核电基础知识

核电基础知识培训教材

目 录

1 核电基础知识 1.1核电站概况 前言 核能特征 1.1.1核电站工作原理 1.1.2主要参数 1.1.3核电站厂房布置 1.1.4核电站与常规火电厂比较 1.2核岛主要设备与安装 1.2.1压水型核反应堆堆芯 1.2.2压力容器(结构、功能、安装) 1.2.3堆内构件(结构、功能、安装) 1.2.4控制棒驱动机构(结构、功能、安装) 1.2.5反应堆冷却剂主循环泵(结构、功能、安装) 1.2.6主管道(结构、功能、安装) 1.2.7蒸汽发生器(结构、功能、安装) 1.2.8稳压器(结构、功能、安装) 1.3核岛主要系统与功能 1.3.1核岛主要系统组成 1.3.2核岛主要系统功能 1.4常规岛

1.4.1常规岛主要设备 1.4.2动力转换系统

1

1.4.3核电站常规岛与火电站主机系统的比较 1.5核电站的安全问题 1.5.1核安全目标与原则 1.5.2核安全法规与监督 1.5.3安全壳—核安全设施之一 1.5.4多道安全屏障 1.5.5纵深防御原则

1.6核设备与系统的安全分组和抗震类别 1.6.1核安全分级的目的 1.6.2安全分级的依据和原则 1.6.3安全等级的划分

1.6.4核电站设备与系统的具体分级 1.6.5抗震类别 1.7核电安装施工专题 1.7.1核电建设关键路径分析

1.7.2核岛安装工程10个机电安装包情况 1.7.3岭澳核电站常规岛安装

1.7.4常规岛施工采用的现场设计变更管理模式 1.7.5核电施工中的一个特殊问题 1.7.6核电施工中业主对现场施工的监督 2 核质保基础知识 2.1概述

2.2质量保证大纲管理 2.3 QA／QC验证 2.4管理部门审查

2

2.5安装期间的质量保证

3

1 核电基础知识 1.1核电站概况 前言 核能特征

一九三九年发现了核裂变现象，随后实验证明了在核裂变时伴随释放大量的能量。核裂变能就是通过核裂变，释放出来的能量。

核裂变就是一个重原子核吸收了一个中子之后分裂成为两个轻原子核的过程。

例如：U92

235

+ n0

1

βa56+ Kr36+ 2 n0+ 200Mev

140941

这个过程的两项产物使它具有很大的利用价值，即每一次核裂变，一方面释放出的大量能量可以加以利用，另一方面又产生2-3个新的中子。新产生的中子又继续引起更多的重原子核裂变，这样就可以连续发展下去，形成“链式反应”，从而不断地释放出大量的能量。

容易发生裂变的重原子核就是核燃料。只有三种同位素的原子核可以在热中子的撞击下产生裂变，它们是铀-233、铀-235和钚-239，其中只有铀-235在自然界中存在，而铀—233和钚-239，只能通过其他的核反应过程获得。后两种核燃料称之为“人工核燃料”。

天然铀中只含有(约占0.7％)的易裂变铀(铀-235)，其余的大量是铀的另一种不易裂变的同位素铀-238。铀-238和另一种核素钍-232，在俘获中子以后，经过两次p-衰变，可以转变为易裂变的物质钚-239和铀-233。因此，铀-238和钍-232又称为“可转换材料”，正因为由于俘获中子的核反应能够使不易裂变的物质转变成为易裂变的物质，因而大大地增加了能够利用的核能源。

据有关资料介绍：每1克铀-235裂变所释放出来的能量约为22780千瓦时相当于2700公斤标准煤燃烧时发出来的总能量。

核裂变的链式反应可以在很短的时间内产生很多次核裂变，因而释

4

放出巨大的能量。如果不加以控制，就会造成惊人的破坏力。

如果采取某些措施，在核裂变的过程中，使上代轰击到原子核上的中子数目和下一代轰击到原子核上的中子数基本相等，也就是达到了“I临界状态”，这时由于核裂变所释放出来的核能基本稳定，因而使这些核能可以得到充分利用。控制这种链式反应的设备，通常称为“核反应堆”，它是利用核能的主要装置。

核反应堆通常按其用途分为：动力堆、生产堆和研究堆。 动力堆型有：压水堆、沸水堆、重水堆、高温气冷堆、快中子堆； 生产堆型有：石墨堆、重水堆：

研究性堆有：石墨堆、游泳池堆、轻水堆、重水堆、铀氢锆脉冲堆、高通量堆等。

核反应堆使用过的核燃料称为乏燃料，这些乏燃料中有未烧完的铀--235、铀-238，经过转换生成的新燃料钚-239和多种可利用的同位素。为了从乏燃料中回收铀和钚，并获得其它超铀元素和有用的放射性同位素，需要进行再处理。对乏燃料进行再处理的过程称为核燃料后处理。 1.1.1核电站工作原理

压水堆核电站由核岛常规岛和配套设施(BOP)三部分组成，核岛是由反应堆回路及其辅助系统、电气控制系统、核燃料贮存系统及其相应的厂房构成。常规岛由汽轮机发电机组及其辅助系统和厂房构成，电厂的其它部分总称为配套设施。

核岛反应堆回路主要由压水型反应堆、蒸汽发生器、主冷却剂循环泵和稳压器、主管道等设备组成密闭式的高压循环回路。其作用是将反应堆堆蕊内核裂变所释放的大量热能导出，传给蒸汽发生器二次侧的给水，使之产生饱和蒸汽送入常规岛的汽轮机作功，带动发电机发电。

在核电站系统中，通常将反应堆冷却剂系统称之为一回路，而从蒸

5

发器产生的饱和蒸汽进入汽轮机作功再排入冷凝器，由循环水进行冷却，使乏汽凝结成水再由给水泵打回蒸汽发生器二次侧所完成密闭循环称为二回路。可见一、二回路的自然分界线是蒸汽发生器的U型传热管，但习惯上将蒸汽发生器作为一个完整的设备划归一回路，故一回路又称核蒸汽供应系统。

1.1.2主要参数(以大亚湾核电站900MW机组为例)

反应堆冷却剂系统主要参数

系统额定热功率 MWt 2905 环路数 3 工作压力 Mpa 15.5 每条环路在冷态温度下的额定流量率 m3/h 23790 满功率运行下的温度 ℃ 堆芯入口 ℃ 293 堆芯出口 ℃ 328 容器出口 ℃ 327 现场水压试验压力 Mpa 22.9 蒸汽发生器出口蒸汽压力 Mpa 6.89 蒸汽发生器出口蒸汽温度 ℃ 283.6 最大湿度 % 0.25 给水温度 ℃ 226 汽轮机主汽门入口汽压 Mpa 6.59 主汽门入口蒸汽温度 ℃ 283.4 主汽门入口蒸汽湿度 % 0.44 凝汽器压力 Mpa 0.007 冷却水温度 ℃ 23

6

抽汽数 7 发电机出力 MW 900 发电机电压 KV 26 发电机功率因数 0.85 发电机冷却方式 水、氢、氢 1.1.3核电站厂房布置(以大亚湾为例)

核电站厂房布置充分考虑了带放射性区厂房和非放射性区厂房的划分，将带有放射性的系统和设备都集中在反应堆安全壳厂房内。核岛的主要设备和系统有反应堆本体、蒸汽发生器、主冷却剂循环泵、稳压器、主管道以及专设安全设施都布置在高60米，直径约37米，壁厚约1米钢筋砼且衬有6mm钢衬里的安全壳厂房(Rx)内，核电厂正常运行时所涉及的辅助系统、核二、三级设备、管线几乎都布置在双堆共用的核辅助厂房(Nx)内。过渡厂房(Wx)布置的是主蒸汽管廊，快关隔离阀和大气排放系统，每台机组都备有各自的核燃料贮存厂房(Kx)，四台应急柴油机厂房(Dx)，分别布置在核岛的四个角落，电气厂房(Lx)则布置在核岛与常规岛之间，主、辅控制室就在其中。汽轮机厂房(Mx)将常规岛的主要设备与系统全都包容在其中，便于管理。除此之外，外围的厂房和建筑布置着配套设施(80P)，如海水泵房就在[临近常规岛厂房的海堤边上。

核岛与常规岛的分界线在大气排放阀和主蒸汽安全阀之后的主蒸汽管

道截止阀处。

1.1.4核电站与常规火电厂比较 1.1.4.1一次能源的不同

核电站利用核燃料发生核裂变产生的能量而火电厂是燃烧原煤产生的热能转换成机械能、电能，前者产生放射性的液体、固体废物，经处

7

理后深埋，后者产生大量的煤渣和C02，S02，CO，对大气环境有明显污染，产生温室效应。

1.1.4.2燃料运输量的悬殊差异

—座百万千瓦级核电站，初装量U02约82T，每年换料为1／3，即27T左右，而同容量(1000MW)火电厂每年烧煤350万吨，即每天约1万吨，相当于每天要一艘万吨轮向该火电厂运一船煤。 1.1.4.3蒸汽参数的差异

由于一回路侧的设备、管道材质与尺寸选择直接与一回路侧介质运行参数有关，它同时又通过蒸汽发生器传热管直接约束着二回路侧介质运行参数，所以核电站蒸汽参数选中温中压的饱和蒸汽参数，与火电的高温高压、超临界、过热蒸汽参数不同。 1.1.4.4安全设施与设备备用的原则

