核电生产工艺及控制系统概述.docx
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核电生产工艺及控制系统概述
核电
什么是核能
世界上一切物质都是由原子构成的，原子又是由原子核和它周围的电子构成的。
轻原子核的融合和重原子核的分裂都能放出能量，分别称为核聚变能和核裂变能，简称核能。
这里所说的核能是指核裂变能。
核电厂的燃料是铀。
铀是一种重金属元素，天然铀由三种同位素组成：
铀-235含量0.71%，铀-238含量99.28%，铀-234含量0.0058%。
铀-235是自然界存在的易于发生裂变的唯一核素。
当一个中子轰击铀-235原子核时，这个原子核能分裂成两个较轻的原子核，同时产生2到3个中子和射线，并放出能量。
如果新产生的中子又打中另一个铀-235原子核，能引起新的裂变。
在链式反应中，能量会源源不断地释放出来。
铀－235裂变放出多少能量呢？
请记住一个数字，即1千克铀-235全部裂变放出的能量相当于2700吨标准煤燃烧放出的能量。
核反应堆原理
反应堆是核电站的关键设计，链式裂变反应就在其中进行。
反应堆种类很多，核电站中使用最多的是压水堆。
压水堆中首先要有核燃料。
核燃料是把小指头大的烧结二氧化铀芯块，装到锆合金管中，将三百多根装有芯块的锆合金管组装在一起，成为燃料组件。
大多数组件中都有一束控制棒，控制着链式反应的强度和反应的开始与终止。
压水堆以水作为冷却剂在主泵的推动下流过燃料组件，吸收了核裂变产生的热能以后流出反应堆，进入蒸汽发生器，在那里把热量传给二次侧的水，使它们变成蒸汽送去发电，而主冷却剂本身的温度就降低了。
从蒸汽发生器出来的主冷却剂再由主泵送回反应堆去加热。
冷却剂的这一循环通道称为一回路，一回路高压由稳压器来维持和调节。
什么是核电站
火力发电站利用煤和石油发电，水力发电站利用水力发电，而核电站是利用原子核内部蕴藏的能量产生电能的新型发电站核电站大体可分为两部分：
一部分是利用核能生产蒸汽的核岛、包括反应堆装置和一回路系统；另一部分是利用蒸汽发电的常规岛，包括汽轮发电机系统。
核电站用的燃料是铀。
铀是一种很重的金属。
用铀制成的核燃料在一种叫“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能，再用处于高压力下的水把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动气轮机带着发电机一起旋转，电就源源不断地产生出来，并通过电网送到四面八方。
这就是最普通的压水反应堆核电站的工作原理。
在发达国家，核电已有几十年的发展历史，核电已成为一种成熟的能源。
我国的核工业已也已有40多年发展历史，建立了从地质勘察、采矿到元件加工、后处理等相当完整的核燃料循环体系，已建成多种类型的核反应堆并有多年的安全管理和运行经验，拥有一支专业齐全、技术过硬的队伍。
核电站的建设和运行是一项复杂的技术。
我国目前已经能够设计、建造和运行自己的核电站。
秦山核电站就是由我国自己研究设计建造的。
什么是放射性
约在100年前，科学家发现某些物质能放出三种射线：
α（阿尔法）射线、β（贝塔）射线，γ（伽玛）射线。
以后的研究证明：
α射线是α粒子（氦原子核）流，β射线是β粒子（电子）流，统称粒子辐射。
类似的还有中子射线、宇宙射线等。
γ射线是波长很短的电磁波，称为电磁辐射。
类似的还有X射线等。
这些射线的共同特点是：
1、有一定穿透物质的能力；2、人的五官不能感知，但能使照相底片感光；3、照射到某些特殊物质上能发出可见的荧光；4、通过物质时有产生电离作用。
射线主要通过电离作用对生物体产生一定的影响。
射线并不可怕，我们吃的食物、住的房屋，甚至我们的身体内都有能放出射线的物质。
我们戴夜光表、作X光检查、乘飞机、吸烟都会接受一定的辐射剂量。
但是，过高的辐射剂量会引起有害健康的效应。
什么是反应堆
