核电厂主要生产系统要点

第一篇：核电厂主要生产系统要点

核电厂主要生产系统

核电厂的分类的主要依据是反应堆堆型，按堆型分类世界上已投入运行的核电厂有以下几种：

1）压水堆核电厂

这种核电厂的优点是：反应堆的结构简单，功率密度高；汽轮机不带放射性，勿需采取防护措施。

这种核电厂的缺点是：系统复杂，设备多；为得到较高的蒸汽参数，反应堆及一回路设备都要在很高的压力下工作，使其设计、制造困难。

1950年美国海军把推进动力研究集中在压水型反应堆上，1954年魟鱼号核潜艇下水。随后，美国压水型反应堆由于陆上核电厂的建设，并得到了迅猛发展。

2）沸水堆核电厂

这种核电厂的优点是：系统简单（只有一个回路，设备少。无蒸汽发生器、稳压器、主泵及一回路主管道等）；在反应堆压力低的情况下可获得相对高的蒸汽参数。

这种核电厂的缺点是：反应堆结构复杂，功率密度低；汽轮机带有放射性，要采取防护措施。

沸水堆核电厂发展的很快，1960年美国第一座示范性沸水堆核电厂投入运行以后，目前单机最大功率已达1300MW。

3）重水反应堆核电厂

这种核电厂的优点是：用天然铀作燃料，提高了铀资源的利用率，降低了燃料的成本；采用压力管，省去技术复杂、制造困难、价格昂贵的压力壳；能不停堆换料。

这种核电厂的缺点是重水昂贵，发电成本高。

1956年，加拿大建成了实验性的重水堆核电厂，后来又建造了电功率为540MW和750MW的重水堆核电机组。

4）石墨气冷堆核电厂

这种核电厂的优点是：用天然铀作燃料成本低；获得的蒸汽参数高，且为过热蒸汽。这种核电厂的缺点是：功率密度小，反应堆体积庞大；燃料装量大，燃耗浅，自耗功大，发电成本高。

前苏联自第一座核电厂开始，一直在设计、建造石墨水冷堆核电厂，并在国内建造了一批功率为1000MW的这种核电机组。

5）快中子堆核电厂

这种核电厂的优点是：可使对轻水堆来说是核废料的U238，变成可用的核燃料，大大提高铀资源的利用率。

这种核电厂的缺点是：钠的腐蚀性强，对设备、管道的材料要求高；钠在空气中会燃烧，在水中会爆炸－钠水反应，故危险性大。

快中子堆是最有发展前途的核电厂。因为它是一种增殖堆，能大量利用“核废料”。1951年美国实验快堆首次从核反应堆发电点亮4个灯泡。虽然世界上发达的国家已建成10多座快中子堆核电机组，但均为实验性的原型堆，尚有许多技术问题有待解决。

到2008年7月份，我国有9台压水堆核电机组、2台重水堆核电机组在商业运行，有16台压水堆核电机组、1台高温气冷堆核电机组以及一座实验快堆正在建设中。目前世界上最先进的第三代压水堆是美国AP1000和法国与德国联合开发的欧洲先进堆EPR，我国将分别在山东海阳、浙江三门和广东台山建设这两种机组。

1压水堆核电厂系统构成

压水堆核电厂是以压水反应堆将裂变能转换为热能发电的，是目前世界上选用最多的堆型。压水堆核电厂是以高压欠热水作为慢化剂和冷却剂，一回路高压高温水通过蒸汽发生器使二回路水生成蒸汽送到汽轮发电机进行发电。图1.2-1为压水堆核电厂系统原理图。

图1.2－1 压水堆核电厂系统原理图

每台压水堆机组都由反应堆－蒸汽发生器－汽轮机－发电机－稳压器－主泵组成。

1、一回路系统及主要设备

一回路系统又称为反应堆冷却剂系统，一回路内的高温高压含硼水流经反应堆堆芯，吸收堆芯核裂变放出的热能；进入蒸汽发生器，通过蒸汽发生器传热管壁，将热能传给蒸汽发生器二回路侧；再被反应堆冷却剂泵送入反应堆。如此循环往复，构成封闭环路。

现代商用压水堆核电厂反应堆冷却剂系统主要由反应堆、冷却剂泵（以后简称主泵）、蒸汽发生器、稳压器和主管道组成。反应堆冷却剂系统一般有二至四条并联在反应堆压力容器上的封闭环路，每一条环路由一台蒸汽发生器、一台或两台反应堆冷却剂泵及相应的主管道组成。

反应堆冷却剂系统示意图见图1.2-2。

图1.2-2 压水堆核电厂反应堆冷却剂系统示意图

反应堆主要由压力容器、堆内构件、堆芯和控制棒驱动机构组成；  反应堆压力容器工作在高压(15.5MPa左右)、高温、含硼酸水介质和放射性辐照的环境条件下，不仅用于支撑和包容堆芯和堆内构件，还作为一回路冷却剂的重要压力边界，起着防止裂变产物逸出的作用。 堆内构件主要用于堆芯部件的支承、对中和导向；引导冷却剂流入流出堆芯；为堆芯内仪表提供支承和导向；保护压力容器，延长其寿命。它主要包括上部堆内构件和下部堆内构件两大部分。

 堆芯（反应堆活性区）的主要作用是建立和维持可控链式核裂变反应，将燃料核裂变产生的能量大部分转换成热能，并将热能传递给一回路冷却剂。

 控制棒驱动机构是核反应堆安全的重要动作部件，通过它的动作，带动控制棒组件在堆芯上下抽插，以实现反应堆的启动、功率调节、剩余反应性补偿和停堆操作。控制棒驱动机构主要包括内部钩爪组件、驱动轴组件、耐压壳组件、磁轭线圈组件和位置指示组件等部件。

主管道将冷却剂从反应堆压力容器传送到蒸汽发生器，然后输送到主泵，再由主泵增压打回反应堆压力容器。每个环路上的主管道段包括热管段（反应堆压力容器到蒸汽发生器部分）、过渡管段（蒸汽发生器至主泵部分）、冷管段（主泵至反应堆压力容器部分）。

主泵作用是为反应堆冷却剂提供驱动压头，保证足够的冷却剂流量通过堆芯，把反应堆产生的热量送至蒸汽发生器。现代压水堆核电厂采用最广泛的是立式、单级轴封泵。

蒸汽发生器是压水堆核电厂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。同时，蒸汽发生器又是分割一回路和二回路介质的屏障，占一回路压力边界面积80%左右的蒸汽发生器传热管壁厚一般只有1mm左右，是一回路压力边界中最薄弱的部分，在运行中极易发生泄漏。因此，蒸汽发生器的质量和性能对于核电厂的安全性和经济性十分重要。目前我国除田湾核电站采用卧式蒸汽发生器外，其它电站均采用立式U型管自然循环蒸汽发生器。

反应堆冷却剂系统还设有稳压与卸压系统，该系统通过波动管线与主管道连接，由稳压器、卸压箱、稳压器波动（膨胀）管线、稳压器喷淋管线、稳压器安全阀、蒸汽排放管线以及汽－气混合物排放管线等部件组成。

稳压与卸压系统的主要功能是建立并维持一回路系统的压力；运行期间补偿一回路冷却剂因温度变化引起的容积变化，限制一回路压力因温度变化引起的波动，避免冷却剂在反应堆内沸腾，并控制一回路升、降压速度。整个压水堆冷却剂系统共用一台稳压器，通过波动管和一个环路的热管段相连。稳压器有气罐式和电加热式两种，现代压水堆核电厂普遍采用电加热式稳压器。

2、主要的安全系统

核电厂的安全系统的功能是限制事故发生后的后果，为一些重大的事故提供必要的应急冷却措施，并防止放射性物质的扩散。主要的安全系统包括余热导出系统、应急堆芯冷却系统、安全壳、安全壳隔离系统、安全壳喷淋系统、安全壳消氢气系统、蒸汽发生器辅助（应急）给水系统、重要用户中间冷却水系统、应急电源等。这些安全保护系统均采用独立设备和冗余布置，备有事故电源，安全系统可以抗地震和在蒸汽－空气及放射性物质的恶劣环境中运行。简单介绍如下：（1）余热导出系统

余热导出系统主要功能是把反应堆停堆后的余热热量从反应堆冷却剂系统中传递出去。

余热导出系统主要由余热交换器、余热排出泵以及有关管道、阀门和运行控制所必需的仪器仪表组成。该系统正常运行时，反应堆冷却剂从主管道热段流向余热排出泵，通过余热交换器传热管再返回主管道冷段，热量则通过余热交换器传递到设备冷却水系统中。

（2）应急堆芯冷却系统

应急堆芯冷却系统主要功能是在出现某些事故时，通过注入含中子吸收物质（硼）的冷却剂，冷却堆芯并提供附加停堆能力。应急堆芯冷却系统主要由安注箱、安注泵、离心上充泵、余热排出泵、换料水贮存箱、硼注射箱及有关的阀门、管道组成。

（3）安全壳

安全壳是用于容纳反应堆冷却剂系统和某些安全重要系统的设备，在运行时对冷却剂系统的放射性辐射进行屏蔽，限制泄漏；在一回路或二回路发生泄漏事故时，承受内压并限制泄漏。安全壳还具有抵抗外部事件（飓风、飞射物撞击）保护反应堆的能力。