核电站受核风险的影响，为核安全起见，从核电站设计开始就考虑了正常运行的设备应留有足够的备用量，在发生核事故时应有核安全专设设施进行保护，为此核电站从安全出发增设若干备用与保护系统。

为了完成一项特定安全功能而采取多于最少套数的设备，即多重性，它是提高安全重要系统的可靠性，并借以满足单一故障准则的重要设计原则，而核电站设计中还采用多样性原则，它应用于执行同一功能的多重系统或部件，为减少某些共因故障的可能，从而提高某些系统的可靠性。采用不同的工作原理，不同的物理变量或不同的运行条件，以及使用不同制造厂的产品等等，来实现多样性原则。 1.2核岛主要设备与安装 1.2.1压水型核反应堆堆芯

压水型核反应堆是一个装有核燃料的耐高压容器，即通常称为压力容器，在该容器内安装着核燃料组件(如大亚湾为157盒)，形成反应堆

8

堆芯。首次装入堆芯的燃料组件是三种不同富集度的核燃料，即含铀—235分别为1.8％、2.4％和3.I％，初装料阶段将富集度高的核燃料布置在堆芯外区，中心区的富集度最低。每次换料时，取出中心区燃耗最深的燃料组件，将第二区燃料组件倒换到中心区，将外区的燃料组件倒换到第二区，而在外区则装入新补充的高富集度燃料组件。大亚湾核电站燃料组件的燃判·棒按17X17排列成正方型组件。共289个位置，其中264个为燃料棒、24个为控制棒的导向套管，1个为堆内测量仪表管。

燃料棒由壁厚为0.57mm，外径为9.5mm，长度为3852mm的锆-4(Zr-4)合金管作为包壳，包壳内装的核燃料为二氧化铀芯块，；占块的直径为8.19mm，高度为13.5mm，每根燃料棒内的二氧化铀芯块数量为272块。

控制棒由不锈钢管作为包壳，包壳内装有银(80％)、铟(15％)、镉(5％)合金制成的圆棒。它具有很强烈的吸收中子能力。

当控制棒向燃料组件下插时，它就吸收大量的中子，反应堆的功率就下降：当控制棒向上提出时，它吸收的中子数量就减少，反应堆的功率就上升。这样，利用控制棒插入和提出，就可以调节反应堆功率的高低，控制棒的上下运动依靠磁力驱动机构来实现。一但磁力驱动机构断电时，由于重力作用，全部控制棒下落堆芯，整个核反应立即停止。

一台900MW的机组，其反应堆压力回路由三个并联的环路组成，每个环路各有一台蒸汽发生器和一台主冷却剂泵，用不锈钢管道组成封闭回路。 1.2.2压力容器

1.2.2.1压力容器结构特点及其功能

压力容器是一个由母材为16MHD-5，内表面堆焊6-8mm不锈层的耐高温、高压、高辐照的厚壁容器，由于反应堆堆芯装在其中，高强核裂变反应在其内发生，因此在整个寿期内，它将在这样的环境下工作。母

9

材长期受辐照后性能变脆，无塑性转变温度(NDT)升高，脆性破坏可能性增加，要求母材具有良好的塑韧性、耐蚀性、耐辐照性等。核电站每年换一次料，压力容器要每年开一次盖。与主管道相接的接管嘴尺寸大、数量多(6个)，开孔对容器强度削弱较严重，加之运行条件多变，载荷大，容器本身壁厚达200mm，筒内径3989mm，法兰外径4674mm，总高13208mm，筒重256.6t，盖重55.5L筒体由环形铸件焊接而成，上法兰处有58个螺栓孔，第三环带6个接管嘴，下封头上装有30根Inconel管作堆内测量孔，顶盖上装有61个控制棒驱动机构耐压壳接管管座和4个堆内温度测量热电偶接管。 1.2.2.2压力容器安装

压力容器的环形支座安装在堆腔园筒形凸肩的台阶上，而压力容器本身就座在环形支座上，首先按水平度、标高和中心偏差的要求预埋环形底板，预埋定位件，安放环形支座，然后将压力容器简体就位。压力容器相关部件总的安装程序是；

1)安装容器简体保护层； 2)简体安装就位； 3)安装顶盖吊具； 4)安装堆芯支撑结构： 5)安装导向柱： 6)安装堆内构件； 7)安装控制棒驱动机构； 8)将O形环安装在顶盖法兰上； 9)安装顶盖到容器法兰上； 10)取下导向柱；

11)安装螺栓、螺帽、垫圈和上紧顶盖；

10

12)安装顶盖保护层。 1.2.2.3反应堆本体安装

反应堆本体是由反应堆压力容器支座，反应堆压力容器、反应堆压力容器顶盖放气管系、压力容器金属保温层、压力容器顶盖吊具、堆芯(其中包括燃料组件、控制棒组件、可燃毒物组件、中子源组件)、堆内构件(其中包括堆芯下部支撑结构、堆芯上部支撑结构)、驱动机构、驱动机构冷却风罩、驱动机构拉紧装置、水池底部密封构件、热电偶电缆引出装置、中子通量测量管系、核测量探测等设备、部件总装而成。 1.2.3堆内构件

1.2.3.1堆内构件主要由堆芯下部支撑结构与堆芯上部支撑结构两部分组成。其中下部结构包括堆芯吊篮组件、热中子屏蔽、流量分配板、堆芯下栅格板、堆芯围板组件、堆芯二次支撑和测量通道，而上部结构包括堆芯上栅格板、堆芯上部支承筒、导向管支撑板、棒束控制导向管等。其功能：

1)将燃料组件精确地支撑和定位于反应堆堆芯中，确保堆芯正常工作；

2)对控制棒棒束提供精确的对中和可靠的导向，实现控制棒棒束在反应堆运行过程中提升或降落，而在事故工况下实现快插。

3)提供冷却剂通道与流向，使冷却剂得到合理的流量分配，并限制旁通流量与减少泄漏量：

4)它还起着屏蔽中子以减少反应堆压力容器的辐照损伤； 5)为堆内测量(包括温度测量和中子通量测量)提供支撑和导向； 6)通过辐照监督管监督反应堆压力容器材质变化情况(挂片监督)。 1.2.3.2堆内构件安装

堆内构件的装配是把精度高、尺寸大、重量重、结构复杂的零件装

11

配起来，采用光学对中，建立一条高直线精度的光学基础，要使在制造装配过程中，以孔系为基准的堆内构件与以定位键槽为基准的反应堆压力容器统一起来，使与控制棒棒束运动有关的孔系位置度偏差满足设计要求，即10米高度内光线对中偏差仅为O.025mm。

安装定位的技术控制是采用基面、基孔、键定位三者相结合的办法。 基面：以吊篮简体法兰下平面为基面：

基孔：整个堆内构件中的对中装配以其自身的孔系为基准： 键定位：

1)定位键即吊篮简体法兰上的四个定位键与反应堆压力容器的四个相应键槽相配；

2)支承键即堆芯上板上的四个均布的键槽与吊篮简体内壁上的四个相应的键相配；

3)径向支承键即吊篮底板上的四个径向支承键与压力容器下部的四个相应槽相配。

堆内构件与反应堆压力容器的装配是在反应堆压力容器安装就位的基础上，与堆内构件自身的安装交叉进行的。 1.2.4控制棒驱动机构

1.2.4.1控制棒驱动机构功能与结构

压水堆核电站所使用的控制棒驱动机构是磁力提升式的，是利用电磁力提升、下降控制棒，靠重力下插控制棒以达到调节反应堆功率和安全启动及停止反应堆的目的。

控制棒驱动机构是由五个独立部件组成，它们是驱动轴、内部构件、耐压壳、磁轭部件和位置指示器部件。

控制棒驱动机构安装在反应堆压力容器顶盖上，通过机构的耐压壳部件与顶盖上管座螺纹连接，并用专用的。焊机将连接部位的Q焊缝焊

12

好。

控制棒的提升与下降，是由机构中一套机电传动装置来完成的，其中是三个电磁线圈通过销爪与传动轴上梯形螺纹槽的配合作用，使传动轴和控制棒束作步进式移动。 1.2.4.2控制棒驱动机构的安装

驱动机构的安装顺序——从里到外逐个安装耐压壳部件。 1)将耐压壳组件拧在反应堆压力容器顶盖管座上： 2)将内部部件吊入耐压壳组件内；

3)将已拧有锥阀的位置指示内套管组件拧在耐压壳组件上； 4)使用Q专用焊机施焊Q焊缝，并用着色检查合格； 5)每个耐压壳组件焊完后，单根进行水压试验：

6)当所有耐压壳组件安装完毕后，与堆压力容器一起打水压； 7)水压合格后装磁轭线圈；

8)将位置指示器逐个装到其内套管外部固定。

“Ω”环焊接——控制棒驱动机构Ω环焊缝是一种形状特异的精密焊缝，属于一回路压力边界，焊前要进行工艺试验、工艺评定，按ASME及RCC—M有关规定进行。通过试验确定工艺参数、工艺规范。施焊时采用见证件办法，对产品焊缝进行检验。对见证件检验内容有晶间腐蚀、化学成份、铁素体含量、硬度、金相等。 1.2.5反应堆冷却剂主循环泵 1.2.5.1主循环泵功能与结构