核反应堆是一个能维持和控制核裂变链式反应，从而实现核能热能转换的装置。
核电厂用的压水反应堆有一个厚厚的钢质贺筒形外壳，腰部有几个进水品和出水口，称为压力容器，900兆瓦的压水堆，其压力容器高12米，直径3.9米，壁厚约0.2米。
压力容器内是堆芯，堆芯由燃料组件和控制棒组件等组成。
水在它们的间隙中流过。
水在此起两个作用，一是降低中子的速度使之易于被铀－235核吸收，二是带出热量。
900兆瓦的压水堆一般装有157个燃料组件，约含80吨二氧化铀。
压力容器顶装有控制棒驱动机构，通过改变控制棒的位置来实现开堆、停堆（包括紧急停堆）和调节功率的大小。
什么叫做核事故
一般来说，在核设施（例如核电厂）内发生了意外情况，造成放射性物质外泄，致使工作人员和公众受超过或相当于规定限值的照射，则称为核事故。
显然，核事故的严重程度可以有一个很大的范围，为了有一个统一的认识标准，国际上把核设施内发生的有安全意义的事件分为七个等级。
由表可以看出，只有4－7级才称为“事故”。
5级以上的事故需要实施场外应急计划，这种事故世界上共发生过三次，即苏联切尔诺贝利事故、英国温茨凯尔事故和美国三里岛事故。
核电部分厂房描述:
中国的大部分厂房都是这样的，二代技术，最近又有关于三代技术的厂房，有兴趣的可以去别处查找下。
1）、反应堆厂房：
包括内外安全壳和内部结构以及堆芯熔融物捕捉器。
反应堆厂房是双层圆筒形结构，该建筑包容并支撑与一回路相关的主要设施（包括压力容器和主冷却回路，包括主泵，蒸发器和稳压器）。
反应堆换料腔和内部结构。
辅助设备。
厂房的主要功能是防止外部事件对内部反应的影响，确保不发生泄漏。
包括一回路发生事故失水，使厂房内压力和温度升高。
1.1）、安全壳：
安全壳是双层墙体结构，其中内墙体由预应力混凝土筒体和混凝土穹顶构成，内面衬以钢衬里，保证密封。
外安全壳抵抗外部冲击。
1.8米宽的环形区域将内外安全壳隔离，该区域处于负压状态，收集发生泄漏事故后泄漏物的收集，保证泄漏物在排入大气前被过滤，双层安全壳是考虑在严重事故对环境的有效保护。
1.2）、内部结构：
主要功能是提供反应堆压力容器的支撑和附属设备的支撑；人员及设备的生物防护；防止管道的甩击和飞射物对安全壳、各回路以及安全系统的影响。
1.3）、结构描述：
内部结构是钢筋混凝土结构包括一次屏蔽墙，二次屏蔽墙，反应堆换料腔；楼板和墙体。
1.4）、堆芯熔融物捕捉器：
位于堆芯CVCS和VDS系统下部分为三部分，由堆坑下部、堆芯熔融物扩展通道和扩张区域组成。
表面覆盖细石混凝土。
底部有循环水系统，用以事故状态下对熔融物降温，水来自换料储水箱。
2）、安全厂房：
安全厂房1&4分为9层，分别布置在安全壳两侧；厂房2&3分为8层，布置在一起，采用双层墙体。
外墙与厂房各楼层分开，通向厂房的门应有门禁系统。
3）、燃料厂房：
位于反应堆厂房和安全厂房2、3相对的位置，与反应堆厂房和安全厂房位于一个筏基础之上。
9层（0.00-19.5m区域）。
西侧为乏燃料水池及相关设施。
东侧为事故废气过滤机组。
采用双层墙，门应有门禁系统。
4）、核辅助厂房：
核辅助厂房内设置与电厂运行必需的与安全无关的辅助系统，同时设置有部分维修区域。
是钢筋混凝土结构，基础与厂房的筏基础是分离的，放射性设备周围设置屏蔽结构以及有系统的隔离。
提供充分的生物隔离。
5）、进出厂房：
基础厂房内设有为保障人员安全进出核岛所必需的设备和设施。
进出厂房的基础和核岛的基础临近，设置沉降缝，允许相对的位移。
6）、放射性废弃物厂房：
分为放射性废弃物厂房（HQB）和放射性废弃物储存厂房（HQS），其可收集、储存、处理液体和固体放射性废弃物。
为两个机组公用，它同1号机组的核辅助厂房建筑直接连接，用来储存、运输树脂类废弃物以及收集、临时储存、运送废液。
在放射性废弃物厂房和2号机辅助厂房附属建筑（2HQS）之间连接一条热管，用来输送2号机的废液。
7）、应急柴油机房：
（HD）是钢筋混凝土结构，其钢筋混凝土筏基及地下部分及外墙使用沥青绝缘材料来防水的。
