【正文】 撐堆芯。如果采取增加下柵格板的剛性，加大下柵格板與堆芯支承板間的距離來滿足設(shè)計(jì)要求，則可以取消流量分配孔板。幅板上開有一些小孔，圍板與吊籃筒體間充滿的水起反射層作用。導(dǎo)向筒支承板利用支承柱與堆芯上柵格板連接成為一個(gè)整體?？刂瓢魧?dǎo)向管壁上開有一些孔洞以便冷卻劑流通。耐壓殼與管座之間的Ω密封焊一般在安裝現(xiàn)場進(jìn)行。蒸汽發(fā)生器由筒體組件、下封頭、管板、U型管束組件、汽水分離組件等主要部件組成。圖25 立式U形管自然循環(huán)蒸汽發(fā)生器下封頭是蒸汽發(fā)生器中承受壓差最大的部件，通常為半球形，沖壓成型，技術(shù)難度較大，有的堆型采用鑄造。傳熱管與管板連接采用管板全深度脹管工藝加端部密封焊接，消除管孔與傳熱管間隙，避免間隙內(nèi)沉積、濃縮化學(xué)物質(zhì)。下面以大亞灣核電站穩(wěn)壓器為例介紹電加熱式穩(wěn)壓器。電加熱器由60根直管護(hù)套型電加熱器元件組成，共分為6組，通過這些套筒從底部插入穩(wěn)壓器中，然后在套筒根部與每根電加熱元件焊接密封。現(xiàn)代壓水堆核電站使用最廣泛的主泵是立式、單級(jí)軸密封泵。葉輪：是一個(gè)單級(jí)有7個(gè)螺旋葉片組成的不銹鋼鑄件，裝在泵軸的下端。它包括不銹鋼軸頸和由幾個(gè)石墨環(huán)構(gòu)成的殼體, 軸頸在殼體內(nèi)旋轉(zhuǎn)。為了便于維修主泵和電機(jī)，在泵軸與電機(jī)軸之間由一根短軸剛性連接。AP600和AP1000堆型核電站主泵直接懸掛在蒸汽發(fā)生器下封頭匯水腔下，省去了主管道過渡段。在保證各種優(yōu)良的力學(xué)性能和使用性能的前提下，其變形和收縮量應(yīng)控制在所規(guī)定的范圍之內(nèi)，焊接難度很大。筒體壁板安裝牛腿、貫穿件、人員閘門、設(shè)備閘門、錨固件，及背面錨固在混凝土中的角鋼、連接件（焊釘）等。另外通常還設(shè)有一個(gè)應(yīng)急用人員閘門，供工作人員在應(yīng)急情況通過更衣室廠房出入安全殼。在完成安全殼的預(yù)應(yīng)力張拉后，設(shè)備閘門封頭和筒節(jié)法蘭與貫穿筒節(jié)焊接在一起，完成安裝。 安全殼貫穿件分10個(gè)類型，有電纜貫穿件、管道貫穿件、核燃料運(yùn)輸管道貫穿件、以及管道、電纜備用貫穿件等。發(fā)生事故時(shí)，根據(jù)安注信號(hào)打開隔離閥，由高壓安注泵將硼注箱內(nèi)的高濃度硼酸溶液頂入一回路冷段。當(dāng)RCP系統(tǒng)壓力降到安注箱內(nèi)壓力以下時(shí)，由氮?dú)鈱⒑鹚畨喝隦CP系統(tǒng)冷段。在正常工況下向反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)輸送凈化水、泄露補(bǔ)充水和主泵軸封水。輔助給水泵一般為多級(jí)臥式離心泵，分為汽動(dòng)和電動(dòng)兩種。核級(jí)閥門的閥體一般不允許采用焊接結(jié)構(gòu)的閥體，因此核級(jí)閥門本身需要焊接的地方不多，除了主要鑄鍛件的補(bǔ)焊外，主要是硬密封閥門的密封面上堆焊硬質(zhì)合金等材料，以提高核電閥門密封面耐磨和耐蝕性能。隔膜閥內(nèi)部由橡膠密封墊，焊接時(shí)不能受熱。其中核2級(jí)的主要有余熱排出熱交換器、安全殼噴淋熱交換器、化容熱交換器，核3級(jí)的主要有再生熱交換器、下泄熱交換器、設(shè)冷水熱交換器等等。由再生熱交換器引出的下泄流經(jīng)三組并聯(lián)的下泄孔板減壓（正常時(shí)一組運(yùn)行）。冷、熱流體交替地在板片兩側(cè)流過，通過金屬板片進(jìn)行換熱。