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1、压水堆核电站设备设计及制造管理要求,核电设备讲座,上海核工程研究设计院 2005年09月,杜圣华,1,引 言 一 核电站设备简介 二 核设备设计标准和规范 三 核电站设备设计和制造资质取证要求 四 核电设备设计管理要求 五 核电设备制造验收质保要求,内 容 目 录,2,引 言 核电站是将原子核裂变释放核能通过热能机械能转变为电能的动力工程，核电技术是核物理、热工水力，流体力学，结构力学，机械，材料，控制电气，计算机技术，化学和环保等多种学科的综合技术； 核动力装置，既是重型设备，又由许多精密构件所组成。既要耐高温高压、耐辐照、耐腐蚀高度密封，又要满足抗地震，振动，冲击和抗疲劳断裂等一系列要求；
2、,由于核反应产生强放射性，必须靠远距离，自动控制和遥感技术进行操作和检测，必须高度安全可靠，万无一失。因此，发展核电必将带动一系列科技领域和工业能力的综合提高。 核电站的系统约200余个，大小设备3万多台件，涉及设备制造厂商580多家，发展核电必将带动相关产业和技术的高技术化方向发展。,4,核蒸汽供应系统（NSSS），汽轮发电机组（TG）和数字化仪控（I&C)是压水堆核电站三大技术关键，而核岛主要设备（反应堆、蒸发器、主泵、稳压器）和常规岛的汽轮发电机组又关键的关键。由于它的技术含量高，技术难度大，一种新型号核电产品设计、开发、制造定型，蕴藏着含量极高的知识产权。因此，核电站要真正实现四个自主
3、，核电站的主要设备设计和制造国产化是极其重要的环节。,5,一、核电站设备简介 (一) 核设备安全功能及分级 (二）核岛主、辅设备简介 (三）常规岛主、辅设备简介,6,（一）核电站设备安全功能及分级 1. 安全等级 构成承压边界并执行一定安全功能的机械系统和流体系统的设备和部件被分成三种安全等级。 其他承压设备和部件定为安全四级（即非安全级用NNS表示）。,7,（1）安全一级 主要指组成反应堆冷却剂系统承压边界的所有部件。安全一级包括反应堆冷却剂系统中主要承压设备：反应堆压力容器、主管道、反应堆冷却剂泵、稳压器、蒸汽发生器一次侧，CRDM耐压壳体及一回路的连接管道（内经大于9.5mm），直到第二
4、个隔离阀。 安全一级设备选用的设计等级和质量等级均为一级。美国联邦法规规定，必须按实际可能的最高质量标准来设计、制造、安装及试验。具体地说应符合ASME规范第III篇第一分册NB中关于一级设备规定。,8,（2）安全二级 主要指反应堆冷却剂系统承压边界内不属于安全一级的各种部件，以及为执行所有事故下安全功能，排出堆芯热量及限制放射性物质从安全壳内向外释放的各种部件。例如： 1）反应堆冷却剂承压边界部件中非核一级部件和设备：余热排除系统、化学容积控制系统的上充和下泄部分，安全注入系统及安全喷淋系统等。 2）构成反应堆安全壳屏障的设备及部件：安全壳并包括隔离反应堆厂房和外部环境的密封系统的阀门和部件
5、，二回路系统在反应堆厂房内部分及厂房外第一个隔离阀，安全壳内氢气控制监测系统及堆芯测量系统的设备和部件。,9,（3）安全三级 主要指下述一些系统的设备： 1）为控制反应堆提供硼酸系统； 2）应急给水系统； 3）设备冷却水系统； 4）乏燃料池冷却系统； 5）应急动力和辅助系统； 6）为安全系统提供支持性功能的设施（例如电、压缩空气、液压动力、润滑剂等系统设施） 7）空气和冷却剂净化系统。 表31列出压水堆核电站分级。,10,（4）安全四级（非安全等级） 核岛中不属于安全一、二、三级的设备为非核安全等级。但非核安全级的设备设计制造应按非规范和标准中较高的要求执行，必要时，还应附加与安全的重要性相适
