民用核安全设备基本知识文档格式.docx

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无损检验工作应当由民用核安全设备无损检验Ⅱ级或Ⅱ级以上人员为主操作，无损检验结果报告只能由Ⅱ级或Ⅱ级以上人员编制、审核，并履行相关审批手续。

核安全设备无损检验人员不得同时在2个或2个以上的单位中执业。

（六）民用核安全设备持证单位应当在每年4月1日前向国家核安全局提交上一年度评估报告。

正在从事民用核安全设备相关活动的持证单位还应在活动开始30日前（无损检验活动开始15日前）向核安全监管部门备案，设计、制造和安装持证单位在每季度开始7个工作日前提交上一季度的活动报告。

民用核安全设备持证单位在发生重大质量问题时，应当立即采取纠正措施，并向国家核安全局报告。

（七）国家核安全局及其所属的检验机构应当依法对进口民用核安全设备进行安全检验。

未经安全检验或经安全检验不合格的进口民用核安全设备不得在中华人民共和国境内的民用核设施上运行使用。

二、民用核安全设备

依据《民用核安全设备监督管理条例（国务院第500号令）》第二条，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。

民用核安全设备是执行核安全功能的关键设备，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。

依据《民用核安全设备监督管理条例（国务院第500号令）》第六十一条，核安全机械设备包括执行核安全功能的压力容器、钢制安全壳（钢衬里）、储罐、热交换器、泵、风机和压缩机、阀门、闸门、管道（含热交换器传热管）和管配件、膨胀节、波纹管、法兰、堆内构件、控制棒驱动机构、支承件、机械贯穿件以及上述设备的铸锻件等。

核安全电气设备包括执行核安全功能的传感器（包括探测器和变送器）、电缆、机柜（包括机箱和机架）、控制台屏、显示仪表、应急柴油发电机组、蓄电池（组）、电动机、阀门驱动装置和电气贯穿件等。

现阶段，核安全监管部门的核安全设备监管范围是依据《核安全设备目录（第一批）》而定的。

三、民用核安全设备的特殊性

和平利用核能存在着潜在的核风险，而采用高质量和高可靠性的部件设备是保证民用核设施安全的基础和保证。

根据国际核能工业的成功实践和我国核安全法规的规定，对民用核设施中的核级部件和设备在设计、制造、质量控制和监管等方面提出了一系列有别于常规工业产品的特殊要求。

（一）设计基准的确定原则不同。

核安全设备的设计基准不仅要考虑在正常运行条件下能可靠地执行其规定的功能，而且还必须考虑在事故工况下仍能可靠地执行其规定的安全功能。

（二）所有应用于设计和设计验证的计算分析软件和验证设施（试验台架、回路等）均需通过国家核安全监管部门的认可。

（三）所有核安全设备必须通过设备鉴定方可用于民用核设施中。

设备鉴定的目的是验证其在服役的各种工况下，特别是在事故工况下，该设备的可运行性和功能能够满足预定的要求。

（四）在核安全设备的设计、制造、安装、焊接和无损检验等活动中必须采用成熟的且经过验证的技术或工艺，而不是一味追求其先进性。

（五）所有从事核安全设备的设计、制造、安装和无损检验的单位必须依据HAF601或HAF604的相关规定取得资格许可。

从事核安全设备的无损检验和焊接的个人也必须按照HAF602或HAF603的相关规定取得资格。

（六）所有从事核安全设备的设计、制造、安装和无损检验的单位都必须建立满足核安全法规HAF003等要求的质量保证体系，并且所有与质量相关的活动都必须置于该质量保证体系的有效控制之下。

