【正文】 目的：提高鋼件表面的硬度、耐磨性、疲勞強度以及抗蝕能力。 9．感應加熱表面淬火 將鋼件放入感應器中，使鋼件表層產(chǎn)生感應電流，在極短的時間內(nèi)加熱到淬火溫度，然后噴水冷卻。 目的：穩(wěn)定鋼件淬火后的組織，減小存放或使用期間的變形；減輕淬火以及磨削加工后的內(nèi)應力，穩(wěn)定形狀和尺寸。有時需要配合以不同溫度的回火，以大幅提高鋼的強度、硬度、耐磨性、疲勞強度以及韌性等，從而滿足各種機械零件和工具的不同使用要求。將鋼件加熱到Ac3或Accm 以上30～50度，保溫后以稍大于退火的冷卻速度冷卻。硫硫和鐵化合成硫化鐵，散布在純鐵體層中，當溫度在8001200度時熔化而使鋼材出現(xiàn)裂紋，稱為“熱脆”現(xiàn)象，使鋼的焊接性變壞，硫還能降低鋼的塑性和沖擊韌性。%的液體冷卻到1148℃時發(fā)生共晶轉(zhuǎn)變，生成高溫萊氏體。γFe的溶碳能力較高，%（1148℃）。鐵碳合金的幾個基本形式：鐵素體（F）鐵素體是碳溶解在αFe中形成的間隙固溶體。置換固溶體：溶質(zhì)原子置換溶劑在晶格結(jié)點上的原子。 （3）振動：對正在結(jié)晶的金屬施以機械振動、超聲波振動和電磁振動，均可使樹枝晶尖端破碎而增加新的核心，提高形核率，使晶粒細化。體 體心立方晶格 面心立方晶格最常見的晶格類型（二）金屬的結(jié)晶純金屬的結(jié)晶過程結(jié)晶是液態(tài)金屬轉(zhuǎn)變?yōu)楣虘B(tài)晶體的過程，這一轉(zhuǎn)變的關鍵是液態(tài)金屬的冷卻。晶體的原子則按一定次序作有規(guī)則的排列，如金剛石、石墨及固態(tài)金屬和合金。 洛氏硬度（四）沖擊韌度（ak）金屬材料抵抗沖擊載荷作用而不破壞的能力叫做沖擊韌度。 金屬材料的硬度可用專門儀器來測試，常用的有布氏硬度機、洛氏硬度機等。在外力消失后留下來的這部分不可恢復的變形，叫做塑性變形。在工程上常用來表示金屬材料強度的指標有屈服強度和抗拉強度。但是，金屬材料作為結(jié)構材料，其發(fā)揮作用的是其力學性能。對于已經(jīng)取得民用核安全設備活動許可證的單位，還應當在所承擔的民用核安全設備的具體活動開始前，編制具有針對性的項目質(zhì)量保證分大綱，其主要目的是保證持證單位即要遵守在取證時向國家核安全局做出的承諾，又要滿足營運單位提出的具體質(zhì)量保證要求，項目質(zhì)量保證分大綱應當適用、完整、接口關系明確。從事民用核安全設備設計、制造、安裝和無損檢驗活動的單位，為了保證民用核安全設備的質(zhì)量安全和可靠性，應結(jié)合本單位的組織結(jié)構、運作模式和所從事民用核安全設備活動等特點，編制適用于本組織的質(zhì)量保證大綱，通過質(zhì)量保證大綱，對民用核安全設備活動的控制要求進行系統(tǒng)的規(guī)定，理順各部門之間的配合關系，分清責任、加強協(xié)調(diào)，促使各項質(zhì)量保證活動更有效地開展。 9．檢查和試驗控制 對檢查和試驗的控制、測量和試驗設備的標定和控制以及對檢查和試驗狀態(tài)顯示的控制提出了要求。組織在質(zhì)量保證大綱的實施過程中，對組織機構應做到：（1）必須建立書面的組織結(jié)構；（2）對組織機構中的每一部門及個人的職責和權限進行確定；（3）對工作中發(fā)生的與各單位內(nèi)部、外部接口要明確每個單位的責任和協(xié)調(diào)措施；必須對各部門之間的接口和主要信息交流制定相應的文件加以確定，并對文件的類型和分發(fā)進行規(guī)定。因此美國政府早在1970年即將質(zhì)量保證引入有關核能發(fā)電和核燃料處理等核安全風險較高的行業(yè)。兩相鄰板片的邊緣襯有墊片，壓緊后可以達到密封的目的，且可用墊片的厚度調(diào)節(jié)兩板間流體通道的大小。