冷却剂主循环泵的功用是循环冷却剂，使之通过反应堆活性区，导出核燃料元件释放的热量，并传给蒸发器内的二次侧给水，产生蒸汽推动汽轮发电机组发电。

泵结构为100型单级离心泵，采用交流鼠笼式电机，总高8米，流

13

量23790m3／h，杨程97.2米水柱，水泵干重55.7t，电机重约49t，电机功率6500KW，立式，电机在上，泵体在下，电机转子顶部装有大型飞轮，泵壳为高压容器，重要部位为泵轴的复杂的三级动力密封系统。

主泵密封——运行时，若密封组件失效，冷却剂则可能快速而大量的流失。因此，它必须在高转速、大面积，高功率和大轴径的条件下，提供高压差的动力密封。

主泵密封工作原理是在动静磨擦密封环之间形成可控制泄漏量的小间隙的水膜密封。这种水膜密封对于泵轴的速度变化以及用以控制漏流量的各腔室间的压力瞬变非常敏感。因此，在启动、停堆操作的过渡过程容易发生密封故障。 1.2.5.2主循环泵安装

主循环泵在冷态安装时，其垂直支撑的支柱向反应堆方向倾斜一个热位移量，以保证主回路热态满功率运行时，主泵机组轴线应呈垂直状态。

安装顺序为垂直支撑安装——泵壳安装——下部横向支撑安装——上 部横向支撑安装——主泵机组的安装。 1.2.6主管道

1.2.6下主管道功能与要求

主管道作为连接反应堆压力容器、蒸汽发生器、主循环泵的连接体，构成了一回路压力边界重要组成部分。主管道处于高温、高压、高流速和强放射性介质条件下工作，又承受着除正常工况外的瞬态工况，事故工况等变载荷叠加条件，因此其材料要具有良好的机械性能，强抗腐蚀性能，良好的工艺性能，良好的塑性和断裂韧性，以实现减少腐蚀物和感生放射性。主管道材质不允许有任何裂纹，疤痕、折痕、压陷、划伤等缺陷，每根管子都要取样作室温，高温机械性能，晶粒度、晶间腐蚀

14

以及水压试验等。

主管道技术参数——反应堆入口管道(冷段)内径698.5mm，最小壁厚64mm，反应堆出口管道(热段)内径736.6mm，最小壁厚67mm，U型过渡段内径787.4mm，壁厚71mm。 1.2.6.2主管道安装

主管道安装主要涉及大尺寸厚壁奥氏体不锈钢焊接控制问题。安装前的准备工作包括检查、检验、出厂证件、尺寸检查、复验、清洁度。焊前的条件包括：焊接材料复验报告是有效的；按规定完成了焊接工艺评定；焊接工艺规程已制定；焊接工艺程序与工艺讦定的程序和报告相一致；焊工持有合格证。

操作要求包括破口检查、双人对称焊法、焊层厚度控制、层间温度控制、焊材管理、环境条件控制等。

焊接质量控韦9包括上岗人员控制、装配质量控制、焊接过程控制、非破坏性检验，对见证件作破坏性检验。

收缩变形控制至少包括五次测量：(1)管口对口点焊后：(2)焊缝根部氩弧焊打底后；(3)焊缝高度达9mm：(4)焊缝高度达30mm；(5)焊接结束。

主管道焊接见证件要求：(1)同尺寸：(2)同炉(批)料；(3)同焊材：(4)同焊前准备；(5)同工艺、同参数、同焊接设备；(6)同验收标准；(7)同工人施焊；(8)开工两月后施焊。 1.2.7蒸汽发生器

1.2.7.1蒸汽发生器结构与功能

蒸发器其功能是将反应堆一回路冷却剂的热量传给核蒸汽供给系统的二回路给水，产生预定压力、温度和干度的饱和蒸汽供汽轮发电机用。

其结构形式为配有内置式汽水分离器的立式倒U型管自然循环的热

15

交换器，型号为55／19型，山口管处装限流器。

蒸发器的参数为每台换热量969MWt，传热面5429m2，管径19.05mm， 壁厚1，09mm，根数4474根，总高20848mm，梅花孔型支撑板(13Cr)，管板厚555mm，管材因科镍-690，壳体18MnD5，底封头20Mn5M、底封头内堆焊层308L、309L，管板表面堆焊因科镍-600，每台蒸发器无水(空)总重329.吼，满水重量505t。 1.2.7.2蒸汽发生器的安装

安装原则，考虑到冷态安装，热态运行，有膨胀力作用，故装垂直支柱时，预留一个反倾斜，凡有相对位移处均留有适当间隙。

安装实施程序——安装前准备——垂直支撑的安装——下部横向支撑的安装——上部横向支撑的安装。 1.2.8稳压器

1.2.8.1稳压器结构与功能

压水堆一回路冷却剂系统是一个密闭系统，稳压器的功用是当电站负荷产生变化时，使系统压力稳定在规定的运行范围内，起到稳压作用。由于稳压器在系统中所处的地位决定，把它定为核安全1级，抗震1级和质保1级设备。

稳压器顶部装有喷淋装置、安全阀、卸压阀、开有人孔，底部装有电热元件群组，下封头中央的波动管直接与主管道热段相连，为保护群组电热元件及检修方便，稳压器的底部支撑采用裙座结构。

1.2.8.2稳压器安装

安装前准备工作：检查设备本身的完整性，检查人孔与接管、检查支撑结构，检查预埋件和地脚，

安装顺序：先装垂直支撑——下部横向支撑A、8——装稳压器——

16

装横梁和止档架——装调整垫板。

1.3核岛主要系统与功能

1.3.1核岛主要系统组成

核岛主要系统由反应堆冷却剂系统、专设安全设施、核辅助系统、三废处理系统、核岛通风空调系统及核燃料装卸贮存和工艺运输系统等六大类系统组成。

1)反应堆冷却剂系统指三条环路及其核岛主设备压力容器、主泵、蒸发器、稳压器、主管道等组成。

2)专设安全设施由四个系统组成，它们是安全注入系统、辅助给水系统、安全壳喷淋系统和安全壳隔离系统。

3)核辅助系统的组成：

核辅助系统 一回路辅助系统 辅助冷却水系统 化学和容积控制系统硼和水的补给系统核取样系统余热排出系统堆和乏燃料水池冷却与处理系统设备冷却水系统核岛应急生水系统蒸汽发生器排污系统核岛冷冻水系统电气厂房冷冻水系统 17

4)三废处理系统

18

三废处理系统 废气处理系统废液处理系统固体废物处理系统硼回收系统核岛疏水排气系统放射性废液排放系统常规岛废液排放系统

5)核岛通风空调系统的组成

19

核岛通风空调系统 控制棒驱动机构风冷系统安全壳内连续通风系统安全壳内空气净化系统反应堆堆坑通风系统安全壳换气通风系统核燃料厂房通房通风系统核辅助厂房通风系统电气厂房厂房通风系统电气厂房排烟系统电缆层排烟系统 主控制室空调系统统安全壳外贯穿件房间通风系上充泵房应急通风系统辅助给水泵房通风系统设备冷却水系统设备间通风系统安注和安喷泵电机房通风系统安全壳内大气监测系统废物辅助厂房通风系统主要厂用水泵站通风系统

6)核燃料装卸贮存和工艺运输系统是一个独立的操作系统，只在核燃料换料和接收新燃料时系统才运作。 1.3.2核岛主要系统功能

从上述六类系统中选出几个有代表性系统介绍一下功能。 1.3.2.1反应堆冷却剂系统

主要功能是把堆芯正常运行时产生的热量传输给蒸汽发生器，将蒸汽发生器二回路侧的给水加热，并转化为驱动汽轮发电机组的饱和蒸汽。该系统的输热功能，还包括在反应堆启动后期以及停堆冷却初期把热量传输给二回路系统。它的三种辅助功能还包括对反应性控制、压力控制和裂变产物放射性屏障 1.3.2.2安全注入系统

安注系统能在很多假想事故工况下，提供堆芯应急冷却： 1)当发生一回路小破口，化容系统不足以补偿冷却剂泄漏时，安注

20

系统用来向一回路补水，以重新建立稳压器水位。

2)当发生一回路大破口事故时，安注系统向堆芯注水，以便重新淹没并冷却堆芯，防止燃料包壳熔化和保持堆芯的完整性。

3)当发生蒸汽管道破裂时，反应堆冷却剂过冷引起水收缩，稳压器水位下降，同时也由于冷却剂温度下降而引入正反应性。安注系统向一回路注入高浓度的硼酸溶液，重新建立起稳压器水位，迅速停堆，并且防止反应堆重返临界。在大失水事故后的再循环注入阶段，安注系统变成安全壳屏障边界的一部分。 1.3.2.3安全壳喷淋系统

1)安全壳喷淋系统是一项专设安全设施，在发生失水或安全壳内二回路管道破裂的情况下，安全壳厂房内压力和温度升高时，它将含有氢氧化钠的硼水均匀地喷入安全壳内，使壳内压力和温度降低至可接受的水平，以保证安全壳厂房的完整性。

2)同时注入氢氧化钠可以提高水的PH值，使由硼水的酸性所引起的安全壳内金属腐蚀减至最低限度，并且降低可能释放出来的放射性碘。 1.3.2.4化学和容积控制系统

主要功能是进行一回路系统的容积控制，化学控制(注入氢氧化锂、力口联氨除氧)为主泵提供轴封水，作稳压器的辅助喷辩，为系统水压试验打压，作高压安注用，控制一回路压力等等， 1.3.2.5反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统