（七）所有核安全设备的相关活动，包括设计、制造、安装、试验、运行、在役检查、维修和退役等都必须在国家核安全监管部门的独立监督下实施。

四、民用核安全设备的核安全分级要求

核安全设备必须根据其在民用核设施中所负担的核安全功能，确定相应的核安全级别。

这是核安全设备在设计、制造、安装、试验、运行、在役检查、定期试验、维修和退役等活动中正确选用规范标准的依据。

我国核安全法规《核动力厂设计安全规定》（HAF102）在核动力厂设计要求一章中明确规定了“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，包括仪表和控制软件，然后根据其安全功能和安全重要性分级。

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”。

为了便于履行这一要求，核安全导则《用于沸水堆、压水堆和压力管式反应堆的安全功能和部件分级》（HAD102/03）对核电厂安全功能和部件的安全等级划分提出了具体指导。

现阶段，核电厂的设备分级还是以确定论为主，概率论为辅。

一般来说，核电厂的机械设备分为核安全1级、核安全2级、核安全3级和非核安全级。

前面三个级别的设备统称为核安全设备。

主要包括：

一）核安全1级

主要包括组成反应堆冷却剂系统承压边界的所有设备：

反应堆压力容器、反应堆冷却剂泵、稳压器、蒸汽发生器的一次侧、控制棒驱动机构的壳体、主管道以及延伸到并包括第二个隔离阀的连接管道（内径大到破损后正常补水系统不能补偿冷却剂的流失）。

对于核安全1级设备，必须按照实际可能的最高质量标准来进行设计、制造、安装和试验。

二）核安全2级

主要指反应堆冷却剂系统承压边界内不属于核安全1级的各种设备，以及为执行所有事故工况下停堆、维持堆芯冷却剂总量和排出堆芯热量及限制放射性物质向外释放的各种设备。

例如：

（1）属于反应堆冷却剂压力边界的小直径（DN<

10.4mm）的高能管道和阀门，如仪表管线和取样管线部分；

（2）安全壳隔离系统的各种机械设备（如阀门）；

（3）余热排出系统的主要部件；

（4）化容系统中冷却剂上充部分（若用于堆芯应急冷却）；

（5）安全壳喷淋系统的主要部件；

（6）安全注射系统的主要部件；

（7）辅助给水系统处于安全壳内的部分及其安全壳贯穿件；

（8）安全壳内的蒸汽系统以及给水系统，直至并包括安全壳外的第一个隔离阀；

（9）安全壳厂房，包括安全壳贯穿件；

（10）安全壳氢气控制和监测系统；

（11）堆芯仪表系统，直到并包括手动隔离阀。

三）核安全3级

主要是指下述一些系统的设备：

（1）化容系统中为控制反应性提供硼酸的部件；

（2）辅助给水系统处于安全壳外的部分；

（3）为冷却、润滑安全1、2、3级设备所需部件；

（4）乏燃料贮存池冷却水系统中的重要部件；

（5）应急电源、水源，以及柴油机的润滑油、燃油和冷却水系统；

（6）压缩空气系统向安全级物项供气部分（贯穿安全壳部分属于安全2级）；

（7）放射性废物处理系统中其故障会导致放射性气体释放超过允许限值的部件，如废气衰变箱；

（8）重要厂用水系统和设备冷却水系统的管道、阀门、泵等。

（9）为控制室可居留性服务的冷冻水系统。

电气设备的分级是根据支持功能的安全重要性将电气设备分成1E级（安全级）和非1E级（非安全级）两个级别。

支承件的核安全级别是由主体设备确定的。

例如，核安全1级设备的支承件也是核安全1级。

五、民用核安全设备现行主要标准规范

目前，国际上核电厂建造主要遵循以下几个核电标准体系：

美国机械工程师学会（ASME）的《锅炉及压力容器规范》（以下简称“ASME规范”）；

法国RCC系列，包括RCC-P、M、E、G、I、C和RSEM等；

德国KTA标准；

俄罗斯的ΠΗΑЭΓ标准。

（一）国内核安全设备标准规范

自从1972年8月，我国开始核电厂的设计制造以来，我国为实现核安全设备的国产化进行了不懈努力。

但由于种种原因，我国的核安全设备目前仍然使用国外的规范标准。

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》（以下简称“RCC-M规则”），连云港田湾核电厂执行俄罗斯的ΠΗΑЭΓ标准。

