核电设备培训讲义.ppt

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1、1,核电设备介绍,2,一.核电设备概况,1.核电站的组成与设备 一座2*600MW的压水堆核电站约有290个系统，分别归属核岛（NI）、常规岛（CI）和电站辅助设施（BOP）。 各系统的设备约有48000多套件，其中机械设备约6000套件，电器设备5000多套件，仪器仪表25000余套件，总重约6.7万吨。,3,2.核岛设备 （1）反应堆本体及其辅助设备： 反应堆压力容器、燃料组件、控制棒组件（包括可燃毒物、中子源、阻流塞）、堆内构件、控制棒驱动机构 （2）反应堆冷却剂系统和设备： 蒸汽发生器、主泵、主管道、稳压器、卸压箱、安全1、2级阀门,4,（3）核辅助系统和设备 液体系统和通风系统，包含

2、设备的约有45个系统，主要设备有： 容器类：约有126台，其中核级72台 热交换器类：约92台，其中核级78台 泵类：约196台，其中核级64台 风机类：约179台 冷水机组： 通风阀门：1400台 通风过滤器：450台 水过滤器：40台 阀门类：约12000台,5,核燃料运输系统设备有： 装卸料机、燃料转运装置、在、离线啜吸装置、人桥吊、辅助吊、新燃料升降机、新燃料检查装置、乏燃料检查装置、新燃料格架、乏燃料格架、破损燃料组件储存小室、乏燃料组件抓具、水下照明装置等。 供电系统及设备： 干式变压器、开关柜、断路器柜、熔断器、接触器柜、电压互感器柜、配电柜、配电和仪控柜、蓄电池充电器、逆变器、

3、调压变压器、电气贯穿件、应急柴油发电机、K1、K3电缆等。,6,仪控设备： 核测仪表，分析仪表，温度、湿度、流量、压差、压力、液位等控制、测量仪表，硼伴热系统，阀位指示器，气动调节阀，主控室，应急停堆盘，电站计算机，启动监测及试验仪表，报警信号处理系统，逻辑控制继电器机架，模拟机柜，就地控制柜，接线盒，IE级记录仪，地震仪，放射性监测仪等。 土建设备： 设备闸门、人员闸门、应急闸门、应急闸门防护门、设备闸门生物防护门、燃料厂房翻转门、装卸口平拉门、防火门、密闭门、屏蔽门、机械贯穿件等。,7,起吊运输设备： 环吊、380/65/5t龙门吊、设备闸门起吊装置、电梯、乏燃料容器吊、人桥吊、辅助吊、4

4、0t以下小吊车（410台）等。 材料（管子及管件） 其他 螺栓拉伸机、电锅炉等,8,3.常规岛部分 （1）热机 汽轮机及其配套设备，发电机及其配套设备，汽水分离再热器，高加，低加，凝汽器，除氧器，除氧器给水箱，给水泵组，凝结水泵，冷凝给水泵，除氧器循环泵，真空泵，水水冷却器，蒸汽转换器，海水升压泵，滤水器，循环水二次滤网，起重机，储气罐及电梯等。 （2）化水 主要包括：凝结水精处理系统，化学添加剂注入系统，水汽取样监测系统等设备。 （3）暖通 主要包括：风机、风阀，散热器，水箱，冷水机组等,9,（4）电气 主要包括：电力变压器，离相封闭母线及配套设备，6KV共箱母线，220KV配电装置，厂用变

5、压器，开关柜，蓄电池，通信、火灾报警，各种电缆，发电机断路器，避雷器，6KV进线柜，母线联络柜，馈线柜，电压互感器柜等。 4.核电厂辅助设施（BOP） BOP共有110个子项，其中PX子项包括海水循环泵，海水蝶阀，鼓形滤网及水闸门等。,10,二.设备分级,1.设备分级目的 （1）保证执行安全功能的设备的可靠性。 安全功能包括： 反应堆紧急停堆和维持反应堆在安全停堆状态 堆芯和安全壳厂房的冷却（中期和长期冷却） 放射性物质的封存和限制向环境的排放 （2）按分级规定不同的设计、制造和检验要求，既满足使用要求又具有经济性 2.设备分级的原则和依据 RCC-P 关于安全和抗震分级 RCC-M 关于机械