安全壳底部用钢筋混凝土底板封闭，主体由预应力混凝土穹顶封闭的立式预应力混凝土筒体构成，内侧覆有起密封作用的碳钢衬里。

（4）安全壳隔离系统

安全壳隔离系统为贯穿安全壳的流体系统提供了隔离手段，将事故后可能释放到安全壳中的任何放射性都包容在安全壳内，保证安全壳泄漏率不超过规定的限值。

安全壳隔离系统主要由安全壳隔离阀和相关管道组成。在某些事故情况下，当安全控制系统发出隔离信号时，这些隔离阀快速关闭，防止放射性物质向周围环境释放。另外，在主蒸汽管道发生破裂时，还能及时隔离蒸汽发生器，防止反应堆冷却剂系统过冷或安全壳超压。

（5）安全壳喷淋系统

该系统的功能是维持安全壳内压力。某些事故发生后，当安全壳内的压力上升到一定限值，安全壳喷淋泵启动，把含有硼和氢氧化钠的溶液向安全壳内均匀地喷淋，在降低安全壳内温度和压力的同时，溶解安全壳内的放射性碘，减少放射性物质向环境释放的可能性。

安全壳喷淋系统主要由安全壳喷淋泵、喷淋总管道、喷淋添加剂箱、液体喷射器和若干隔离阀及为保证系统运行所需的管道、仪器仪表组成。

（6）安全壳消氢系统

该系统的设计是基于美国三哩岛事故经验反馈的结果。三哩岛事故中，由于氢气大量聚集在安全壳顶部，最后引起氢爆炸，进一步恶化了事故后果。安全壳消氢系统的主要功能是，在发生冷却剂失水事故时，降低安全壳内氢气的含量，防止氢爆。

该系统主要由氢复合器、若干风机、过滤器和相关管路组成。（7）蒸汽发生器辅助（应急）给水系统。

在二回路的主给水失去的事故情况下，该系统投入使用，向蒸汽发生器供应足够的给水来排出一回路系统的热能。另外，在某些情况下，如小破口失水事故等，该系统也投入使用。

该系统主要由辅助给水泵、除氧水箱、除盐水贮存箱、调节阀、截止阀和相应的管道组成。该系统投入运行时，辅助给水泵将除氧水箱或除盐水贮存箱中的水打入蒸汽发生器中，保持蒸汽发生器的水位能够淹没传热管，防止事故的进一步扩大。

（8）重要设备中间冷却水系统。

该系统的主要功能是向反应堆装置、主泵、反应堆装置的辅助系统、安全系统提供冷却水并导出热量。

（9）应急电源

核电厂每台机组都安装有应急柴油发电机组，正常运行时处于热备用状态，一旦发生失电事故，要求该系统在十几秒时间内启动，自动带上负荷，为反应堆安全系统提供驱动力。

系统的主要设备是应急柴油发电机组。

3、核辅助系统

核辅助系统主要包括化学和容积控制系统、反应堆和乏燃料冷却和处理系统、三废系统、通风空调系统和核测量控制系统等。

（1）化学和容积控制系统 该系统主要作用有：

 在所有运行工况下维持反应堆冷却剂系统的物质平衡和水质；  贮存与供应除盐除氧水及氢氧化锂与联氨，调节一回路水化学工况；  贮存并向安全注入系统和反应堆及乏燃料水池冷却和处理系统提供不同浓度值的硼酸溶液，控制反应堆反应性；  向稳压系统供喷淋水，向主泵密封供水并冲洗轴封；  向稳压器和余热系统泄压阀充水；

 净化溶解在一回路冷却剂中的离子态杂质，净化以晶体状态存在于一回路冷却剂中的放射性腐蚀物，保证在燃料元件表面没有沉淀物，降低一回路设备和管道的放射性污染水平；

 处理各种工况下从一回路引出的含硼水，供应高、低浓度硼酸溶液，净化硼酸溶液等等。

 此外，化学和容积控制系统还起着安全功能。在事故情况下，化学和容积控制系统可向反应堆冷却剂系统供给含硼酸的冷却剂。化学和容积控制系统主要有下泄、上充两大子系统。

下泄系统从主回路冷段管道抽出冷却剂，通过下泄控制阀流向再生热交换器，再通过下泄孔板流向下泄热交换器，通过调节阀进入下泄离子交换器（俗称混合床离子交换器）、阳离子交换器、下泄过滤器等进行净化和过滤，最终流到容积控制箱，并在容积控制箱内完成载热剂的除氧。

下泄系统主要由再生热交换器、下泄孔板、下泄热交换器、混合床离子交换器、阳离子交换器、容积控制箱和相关的阀门、管道组成。

上充系统从容积控制箱内取冷却剂，由上充泵打回反应堆冷却剂系统。上充系统主要由上充泵和相关的阀门、管道组成。

另外，化学和容积控制系统还包括冷却剂补给和化学物质添加系统、一回路冷却剂净化和处理系统等。

冷却剂补给和化学物质添加系统主要由化学水箱、硼水贮存箱、化学试剂补给箱、加药泵、硼酸过滤器、硼注射箱和相关的阀门、管道等部件组成。（2）反应堆和乏燃料水池的冷却和处理系统

与火电厂不同，核电厂使用过的燃料不会立即运出，将被从堆芯转至乏燃料水池。在那里被冷却和降低放射性水平。反应堆和乏燃料水池的冷却和处理系统的主要功能是降低乏燃料水池内燃料元件的剩余热量；在所有工况下导出乏燃料水池内乏燃料余热，充注乏燃料水池；在换料和停堆检修时，不能利用余热排出系统时，可利用辅助冷却系统来冷却堆芯；堆芯换料时排空反应堆竖井、堆内构件及水封闸板间腔室或向其充水，保持乏燃料水池的水质并降低放射性；在发生事故时，它向反应堆安全壳喷淋系统和安全注入系统提供足量的硼酸溶液。

该系统主要由输水泵、冷却器、排水泵、集流母管和排水管线组成。（3）三废处理系统 ①废气处理系统

废气处理系统主要是用来控制排放废气中放射性惰性气体和气溶胶的含量，使气体流出物的放射性含量符合国家规定的排放定值。通过吸附或压缩贮存的方式使废气中放射性物质在特定的容积内自然衰变，测得废气的放射性合格后，通过过滤、除碘、空气稀释后排向烟囱，达到保护环境的目的。

②废液处理系统

废液处理系统对含有放射性的液体废物进行处理，保证向环境排出的废液达到排放标准。它通过蒸发或过滤的方式对废液进行放射性分离，得到的低于排放浓度限值的液体可直接向环境排放，而得到的少量放射性浓缩液或过滤后的放射性废树脂采用水泥固化、深埋的处理方式，以达到保护环境的目的。

③固体废物处理系统

固体废物处理系统对核电站产生的放射性固体废物（废中子测量通道、放射性污染的废检修工具、更换下来的放射性高效过滤器、个人防护用品、被放射性污染的建筑材料和保温材料、液体废物固化体灯）进行处理。通常采用分拣、减容、固定、固化等办法使放射性固体废物形成易运输，易加工、性能稳定的物体，以便于在后处置场对其进行后处理。

有些电站三废处理系统还包括硼回收系统、放射性废液排放系统以及流水排放系统等。

（4）通风空调系统 通风空调系统的主要功能是为重要设备和人员提供足够的冷却能力和空气循环的能力，保证重要设备的正常运行，保持或改善人员的工作环境，并降低事故情况下放射性外泄的可能性。

通风空调系统一般有控制棒驱动机构风冷系统、反应堆堆坑的通风系统、安全壳内的连续通风系统、安全壳内的空气净化系统、核燃料厂房通风系统、核辅助厂房通风系统、汽轮机厂房通风系统、主控室空调系统、上充泵房应急通风系统、辅助给水泵房通风系统、主要厂用水泵站通风系统、废物辅助厂房通风系统、安全注入和喷淋泵电机房通风系统等。

（5）核测量控制系统

为了预防事故的发生，保证反应堆在既定参数下安全稳定运行，就必须监测反应堆中核裂变的情况，并给予必要的干预手段进行调整。

用于监督如堆功率、堆周期、中子通量分布等情况的系统统称为核测量系统。用于调节的系统称为核控制调节系统，核电厂控制调节系统包括堆功率调节系统、稳压器控制系统、蒸汽发生器水位控制系统和蒸汽排放控制系统等。

4、常规岛系统

压水堆核电厂的常规岛部分主要包括二回路系统（汽轮机发电机系统）、循环水系统、电气系统及厂用电设备。

核电厂常规岛的系统和设备与火力发电厂相类似，主要区别在于：（1）核电厂常规岛系统某些设备和系统也涉及核安全要求，因此，对制造、安装和运行等有更高的要求；

（2）核电厂的主蒸汽采用中参数的湿蒸汽，压力和温度较低，为了获得大功率，只能增加主蒸汽的流量，因此核电厂的主蒸汽流量比火力发电机组大。由于二回路温度压力较低，其压力边界的选材与常规火电站不同。

