核电厂安全壳电气贯穿件(标准状态：被代替)

核电站安全性分析报告

核电站安全性分析姓名：X X X 学号：0 9 X X X X X X 专业：核工程与核技术 学院：核工程与地球物理学院 指导老师：X X

2012 年06月10 日 核电站安全性分析 东华理工大学核工系XXX 摘要：能源是社会和经济发展的基础，是人类生活和生产的要素。随着社会的发展，能源的需求也在不断扩大。从能源的供应结构来看，目前世界上消耗的能源主要来自煤、石油、天然气三大资源，这三种能源不仅利用率低，而且对生态环境造成严重污染。为了缓解能源矛盾，除了应积极开发太阳能、风能、潮汐能以及生物质能等再生资源外，核能是被公认的唯一实现的可大规模替代常规能源的即清洁又经济的现代能源。核能不仅单位能量大，而且资源丰富。地球蕴藏的铀矿和钍矿资源相当于有机燃料的几十倍。如果进一步实现控核聚变，并在海水中提取氚加以利用，就会从根本上解决能源供应矛盾。然而随着一系列的核事故的发生，核能的安全性再一步受到人们的质疑，本文简要回顾核电的发展，并对其安全性做了分析，指出核电是一种安全的能源。

关键词:能源核电安全 Nuclear power plant safety analysis East China University of Technology Nuclear Engineering XXX Abstract: Energy is the basis of the social and economic development, the elements of human life and production. With the social development, energy demand is also expanding. From the structure of energy supply, energy consumption in the world from the three resources of coal, oil, natural gas, three energy is not only a low utilization rate, and cause serious pollution to the ecological environment. In order to alleviate the energy contradictions, should actively develop solar, wind, tidal energy and biomass energy renewable resources, nuclear energy is recognized only can achieve large-scale alternative to conventional energy, clean and modern energy economy. Nuclear power units of energy, but also rich in natural resources. Global reserves of uranium and thorium mineral resources is equivalent to several times of the organic fuel. Further to achieve controlled nuclear fusion, and be used to extract tritium in seawater, will fundamentally solve the contradictions among the energy supply. However, with a series of nuclear accidents, the safety of nuclear energy and then step been questioned, briefly reviewed the development of nuclear power, and its

