng)當(dāng)由民用核安全設(shè)備無損檢驗級或級以上人員為主操作，無損檢驗結(jié)果報告只能由級或級以上人員編制、審核，并履行相關(guān)審批手續(xù)。核安全設(shè)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）民用核安全設(shè)備持證單位應(yīng)當(dāng)在每年4月1日前向國家核安全局提交上一年度評估報

4、告。正在從事民用核安全設(shè)備相關(guān)活動的持證單位還應(yīng)在活動開始30日前（無損檢驗活動開始15日前）向核安全監(jiān)管部門備案，設(shè)計、制造和安裝持證單位在每季度開始7個工作日前提交上一季度的活動報告。 民用核安全設(shè)備持證單位在發(fā)生重大質(zhì)量問題時，應(yīng)當(dāng)立即采取糾正措施，并向國家核安全局報告。（七）國家核安全局及其所屬的檢驗機構(gòu)應(yīng)當(dāng)依法對進口民用核安全設(shè)備進行安全檢驗。未經(jīng)安全檢驗或經(jīng)安全檢驗不合格的進口民用核安全設(shè)備不得在中華人民共和國境內(nèi)的民用核設(shè)施上運行使用。二、民用核安全設(shè)備依據(jù)民用核安全設(shè)備監(jiān)督管理條例（國務(wù)院第500號令）第二條，民用核安全設(shè)備是指在民用核設(shè)施中使用的執(zhí)行核安全功能的設(shè)備，包括核安

5、全機械設(shè)備和核安全電氣設(shè)備。 民用核安全設(shè)備是執(zhí)行核安全功能的關(guān)鍵設(shè)備，是民用核設(shè)施安全防護實體屏障的核心，其質(zhì)量和可靠性直接關(guān)系到核設(shè)施的安全穩(wěn)定運行。依據(jù)民用核安全設(shè)備監(jiān)督管理條例（國務(wù)院第500號令）第六十一條，核安全機械設(shè)備包括執(zhí)行核安全功能的壓力容器、鋼制安全殼（鋼襯里）、儲罐、熱交換器、泵、風(fēng)機和壓縮機、閥門、閘門、管道（含熱交換器傳熱管）和管配件、膨脹節(jié)、波紋管、法蘭、堆內(nèi)構(gòu)件、控制棒驅(qū)動機構(gòu)、支承件、機械貫穿件以及上述設(shè)備的鑄鍛件等。核安全電氣設(shè)備包括執(zhí)行核安全功能的傳感器（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(yīng)急柴油發(fā)電機組、蓄電池（組）、

6、電動機、閥門驅(qū)動裝置和電氣貫穿件等。現(xiàn)階段，核安全監(jiān)管部門的核安全設(shè)備監(jiān)管范圍是依據(jù)核安全設(shè)備目錄（第一批）而定的。三、民用核安全設(shè)備的特殊性和平利用核能存在著潛在的核風(fēng)險，而采用高質(zhì)量和高可靠性的部件設(shè)備是保證民用核設(shè)施安全的基礎(chǔ)和保證。根據(jù)國際核能工業(yè)的成功實踐和我國核安全法規(guī)的規(guī)定，對民用核設(shè)施中的核級部件和設(shè)備在設(shè)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(shè)計基準(zhǔn)的確定原則不同。核安全設(shè)備的設(shè)計基準(zhǔn)不僅要考慮在正常運行條件下能可靠地執(zhí)行其規(guī)定的功能，而且還必須考慮在事故工況下仍能可靠地執(zhí)行其規(guī)定的安全功能。（二）所有應(yīng)用于設(shè)計和設(shè)計驗證的計算分析軟件

7、和驗證設(shè)施（試驗臺架、回路等）均需通過國家核安全監(jiān)管部門的認可。（三）所有核安全設(shè)備必須通過設(shè)備鑒定方可用于民用核設(shè)施中。設(shè)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(shè)備的可運行性和功能能夠滿足預(yù)定的要求。（四）在核安全設(shè)備的設(shè)計、制造、安裝、焊接和無損檢驗等活動中必須采用成熟的且經(jīng)過驗證的技術(shù)或工藝，而不是一味追求其先進性。（五）所有從事核安全設(shè)備的設(shè)計、制造、安裝和無損檢驗的單位必須依據(jù)HAF601或HAF604的相關(guān)規(guī)定取得資格許可。從事核安全設(shè)備的無損檢驗和焊接的個人也必須按照HAF602或HAF603的相關(guān)規(guī)定取得資格。（六）所有從事核安全設(shè)備的設(shè)計、制造、安裝和

8、無損檢驗的單位都必須建立滿足核安全法規(guī)HAF003等要求的質(zhì)量保證體系，并且所有與質(zhì)量相關(guān)的活動都必須置于該質(zhì)量保證體系的有效控制之下。（七）所有核安全設(shè)備的相關(guān)活動，包括設(shè)計、制造、安裝、試驗、運行、在役檢查、維修和退役等都必須在國家核安全監(jiān)管部門的獨立監(jiān)督下實施。四、民用核安全設(shè)備的核安全分級要求核安全設(shè)備必須根據(jù)其在民用核設(shè)施中所負擔(dān)的核安全功能，確定相應(yīng)的核安全級別。這是核安全設(shè)備在設(shè)計、制造、安裝、試驗、運行、在役檢查、定期試驗、維修和退役等活動中正確選用規(guī)范標(biāo)準(zhǔn)的依據(jù)。我國核安全法規(guī)核動力廠設(shè)計安全規(guī)定（HAF102）在核動力廠設(shè)計要求一章中明確規(guī)定了“必須首先確定屬于安全重要物項