（3）由于中参数湿蒸汽经汽轮机高压缸做功后，湿度提高，核电厂汽轮机在热循环中增加了汽水分离再热系统，这是核电厂与火力发电厂在常规岛部分的明显不同之处。

2重水堆系统简介

加压重水反应堆（PHWR）是由加拿大经多年研究发展而成，它采用天然二氧化铀作为燃料，重水D2O作为慢化剂和冷却剂。燃料元件置于水平设置的压力管内，反应堆两端面各有一台装换料机，可实现不停堆换料。反应堆的控制采用垂直插入的多种中子吸收反应性控制装置来完成。我国目前秦山三期有两台CANDU6加压重水堆核电机组（728MWe）正在运行。

PHWR堆主要由慢化剂系统、一回路热传输系统、停堆冷却系统、专设安全系统、安全支持系统和供电系统等组成。

慢化剂系统在低温低压下运行并单独冷却，它与一回路热传输系统冷却剂完全隔离。在慢化剂系统重水中会产生相当大量的氚。氚的放射性较强，其经济价值也很高，从经济和安全性考虑，都要对氚进行严格的监测。

一回路热传输系统的最主要特点是用几百根压力管在堆芯内容纳高压冷却剂，而不是一个单一的压力容器。在600 MWe－PHW反应堆中的分为两个独立的“8”字形冷却剂环路，每个环路包括两台泵，四个集管（两个入口集管和两个出口集管），两台蒸汽发生器和大量热传输支管和燃料通道，见图1.2－3。

图1-5 加压重水反应堆流程图 停堆冷却系统在停堆后为燃料和一回路热传输系统提供冷却，并在低温条件下持续长期运行。该系统主要由位于反应堆一端的一台泵和一台蒸汽发生器组成，两个热传输回路的入口集管和出口集管之间互相连接。

专设的安全设施有：1号停堆系统、2号停堆系统、应急堆芯冷却系统和安全壳系统等。

 1号停堆系统主要采用28根镉棒加载，镉棒受重力作用并在弹簧辅助下落入堆芯。在要求停堆时，这系统切除吸收棒抓钩的供电，使吸收棒落入慢化剂中。

 2号停堆系统通过6个水平放置的管嘴迅速将硝酸钆浓溶液注入慢化剂，2号停堆系统独立于1号停堆系统，功能上具有多样性，实体位置是隔离的。

 应急堆芯冷却系统由三个阶段组成，高压阶段利用气体压力将水从位于反应堆厂房外的水箱注入堆芯；中压阶段用应急堆芯冷却系统的回收泵将位于反应堆厂房内的喷注水箱的水注入堆芯；低压阶段用泵将已收集在反应堆厂房地坑的水经应急堆芯冷却热交换器注入堆芯。

 安全壳系统由带环氧树脂内衬的混凝土安全壳结构（包括自动触发的喷注系统和空气冷却器的热阱），过滤排风系统，出入气密闸门，安全壳延伸部分和自动触发的安全壳隔离系统组成。

安全支持系统包括应急供水系统、应急供电系统、厂用水系统、仪表空气系统和第一组供电系统。这些辅助设施置于厂区内较远的区域，作为其它系统的备用系统，尤其是地震时。应急供水系统在应急状态下，向一回路热传输系统、二次侧冷却回路、应急堆芯冷却系统热交换器供水。应急电源向应急水供给泵和阀供电，此外，它作为替代电源，向应急堆芯冷却泵和某些应急堆芯冷却系统阀门以及操作员在第二控制区远距离控制的其它安全和控制系统供电。

供电系统分为4级：I、II、III和IV级，系统级别与断电有关。专设安全系统，设备保护和工艺考虑对供电允许断电和可接受断电提出了不同要求。在安全线路设计中采用专门的措施，来保证任一安全系统内所有通道之间被隔离。这种隔离措施适用于设备间，电缆布线和电力供应。此外，对于安全相关的线路，在反应堆厂房内采用两路分隔的电缆线路。3高温气冷堆系统简介

高温气冷堆是一种安全性好、可用于高效发电和高温供热的先进核反应堆，是国际核领域第四代核能系统中六种备选堆型之一。目前在我国山东省正在建设高温气冷堆示范工程（简称HTR－PM）。

HTR－PM采用两堆带一机的设置，即电站由两座反应堆组成，每座反应堆接一蒸汽发生器，每座反应堆有独立的二回路系统，包括：给水泵、给水调节阀、给水隔离阀、主蒸汽隔离阀和主蒸汽安全阀。两座反应堆共用蒸汽－电力转换系统，包括：启动-停堆回路、汽轮机/发电机系统等，见图1.2－4。

图1.2－4 高温堆核岛系统图 整个电站由一回路系统、专设安全设施、仪控及剂量监测系统、电力系统、辅助系统、蒸汽电力转换系统等组成。

一回路系统由反应堆和蒸汽发生器及主氦风机组成，反应堆和蒸汽发生器及主氦风机分别布置在反应堆压力容器、蒸汽发生器壳体两个压力容器内，其间用热气导管壳体相连接，构成“肩并肩”的布置方式，安装在混凝土屏蔽舱室内。

专设安全系统主要有包容体系统、余热排出系统、隔离系统、蒸汽发生器事故排放系统。

核岛辅助系统主要包括燃料装卸与贮存系统、一回路压力泄放系统、氦净化与氦辅助系统、气体采样与分析系统、屏蔽冷却水系统、设备冷却水、厂用水、放射性废物处理、反应堆厂房通风空调系统等。

仪、控及剂量监测系统主要包括主控制室和备用停堆点、反应堆保护系统、反应堆控制系统、核测量系统、过程测量系统、地震监测系统、辐射和剂量监测系统、主控制室报警系统、核岛通信系统、核岛信号接地系统等。

HTR－PM 电力系统由厂外电力系统和厂用电系统组成。AP1000核电站简介

AP1000是美国西屋电气公司设计开发的一种两环路1000MWe的非能动压水反应堆核电站，是当今世界上最先进的“第三代”核电技术的代表。它的主要性能特点是系统简化、非能动安全、数字化仪控和模块化建造。它在全世界第一次将进一步提高核电的安全性和经济性很好的统一起来，在批量建设的条件下，在经济性上具有与传统火电相比的竞争能力。

下面对AP1000的几个主要系统及模块化建造进行简单的介绍：

1、AP1000反应堆冷却剂系统

AP1000反应堆冷却剂系统的主要功能与传统压水堆核电站的功能要求相同，因而两者的设计基准、主要设备的安全分级、制造质量要求、抗震要求以及选材方面的考虑也基本相同。但由于AP1000安全系统的非能动化，降低了冷却剂系统及其相连系统的某些安全功能的要求，因而在冷却剂系统及其设备的设计上均有许多不同的特点。

AP1000一回路由2个环路组成，每一个环路由一台蒸汽发生器、一条热段主管道、两条冷段主管道和两台主泵组成，另有一台稳压器连接到其中一个环路的热管段，见图1.2－5所示。

1）反应堆压力容器

AP1000反应堆压力容器是基于西屋公司三环路压力容器的设计改进而成，由上封头、上筒体、下筒体、过渡段、下封头组成，采用低合金钢（SA－508 Grade3 Class1）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。此外，为了简化反应堆换料过程，AP1000采用一体化堆顶结构。

2）反应堆冷却剂泵

主泵采用无轴封泄漏的屏蔽式主泵，入口直接焊接在蒸汽发生器底部，出口连接到冷段主管道上。这种结构设计取消了主泵与蒸汽发生器之间的冷却剂管道，降低了环路的压降，简化了蒸汽发生器、泵和管道支承系统。并且由于没有轴密封装置，消除了因轴密封失效导致失水事故的可能性，从而大大提高了安全性，也减少了泵的维修工作量。

图1.2－5 AP1000一回路布置 泵电机是一个立式、水冷、鼠笼感应式电机，通过螺栓与主泵壳体法兰连接，不需要其它支撑结构。主泵的水力部件（包括叶轮、扩压片以及与扩压片相连的结构）直接安装在电机单元上，中间没有联轴器，检修屏蔽泵时随同电机模块一同拆卸。

屏蔽式主泵相对于传统的轴封式主泵，在维持反应堆冷却剂系统压力边界完整性方面具有独到的技术优势，能够显著减少核电站失水事件的发生频率。AP1000屏蔽式主泵结构图，见图1.2－6。

3）蒸汽发生器

AP1000采用2台典型的直立式带有一体化汽水分离器的倒U型管自然循环蒸汽发生器，传热面积接近125000ft2（11500m2），垂直支撑由单根立柱承担。

AP1000蒸汽发生器的主要技术特点有以下几点：

 蒸汽发生器的U型传热管采用三角形排列，三叶状孔（梅花孔）支撑板

图1.2－6 主泵结构图 改进了防振条工艺；

 U型传热管采用镍－铬－铁合金690热处理管；

 管板上的传热管采用全深度液压胀管，最大限度地防止二回路水进入传热管与管板之间的缝隙；

 蒸汽发生器在全挥发处理二次侧水化学条件下运行；  采用一体化的汽水分离器；

 采用椭圆形的一次侧下腔室，便于机器人工具进出和维护保养。 蒸汽发生器下封头直接与两台主泵的壳体相连接 4）主管道

AP1000反应堆冷却剂系统有两个环路，每个环路上有1条内径为31寸的热段管道和2条内径为22寸的冷段管道；其中一个环路上接有1条螺旋形稳压器波动管线。

与传统压水堆相比，AP1000主管道的设计在安全方面有两个较突出的优点：  稳压器波动管的布置更加合理，有利于减少影响主管道寿命的热分层现象。

 AP1000反应堆冷却剂系统应用了LBB（先漏后裂）设计准则，其设计理念更加先进，简化了一回路的支撑设计，不仅有利于在役检查，而且有利于防止大失水事故的发生。

5）稳压器

AP1000稳压器采用传统压水堆成熟技术，结构简单，由直立式筒体和上下封头组成，容积增大到约59m3。由于稳压器容积率增加，AP1000相应的瞬态响应能力增强，可以减少停堆事件发生频率，并有利于限制事件发展。