6、设备设计和制造分级 RCC-E 关于电器设备的设计和制造分级,11,3.安全分级 （1）机械设备的安全分级 承压机械设备构成压力边界和执行安全功能的流体系统的机械设备 安全1级 安全2级 安全3级 非安全级（NC） 非承压机械设备 若是与安全有关的设备，其安全等级列为LS级,12,（2）电气设备的安全分级 若电气设备和部件涉及安全功能和事故后保护公众的系统，则定为IE级。 未列入IE级的设备用NC表示 四种电气设备鉴定程序 标准鉴定程序 K3鉴定程序 K2鉴定程序 K1鉴定程序,13,4.抗震分级 （1）所有与安全有关的机械和电气设备，包括安全1、2、3级和LS级机械设备及IE级电气设备都有抗

7、震要求，定为抗震1类设备 （2）部分设备和部件虽无核安全要求，但按其重要性必须验证其抗震能力的也可定为抗震1类 （3）抗震1类的机械设备和部件分三类： 1I类：在安全停堆地震（SSE）下必须保持结构完整性和密闭性 1F类：在安全停堆地震（SSE）下要求保持功能的专设安全设施及其支承系统的非能动部件 1A类：在安全停堆地震下要求完成动作确保事故后安全功能的能动设备,14,5.设计和制造等级（RCC-M规范等级） （1）承压设备的分级 按安全功能分级 安全1级设备选用RCC-M1级 安全2级设备选用RCC-M2级或1级 安全3级设备选用RCC-M3级或2级 按运行参数的设计压力、温度、循环载荷分级

8、 （2）承压设备支承件的分级 支承件属LS级，在RCC-M的H卷中的分为S1和S2级，1级设备的支承件为S1级，2和3级设备的支承件为S2级,15,6.质量保证等级 （1）质量保证等级分为：Q1、Q2和Q3级，无质量保证要求的为QNC级。 （2）各级要求： Q1遵照HAF003和相应导则中的全部要求，制定实施质保大纲，满足合同等采购文件中的质保要求。 Q2遵照HAF003和相应导则中的绝大部分要求，制定和实施质保大纲程序（质保手册），并满足合同等采购文件中的质保要求。 Q3制定和实施质保工作程序和细则，并满足合同等采购文件中的质保要求。,16,7.各类分级的对应关系 （1）承压机械设备 安全1

9、级：其RCC-M和QA等级均为1级 安全2级：其RCC-M和QA等级有些是2级，有些是1级 安全3级：其RCC-M等级有2级也有3级，QA等级有1级或2级 非安全级：其RCC-M等级有2级也有3级 （2）电气设备 IE级电气设备均为Q1级 （3）承压设备的QA等级，RCC-M等级和安全等级对应关系,17,三.规范标准,1.采用规范标准的原则 中国的法规、条例和规定必须遵照执行 结合国情，参照大亚湾核电站使用的法国RCC系列标准和其他国家标准 适当采用中国国家标准和核工业标准 2.实际规范标准应用情况 （1）国家颁布的法律、法规、条例规定。如环境保护法、锅炉压力容器安全监察暂行条例、核安全法规和

10、导则等。 （2）法国规范标准 RCC系列 RCC-P、 RCC-M、 RCC-E、 RCC-G、 RCC-I、 RCC-C、,18,在役检查规则：RSEM （3）国际标准和其他国家标准 国际标准：ISO、IEC、IAEA 美国标准：ANSI、ASME、ASTM、IEEE 其他国家标准：FN、DIN （4）国内配套规范、标准 部分法国标准中译本 RCC转化的国标GB，核行业标准EJ，如： GB/T15761-1995， GB/T16702-1996， EJ/T1012-1996， EJ/T1027-1996， EJ/T1040-1996， EJ/T1022-1996， EJ/T1039-1996

11、， EJ/T1103-1996， EJ/T1104-1996,19,各有关专业按RCC要求编制的专用通用技术条件。如安全壳钢衬里用6mm厚20HR钢板技术条件，IE级电气设备抗震鉴定试验技术条件 根据RCC-M编制的安装技术要求,20,3.不同标准的处理情况 （1）问题的由来： 多国采购 部分外商只能执行ASME （2）解决办法： RCC-M与ASME作比较，主要区别在：材料，检验，焊接，制造，试验 ASME+模式,21,四.主要核电设备结构特点,1 压水堆核电站流程示意图 2 三环路核蒸汽供应系统流程图 3 反应堆压力容器 4 蒸汽发生器 5 主泵 6 主泵轴封 7 稳压器 8 堆内构件 9

