核电站核岛设备培训教材

泵阀技术论坛压水堆核电站核岛设备培训教材压水堆核电站核岛设备培训教材目录一、前言1.1核能特征1.2核电站厂房布置二、反应堆结构2.1压水型反应堆结构和组成2.2反应堆堆芯2.2.1堆芯组成和换料策略2.2.2燃料组件2.2.3控制棒的组件2.2.4堆芯相关组件2.3堆内构件2.3.1功能2.3.2堆芯下部支承构件2.3.3堆芯上部支承构件2.3.4堆内构件设计制造控制要求2.3.5堆内构件出厂前应进行的试验2.3.6堆内构件安装2.4反应堆压力容器2.4.1岭澳核电站反应堆压力容器2.4.2冷却剂在堆内的流程2.4.3压力容器设计制造控制要求2.4.4压力容器安装2.4.5反应堆本体安装2.5控制棒驱动机构2.5.1岭澳核电站控制棒驱动机构2.5.2控制棒驱动机构的样机试验与设计验证2.5.3施工设计图纸及制造技术文件2.5.4验收管理2.5.5控制棒驱动机构的安装三、反应堆冷却剂系统及其主管道3.1反应堆冷却剂系统功能3.2系统流程说明3.3系统接口3.4管道与设备布置3.5主管道功能与要求泵阀技术论坛主管道安装完工文件四、反应堆冷却剂系统主设备4.1蒸汽发生器（岭澳）4.1.1主要功能4.1.2作用4.1.3结构形式4.1.4自然循环4.1.5组成4.1.6传热管破损与监测4.1.7排污和给水4.2核电站蒸汽发生器通用技术条件4.2.1蒸发器的设计输入数据4.2.2蒸发器的设计应包括的内容4.2.3蒸发器设计的科研试验项目4.2.4蒸发器制造监督管理4.2.5设备出厂清洁保养控制要求4.2.6包装与运输控制要求4.2.7蒸发器的安装4.3反应堆冷却剂泵（岭澳）4.3.1主泵的功能4.3.2主泵型式4.3.3主泵总体结构组成4.3.4部件描述4.3.5主泵支持系统4.3.6反应堆冷却剂泵设计总体要求4.3.7主泵机械设计要求4.3.8飞轮设计要求4.3.9电机设计要求4.3.10运行设计要求4.3.11仪表系统设计要求4.3.12主泵制造4.3.13试验和检验4.3.14需见证或停工待检项目4.4稳压器4.4.1稳压器功能泵阀技术论坛稳压器设计与制造（通用）技术条件4.5.1稳压器设计内容4.5.2设计输入数据4.5.3设备分级4.5.4容积设计4.5.5承压容器设计4.5.6电加热器设计4.5.7喷雾器设计4.5.8稳压器制造过程的检验和试验五、核岛主要系统组成与设备分级5.1核岛主要系统组成5.2核设备与系统的安全分级5.2.1核安全分级的目的5.2.2安全分级的依据和原则5.2.3设备与系统的具体分级5.2.4IE级电气仪表分类5.3抗震类别与安全停堆地震5.3.1抗震要求5.3.2安全停堆地震5.3.3抗震I类六、核电站安装施工专题6.1核电建设关键路径6.2与核岛施工活动直接有关的里程碑6.3核岛安装施工专业管理模式七、核电施工中业主对现场施工的监督管理范围泵阀技术论坛压水堆核电站核岛设备培训教材压水堆核电站核岛设备培训教材目录一、前言1.1核能特征1.2核电站厂房布置二、反应堆结构2.1压水型反应堆结构和组成2.2反应堆堆芯2.2.1堆芯组成和换料策略2.2.2燃料组件2.2.3控制棒的组件2.2.4堆芯相关组件2.3堆内构件2.3.1功能2.3.2堆芯下部支承构件2.3.3堆芯上部支承构件2.3.4堆内构件设计制造控制要求2.3.5堆内构件出厂前应进行的试验2.3.6堆内构件安装2.4反应堆压力容器2.4.1岭澳核电站反应堆压力容器2.4.2冷却剂在堆