以上三个规范标准为核安全设备现行规范标准。

对于具体的核工程，其核安全设备所用规范为国家核安全局在安全分析报告中批准的规范标准。

随着核安全设备国产化的进一步开展，我国的核电规范标准体系将逐渐建立和完善。

美国ASME规范体系结构

美国的核电标准多是由行业协会制订的，如机械工程师协会（ASME）、材料与试验协会（ASTM）、电气和电子工程师协会（IEEE）、核学会（ANS）等，美国国家标准协会（ANSI）起到总的协调作用。

ASME规范是一个权威性规范，它已成为许多工业国家设计、制造、订货以及制订本国标准的依据，尤其是在核动力设备设计、制造和安装等活动中被直接采用。

ASME规范是由美国机械工程师协会制定的，每三年修订一次，共十二卷，其中与核电相关的有以下各卷：

第Ⅱ卷材料技术条件

包括：

A篇钢铁材料、B篇有色金属材料、C篇焊条、焊丝及填充金属、D篇性能。

第Ⅲ卷核动力装置设备

NCA分卷第一册及第二册的总要求

第一册：

NB分卷一级设备

NC分卷二级设备

ND分卷三级设备

NE分卷MC级设备

NF分卷设备支撑结构

NG分卷堆芯支撑结构

NH分卷高温使用的一级设备

附录

第二册：

混凝土反应堆容器与安全壳规范

第三册：

乏燃料及高放射性废料的贮存和运输包装用安全容器

第Ⅴ卷无损检测

第Ⅸ卷焊接及钎焊评定

第Ⅺ卷核动力装置设备在役检查规程

（三）RCC-M规范体系结构

法国核电厂RCC规范系列包括RCC-P、RCC-G、RCC-M、RSEM、RCC-E、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。

RCC-M规则由法国核岛设备设计建造规则协会（AFCEN）编制，该协会是由法国电力公司（EDF）、法马通原子能公司（FRAMATOME）和诺瓦通原子能公司（NOVATOME）于1980年10月19日组建成立的，其主要任务是：

编制核电厂核岛设备的设计、建造、安装和调试的规则；

根据经验、技术进展和管理要求的变化对规则进行修订；

颁布这些规则及其后续修改的相应条文。

RCC-M规则主要适用于压水堆核岛机械设备，其中设计方面的规定是基于美国ASME规范第Ⅲ卷核动力装置设备NB、NC、ND、NF和NG分卷，同时吸收了法国在工业发展实践中所取得的成果。

RCC-M规则中的制造和检验规定以法国的制造和检验标准为基础，是法国本身核工业实践经验的具体体现。

RCC-M规范的结构如下：

第Ⅰ卷——机械设备（设计/建造）

A篇总则、B篇一级设备、C篇二级部件、D篇三级设备、E篇小型设备、G篇堆芯支承结构、H篇支承件、J篇低压或常压储罐、Z篇技术性附录。

第Ⅱ卷M册材料

第Ⅲ卷MC册检验方法

第Ⅳ卷S册焊接

第Ⅴ卷F册制造

（四）俄罗斯核电厂标准法规

俄罗斯在核能使用方面的标准分为三个级别：

法律法令、核安全法规及核安全导则、专业技术标准。

法律法令为最高级别，一般有国际间基本协议、联邦法规、总统令、政府决定及核能利用方面的几个部门间协议。

其中俄罗斯国家核监督委员会编制批准的ОПБ-88《核动力厂安全保障总则》和俄罗斯国家卫生防疫监督委员会发布的НРБ-96《辐射安全规范》是核电厂必须遵守的总原则。