其功能：

1)带走在燃料厂房内乏燃料水池内燃料元件的剩余释热。换料或停堆检修时，反应堆主回路处于开启状态，在余热排出系统不能利用时，可利用本系统冷却堆芯。

2)去除乏燃料水池中腐蚀产物和裂变产物，去除乏燃料水池和反应

21

堆水池中悬浮物，以保持水中良好能见度和降低放射性水平。

3)向乏燃料水池和反应堆水池充硼浓度为2100ppm的硼水或进行水池排水，使水池有足够的水层，为操作人员提供良好的生物保护，保证乏燃料处于次临界状态。

4)事故状态下，向反应堆安全壳喷淋系统和安注系统提供1380m3硼浓度为2100ppm的硼水。 1.3.2.6设备冷却水系统

其功能：

1)向核岛各用户提供冷却水。

2)将热负荷通过重要生水系统传到海水之中。

3)在核岛各热交换器和海水之间形成屏障，防止来自有关热交换器的放射性流体释放到海水中。

4)在正常和事故运行工况下，把来自与安全有关的构筑物、系统和设备的热量通过核岛重要生水系统传到海水之中。

5)在被冷却的热交换器(被污染或可能被污染的)万一泄漏时，设冷系统即可防止放射性流体不可控制地释放到海水中。 1.3.2.7废液处理系统

主要功用防止废液排入环境，保持排出的废液的放射性符合排放标准。处理核电站正常运行及予期事故中产生的放射性废液(工艺疏水、化学疏水、地面琉水)。 1.3.2.8核燃料厂房通风系统

1)确保燃料厂房由有关设备安全正常运行及人员进入所需的室内温度。

2)限制室内空气中水蒸汽含量，以减少乏燃料池壁面出现凝结水的风险。

22

3)在事故工况下降低排风的放射性水平，至可以接受的水平。 1.4常规岛

1.4.1常规岛主要设备

一台900MW核电汽轮发电机组的主要设备包括：汽轮机的一个双流高压缸(五级)，三个双流各五级的低压缸、发电机、励磁机等组成。发电机由内外定子框架，内定子铁芯和转子三部分组成。与其配套的附属设备有：(每台机组)

三台凝汽器，两台350吨重的汽水分离再热器、七台低压加热器、其中一、二号低压加热器为一体式双联加热器在凝汽器颈部、四台高压加热器、一台除氧器、两台汽动给水泵(容量各为50％)、一台电动给水泵(容量为50％)，以及常规岛厂房外的三台循环水泵。 1.4.2动力转换系统

动力转换系统始于核岛蒸汽发生器壳侧，进水在那里因与含有热的反应堆冷却剂的传热管接触换热而沸腾，U型传热管在一回路和二回路之间提供了屏障。从蒸汽发生器产生的饱和蒸汽送往汽轮机的高压缸，作功后其湿蒸汽通向汽水分离再热器，进行除湿和经两级再加热，被送入低压缸继续作功。然后进入主冷凝器，被冷凝的凝结水集中于冷凝器热井中。

然后用泵将冷凝水从冷凝器泵出，排入共用集流管，经过密封用蒸汽的冷凝器，主给水泵的冷凝器，再经过低压加热器，到凝结水升压泵，进高压加热器，再送入主给水泵，打回蒸汽发生器壳侧。给水在那里被加热，产生新的蒸汽，从而开始第二次循环。 1.4.3核电站常规岛与火电站主机系统的比较 1.4.3，1参数比较

核电站主蒸汽采用中参数的湿饱和蒸汽。

23

汽机进口压力P=5~7Mpa 温度t=270~290‘

凝汽器压力PK=O.005\，007Mpa 汽机进口主蒸汽湿度W=O.3％-0.4％ 低压缸排汽湿度WK=8.5％-9.5％

核电站主蒸汽的来源是蒸汽发生器的二次侧(壳侧)，是通过热交换过程产生的饱和蒸汽，因此蒸汽的参数与一回路反应堆冷却剂的参数有直接关系。由于压水堆一次回路中冷却剂(含硼除盐水)的饱和温度在满足上述二回路参数时，一般在300-320‘C左右，相对于该温度下的饱和压力为15。17Mpa左右。在蒸发器内换热，如果再提高二次侧的参数，则必然提高一次侧冷却剂的温度及其相应的饱和压力，那么反应堆一回路压力边界的压力容器、系统内的各主设备、主管道的强度设计要求相应要提高，给结构材料的选择和设备制造增加难度，成本随之提高。因此，经过多年的实践和论证，经综合分析比较选定了中参数饱和蒸汽做为核电站常规岛汽机的参数。 1.4.3.2设备与管道尺寸比较

鉴于采用中参数饱和蒸汽与同容量的火电高参数汽机相比，核电机组主蒸汽流量比火电机组大1.75--,2倍，热耗大1。2。1.35倍，焓降小30-,,35％，采用中参数又要获得大功率，只有增加重量流量，但受到流速、阻力损失的约束，则要求设备和管道通流面积增大，造成核电常规岛设备与管道尺寸增大、重量增加的后果。

例如：大亚湾核电站汽轮机发电机总长51m，宽12m，高6，8m，主蒸汽管道为乡812mmX24.5mm，疏水管道最大直径达夕508mm，一台900MW机组设备系统和钢结构的总重量为29000吨左右，其安装总工程量比同容量火电机组大50。60％。

24

1.4.3.3汽水分离再热器的采用

为了解决中参数饱和蒸汽在汽机高压缸做功后，湿度已增加到11％—13％而无法继续直接供低压缸使用的问题，采取了进入低压缸之前，经汽水分离再热器再热措施。

这正是核电常规岛与火电主机系统明显不同之处。

送入汽水分离再热器的高压缸排汽，在其中先除湿，约98％湿度除去后再加热，经两级再热之后再送入三个低压缸。因此核电站热力系统的疏水量要比火电大得多，约为主蒸汽流量的10-15％。 1.4.3.4采用大容量的蒸汽旁路

采用大容量的蒸汽旁路系统是核电常规岛系统的又一特点。在运行过程中，当出现大功率汽机负荷瞬变或汽机紧急跳闸时，希望反应堆能维持适当负荷，获得足够的堆芯冷却，反应堆输出功率就不能像汽机负荷那么迅速地变化，因此要求在汽机负荷锐减时，从旁路系统能排除核岛产生的大量蒸汽，亦即为核岛提供一个临时的人为负荷，起到过渡作用，从而保证核蒸汽供应系统(NSSS)压力和温度不致升得太高，以保堆芯安全。

常规岛旁路系统是指将主蒸汽由主蒸汽联箱直接通往凝汽器和除氧器。旁路排放点共有三处即凝汽器、除氧器和大气排放。前两个排放属常规岛，向大气排放的排放点处于核岛与常规岛接口点之前，因此属于核岛辖区内。

凝汽器与除氧器的总排放能力为二回路主蒸汽总流量约85％ (1321／1613kg／s)，其中72月％由凝汽器承担，另12.4％送入除氧器。 1.5核电站的安全问题 1.5.1核安全目标与原则

核电站的运行是一种工业活动，也具有一般工业活动的安全问题。

25

但其特点是在运行过程中和事故工况—F有“电离辐射”和“放射性物质的释放”。如何减少和缓解由于这种释放对工作人员、居民和环境造成的危害，就形成了一种区别于常规工业安全的特殊问题，通常称之为“核安全”。核电站有核安全的措施与保证才有其生命力。

核安全的目标是在核电站里建立并维持一套有效的防护措施，以保证人员、社会和环境免遭放射性危害。

从辐射防护目标出发，要求确保在正常运行时从核电站释放出的放射性物质引起的辐射保持在合理可行尽量低的水平，并且低于规定的限值，确保事故引起的辐射照射的程度能得到缓解。

核电站的安全原则从选址开始，经设计、建造、调试、运行直到退役贯穿全过程，整个核电站寿期。 1.5.2核安全法规与监督

我国的核安全法规是规范我国核电站全过程的法律性文件，从它诞生之日起，就开始与国际接轨，完全参照国际原子能机构(，AEA)的一套法规体系而制订的。到目前为止已经形成了“HAF”系列文件，使我国的民用核设施管理走上法制轨道。

政府为了加强对民用核设施的管理，成立了国家核安全局对全国民用核设施安全实施统一的监督，独立地行使核安全监督权。同时设立覆盖全国各省区的上海、广东、成都和北方监督站负责对全国各片民用核设施进行监督管理。对核电站的各个阶段实施核安全许可证制度，它们是： (1)

核电站厂址选择审查意见书：(2)核电站建造许可证：(3)核电站

首次装料批准；(4)核电站运行许可证；(5)核电站退役批准书。

对核电站操纵、运行人员，经主管部门考核后由国家核安全局颁发操纵员执照。地区监督站是国家核安全局的派出机构，被授权代表政府

26

对核电站实施全方位、全寿期的监督与检查。

随着我国核电事业的发展，我国已经形成了一套完整的核安全审评与监督的管理体系，从技术方面和管理方面为确保核安全创造了条件。

1.5.3安全壳—核安全设施之一

核电站安全壳(厂房)是核安全设施之一，是压水堆核电站隔离放射性物质三道屏障的最后一道屏障，其功能包括在反应堆正常运行期间，对冷却剂系统的放射性辐射提供生物屏蔽，并限制污染的气体泄漏。在一回路或二回路发生泄漏事故时，承受内压，并限制放射性产物的泄漏。对外部事件(飞射物)进行防护，保护反应堆。