9、的所有構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件，包括儀表和控制軟件，然后根據(jù)其安全功能和安全重要性分級。它們的設(shè)計、建造和維修必須使其質(zhì)量和可靠性與這種分級相適應(yīng)”。為了便于履行這一要求，核安全導(dǎo)則用于沸水堆、壓水堆和壓力管式反應(yīng)堆的安全功能和部件分級（HAD102/03）對核電廠安全功能和部件的安全等級劃分提出了具體指導(dǎo)?，F(xiàn)階段，核電廠的設(shè)備分級還是以確定論為主，概率論為輔。一般來說，核電廠的機械設(shè)備分為核安全1級、核安全2級、核安全3級和非核安全級。前面三個級別的設(shè)備統(tǒng)稱為核安全設(shè)備。 主要包括：一）核安全1級主要包括組成反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)承壓邊界的所有設(shè)備：反應(yīng)堆壓力容器、反應(yīng)堆冷卻劑泵、穩(wěn)壓器、蒸汽發(fā)生器的一

10、次側(cè)、控制棒驅(qū)動機構(gòu)的殼體、主管道以及延伸到并包括第二個隔離閥的連接管道（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）。對于核安全1級設(shè)備，必須按照實際可能的最高質(zhì)量標(biāo)準(zhǔn)來進行設(shè)計、制造、安裝和試驗。二）核安全2級主要指反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)承壓邊界內(nèi)不屬于核安全1級的各種設(shè)備，以及為執(zhí)行所有事故工況下停堆、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(shè)備。例如：(1)屬于反應(yīng)堆冷卻劑壓力邊界的小直徑(DN10.4mm)的高能管道和閥門，如儀表管線和取樣管線部分；(2)安全殼隔離系統(tǒng)的各種機械設(shè)備(如閥門)；(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(若用于堆

11、芯應(yīng)急冷卻)；(5)安全殼噴淋系統(tǒng)的主要部件；(6)安全注射系統(tǒng)的主要部件；(7)輔助給水系統(tǒng)處于安全殼內(nèi)的部分及其安全殼貫穿件；(8)安全殼內(nèi)的蒸汽系統(tǒng)以及給水系統(tǒng)，直至并包括安全殼外的第一個隔離閥；(9)安全殼廠房，包括安全殼貫穿件；(10)安全殼氫氣控制和監(jiān)測系統(tǒng)；(11)堆芯儀表系統(tǒng)，直到并包括手動隔離閥。三）核安全3級主要是指下述一些系統(tǒng)的設(shè)備：(1)化容系統(tǒng)中為控制反應(yīng)性提供硼酸的部件；(2)輔助給水系統(tǒng)處于安全殼外的部分； (3)為冷卻、潤滑安全1、2、3級設(shè)備所需部件；(4)乏燃料貯存池冷卻水系統(tǒng)中的重要部件； (5)應(yīng)急電源、水源，以及柴油機的潤滑油、燃油和冷卻水系統(tǒng)； (6

12、)壓縮空氣系統(tǒng)向安全級物項供氣部分(貫穿安全殼部分屬于安全2級)； (7)放射性廢物處理系統(tǒng)中其故障會導(dǎo)致放射性氣體釋放超過允許限值的部件，如廢氣衰變箱； (8)重要廠用水系統(tǒng)和設(shè)備冷卻水系統(tǒng)的管道、閥門、泵等。 (9)為控制室可居留性服務(wù)的冷凍水系統(tǒng)。電氣設(shè)備的分級是根據(jù)支持功能的安全重要性將電氣設(shè)備分成1E級（安全級）和非1E級（非安全級）兩個級別。支承件的核安全級別是由主體設(shè)備確定的。例如，核安全1級設(shè)備的支承件也是核安全1級。 五、 民用核安全設(shè)備現(xiàn)行主要標(biāo)準(zhǔn)規(guī)范目前，國際上核電廠建造主要遵循以下幾個核電標(biāo)準(zhǔn)體系：美國機械工程師學(xué)會（ASME）的鍋爐及壓力容器規(guī)范（以下簡稱“ASME規(guī)

13、范”）；法國RCC系列，包括RCC-P、M、E、G、I、C和RSEM等；德國KTA標(biāo)準(zhǔn)；俄羅斯的標(biāo)準(zhǔn)。（一） 國內(nèi)核安全設(shè)備標(biāo)準(zhǔn)規(guī)范自從1972年8月，我國開始核電廠的設(shè)計制造以來，我國為實現(xiàn)核安全設(shè)備的國產(chǎn)化進行了不懈努力。但由于種種原因，我國的核安全設(shè)備目前仍然使用國外的規(guī)范標(biāo)準(zhǔn)。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)行的是法國壓水堆核島機械設(shè)計建造規(guī)則（以下簡稱“RCC-M規(guī)則”），連云港田灣核電廠執(zhí)行俄羅斯的標(biāo)準(zhǔn)。以上三個規(guī)范標(biāo)準(zhǔn)為核安全設(shè)備現(xiàn)行規(guī)范標(biāo)準(zhǔn)。對于具體的核工程，其核安全設(shè)備所用規(guī)范為國家核安

14、全局在安全分析報告中批準(zhǔn)的規(guī)范標(biāo)準(zhǔn)。隨著核安全設(shè)備國產(chǎn)化的進一步開展，我國的核電規(guī)范標(biāo)準(zhǔn)體系將逐漸建立和完善。 美國ASME規(guī)范體系結(jié)構(gòu)美國的核電標(biāo)準(zhǔn)多是由行業(yè)協(xié)會制訂的，如機械工程師協(xié)會（ASME）、材料與試驗協(xié)會（ASTM）、電氣和電子工程師協(xié)會（IEEE）、核學(xué)會（ANS）等，美國國家標(biāo)準(zhǔn)協(xié)會（ANSI）起到總的協(xié)調(diào)作用。ASME規(guī)范是一個權(quán)威性規(guī)范，它已成為許多工業(yè)國家設(shè)計、制造、訂貨以及制訂本國標(biāo)準(zhǔn)的依據(jù)，尤其是在核動力設(shè)備設(shè)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(guān)的有以下各卷：第卷 材料技術(shù)條件包括：A篇