國家核安全局自1984年成立以來，為了保證國內(nèi)核能發(fā)電技術(shù)的順利、快速發(fā)展，在核安全管理的方針、政策以及技術(shù)依據(jù)的制定方面與國際上充分接軌，于1991年7月制訂并正式頒布實(shí)施了《核電廠質(zhì)量保證安全規(guī)定》（HAF003）及其配套的導(dǎo)則文件。 4．文件控制（1）必須明確對工作的執(zhí)行和驗(yàn)證所需文件的編制、審核、批準(zhǔn)人員；（2）對文件的審核、批準(zhǔn)人員有權(quán)發(fā)布、分發(fā)和變更的控制提出了要求。11．糾正措施提出對嚴(yán)重有損于質(zhì)量的情況要采取糾正措施，并對糾正措施的控制提出了要求。（2）系統(tǒng)性：民用核安全設(shè)備活動(dòng)單位應(yīng)按照《核電廠質(zhì)量保證安全規(guī)定》（HAF003）的要求，結(jié)合本單位特點(diǎn)，對質(zhì)量保證管理體系作系統(tǒng)、完整的概要描述。四 、質(zhì)量保證大綱制定的法規(guī)依據(jù)民用核安全設(shè)備設(shè)計(jì)、制造、安裝和無損檢驗(yàn)活動(dòng)單位，在編制核質(zhì)量保證大綱、程序文件及支持性文件時(shí)依照的法規(guī)依據(jù)主要有：（一）強(qiáng)制性法律法規(guī)（1）《民用核安全設(shè)備監(jiān)督管理?xiàng)l例》（2）《民用核安全設(shè)備設(shè)計(jì)制造安裝和無損檢驗(yàn)監(jiān)督管理?xiàng)l例》（HAF601）（3）《民用核安全設(shè)備無損檢驗(yàn)人員資格管理?xiàng)l例》（HAF602）（4）《民用核安全設(shè)備焊接操作工資格管理?xiàng)l例》（HAF603）（5）《核電廠質(zhì)量保證安全規(guī)定》（HAF003）（6）《進(jìn)口民用核安全設(shè)備監(jiān)督管理》（HAF604）《民用核安全設(shè)備監(jiān)督管理?xiàng)l例》是經(jīng)國務(wù)院通過批準(zhǔn)的，《民用核安全設(shè)備設(shè)計(jì)制造安裝和無損檢驗(yàn)監(jiān)督管理?xiàng)l例》（HAF601）、《民用核安全設(shè)備無損檢驗(yàn)人員資格管理?xiàng)l例》（HAF602）、《民用核安全設(shè)備焊接操作工資格管理?xiàng)l例》（HAF603）、《核電廠質(zhì)量保證安全規(guī)定》（HAF003）、《進(jìn)口民用核安全設(shè)備監(jiān)督管理》（HAF604）是國家核安全局為了配合《民用核安全設(shè)備監(jiān)督管理?xiàng)l例》更好的實(shí)施而頒布的部門規(guī)章，它們都具有強(qiáng)制性。比如金屬材料的密度、熔點(diǎn)、熱膨脹性等物理性能是力學(xué)性能的基礎(chǔ)；金屬材料的耐酸性、耐堿性、抗氧化性等化學(xué)性能和鑄造性能、可鍛性、焊接性、切削加工性等工藝性能是在各種環(huán)境條件和使用條件下維持力學(xué)性能的能力。 屈服點(diǎn)是指在外力作用下開始產(chǎn)生明顯塑性變形的最小應(yīng)力。 (1)伸長率A A= （L1L0）/L0 100% 式中： L0—試樣原標(biāo)距的長度（mm） L1—試樣拉斷后的標(biāo)距長度（mm） (2) 斷面收縮率Z 斷面收縮率是指試樣拉斷后斷面處橫截面積的相對收縮值。 布氏硬度的特點(diǎn)：布氏硬度因壓痕面積較大，HB值的代表性較全面，而且實(shí)驗(yàn)數(shù)據(jù)的重復(fù)性也好，但由于淬火鋼球本身的變形問題，不能試驗(yàn)太硬的材料，一般在HB450以上的就不能使用。