ОПБ-88《核动力厂安全保障总则》从核安全、辐射安全、消防安全、技术安全等方面对基本安全保障原则作了规定，对企业各种活动，包括建筑、技术、电气、监测控制、事故分析、施工、运行、质保等提出了要求；

并对核电厂重要系统如反应堆、包容系统、余热导出系统、供电、仪控系统、消防系统等做出具体要求。

НРБ-96《辐射安全规范》规定了工作人员及公众对天然源、医学源照射的限制要求和限制值、容许值，对事故应急照射提出了限制规定，并详细规定了事故干预水平。

根据上述法规，俄罗斯国家原子能部和核安全监督委员会制定了一系列导则和实施规范，例如：

国家核辐射安全监督局逐渐完善了前苏联核动力法规ПНАЭГ系列，编制了一系列导则类文件，如HП、РБ、РД系列；

国家原子能部及技术监督委员会编制了ПБ类安全规程。

同时，还引用大量苏联时期的标准文件。

苏联原子能部批准的核动力法规（ПНАЭГ）、规程（ПБЯ）、防火标准（ВСН）；

苏联国家建设委员会批准的建筑标准（СНиП）。

第二节主要民用核安全设备的结构和工艺

一、反应堆压力容器

反应堆压力容器RPV是核电厂最关键的部件，在核电厂安全分析中，不考虑其失效。

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，有的要求60年）不可更换的设备。

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，内装有堆芯燃料组件、上部及下部堆内构件、控制棒等功能组件、以及其他与堆芯有关的部件。

总高一般为11～13m，总重量一般为300～400t，筒体内径一般为4m左右，筒体壁厚一般为200～250mm。

图2-1所示为大亚湾核电站的反应堆压力容器结构图。

图2-1大亚湾核电站反应堆压力容器

压力容器顶部为用法兰螺栓连接的可拆卸半球形封头顶盖。

顶盖一般是由整体封头和顶盖法兰焊接而成。

控制棒驱动机构及堆内测温装置的管座（39～65个）通过液氮冷却装配贯穿在压力容器顶盖上，然后进行镍基堆焊和对称焊接，以防垂直变形，还要采取一定的焊接顺序，防止顶盖的应力变形，焊接工艺难度较大。

有的堆型的压力容器底部也焊有堆芯核测量装置的管座，焊接工艺与顶盖上的管座焊接工艺相同。

压力容器顶盖和本体是通过主法兰、螺栓及上下法兰间的两道镍制“O”形环紧固密封。

压力容器本体由4～5个筒节和下封头环形拼焊而成。

筒节均为整体锻件，无纵缝。

4～8个冷却剂进出入口接管一般是通过马鞍形焊缝连接到相应的筒节。

由于主管道的材料一般为不锈钢，因此接管与主管道的连接处还需要焊接安全端。

俄罗斯VVER堆型压力容器上的接管是直接与相应筒节锻造出来的，无须焊接，主管道与压力容器材质类似，无须焊接安全端。

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，常用材料一般为高强度低铁素体低合金钢。

压水堆核电厂发展至今，除俄罗斯采用Cr－Ni－Mo钢（15X2HMФA）外，我国和美、法、德、日等国，均采用Mn－Ni－Mo钢，例如：

SA508－Ⅲ（美）、20MnMoN65（法）等，它们的化学成份和机械性能大体上都相当。

为防止高温含硼水对压力容器材料的腐蚀，压力容器内表面所有与冷却剂接触的部位都有厚度不小于5mm的不锈钢耐蚀堆焊层。

高温气冷堆的反应堆压力容器比压水堆的压力容器要大得多，且形状比较细长。

例如单堆功率250MW的高温气冷堆的反应堆压力容器内径约5700mm，法兰最大外径约6400mm，主体总高约25m，连同支承件总重约760t。

筒体上段是由厚度为131mm的SA533B钢板拼焊而成，下段是由厚度为204mm的SA508-Ⅲ整体锻件焊接而成，下封头是由厚度为83mm的SA508-Ⅲ锻板热冲压而成。