安全壳是由底部用钢筋混凝土底板封闭，顶部用准球形的予应力钢筋混凝土穹顶封闭的立式予应力混凝土简体构成。其内侧覆有一层6mm碳钢衬里，防止泄漏。安全壳筒体予应力混凝土壁厚0.9m，钢衬里的内径约37m，高为56，68m，安全壳设计压力为5.20bar(绝对)，设计温度145’C， 允许泄漏率为0.1wt％／24h。安全壳内有效空间约为50000m3。

在停堆期间，由安全壳换气通风系统降低安全壳内裂变产物的浓度并保持环境温度(+15’C~+35’C)以便工作人员能进入工作。

在反应堆正常运行时，由安全壳内空气监测系统保持安全壳内为负压状态。

为了证实安全壳的安全功能所在，必须对安全壳进行定期试验。试验分为三类，A类为整体试验，B类和C类为局部密封性试验。

在安全壳厂房建成后，机组调试之前，进行一次验收性A类试验，包括在设计压力下的密封性试验和在1.15(或1.25)倍设计压力下的整体结构强度试验(或称压力试验)以检验它的可靠性。其合格条件是：在安全壳衬里上无可见的损伤，由应变仪测得的变形表明其弹性行为符合设计标准，在24小时内安全壳总泄漏率小于0.1％堆厂房所含气体的质

27

量。

在核电站在役期间，定期A类试验以设计压力(4。2bsr表压)进行试验。在第一次停堆燃料时进行一次，以后每10年进行一次。

B类密封试验的对象是电气贯穿件、人员闸门、燃料运输通道盲板处等。

C类密封试验包括所有安全壳管道贯穿件的隔离系统。 1.5.4多道安全屏障

在压水堆核电站中防止放射性泄漏的最重要的安全措施是包容原则，也就是在放射源与人之间、强放射性裂变产物与外界环境之间设置屏障。屏障的作用是把放射性密封住，不使它泄漏或扩散到环境中去。屏障还起屏蔽作用，使人或设备免受辐照损伤，同时也保护放射源不受外界作用力，如管道甩击、飞射物等的破坏。

第一道屏障——核燃料包壳

锆一4合金被选作核燃料包壳材料，是因为它有着低的吸收截面，与芯块良好的相容性以及好的抗腐蚀性、强度和延展性等，因而它具有较高的可靠性。密闭的包壳严严实实地把裂变产物和超铀元素包住。在正常工况下，仅有少量裂变气体(如氚)可能穿过包壳扩散到冷却剂中。如包壳有缺陷或因堆芯冷却条件恶化，包壳局部破裂时，会有较多的裂变产物进入冷却剂中。

第二道屏障——一回路系统压力边界

一回路系统承压边界由压力容器、主管道及有关设备组成，它们将带有强放射性的高温高压冷却剂密割’住。正常情况下仅允许有少量泄漏。若一回路系统承压边界受到破坏，如管道断裂，则会发生失水事故，从而失去这道屏障，威胁堆芯安全。若不采取相应的预防措施将会使大量放射性逸出堆芯。

28

第三道屏障——安全壳(厂房)

安全壳把一回路系统的主要设备(包括一些辅助系统和设备)和主管道包容在内。安全壳是由予应力重钢筋混凝土浇注而成，里面衬以钢内衬。由于安全壳的墙壁很厚，又经予应力张拉，它是一个强度大，稳定性强、密封性好的构筑物，所以把它用来防御外来飞射物和屏蔽壳内的放射性。安全壳的泄漏率标准控制在0，1％以下，万一发生一回路主管道破裂事故，也只有少量放射性物质泄漏到周围环境中去。

在核电站系统设计和建造法规中制定了保证屏障完整性的准则。这三道屏障都是被动设施，也就是说不需要任何能动手段来支持它的工作。

为了保证每道屏障在正常和事故工况下的有效性，即不超过它们的设计能力，在压水堆核电厂的设计中还广泛采用了“纵深防御”的原则。 1.5.5纵深防御原则

所谓纵深防御原则是指由三级相继深入依次增援的防御体系形成的防御原则。具体地说，它包括了三个安全层次，它们是：

第一级防御(第一个安全层次)——预防

一切活动都从预防事故的目标出发，预防的目的是防止偏离正常运行。为了预防事故，在核电站的设备设计制造中，必须精心设计和选择构·料，使建成的核电站具有固有的安全性，不但满足各种运行条件的要求，而且能长期保持设计性能，保证核电站在整个寿期内安全运行。电站在役期间，加强日常检查、维修、定期试验，严格按技术规格书管理运行方式，强化运行操纵人员的核安全文化和素质要求，减少人因事故概率。

第二级防御(第二个安全层次)——监控

监控的目的是检测和纠正对正常运行工况的偏离，以防止预计运行事件升级为核事故工况。尽管在核电站的设计、建造和运行中采取了各

29

种措施保证安全，仍然会发生故障或事故。为了使这些故障或事故不致酿成放射性释放的后果，在设计中设置了必要的监控系统和保护系统。此外，监控的含义还包括：在工艺设计极限范围内力图探测和发现任何可能存在或滋生的缺陷，一旦出现异常情况，可以手动或自动使设备恢复到正常状态，必要时停堆检查和修理，甚至更换有问题的部件。在设计中规定了调节系统和保护系统整定值范围；在运行中规定了最佳运行状态，如系统硼浓度和最佳控制棒位置；系统放射性监测；主管道和压力容器裂纹监测。当发生故障或事故超过控制系统控制能力时，保护系统应使反应堆停堆；当主冷却剂系统不能保证堆芯正常冷却时，安全注入系统应保护堆芯得到冷却；失去厂外、厂内电源时，紧急电源(应急柴油发电机组)应能投入工作，为安全系统供电。这些系统投入工作，可以消除事故或控制事故进一步发展。

这两级防御体系，即预防和监控可以达到这样的目的：(1)保证核电站正常可靠运行和(2)消除故障或事故，保证燃料包壳和反应堆冷却剂系统完好无损。

第三级防御(第三个安全层次)——限制事故后果

这级防御主要考虑发生极限事故时如主管道双端断裂的失水事故，正常补给方法已不能维持堆芯冷却的情况。这级防御手段除了第二级包括的安全注入系统之外，还包括安全壳喷淋系统、安全壳隔离系统和蒸发器辅助给水系统等，即专设安全设施全部投入。应把专设安全设施设计成使事故的影响降低到容许的水平。这套设施对放射性物质释放提供了最后一道防御。

一般说来，一、二级防御维持一、-二道屏障完整性：第三级防御维持第三道屏障——安全壳的完整性。 1.6核设备与系统的安全分级和抗震类别

30

1.6.1核安全分级的目的

运行的核电站其主要特点是带核运行，具有潜在的放射性危害。要确保核电站正常运行或事故状态下，不致于对公众和周围环境造成不可接受的危害，必须对核电站的设备和系统的质量状况和运行可靠性提出较为苛刻地要求。然而，一座压水堆核电站各类系统的总和有348个，若均采用同一个等级、同一个标准要求建造，将会给核电站的总体造价带来不可接受的昂贵，这将断送其在电力行业竞争的生命力。只有区别对待、分别要求，既满足核安全，也照顾了初投资与造价的问题。譬如大亚湾核电站的安全重要系统约为‘106个，它们都是对核安全有重要影响和贡献的，这些系统中的设备自然也就成为安全重要设备了。正因为如此，核电站从设计开始就按其对核安全的贡献大小，所处的地位不同，作用各异将其设备与系统分为核安全1、2、3级，非核级以及1E级与非1E级之分。目的是让核电站的制造、建造、运行和管理按其所定的级别不同订出不同的验收、操作、运行和管理标准，以实现合理要求区别对待，降低造价，确保安全 1.6.2安全分级的依据和原则

1)决定于设备与系统的安全运行，对确保在运行工况下在事故工况期间或之后，能实现安全停堆，并维持安全停堆状态所作的贡献大小；

2)决定于设备与系统对确保在所有运行工况下，在事故工况期间以及在停堆之后，为从堆芯排出余热所作的贡献大小；

3)决定于设备与系统为减少可能的放射性物质释放，确保在运行工况期间和之后的任何释放不超过规定的限值。确保在事故工况期间和之后的任何释放不超过可接受的限制所作的贡献大小： 总之，分级的原则应遵循确保安全停堆、排出余热、三道屏障的完整性，尤其是压力边界的完整性，控制放射性外逸，减少对公众和环境的危害为准绳。

31

根据上述原则将核设备与系统管线分为核安全1、2、3级和非核级四个安全等级。

1.6.3安全等级的划分 1)安全一级

把发生故障会引起工况Ⅲ或工况，V的那些设备或管线，也就是会造成反应堆失水事故的那些设备或管线，或在反应堆正常运行期间正常给水不能满足要求，从而妨碍反应堆正常停堆和冷却的设备或系统。

2)安全二级

在发生失水事故时，防止放射性释放所需要的但不属于安全一级设备或系统。反应堆压力边界内不属于安全一级的设备以及从反应堆内或安全壳内直接导出热量，或任何起安全作用，维持反应堆冷却剂循环的设备或系统，控制安全壳内放射性释放或控制氢浓度的设备。

