压水堆核电站设备设计及管理

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1、压水堆核电站设备设计及制造管理要求核电设备讲座上海核工程研究设计院2005年09月杜圣华引　言一　核电站设备简介二核设备设计标准和规范三核电站设备设计和制造资质取证要求四核电设备设计管理要求五核电设备制造验收质保要求内容目录1引　言核电站是将原子核裂变释放核能通过热能→机械能转变为电能的动力工程，核电技术是核物理、热工水力，流体力学，结构力学，机械，材料，控制电气，计算机技术，化学和环保等多种学科的综合技术；核动力装置，既是重型设备，又由许多精密构件所组成。既要耐高温高压、耐辐照、耐腐蚀高度密封，又要满足抗地震，振动，冲击和抗疲劳断裂等一系列要求

2、；2由于核反应产生强放射性，必须靠远距离，自动控制和遥感技术进行操作和检测，必须高度安全可靠，万无一失。因此，发展核电必将带动一系列科技领域和工业能力的综合提高。核电站的系统约200余个，大小设备3万多台件，涉及设备制造厂商580多家，发展核电必将带动相关产业和技术的高技术化方向发展。3核蒸汽供应系统（NSSS），汽轮发电机组（TG）和数字化仪控（I&C)是压水堆核电站三大技术关键，而核岛主要设备（反应堆、蒸发器、主泵、稳压器）和常规岛的汽轮发电机组又关键的关键。由于它的技术含量高，技术难度大，一种新型号核电产品设计、开发、制造定型，蕴藏着含量极

3、高的知识产权。因此，核电站要真正实现四个自主，核电站的主要设备设计和制造国产化是极其重要的环节。4一、核电站设备简介(一)核设备安全功能及分级(二）核岛主、辅设备简介(三）常规岛主、辅设备简介5（一）核电站设备安全功能及分级1.安全等级构成承压边界并执行一定安全功能的机械系统和流体系统的设备和部件被分成三种安全等级。其他承压设备和部件定为安全四级（即非安全级用NNS表示）。6（1）安全一级主要指组成反应堆冷却剂系统承压边界的所有部件。安全一级包括反应堆冷却剂系统中主要承压设备：反应堆压力容器、主管道、反应堆冷却剂泵、稳压器、蒸汽发生器一次侧，CR

4、DM耐压壳体及一回路的连接管道（内经大于9.5mm），直到第二个隔离阀。安全一级设备选用的设计等级和质量等级均为一级。美国联邦法规规定，必须按实际可能的最高质量标准来设计、制造、安装及试验。具体地说应符合ASME规范第III篇第一分册NB中关于一级设备规定。7（2）安全二级主要指反应堆冷却剂系统承压边界内不属于安全一级的各种部件，以及为执行所有事故下安全功能，排出堆芯热量及限制放射性物质从安全壳内向外释放的各种部件。例如：1）反应堆冷却剂承压边界部件中非核一级部件和设备：余热排除系统、化学容积控制系统的上充和下泄部分，安全注入系统及安全喷淋系统等

5、。2）构成反应堆安全壳屏障的设备及部件：安全壳并包括隔离反应堆厂房和外部环境的密封系统的阀门和部件，二回路系统在反应堆厂房内部分及厂房外第一个隔离阀，安全壳内氢气控制监测系统及堆芯测量系统的设备和部件。8（3）安全三级主要指下述一些系统的设备：1）为控制反应堆提供硼酸系统；2）应急给水系统；3）设备冷却水系统；4）乏燃料池冷却系统；5）应急动力和辅助系统；6）为安全系统提供支持性功能的设施（例如电、压缩空气、液压动力、润滑剂等系统设施）7）空气和冷却剂净化系统。表3－1列出压水堆核电站分级。9（4）安全四级（非安全等级）核岛中不属于安全一、二、三

6、级的设备为非核安全等级。但非核安全级的设备设计制造应按非规范和标准中较高的要求执行，必要时，还应附加与安全的重要性相适应的补充设计要求。两个不同安全等级的接口，其安全等级应属于相连系统中较高的安全等级。102.抗震分类在设计和鉴定上要满足承受一定地震载荷要求的机械设备和电气设备，被定义为抗震级设备。抗震I类指的是核电站中用来实施停堆或维持安全停堆以及会引起放射性大量释放到周围环境设备和电气。抗震I类设备包括安全一、二、三级和1E级的电气设备。其它部件和设备也可按其对安全的重要程度经受抗震能力来校核。抗震I类表明设备的设计要满足能承受安全停堆地震（

7、SSE）引起的载荷要求。所有与安全有关的厂房和土建构筑物都是抗震级的，在设计上要满足能承受安全停堆地震载荷的要求。113.设计和质量等级根据核电站中系统和设备的安全等级和抗震类别在机械设备中规定了它们相应的设计、制造、检查和验收要求。这种要求反映了设备相应设计和质量评定等级。在核岛供货范围中根据产品等级不同，可以分为不同的质量类别，分别明确地规定了其不同的质量保证（QA）要求。这些分级应与采用的安全准则相适应。属于质保QA-1和QA-2的设备必须满足IAEA-50-C-QC法规的总要求并符合“供货总要求”中有关规定；对于QA-3的设备只要求符合“

8、供货总要求中的规定；对于属于QNC类别的设备，既不要求提供QA大纲或QA程序，也不要求文件”供货总要求中的规定。12（二）核岛主、辅设备