用来放置柴油燃料储存罐、柴油燃料槽房间的楼板、墙体及天花板表面是掺合了憎油材料的水泥砂浆抹面的。
8）、安全厂用水泵房：
为混凝土结构，其钢筋混凝土结构设计、配合比及工艺应具备足够的耐久性以保证结构主体能防止地下水和海水的侵蚀，所有与水接触的混凝土表面应使用精细模板，其他地方可以使用粗制模板。
核电行业市场可观
核电站只需消耗很少的核燃料，就可以产生大量的电能，每千瓦时电能的成本比火电站要低20%以上。
核电站还可以大大减少燃料的运输量。
例如，一座100万千瓦的火电站每年耗煤三四百万吨，而相同功率的核电站每年仅需铀燃料三四十吨。
核电的另一个优势是干净、无污染，几乎是零排放，对于发展迅速环境压力较大的中国来说，再合适不过。
2007年，中国核电总发电量628.62亿千瓦时，上网电量为592.63亿千瓦时，同比分别增长14.61%和14.39%。
田湾核电站2台106万千瓦的机组分别于2007年5月和8月投入商运，中国核电运行机组达到11台，运行总装机容量达907.8万千瓦。
截至2007年底，中国电力装机容量达到7.13亿千瓦，全国电力供需继续保持总体平衡态势。
同时，随着田湾核电站两台百万千瓦核电机组投产，目前全国核电装机容量已达885万千瓦。
2007年全国水电、火电装机容量均保持超过10％的增长，分别达到1.45亿千瓦和5.54亿千瓦。
而风电并网生产的装机总容量则实现翻番，达到403万千瓦。
中国对于核电的发展已经开始放宽政策，长期以来，中国官方一直强调要“有限”发展核电产业。
而在2003年以来，中国出现了全面性能源紧张。
在这种情况下，国内关于大力发展核电产业的呼声日益强烈。
高层关于发展核电的这一最新表态无疑是值得肯定的，因为它确立了核电产业的战略性地步，不但对解决中国长期性的能源紧张有积极意义，而且也是和平时期保持中国战略威慑能力的理想途径，可谓“一箭双雕”。
中国目前建成和在建的核电站总装机容量为870万千瓦，预计到2010年中国核电装机容量约为2000万千瓦，2020年约为4000万千瓦。
到2050年，根据不同部门的估算，中国核电装机容量可以分为高中低三种方案：
高方案为3.6亿千瓦（约占中国电力总装机容量的30%），中方案为2.4亿千瓦（约占中国电力总装机容量的20%），低方案为1.2亿千瓦（约占中国电力总装机容量的10%）。
中国国家发展改革委员会正在制定中国核电发展民用工业规划，准备到2020年中国电力总装机容量预计为9亿千瓦时，核电的比重将占电力总容量的4%，即是中国核电在2020年时将为3600-4000万千瓦。
也就是说，到2020年中国将建成40座相当于大亚湾那样的百万千瓦级的核电站。
从核电发展总趋势来看，中国核电发展的技术路线和战略路线早已明确并正在执行，当前发展压水堆，中期发展快中子堆，远期发展聚变堆。
具体地说就是，近期发展热中子反应堆核电站；为了充分利用铀资源，采用铀钚循环的技术路线，中期发展快中子增殖反应堆核电站；远期发展聚变堆核电站，从而基本上“永远”解决能源需求的矛盾。
技术及市场现状
国际核电企业以日系为中心，形成三足鼎立的局面：
日本富士财团的日立―美国通用、日本三井财团的东芝―美国西屋、日本三菱财团的三菱重工―法国阿海珐。
日本在核电技术和市场的垄断雏形已经出现，中国加快发展核能应用的能源战略调整必然受制于日本。
核电站控制阀抗地震结构的改进
在过去五十年中，自动电站控制阀的基本功用没有变化。
只是在固定的基本性能上有所提高如增加流量系数，减少噪音，减少气蚀和改进流量特性。
然而结构设计特性的改变十分缓慢。
直到核能的出现，才使阀门制造者在设计电站控制阀时不得不考虑到像地震这类外界力量产生的影响。
核电站用控制阀必须能承受地震的影响。
事实上，这是美国联邦管理法规上就关于本国核电站的设计、建筑和运转等一系列广泛论题规定了必要条件。
10CFFR50是“美国联邦设备生产和使用许可证”的代称，其附录A中列出了“核电站控制阀通用设计标准”（GDC）。