以大亞灣運行參數(shù)為例，穩(wěn)態(tài)正常運行時，292℃冷卻劑從一條環(huán)路的冷段引出，經(jīng)兩個氣動隔離閥進入再生熱交換器殼側(cè)，被管側(cè)上充流冷卻。如圖210所示。焊工焊接時盡可能采用小的電流，分段焊接。例如在秦山二期265MW核電站中，核級閥門（不包括風閥）就有3500臺左右，其中核1級閥門約150臺左右。 （二）輔助給水泵輔助給水泵屬于專設安全設施，作為主給水系統(tǒng)的后備，當主給水喪失時，一直處于熱備用狀態(tài)的輔助給水泵立即啟動向蒸汽發(fā)生器二次側(cè)提供給水。與其他工業(yè)用泵一樣，核電站最常用的泵有離心泵、屏蔽泵和其它類型的泵。安注箱為一直立式筒體結(jié)構，總?cè)莘e約50 m3，內(nèi)充2000 ppm的含硼水，用加壓40～60公斤的氮氣覆蓋。 m3。接頭保證了套管和穿過安全殼的管道（或電纜）間的密封連接。這種大直徑封頭壓型拼焊工藝復雜，很難保證形狀準確，需設計專用的輔助工裝進行組焊。整個安全殼容器由中間圓柱形筒體及上、下兩個橢圓型封頭組成，體積約70000m3，總重量約3600t，主要受壓元件材料：SA738 Gr. B，筒體壁厚：、外形尺寸：39624（直徑）65634（高）mm，設計壓力：，板焊結(jié)構，屬于ASME 標準第三卷NE分卷MC級設備。（一）安全殼鋼襯里安全殼鋼襯里在預應力混凝土安全殼內(nèi)，起密封作用。通常將熱段、冷段和過渡段組件預制焊接、檢驗和試驗完成后再運到核電站安裝現(xiàn)場進行焊接。七、主管道通常壓水堆核電站的反應堆冷卻劑系統(tǒng)由2～4個環(huán)路組成，每條環(huán)路包括一臺蒸汽發(fā)生器、一臺主泵和將這些設備與反應堆壓力容器連接起來的反應堆冷卻劑管道，也稱主管道。為防止安全殼內(nèi)空氣升溫，在冷卻回路出口裝有兩臺冷卻器，由RRI系統(tǒng)冷卻。主泵軸承：主泵機組裝有雙向推力軸承和三個導向軸承。軸向進水口在下部，出水口與葉輪成切線方向。高溫氣冷堆采用氦氣作為冷卻劑，氦氣流動動力來自于氦風機。容器底部還設置有核取樣管接口。按原理和結(jié)構形式的不同，穩(wěn)壓器分為氣罐式和電加熱式兩種。因此，深孔鉆也是蒸汽發(fā)生器制造過程中的一個關鍵工藝。上筒體內(nèi)主要設置有汽水分離器和蒸汽干燥器。蒸汽發(fā)生器總高約20m，整個結(jié)構由下筒體蒸發(fā)段和上筒體汽水分離段兩部分組合而成。耐壓殼是承壓邊界，該承壓邊界的破損將產(chǎn)生放射性的冷卻劑外溢。導向筒下部法蘭通過銷釘與堆芯上柵板定位連接。 m，厚約100 mm的圓板。圍板依靠自下而上設置的多層幅板，在水平方向利用螺栓連接固定于吊籃筒體上。流量分配孔板位于下柵格板和堆芯支承板之間，定位固定于支承柱上。在吊籃筒體下部外表面，周向設有四個對稱的導向定位裝置與壓力容器上的四個導向定位裝置相對應，用以徑向定位并允許有少量不均勻膨脹。如圖22所示，下部堆內(nèi)構件由堆芯吊籃和堆芯支承板、堆芯下柵板、流量分配孔板、二次支承組件、堆芯圍板組件及熱屏組件等主要部件組成。例如單堆功率250MW的高溫氣冷堆的反應堆壓力容器內(nèi)徑約5700mm，法蘭最大外徑約6400mm，主體總高約25m，連同支承件總重約760t。筒節(jié)均為整體鍛件，無縱縫。總高一般為11～13m，總重量一般為300～400t，筒體內(nèi)徑一般為4m左右，筒體壁厚一般為200～250mm。ОПБ88《核動力廠安全保障總則》從核安全、輻射安全、消防安全、技術安全等方面對基本安全保障原則作了規(guī)定，對企業(yè)各種活動，包括建筑、技術、電氣、監(jiān)測控制、事故分析、施工、運行、質(zhì)保等提出了要求；并對核電廠重要系統(tǒng)如反應堆、包容系統(tǒng)、余熱導出系統(tǒng)、供電、儀控系統(tǒng)、消防系統(tǒng)等做出具體要求。