ak = AK/A0 （J/mm2）式中：Ak—折斷試樣所消耗的沖擊功（J） Ao—試樣斷口處的原始截面積（mm2）（五）疲勞強(qiáng)度當(dāng)金屬材料在無數(shù)次重復(fù)或交變載荷作用下而不致引起斷裂的最大應(yīng)力，叫做疲勞強(qiáng)度。 晶體中原子在空間中是按一定規(guī)律堆砌在一起的。 冷卻曲線金屬典型的冷卻曲線如圖。金屬在固態(tài)時(shí)改變其晶格類型的過程，稱為金屬的同素異構(gòu)轉(zhuǎn)變。l 金屬化合物是合金元素間相互作用而形成的新相。由于αFe晶粒的間隙小，溶解碳量極微，%（727℃）所以是幾乎不含碳的純鐵。性能： A=40～50%，具有良好的塑性和低的變形抗力。統(tǒng)稱萊氏體。氮作用類似于磷，能顯著降低鋼的塑性和沖擊韌性并增大其“冷脆”性。 正火通常作為鍛件、焊接件以及滲碳零件的預(yù)先熱處理工序。目的：降低或消除淬火后的內(nèi)應(yīng)力，減少工件的變形和開裂；調(diào)整硬度，提高塑性和韌性，獲得工作所要求的力學(xué)性能；穩(wěn)定工件尺寸。 將淬火后的鋼件，在低溫介質(zhì)（如干冰、液氮）中冷卻到－60～－80度或更低，溫度均勻一致后取出均溫到室溫。 多用于中碳鋼和中合金結(jié)構(gòu)鋼制件；由于肌膚效應(yīng)，高頻感應(yīng)淬火淬透層一般為1～2mm，中頻淬火一般為3～5mm，高頻淬火一般大于10mm． 10．滲碳 將鋼件放入滲碳介質(zhì)中，加熱至900～950℃并保溫，使鋼件便面獲得一定濃度和深度的滲碳層。國家標(biāo)準(zhǔn)《鋼鐵產(chǎn)品牌號(hào)表示方法》（GB/T221—2000）將鋼的分類一種是按化學(xué)成分分類，見表2－1；一種是按產(chǎn)品名稱、用途、特性等分類，見表2－2。 目的：提高鋼件表面的硬度、耐磨性、疲勞強(qiáng)度以及抗蝕能力。 目的：提高鋼件表面硬度、耐磨性及疲勞強(qiáng)度，心部仍保持韌性狀態(tài)。適用于淬透性較高的合金結(jié)構(gòu)鋼、合金工具鋼和高速鋼；不僅可以作為各種較為重要結(jié)構(gòu)的最后熱處理，而且還可以作為某些緊密零件，如絲杠等的預(yù)先熱處理，以減小變形。 目的：淬火一般是為了得到高硬度的馬氏體組織，有時(shí)對某些高合金鋼（如不銹鋼、耐磨鋼）淬火時(shí)，則是為了得到單一均勻的奧氏體組織，以提高耐磨性和耐蝕性。目的：，提高塑性，改善切削加工與壓力加工性能；，改善力學(xué)性能，為下一步工序做準(zhǔn)備；、熱加工所產(chǎn)生的內(nèi)應(yīng)力。錳是結(jié)構(gòu)鋼的合金元素，錳對脫鋼中的有害元素的含量有作用，能減除硫的有害作用，但過量時(shí)會(huì)使鋼材變脆和塑性降低。%，在727℃以下溫度范圍內(nèi)存在。奧氏體（A）奧氏體是碳溶解在γFe中形成的間隙固溶體。其中，對于核安全設(shè)備來講，最常見和最典型的合金就是鐵碳合金。l 固溶體是溶質(zhì)原子溶入金屬溶劑中所組成的合金。（1）過冷度的影響：冷卻速度愈大，過冷度愈大，晶粒愈細(xì)。晶格的最小單元叫做晶胞，它能代表整個(gè)晶格的原子排列規(guī)律。二、 合金的基本知識(shí)（一）晶體與晶格固體物質(zhì)按其原子排列的特征，可分為晶體和非晶體。洛氏硬度的特點(diǎn)：洛氏硬度HR可以用于硬度很高的材料，而且壓痕很小，幾乎不損傷工件表面，故在鋼件熱處理質(zhì)量檢查中應(yīng)用最多。它是材料性能的一個(gè)綜合的物理量。 