核电站电气贯穿件的安装

核电站电气贯穿件的安装 发表时间：2019-07-10T15:55:09.807Z 来源：《建筑学研究前沿》2019年5期作者：尚攀伟1 程玲玲2 [导读] 核电站是人类和平利用核能的装置。但由于其使用的核燃料为会产生放射性物质的铀材料，因此其安全性要求特别高。 1.江苏核电有限公司江苏连云港 222043； 2.中国核工业二三建设有限公司北京 101300 摘要：核电站是人类和平利用核能的装置。但由于其使用的核燃料为会产生放射性物质的铀材料，因此其安全性要求特别高。目前国内在役及在建的核电站均为压水堆核电站，本文探讨的就是由中国核动力研究设计院生产的，压水堆型核电站所使用的电气贯穿件的安装问题。 关键词：核电站；电气贯穿件；安装 １概述 中国核动力研究设计院设计生产的电气贯穿件（Electrical Penetration Assemblies EPA），是为压水堆型核电站提供的供各类电流导体贯穿安全壳的专用电气设备。电气贯穿件作为安全壳压力边界的组成部分，除满足相关电气性能外，还必须保证可靠的密封性能。即使在各种事故工况（包括失水、地震）下，仍能维持设备自身的电气连续性以及安全壳压力边界的完整性，保证核电站相关应急设备的电力需求，并防止放射性裂变产物的外泄。 １.1 设备总体描述 电气贯穿件是由若干安装在一个密封筒体内的贯穿导体芯棒组成，贯穿导体芯棒内装有若干绝缘导体。密封筒体安装在安全壳墙洞内，密封筒体两端配有接线盒。为与安全壳一起形成密封环境，组成核电站的第三道安全屏障，密封筒体焊接在预埋在安全壳墙洞内与安全壳钢内衬焊接在一起的预埋套管上。 1.2 电气贯穿件的分类 中国核动力研究设计院提供的核电站电气贯穿件产品具体包括以下几类，其中后三类在本文中统称为低压电气贯穿件： ?中压动力电气贯穿件； ?低压动力电气贯穿件； ?低压控制和仪表电气贯穿件； ?低压测量电气贯穿件（含同轴电气贯穿件）。 ２电气贯穿件的安装 2.1电气贯穿件的搬运 电气贯穿件从库区运送到安装现场时，最好是连同包装箱一起运输。现场起运时用吊装设备从贯穿件本体安装的两个吊装环起吊。 2.2压力监测组件的拆卸 由于电气贯穿件安装是从安全壳内部穿入预埋套管的，因此在穿入前需拆除压力监测组件。具体步骤如下： ?打开压力表阀门，缓慢释放压力至大气压后，装上管口罩，并做好放气时间； ?用扳手松开压力监测组件支撑板、压紧螺母； ?取下压力监测组件及支撑板，做好编号标记。并用软泡沫和塑料胶带包好压力监测组件，尤其是需注意对引压管锥形密封面的保护。 ?对压力表进行标定检验，检验完成后恢复保护包装，安全存放待安装； ?用不锈钢专用塑料胶带封闭筒体上的进气口，避免灰尘异物进入贯穿件筒体。 2.3筒体组件的对中 筒体组件的对中，主要由以下步骤完成： ?对于低压电气贯穿件（中压无此步骤），先拆除端板（安全壳外侧）靠近吊环的两个对中调节块，然后将与吊环正对的对中块焊接； ?拆除端板侧吊环，并用胶带将吊环螺钉孔密封防止灰尘进入； ?用尼龙绳起吊筒体组件，待筒体中心与预埋套管中心基本相同时，用手将筒体轻轻推入预埋套管。筒体进入预埋套管后，取下尼龙绳，继续将筒体推入套管，直到合适的深度和圆周位置； ?在预埋套管上安装定位工装，调节工装上螺钉，使定位卡箍抱紧预埋套管的外圈。继续调节螺钉使法兰上焊接坡口与预埋套管的焊接坡口对齐，并保证2mm 间隙； ?用螺丝刀调节端板侧对中调节块，使筒体外圆与预埋套管内圆在圆周上的间隙基本一致。 2.4筒体组件的焊接 筒体组件的焊接，主要由以下步骤完成： ?按 RCC-M 中 S7400 规定的 2 级焊缝要求进行焊接； ?打磨坡口除锈，用丙酮清洗坡口，根据 RCC-M 中S7700的要求对坡口进行液体渗透检验（此步骤可在筒体穿入前进行）； ?采取适当保护措施，以免焊渣飞溅损伤电气贯穿件表面； ?为控制焊接变形，采取对称焊接，每道焊缝控制在 200mm 左右； ?第一层焊接完成后应除渣，对焊缝进行目视检查和液体渗透检验； ?焊接完成，对整体焊缝进行外观检查、液体渗透检验与超声波检验，并按 2 级焊缝验收； ?将未焊接的另外两块对中调节块与端板接触的两边或三边进行焊接固定，焊接高度要求2-3mm，最后焊接对中调节块上的调节螺钉。 2.5补漆 筒体组件焊接完成后，对涂层破坏的地方及焊缝进行补漆处理。所用油漆名称及颜色要求见下表：