6、应的补充设计要求。 两个不同安全等级的接口，其安全等级应属于相连系统中较高的安全等级。,11,2. 抗震分类 在设计和鉴定上要满足承受一定地震载荷要求的机械设备和电气设备，被定义为抗震级设备。 抗震I类指的是核电站中用来实施停堆或维持安全停堆以及会引起放射性大量释放到周围环境设备和电气。抗震I类设备包括安全一、二、三级和1E级的电气设备。其它部件和设备也可按其对安全的重要程度经受抗震能力来校核。 抗震I类表明设备的设计要满足能承受安全停堆地震（SSE）引起的载荷要求。 所有与安全有关的厂房和土建构筑物都是抗震级的，在设计上要满足能承受安全停堆地震载荷的要求。,12,3. 设计和质量等级 根据核
7、电站中系统和设备的安全等级和抗震类别在机械设备中规定了它们相应的设计、制造、检查和验收要求。这种要求反映了设备相应设计和质量评定等级。 在核岛供货范围中根据产品等级不同，可以分为不同的质量类别，分别明确地规定了其不同的质量保证（QA）要求。这些分级应与采用的安全准则相适应。 属于质保QA-1和QA-2的设备必须满足IAEA-50-C-QC法规的总要求并符合“供货总要求”中有关规定；对于QA-3的设备只要求符合“供货总要求中的规定；对于属于QNC类别的设备，既不要求提供QA大纲或QA程序，也不要求文件”供货总要求中的规定。,13,（二）核岛主、辅设备简介 核岛主要设备由核反应堆、蒸汽发生器、稳压
8、器、主循环泵以及相应的管道等组成。 1. 核反应堆 以四环路百万千瓦级典型压水反应堆为例，它由堆芯组织、堆内构件、压力容器和控制棒驱动机构等主要部件组成。 反应堆堆芯装载有193束燃料组件，61组控制棒组件，2组启动中子源和整体可燃毒物组件及部分阻力塞组件。 （堆本体结构图）,14,核燃料组件 采用法玛通AFA-3G或西屋公司的Performance+1717排列高性能燃料组件：棒经9.5毫米，高度12英寸或14英尺，包壳材料为M5合金或锆-铌合金，每个组件有264根棒24根导向管，1根通量管，8-10层定位格架，上、下管座均为可拆卸结构。该组件能适应核电站跟踪负荷运行；堆芯换料周期可延长到1
9、8-24个月，平均卸料燃耗45000MWd/tU；堆芯热工安全裕量大于15%；燃料组件在事故工况下能保持可冷却几何形状，使反应堆处于安全停堆状态。 （燃料组件图）,15,反应性控制： 堆芯反应性的快速变化由控制棒组件控制，布置在压力容器顶盖上部的控制棒驱动机构带动控制棒上下抽插，以实现反应堆启动，功率调节，停堆。整个驱动线包括燃料组件导向管。压紧部件导向管，驱动机构管座和驱动机构定位，对中和缓冲，以确保在事故工况下控制棒的快速下插。从而保证反应堆的安全。四环路核电站堆上设置有61组CRDM。 （驱动机构图）,16,堆内支承结构： 堆内构件主要承担燃料组件、控制棒组件等堆芯部件的支撑，定位和控制
10、棒导向，以及引导进、出燃料组件的冷却剂的流动方向。 它由吊篮、压紧部件、辐照监督管及堆内测量装置等组成。它的总高约10-11m。总的重约170-180吨。 （堆内构件图）,17,反应堆压力容器： 压力容器是核电站冷却剂压力边界屏障中的一个重要设备。它主要用来装载反应堆堆芯，密封高温、高压冷却剂。它属核一级安全设备，要求核电站各种运行工况下保持结构完整性，设计寿命60年。 压力容器呈园柱形，具有球型上、下封头，螺栓连接可拆高法兰顶盖。 顶盖部份与筒体之间由“O”型环密封。四个环路共有8个冷却剂接管，位于筒体接管段同一水平面上，压力壳材料采用SA-508-III合金钢，内壁堆焊6mm厚不锈钢。容器
11、内径4.4m，壁厚225mm，总高12.9-13.6m，总重量约380-400吨。 （反应堆本体结构）,18,核反应堆主要性能参数,19,2. 蒸汽发生器 蒸汽发生器是一回路冷却剂将反应堆热能传给二回路工质使其变为蒸汽的热交换设备。通常采用立式倒“U”形管自然循环结构形式。它由一次侧下封头、管板、U形管束和二次侧筒体、汽水分离装置等组成。 四环路核电站蒸汽发生器可以选用60F-1型或75型蒸汽发生器， 75型是在60F基础上改进，采用外径19.05mm传热管三角形排列，管子根数增加到5736根，传热面积增加19.0%，蒸汽干度达到99.99%（其结构见图）。,20,蒸汽发生器主要参数,21,3
