【正文】 流量為～ m3/h，溫度由～292℃降至～140℃。圖211 余熱排出熱交換器 （二）再生熱交換器該熱交換器是以管內的上充流為冷源進行熱量回收，完成下泄流降壓前首次冷卻降溫。流道封頭內有隔板將進出口流體分開（如圖2－11）。（一）余熱排出熱交換器余熱排出熱交換器為立式U型管殼式熱交換器。圖132 閥門焊接接線方法圖210 閥門安裝焊接的接地十二、核級熱交換器壓水堆核電站一回路輔助系統(tǒng)采用了大量核3級的熱交換器，且種類繁多，基本為管殼式的和管板式。焊接時，要保證焊接電流不能通過閥體，因此絕不允許地線夾在閥門的任何位置。焊接時必須加絲，焊接電流一般在50－60A，且熔敷金屬不能溢出邊緣。因此焊接時一定要拆下閥頭，待閥體與管道焊接后再裝上閥頭。若溫度標簽顯示溫度上升至110℃時，應立即停止焊接，當焊縫冷卻后再分段焊接。該標簽將隨溫度的升高由白色變成黑色。下面把閥門在安裝現(xiàn)場焊接中的注意事項作一下簡單介紹。目前較為常見的閥門密封面堆焊方法有氣焊堆焊、焊條電弧堆焊、鎢極氬弧堆焊和等離子弧堆焊等方法。按閥門結構劃分，主要有截止閥、隔膜閥、閘閥、蝶閥、球閥、止回閥、彈簧式安全閥、先導式安全閥等。十一、核級閥門閥門作為一種通用機械設備，在核電站系統(tǒng)中大量使用，而且種類繁多、數(shù)量龐大、功能各異。汽機是單級沖動式汽輪機，由主蒸汽管道上主隔離閥前3個分管供汽，只要其中一個供汽就能滿足供汽量。兩臺電動輔助給水泵由應急電源供電，每臺提供50%額定流量。為了滿足單一故障原則和多樣性原則，一般并列采用兩種泵。離心式上充泵一般為小流量、高揚程離心泵。上充泵有往復式和離心式兩種。在換料時，對系統(tǒng)充水。 （一）上充泵/高壓安注泵上充泵是化學與容積控制系統(tǒng)的一個重要設備。單堆核3級泵共9種19臺，分別是設備冷卻水泵4臺、重要廠用水泵4臺、硼酸輸送泵2臺、乏燃料水池冷卻泵2臺、冷凍水循環(huán)泵2臺、硼酸再循環(huán)泵2臺、前貯槽循環(huán)供料泵1臺、除氣塔疏水泵1臺、化學添加劑混合泵1臺。十、核3級泵泵在核電站的生產(chǎn)過程中，占有相當重要的位置，也是應用較多的機械設備之一。 安注箱由筒體、封頭、筒式支座、接管和人孔組成。中壓安注為非能動安全系統(tǒng)，不用安注信號啟動。（二）安注箱安全殼內每個環(huán)路的冷管段上都接著一個安注箱。硼注箱由筒體、封頭、筒式支座、接管和人孔組成。由于硼注箱內高濃度硼酸溶液的硼結晶溫度較高，為防止硼結晶，硼注箱絕熱并由電加熱器加熱，以保持溶液溫度。正常運行狀態(tài)下，箱內充滿7000 ppm的高濃度硼酸溶液。（一） 硼注箱硼注箱位于高壓安注泵出口，高壓安注水經(jīng)硼注箱進入一回路冷段。大部分貫穿件垂直于安全殼筒體壁面，焊接在安全殼內側的側板上。其中，電纜貫穿件的密封性由鋼套筒 圖29 安全殼貫穿件內充滿加壓氮氣來保證。機械貫穿件有不同的直徑和厚度，以滿足所貫穿連接的設備的尺寸和傳遞機械載負的要求。貫穿件是由一個穿過安全殼混凝土壁面并錨固在混凝土上的鋼套管及兩個接頭構成（如圖2－9）。重型設備由吊裝平臺吊車通過設備閘門出入安全殼，以便安裝和檢修。設備閘門是安全殼上的重要設備，在反應堆運行時，它處于關閉狀態(tài)。設備閘門封頭與筒節(jié)法蘭在安全殼封頂前運入安全殼存放。設備閘門的封頭為橢圓形瓜瓣拼焊結構，直徑7m多。密封門自動啟閉，設有門速控制裝置保證密封門能以穩(wěn)定的并可調的速度平穩(wěn)工作，門上裝有防回彈的阻尼機構。專用通道可以對外部事件提供必要的防護。 （三）人員閘門人員閘門是供工作人員經(jīng)與輔助廠房連接的專用通道以出入安全殼。CV 安全殼容器式反應堆廠房的一道重要安全屏障。鋼襯里通過螺柱焊與安全殼連接。截錐體筒體環(huán)吊牛腿貫穿件穹頂?shù)装鍒D28 安全殼鋼襯里結構示意圖鋼襯里車間拼接采用埋弧焊，現(xiàn)場焊接為焊條電弧焊。安全殼鋼襯里一般由底板、截錐體、圓柱形筒體和穹頂組成，形成整體壓力“容器”，如圖28所示，根據(jù)設計要求，其最小壁厚為6mm。安全殼按材料分有鋼殼、鋼筋混凝土殼和預應力混凝土殼等幾種；按結構分有單層殼和雙層殼兩種；按其性能分，有干式殼、濕式殼和冰冷凝式殼等幾種。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。一般采用手工鎢極氬弧焊封底和手工電弧焊填充的組合方法。核電廠主管道屬于壁厚大口徑奧氏體不銹鋼，對焊接過程要求極為嚴格，焊縫內不得存在任何宏觀或微觀焊接缺陷。其中，直管段采用離心澆鑄，彎頭和斜接管嘴采用砂箱靜力鑄造，熱套管采用鍛造。除了俄羅斯的主管道與其壓力容器筒體材質類似以外，其它壓水堆的主管道基本為不銹鋼材料的。主管道3個管段的直徑略有差異，一般在700～800mm左右，壁厚80mm左右。每條環(huán)路中反應堆壓力容器與蒸汽發(fā)生器之間的主管道稱為熱管段（熱腿），蒸汽發(fā)生器與主泵之間的主管道稱為過渡段，主泵與反應堆壓力容器之間的主管道稱為冷管段（冷腿）。由于這種泵沒有軸封，不需要軸封水系統(tǒng)，簡化了化容系統(tǒng)，也不會引起密封失效產(chǎn)生的失水事故，大大增加了安全性。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。慣性/惰轉飛輪提高了主泵的惰轉性能，當主泵突然斷電時，泵仍能繼續(xù)運行十幾分鐘，以保證有足夠的堆芯冷卻，以及及時采取應急措施，從而提高了全廠斷電時堆芯的安全性。電機設有電加熱器，在泵停運時加熱，使線圈保持一定溫度，防止凝結水。采用開式空氣冷卻。 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。軸承安裝在環(huán)型箱中，該箱能校正軸的偏心度。導向軸承兩個裝在電機上，為常規(guī)油潤滑滑動軸承；第三個為泵軸承，是浸在水中的水潤滑軸承,安裝在熱屏蔽和軸封之間。泵的上部為軸承和聯(lián)軸器等，要求保持在90℃ 左右；而泵的下部為高溫高壓的冷卻劑。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導向軸承。冷卻劑由泵底吸入口進入葉輪吸入口，高速旋轉的葉輪將冷卻劑經(jīng)擴壓器及與之方向相同的切線出水口接管送至堆入口環(huán)路管冷段。管口與一回路管道全厚度焊接。應能承受設計工況以及事故狀態(tài)下的各類載荷，如最高溫度、壓力瞬態(tài)、地震、管道破裂引起的應力，以及壽期內的交變應力、疲勞強度。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。 圖2－7為大亞灣核電站反應堆主泵結構。每個環(huán)路2臺氦風機，直接位于蒸汽發(fā)生器的頂部。六、反應堆冷卻劑泵反應堆冷卻劑泵（簡稱主泵）是壓水堆冷卻劑回路系統(tǒng)中唯一高速運轉的機械設備，又是十分精密的功率強大的設備，屬于壓水堆電站的關鍵設備之一。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。加熱元件的護套管上端用端塞焊接密封，下端為一密封連接插塞，用其引出電源線。