核电站数字化仪控系统简介

https://www.wendangku.net/doc/a718065845.html,2010年05月28日13:25:04 查看数：162 摘要在总结不同时期核电站仪表控制系统应用特点和发展趋势的基础上，以两座典型的核电站全数字化仪控系统为例，结合核电站仪控系统的特点及设计准则，进行详细的系统结构和功能分析，并提出我国新世纪核电站数字化仪控系统的改造与设计思路。 关键词过程控制DCS 智能化以太网现场总线 核电站的仪表和控制系统是核电站的重要组成部分，机组的安全可靠、经济运行已经在很大程度上取决于仪表控制系统的性能水平。从我国已经建成的和在建的核电工程来看，核电站的仪控系统经历了三个阶段。第一阶段是以模拟量组合单元仪表为主的控制系统，如正在运行的我国300 MW秦山核电站主控制系统应用的FOXBORO公司的SPEC200组装仪表，大亚湾2×980 MW核电站主控制系统采用的Baily 9020系统也属于这一类。其模拟量仪表采用小规模集成电路运算放大器为基础的元件来控制，逻辑量仪表采用继电器等硬逻辑电路来控制。因而系统所需要的仪表控制器件数量多，运行操作管理和维护工作任务重，大部分采用手动操作，主控室布局也显得较大。第二阶段是以模拟量和数字量混合运用的主控制系统，这一类实际是核岛系统仍采用小规模集成电路运算放大器为基础的模拟量元件来控制。而部分常规岛和辅助系统采用PLC自动控制系统，结合软件自诊断技术、冗余技术和网络通信技术，减少很多硬接线和就地控制柜，提高了系统运行可靠性。刚刚建成的广东岭澳核电站（2×980 MW）仪表控制系统就属于这一类。第三阶段称为全数字化仪表控制系统，它将应用成熟的常规电站分布式控制系统（DCS）加以改进并移植过来，全面应用在常规岛、BOP、核岛部分，构成核电站全新数字化仪表控制系统。现阶段应用比较典型的全数字化仪控系统有：日本日立等公司开发的NUCAMM－90系统、法国法马通公司N4控制系统、ABB公司的NUPLEX80 系统、美国西屋公司的Eagle21 WDPFⅡ系统以及我国在建的田湾核电站所采用的德国西门子公司的TELEPERM XP XS系统等。 1 核电站仪控系统的特点及全数字化仪控系统的功能设计原则 核电站仪控系统的特点是由其工艺过程的特点决定的，一般来讲典型的核电站仪控系统特点可以归纳为以下几点： （1）控制对象的工艺流程复杂，监测和控制的参数多而且各种过程参数联系密切，1000 MW典型的核电站仪控系统的参数信息量和指令大约是7000~9000个。 （2）系统安全性、可靠性要求高，运行质量直接与仪控系统性能相关。 （3）反应堆工作或停堆后一段时间内，大部分设备人员无法接近。 （4）控制和监测核燃料裂变链式反应及堆芯状态监测的必要性。

HAF003核电厂质量保证安全规定

核安全法规 HAF003（91） 核电厂质量保证安全法规 （1991年7月27日国家核安全局令第1号发布 1991年修改） 本规定是中华人民国核电厂安全法规的第四部分 本规定自一九九一年七月二十七日起实施 本规定由国家核安全局负责解释

目录 第一章引言 (3) 1．1 概述 (3) 1．2 围 (3) 1．3 责任 (4) 第二章质量保证大纲 (4) 2．1 概述 (4) 2．2 程序、细则及图纸 (5) 2．3 管理部门审查 (5) 第三章组织 (6) 3．1责任、权限和联络 (6) 3．2 单位间的工作接口 (6) 3．3 人员配备与培训 (7) 第四章文件控制 (7) 4．1 文件的编制、审核和批准 (7) 4．2 文件的发布和分布 (7) 4．3文件变更的控制 (7) 第五章设计控制 (8) 5．1 概述 (8) 5．2 设计接口的控制 (8) 5．3 设计控制 (8) 5．4 设计的变更 (8) 第六章采购控制 (9) 6．1 概述 (9) 6．2 对供方的评价和选择 (10) 6．3 对所购物项和服务的控制 (10) 第七章物项控制 (10) 7．1 材料、零件和部件的标识和控制 (10) 7．2 装卸、贮存和运输 (11) 7．3维护 (11) 第八章工艺过程 (11) 第九章检查和试验控制 (11) 9．1 检查大纲 (11) 9．2 试验大纲 (12) 9．3 测量和试验设备的标定和控制 (12) 9．4 检查、试验和运行状态的显示 (13) 第十章对不符合项的控制 (13) 10．1概述 (13) 10．2 对不符合项的审查和处理 (13) 第十一章纠正措施 (14) 第十二章记录 (14) 12．1质量保证记录的编写 (14) 12．2 质量保证记录的收集、贮存和保管 (14) 第十三章监查 (15) 13．1 概述 (15) 13．2 监查的计划安排② (15)