内的流程2.4.3压力容器设计制造控制要求2.4.4压力容器安装2.4.5反应堆本体安装2.5控制棒驱动机构2.5.1岭澳核电站控制棒驱动机构2.5.2控制棒驱动机构的样机试验与设计验证2.5.3施工设计图纸及制造技术文件2.5.4验收管理2.5.5控制棒驱动机构的安装三、反应堆冷却剂系统及其主管道3.1反应堆冷却剂系统功能3.2系统流程说明3.3系统接口3.4管道与设备布置泵阀技术论坛主管道安装完工文件四、反应堆冷却剂系统主设备4.1蒸汽发生器（岭澳）4.1.1主要功能4.1.2作用4.1.3结构形式4.1.4自然循环4.1.5组成4.1.6传热管破损与监测4.1.7排污和给水4.2核电站蒸汽发生器通用技术条件4.2.1蒸发器的设计输入数据4.2.2蒸发器的设计应包括的内容4.2.3蒸发器设计的科研试验项目4.2.4蒸发器制造监督管理4.2.5设备出厂清洁保养控制要求4.2.6包装与运输控制要求4.2.7蒸发器的安装4.3反应堆冷却剂泵（岭澳）4.3.1主泵的功能4.3.2主泵型式4.3.3主泵总体结构组成4.3.4部件描述4.3.5主泵支持系统4.3.6反应堆冷却剂泵设计总体要求4.3.7主泵机械设计要求4.3.8飞轮设计要求4.3.9电机设计要求4.3.10运行设计要求4.3.11仪表系统设计要求4.3.12主泵制造4.3.13试验和检验4.3.14需见证或停工待检项目泵阀技术论坛稳压器设计与制造（通用）技术条件4.5.1稳压器设计内容4.5.2设计输入数据4.5.3设备分级4.5.4容积设计4.5.5承压容器设计4.5.6电加热器设计4.5.7喷雾器设计4.5.8稳压器制造过程的检验和试验五、核岛主要系统组成与设备分级5.1核岛主要系统组成5.2核设备与系统的安全分级5.2.1核安全分级的目的5.2.2安全分级的依据和原则5.2.3设备与系统的具体分级5.2.4IE级电气仪表分类5.3抗震类别与安全停堆地震5.3.1抗震要求5.3.2安全停堆地震5.3.3抗震I类六、核电站安装施工专题6.1核电建设关键路径6.2与核岛施工活动直接有关的里程碑6.3核岛安装施工专业管理模式七、核电施工中业主对现场施工的监督管理范围泵阀技术论坛压水堆核电站核岛设备培训教材压水堆核电站核岛设备培训教材一、前言1.1核能特征核裂变——1939年发现核裂变能——由核裂变释放出来的能量核裂变过程——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：两项产物链式反应——新产生的中子又继续引起更多的重原子核裂变核燃料——容易发生核裂变的重原子核三种同位素——铀-233、铀-235、钚-239。可以在热中子的撞击下产生裂变人工核燃料——铀-233、钚-239。通过其他核反应过程获得可转换核燃料——铀-238、钍-232。经两次β衰变转变为钚-239、铀-233临界状态——上一代和下一代轰击到原子核上的中子数基本相等核反应堆——控制链式反应的设备核反应堆类型——动力堆、生产堆、研究堆压水堆核电站——核岛、常规岛、BOP（配套设施）组成1.2核电站厂房布置（以岭澳核电站为例）反应堆安全壳厂房（RX）核辅助厂房（NX）过渡厂房（WX）核燃料贮存厂房（KX）应急柴油机厂房（DX）电气厂房（LX）汽轮机厂房（MX）配套设施（BOP）泵阀技术论坛压水堆核电站核岛设备培训教材二、反应堆结构2.1压水型反应堆结构的组成·反应堆堆芯·堆内构件·反应堆压力容器和顶盖·控制棒驱动机构结构部件的特殊要求——核性能和抗辐射2.2反应堆堆芯·定义2.2.1堆芯组成和换料策略首次装料1.8%、2.4%、3.1%第二次循环新装料3.25%，需要增加正反应性储备第九个循环长燃料循环（18个月换料）新装料4.45%换料方式改为——由内向外装料2.2.2燃料组件·组件结构——控制棒导向管、注量率测量管与定位格架焊在一起。