Ao—試樣的原始橫截面積（mm2） 屈服強(qiáng)度和抗拉強(qiáng)度在設(shè)計(jì)機(jī)械和選擇、評定金屬材料時(shí)有重要意義，因?yàn)榻饘俨牧喜荒茉诔^其Re的條件下工作，否則會(huì)引起設(shè)備的塑性變形；金屬材料也不能超過其Rm的條件下工作，否則會(huì)導(dǎo)致設(shè)備的破壞。（一）強(qiáng)度強(qiáng)度是在外力作用下，材料抵抗塑性變形和斷裂的能力。（三）、技術(shù)支持文件國家核安全局發(fā)布過7個(gè)核電廠質(zhì)量保證技術(shù)文件，即HAF．J0011～HAF．J0014；：HAF．J0047和HAF．J0048，它是核電廠實(shí)施質(zhì)量保證體系的具體技術(shù)參考文件，對有關(guān)民用核安全設(shè)備活動(dòng)的有關(guān)單位制定自己的質(zhì)量保證體系文件具有很好的參考作用。（5）動(dòng)態(tài)性：對質(zhì)量保證大綱要不斷完善，定期修訂。從事民用核安全設(shè)備設(shè)計(jì)、制造、安裝和無損檢驗(yàn)活動(dòng)的單位，應(yīng)當(dāng)提高核安全意識(shí)，對民用核安全設(shè)備設(shè)計(jì)、制造、安裝和無損檢驗(yàn)活動(dòng)應(yīng)進(jìn)行周密策劃，形成質(zhì)量保證體系文件，并對質(zhì)量保證要求的實(shí)施過程進(jìn)行監(jiān)督檢查，確保民用核安全設(shè)備的質(zhì)量和可靠性，保證民用核安全設(shè)備設(shè)計(jì)、制造、安裝和無損檢驗(yàn)活動(dòng)做到凡事有人負(fù)責(zé)，凡事有章可循，凡事有據(jù)可查，凡事有人監(jiān)督。 對物項(xiàng)在生產(chǎn)過程、裝卸、貯存、運(yùn)輸?shù)冗^程中的標(biāo)識(shí)方法、追溯性，裝卸、貯存、運(yùn)輸過程中的控制要求，以及對安全重要物項(xiàng)的維護(hù)提出規(guī)定要求。引言提出了核電廠質(zhì)量保證必須滿足本規(guī)定的基本要求，對制定質(zhì)量保證大綱的原則、目標(biāo)、范圍和責(zé)任進(jìn)行了規(guī)定。截至目前，對于產(chǎn)品質(zhì)量的控制手段已經(jīng)從最初的產(chǎn)品最終檢驗(yàn)為主初步過度到統(tǒng)計(jì)管理、全面質(zhì)量管理以及目前普遍采用的質(zhì)量管理體系以及質(zhì)量保證的實(shí)施，其管理理念也從最初對產(chǎn)品實(shí)施單純的“事后檢查”發(fā)展為對產(chǎn)品審查所涉及的生產(chǎn)設(shè)備、生產(chǎn)環(huán)境、規(guī)章制度、企業(yè)文化、人員素質(zhì)、以及企業(yè)內(nèi)部整體管理體系的全方位管理方式。圖2－12所示為大亞灣核電站核島設(shè)備冷卻水系統(tǒng)采用的板式換熱器結(jié)構(gòu)圖。冷卻劑從U型管內(nèi)流過，設(shè)備冷卻水從殼體流過。焊接前，一定要明白閥門是否必須在打開或關(guān)閉狀態(tài)下焊接。球閥內(nèi)部有聚四氟乙烯密封墊，不能承受高溫，因此閥門與管子焊接前，要在距閥門中心一定距離處（在焊縫靠閥門一側(cè)）貼上溫度顯示標(biāo)簽（88－～127℃）?，F(xiàn)新建的二代核電站中采用2臺(tái)50%額定流量聯(lián)體式單級(jí)臥式汽動(dòng)輔助給水泵。大亞灣核電站采用的是三臺(tái)并聯(lián)的臥式多級(jí)離心式上充泵。