15、鋼鐵材料、B篇 有色金屬材料、C篇 焊條、焊絲及填充金屬、D篇 性能。第卷 核動力裝置設(shè)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(shè)備 NC 分卷 二級設(shè)備 ND 分卷 三級設(shè)備 NE 分卷 MC 級設(shè)備 NF 分卷 設(shè)備支撐結(jié)構(gòu) NG 分卷 堆芯支撐結(jié)構(gòu) NH 分卷 高溫使用的一級設(shè)備 附錄第二冊：混凝土反應(yīng)堆容器與安全殼規(guī)范 第三冊：乏燃料及高放射性廢料的貯存和運輸包裝用安全容器 第卷 無損檢測第卷 焊接及釬焊評定第卷 核動力裝置設(shè)備在役檢查規(guī)程（三）RCC-M規(guī)范體系結(jié)構(gòu)法國核電廠RCC規(guī)范系列包括RCC-P、RCC-G、RCC-M、RSEM、RCC-E、RCC

16、-I和RCC-C等，覆蓋了核電廠系統(tǒng)、構(gòu)筑物、機械設(shè)備、在役檢查、電氣設(shè)備、防火、燃料組件等幾乎全部的核電廠領(lǐng)域。RCC-M規(guī)則由法國核島設(shè)備設(shè)計建造規(guī)則協(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，其主要任務(wù)是：編制核電廠核島設(shè)備的設(shè)計、建造、安裝和調(diào)試的規(guī)則；根據(jù)經(jīng)驗、技術(shù)進展和管理要求的變化對規(guī)則進行修訂；頒布這些規(guī)則及其后續(xù)修改的相應(yīng)條文。RCC-M規(guī)則主要適用于壓水堆核島機械設(shè)備，其中設(shè)計方面的規(guī)定是基于美國ASME規(guī)范第卷核動力裝置設(shè)備NB、NC、ND、NF和

17、NG分卷，同時吸收了法國在工業(yè)發(fā)展實踐中所取得的成果。RCC-M規(guī)則中的制造和檢驗規(guī)定以法國的制造和檢驗標(biāo)準(zhǔn)為基礎(chǔ)，是法國本身核工業(yè)實踐經(jīng)驗的具體體現(xiàn)。RCC-M規(guī)范的結(jié)構(gòu)如下：第卷機械設(shè)備（設(shè)計/建造）包括：A篇 總則、B篇 一級設(shè)備、C篇 二級部件、D篇 三級設(shè)備、E篇 小型設(shè)備、G篇 堆芯支承結(jié)構(gòu)、H篇 支承件、J篇 低壓或常壓儲罐、Z篇 技術(shù)性附錄。 第卷 M冊 材料 第卷 MC冊 檢驗方法 第卷 S冊 焊接 第卷 F冊 制造（四）俄羅斯核電廠標(biāo)準(zhǔn)法規(guī)俄羅斯在核能使用方面的標(biāo)準(zhǔn)分為三個級別：法律法令、核安全法規(guī)及核安全導(dǎo)則、專業(yè)技術(shù)標(biāo)準(zhǔn)。法律法令為最高級別，一般有國際間基本協(xié)議、聯(lián)邦法

18、規(guī)、總統(tǒng)令、政府決定及核能利用方面的幾個部門間協(xié)議。其中俄羅斯國家核監(jiān)督委員會編制批準(zhǔn)的-88核動力廠安全保障總則和俄羅斯國家衛(wèi)生防疫監(jiān)督委員會發(fā)布的-96輻射安全規(guī)范是核電廠必須遵守的總原則。-88核動力廠安全保障總則從核安全、輻射安全、消防安全、技術(shù)安全等方面對基本安全保障原則作了規(guī)定，對企業(yè)各種活動，包括建筑、技術(shù)、電氣、監(jiān)測控制、事故分析、施工、運行、質(zhì)保等提出了要求；并對核電廠重要系統(tǒng)如反應(yīng)堆、包容系統(tǒng)、余熱導(dǎo)出系統(tǒng)、供電、儀控系統(tǒng)、消防系統(tǒng)等做出具體要求。-96輻射安全規(guī)范規(guī)定了工作人員及公眾對天然源、醫(yī)學(xué)源照射的限制要求和限制值、容許值，對事故應(yīng)急照射提出了限制規(guī)定，并詳細規(guī)定了

19、事故干預(yù)水平。根據(jù)上述法規(guī)，俄羅斯國家原子能部和核安全監(jiān)督委員會制定了一系列導(dǎo)則和實施規(guī)范，例如：國家核輻射安全監(jiān)督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(dǎo)則類文件，如H、系列；國家原子能部及技術(shù)監(jiān)督委員會編制了類安全規(guī)程。同時，還引用大量蘇聯(lián)時期的標(biāo)準(zhǔn)文件。例如：蘇聯(lián)原子能部批準(zhǔn)的核動力法規(guī)（ ）、規(guī)程（）、防火標(biāo)準(zhǔn)（）；蘇聯(lián)國家建設(shè)委員會批準(zhǔn)的建筑標(biāo)準(zhǔn)（）。第二節(jié) 主要民用核安全設(shè)備的結(jié)構(gòu)和工藝一、反應(yīng)堆壓力容器反應(yīng)堆壓力容器RPV是核電廠最關(guān)鍵的部件，在核電廠安全分析中，不考慮其失效。反應(yīng)堆壓力容器長期工作在高溫（320左右）、高壓（15.5MPa左右）、含硼酸水介質(zhì)和高放射性