上下管座与控制棒导向管用螺丝钉连接，构成可拆式骨架。8个定位、3个搅混格架。·组件棒位——17×17正方形栅格。289=246+24+1。上、下管座设定位销孔与堆芯上、下栅格板定位销配合、定位。·燃料元件棒——由燃料芯块、燃料包壳、压紧弹簧、上、下端塞等组成。每根棒装271块芯块，棒长3852mm，外径9.5mm，包壳与芯块间隙0.19mm。·燃料芯块——UO2粉末，高温烧结成陶瓷体，D8.19mm、H13.5mm、烧点2800℃，设计取2590℃。泵阀技术论坛反应堆纵剖面图燃料芯块（辐照后变化）燃料包壳——容纳芯块、包容裂变气体、第一道屏障、M5合金管、D9.5mm、δ0.57mm（锆—4）——不吸收中子，良好机械性能、少量氚穿透Zr管时，不与水反应，烧点高，1820℃时，Zr+2H2O→ZrO2+2H2↑Zr与水在950℃时反应显著，每升50℃反应热增加一倍。1200℃烧毁。·定位格架——弹性构件，由Zr—4合金条带插配，钎焊而成。·上、下管座——是燃料组件骨架结构的顶部和底部连接构件。·控制棒导向管——每个组件有24根控制棒导向管，为控制棒插入，提出提供导向通道。Zr-4合金制成，下段第一、二格架间直径缩小，紧急停堆时收缩管径起缓冲作用。图4堆芯燃料组件布置（第一循环）·热膨胀·致密化·肿胀·裂缝·释放气体泵阀技术论坛销爪组件·功能——快速控制反应性的工具，正常运行时调节反应堆功率，事故工况下快速引入负反应性，紧急停堆。·结构——由星形架和吸收剂棒组成。星形架用不锈钢制成。其中央是一个连接柄，其内部通过丝扣与控制棒驱动机构驱动杆上的可拆接头连接。控制棒包壳为316L渗氮，吸收剂棒Ag(80%)-In(15%)-Cd(5%)合金制成。吸收剂棒称“黑棒”，还有少量吸收剂棒用不锈钢棒称“灰棒”。·吸收剂特性——控制棒材料的选择，要考虑物理、机械性能、热性能、耐辐照的稳定性，耐高温水的耐腐蚀性，更主要的是有强烈的吸收中子能力。Ag-In-Cd合金基本上满足要求。·控制棒分类——按用途分类为功率调节棒、温度调节棒和停堆棒三类。每类又分若干组。所有控制棒接到停堆信号后，靠自身重量落入堆芯。2.2.4堆芯相关组件·配置——157个燃料组件，其中第一循环49个，后续循环61个燃料组件内放置了控制棒组件，剩余的燃料组件则配置堆芯相关组件。包括可燃毒物组件，中子源组件和阻力塞组件。泵阀技术论坛压水堆核电站核岛设备培训教材·可燃毒物组件——大型压水堆控制反应性方法为控制棒组件加改变冷却剂硼浓度方法.新堆首次装料后备反应性很大，为保证慢化剂温度系数为负值，其硼浓度不宜太高，所以装66束具有较强吸收中子能力的可燃毒物组件，以平衡反应性。·可燃毒物的含义——是因为其中的10B吸收中子后衰变为7LI，不断被消耗掉。可燃毒物组件在燃料第一循环后全部取出，换上阻力塞组件。·可燃毒物棒制作——用304不锈钢作为包壳，内放置硼玻璃管芯体，其成分为SiO2+B2O3。玻璃管内还装入一根304钢薄管作为内衬，防止玻璃钢管坍塌或蠕变。·中子源组件——初级、次级两种。作用是中子源经次临界增殖后，产生足够的中子数，