2、AP1000非能动安全系统

AP1000的非能动安全系统主要包括应急堆芯冷却系统、安注和自动降压系统、余热排出系统和安全壳冷却系统等。

与传统的压水堆安全系统相比，非能动安全系统要简单得多，它们不需要现有核电站中那些必不可少、种类繁多的安全支持系统，如相关的安全级交流电源、冷却水系统以及安装这些部件的抗震厂房。非能动安全系统的采用和系统的简化，减少了运行人员的操作。通过这些设计，AP1000机组的安全性得到了显著的改进，其堆芯熔化概率为3×10-7/堆年，远低于美国核电用户要求文件（URD）要求的1×10-5/堆年。

非能动设计大幅度减少了安全系统的设备和部件，与同样容量的传统核电站设备相比，AP1000 的阀门、管道、电缆、泵、抗震厂房容积分别减少了50％、83％、87％、36％和56％，节省了所需的大宗材料和现场劳力。

3、安全壳系统

AP1000的安全壳为双层结构，外层为预应力混凝土，内层为钢板结构。安全壳及内部结构剖面图见图1.2－7。

AP1000与当前运行电站相比，安全壳机械贯穿件的数量大大减少，正常隔离阀处于关闭状态的比例更高。正常打开的隔离阀也是故障自动关闭的。

图1.2－7 安全壳

4、仪表和控制系统

AP1000仪控系统采用成熟的数字化技术设计，通过多样化的安全级、非安全级仪控系统和信息提供、操作避免发生共模失效。主控室采用布置紧凑的计算机工作站控制技术，人机接口设计充分考虑了运行电站的经验反馈。

5、模块化建设

核电厂的模块化设计是将核电厂的整体系统结构，包括它们的支撑和部分土建结构，根据其组成的特点，切割成若干可以在工厂中进行加工制造的模块，如设备模块，管道模块，结构模块，土建模块等，将这些模块在工厂完成预制，然后利用各种交通工具将其运抵现场，实施安装。模块化建设能够有效地降低核电厂的建设造价，缩短建设周期，提供经济性。

AP1000在建造中大量采用模块化建造技术。模块建造是电站详细设计的一部分，整个电站共分4种模块类型，其中结构模块122个，管道模块154个，机械设备模块55个，电气设备模块11个。模块化建造技术使建造活动处于容易控制的环境中，在制作车间即可进行检查，经验反馈和吸取教训更加容易，保证建造质量。平行进行的各个模块建造大量减少了现场的人员和施工活动。

通过与前期工程平行开展的按模块进行混凝土施工、设备安装的建造方法，AP1000的建设周期大大缩短至60个月，其中从第一罐混凝土到装料只需36个月。EPR核电系统简介

EPR 是法马通和西门子公司联合开发的第三代压水堆核电站。EPR保持了压水堆技术的延续性，采纳了法、德两国最新投入运行的N4和Konvoi反应堆所应用的新技术，与传统的压水堆型相比，它达到了法国核安全局对未来压水堆核电站提出的核安全标准，并提高了核电的经济竞争力，EPR的电厂效率能达到36%～37%，发电成本将比N4系列低10％。

EPR为单堆布置四环路机组，电功率1525MWe，设计寿命60年。EPR为双层安全壳设计，内层为直径46.8米、高度57.5米的预应力混凝土，外层采用加强型的钢筋混凝土壳抵御外部灾害，内、外层的厚度都是1.3米，内外之间为环行空间，相距1.80米。内层安全壳带有防泄漏的金属衬里覆面。2.6米厚的安全壳可抵御坠机等外部侵袭。EPR主设备包括:一台反应堆压力容器、四台蒸汽发生器、四台主泵、一台稳压器以及相互之间连接的主管道。

1、反应堆压力容器

EPR反应堆压力容器由顶盖、筒体和球形下封头组成，设计寿期60年，由锻造的铁素体钢16MND5制造，重409t，长11m，直径约6m，环形锻件，无纵向焊缝，活性区无焊缝。大型焊缝的数量和几何尺寸减少，上部筒体为整体锻件机加工而成，法兰与接管段壳体是一体的，法兰与接管段之间焊缝减少再加上管嘴可调节式设计，这样就增加了管嘴到堆芯顶部的垂直距离，因此在假设冷却剂丧失下，操纵员将有更多时间应对堆芯裸露危险。压力容器下部有堆芯高度的圆筒形部分、过渡段及球形下封头组成。因为堆芯内仪表由压力容器顶部上封头引入，因此下封头没有任河贯穿件通过。整个内表面堆焊奥氏体不锈钢覆盖层，为减少腐蚀产物放射源项，规定堆焊材料的残余钴含量低，小于0.06%。在设计寿期末RPV材料延脆性转变温度RTNDT要求仍低于30℃。压力容器的设计便于在役检查期间进行无损检验，特别是其内表面是可接近的，允许从内部对焊接接头进行100%的目视及超声波检查。

2、蒸汽发生器

EPR也采用U形管束立式蒸汽发生器，装备有自然循环热交换器及轴向节能器。单位重量约539t，长约25m，直径约6m。蒸汽发生器下封头采用一体锻制而成。EPR蒸汽发生器增加了热交换面积并采用轴向节能器，因而饱和蒸汽压力能够达到7.8MPa，而且电厂效率能达到36%～37%。管束材料采用因科镍690合金，钴含量平均值低于0.015%，管束围板由18MND5钢制成的。

3、稳压器

EPR稳压器重150t，长14m，直径3m。所有的稳压器边界部件，除加热器贯穿件外，都是铁素体锻钢制成，并有两层堆焊覆面。钢的等级同反应堆压力容器。加热器贯穿件采用不锈钢材料，焊接材料为因科镍合金。稳压器由一组焊在本体上的支架支撑。侧向的限制器可以防止稳压器在假想地震或事故中发生摆动。EPR在稳压器封头和阀门之间设有一层楼板，便于加热器更换并降低阀门维修时的辐射剂量。

EPR 稳压器设计寿命60年。

4、主泵

EPR有4个输热环路，在每个环路中的冷管段上均安装有一台主泵。反应堆主泵是N4反应堆主泵的增强型，其特点是叶轮末端安装了静液压轴承，因此轴线振动水平非常低。

增加了新的安全装置“停车密封”作为轴密封的备用。轴密封以静密封作为备用，一旦泵停止运行并且泄漏管线关闭时，停车密封就关闭。它在所有各级轴密封系统逐级失效情况下或同时失去设备冷却水和用于密封的化容注入水情况下，保证轴的密封性能。

5、主管道

EPR主管道材质采用奥氏体超低碳不锈钢；主管道为Z2CN19.10型，主管道尺寸为Φ780×76mm；波动管为Z2CND18.12型，波动管尺寸为Φ325.5×35mm。管道的焊接工艺实施了重大改进，使用轨道窄间隙TIG焊接技术得到均匀的圆周焊缝。使用自动TIG机焊接，大大减少了焊接金属体积并提高了焊接质量。奥氏体与铁素体部件之间的双金属焊通过因科镍52直接自动焊接进行。辅助及仪表管线通过接管、支管及管接头与主管道连接。大的接管与主管道采用整体锻制，小的接管焊在主管道上，化容系统的接管与主管道采用整体锻造，目的在于提高抗热疲劳能力。

第二篇：核电厂辐射监测系统发展趋势.