第Ⅲ卷 核動力裝置設備包括：NCA分卷 第一冊及第二冊的總要求第一冊： NB 分卷 一級設備 NC 分卷 二級設備 ND 分卷 三級設備 NE 分卷 MC 級設備 NF 分卷 設備支撐結(jié)構 NG 分卷 堆芯支撐結(jié)構 NH 分卷 高溫使用的一級設備 附錄第二冊：混凝土反應堆容器與安全殼規(guī)范 第三冊：乏燃料及高放射性廢料的貯存和運輸包裝用安全容器 第Ⅴ卷 無損檢測第Ⅸ卷 焊接及釬焊評定第Ⅺ卷 核動力裝置設備在役檢查規(guī)程（三）RCCM規(guī)范體系結(jié)構法國核電廠RCC規(guī)范系列包括RCCP、RCCG、RCCM、RSEM、RCCE、RCCI和RCCC等，覆蓋了核電廠系統(tǒng)、構筑物、機械設備、在役檢查、電氣設備、防火、燃料組件等幾乎全部的核電廠領域。但由于種種原因，我國的核安全設備目前仍然使用國外的規(guī)范標準。例如：(1)屬于反應堆冷卻劑壓力邊界的小直徑(DN)的高能管道和閥門，如儀表管線和取樣管線部分；(2)安全殼隔離系統(tǒng)的各種機械設備(如閥門)；(3)余熱排出系統(tǒng)的主要部件；(4)化容系統(tǒng)中冷卻劑上充部分(若用于堆芯應急冷卻)；(5)安全殼噴淋系統(tǒng)的主要部件；(6)安全注射系統(tǒng)的主要部件；(7)輔助給水系統(tǒng)處于安全殼內(nèi)的部分及其安全殼貫穿件；(8)安全殼內(nèi)的蒸汽系統(tǒng)以及給水系統(tǒng)，直至并包括安全殼外的第一個隔離閥；(9)安全殼廠房，包括安全殼貫穿件；(10)安全殼氫氣控制和監(jiān)測系統(tǒng)；(11)堆芯儀表系統(tǒng)，直到并包括手動隔離閥。它們的設計、建造和維修必須使其質(zhì)量和可靠性與這種分級相適應”。（四）在核安全設備的設計、制造、安裝、焊接和無損檢驗等活動中必須采用成熟的且經(jīng)過驗證的技術或工藝，而不是一味追求其先進性?，F(xiàn)階段，核安全監(jiān)管部門的核安全設備監(jiān)管范圍是依據(jù)《核安全設備目錄（第一批）》而定的。正在從事民用核安全設備相關活動的持證單位還應在活動開始30日前（無損檢驗活動開始15日前）向核安全監(jiān)管部門備案，設計、制造和安裝持證單位在每季度開始7個工作日前提交上一季度的活動報告。（二）所有從事境內(nèi)核設施上的核安全設備的設計、制造、安裝和對外無損檢驗服務的國內(nèi)外單位必須依據(jù)HAF601或HAF604的相關規(guī)定取得資格許可。為了配合新條例的貫徹和實施，國家核安全監(jiān)管部門也于2008年1月1日正式發(fā)布實施了4個配套的核安全設備方面的法規(guī)：《民用核安全設備設計制造安裝和無損檢驗監(jiān)督管理規(guī)定》（HAF601）、《民用核安全設備無損檢驗人員資格管理規(guī)定》（HAF602）、《民用核安全設備焊工焊接操作工資格管理規(guī)定》（HAF603）、《進口民用核安全設備監(jiān)督管理規(guī)定》（HAF604）。無損檢驗工作應當由民用核安全設備無損檢驗Ⅱ級或Ⅱ級以上人員為主操作，無損檢驗結(jié)果報告只能由Ⅱ級或Ⅱ級以上人員編制、審核，并履行相關審批手續(xù)。 民用核安全設備是執(zhí)行核安全功能的關鍵設備，是民用核設施安全防護實體屏障的核心，其質(zhì)量和可靠性直接關系到核設施的安全穩(wěn)定運行。（二）所有應用于設計和設計驗證的計算分析軟件和驗證設施（試驗臺架、回路等）均需通過國家核安全監(jiān)管部門的認可。四、民用核安全設備的核安全分級要求核安全設備必須根據(jù)其在民用核設施中所負擔的核安全功能，確定相應的核安全級別。 