3)安全三级

安全三级指对安全有重要作用的设备和部件，这类部件发生故障不会有直接的放射性释放。

4)非安全级

非安全级的设备发生故障可能影响电厂正常运行，但不会危及电厂的核安全。电厂中不属于核安全级别的设备都属于非核安全级。非核安全级设备的设计应符合有关的工业规范和标准。 1.6.4核电站设备与系统的具体分级 1.6.4.1系统与管线

安全一级的系统与管线：

主冷却剂循环管线及延伸至第二个隔离阀管线。 安全二级的系统与管线：

●接到反应堆冷却剂系统上的仪表管线和取样管线：

32

●应急堆芯冷却系统管线；

●余热排出系统管线、蒸发器蒸汽管线(至安全壳外隔离阀止)： ●安全壳喷淋系统管线，贯穿安全壳管道； ●化容控制系统管线； 核安全三级的系统与管线 ●应急辅助给水管线： ●设备冷却水系统管线； ●柴油机输油管线： ●乏燃料冷却系统管线：

●乏燃料水池硼注入辅助系统管线。 1.6.4.2阀门

安全一级阀门：

反应堆冷却剂系统隔离阀、堆卸压装置的卸压阀、安全阀、稳压器的喷淋阀。

安全二级阀门： ●安全壳隔离系统阀门；

●余热排出系统的及蒸发器二次侧超压保护系统阀门； ●堆内仪表系统阀门；

●硼酸注入系统、反应堆冷却剂系统(仪表及取样)或应急堆芯冷却 系统的阀门；

●安全壳喷淋系统的阀门， 安全三级阀门：

●安全壳外应急辅助给水系统阀门： ●设备冷却水系统阀门；

●应急柴油机输油、润滑、冷却系统阀门；

33

●乏燃料池冷却系统阀门； ●乏燃料池硼注入辅助系统阀门。 1.6.4.3泵

安全一级泵：

反应堆冷却剂主循环泵。 安全二级泵：

喷淋泵、辅助给水泵、应急加硼系统泵、余热排出系统泵、高压安注泵、低压安注泵、化容系统泵。

安全三级泵：

设冷泵、重要生水系统泵、燃料水系统泵、消防水系统泵、乏燃料水池冷却净化系统泵、应急柴油机系统燃油泵、润滑油泵、冷却泵等。 1.6.4.4压力容器

安全一级压容力器：

反应堆压力容器、稳压器、蒸发器一次侧、主泵壳、控制捧驱动机构耐压壳等。

安全二级压力容器：

安全壳钢衬里、蒸发器二次侧、余热热交换器、喷淋热交换器、蓄压水箱、硼回废液冷却器、硼酸泄放箱、安注水箱、化容热交换器、硼注

入箱等。

安全三级压力容器：

设冷水水箱、容控箱、设冷水热交换器、乏燃料池冷却器等。 核设备的支撑与被其支撑的设备同级要求。 1.6，5抗震类别

地震的发生是造成核电站事故的重要外部因素之一，因此从选址开

34

始就特别关注这一问题，尽管所选厂址己充分考虑避开地震活跃地区，但在核电站设计时仍然要考虑地震因素。 1.6.5.1安全停堆地震

当一座核电站所在地区发生某一假想地震时，电厂内有关安全的设备系统或结构仍能执行其安全功能，并使反应堆安全地停下来，这一假想地震称为安全停堆地震。一座核电站的安全停堆地震由该地区历史上可能最大的地震加上一个适当的安全裕度确定。核电站中有关安全的设备和结构的安全设计是以此地震为依据的，所以又把安全停堆地震称为设计基准地震(DBE或SSE)。按设计基准地震设计的设备和结构在发生安全停堆地震时仍能执行其安全功能即：保持反应堆冷却剂系统的完整 性；使反应堆安全停堆并使其维持在安全停堆状态；防止和减轻放射性 向环境的释放等。

通常把安全停堆地震(SSE)的二分之一定为正常运行时的运行基准地震(OBE)。 1.6.5.2抗震1类

把要求能承受安全停堆地震引起的载荷作用的设备和厂房称为抗震1类设备与厂房，其包括：

1)在安全停堆地震引起的载荷下需要保持其完奸性的部件和设备： 2)在发生地震情况下，仍要求发挥其功能的设备。

根据上述两条，属于核安全1、2、3级的所有机械部件和设备以及1E级电气部件、设备和仪表都是抗震1类。

其它部件和设备按其重要性来确定抗震能力与要求。 1.6.5.31E级电气仪表分类

电气系统安全级为1E级仪表的分类分为K1、K2、K3三类。 K1类——是通过鉴定试验证明，能在地震以及反应堆事故双重条件下

35

正确执行其监测任务的安全壳内仪表。

K2类——通过鉴定试验证明，能在地震情况下，正确执行其监测任务的安全壳内仪表。

K3类——通过鉴定试验证明，能在地震情况下，正确执行其监测任务的安全壳外仪表。 1.7核电安装施工专题 1.7.1核电建设关键路径介绍

核电站由核岛、常规岛和配套设施(BOP)三大部分组成，而建设进度控制的关键路径以核岛为核心，在建设阶段的11个里程碑中，有9个直接与核岛施工活动有关。现在就以核岛为代表分析一下建设关键路径。核岛建设分三阶段：

土建阶段：

浇灌反应堆基础的第一罐混凝土一筏基施工一安全壳厂房施工一内部 结构完成一穹顶吊装一环吊就位

安装阶段：

通风空调系统、辅助管道安装一环吊安装调整一压力容器就位、蒸发器就位一主泵泵壳就位一主管道就位一主管道安装施焊一辅助系统设备、管道安装一系统水压试验，完成95％一调试

调试阶段：

冷调试开始一冷试试验完成呻热调开始一热调试验完成一反应堆装核燃料一反应堆物理启动一反应堆临界一提升功率一并网一试运行一商业运行

与核岛施工活动直接有关的里程碑：

(1)浇灌第一罐混凝土(标志土建的关键路径开始) (2)穹顶吊装、环吊就位(标志士建关键路径结束)

36

(3)反应堆通风空调系统和辅助管道安装开始(标志安装关键路径开始)

(4)环吊调试就绪(标志反应堆安全壳厂房主设备安装全面开始) (5)辅助管道安装和系统水压试验完成95％(标志安装关键路径结束)

(6)冷试(标志调试关键路径开始)

(7)装核燃料(标志核系统的水力、热工等功能试验结束，核物理、核安全性能试验开始)

(8)提升功率、并网(标志核电站控制、保护系统及性能试验全面开始)

(9)性能试验结束(标志核电站建设和调试阶段全面结束》电站投入试运行，再转入商业运行)

1.7.2核岛安装工程的10个机电安装包情况

岭澳核电工程与大亚湾一期工程是完全相同的两个工程，只是在大亚湾一期时，由法国人口昌主角，全面负责，中国人配合，最后交钥匙，而岭澳工程则以我为主，中国人全面负责，法国人配合，最明显地就是核岛安装。当时由法马通—斯比(F／S)任主承包商，核工业23公司(C23)任分包商，而今岭澳核岛由C23任主承包商，F／S任分包商，从属关系发生变化，但核岛反应堆安全壳厂房的主冷却剂系统及设备的安装任务仍分包给F／S承担。为我公司介入核岛管道、电气、通风各施工队人员熟悉核岛安装任务情况，现将各工作涵盖的内容介绍如下：

核岛安装的机械电气包(ELECTRO MECHANICAL PACKAGES)有： EMI：为主要吊装设备包，其中包含反应堆安全壳厂房(RX)内的环形吊车(2X190T)、核燃料贮存厂房(敝)130T吊装设备、安全壳厂房外龙门架上的380T和60／5T吊车等。

37

EM2：为反应堆主冷却剂系统与设备以及核燃料装卸传送工艺系统装置安装包、其中包含反应堆压力容器、堆内构件、压力容器顶盖、控制棒驱动机构、主管道、蒸汽发生器、稳压器、主冷却剂循环泵、堆芯核测量装置、核燃料装卸传送工艺系统装置等。

EM3：为核辅助系统设备安装包，其中包含核2、3级泵和容器，如：安注、停冷、化容、喷淋、设冷、净化等系统的泵、热交换器、除盐装置、过滤器以及其它各种辅助设备等。此外，还包括四套应急柴油发电机组的安装。

EM4：为管道和支架预制及安装包(除核1级管道外)其范围涵盖核岛RX、MX、LX、KX、WX等厂房的管道。其中包含安全壳内核级的不锈钢管、核级碳钢管及其支架安装，以及安全壳外核岛不锈钢管、碳钢管、铜管、阀门、各类支架和专用部件的安装、水泥衬套钢管的安装等。

EM5：为核岛通风空调系统的安装包，其中包括核岛19个通风空调系统通风管的预制和安装、通风管的种类有各种镀锌风管、碳钢风管、不锈钢风管、铝风管和防火材料风管等。

EM6：为安全壳内、外设备与管道的保温部件的预制和安装包，其中包括安全壳厂房内的主管道、稳压器的波动管、压力容器、蒸汽发生器、主泵、稳压器等设备保温以及安全壳厂房外、核岛范围内管道、设备保温部件的预制和安装。

EM7：为核岛大罐的现场制作与安装包，其中分属辅助给水、安全壳喷淋、硼循环、废液排放、硼水制备等系统的大罐共12个，总重量432余吨，焊缝约5000条。

EM8；为电气设备安装包，其中包括有安全壳厂房内动力、控制、仪表、电缆的敷设和连接，安全壳厂房外各类控制屏、柜、箱、照明、通讯、消防等设备安装。它涵盖了核岛控制监测系统、供电系统、硼伴随