核电厂辐射监测系统发展趋势 双击自动滚屏

发布者：秘书处 发布时间：2009-7-1 阅读：660次 核电厂辐射监测系统发展趋势 刘 杰

（西安核仪器厂）

[摘要] 本文概述了核电厂辐射监测系统仪表及其主要单元部件的功能和用途、系统配置、国内外技术发展状况和差距；为适应国家快速发展核电的节奏以及实现核电装备制造国产化要求，提出了以自主研发、自主创新与引进技术、消化吸收再创新相结合的产品研发思路。1 辐射监测系统简介

核电站与其它种类电站的主要差别是核反应堆运行中伴有核辐射产生，所以辐射监测系统是核电站必不可少的组成部分。系统所获取的辐射变化信息对保护工作人员免受辐照、保护环境及保证核电站安全运行有重要作用，对分析核电厂的故障和事故具有重要价值。

核电厂的辐射测量主要涉及辐射监测、保健物理、实验室分析测量、环境监测等。其中，本文重点阐述的辐射监测系统可分为区域辐射监测、排出流辐射监测及工艺辐射监测，通过测量辐射水平的高低实现对核电站屏蔽完整性、设备工作状态、人员受照剂量的有效监测和控制，从而最终保证核电站的安全运行，防止任何超剂量事故发生。

辐射监测系统通常由若干各自独立的测量道、中央计算机系统及应用软件等构成；各测量道包含相互连接的各种功能部件（探测装置、处理和显示单元等）。核电厂辐射监测系统通常分为三个层次：即辐射探测、数据测量和显示以及中央 数据采集和管理。

核辐射的探测对象主要包括区域γ放射性监测、气载气溶胶α、β放射性监测、惰性气体β、γ放射性监测、放射性碘γ监测以及液体（水）γ放射性监测等，根据现场的不同监测对象（所关注的射线、核素或介质）、安全级别和辐射水平，所选用的辐射探测器种类、监测道设备安全等级（安全级和非安全级）和量程范围会各不相同，所以，在现场安置的辐射测量道应具有适应现场要求的良好的物理指标和性能，能可靠、准确、及时地反映现场辐射水平的变化。2 辐射监测仪表技术应用现状及前景

中国核电从上世纪80年代开始起步，到现在建成并投入商业运行的共有11台机组，其中3台机组主要是靠我们的技术力量完成的，其中一台机组是秦山一期30万千瓦的原型堆，该堆型已出口巴基斯坦4台机组（包括已发电的两台机组和正在建设中的C-2核电项目），另两台机组是秦山二期的2台60万千瓦机组，在这3台机组中，除少部分技术较复杂且价值较高的辐射监测仪表采用国外产品外（如事故及事故后类仪表、PIG监测仪等），其它大部分的辐射监测系统仪表设备均采用了国产的产品；而另外的8台机组可以说全部或绝大部分采用了国外的辐射监测仪表产品，国产辐射监测仪表和设备屈指可数。

根据国家大力发展核电的战略部署，到2020年我国核电运行装机容量将达到4000万千瓦，占届时全部发电装机容量的4％左右，这意味着为核电装备制造企业带来了巨大的发展机遇。然而因近年来关于中国核电发展的技术路线之争，也对核电产业链下游的装备制造企业带来了无所适从之感，缺乏从核电发展总体方面的宏观引导，在一定程度上无法把握仪控设备的设计及系统构建的技术发展方向，并且对已有的技术模式可能会丧失有效的延续性；加之，国内装备制造企业的技术基础、科研能力、资金支持就相对薄弱，装备制造企业的产品研发活动似乎只能缺乏前瞻性地被动进行。

从国家核电发展的技术路线来看，我国投入商业运行的11个核电机组，除秦山一期的原型堆外，其它机组采用了整体引进国外技术或“仿造”的模式，加上国内特殊的市场环境，这使得国外进口的核装备技术和产品，在相当一段时期内都具备很大的市场空间。由于国内核行业尚未建立和形成以企业为核心的创新发展机制，核电产业链下游的装备制造企业，只能依靠自身能力，在缺乏支持的科研条件下滚动发展，这也就是为什么从实验室分析、在线监测、保健物理以及环 境监测等各类国外核辐射测量产品在国内大行其道，而国内具有一定科研生产能力的核仪器制造企业的市场空间变得越来越小。

近年来，尽管国内辐射监测仪表技术随着核电建设步伐的加快而有较快的发展，各科研院所、企业纷纷研发新产品，填补了不少单机产品空白，但总体来说，辐射监测仪表在产品覆盖面、标准化程度、系统构建等方面还存在较大差距。由于市场的开放，在历年来国内的核电工程项目及各类核设施辐射监测系统设备的招投标过程中，国内企业都遭遇了来自国外供货商的激烈竞争，同时国内也涌现了不少国外产品的代理商和贸易公司，使国内有一定技术基础和技术能力的企业，无论在市场和技术方面都陷入两难的境地，中国核电亟需建立以企业为主体的技术发展与创新体系。3 辐射监测技术发展趋势

辐射监测技术随着科技的进步也产生了巨大的飞跃，从70年代简单的模拟率表形式，经过几十年的发展，当今的核电站辐射监测技术已步入充分体现“用户化”概念的数字化网络监测系统。3.1系统主要部件 3.1.1 探测装置

在传统探测方法的基础上（如电离室探测器、闪烁探测器等），新型的半导体探测器（如PIPS型硅探测器等）将更加广泛地运用到辐射监测仪表的探测装置中；由于采用新工艺和新材料，探测装置的外型尺寸将会大幅缩小，铅屏蔽减小甚至可以去除，便于集成在辐射监测现场的“一体化”机架中；可通过多种方式对探测器工作性能进行检查（包括光测试、电测试、探测器内置源、温度传感器等），无需外部检查源装置。3.1.2 就地处理单元（LPU）

就地处理单元（LPU）是辐射监测系统的核心部件，它与探测器相连，给探测器供电并获取来自探测器输出的模拟测量信号，通过其内置的合适的算法，以所需的单位（Gy/h，Bq/m3等）给出辐射测量值以及输出报警和故障信息、存储历史值和历史事件、谱的产生和存储、对外模拟量/数字量输入输出、RS-485网络连接等功能。

就地处理单元（LPU）在硬件上具有很强的互换性，根据探测器的不同，通过写入不同的特定算法，适用于不同的应用和监测对象。但每种算法都具有一些共性特征，如计数死时间的动态修正、本底的静态或动态补偿、数据平滑功能等。系统应用软件包含：“数据采集和管理软件”、“维护和设置软件”、“谱分析处理软件”、“仿真软件”等。

由此看出，应用于未来批量投产的百万千瓦级压水堆核电站的辐射监测系统，通过采用高性能核探测装置、智能化的处理和显示部件单元，运用先进的数字化网络技术及功能强大的应用软件，可以以简单、灵活的方式构建系统，体现系统数字化和用户化、部件模块化和标准化、易于安装、维修和维护的特点。4 核仪器产业发展思路

首先，企业自身应坚持自主创新与引进技术、消化吸收和再创新相结合，加强内部合作。根据国家核电建设的“以我为主、中外合作、引进技术、推进国产化”的原则，作为核电装备制造企业，应坚持自主创新，而科技创新离不开国际合作，只有这样才能使核电装备制造企业在核电大发展的机遇中步入快车道。

“M-2036数字化就地处理箱”是由西安核仪器厂自主研制和开发的应用于核电站辐射监测系统的一种技术先进、性能可靠的就地处理显示装置，它可与多种探测装置相连接组成各种辐射监测通道，各监测通道通过该设备联网以后，可以方便地组成规模不等的辐射监测系统。

该项目科研自2006年3月正式启动，通过了由上级主管部门及设计院组成的评审组的设计方案评审，之后完成了两台科研样机的加工、调试工作；从2007年初开始，进行了小批量6台样机的加工、组装和调试，并分别与6台不同型号的辐射监测仪探测装置连接，先后进行了环境试验、电气安全性试验、电磁兼容性试验、磨损试验、耐辐照试验、振动试验、热老化试验、地震试验以及由第三方进行的1E级辐射监测仪表软件验证和确认。试验证明，该产品的所有结构设计和电路设计达到了规定的目标和技术要求，目前该产品已投入批量生产。

电磁兼容性设计在以往类似的产品中未能很好地解决，在该产品研制过程中，设计中采取了各种措施来解决该难点问题，包括：机箱采用EMC机箱；对易感受电磁

核仪器产品的研究起点和技术水平，并实现产业化。同时也建议行业主管部门给予核仪器产业更大力度的政策引导，相关行业协会可以起到桥梁作用，拉进国内科研院所、院校的间距离，建立有效的合作共赢机制，使国内各核仪器相关单位，能以国家大力发展核电为契机，实现跨越式、可持续发展。

第三篇：核电厂材料

1、晶面指数和晶向指数：晶面指数是根据晶面与单位晶胞的三个坐标轴相交的截距大小的倒数来确定；晶向指数是表示空间点阵中由原子组成的某一平行直线族中任一直线的方位。P11

2、典型晶胞结构：面心立方 体心立方 密排六方（具体参数见课本p13）

3、致密度：描述这个金属原子排列紧密程度

4、配位数：对晶胞中某一个原子来说跟这个原子最近且距离相等的原子数

5、晶体缺陷：1点缺陷：当原子受到热震动，辐照，形变等，阵点原子获得能量离开平衡位置而留下空位，就产生了缺陷。空位是一种点缺陷。若该离位原子迁移到晶格间的空隙处，并停留在那儿，成为一个间隙原子，形成另一种点缺陷。一些原子被其他原子所取代，形成点缺陷。2线缺陷：在晶体的某一平面上，沿着某一方向向外延伸开的一种缺陷。这类缺陷的具体形式是各种类型的位错，基本类型有刃型位错和螺型位错。3面缺陷：是两个方向的尺寸很大，而第三个方向的尺寸很小的缺陷。P15