20、輻照的條件下，屬于在核電廠整個壽期內(nèi)（一般40年，有的要求60年）不可更換的設(shè)備。反應(yīng)堆壓力容器是一個底部焊有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(gòu)件、控制棒等功能組件、以及其他與堆芯有關(guān)的部件。總高一般為1113m，總重量一般為300400t，筒體內(nèi)徑一般為4m左右，筒體壁厚一般為200250mm。圖2-1所示為大亞灣核電站的反應(yīng)堆壓力容器結(jié)構(gòu)圖。圖2-1 大亞灣核電站反應(yīng)堆壓力容器壓力容器頂部為用法蘭螺栓連接的可拆卸半球形封頭頂蓋。頂蓋一般是由整體封頭和頂蓋法蘭焊接而成。控制棒驅(qū)動機構(gòu)及堆內(nèi)測溫裝置的管座（3965個）通過液氮冷卻裝配貫穿在壓力容器頂蓋上，然后

21、進行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(yīng)力變形，焊接工藝難度較大。有的堆型的壓力容器底部也焊有堆芯核測量裝置的管座，焊接工藝與頂蓋上的管座焊接工藝相同。壓力容器頂蓋和本體是通過主法蘭、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管一般是通過馬鞍形焊縫連接到相應(yīng)的筒節(jié)。由于主管道的材料一般為不銹鋼，因此接管與主管道的連接處還需要焊接安全端。俄羅斯VVER堆型壓力容器上的接管是直接與相應(yīng)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，無須焊接安全端。為了滿足壓力容器

22、在高溫、高壓及強輻照條件下工作的特殊要求，考慮到核電廠壽期內(nèi)冷卻劑的流動沖刷，含硼水對材料的腐蝕，耐輻照性能及金屬的老化等因素，壓力容器材料要求有較高的機械性能、抗輻照性能和熱穩(wěn)定性，常用材料一般為高強度低鐵素體低合金鋼。壓水堆核電廠發(fā)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(xué)成份和機械性能大體上都相當(dāng)。為防止高溫含硼水對壓力容器材料的腐蝕，壓力容器內(nèi)表面所有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。高溫氣冷堆的反應(yīng)堆壓力容器比壓水堆的壓力容器要大得多，

23、且形狀比較細長。例如單堆功率250MW的高溫氣冷堆的反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)徑約5700mm，法蘭最大外徑約6400mm，主體總高約25m，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。反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)裝石墨作為慢化劑和堆內(nèi)構(gòu)件。壓力容器鋼鍛件的主要工藝流程如下：爐料準(zhǔn)備冶煉（電爐+真空脫氣處理）澆鑄鍛造鍛后熱處理粗加工超聲波檢驗調(diào)質(zhì)熱處理（淬火+回火）取樣機加工無損檢驗。 反應(yīng)堆容壓力容器的現(xiàn)場安裝工藝也相當(dāng)復(fù)雜，主要工藝包括：壓力容器支撐環(huán)安裝壓力容器吊

24、裝、引入反應(yīng)堆廠房壓力容器翻轉(zhuǎn)套箍和提升裝置安裝吊裝翻轉(zhuǎn)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間的主密封面是壓力容器的關(guān)鍵部位，安裝施工期間必須確保該部位不能受到任何損傷。二、堆內(nèi)構(gòu)件壓水堆堆內(nèi)構(gòu)件由不銹鋼型的高合金鋼制成。主要包括上部堆內(nèi)構(gòu)件和下部堆內(nèi)構(gòu)件兩大部分。如圖2-2所示，下部堆內(nèi)構(gòu)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，對機加工機床的能力要求比較高。吊籃通過上部凸肩

25、懸掛并被壓緊在壓力容器內(nèi)結(jié)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(gòu)件與壓力容器一起定位，確保燃料組件與控制棒組件驅(qū)動機構(gòu)對中，限制吊籃周向轉(zhuǎn)動。吊籃上與壓力容器對應(yīng)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，堆芯重量由堆芯下柵板及幾根支承柱傳遞到支承板上。支承板上開有許多孔供堆內(nèi)測量探頭的導(dǎo)向和水通過。在吊籃筒體下部外表面，周向設(shè)有四個對稱的導(dǎo)向定位裝置與壓力容器上的四個導(dǎo)向定位裝置相對應(yīng)，用以徑向定位并允許有少量不均勻膨脹。軸向當(dāng)?shù)趸@筒體受熱后則可以向下自由膨脹。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

26、的支承柱將堆芯重量傳遞給吊籃底部的支承板。下柵格板上每個燃料組件位置設(shè)一對對中銷，給燃料組件定位。下柵格板通過支承柱連接固定在吊籃底部的支承板上。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)核測量裝置要求，在下柵格板每個燃料組件位置中央設(shè)有測量裝置導(dǎo)管的支承和導(dǎo)向裝置，以使測量裝置導(dǎo)管與燃料組件中央導(dǎo)向管對中并便于導(dǎo)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，保證通過每個燃料組件的流量圖2-2 壓力容器下部堆內(nèi)構(gòu)件相

27、等。如果采取增加下柵格板的剛性，加大下柵格板與堆芯支承板間的距離來滿足設(shè)計要求，則可以取消流量分配孔板。大亞灣核電站壓水堆中未安裝流量分配孔板。二次支承組件是一種安全裝置，發(fā)生堆芯吊籃斷裂事故時，用來限制堆內(nèi)構(gòu)件向下位移，以防止控制棒組件與對應(yīng)的燃料組件中的導(dǎo)向筒不對中，妨礙緊急停堆。另外，在吊籃發(fā)生斷裂時，堆芯突然垂直下落，支柱與防斷底板間的四只吸能緩沖器依靠單薄的橫截面產(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連接焊接固定，以防松動。堆芯圍板是根據(jù)燃料組件構(gòu)成的堆芯外廓形狀垂直置放于堆芯外沿，坐裝在堆芯下柵格板固定位置上。圍板依靠自下而上設(shè)置的多層幅板，在水平