12、 控制棒驱动机构 10 主管道,22,11 安全壳喷淋热交换器 12 水泵机组 13 上充泵 14 主蒸汽隔离阀 15 安全阀 16 汽水分离再热器 17 除氧器 18 凝汽器 19 高压加热器,23,24,25,26,27,28,29,30,31,32,33,34,35,36,37,38,39,40,41,42,五.核承压设备制造的特殊要求,1.核级设备的定义 核级与核安全级严格来说是有区别的，前者针对设计和制造规范而言，后者指执行反应堆核安全功能而言，两者的关系已在前面作了比较，但习惯上把有安全要求的设备称为核级设备。 2.核承压设备的范围 核安全法规HAF601民用核承压设备安全监督管理

13、规定 3.核承压设备制造文件 设备技术规格书、图纸、技术条件、订货合同、技术协议 规范标准：RCC-M、国标、专业标准等 质保大纲，质保程序等,43,4.对设备制造厂的选择和要求 （1）资格证书:核承压设备设计、制造许可证，质量认证等 （2）业绩、经验 （3）人员水平：人数及其组成，人员资格评定，质量保证 （4）加工能力：制造手段及设施 （5）技术因素：标准和技术要求的程序，专利和许可证 （6）财经因素：资金投入、年营业额 通过招标、评标，最终确定设备供应商,44,5.承压设备的制造 （1）标记 使用既不污染材料又不产生冷作硬化和应力集中的方法作标记 禁用电弧笔，但允许电介蚀刻 可用墨水标戳、

14、油漆作临时标记，但对不锈钢要求不含污染物 （2）切割 可用剪切、氧气切割、等离子切割和惰性气体保护电弧切割和碳弧气刨切割等方法进行,45,（3）成形和尺寸公差 成形包括加热、变形和成形后热处理 要制订成形工艺卡、制造工艺卡和建立相应的评定报告以及成形后的检验报告 奥氏体不锈钢成形的注意点 工具需清洗除油 热成形应在低燃油炉、电炉或燃气炉内在中性或氧化气氛中加热 避免与碳钢接触 在热弯前或弯后、热处理前应按规定洗涤除油 2级和3级热交换器管的弯管尺寸公差 壁厚减薄不应大于直径最小壁厚10% 弯曲部分椭圆度不超过(d最大-d最小)/dN100计算值的7%,46,（4）承压设备的形位公差 容器园筒节

15、和锥形筒节 椭圆度小于(D+1250)/200或D/100中的较小值（D公称直径） 直筒段的圆心偏差：当壁厚小于10mm时，不应超过钢板厚度5%再加3mm 容器封头的形位公差：最大与最小的内径之差应小于(D+1250)/200或（D+300）/100 （取两式中较小值） 成形或弯管后的管件公差： 椭圆度(D最大-D最小)/Do8% 壁厚减薄不得超过10%当弯曲半径R5D时 50D/R%当弯曲半径R5D时,47,（5）焊接装配件的对正 双面焊或单面全焊透的接头对正公差 相同厚度时12最大错边量为 /4，当12时则为/10+2最大值为8mm，对3级设备最大值为10mm 不同厚度时，把中心线错开，内

16、表面最大错边按上述要求。如为纵焊缝，把薄零件置于厚零件两个表面之间。 单面不焊透的焊接头 内表最大错边量不超过/20+1mm，1级和2级设备最大值为3mm，3级设备为3.75mm 外表最大错边量不超过,48,管子和管道 对于由镗过孔的管子对接焊成的构件，内表错边量不超过/20+1，局部最大值为1.5mm 对焊接管的纵焊缝，内表错边量不超过1mm（20），或/20(2040）或2mm（40mm ），TIG焊时适当减小此值 （6）胀管及除应力操作 制定胀管工艺，全深度液压胀，及二次侧过度胀消除应力 （7）表面处理 镀Cr 磷化处理,49,涂漆： PIC安全壳内的设备 PID安全壳外核厂房内的设备

17、PIT临时性 应按设备规格书规定的运行条件，如温度、湿度、压力来选择油漆，用于反应堆安全壳内设备的油漆不应含铝基和锌基颜料。 安全壳内涂漆层应考虑能清除污染，能清除的放射性量应在85%以上。 氮化处理,50,（8）清洁度 适用范围为与一回路流体、二回路流体、中间冷却流体废液接触的设备的内表，部分涉及到外表。 依次递降的三个清洁类别 A与一回路流体或注入一回路流体中的流体接触的设备 B与二回路的水或蒸汽、中间冷却回路的水、一回路的下泄流体和废液（不锈钢表面）或未处理的废气接触的设备 C与废液、非不锈钢表面或处理的废气接触的设备 依次递降的工作区 适用于A21小类（要求特殊情况形状复杂的设备），堆