核电科普知识介绍

核电科普知识介绍 前言 中国能源现状如何？中国未来能源需求状况如何？我国能源科技将如何应对？我国为什么要发展核电？核能发电有哪些优势？核能发电未来发展趋势是什么？核能开发利用的步骤是什么？核电站的安全措施有哪些？ 如何正确认识放射性?核电站会像原子弹一样爆炸吗？为帮助公众了解核电有关知识,本文分能源需求、核能及核电站原理、核电优势、核电发展情况、核安全及事故防护九个方面进行了简明扼要的介绍。 种新能源在短期内都无法满足的,核电与水电、火电一起构成世界电力的三大支柱。

2.什么是核能? 世界上一切物质都是由原子构成的，原子又是由原子核和它周围的电子构成的。轻原子核的融合和重原子核的分裂都能放出能量，分别称为核聚变能和核裂变能，简称核能。 核能实验 3.什么是核电站？工作原理是什么？ 核电站就是利用一座或若干座动力反应堆所产生的热能来发电或发电兼供热的动力设施。反应堆是核电站的关键设备，链式裂变反应就在其中进行。 将原子核裂变释放的核能转换成热能，再转变为电能的系统和设施，通常称为核电站。

核电厂用的燃料是铀。用铀制成的核燃料在“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能，再用处于高压力下的水把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动汽轮机带着发电机一起旋转，电就源源不断地产生出来，并通过电网送到四面八方。 ───核电站工作原理图

5.为什么要发展核电？ 核电已日益成为当今世界的主要能源之一，在所有能源所占的比例也越来越大。没有核电，全世界16％的用电设备将无电可用。 核电与水电、火电一起构成世界电力的三大支柱。 迄今为止，世界能源需求的64%来自燃煤、石油、天然气等化石燃料。大量燃烧化石燃烧所产生的二氧化碳、二氧化硫、一氧化碳和颗粒物等，带来令人担忧的环境问题，而这些化石物质消耗的迅速增长，使它们在地球上的储量面临枯竭的境地。 5.中国核电站有多少？ 截止到2011年3月，中国已经有6个投入运营的核电站共11台机组，总核电容量有9百多万千瓦，仅占全国总发电量的2%。 6.核电厂是如何实现安全的? 核电厂的选址、设计、制造、建造、调试、运行直至退役始终都高度重视安全，同时这些过程自始至终都是在国家核安全监督管理部门强有力的监管下进行的。