在底部封頭上焊接有60根電加熱器棒的套筒，以容器封頭中心軸線為圓心呈同心圓布置。過渡段接在底封頭中心，另一端與一號環(huán)路的熱管段管道相連接。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。 如圖26所示，穩(wěn)壓器為一立式上下為半球形封頭的圓柱筒形高壓容器，高13 m， m，凈重約80 t，安裝在下部裙座上，裙座通過地腳螺栓將穩(wěn)壓器固定在地基上?，F(xiàn)代壓水堆核電站普遍采用電加熱式穩(wěn)壓器。整個壓水堆冷卻劑系統(tǒng)共用一臺穩(wěn)壓器，通過波動管和一個環(huán)路的熱管段相連。高溫氣冷堆的蒸汽發(fā)生器與壓水堆的結構差異較大，傳熱管為盤管結構，共19組，材料為Inconel800的，其頂部直接連接2臺氦風機。傳熱管外徑約16～20mm，厚約1～，數(shù)量約為4000～5000根，材料一般為抗腐蝕能力較強的Inconel600或690合金。管板與一回路冷卻劑接觸表面堆焊有因科鎳合金復覆層。另外，大型管板上需要鉆出近萬個管孔，且對管孔的孔徑公差、節(jié)距公差、形位公差和光潔度要求很高。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。下封頭內壁與冷卻劑接觸表面堆焊5～6 mm厚的不銹鋼覆蓋層，以降低腐蝕，使冷卻劑保持良好的水質和較低的放射性水平。上筒體下端設有給水接管，管嘴與筒體內給水環(huán)管相連。上封頭為標準橢球形狀，頂部蒸汽出口接管管嘴內有若干個（一般為7個）小直徑文丘里管，組成流量限制器，用于主蒸汽管道破裂時限制蒸汽流量過大，從而減緩一回路冷卻劑的降溫速率和蒸汽發(fā)生器構件的熱變應力。 m， m。下封頭、管板及U型管為一回路壓力邊界，均為核一級部件。下筒體蒸發(fā)段用來使二回路給水汽化，上筒體汽水分離段則用來將汽水混合物分離，并使蒸汽干燥。立式U形管自然循環(huán)蒸汽發(fā)生器的典型結構如圖25所示。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。圖2－4 銷爪式磁力提升型控制棒驅動機構四、蒸汽發(fā)生器蒸汽發(fā)生器（SG）是壓水堆核電站一回路和二回路之間的樞紐，它將反應堆產(chǎn)生的熱量傳遞給二回路，并將二回路的給水變成蒸汽，推動汽輪機做功。因此，該組件的3道Ω密封環(huán)焊工藝和質量非常關鍵。同時，耐壓殼安裝在壓力容器管座上，它與管座采用梯形螺紋連接和小Ω密封環(huán)焊接密封。三、控制棒驅動機構控制棒驅動機構包括內部鉤爪組件、驅動軸組件、耐壓殼組件、磁軛線圈組件和位置指示組件，見圖2－4。由于控制棒導向管較長，形狀復雜，要求有精確的對中尺寸確?？刂瓢羰趯蛲矁茸杂梢苿?，裝配精度要求較高。下段控制棒導向管由不銹鋼C型管和雙孔異型管裝配而成。上下兩部分用法蘭、螺栓連接?？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。上部堆內構件通過導向筒支承板法蘭座落在吊籃法蘭上面，兩個法蘭間有一個環(huán)形的板狀壓緊彈簧。為了加強剛性避免變形，在支承板下平面焊接有圓筒狀肋板進行加固。上柵格板上設有向下的定位銷，每個燃料組件位置一對，與燃料組件上管座上的兩對角定位孔相配合，將燃料組件定位。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”。上部堆內構件如圖2－3所示，它是由堆芯上柵格板、導向管支承板、控制棒導向管及支承柱等主要部件組成。