28、方向利用螺栓連接固定于吊籃筒體上。幅板外周邊呈圓形與吊籃筒體連接固定，內(nèi)周邊呈直角曲折狀與圍板連接固定，以此支撐住圍板，保證圍板的剛性和平直。幅板上開有一些小孔，圍板與吊籃筒體間充滿的水起反射層作用。上部堆內(nèi)構(gòu)件如圖23所示，它是由堆芯上柵格板、導(dǎo)向管支承板、控制棒導(dǎo)向管及支承柱等主要部件組成。上部堆內(nèi)構(gòu)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，避免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(yīng)的流水孔、控制棒導(dǎo)

29、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(shè)有向下的定位銷，每個燃料組件位置一對，與燃料組件上管座上的兩對角定位孔相配合，將燃料組件定位。導(dǎo)向筒支承板是一塊直徑約3.9 m，厚約100 mm的圓板。為了加強剛性避免變形，在支承板下平面焊接有圓筒狀肋板進行加固。導(dǎo)向筒支承板利用支承柱與堆芯上柵格板連接成為一個整體。上部堆內(nèi)構(gòu)件通過導(dǎo)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(gòu)件控制棒導(dǎo)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(dǎo)向作用的部件。控制棒導(dǎo)向筒分上下二部分，支承板以上管段為間斷式的導(dǎo)向，由方形導(dǎo)向

30、板組成。支承板與堆芯上柵板之間，為圓形連續(xù)導(dǎo)向管段。上下兩部分用法蘭、螺栓連接。導(dǎo)向筒下部法蘭通過銷釘與堆芯上柵板定位連接。下段控制棒導(dǎo)向管由不銹鋼C型管和雙孔異型管裝配而成?？刂瓢魧?dǎo)向管壁上開有一些孔洞以便冷卻劑流通。由于控制棒導(dǎo)向管較長，形狀復(fù)雜，要求有精確的對中尺寸確?？刂瓢羰趯?dǎo)向筒內(nèi)自由移動，裝配精度要求較高。由于控制棒導(dǎo)向管壁薄而且焊接后不能再進行機加工，所以一般采用真空電子束焊接保證其尺寸精度和預(yù)防變形。三、控制棒驅(qū)動機構(gòu)控制棒驅(qū)動機構(gòu)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

31、部位置傳送器套管組成，圓長管密封承壓殼由分段殼體通過密封環(huán)焊連接而成。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連接和小密封環(huán)焊接密封。耐壓殼是承壓邊界，該承壓邊界的破損將產(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(guān)鍵。耐壓殼與管座之間的密封焊一般在安裝現(xiàn)場進行。圖24 銷爪式磁力提升型控制棒驅(qū)動機構(gòu)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，它將反應(yīng)堆產(chǎn)生的熱量傳遞給二回路，并將二回路的給水變成蒸汽，推動汽輪機做功。蒸汽發(fā)生器的種類繁多，但目前壓水堆核電站中使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

32、在俄羅斯和一些東歐國家使用較廣，我國目前只有田灣核電站采用的是臥式自然循環(huán)蒸汽發(fā)生器。下面就以使用最為廣泛的立式U形管自然循環(huán)蒸汽發(fā)生器為例簡單介紹一下蒸汽發(fā)生器的結(jié)構(gòu)和工藝。立式U形管自然循環(huán)蒸汽發(fā)生器的典型結(jié)構(gòu)如圖2-5所示。蒸汽發(fā)生器總高約20m，整個結(jié)構(gòu)由下筒體蒸發(fā)段和上筒體汽水分離段兩部分組合而成。下筒體蒸發(fā)段用來使二回路給水汽化，上筒體汽水分離段則用來將汽水混合物分離，并使蒸汽干燥。蒸汽發(fā)生器由筒體組件、下封頭、管板、U型管束組件、汽水分離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界，均為核一級部件。蒸汽發(fā)生器筒體由上封頭、上筒體、錐形連接段及下筒體組成，用厚75100

33、 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，錐形段以上被擴大到約4.5 m。筒體組件下端與管板、下封頭焊接成一個整體。上封頭為標(biāo)準(zhǔn)橢球形狀，頂部蒸汽出口接管管嘴內(nèi)有若干個（一般為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(gòu)件的熱變應(yīng)力。上筒體內(nèi)主要設(shè)置有汽水分離器和蒸汽干燥器。上筒體下端設(shè)有給水接管，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)生器中承受壓差最大的部件，通常為半球形，沖壓成型，技術(shù)難度較大，有的堆型采用鑄造。下封頭內(nèi)壁與冷卻劑接觸

34、表面堆焊56 mm厚的不銹鋼覆蓋層，以降低腐蝕，使冷卻劑保持良好的水質(zhì)和較低的放射性水平。下封頭與管板焊成一體，并由焊接在管板上的鎳基合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）接管和一個人孔。人孔用來對蒸汽發(fā)生器管板、傳熱管進行在役檢查和檢修。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，大型管板上需要鉆出近萬個管孔，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(guān)鍵工藝。管板與一回路冷卻劑接觸表面堆焊有因科鎳合金復(fù)覆層。傳熱管與管

35、板連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，避免間隙內(nèi)沉積、濃縮化學(xué)物質(zhì)。傳熱管外徑約1620mm，厚約11.5mm，數(shù)量約為40005000根，材料一般為抗腐蝕能力較強的Inconel-600或690合金。俄羅斯的臥式蒸汽發(fā)生器傳熱管材料為不銹鋼，數(shù)量為10793根。高溫氣冷堆的蒸汽發(fā)生器與壓水堆的結(jié)構(gòu)差異較大，傳熱管為盤管結(jié)構(gòu)，共19組，材料為Inconel-800的，其頂部直接連接2臺氦風(fēng)機。 五、穩(wěn)壓器穩(wěn)壓器是對一回路冷卻劑系統(tǒng)壓力進行控制和超壓保護的重要設(shè)備，基本功能是建立并維持一回路系統(tǒng)的壓力，避免冷卻劑在反應(yīng)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