12、. 稳压器 稳压器的作用是补偿一回路冷却水温度变化引起回路水容积的变化和调节系统工作压力，防止一回路系统压力变化引起设备损坏或堆内冷却剂沸腾。普遍采用立式电加热式稳压器，它的结构呈钟罩形筒体。顶部设有安全阀，卸压阀喷雾装置，底部设置电加热元件。容器具有足够容积，正常运行，一半充水，另一半将持一定压力的蒸汽。 总的容积约60m3外径 2.5m，总高13m，空重约100t（结构形式见图）,22,4. 主冷却剂泵 冷却剂主泵用于即送高温高压冷却剂，将反应堆热能输送到蒸汽发生器，以保证二回路系统正常工作，是系统中重要转动设备采用直立式、单级、混流式轴封泵，它由泵壳、叶轮、转轴部件、密封部件，飞轮和电机
13、等组成。 （结构见图）,23,主冷却剂泵主要参数,24,5. 核II级泵 高压安注泵，余热排出泵，安全壳喷淋泵和上充泵是核岛辅助系统中重要安全设备。 1）高压安注泵 当一回路系统发生中、小破口失水事故时，安注信号发生,高压安全注泵即刻启动，先将换料水箱含硼水注入堆芯，防止堆芯烧毁。 高压安注泵选用多级，双壳、卧式离心泵，转速3000转/分，由电动机直接带动。 2台100%流量 200m3/h，扬程1300m。,25,2）余热排出泵 正常停堆运行时，冷却剂温度降至180 后，余热排出泵将环路热端的冷却剂流经余热排出热交换，降温后送回环路冷端，使反应堆继续降温。在失水事故工况，当换料水箱发出低低水
14、位信号时，余热排出泵将从安全壳地坑内吸水，注入堆芯，防止堆芯烧毁。 余热排出泵通常采用单级，悬臂卧式离心泵，转速1500转/分，2台100%，流量 1000m3/h，扬程100m。,26,3）安全壳喷淋泵 当发生失水事故或主蒸汽管道破裂而引起安全壳压力上升时，触发安注讯号同时，安全壳喷淋泵启动，将含NaoH的硼水,从安全壳顶部的喷淋嘴喷淋下来，使安全壳降温降压，并从安全壳的气氛中吸收放射性碘。 喷淋泵一般为单级，单吸、悬臂立式离心泵 转速3000转/分，2100%，流量 1000m3/h，扬程200m。,27,4）上充泵 上充泵在正常工况时，通过它向反应堆系统输送净化水和泄漏补水。并控制稳压器
15、水位波动，作为系统容积控制重要手段。 在安注工况时，也可向堆芯紧急注射冷却剂。在换料时对系统充水和水压试验，具有多种用途。 上充泵有往复式及离心式两种，互相配合使用。 往复式一般为卧式三柱活塞，泵，异步电动机1100%，流量14.3m3/hr 离心式一般为小流量，高扬程离心泵单级转速可达2万rpm，2100%，流量34.7t/hr，扬程1768m。,28,6. 核级箱式设备 主要有安全注射箱，卸压箱、硼酸制备箱等。 1）安全注射箱 非能动设备当主系统发生失水事故，压力低于箱内压力（ 4.9MPa）时箱内硼水在氮气压力作用下自动注入堆芯。 安注箱采用立式，圆筒形中压容器，由筒体、封头、支座、接管
16、和人孔等组成上封头设有氮气冲排孔及安全阀，四台，容积60m3/台，设计压力55bar。,29,2）卸压箱 用来接受由稳压器排放的蒸汽，并进行冷却，同时可接受安注卸压阀、化容下泄孔板、化容轴封水泄压阀的疏水。其结构是一个卧式圆筒形压力容器，由两个鞍型支座组成。当稳压器卸压阀或安全阀开启，则蒸汽排入卸压箱，当压力上升至0.686MPa时，爆破膜冲破将冷凝的蒸汽排入安全壳，以保护箱体安全。 容积 60m3，设计压力0.8MPa，温度172 。,30,7. 核级热交换器 主要有再生热交换器，下泄热交换器，过剩下泄热交换，设冷交换器和余热排出热交换器等。 1）再生热交换器 再生热交换器用于将下泄流加热上充流，回收下泄流中的部分热量，防止低温的上充流直接进入堆芯而引起反应性效应，同时降低上充流对主管道造成热冲击。再生热交换器采用整体U型卧式结构，用型钢作托架。设计流量215t/h，设计压力19.6MPa，设计温度290 。,31,2）下泄热交换器 下泄热交换器用于将下泄流冷却到净化床的工作温度（48 ） 热交换器采用U形管立式结构，主冷却剂在管侧流动，壳侧为设冷却水。 二台，设计流量约2.2t/a，设计压约3.92MPa，设计温度197 。,