GDC一2中有一段中说：
“核电站控制阀结构，装置和元件必须设计成能承受如地震、龙卷风、飚风…之类自然现象的影响”。
别的GDC也可作为指示设备抗地震和动力限制的必要条件的参考。
这些包括GDC一1，一4，一14和一30。
尽管名义上有，但这类未作详细说明的通用标准实际上无法执行。
随着核工业的成熟，核电站设备的抗地震设计和分析也就随之明确，所有工业部门提出的这些GDC在今天的抗地震设计控制阀的改进中有了一席之地。
核能调节委员会（NRC）发布了“标准检验方案”和“标准调节指导。
”各工业组织也发布了称为“NRC”要求标准的一系列法规和标准。
建筑设计师和公用事业也开始发布有关法规，对标准调节指导，标准检验方案和许可证的申请都有明确的要求。
最后，电站控阀制造者为满足工业上抗地震限制条件而改进了产品结构设计。
抗地震限制的必要条件（SQR）
起初，电站控制阀说明书中有关抗地震必要条件通常很少，只是简单性地说一些如“这些阀门能经受住地震、龙卷风等自然现象影响”或“这些阀门在设计中考虑了地理的影响”，通常在这些条件中都没有定量的数值。
与之形成对比的是，今天的说明书中有关抗地震条件部分在规定可接受的限制方式，设备必须限制的加速率是十分精确。
在很早期的工厂中，电站控制阀抗地震设计必要条件只是认为当设备安置在一个很活跃的地震带时方是必须的。
在那些工厂中设备和建筑都是根据建筑法规（VBC）的要求设计的，是采用静态的分析技术。
由1965年的抗地震设计内容形成了一个所有核电站控制阀的通用条件规范。
有足够的证据可以显示出地震可能在任何一个地方发生，不论是在地震频繁的地区还是只是在历史上曾经发生过的地方，都有可能发生地震。
发生于写萨诸塞州（1755年）；密苏里洲（1812年）南卡罗来纳洲（1876年）的几次大地震证明在核电站的设计中应考虑抗地震设计。
早期，大部分设备被限定使用静态的分析方式，与复杂的建筑及其它结构相比这对于结构简单的电站控制阀是适用的。
用于这些分析的输入加速率通常以建立反应加速率为基础或甚至是以场地而不是以管线系统的反应加速率为基础，但仍然没有标准。
在发展的前期，专业组织为了核工业的特殊需要而建立了各种委领会和职业团体，对电站控制阀制造者最有影响的两个协会是“美国机械工程师学会”（ASME）和“电与电子协会（IEEE）。
ASME中有关锅炉与压力容器规范中第3部分是专门为核电站的元件所编写的，1968年这部分成了法规草案的雏形，并于1971年第一次用它的全部内容出版发行，在以后6个月中又做了数次修改。
然而，ASME—IlI中仅指明了电站控制阀的压力范围。
根据其定义，只是有阀体、阀盖、阀杆和连接体盖的螺栓的压力范围对于阀门的其余部分即附件和驱动装置，在ASME—III中没有提及，正因如此，在法规中只涉及压力界线完整性而没有涉及设备运行的能力。
为了表明在地震中和地震后设备运行的能力，就必须制订别的标准。
IEEE一344是最受公认的设备抗地震用参考标准。
在1971年首次公布，1975年其主要部分做了很大的修订．尽管IEEE标明其适用于机电设备上，但其通常被公认为适用于所有设备的抗地震限定条件标准。
NRC的标准检验方案3.10中讨论了机电设备的抗地震条件，在SRP3.10中NRC阐明IEEE一344适用于所有类型的机电设备的抗震要求。
后来，直到IEEE一382在1972年首次发布时，电站控制阀驱动装置或阀门组件的抗地震限定要求才有一些规定。
然而，那时它只是规定了电站控制阀电动驱动装置的限定（在地震环境中）而对于弹性隔膜驱动装置，汽缸驱动装置，液压驱动装置等没有特别的限定标准。
于1980年发布的IEEE一382改变了这种现象，它包括了全部各种驱动装置的限定标准IEEE一382—1990“电站控制阀驱动装置安全条件IEEE标准”中说明“该规范适用于所有类型的动力驱动的电站控制阀驱动装置”。
IEEE一344和IEEE一382是最为广泛被公认的关于阀门或电站控制阀驱动装置抗地震的标准，还育许多别的标谁也被公布或是得到了不同的发展。