6、热处理及材料性能改变：热处理是将固态金属在一定介质中加热到一定温度、并在该温度下保持一定时间，然后以一定方式冷却下来，从而改变金属工件整体或表面组织，获取所需性能的工艺。普通热处理方法有退火、正火、淬火、回火。退火：加热到某一温度，然后保温一段时间再缓慢冷却，得到接近平衡状态的组织的热处理过程。正火：加热到临界点以上40—60℃，然后保温，得到完全奥氏体组织并均匀化再空冷。淬火：加热到Ac3或Ac1之上30—50℃，保温一段时间，再急冷。回火：在A1以下温度加热并以适当方式冷却。回复与再结晶：1回复：在T1（再结晶开始温度）以下加热，以消除内应力，减少晶格畸变。2再结晶：在T1-T2(再结晶完成温度)之间加热，消除加工硬化，降低硬度，提高塑性，为再加工做准备。

7、硬度：硬度常被说成对压入塑性变形，划痕，磨损或切削等的抗力。实际上他不是一个单纯的物理或力学量，他代表着弹性，塑形，塑性形变强化率，强度和韧性等一系列不同的物理量组合的一种综合性能指标。因此，硬度不是金属材料独立的力学性能，不能用作仲裁试验。

8、拉伸性能：拉伸试验可以测定金属材料在受单向静拉力作用下的强度，塑性。强度是材料抵抗外力作用下发生变形和断裂的能力。塑性是指材料断裂发生前发生塑性变形的能力，可以用材料断裂时的最大塑性变形来表示。材料从弹性变形转变为塑性变形时的应力称为屈服强度。通过拉伸试验，可得到以下材料性能指标： 杨氏模量：在弹性变形范围内，应力与应变成正比，符合胡克定律，泊松比：垂直方向的弹性变形与水平方向的弹性变形的比值，比例极限：表示材料抵抗弹性变形的能力，屈服强度：是金属材料抵抗微量塑性变形（0.2%）时的应力，抗拉强度：是金属材料承受最大均匀塑性变形时的应力，延伸率：是材料的塑性指标，表示断裂前后试样标距长度的相对伸长值，断面收缩率：也是材料的塑性指标，是断裂前后试样截面的相对收缩值。拉伸性能受温度影响较大。温度升高强度指标（屈服强度、抗拉强度）下降，塑、韧性指标（延伸率、断面收缩率）升高。在反应堆条件下，由于辐照影响，随辐照剂量增加，强度升高，塑、韧性下降。

9、冲击性能：1韧性和脆性：材料断裂分韧性断和脆性断。在断裂前能承受塑性变形的金属，称之为塑性的，呈现韧性断裂。当应变足够大，裂纹产生在金属内部并且得以长大，以剪切的机制断裂，断口呈现韧窝特征，称为韧性金属。脆性金属断裂前只有极小的塑性变形，裂纹扩展很快，并沿解理面断

开，断口呈现解离特征，称为脆性金属。金属的韧性和脆性能转换。2韧性是材料断裂前吸收塑性变形功和断裂功的能力，或是材料抵抗裂纹扩展的能力。3冲击试验：是一种动态力学试验，他是把一定形状的试样用拉、扭或弯曲的方法，使之迅速断裂而测定使之断裂所需要的功。一般认为他是试验材料韧性的，所以也称其为冲击韧性试验。4韧脆转变温度（DBTT）：温度降低到某一值时，钢的冲断功显著下降，该现象为韧脆转变，也称低温脆性，该温度定义为韧脆转变温度（DBTT）

10、蠕变性能：1蠕变：是指材料在恒定温度，长时间受力的状态下，即使所受应力小于其屈服强度，也会随时间缓慢的产生永久塑性变形，这种现象称为蠕变。蠕变分三个阶段，分别叫做第一、二、三期蠕变。温度越高，应力越大，蠕变断裂发生越快。2蠕变极限：表示材料在高温和长期载荷作用下，抵抗塑性变形的抗力指标。3持久极限：表示材料在高温和长期载荷的作用下，抵抗断裂的能力。

11、疲劳性能：疲劳：指金属材料在受重复或交变载荷或应力时，虽其所受应力远小于其抗拉强度，甚至小于其弹性极限，经多次循环后，在无显著外观变形的情况下发生突然断裂的现象。疲劳断口有一定的特征，可以分为三个区域，裂纹成核区，扩展区，快速断裂区。

12、局部的电化学腐蚀：点腐蚀（产生和介质中存在氯离子有关，也与局部缺氧有关）、缝隙腐蚀、晶间腐蚀（特征：表面尺寸几乎不变，有时表面仍保持金属光泽，但强度和韧性下降，稍加冲击，表面就会出现裂纹。断口形貌为冰糖状的沿晶断口。产生的原因是晶界析出某相，是晶界附近元素分布形态发生改变而造成的，它是一种局部的电化学腐蚀）、冲刷腐蚀、微动腐蚀、应力腐蚀、苛性腐蚀（碱脆）、氢脆（氢的吸收量与锆的氧化量有关，氢在锆中的溶解度约为70微克/克（300℃），多余的氢就和锆结合，生成氢化锆，氢化锆呈片状析出，破坏了金属的连续性，并且氢化锆在150℃下是脆性的。腐蚀的后果是包壳壁减薄，强度降低，吸氢的后果是在金属中形成氢化物，导致包壳脆化，这就是锆合金发生氢脆的原因）、质量迁移、电偶腐蚀。

13、辐照损伤的主要原因是它们的核与快中子发生碰撞 结构材料受中子辐照后产生的效应：电离效应、离位效应、嬗变、离位峰中的相变。

14、材料的辐照效应一般规律：1性能改变，2辐照肿胀，3氢脆，4辐照生长，5辐照诱导放射性

15、不锈钢：不锈钢是指在大气、蒸汽和水等弱腐蚀介质中耐腐蚀的合金钢，而耐酸碱盐等化学介质腐蚀的合金钢称为耐酸不锈钢，两者统称不锈钢。不锈钢分类：1铁素体类不锈钢:含铬量在17-27%，并且含少量碳。常用于化工设备，食品加工设备等要求耐腐蚀而强度要求不高的构件上，核电厂用的比较少，可用作热交换器的管板。2马氏体类不锈钢：含铬量12-18%，碳含量比较高，强度高但耐腐蚀性差。主要用于抗弱腐蚀性介质同时要求较高的韧性和承受冲击载荷的零部件。在反应堆环境中主要用于2、3级辅助泵传动轴、蒸发器支撑件、控制棒驱动机构等。3奥氏体不锈钢：碳的质量分数很低，约为0.1%，广泛用于核反应堆中，高温强度好，韧性好、焊接性能好，耐腐蚀，对高温水等一般化学介质有出色的抗腐蚀性能。4双相不锈钢:指奥氏体和铁素体双相钢。5沉淀硬化型不锈钢：这类钢成分介于各类不锈钢的成分之间。

16、钛合金：钛及钛合金密度小，比强度高，耐热性好，抗腐蚀，具有良好的低温韧性，现已逐渐成为核电厂冷凝器的替代材料，以替代铜和铜合金。钛有同素异型转变，882.5度以下为α相，密排六方结构，882.5以上为β相，体心立方结构。钛合金按其显微组织分，可分为α型（TA系）、β型（TB系）、α+β型(TC系)三类。

17、包壳材料的要求：

1、具有小的中子吸收截面；

2、具有良好的抗辐照损伤能力，并且在快中子辐照下不要产生强的长寿命核素；

3、具有良好的抗腐蚀性能，与燃料及冷却剂相容性好；

4、具有好的强度，塑性及蠕变性能；

5、好的导热性能及低的线膨胀系数；

6、易于加工，焊接性能好；

7、材料容易获得，成本低。

18、锆-4合金的性能：锆-4合金的性能在锆合金是比较好的，强度比纯锆大，抗氧化、耐腐蚀性能都比较好，吸氢比锆-2少。性能归结如下：

1、具有小的中子吸收截面；

2、具有良好的抗辐照损伤能力，在快中子辐照下不产生强的长寿命核素；

3、具有良好的抗腐蚀性能，不与二氧化铀燃料反应，与高温水相容性好；

4、具有好的强度、塑性及蠕变性能；

5、熔点高，熔点以下存在两种同素异构体，相变温度在862℃；

6、导热性能好，热膨胀系数低；

7、工艺性能好，加工和焊接性能好；

8、价格相对较贵；

9、存在织构，不能用热处理的方法改变；

10、有吸氢和氢脆问题，氢化物的析出方向会影响锆-4合金包壳管的堆内性能；

11、高温下与氧反应，限制在400℃以下使用。新锆合金与锆-4相比有以下改进：

1、主要提高热蠕变强度及辐照蠕变强度；

2、提高抗腐蚀能力；

3、提高抗辐照生长能力；

4、减少吸氢量。

19、锆包壳管的堆内行为：1表面腐蚀：有均匀腐蚀和非均匀腐蚀，非均匀腐蚀主要有疖状腐蚀，缝隙腐蚀。2吸氢与氢脆：锆合金包壳管的氢来自加工时的自然吸氢，芯块残留水及氢含量，而最主要的是腐蚀吸氢。锆合金和高温水氧化反应生成氢，部分被锆合金基体吸收，在高温时固溶在基体中。氢脆现象与锆包壳使用温度有关，当温度低于150℃时，氢化物呈脆性；高于150℃时具有相当的塑性。所以在停堆，换料和运输时要特别注意氢脆问题。内氢化破损是指芯块中的水分，或包壳破损后进入其中的水侵蚀包壳内壁，造成贯穿管壁的裂缝，引起燃料棒破损。3锆合金辐照生长：是在没有应力的情况下，由于快中子辐照，使晶体在某个特定的方向上伸长，其他方向收缩，体积不变的现象。4力学性能变化5芯块与包壳相互作用。

