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1、2020/7/11,1,注册核安全工程师综合知识（新） 第四章 民用核安全设备基础知识,潘英杰 邮箱： 2013年7月北京,2020/7/11,2,引言,依据民用核安全设备监督管理条例 （国务院第500号令）民用核安全设备是指在民用核设施中使用的执行核安全功能的设备，包括核安全机械设备和核安全电气设备。 民用核安全设备是民用核设施安全防护实体屏障的核心，其质量和可靠性直接关系到核设施的安全稳定运行。,2020/7/11,3,第一节 民用核安全设备的特殊性,1、设计基准的确定原则不同。必须考虑在设计基准事故工况下仍能可靠地执行其规定的安全功能。 2、所有应用于设计和验证的计算分析软件和验证设施（
2、试验台架、回路等）需通过国家核安全监管部门的认可。 3、设备必须根据相关要求进行设备鉴定。在事故工况下，设备的可运行性和功能能够满足预定的要求。 4、设备的设计、制造、安装、焊接和无损检验等,必须采用成熟的且经过验证的技术或工艺。 5、设备的设计、制造、安装和无损检验的单位，必须通过HAF601或HAF604资格审查。 6、设备的设计、制造、安装和无损检验的单位，必须建立满足HAF003的要求的质量保证体系，并在有效控制之下。 7、设备的相关活动，包括设计、制造、安装、试验、运行、在役检查、维修和退役等，必须在国家核安全监管部门的监督下，处于严格受控状态。 8、核电站核岛主设备：反应堆压力容器
3、(压力壳)、蒸汽发生器、稳压器等部件，需考虑冷却剂腐蚀、核裂变中子辐照、冷却剂冲刷及振动等恶劣环境工作40-60年。 9、部分二回路管道设备，由于蒸汽流量速度大得多，必须考虑引起流体加速腐蚀(FAC)特殊问题。 10.民用核安全设备监管条例由报国务院标准化主管部门发布。 民用核安全设备行业标准由国务院核行业主管部门组织拟定，经国务院核安全监管部门认可，由国务院核行业主管部门发布，并报国务院标准化主管部门备案。”,2020/7/11,4,第二节 民用核安全设备的核安全分级要求,核动力厂设计安全规定（HAF102）中明确规定了：“必须首先确定属于安全重要物项的所有构筑物、系统和部件，包括仪表和控制
4、软件，然后根据其安全功能和安全重要性进行分级。它们的设计、建造和维修必须使其质量和可靠性与这种分级相适应”。,2020/7/11,6,第三节 民用核安全设备标准,（一）国内核安全设备标准 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压水堆核岛机械设计建造规则（ RCC-M规则），连云港田湾核电厂执行俄罗斯的标准。 （二） 美国ASME规范体系 机械工程师协会（ASME三年修订一次）、材料与试验协会（ASTM）、电气和电子工程师协会（IEEE）、核学会（ANS）等 （三）法国RCC-M规范体系核电厂RCC规范
5、系列包括RCC-P、RCC-G、RCC-M、RSEM、RCC-E（核岛机械设备）、RCC-I和RCC-C等，覆盖了核电厂系统、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。 （四）俄罗斯核电厂标准法规（法律法令、核安全法规及导则、专业技术标准）,2020/7/11,7,第四节 民用核安全设备常用金属结构材料,（一）金属结构材料 （1）黑色金属是指铁和铁的合金。如钢、生铁、铁合金、铸铁等。 （2）黑色金属是指铁和铁的合金。如钢、生铁、铁合金、铸铁等。 （二）金属结构材料的力学性能：强度、塑性、硬度、冲击韧度和疲劳强度等。 （1）强度 强度是在外力作用下，材料抵抗塑性