然而，这些标准很难如上述两者那样得到广泛的承认，因为这些标准中很难使人对于他们的必要条件有清楚的理解，而几乎不能保证他们的技术和设计要求，这些标准被列到附录A中。
这些标准中的每一个都将电站控制阀组件看成是一个独立的单位，关于阀门对装置在其上的管线系统或管线系统对阀门的影响都没有说明。
因而．管线系统设计者就处于甚至在阀门被选择或买主选择之前就必须考虑在他们的管线系统中的阀门的动力学特性这样一个不公平的位置上。
当然，电站控制阀制造者也必须在管线系统定案之前详细说电站控制阀的抗地震要求，这是一个制动装置一22一一管线系统设计着只有在知道阀门将怎样反应之后才能为他的管线系统中的电站控制阀定型，而电站控制阀制造者只有知道管线系统将怎样反应才能限定在个特别管线位置上的阀门。
这样，阀门规范中的通用抗地震规范待以发展。
这些通用的规范是阀门制造者和管线系统设计者之间的一个折衷，电站控制阀制造者同意排除从阀门回到管线系统的动力学反馈。
它被要求这样做是因为阀门组件在一个可选择值上有其基本的自然频率．通常是33Hz。
在这种方式下任何建筑或管线都被认为具有低于33Hz，否则就不能承受地震的共振谐率。
这样将不会导致电站控制阀的共振和其固有的放大。
因此，管线系统的设计者是需在它的系统中考虑电站控制阀的质量。
作为回报，管线系统设计者同意限制成为阀门地震输入的管线系统的动态特性一达到某个值。
这个值的上限成为阀门限定的输入加速度，依据建筑工程师的意见通常是3.og或45g，至今为止，电站控制阀抗地震设计条件的，发展是从一般设计准则到工业的法规和标准。
最后技术要求中要求一个具有自然频率大于331HZ和属于1～33Hz频率范围之内3.0g的或4.5g的输入加速度。
研究控制阀抗地震结构改进的最好方法是逐一研究它的主要零部件，这些部件见图1；它们是阀体、阀盖、与阀盖相连的驱动装置和装置驱动装置之上的驱动装置附件。
阀体：
阀体是必不可少的管线系统设备，如果管线系统符合要求，电站控制阀也必然符合要求。
这正是ASME法规的编者所论述的。
根据该法规，如果管线和阀体都是根据法规所设计的，而制造者能显示出电站控制阀中最弱的部分也比管线强度高，那么这电站控制阀就认为是合格的。
这主要应表现出阀门的剖面积和剖面膜数值至少要比管线的那些高10％。
如果管线和电站控制阀的材质不同，那就要考虑它们之间所能承受压力的差别。
（根据ASMEIll、NCl／ND3S21）。
对于同样管线尺寸的阀门和管线来说，可以毫无疑问证明是符合要求时；典型的情况是阀门强度要比与之连接的管线高300％～400％，世当使用渐缩管或阀门比管线尺寸小2倍或更多时。
就产生问题了。
这个问题可以用几种方式减缓，一种简单的方式是将阀门内件面积缩减至与管线尺寸相同少这种简易的方式有其所取之处，因为用一个大尺寸的电站控制阀就意味着更高的成本。
另一个方法是从买主那了解管线负荷和施行应力分析。
自然．施行应力分析也会增加生产成本，特别是如果应用计算机方法逐一限定的元件。
第3种解决方式是用高压力系数的阀体（也就是说用ANSl600级而不是用15Q级），这将增大金属剖截面，使金属材料增加，但可能比用大尺寸阀门的成本要低。
当然，这几种方式结合在一起可以达到最佳效果。
一般来说，电站控制阀阀体的结，构不需要有更多的改变就适应抗地震的要求，通常阀体比管线强度高，而采用应力分析的方法也很简单。
偶尔也需要利用一些技术改造，利用选择电站控制阀尺寸和压力系数同时来满足液体处理要求和抗地震要求。
阀盖：
从抗地震分析的观点看．阀盖可以视为一个“中间支撑结构”。
管线系统的地震运动必须经过阀盖方能到达驱动装置。
因此．阀盖必须能承受住驱动装置的动力学作用。
对于它自身，阀盖是电站控制阀中一个非常强的部分，然而因为它自身的基本结构，它很难精确地分析。
大部分控制阀阀盖用ASME一Ⅲ中的附录X1分析，尽管这个附录通常是为管线法兰的分析准备的，但被公认为可以做阀盖法兰的分析。