主要包括：一）核安全1級主要包括組成反應堆冷卻劑系統(tǒng)承壓邊界的所有設備：反應堆壓力容器、反應堆冷卻劑泵、穩(wěn)壓器、蒸汽發(fā)生器的一次側(cè)、控制棒驅(qū)動機構的殼體、主管道以及延伸到并包括第二個隔離閥的連接管道（內(nèi)徑大到破損后正常補水系統(tǒng)不能補償冷卻劑的流失）。例如，核安全1級設備的支承件也是核安全1級。（二） 美國ASME規(guī)范體系結(jié)構美國的核電標準多是由行業(yè)協(xié)會制訂的，如機械工程師協(xié)會（ASME）、材料與試驗協(xié)會（ASTM）、電氣和電子工程師協(xié)會（IEEE）、核學會（ANS）等，美國國家標準協(xié)會（ANSI）起到總的協(xié)調(diào)作用。 第Ⅱ卷 M冊 材料 第Ⅲ卷 MC冊 檢驗方法 第Ⅳ卷 S冊 焊接 第Ⅴ卷 F冊 制造（四）俄羅斯核電廠標準法規(guī)俄羅斯在核能使用方面的標準分為三個級別：法律法令、核安全法規(guī)及核安全導則、專業(yè)技術標準。62 / 62第二節(jié) 主要民用核安全設備的結(jié)構和工藝一、反應堆壓力容器反應堆壓力容器RPV是核電廠最關鍵的部件，在核電廠安全分析中，不考慮其失效。有的堆型的壓力容器底部也焊有堆芯核測量裝置的管座，焊接工藝與頂蓋上的管座焊接工藝相同。壓水堆核電廠發(fā)展至今，除俄羅斯采用Cr－Ni－Mo鋼（15X2HMФA）外，我國和美、法、德、日等國，均采用Mn－Ni－Mo鋼，例如：SA 508－Ⅲ（美）、20MnMoN65（法）等，它們的化學成份和機械性能大體上都相當。其中，壓力容器本體和頂蓋之間的主密封面是壓力容器的關鍵部位，安裝施工期間必須確保該部位不能受到任何損傷。吊籃上與壓力容器對應位置開有冷卻劑出口管嘴。下柵格板通過支承柱連接固定在吊籃底部的支承板上。另外，在吊籃發(fā)生斷裂時，堆芯突然垂直下落，支柱與防斷底板間的四只吸能緩沖器依靠單薄的橫截面產(chǎn)生變形而耗去沖擊能量，從而防止壓力容器受沖擊而損壞。堆芯上柵格板是位于堆芯燃料組件上部的壓緊定位板，它直接壓緊燃料組件，可燃毒物棒組件、中子源棒組件和阻力塞棒組件，避免這些組件因水力沖擊而“向上飛”?？刂瓢魧蛲卜稚舷露糠?，支承板以上管段為間斷式的導向，由方形導向板組成。三、控制棒驅(qū)動機構控制棒驅(qū)動機構包括內(nèi)部鉤爪組件、驅(qū)動軸組件、耐壓殼組件、磁軛線圈組件和位置指示組件，見圖2－4。后者在俄羅斯和一些東歐國家使用較廣，我國目前只有田灣核電站采用的是臥式自然循環(huán)蒸汽發(fā)生器。 m， m。人孔用來對蒸汽發(fā)生器管板、傳熱管進行在役檢查和檢修。高溫氣冷堆的蒸汽發(fā)生器與壓水堆的結(jié)構差異較大，傳熱管為盤管結(jié)構，共19組，材料為Inconel800的，其頂部直接連接2臺氦風機。圖26 大亞灣核電站穩(wěn)壓器在穩(wěn)壓器頂部封頭上焊有噴淋管接口以及能夠提供超壓保護的安全閥組排放管接口。鎳鉻合金電熱絲放在管狀不銹鋼護套中心，用氧化鎂粉末壓緊絕緣。1）水力機械部分，包括吸入口和出水口接管、泵殼、葉輪、擴壓器和導流管、泵軸、主泵軸承和熱屏等部件。泵軸上端為剛性聯(lián)軸器，與電動機相聯(lián)接，下端與葉輪固定聯(lián)接，中間設置有一個徑向?qū)蜉S承。 3）電動機部分，包括電動機、止推軸承、上下徑向軸承、頂軸油泵系統(tǒng)和慣性飛輪等部件。美國的AP600和AP1000堆型核電站采用的是每個環(huán)路并聯(lián)兩臺全密封的屏蔽離心泵，代替?zhèn)鹘y(tǒng)的一臺軸密封泵。除了俄羅斯的主管道與其壓力容器筒體材質(zhì)類似以外，其它壓水堆的主管道基本為不銹鋼材料的。八、安全殼附件對于壓水堆型核電站，反應堆廠房即是指安全殼。鋼襯里通過螺柱焊與安全殼