20、压力容器材料：1压水堆压力容器的特点：尺寸大；采用不锈钢衬里；受中子辐照；在整个反应堆寿期内不可更换，绝对不允许破裂，对脆性破裂的可能性必须给予特别关注；反应堆启动后不能对压力容器进行充分的检查；存在不同金属间的焊接问题。2对压水堆容器材料的要求：强度高，塑韧性好；抗辐照耐腐蚀；偏析与夹杂物少、晶粒细、组织稳定；工艺性能好；成本低，使用经验丰富。3对压力容器钢的性能要求：材料的强度高，以承受堆芯压力、正常工况及事故条件下的热应力、冲击应力和部件运输时的振动应力；由于冷却剂可能携带腐蚀产物，造成局部腐蚀，要求抗高温腐蚀性能好；抗辐照性能好；抵抗低周疲劳；有良好的加工性能和焊接性能。4，P90下面和P91上面：中子辐照脆化问题和影响钢辐照脆化程度的因素及监督。

第四篇：GB_T 9225-1999_核电厂安全系统可靠性分析一般原则

GB/T 9225-1999 核电厂安全系统可靠性分析一般原则

基本信息

【英文名称】General principles of reliability analysis for nuclear power plant safety systems 【标准状态】现行 【全文语种】中文版 【发布日期】1988/6/6 【实施日期】1999/12/1 【修订日期】1999/4/26 【中国标准分类号】F83 【国际标准分类号】27.120.20

关联标准

【代替标准】GB 9225-1988 【被代替标准】暂无

【引用标准】GB 13284-1998,GB/T 7163-1999

适用范围&文摘

暂无

第五篇：核电厂调试管理

核电厂调试管理

黄小桁

（岭澳核电有限公司，深圳 518124）

笔者参加过大亚湾核电站的整个调试启动接产和投产过程，并在法国法马通公司参与核岛设计工程管理工作（包括核岛调试准备工作），现根据自己的工作实践，阐述岭澳核电站调试管理的主要任务，以及岭澳核电站调试管理的主要思路和方法，供大家参考。调试的定义和调试管理的目的

核电厂整个循环中经历厂址选择、设计、建造、调试、运行和退役六个主要阶段。调试是将核电厂已安装的部件和系统投入运行并进行性能验证，以确认是否符合设计要求、是否满足性能标准的过程。调试由反应堆装料前和装料后两种条件下的试验组成。

岭澳核电站的单系统调试从1999年7月份开始，1号机总体调试期间为2001年4月至2002年7月，2号机工期与1号机相隔8个月，总体调试期间为2001年12月至2003年3月。在单系统调试试验开始之前，为调试准备阶段。

调试管理的目的是遵循法规和质量保证大纲要求，严格执行调试启动手册程序。在准备阶段建立起所有的必需条件，包括人力、物力、方式等硬件、软件条件。在实施阶段遵循“安全第一、质量第一”的原则，保证调试按质量、进度、投资三大控制的要求顺利进行。法规要求

核安全法规HAF0300《核电厂运行安全规定》对核电厂的调试提出了必须满足的安全基本要求；HAF0400《核电厂质量保证安全规定》则对核电厂调试期间的质量保证分大纲的制定和实施提出了原则和目标。核安全导则HAF0304《核电厂调试程序》和HAF0405《核电厂调试和运行期间的质量保证》对前述调试相关的法规要求进行了说明和补充，提出建议并叙述实施办法。

岭澳核电站编制了调试启动手册程序，以落实核安全法规以及IAEA有关法规和导则的要求。调试准备工作管理

调试准备工作从大的方面讲，可分为组织准备、人员培训授权、技术准备、文件准备和物资准备五个方面。

3.1 调试组织准备 岭澳核电站调试队组织机构设置三个业务处和两个功能处。三个业务处是核岛调试处、常规岛及BOP调试处、电气仪表调试处。核岛调试处和常规岛及BOP调试处负责各自专业机械系统包括通风系统的调试，电气仪表调试处负责全厂电气和仪表系统调试并为另两个处提供试验仪表和测量方法支持。两个功能处为行政技术处和值班工程师处。行政技术处负责文件、计划和移交工作；值班工程师处主要由调试值班工程师构成，负责在总体调试期间代表调试启动工作组在主控室进行调试试验工作的总体协调和计划跟踪，并负责组织反应堆物理试验。

调试人员的在岗时间以调试试验工作的需要为依据，并考虑前期准备工作及培训的需要，作出了人员到岗的计划。由于岭澳核电站2台机组工期相差8个月，两台机组总体调试期间有交叉，人员需求有一段明显的高峰，在调试高峰期调试队总人数超过200人。

调试队人员来源，主要由大亚湾核电站和岭澳核电公司内部调配管理骨干和技术骨干，骨干缺额及主要技术人员来自国内有大合同关系的技术服务单位，再补充少量的直接聘用人员，并优先考虑有电站调试经验人员。

3.2 调试人员培训和授权

调试人员必须经过培训和授权来确保其有能力进行所负责的工作，并清楚其工作的安全后果。同时，培训必须有针对性，要根据人员的学历、经验和前期培训的基础，补充进行培训。

为保证培训工作的质量，调试队编制了《调试人员培训大纲》，定义了各个调试岗位人员的培训要求，在此基础上，制定了培训工作计划。首先，充分利用大亚湾核电站现场和培训中心条件开展培训工作。同时，与国内制造厂和研究院联系落实有关泵、阀门、汽机、性能试验、水回路、堆控等调试技术课程的培训。在建调试电厂的现场实习培训占有较大比重。

调试试验岗位人员的现场课堂培训，除安排培训中心公共课程外，主要课程为调试8个培训包的基础培训。在调试准备工作初期，调试队组织各专业负责人员，编写出版调试基础培训教材。公共课程和调试基础培训一期约需3个月时间，至今已进行了4期。经培训考核，已有90人获得授权。

3.3 调试技术准备

调试技术准备中的首要任务是建立起国内技术后援体系。目前，已同核一院、核五院、核七院签订了技术服务合同，以作为核岛调试的国内技术支持单位。常规岛及BOP调试的国内支持单位主要为西安热工院、天津电建、西北调试所。

其次，要确定调试外包项目，对调试中的特殊专业试验项目（如安全壳打压试验评价等）需单列出来，同国内外有资格的单位签订合同执行。

技术准备的其它项目包括建立调试卫星资料库和试验文件管理系统，建立调试管理信息软件，建立调试队预算和物资管理体系。

技术准备中工作量最大的一项工作是调试三级进度计划的编制工作。调试队用一年时间，由各专业处配合一起编制建立起调试三级进度计划数据库。调试进度计划的内容在本文4.1中描述。

3.4 调试文件准备

3.4.1 调试管理文件准备

调试管理文件主要部分为《调试启动手册》，包括五个部分：

-调试准备工作程序：描述调试准备工作活动的处理。

-总体程序：主要描述调试队与各外部接口单位的分工与协调。

-执行程序：主要描述调试队和各接口单位要遵循的具体工作处理方法的程序。

-调试队组织程序：为调试队内部工作分工和内部各项工作处理方法程序。

移交系统或子系统的边界

遗留项清单：EESR时暂不安装的部件（如孔板、小疏水管等）。

为试验而加装的临时设备将在试验后拆除，遗留项则需在试验进行到一定阶段时才能清除。根据调试队提出的技术要求，施工队将监督安装承包商修订文件，以将技术要求的内容结合到EESR报告中。

4.2.2 与供应商、设计采购队和设计院的接口管理

接口内容主要涉及供应商调试人员派遣、调试试验程序的宣布可工作(Work Ready)、试验报告的分析审查、设计变更管理、调试意外事件分析处理和不符合项处理。

通常，与设计承包商的接口通过设计采购队进行管理，但在调试期间，由于调试工期较紧，调试队与供货商之间建立直接通信通道，以尽快得到供货商对调试的工作响应，尤其是对试验程序的宣布可工作和试验报告的分析审查工作。

4.2.3 与生产部和维修部的接口管理

接口内容主要涉及设备移交、生产人员的调试参与、运行文件生效、生产人员培训和调试服务（化学分析和仪表标定等）。

调试期间是生产人员及早了解电厂系统设备并掌握技术的最好时机。通过上述活动，调试队在获得生产人员的调试服务支持的同时，也协助生产人员提高技术能力以胜任接产投产工作。

4.3 试验的准备、实施与试验报告管理

由调试队授权试验负责人进行其负责的系统和设备的试验准备、实施与试验报告编写工作。

在试验准备期间，试验负责人检查相应的设计阶段试验程序已正式出版，向设计者，即供应商现场代表或设计采购队，发出文件可工作申请（Work Ready Request）。设计者将考虑试验程序出版后的设计变更，列出设计变更对试验程序的影响，并宣布试验程序为可工作（Work Ready）。