反应堆压力容器内装石墨作为慢化剂和堆内构件。

压力容器钢锻件的主要工艺流程如下：

炉料准备—冶炼（电炉+真空脱气处理）—浇铸—锻造—锻后热处理—粗加工—超声波检验—调质热处理（淬火+回火）—取样—机加工—无损检验。

反应堆

容压力容器的现场安装工艺也相当复杂，主要工艺包括：

压力容器支撑环安装—压力容器吊装、引入反应堆厂房—压力容器翻转套箍和提升装置安装—吊装翻转压力容器—压力容器吊装就位与调整—计算压力容器调整垫片等。

其中，压力容器本体和顶盖之间的主密封面是压力容器的关键部位，安装施工期间必须确保该部位不能受到任何损伤。

二、堆内构件

压水堆堆内构件由不锈钢型的高合金钢制成。

主要包括上部堆内构件和下部堆内构件两大部分。

如图2-2所示，下部堆内构件由堆芯吊篮和堆芯支承板、堆芯下栅板、流量分配孔板、二次支承组件、堆芯围板组件及热屏组件等主要部件组成。

整体重约84吨，直径约3.9m，高约9.9m。

堆芯吊篮是一个高约10m的不锈钢圆筒，由板材卷焊筒节拼焊而成，对机加工机床的能力要求比较高。

吊篮通过上部凸肩悬挂并被压紧在压力容器内结合面位置的凸肩上。

吊篮凸肩周边上开有4个对称的方形键槽，用以上、下堆内构件与压力容器一起定位，确保燃料组件与控制棒组件驱动机构对中，限制吊篮周向转动。

吊篮上与压力容器对应位置开有冷却剂出口管嘴。

400多毫米厚的堆芯支承板被焊接在吊篮下部，堆芯重量由堆芯下栅板及几根支承柱传递到支承板上。

支承板上开有许多孔供堆内测量探头的导向和水通过。

在吊篮筒体下部外表面，周向设有四个对称的导向定位装置与压力容器上的四个导向定位装置相对应，用以径向定位并允许有少量不均匀膨胀。

轴向当吊篮筒体受热后则可以向下自由膨胀。

下栅格板用于支撑堆芯。

堆芯燃料组件直立坐于堆芯下栅格板上，借助下栅格板下面的支承柱将堆芯重量传递给吊篮底部的支承板。

下栅格板上每个燃料组件位置设一对对中销，给燃料组件定位。

下栅格板通过支承柱连接固定在吊篮底部的支承板上。

在下栅格板相对于每个燃料组件位置上开有4个冷却剂流通孔，以使冷却剂流入燃料组件。

根据核测量装置要求，在下栅格板每个燃料组件位置中央设有测量装置导管的支承和导向装置，以使测量装置导管与燃料组件中央导向管对中并便于导入。

流量分配孔板位于下栅格板和堆芯支承板之间，定位固定于支承柱上。

流量分配孔板上开有大量流通孔，它一方面可以提高下栅格板的刚性，使板面平直，同时用以消除引起冷却剂流量分配不均匀的涡流，保证通过每个燃料组件的流量

图2-2压力容器下部堆内构件

相等。

如果采取增加下栅格板的刚性，加大下栅格板与堆芯支承板间的距离来满足设计要求，则可以取消流量分配孔板。

大亚湾核电站压水堆中未安装流量分配孔板。

二次支承组件是一种安全装置，发生堆芯吊篮断裂事故时，用来限制堆内构件向下位移，以防止控制棒组件与对应的燃料组件中的导向筒不对中，妨碍紧急停堆。

另外，在吊篮发生断裂时，堆芯突然垂直下落，支柱与防断底板间的四只吸能缓冲器依靠单薄的横截面产生变形而耗去冲击能量，从而防止压力容器受冲击而损坏。

二次支承组件靠螺栓连接焊接固定，以防松动。

堆芯围板是根据燃料组件构成的堆芯外廓形状垂直置放于堆芯外沿，坐装在堆芯下栅格板固定位置上。