一般二代壓水堆核電廠中，除了核1級(jí)的主泵外，單堆核2級(jí)泵有7種14臺(tái)，分別是余熱排出泵2臺(tái)、上充泵/高壓安注泵3臺(tái)、低壓安注泵2臺(tái)、安全殼噴淋泵2臺(tái)、水壓試驗(yàn)泵1臺(tái)、電動(dòng)輔助給水泵2臺(tái)、汽動(dòng)輔助給水泵2臺(tái)?，F(xiàn)主體材料多為P355GH碳鋼，內(nèi)表面堆焊不銹鋼，筒體直徑1200mm左右，是由1～2塊130mm左右的厚鋼板卷焊而成，封頭一般整體壓制而成。九、其他核級(jí)容器壓水堆核電廠各系統(tǒng)中還用到很多核級(jí)容器，如硼注箱、安注箱、容積控制箱、卸壓箱、硼酸制備箱、濃硼酸卸放箱、設(shè)冷水波動(dòng)箱等。（五）安全殼貫穿件安全殼貫穿件包括機(jī)械貫穿件和電氣貫穿件兩類。（四）設(shè)備閘門設(shè)備閘門貫穿筒節(jié)預(yù)埋在安全殼混凝土內(nèi)，并與安全殼鋼襯里焊接。（二）鋼制安全殼即將開工建設(shè)的AP1000 型壓水堆核電站的CV 安全殼是反應(yīng)堆廠房的內(nèi)層屏蔽結(jié)構(gòu)，是非能動(dòng)安全系統(tǒng)中的重要設(shè)備之一。安全殼是一個(gè)將反應(yīng)堆本體及一回路蒸汽發(fā)生器、主循環(huán)泵、穩(wěn)壓器、管道閥門等設(shè)備包圍集中在一起的密封建筑，是確保核電站安全的最后一道屏障，是一個(gè)極其重要的建筑物。目前國產(chǎn)主管道主要采用的是鑄造工藝。屏蔽離心泵直接懸掛在蒸汽發(fā)生器下封頭匯水腔下，省去了主管道過渡段。驅(qū)動(dòng)電動(dòng)機(jī)通常采用是空氣冷卻鼠籠式感應(yīng)電動(dòng)機(jī)。熱屏蔽：目的是在泵的上部和泵的下部之間進(jìn)行隔熱。其中：泵殼：為鉻－鎳奧氏體鐵素體不銹鋼整體鑄件，是一回路壓力邊界的一部分，為核1級(jí)部件。穩(wěn)壓器60個(gè)電加熱組件的焊接是穩(wěn)壓器制造的關(guān)鍵工藝，具有一定的技術(shù)難度。容器頂部設(shè)計(jì)有人孔，以便人員進(jìn)入，人孔用封蓋通過螺栓蓋封。 五、穩(wěn)壓器穩(wěn)壓器是對一回路冷卻劑系統(tǒng)壓力進(jìn)行控制和超壓保護(hù)的重要設(shè)備，基本功能是建立并維持一回路系統(tǒng)的壓力，避免冷卻劑在反應(yīng)堆內(nèi)發(fā)生容積沸騰。管板厚約500～800 mm，采用高強(qiáng)度Mn－Mo－Ni低合金鋼鍛造而成，屬于超厚鍛件，且要求具有優(yōu)良的塑韌性和淬透性，鍛造難度較大。筒體組件下端與管板、下封頭焊接成一個(gè)整體。下面就以使用最為廣泛的立式U形管自然循環(huán)蒸汽發(fā)生器為例簡單介紹一下蒸汽發(fā)生器的結(jié)構(gòu)和工藝。其中，耐壓殼組件是驅(qū)動(dòng)軸和銷爪組件的包殼，由圓長管密封承壓殼及其上部位置傳送器套管組成，圓長管密封承壓殼由分段殼體通過Ω密封環(huán)焊連接而成。支承板與堆芯上柵板之間，為圓形連續(xù)導(dǎo)向管段。上柵格板上開有許多與每個(gè)燃料組件一一對應(yīng)的流水孔、控制棒導(dǎo)向管孔和支承柱中間通孔，以便控制棒束上下抽插，讓冷卻劑從堆芯流出。二次支承組件靠螺栓連接焊接固定，以防松動(dòng)。在下柵格板相對于每個(gè)燃料組件位置上開有4個(gè)冷卻劑流通孔，以使冷卻劑流入燃料組件。400多毫米厚的堆芯支承板被焊接在吊籃下部，堆芯重量由堆芯下柵板及幾根支承柱傳遞到支承板上。二、堆內(nèi)構(gòu)件壓水堆堆內(nèi)構(gòu)件由不銹鋼型的高合金鋼制成。為防止高溫含硼水對壓力容器材料的腐蝕，壓力容器內(nèi)表面所有與冷卻劑接觸的部位都有厚度