38

加热系统、照明、火警探测，通讯系统以及电缆托盘、防火保护和防火墙封堵等安装。

EM9：为仪表安装包，其中包括核岛安全壳厂房内、外仪表安装及放射性监测仪表系统的安装。

EMl0：为中、小型起重设备包，包括有负荷小于40T核岛的起重设备的安装，其中包括各种吊车349台，各种规格轨道2047M。

整个核电站由348个系统组成，其中核安全主要系统占106。 1.7.3岭澳核电站常规岛安装

1)安装工程特点

(1.1)岭澳核电工程建设采用与大亚湾核电站基本相同的模式，但业主实行自主化管理。大亚湾核电站建设由法国电力公司(EDF)总包负责，岭澳核电，工程由业主负责管理，EDF只作顾问公司参与。

(1.2)核电站常规岛设备与核岛设备联合生产、对设备的安全性及可用率比火电厂要求高，因此，必须遵循国际标准并接受监督。

对岭澳核电站而言，由于核岛及常规岛设备分别是法国和英国设计供货，还必须遵循法国和英国标准。

(1.3)岭澳核电站常规岛设备单机容量是目前国内最大的，而且由于核设备选材及制造技术的限制，只能采用中、低参数，要求设备与管道有较大的通流面积，所以不仅带来管道和设备尺寸大，而且系统复杂，接口多，安装工作量比同容量火电机组多50％以上，因而施工周期长，从进场动员到全部系统安装竣工大约4年。

(1.4)核电站的建设实行全过程合同管理，业主与承包商之间是合同关系，而且这种合同关系是全过程的，所有与工程有关的工作都或多或少地包括了技术和商务两方面，都按合同办事，不受行政干涉。

(1.5)管理模式不同于一般火电工程，按照国际管理模式，实行程序

39

化管理，一切工作都有文件依据，不仅安装活动有程序规定，相关的管理工作都有管理程序。在工程方面有安装程序、质量计划、试验程序及维护程序等。在管理方面，除工程管理，技 术管理程序，还有各种工作程序。业主参与安装质量控制活动，并且承担联合调试工作，安装承包商只承担一些调试支持工作，所以安装移交工作十分重要，要严格按业主制定的移交程序进行。

(1.6)机械设备的整体程度高。高压转子与高压缸整体到货，无需现场开缸检查，冷凝器钛管在制造厂穿好，管束组件整体到货，没有现场穿管工作等。因而机务的安装工作量相对较少，管道及电缆工程的工作量大。在大亚湾核电站管道工程量占总工程量的42.3％，电气占33.2％、机务占20.9％，其它占乳6％。

(1。7)各种无损检验方法的使用与一般火电工程有较大差别，核电工程中大量使用的是RT(射线)、PT(着色)、MT(磁粉)，而UT(超声)只占焊接的千分之一。因而无损检验人员及设备的配置要相应调整，盯、盯、MT专业要投入较多人力和设备，UT可适当减少。

(2)对承包商的一般要求

(2，1)承包商须建立严格的质保(QA)体系，制定质保大纲，进行全过程质量控制和监督，QA机构要有组织上的独立性，通过监督工作，保证QA体系的正常运行。严密的组织机构，完整的文件体系和正确的记录制度，是保证文件记录的客观性及QA活动的有效性的基本要求。

(2.2)在工程管理方面，实行程序化，不受行政干预，不恁个人经验，要做到凡事有人负责，凡事有章可循，凡事有人监督，凡事有据可查。除遵照业主制定的工程和技术管理程序，还要有自己制定质量保证大纲程序及工作程序，并保证程序的正确执行。

(2，3)由于设计及供货商是GEC—A，所以施工图纸、安装规范等技

40

术文件均为英文资料，要求承包商配备足够的能用英文进行书面和口头交流的工程技术人员及管理人员，指导安装活动，技术工人要熟悉英国BS标准，对特殊工种上岗前，要按BS标准进行培训。

(2.4)由于机组容量大，安全性要求高，系统复杂接口多，各种信息量大，要求实现计算机管理，特别是计划进度、文件及材料管理更要求随时能够方便、快捷、准确地提供数据和信息，所以应配备相应的计算机管理人员和设备，并使用与业主相匹配的软件。

(2.5)在质量管理方面与火电工程有较大区别，要求承包商建立专门的质量控制机构，配备合格的人员，使用合格的仪器，保证实现满意的质量。要做到凡事有人负责，凡事有人监督，并要完整的质量记录。质量计划是质量控制活动的重要文件之一，在现场工作开始前，承包商要编制质量计划，并提交业主审核批准。

在施工中业主通过参与质量计划执行情况的监督，实施对施工质量的控制，这是一般火电工程施工中所没有的。安装商要及时组织或通知业主参加见证点(W)的见证工作及停王待检点(H)的检查工作。

(2。6)在施工过程中，承包商必须按照制造厂提供的安装程序和图纸施工，现场的任何变更都要有书面文件，施工图纸要根据变更文件及时修改。采用国内外的材料要经过QA评审，所有的工作要按合同办事，要有文件程序规定，所有的安装活动要经过业主认定签字，使用的计量器具要经过标定。

(2.7)各种符合性检查也是核电工程中重要的控制手段之一，当一个系统(全部或部分)或一台设备安装完毕，要与业主一起根据施工图纸文件对系统或设备进行符合性检查。在业主检查之前，承包商首先要进行·一系列检查，班组自检消缺后，质量控制(QC)部门检查消缺之后，通知业主的金属质量监督部门(MQC)对焊接质量进行检查，最后是业主

41

QC部门的符合性检查。

(2.8)在材料管理与设备维护方面，核电工程比一般火电工程有更高的要求，要配备英语水平高，具有计算机应用能力而且有一定专业知识的高素质人员，利用现代化手段，对设备管理的全过程进行动态控制，从设备材料的接收入库到安装移交，每一环节都应严格按照程序进行检查记录。对合同材料，从材料的接收、运输、储存到维护、发放等都要有严格的监督佑g度，根据供应商提供的设备维护程序做好设备安装前、施工中、安装后的维护保养工作，由专门的设备维护人员按计划定期进行，直至系统投入调试。设备的存放及施工中特别要注意不锈钢的碳污染问题。起吊、运输、储存及安装过程中都不能与碳钢直接接触。对非合同材料要做好供应商的资格审查，任何工程材料的采购都要经过耻评审。为了随时了解材料的收发及库存情况，计算机管理系统是必不可少的。要向业主提交材料收发的月度报告和库存的季度报告。

(2.9)文件管理不是单纯的收发归档管理，是指导工程施工、保证工程质量、协调工程管理的重要手段和基础工作，须有完整的组织机构对文件的生成、审查、批准发放、执行、修改的全过程进行严格控制。由于承包商不承担调试任务，所以安装完工报告作为安装与调试运行的接口文件十分重要，需要合格的人员按照业主制定的程序认真完成，文件要完整清晰。施工过程中的文件传递信函往来都要按照规定的渠道和格式。

(2.10)进度控制实行五级计划管理，一、二级进度是业主制定的，并写入合同中，三、四、五级进度是承包商制定的。五级计划都要根据施工进展定期或不定期地进行滚动调整、协调。承包商须编制好进度计划，并组织实施，还要监督计划的执行情况，进度控制也 是在质量保证监督下进行的。一级进度是规划性的计划，是电站总的施工进度，

42

用指导施工全过程，包括设计、采购、运输、土建、安装、试运行、投产各个环节。二级进度是控制协调计划，由业主项目管理部门制定，规定关键项目、系统的施工程序、里程碑目标，文件、土建、设备交付日期和系统竣工日期。三级进度是承包商根据二级进度制定的，规定各系统的施工程序和文件，土建、设备交付和系统开工日期，里程碑付款日期，违约罚款日期和竣工日期。四级进度是根据三级进度和施工程序制定的六个月滚动计划和月进度计划，逐月滚动。五级计划是周进度计划，即班组计划。进度计划的保证是由近及远、由小及大逐级实现，重点要抓好月计划和周计划。

(2，11)做好培训计划，搞好培训工作。除各种技工及各种检验人员必须持证上岗外，要对员工进行培训与再培训，如质量保证知识、核电知识、核安全常识、辐射防护以及工作程序培训等，同时必须加强劳动纪律及安全教育。

1.7.4常规岛施工采用的现场设计变更管理模式

在核电常规岛施工过程中，不可避免地要发生现场设计变更要求，无论变更要求是出自于设计单位，还是来自施工单位，都必须认真对待，严格管理，按质保大纲和管理程序有序进行。现就大亚湾常规岛施工采用的现场设计变更管理模式介绍如下：

(1)现场变更通知FCN(FIELD CHANGE NOTICE)现场变更通知是由设计方主动提出的。是设计单位通知业主和安装承包商对某一已经宣布WORK READY(准备工作完毕)的文件进行修改的一种格式。设计单位应在FCN中注明修改的原因、修改的方法、并引出所涉及的文件和图纸，同时应注明机组号和FCN的版次。

FCN经过设计单位内部审查批准后，报给业主审批，业主批准后，通过现场变更命令FCO(FIELD CHANGE ORDET)发给安装承包商执行。对于

43

不涉及硬件修改或不影响原设计基础的修改，可以直接发给安装承包商执行。

(2)现场变更申请FCR(FIELD CHANGE REQUEST)