6、变形和断裂的能力。,2020/7/11,8,在工程上常用来表示金属材料强度等级的指标有屈服强度和抗拉强度（1）强度,2020/7/11,9,图2-13 典型的金属拉伸曲线a、屈服强度b. 抗拉强度,2020/7/11,10,(2)塑性,(a) 伸长率A A= （L1-L0）/L0 100% 式中： L0试样原标距的长度（mm） L1试样拉断后的标距长度（mm） (b) 断面收缩率Z Z= （A0-A1）/A0 100% 式中：A0试样的原始截面积（mm2） A1试样断面处的最小截面积（mm2）,注册核安全工程师讲稿提纲,2020/7/11,11,(3) 硬度,注册核安全工程师讲稿提纲,金属材料
7、抵抗其它更硬的物体压入其内的能力，叫硬度。 a、布氏硬度（HB）用布氏硬度机测试出来的硬度叫布氏硬度。 图2-15 布氏硬度,2020/7/11,12,注册核安全工程师讲稿提纲,b、 洛氏硬度（HR）在洛氏硬度机上测试出来的硬度叫洛氏硬度。,2020/7/11,13,（4）冲击韧度（ak）,2020/7/11,14,（5）疲劳强度,疲劳破坏是机械零件失效的主要原因之一 据统计，在机械零件失效中大约有80%以上属于疲劳破坏。 由于疲劳破坏前没有明显的变形，所以疲劳破坏经常造成重大事故，所以对于轴、齿轮、轴承、叶片、弹簧等承受交变载荷的零件要选择疲劳强度较好的材料来制造。,2020/7/11,15
8、,（三）钢材的非铁元素及其对性能的影响,结构钢分为分为碳素结构钢和合金结构钢 碳素结构钢中往往添加碳、硅、锰、硫、磷。 合金结构钢中添加一定量的合金元素，如硅、锰、钼、镍、硌、矾、钛、铌、硼、铅、稀土等其中的一种或几种。 其中含量多少对钢材性能影响较大。,2020/7/11,16,碳（C）：,超过0.23%时，钢的焊接性能变差，碳量一般不超过0.20%。 硫（S）： 具有热脆性， 使焊接性变差，硫还能降低钢的塑性和冲击韧性。 氧（O）： 有害作用同硫，增加钢的脆性 硅（Si）： 过量的硅会降低钢的塑性和冲击韧性，恶化钢材的抗腐蚀性和焊接性。,2020/7/11,17,铬（Cr）：,在结构钢中，
9、铬能显著提高强度、硬度和耐磨性，但同时降低塑性和韧性。铬又能提高钢的抗氧化性和耐腐蚀性，因而是不锈钢，耐热钢的重要合金元素。 铝(Al)： 铝是钢中常用的脱氧剂。钢中加入少量的铝，可细化晶粒，提高冲击韧性。,2020/7/11,18,镍(Ni)：,镍能提高钢的强度，而又保持良好的塑性和韧性。镍对酸碱有较高的耐腐蚀能力，在高温下有防锈和耐热能力。 钒(V)： 钒是钢的优良脱氧剂。钢中加0.5%的钒可细化组织晶粒，提高强度和韧性。钒与碳形成的碳化物，可提高在高温高压下抗氢腐蚀能力。 氮(N): 氮能提高钢的强度，低温韧性和焊接性。 氮(N): 氮能提高钢的强度，低温韧性和焊接性。,2020/7/1
10、1,19,（四） 辐照对金属材料的影响,辐照生长：能在一定晶面上聚集，从而造成某些材料沿一定方向的尺寸随辐照而显著变化。辐照生长对各向异性的核燃料(如铀、钚)和结构材料（如石墨、锆）是一个很重要的问题。 辐照肿胀：空位和惰性气体原子的聚集可以造成辐照肿胀。它表现为材料的体积和密度随辐照发生变化。核燃料在较高温度时以及快中子堆中的不锈钢都有肿胀问题。 辐照蠕变：可以导致蠕变或加速热蠕变。辐照蠕变和辐照剂量或辐照通量有关。 辐照硬化和辐照脆化:使金属硬化屈服强度提高等，对反应堆压力壳体钢有重要威胁。,2020/7/11,20,（五）核安全设备常用钢材,秦山一期和秦山二期一台反应堆压力容器选用的就是
11、SA508Gr3钢。 出于安全的考虑，法国RCC-M规范对承压零件以及涉及安全功能的非承压零件所用金属材料有相当多的特殊要求。该规范有一套非常完整而系统的体系来规范这些金属材料的生产、采购和使用，具有较好的可操作性。,2020/7/11,21,第五节 主要民用核安全设备举例,（一）反应堆压力容器 （日本福岛第一核电厂的反应堆压力容器在极恶劣的环境下也未发生破裂）。反应堆压力容器长期工作在高温（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（一般40年至60年）不可更换的设备。 反应堆压力容器是核电厂最关键的部件之一，在核电厂安全分析中，不考