36、器，通過波動管和一個環(huán)路的熱管段相連。按原理和結(jié)構(gòu)形式的不同，穩(wěn)壓器分為氣罐式和電加熱式兩種?，F(xiàn)代壓水堆核電站普遍采用電加熱式穩(wěn)壓器。下面以大亞灣核電站穩(wěn)壓器為例介紹電加熱式穩(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，裙座通過地腳螺栓將穩(wěn)壓器固定在地基上。整個穩(wěn)壓器由容器、波動管接管嘴、電加熱器、噴淋管接頭、安全閥組排放管接頭等部件組成，用材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能夠提供超壓保護的安

37、全閥組排放管接口。容器頂部設(shè)計有人孔，以便人員進入，人孔用封蓋通過螺栓蓋封。過渡段接在底封頭中心，另一端與一號環(huán)路的熱管段管道相連接。容器底部還設(shè)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，通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，下端為一密封連接插塞，用其引出電源線。這樣即使加熱元件護套管破裂，穩(wěn)壓器仍處于密封狀態(tài)。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(guān)

38、鍵工藝，具有一定的技術(shù)難度。六、反應(yīng)堆冷卻劑泵反應(yīng)堆冷卻劑泵（簡稱主泵）是壓水堆冷卻劑回路系統(tǒng)中唯一高速運轉(zhuǎn)的機械設(shè)備，又是十分精密的功率強大的設(shè)備，屬于壓水堆電站的關(guān)鍵設(shè)備之一。高溫氣冷堆采用氦氣作為冷卻劑，氦氣流動動力來自于氦風(fēng)機。每個環(huán)路2臺氦風(fēng)機，直接位于蒸汽發(fā)生器的頂部。現(xiàn)代壓水堆核電站使用最廣泛的主泵是立式、單級軸密封泵。 圖27為大亞灣核電站反應(yīng)堆主泵結(jié)構(gòu)。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管、泵殼、葉輪、擴壓器和導(dǎo)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

39、一回路壓力邊界的一部分，為核1級部件。應(yīng)能承受設(shè)計工況以及事故狀態(tài)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(yīng)力，以及壽期內(nèi)的交變應(yīng)力、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(zhuǎn)的葉輪將冷卻劑經(jīng)擴壓器及與之方向相同的切線出水口接管送至堆入口環(huán)路管冷段。 泵軸：為不銹鋼鍛件，它需要承受很大的扭轉(zhuǎn)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(shè)置有一個徑向?qū)蜉S承。熱屏蔽：目的是在泵的上部和泵的下部之間進行隔熱。泵的上部

40、為軸承和聯(lián)軸器等，要求保持在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(dǎo)向軸承。導(dǎo)向軸承兩個裝在電機上，為常規(guī)油潤滑滑動軸承；第三個為泵軸承，是浸在水中的水潤滑軸承,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(gòu)成的殼體, 軸頸在殼體內(nèi)旋轉(zhuǎn)。軸承安裝在環(huán)型箱中，該箱能校正軸的偏心度。 圖27 反應(yīng)堆冷卻劑泵結(jié)構(gòu)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；通過連續(xù)的三級泄漏，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

41、感應(yīng)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。為防止安全殼內(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。電機設(shè)有電加熱器，在泵停運時加熱，使線圈保持一定溫度，防止凝結(jié)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連接。慣性/惰轉(zhuǎn)飛輪提高了主泵的惰轉(zhuǎn)性能，當(dāng)主泵突然斷電時，泵仍能繼續(xù)運行十幾分鐘，以保證有足夠的堆芯冷卻，以及及時采取應(yīng)急措施，從而提高了全廠斷電時堆芯的安全性。因此，惰轉(zhuǎn)飛輪為余熱排出相關(guān)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，代替?zhèn)鹘y(tǒng)的一臺軸密封泵。屏蔽離心泵直接

42、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，不需要軸封水系統(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，大大增加了安全性。七、主管道通常壓水堆核電站的反應(yīng)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(shè)備與反應(yīng)堆壓力容器連接起來的反應(yīng)堆冷卻劑管道，也稱主管道。每條環(huán)路中反應(yīng)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，主泵與反應(yīng)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

43、有差異，一般在700800mm左右，壁厚80mm左右。每個管段上還帶有一定數(shù)量的接管嘴，其中位于冷管段上的上沖管接管嘴還帶有熱套管。除了俄羅斯的主管道與其壓力容器筒體材質(zhì)類似以外，其它壓水堆的主管道基本為不銹鋼材料的。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，彎頭和斜接管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(yù)制焊接、檢驗和試驗完成后再運到核電站安裝現(xiàn)場進行焊接。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(yán)格，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(xué)性能和使用性能的前提下，其變形和收縮量應(yīng)控制在所規(guī)定的范圍之內(nèi)，焊

44、接難度很大。一般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行保護。八、安全殼附件對于壓水堆型核電站，反應(yīng)堆廠房即是指安全殼。安全殼是一個將反應(yīng)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(shè)備包圍集中在一起的密封建筑，是確保核電站安全的最后一道屏障，是一個極其重要的建筑物。安全殼按材料分有鋼殼、鋼筋混凝土殼和預(yù)應(yīng)力混凝土殼等幾種；按結(jié)構(gòu)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）安全殼鋼襯里安全殼鋼襯里在預(yù)應(yīng)力混凝土安全殼內(nèi)，起密封作用。安全殼鋼襯里一般由底板、截錐體、圓柱形筒體和穹頂組成，形成整體壓力“容器”，