任何位于驱动装置上的因地震导致的弯曲力解波转换成一种“高值压力”简称eq．一从而增加了阀门的设计压力，阀盖和体盖螺栓就必须能承受住这种增加的法兰结构压力，Pfd=Pd+Peq）．如果用更复杂的方法计算压力，那么计算压力将更高。
因为阀盖是比需要的压力强许多，所以计算压力通常在限定的许可范围之l内。
阀盖必须能支撑住固定在其上的驱动装置人选些驱动装置常常很大而从阀盖上延伸到一个显著的位置上，一个电站控制阀驱动装置也许对整个系统有着明显的动力影响。
正是这些动力因素导致了阀盖结构的绝大部分改变，这些结构的改变包括增加管壁和法兰厚度和重新设计驱动装置与阀盖的连接方式少受力状态，相反是增加硬度和稳定性。
阀盖越是坚固，电站控制阀各部件的总体上的固有频率就越能保持得尽可能高。
电站控制阀驱动装置：
电站控制阀驱动装置是最受核动力工业抗地震限定条件影响的控制阀部件，曾一度被认为本质上简单的控制阀驱动装置已被其自身证明做样品分析和为了增加固有频率而做的改进是同样困难的。
正像阀门中别的部分一样，驱动装置结构已基本上十几年保持不变了；它的设计能力已在以矿物燃料为动力的工厂，造纸厂石油精炼厂以及所有大大小小的轮船上的多年应用中得到证明，直到阀门制造商不得不通过检验证明抗地震要求．才有了设计上的改变。
一个驱动装置有两个基本部件，支架和动力装置，支架用于将驱动装置固定在阀盖上，以提供一个连接阀杆和驱动装置的位置、以及提供一个用来安装附件的位置（如弹簧膜片驱动装置中的限位开关和定位器等）。
第二部分是动力源，典型的类型是弹簧膜板、气缸、液压千斤顶和电机。
在大多数情况下支架由铸铁制成，并用一些大的紧固螺母与水盖连接在一起，然而因为必须承受像地震这样的动力负荷的需要．就必须改变设计。
首先改变的是材质，最初所用的材质一铸铁非常适合最初的设计负荷，即主要的驱动一装置推力。
铸铁有一个问题，它很脆的材料对于大的冲击负荷和低转疲劳负荷损坏非常敏感，因此将铸铁材料改为铸钢材料、通常是ASTM一216WCB型，这个改变是容易实现的，因为设计和模具都是相同的．机加工也是相同的，只是材料改变而已。
下一个改变就比较困难，许多抗地震检验的结果证实支架和阀盖的连接必须重新设计，紧固螺母比起初的设计性能要高，然而抗地震检验的动力负荷情况结果中显露出一些问题：
首先，支架是支撑在阀盖的小座上，这足够支撑延伸出来的驱动装置的推力负荷，因为所有组件都是受一压力作用，然而，在电站控制阀驱动装置的基部没有足够的支撑面来保持尽可能高的支架的坚固程度。
其次，紧固螺母在抗地震检验中倾向于松动．一次地震试验的过程要比任何一次可能遇到的地震都剧烈，而且这种松动不像铸铁的断裂那样是灾难性的。
尽管如此，在紧固螺母这样的关键部位的松动也是不允许的。
同时，紧固螺母的松动也有其它问题，它意味着支架和阀盖间的连接一旦松动．驱动装置接着就可能绕着阀杆轴线偏转，从而导致像限位开关和定位器元件的位移而造成失控。
电站控制阀驱动装置和阀盖两者在连接上都做了改进，设计的基本思想是在支架和阀盖问提供一个大的接触面，提供一个防止驱动装置转动和连接处的松动，使支架和阀盖间的连接更坚同。
在阀盖和支架间提供一个大的接触向的设计是相当容易的。
阀盖的浇铸模型做了临时或永久地改进，以提供一个紧固驱动装置的固定法兰或是在州有阀盖上焊接一块平板．如何使驱动装置坚固可取决于设计者的措施。
连接方式见图2．它包括最初的紧固螺母结构，其它的方式有；将电站控制阀驱动装置根据和阀盖法兰螺栓相接或压扳放于用螺栓固定阀盖的位置上使驱动装置紧固，或者通过阀盖法兰用螺栓直接固定在支架上。
电站控制阀驱动装置设计中根据抗地震的基本原则也也进行了部分修改.这些原则包括尽可能提高强度，减轻重量和降低整体的重心。
尽管（这将在后就讨论）这些改变的目的不是讨论起来十分简单，但实际上这
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