12、虑其失效。 压水堆核电厂反应堆压力容器是一个底部焊有半球形封头的圆筒形承压密封容器。,2020/7/11,22,反应堆压力容器结构图压力容器材料要求有较高的机械性能、抗辐照性能和热稳定性，常用材料一般为低合金高强度Mn-Mo-Ni合金钢。,2020/7/11,23,为了满足压力容器在高温、高压及强辐照条件下工作的特殊要求，考虑到核电厂寿期内冷却剂的流动冲刷，含硼水对材料的腐蚀，耐辐照性能及金属的老化等因素，压力容器材料要求有较高的机械性能、抗辐照性能和热稳定性，常用材料一般为低合金高强度Mn-Mo-Ni铁素体钢高强度低铁素体低合金钢。 （1） 压水堆核电厂钢材我国、法、德、日均采用Mn-Ni-
13、Mo钢如采用美国ASME SA-508Gr3Cl1锻件或法国的 RCC-M M213116MND5锻件等 （这两种材料性质相似）。,AP1000反应堆压力容器也采用ASME SA-508 Grade3 Cl1锻件和板材制造，筒体壁厚203mm，内部带有5.6mm厚的奥氏体不锈钢（308L）堆焊层。 俄罗斯采用Cr-Ni-Mo钢。,2020/7/11,24,（2）高温气冷堆,高温气冷堆的反应堆压力容器比压水堆的反应堆压力容器要大得多，且形状比较细长。（筒体上段是由厚度为131mm的ASME SA-533B钢板拼焊而成，下段是由厚度为204mm的ASME SA-508Gr3整体锻件焊接而成，下封头
14、是由厚度为83mm的ASME SA-508Gr3锻板热冲压而成）。,2020/7/11,25,（3）AP1000反应堆压力容器,AP1000反应堆压力容器是由上封头、上筒体、下筒体、过渡段、下封头组成，也采用ASME SA-508 Grade3 Cl1锻件和板材制造，筒体壁厚203mm，内部带有5.6mm厚的奥氏体不锈钢（308L）堆焊层。下封头、过渡段、下筒体和上筒体焊接在一起。下封头上没有贯穿件，堆芯中子测量仪表从上封头引入，减少了下封头贯穿件失效引起的堆芯损坏风险。,2020/7/11,26,（二）反应堆堆内构件,压水堆堆内构件由高合金钢制成。主要包括上部堆内构件和下部堆内构件两大部分。
15、 1.下部构建,2020/7/11,27,2. 上部堆内构件,2020/7/11,28,（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，,2020/7/11,29,销爪式磁力提升型控制棒驱动机构,2020/7/11,30,（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，它将反应堆产生的热量传递给二回路，将二回路的给水变成蒸汽，推动汽轮机做功。（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）。,2020/7/11,31,（五）、稳压器,稳压器是对一回路冷却剂系统压力进行控制和超压保护的重要设备，基本功能
16、是建立并维持一回路系统的压力，避免冷却剂在反应堆内发生容积沸腾。 稳压器分为气罐式和电加热式两种。,2020/7/11,32,立式U形管自然循环蒸汽发生器,2020/7/11,33,稳压器稳压器高强度低合金Mn-Mo-Ni铁素体锻钢制成,2020/7/11,34,（六）、反应堆冷却剂泵,反应堆冷却剂泵（简称主泵）是压水堆冷却剂回路系统中唯一高速运转的机械设备，又是十分精密功率强大的设备，属于压水堆电站的关键设备之一。 主泵多是立式、单级轴密封泵,2020/7/11,35,立式、单级轴密封泵立式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。,2020/7/11,36,泵的选用,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，代替传统的一台轴密封泵。高温气冷堆采用氦气作为冷却剂，氦气流动动力来自于氦风机。每个环路2台氦风机，直接位于蒸汽发生器的顶部。 大亚湾核动力厂主循环泵是空气冷却、立式、电动、单级离心泵，带有可控泄漏轴封装置。,2020/7/11,37,