45、如圖2-8所示，根據(jù)設(shè)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(shè)備閘門、錨固件，及背面錨固在混凝土中的角鋼、連接件（焊釘）等。截錐體筒體環(huán)吊牛腿貫穿件穹頂?shù)装鍒D2-8 安全殼鋼襯里結(jié)構(gòu)示意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，工作量大，焊接收縮量大，為保證設(shè)計尺寸和焊接質(zhì)量并減小變形、應(yīng)采取相應(yīng)的焊接措施。鋼襯里通過螺柱焊與安全殼連接。（二）鋼制安全殼即將開工建設(shè)的AP1000 型壓水堆核電站的CV 安全殼是反應(yīng)堆廠房的內(nèi)層屏蔽結(jié)構(gòu)，是非能動安全系統(tǒng)中的重要設(shè)備之一。CV 安全殼容器式反應(yīng)堆廠房的一道重要安全屏障。

46、整個安全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，總重量約3600t，主要受壓元件材料：SA738 Gr. B，筒體壁厚：44.45、47.6mm，外形尺寸：39624（直徑）65634（高）mm，設(shè)計壓力：0.41MPa，板焊結(jié)構(gòu)，屬于ASME 標(biāo)準(zhǔn)第三卷NE分卷MC級設(shè)備。 （三）人員閘門人員閘門是供工作人員經(jīng)與輔助廠房連接的專用通道以出入安全殼。另外通常還設(shè)有一個應(yīng)急用人員閘門，供工作人員在應(yīng)急情況通過更衣室廠房出入安全殼。專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

47、結(jié)構(gòu)，圓筒內(nèi)外各設(shè)一道密封門。密封門自動啟閉，設(shè)有門速控制裝置保證密封門能以穩(wěn)定的并可調(diào)的速度平穩(wěn)工作，門上裝有防回彈的阻尼機構(gòu)。（四）設(shè)備閘門設(shè)備閘門貫穿筒節(jié)預(yù)埋在安全殼混凝土內(nèi)，并與安全殼鋼襯里焊接。設(shè)備閘門的封頭為橢圓形瓜瓣拼焊結(jié)構(gòu)，直徑7m多。這種大直徑封頭壓型拼焊工藝復(fù)雜，很難保證形狀準(zhǔn)確，需設(shè)計專用的輔助工裝進行組焊。設(shè)備閘門封頭與筒節(jié)法蘭在安全殼封頂前運入安全殼存放。在完成安全殼的預(yù)應(yīng)力張拉后，設(shè)備閘門封頭和筒節(jié)法蘭與貫穿筒節(jié)焊接在一起，完成安裝。設(shè)備閘門是安全殼上的重要設(shè)備，在反應(yīng)堆運行時，它處于關(guān)閉狀態(tài)。設(shè)備閘門作為重型設(shè)備的進出口，其外設(shè)有設(shè)備吊裝平臺，平臺上設(shè)有龍門吊車。

48、重型設(shè)備由吊裝平臺吊車通過設(shè)備閘門出入安全殼，以便安裝和檢修。（五）安全殼貫穿件安全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安全殼混凝土壁面并錨固在混凝土上的鋼套管及兩個接頭構(gòu)成（如圖29）。接頭保證了套管和穿過安全殼的管道（或電纜）間的密封連接。機械貫穿件有不同的直徑和厚度，以滿足所貫穿連接的設(shè)備的尺寸和傳遞機械載負的要求。 安全殼貫穿件分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 安全殼貫穿件內(nèi)充滿加壓氮氣來保證。管道貫穿件內(nèi)可以是單根管道，也可以是多根管道，視安全和設(shè)計要求而定。大部

49、分貫穿件垂直于安全殼筒體壁面，焊接在安全殼內(nèi)側(cè)的側(cè)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(shè)冷水波動箱等。（一） 硼注箱硼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。硼注箱使用容積約為3.4 m3。正常運行狀態(tài)下，箱內(nèi)充滿7000 ppm的高濃度硼酸溶液。發(fā)生事故時，根據(jù)安注信號打開隔離閥，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(jié)晶溫度較高，為防止硼結(jié)晶，硼注箱絕熱并由電加熱器加熱，以保持溶液溫度。為了保持硼注入箱內(nèi)溫度和硼濃度均勻化，設(shè)有由再循環(huán)泵

50、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、接管和人孔組成?，F(xiàn)主體材料多為P355GH碳鋼，內(nèi)表面堆焊不銹鋼，筒體直徑1200mm左右，是由12塊130mm左右的厚鋼板卷焊而成，封頭一般整體壓制而成。（二）安注箱安全殼內(nèi)每個環(huán)路的冷管段上都接著一個安注箱。安注箱為一直立式筒體結(jié)構(gòu)，總?cè)莘e約50 m3，內(nèi)充2000 ppm的含硼水，用加壓4060公斤的氮氣覆蓋。中壓安注為非能動安全系統(tǒng)，不用安注信號啟動。當(dāng)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、接管和人孔組成。現(xiàn)主體材料多為Z2CN19-10控氮不銹鋼，筒體是由板材卷焊

51、而成，封頭一般由6塊瓜瓣壓制成型后拼焊而成。十、核2、3級泵泵在核電站的生產(chǎn)過程中，占有相當(dāng)重要的位置，也是應(yīng)用較多的機械設(shè)備之一。一般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，分別是余熱排出泵2臺、上充泵/高壓安注泵3臺、低壓安注泵2臺、安全殼噴淋泵2臺、水壓試驗泵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(shè)備冷卻水泵4臺、重要廠用水泵4臺、硼酸輸送泵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(xué)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

52、類型的泵。 （一）上充泵/高壓安注泵上充泵是化學(xué)與容積控制系統(tǒng)的一個重要設(shè)備。在正常工況下向反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)輸送凈化水、泄露補充水和主泵軸封水。在換料時，對系統(tǒng)充水。當(dāng)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吸取含硼水通過硼注箱向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(fù)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。離心式上充泵一般為小流量、高揚程離心泵。 （二）輔助給水泵輔助給水泵屬于專設(shè)安全設(shè)施，作為主給水系統(tǒng)的后備，當(dāng)主給水喪失時，一直處于熱備用