幅板外周邊呈圓形與吊籃筒體連接固定，內周邊呈直角曲折狀與圍板連接固定，以此支撐住圍板，保證圍板的剛性和平直。堆芯圍板是根據(jù)燃料組件構成的堆芯外廓形狀垂直置放于堆芯外沿，坐裝在堆芯下柵格板固定位置上。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。大亞灣核電站壓水堆中未安裝流量分配孔板。流量分配孔板上開有大量流通孔，它一方面可以提高下柵格板的剛性，使板面平直，同時用以消除引起冷卻劑流量分配不均勻的渦流，保證通過每個燃料組件的流量圖22 壓力容器下部堆內構件相等。根據(jù)核測量裝置要求，在下柵格板每個燃料組件位置中央設有測量裝置導管的支承和導向裝置，以使測量裝置導管與燃料組件中央導向管對中并便于導入。下柵格板通過支承柱連接固定在吊籃底部的支承板上。堆芯燃料組件直立坐于堆芯下柵格板上，借助下柵格板下面的支承柱將堆芯重量傳遞給吊籃底部的支承板。軸向當?shù)趸@筒體受熱后則可以向下自由膨脹。支承板上開有許多孔供堆內測量探頭的導向和水通過。吊籃上與壓力容器對應位置開有冷卻劑出口管嘴。吊籃通過上部凸肩懸掛并被壓緊在壓力容器內結合面位置的凸肩上。整體重約84噸， m， m。主要包括上部堆內構件和下部堆內構件兩大部分。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。壓力容器鋼鍛件的主要工藝流程如下：爐料準備—冶煉（電爐+真空脫氣處理）—澆鑄—鍛造—鍛后熱處理—粗加工—超聲波檢驗—調質熱處理（淬火+回火）—取樣—機加工—無損檢驗。筒體上段是由厚度為131mm的SA533B鋼板拼焊而成，下段是由厚度為204mm的SA508Ⅲ整體鍛件焊接而成，下封頭是由厚度為83mm的SA508Ⅲ鍛板熱沖壓而成。高溫氣冷堆的反應堆壓力容器比壓水堆的壓力容器要大得多，且形狀比較細長。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。俄羅斯VVER堆型壓力容器上的接管是直接與相應筒節(jié)鍛造出來的，無須焊接，主管道與壓力容器材質類似，無須焊接安全端。4～8個冷卻劑進出入口接管一般是通過馬鞍形焊縫連接到相應的筒節(jié)。壓力容器本體由4～5個筒節(jié)和下封頭環(huán)形拼焊而成。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。頂蓋一般是由整體封頭和頂蓋法蘭焊接而成。圖21所示為大亞灣核電站的反應堆壓力容器結構圖。反應堆壓力容器是一個底部焊有半球形封頭的圓筒形承壓密封容器，內裝有堆芯燃料組件、上部及下部堆內構件、控制棒等功能組件、以及其他與堆芯有關的部件。62 / 62第二節(jié) 主要民用核安全設備的結構和工藝一、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。同時，還引用大量蘇聯(lián)時期的標準文件。НРБ96《輻射安全規(guī)范》規(guī)定了工作人員及公眾對天然源、醫(yī)學源照射的限制要求和限制值、容許值，對事故應急照射提出了限制規(guī)定，并詳細規(guī)定了事故干預水平。其中俄羅斯國家核監(jiān)督委員會編制批準的ОПБ88《核動力廠安全保障總則》和俄羅斯國家衛(wèi)生防疫監(jiān)督委員會發(fā)布的НРБ96《輻射安全規(guī)范》是核電廠必須遵守的總原則。 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