围板依靠自下而上设置的多层幅板，在水平方向利用螺栓连接固定于吊篮筒体上。

幅板外周边呈圆形与吊篮筒体连接固定，内周边呈直角曲折状与围板连接固定，以此支撑住围板，保证围板的刚性和平直。

幅板上开有一些小孔，围板与吊篮筒体间充满的水起反射层作用。

上部堆内构件如图2－3所示，它是由堆芯上栅格板、导向管支承板、控制棒导向管及支承柱等主要部件组成。

上部堆内构件组装成一个整体，重约43.7t，直径约3.9m，高约4.2m，装卸时实行整体吊装。

堆芯上栅格板是位于堆芯燃料组件上部的压紧定位板，它直接压紧燃料组件，可燃毒物棒组件、中子源棒组件和阻力塞棒组件，避免这些组件因水力冲击而“向上飞”。

上栅格板上开有许多与每个燃料组件一一对应的流水孔、控制棒导向管孔和支承柱中间通孔，以便控制棒束上下抽插，让冷却剂从堆芯流出。

上栅格板上设有向下的定位销，每个燃料组件位置一对，与燃料组件上管座上的两对角定位孔相配合，将燃料组件定位。

导向筒支承板是一块直径约3.9m，厚约100mm的圆板。

为了加强刚性避免变形，在支承板下平面焊接有圆筒状肋板进行加固。

导向筒支承板利用支承柱与堆芯上栅格板连接成为一个整体。

上部堆内构件通过导向筒支承板法兰座落在吊篮法兰上面，两个法兰间有一个环形的板状压紧弹簧。

图2-3压水堆上部堆内构件

控制棒导向筒是给控制棒组件在堆芯燃料组件内上下抽插时起导向作用的部件。

控制棒导向筒分上下二部分，支承板以上管段为间断式的导向，由方形导向板组成。

支承板与堆芯上栅板之间，为圆形连续导向管段。

上下两部分用法兰、螺栓连接。

导向筒下部法兰通过销钉与堆芯上栅板定位连接。

下段控制棒导向管由不锈钢C型管和双孔异型管装配而成。

控制棒导向管壁上开有一些孔洞以便冷却剂流通。

由于控制棒导向管较长，形状复杂，要求有精确的对中尺寸确保控制棒束在导向筒内自由移动，装配精度要求较高。

由于控制棒导向管壁薄而且焊接后不能再进行机加工，所以一般采用真空电子束焊接保证其尺寸精度和预防变形。

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，见图2－4。

其中，耐压壳组件是驱动轴和销爪组件的包壳，由圆长管密封承压壳及其上部位置传送器套管组成，圆长管密封承压壳由分段壳体通过Ω密封环焊连接而成。

同时，耐压壳安装在压力容器管座上，它与管座采用梯形螺纹连接和小Ω密封环焊接密封。

耐压壳是承压边界，该承压边界的破损将产生放射性的冷却剂外溢。

因此，该组件的3道Ω密封环焊工艺和质量非常关键。

耐压壳与管座之间的Ω密封焊一般在安装现场进行。

图2－4销爪式磁力提升型控制棒驱动机构

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，并将二回路的给水变成蒸汽，推动汽轮机做功。

蒸汽发生器的种类繁多，但目前压水堆核电站中使用较为广泛的是立式U形管自然循环蒸汽发生器和卧式自然循环蒸汽发生器。

后者在俄罗斯和一些东欧国家使用较广，我国目前只有田湾核电站采用的是卧式自然循环蒸汽发生器。

下面就以使用最为广泛的立式U形管自然循环蒸汽发生器为例简单介绍一下蒸汽发生器的结构和工艺。

立式U形管自然循环蒸汽发生器的典型结构如图2-5所示。

蒸汽