现场变更申请是安装承包商在安装过程中根据现场实际情况提出的修改申请。

当安装承包商发现现场实际情况不允许完全按照原设计图进行施工时，他们可与设计单位的驻现场代表协商解决的方案，然后由安装承包商提出FCR。FCR中要写明要求，修改的理由以及如何进行修改的建议，并列出所涉及的文件图纸编号，经施工经理审查后交设计单位技术经理批准。设计单位技术经理批准后，退回施工承包商，由施工承包商报业主批准。如经业主批准，业主将发FCO 要求安装承包商执行(FCO-现场变更命令)。

(3)技术修改TA(TECHNICAL ADAPTATION)

技术修改是由安装承包商提出的。它适用于不涉及原设计状态，但对安装承包商的现场条件、资源和安装方法进行的修改。

TA提出的过程与FCR相同，但它不必经11.k主批准，仅报业主备案。如业主有相反意见，仍可要求撤销该TA。

(4)澄清要求CR(CLARIFICATION REGUEST)

澄清要求是安装承包商向设计单位书面提问的一种形式。它不涉及任何现场和文件图纸的修改，但对设计单位的解释、澄清或确认起到书面的记录作用。

(5)现场变更命令FCO(FlED CHANGE ORDER)

现场变更命令是业主批准FCR或FCN后要求安装承包商执行的变更命令。

以上就是施工过程中，现场发生设计变更时的管理模式，熟悉这套

44

管理有利于我们尽早适应现场的要求。 1.7.5核电施工中的一个特殊问题

核电施工中的一个特殊问题，那就是安装状态结束报告(EE弧)，它是引用了法国核电建设中的—‘项重要管理形式，经过大亚湾核电站建设的实施已经确认为有效的管理模式。因此，预计岭澳核电工程施工中仍然会推行与采用，为此应对其要求与做法捉早认识与熟悉。

从工程管理方面看，它是施工阶段与调试、启动投产之间的联系文件，中间的纽带，也是业主与承包商合同双方对工程的交接文件。

从经济管理方面看，它是标志施工计划的完成，可以进行财务结算，取得付款的重要依据。

从质量管理方面看，它是在电站进入调试之前，对设计、制造和安装各阶段各部门的质量状况的阶段性验证。

安装状态结束报告的编制应具备：

(1)安装工作按图纸规定的范围已经全部结束； (2)安装结束试验已完成并合格：

{3)安装状态已完成并完成记录，得到签证认可：

(4)能够保证对人员和设备在安全的条件下开始启动和调试。 在安装状态结束报告中要记述工程的主要进度和重大历史情况，因此也将成为核电站的重要的技术档案。

为了高质量地完成施工和编写好安装状态结束报告，从工程施工开始就要注意遵循凡事做到有据可查，或者说注意施工任务完成的同时，应给予“文字工程”的特殊关注。

通常认为在施工队中，施工任务完成了，任务也就完成了，但核电工程则不然，在大亚湾工程中，体现在EESR文件中的所有内容都十分强调时间、空间和事实三个方面的具体描述，即强调实时性和真实性。从

45

大到整个系统和设备的整体试验和检验，小到一个支架中的一个螺栓和一个阀门中法兰螺栓的力矩、一根电缆中每根绞线都要求明确记述。尽管有关做法、标准都分属各个方面、各个专业的程序范围，但这一切都必须汇集到EESR中来。因此，不按时在施工和管理中执行有关程序就无法提出有关记录和证据，哪怕是少了其中一份文件，也无法形成EESR。没有经业主批准的EESR既使工程已完全竣工也无法进行移交和结算。这样就要求从现场到管理，方方面面都必须在施工过程中严格按程序办事。不仅要移交施工成果，还要提交文字成果。可见对“文字工程”的认识，要提高到与现场施工同等重要的地位，换句话说，从工程施工开始就要注意收集、积累文字依据，方能在工程结束时，同时提出施工证据。这一问题，必须引起施工管理者的高度重视，尤其是首次由火电施工转入核电施工领域中来，首要解决的观念转变问题。

EESR应包括系统流程图，该系统在调试前该完成的剩余工作清单，调试过程中该完成的工作清单、系统的隔离边界、系统所涉及的NCR(不符合项报告)和FCR(现场变更申请)清单、图纸文件清单及施工单位的施工合格证等。

1.7.6核电施工中业主对现场施工的监督管理

岭澳核电施工采用了以我为主、自主管理的模式，同时吸纳了大亚湾施工中若干奸的经验与模式。在大亚湾施工中，业主为了实现对现场施工的质量监督管理，成立了相应的管理机构。其中有：

核岛安装(施工)处：

该处由三个组组成，负责核岛机械设施安装监督：

(1)核蒸汽供应系统组一负责反应堆和一回路，包括各主要设备、部件、核蒸汽供应系统的辅助系统和换料设备的安装监督。

(2)核辅助系统组一负责核辅助系统和设备，包括核岛通风系统的安

46

装监督。

(3)核燃料和废物系统组一负责废物处理系统和燃料贮存厂房的安装监督。

常规岛安装(施工)处：

该处由三个组组成，负责监督常规岛和一些电厂配套设施(BOP)的机械安装工作。

(1)汽轮发电机组一负责汽轮机、发电机、冷凝器及其辅助系统。 (2)水汽组一负责汽机厂房的管道系统，有关设备的安装监督。 (3)配套设施组一负责泵房和电气配套设施的机械安装监督。 电气安装(施工)处：

该处负责整个现场所有电气工作的监督

(1)控制和仪表组一负责核岛、常规岛和配套设施的控制系统和仪表的安装监督

(2)电气动力设备组一负责高压、中压和低压设备和柴油发电机安装监督

(3)现场设施组一负责现场施工期间临时供电系统和通讯系统。 核电施工阶段，上述三个处的工作人员是业主的代表，是甲方的代表，在施工现场对工程质量、工程进度实施监控，因此他们被授予的权力是相当之大。作为施工承包商对业主各施工处的代表职责有所了解，有益于在现场开展工作。据了解各施工处代表的职责包括如下：(指与承包商有关内容)

(1) 监督现场各承包商所进行的一‘切技术活动； (2) 审查和批准现场各承包商的工作程序和质量控制程序； (3) 审查承包商的6个月滚动计划； (4) 根据上述计划，跟踪工程进度；

47

(5) 管理现场各部分的接口： (6) 监督现场规定和安全措施的执行： (7) 处理现场承包商提出的技术澄清要求：

(8) 分析现场变更要求，并将业主的最终决定通知现场承包商； (9) 参与管理与控制施工文件的发放； (10)处理现场承包商提交的不符合项文件； (11)参子审查现场承包商提交的竣工图； (12)主持与承包商之间的每周和每月协调会： (13)审查承包商提交的付款凭证手续的技术部分内容： (14)审查承包商的质量检查文件； (15)协助处理合同上的争议与索赔； (16)发送现场工作指令；

(17)准备有关工作令和变更通知的资料； (18)准备工程进度报告的有关现场部分； (19)检查土建和安装的状态报告： (20)监督承包商所做的安装结束的试验。

由上述各施工处人员的职责和业务管辖范围来看几乎全都与承包商发生联系。因此，在现场做好与业主施工处人员的交往与接口对于承包商顺利开展工作至关重要。

48

压水堆核电站主要设备

压水堆核电站主要设备典型压水反应堆的核心是一个圆柱形高压反应容器。容器内设有实现核裂变反应堆的堆芯和堆芯支承结构，顶部装有控制裂变反应的控制棒驱动机构，随时调节和控制堆芯中控制棒的插入深度。

堆芯是原子核反应堆的心脏，链式裂变反应就在这里进行。它由核燃料组件、控制棒组件和既作中子慢化剂又作为冷却剂的水组成。

堆内铀-235核裂变时释放出来的核能迅速转化为热量，热量通过热传导传递到燃料棒表面，然后，通过对流放热，将热量传递给快速流动的冷却水（冷却剂），使水温升高，从而由冷却水将热量带出反应堆，再通过一套动力回路将热能转变为电能。

压水堆核电站原理：由反应堆释放的核能通过一套动力装置将核能转变为蒸汽的动能，进而转变为电能。该动力装置由一回路系统，二回路系统及其他辅助系统和设备组成。

原子核反应堆内产生的核能，使堆芯发热，高温高压的冷却水在主冷却泵驱动下，流进反应堆堆芯，冷却水温度升高，将堆芯的热量带至

49

蒸汽发生器。蒸汽发生器一次侧再把热量传递给管子外面的二回路循环系统的给水，使给水加热变成高压蒸汽，放热后的一次侧冷却水又重新流回堆芯。这样不断地循环往复，构成一个密闭的循环回路。

一回路系统主要设备除反应堆外，还有蒸汽发生器、冷却剂主泵机组、稳压器及主管道等。

一回路示意图

稳压器结构图

冷却剂主泵结构图

二回路中蒸汽发生器的给水吸收了一回路传来的热量变成高压蒸汽，然后推动汽轮机，带动发电机发电。做功后的乏汽在冷凝器内冷却而凝结成水，再由给水泵送至加热器，加热后重新返回蒸汽发生器，再变成高压蒸汽推动汽轮发电机作功发电。这样构成第二个密闭循环回路。

二回路系统由蒸汽发生器二次侧、汽轮机、发电机、冷凝器、凝结

50

本文来源：https://www.bwwdw.com/article/6nf8.html