53、狀態(tài)的輔助給水泵立即啟動向蒸汽發(fā)生器二次側(cè)提供給水。為了滿足單一故障原則和多樣性原則，一般并列采用兩種泵。輔助給水泵一般為多級臥式離心泵，分為汽動和電動兩種。兩臺電動輔助給水泵由應(yīng)急電源供電，每臺提供50%額定流量。另一臺為汽動，提供100%額定流量。汽機是單級沖動式汽輪機，由主蒸汽管道上主隔離閥前3個分管供汽，只要其中一個供汽就能滿足供汽量。現(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(shè)備，在核電站系統(tǒng)中大量使用，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(fēng)閥）就有3500臺左右，其中核1

54、級閥門約150臺左右。按閥門結(jié)構(gòu)劃分，主要有截止閥、隔膜閥、閘閥、蝶閥、球閥、止回閥、彈簧式安全閥、先導(dǎo)式安全閥等。核級閥門的閥體一般不允許采用焊接結(jié)構(gòu)的閥體，因此核級閥門本身需要焊接的地方不多，除了主要鑄鍛件的補焊外，主要是硬密封閥門的密封面上堆焊硬質(zhì)合金等材料，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連接基本是采用焊接連接的方式，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)場焊接中的注意事項作一下簡單介紹。球閥內(nèi)部有聚四氟乙烯密封墊，不能承受高溫，因此閥門與管子焊接前，

55、要在距閥門中心一定距離處（在焊縫靠閥門一側(cè)）貼上溫度顯示標(biāo)簽（88127）。該標(biāo)簽將隨溫度的升高由白色變成黑色。焊工焊接時盡可能采用小的電流，分段焊接。若溫度標(biāo)簽顯示溫度上升至110時，應(yīng)立即停止焊接，當(dāng)焊縫冷卻后再分段焊接。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(yīng)盡可能使用小的電流。焊接時必須加絲，焊接電流一般在5060A，最大熔深不能超過2.2mm，且熔敷金屬不能溢出邊緣。焊接前，一定要明白閥門是否必須在打開或關(guān)閉狀態(tài)下焊接。焊接時，要保證焊接電流不能通過閥體，因此絕不允許地線夾在閥門的任何位置。如圖2-10所示。圖

56、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，基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、安全殼噴淋熱交換器、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(shè)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(shè)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)的上充流為冷源進行熱量

57、回收，完成下泄流降壓前首次冷卻降溫。以大亞灣運行參數(shù)為例，穩(wěn)態(tài)正常運行時，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(cè)，被管側(cè)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（正常時一組運行）。然后流出反應(yīng)堆廠房（安全殼），進入設(shè)在核輔助廠房內(nèi)的下泄熱交換器管側(cè)，被殼側(cè)RRI系統(tǒng)設(shè)備冷卻水冷卻，下泄流冷卻劑溫度由140降至46。 再生熱交換器一般采用臥式U型管殼結(jié)構(gòu)，筒體、封頭以及換熱管材料均為不銹鋼。（三）板式換熱器 板式換熱器結(jié)構(gòu)緊湊、單位體積設(shè)備提供的傳熱面積大；總傳熱系數(shù)值高，檢修和清洗

58、都較方便。圖212所示為大亞灣核電站核島設(shè)備冷卻水系統(tǒng)采用的板式換熱器結(jié)構(gòu)圖。主要由一組長方形的薄金屬板平行排列、夾緊組裝于支架上而構(gòu)成。兩相鄰板片的邊緣襯有墊片，壓緊后可以達到密封的目的，且可用墊片的厚度調(diào)節(jié)兩板間流體通道的大小。每塊板的四個角上，各開一個圓孔，其中有兩個圓孔和板面上的流道相通，另外兩個圓孔則不相通，它們的位置在相鄰的板上是錯開的，以分別形成兩流體的通道。冷、熱流體交替地在板片兩側(cè)流過，通過金屬板片進行換熱。每塊金屬板面沖壓成凹凸規(guī)則的波紋，以使流體均勻流過板面，增加傳熱面積，并促使流體的湍動，有利于傳熱。圖2-12 板式換熱器示意圖第三節(jié) 民用核安全設(shè)備活動的質(zhì)量保證一、

59、質(zhì)量保證的發(fā)展過程隨著社會的不斷發(fā)展和技術(shù)的持續(xù)進步，人們對于產(chǎn)品質(zhì)量的要求已經(jīng)遠遠不止是對產(chǎn)品的主要質(zhì)量特性使用功能的要求，而越來越重視產(chǎn)品的其他質(zhì)量特性，如產(chǎn)品的可靠性、可維修性、安全性以及最終壽命等等。而對于產(chǎn)品質(zhì)量的控制，早在二十世紀(jì)初葉即得到了有關(guān)工業(yè)化國家的普遍重視。截至目前，對于產(chǎn)品質(zhì)量的控制手段已經(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”發(fā)展為對產(chǎn)品審查所涉及的生產(chǎn)設(shè)備、生產(chǎn)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

60、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(dāng)?shù)陌踩L(fēng)險。因此美國政府早在1970年即將質(zhì)量保證引入有關(guān)核能發(fā)電和核燃料處理等核安全風(fēng)險較高的行業(yè)。國際原子能機構(gòu)（IAEA）也于1978年頒布了核電站質(zhì)量保證法規(guī)（IAEA50-C-QA）及其實施導(dǎo)則（50-SG-QA），并得到世界各國的普遍認可。國家核安全局自1984年成立以來，為了保證國內(nèi)核能發(fā)電技術(shù)的順利、快速發(fā)展，在核安全管理的方針、政策以及技術(shù)依據(jù)的制定方面與國際上充分接軌，于1991年7月制訂并正式頒布實施了核電廠質(zhì)量保證安全規(guī)定（HAF003）及其配套的導(dǎo)則文件。二、核電廠質(zhì)量保證IAEA的質(zhì)量保證定義：為使物項或