调试队行政技术处负责试验文件状态的统一管理，在接到可工作试验程序后，发出试验程序的使用通知（NFU）。

试验负责人在NFU版本试验程序基础上，根据现场系统设备的实际情况对程序进行验证生效，并考虑所有相关的现场设计变更，将试验程序进行适应性修订，使试验程序成为可执行版本（CFA）。CFA版试验程序送设计者特别是供货商现场代表审查并签字。这是供货商对设备的责任的体现。在大亚湾核电站调试期间，两台联变在通电试验过程相继发生线圈绝缘击穿烧毁事件，由于试验程序经过供货商（日本三菱公司）现场代表审查并签字，三菱公司不能摆脱其对试验期间的设备责任，无偿负责两台联变的修复工作。

在装料以后，与核安全相关的CFA试验程序还需送生产部审查，以检查试验实施过程不违反技术规格书的规定。

CFA版本试验程序在经历了上述审查之后，由调试经理签字批准实施。这时试验程序已成为空白试验报告。

试验负责人根据批准实施的CFA试验程序，提出试验许可证申请，准备试验工具、仪器和测量仪表、试验文件、试验期间安全措施和标志等。当一切准备就绪并持有试验许可证，试验负责人在现场按试验程序步骤逐步进行试验。在试验执行完成后，试验负责人收集记录的数据，进行数据处理，对试验数据进行初步的分析评价，并编写出试验报告。试验报告在调试队内部审核后，送供应商或设计采购队进行审查分析，以取得设计者的同意。

最后，由调试经理确认上述过程均已正确实施，并签字批准试验报告。试验报告原本存在调试队文件库中。在电厂投入商业运行时移交给电厂档案馆。

4.4 移交管理

从安装结束开始，系统设备将经历EESR、TOB（隔离移交）、TOM（维修移交）、TOTO（临时运行移交）过程。

EESR过程是安装承包商对设备的责任转移到业主调试队的过程，这是一个具有合同意义的移交过程。EESR签字表明系统设备自安装区域转移进入调试区域。

TOB过程是由生产部运行处承担起系统设备的安全责任管理的过程。TOB签字后，运行处可实施签发试验许可证等各类许可证，保证试验和工作的实施安全条件。

TOM的过程是调试将相关系统设备的维修管理责任转移到维修部的过程，由维修部负责组织一级维修和部分二级维修的项目。

TOTO过程是调试队将已完成了全部或部分试验项目并已证明系统能安全运行的系统和设备的操作和运行责任转移到生产部。

TOTO签字标志着相关系统和设备自调试区域转入临时运行区域，运行处成为设备的运行经理，运行人员根据调试队的计划按正常运行规程对系统和设备进行操作。这使运行人员有机会学习熟悉系统，同时对运行规程进行验证生效。

从反应堆装料开始，由生产部承担起电厂的核安全责任，系统设备的可用性需遵从技术规格书（Technical Specifications）的要求。4.5 工业安全及许可证管理和CBA的应用

调试期间的工业安全管理遵照岭澳核电站的工业安全守则规定。唯一的例外情况是装料前调试队试验负责人可在其试验许可证范围内，独立担负起隔离经理和工作负责人的责任，进行单系统的小规模工作（如滤网清洗，更换保险丝等），这种例外情况由调试启动手册中专门程序予以规定。

计算机辅助隔离系统（CBA）应用于设备移交和许可证的管理过程。同时，利用CBA系统对临时控制变更（TCA）和临时特殊设备（TSD）进行管理，跟踪TCA和TSD的及时清除，并保证有一份完整而清楚的清单可移交给生产部，以避免在投入商业运行后因这些临时设施对机组安全运行产生潜在影响。

4.6调试期间的核安全管理

核安全法规HAF0300中要求核电厂调试的实施情况应分阶段进行审查，在完成对前阶段调试试验所得结果的评价和监查，并确认已实现了全部目标和满足了全部核安全管理要求之后才允许进行下一阶段的调试试验工作。

岭澳核电站的调试管理中设立现场调试委员会来实施上述法规要求。

现场调试委员会在设定的控制点之前召开会议，以评价前一阶段调试试验结果和机组运行情况，确认下一阶段试验开始的安全条件已得到保证，以批准或向国家核安全局申请批准控制点的释放。

在装料前，需向国家核安全局报送核电站调试大纲，由国家核安全局审核批准。

自装料开始，需遵循国家核安全局审核批准的岭澳核电站运行技术规格书，对核安全相关系统的不可用性，包括因试验引起系统或设备的不可用，要进行严格的控制管理。

对所有的核安全相关的调试试验，在试验完成后，除编写试验报告外，还需编写试验报告分析单，并由供货商审查确认。试验报告的状态和试验报告分析单的状态均应向现场调试委员会报告。

调试质保和质量控制

岭澳核电站调试期间质保大纲遵从HAF0400/HAF0405的规定而编制。调试质保大纲的要求在《调试启动手册》及有关调试管理程序中阐述实施。同时，调试队接受质保部的定期监查，积极与质保工作人员合作，分析发现调试管理过程中的薄弱环节，及时采取纠正措施，消除调试工作中潜在的质量问题。

在调试队内部，对所有质量相关活动，由执行处负责一级质量控制（QC）工作，行政技术处负责二级QC工作。质量控制工作的要点是严格执行“调试启动手册”等调试管理程序，所有活动都有相应的管理程序予以规定，在实施中有相应的文件跟踪，对已实施的活动有记录和检查，并按要求存档。

结束语

岭澳核电站自主化调试管理工作已经取得初步的经验。岭澳核电调试队将继续遵循国家和IAEA有关法规和导则要求，参照国内外核电厂调试经验反馈，深化岭澳核电站调试管理，保质按期将岭澳核电站两台机组调试好，使机组以良好状态投入商业运行，圆满实现我国百万千瓦级压水堆核电站自主化调试的目标。

参考文献 HAF0300：核电厂运行安全规定HAF0400：核电厂质量保证安全规定HAF0304：核电厂调试程序 HAF0405：核电厂调试和运行期间的质量保证 IAEA Code 50-C-QA：Quality Assurance for Safety in Nuclear Power Plants 6 IAEA Code 50-C-O：Safety in Nuclear Power Plant Operations, including Commissioning and decommissioning IAEA Safety Guide 50-SG-04：Commissioning Procedures for Nuclear Power Plants 8 IAEA Safety Guide 50-SG-Q12：Quality Assurance in Commissioning 法国电力公司．MANUEL DU PROJET N4，PROCEDURE GP20：LA PLANIFICATION DU PROJET 法马通：Knowledge and Experience of FRAMATOME in the Field of Tests and Commissioning 11 莫国均．调试工作的组织管理黄小桁等．岭澳核电站调试启动手册

表1 岭澳核电站机组总体试验概述表

分类

试验类别

试验阶段名称

阶段

编号

相应

程序

平均

时间

设备状态

要 点

装料前预运行试验

设备初步试验和系统基本试验

每一系统的独立试验

I0 每一系统TP 设备、功能投入运行

-冲洗

-通电

-静态试验

-电动机

-阀门

-部件试验

-单系统自身内部性能试验

-特殊工况下系统运行情况

一回路冲冼和开盖冷试

I1 ENS11 4

-管道清扫

-冲洗排向压力表

-RIS/RCV/RRA与一回路相联系统的功能试验

-EAS，LHP /Q，PMC系统试验

装料前一回路和辅助系统总体冷态和热态性能试验

冷态性能试验（一回路水压试验：229 bar）

II1 ENS21 2 在无燃料情况下建立一回路运行工况（按合同技术要求验证性能参数）

-一回路水压试验

-与主泵相近高压系统的密封试验

-升压和降压图形

-役前检查

-RCV功能试验

热态性能试验准备

II2 ENS22 13

-压力壳役前检查

-其它一回路设备 役前检查

-完工项、遗留项 工作

-修改工作

-开盖冷试遗留项试验

-ASG系统试验

-加保温层

-常规岛辅助蒸汽试验

无堆芯热态性能试验

II3 ENS23 6-彩排

-由主泵建立正常状态-堆内构件疲劳试验

-按正常运行规程操作

-RGL系统试验

-RPR系统试验

-电源丧失试验(BAS)-直流电源丧失试验(COC)-DVN主通风系统试验

装料准备

II4 ENS24 6-设备检查

-保护试验

-功率量程

-辐射防护

-硼水供应

运行试验

调试

临界

首次 并网

装料

III1 DEM31 2 真实运行工况（调整/程序/安全参数）

-燃料吊装演练

-反应堆水池充水

-装料

-装压力壳顶盖

-联接控制棒驱动机构

临界前冷态和热态试验

III2 DEM32 8

-控制棒驱动机构试验

-带堆芯及RGL、RPN系统重新进行试验

首次临界和低功率试验（50%）

III3 DEM33 8

-通过硼稀释和抽棒达临界

-堆芯物理参数（反应性）测量

-10%功率，汽轮发电机试验

-并网

-50%功率台阶瞬态试验

示范运行性能试验,商业运行

功率提升至100%，瞬态试验

III4 DEM34 8-最终调整

-堆芯基准特性

-热平衡

-100%功率台阶瞬态试验

-性能试验