18、内构件,51, 适用于A1类A22和A23，蒸汽发生器二次侧 适用于B类和C类 清洁度的检查详见RCC-M附录F 防沾污的规则见F6400 与一回路流体接触的设备，严禁由铁素体钢和能分解有害物品和元素造成的污染，如易分解Cl- ， F- ，含Cl 0.25%以上的塑料，含卤素25ppm以上的水，硫化物，有害元素Pb、Hg、P、Zn、Cd、Sn、Sb、B、As、Cu等。 与二回路流体接触的设备，禁止与Cl、Pb、Hg、S、As亚硝酸盐等物质和工具接触。,52,水质分A、B、C级，各级对Cl- ， F- 化物，传导性，电阻率，悬浮物，SiO2和pH值都有详细规定 压缩空气要求干燥无油，露点10，相

19、对湿度50% 。 （9）清洁方法 机械清理：磨削、喷砂、超声波 化学清洗：除油、除氧化皮、去污染、酸洗、清洗 除油专门规定 除氧化皮：酸洗、去污染（钝化）的专门规定 洗涤干燥的规定 耐腐蚀表面 A级软化水 非耐腐蚀表面 1类水、2类水和3类水 干燥方式 揩干、挥发、热空气吹干、真空加热，烘箱,53,（10）清洁度保持 规定性水压试验和功能性水压试验 防护和保养 存放,54,6.核承压容器的检验 （1）机械、物理、理化和化学试验 机械性能：抗拉-室温、高温，冲击，落锤试验，TNDT的测定，弯曲，扩口和压扁，硬度，铁素体含量 物理和理化试验：晶间腐蚀试验，金相，晶粒度，铁素体含量的测定，化学成份，

20、奥氏体不锈钢管残余应力的测定 （2）超声检验 （3）射线检验 （4）液体渗透检验 （5）磁粉检验 （6）管材涡流检验 （7）其他:目检，表面状态测定，检漏。 探伤人员资格评定，证书颁发，仪器器械标定，校正,55,7.核级水泵的技术要求 （1）材料 耐腐蚀、抗冲刷 抗晶间腐蚀 与介质接触的材料不得被铁素体钢、低熔点元素及其化合物污染，不得有不可熔标记物，在焊接和热处理中不得形成合金和沉淀物，含钴量不应大于0.2%，禁用氟橡胶、聚四氟乙烯、丁基橡胶和丁腈橡胶C，非金属材料耐辐射要求。 （2）抗震要求 （3）振动要求：振动速度、振幅 （4）噪声：不大于93dB,56,（5）制造 焊接：焊接工艺评定，

21、焊条验收，焊工考核 热处理 （6）检验 毛坯件检验 机加工检验 焊缝检验 （7）试验和验收 单项试验 水力模型试验 机械性能试验及寿命考核 密封材料试验，电机绝缘材料等非金属材料耐辐射试验 泵接管载荷模拟试验 水力轴承性能试验及寿命考核,57,型式试验 泵、电动机组性能试验：包括水力性能、汽蚀性能、密封、轴承性能、振动、噪声 泵电动机组的冷态、热态考核 泵启动时间试验，如80%额定电压下启动5秒达最大流量 泵电动机组运行中中断冷却水试验 泵电动机组运行中热冲击试验 泵吸入含杂质流体运行试验 泵机组自振频率的测定 泵机组抗震试验,58,产品试验 尺寸检查 水力静压试验 承压部件：泵壳和排出端部件

22、作1.5倍设计压力的水压试验，吸入端部件作1.5倍吸入压力试验，机械密封，旋风分离器及有关管线1.5倍工作压力静压试验。 功能试验 20小时耐久试验，启停10次性能测量，泄漏检测，轴承升温，噪声检测，解体检查，电机也要作工厂试验 酸洗和钝化 清洗和保护,59,（8）涂漆和包装 （9）文件验收 竣工报告，安装运行维修说明书,60,8.核级阀门的技术要求 （1）材料选择 与介质接触的材料耐介质腐蚀、冲刷、沾污及便于去污 除手轮外，另部件不得使用铸铁，减速箱壳体、调节阀支架可采用球铁 石棉（尽量不用）、柔性石墨的填料及垫片中氯离子含量低于100ppm，硫离子含量低于500ppm。 （2）设计要求 设

23、计寿命：40年（垫片、填料除外） 抗震要求 开关次数1500次循环，至少连续工作10年 噪声,61,（3）制造和检验 RCC-M第、卷规定和设备技术规格书要求 涂漆碳钢表面 完工设备的最终试验：壳体水压试验、静压试验、阀瓣密封试验 功能试验：开关次数 泄漏试验 填料函、阀体阀盖连接处无泄漏 阀座处 止回阀：核1、2级阀每mm公称管径22cm2/h ，核3级和非核级72cm2/h 隔膜阀和球阀：无泄漏 其它阀门：每mm公称直径3cm2/h,62,上密封处：核级非核级外部泄漏率应小于5104ml/s 氮 样机试验 泄漏试验 冷循环试验 热循环试验 管道反作用端部载荷下的阀门可操作性试验 在地震载荷

24、作用期间及以后的可操作性 在振动扰动期间及以后的可操作性 液体阻断试验 结构材料与使用环境和老化影响的相容性,63,（4）酸洗和钝化 （5）清洗和保护 （6）涂漆和包装 （7）文件验收 竣工报告，安装运行维修说明书,64,六.核承压设备制造质量的监督,1. 监督模式 （1）大亚湾核电站的模式 大亚湾核电站业主通过工程服务合同委托法国电力公司（EDF）负责 由法国电力公司下属设备制造质量监督管理部门（SQR）具体实施 业主通过派往欧洲综合队中的设备制造控制部门对法方工作实施监管 中方派少量设备制造检查人员参与法方人员的质检活动,65,（2）岭澳一期模式 业主通过招标，苏州热工院中标作为设备监造技

25、术服务承包商。 EDF（工程服务承包商）和SQR（质量实施部）代表业主实施在欧洲的核岛设备制造的质量监督 苏州热工院代表业主实施国产化设备制造质量监督 业主对其他国外设备如欧洲的常规岛和BOP设备直接实施质量监督,66,（3）秦山二期模式 由业主直接组织、实施对国内外生产的设备制造质量的监督 设计院作为技术支持提供设备试验、检验、出厂验收等技术服务 业主外聘专家或由设计院提供专业技术人员较长期驻厂实施产品监造,67,2.制造质量控制和监督文件 （1）质量计划 由制造厂在投产前编制，业主批准 内容：制造、检验和试验项目 技术要求、检查程序和合格标准 质量控制点：H点停工待检点 W点见证点 R点提

26、供文件、记录、报告点 业主参与监督的项目 外观、尺寸检查，理化检验（化学成分，力学性能，金相），无损检验（超声，射线，液体渗透，涡流，磁粉），焊接，热处理，水压试验，密封试验，性能试验，包装装箱，竣工报告，出厂合格证等,68,（2）监督计划和监督程序 由业主设备管理部门组织编制 大亚湾核电站设备制造时由SQR专门编制了一套专用监督计划（SSP），供设备制造质量监督人员使用 内容：以表格形式列出设备采购、制造、组装和验收要实施的监督 项目：文件验证，制造工艺，检查方法，验收 活动分类：技术调查 抽样监督 逐个监督,69,3.不符合项和偏差的处理 （1）分类（大亚湾和岭澳） 不符合项分类 I类：不

27、符合制造厂自己的要求 E类：不符合订货合同的要求 偏差 C类：偏离订货方的要求，但这要求未在规格书或RCC-M中规定 D类：偏离订货合同的要求或不符合RCC-M和规格书的规定，其中又分： D1类：制造厂以前生产过类似的设备 D2类：制造厂第一次生产,70,需报国家核安全局的不符合项和偏差 不符合项的处理不能完全符合核安全法规 不符合项或偏差虽经处理符合核安全法规，但已涉及到核安全 严重违背安全方面的质保要求的不符合 （2）分类（秦山二期） 分一般、较大和重大不符合项 处理方法：由设计院提出处理意见，业主作最后决定：照原样使用、返修或报废 重大不符合项需报国家核安全局,71,七.附件,1.压水堆核电站系统及设施一览表 2.质量保证分级 3.专用监督计划,72,73,74,75,76,77,78,