核电厂安全壳隔离阀密封性检测与分析

核电厂安全壳隔离阀密封性检测与分析 文章结合某核电厂安全壳隔离阀密封性试验，介绍了直接测量法的试验原理、操作方法和验收标准，通过贯穿件隔离阀密封性检测实例对试验的实际操作过程进行了阐述，并对试验结果进行了具体的分析和研究 标签：安全壳；隔离阀；密封性试验 1 概论 某核电厂反应堆安全壳是一座由钢筋混凝土底板、立式预应力混凝土筒壁和准球型预应力混凝土穹顶三部分组成的封闭预应力混凝土结构。反应堆安全壳是为防止核反应堆在运行或发生事故时放射性物质外逸的密闭容器，也称反应堆保护外壳。核电站反应堆发生事故时会大量释放放射性物质，安全壳作为最后一道核安全屏障，能防止放射性物质扩散污染周围环境。同时，也常兼作反应堆厂房的围护结构，保护反应堆设备系统免受外界的不利影响，它是一种体态庞大的特种容器。 安全壳内外系统管道的连通是通过机械贯穿件来实现的，贯穿件套筒按要求有不同的直径和厚度，以适应所连接的设备及由它们所传递的机械载荷，贯穿件的套筒焊在一块较厚的环形板上，该环形板则焊在安全壳的钢衬里上。机械贯穿件在安全壳内外两侧根据具体情况分别设置隔离阀门，以保证安全壳的密闭性。 安全壳密封性试验的目的是模拟一回路失水事故工况下，验证安全壳的整体密封性。安全壳密封性试验可以分为A类、B类、C类。其中A类试验是指安全壳整体的密封性试验，B类试验是指设备闸门、人员闸门、燃料通道和电气贯穿件的密封性试验，C类试验是指安全壳上所有的机械贯穿件试验，即贯件壳内外隔离阀的密封性试验。一般来说，C类局部密封性试验在每次换料冷停堆时进行，仅有个别十分可靠的机械贯穿件密封性试验每5个换料周期或10个换料周期进行一次。 2 试验原理和方法 直接测量法是安全壳隔离阀密封性试验的一种检测方法，流量补充法和流量收集法，都采用局部加压方式。试验对象为安全壳内外两侧隔离阀以及位于隔离阀和安全壳之间的支路阀门。试验时，气源通过局部检漏仪向隔离阀和边界阀门之间的管道内充压，由施加压力的方向与隔离阀在执行安全功能时受压方向相同，压力达到安全壳设计压力并稳定后，在保持压力不变的情况下，局部检漏仪通过向管道内补充的气体流量与压力的关系计算出隔离阀的泄漏率，并在显示屏中直接给出结果，单位为Nm3/h。流量收集法试验介质一般为水，试验方法相同，采用液态检漏仪加压，可以在试验阀门下游较低点通过容器收集方法确定该阀门的泄漏率。具体检测方法如下：

核电厂安全分析

Regulatory Document RD–310 Safety Analysis for Nuclear Power Plants February 2008

CNSC REGULATORY DOCUMENTS The Canadian Nuclear Safety Commission (CNSC) develops regulatory documents under the authority of paragraphs 9(b) and 21(1)(e) of the Nuclear Safety and Control Act (NSCA). Regulatory documents provide clarifications and additional details to the requirements set out in the NSCA and the regulations made under the NSCA, and are an integral part of the regulatory framework for nuclear activities in Canada. Each regulatory document aims at disseminating objective regulatory information to stakeholders, including licensees, applicants, public interest groups and the public on a particular topic to promote consistency in the interpretation and implementation of regulatory requirements. A CNSC regulatory document, or any part thereof, becomes a legal requirement when it is referenced in a licence or any other legally enforceable instrument.

压水堆核电厂钢制安全壳设计建造规范-编制说明

国家标准 《压水堆核电厂钢制安全壳设计建造规范》 编制说明 （征求意见稿） 标准编制组 2019年12月

压水堆核电厂钢制安全壳设计建造规范 一、任务来源及计划要求 本标准按照国家重点研发计划课题“基础通用与其它关键技术标准研究”（课题编号2017YFF0208004）任务书的要求以及与核工业标准化研究所签订的合同（合同编号为ISNI-KY-24-2019）内容进行编写。本标准由上海核工程研究设计院有限公司主编。 按照下达的计划，本标准计划于2019年12月31日前完成征求意见稿；于2020年3月31日前完成送审稿；于2020年6月30日前完成报批稿。 二、标准编制组组成 本标准由上海核工程研究设计院有限公司主编，编制组成员组成如下，详见表1。 表1：标准编制组成员名单 三、编制过程 3.1 总体过程 本标准的制定过程主要分为前期准备、征求意见稿编写阶段、送审稿编写阶段和报批稿编写阶段。 3.2 前期准备（2017年7月-2018年12月） 主要任务是成立标准编制小组，明确分工要求，分解工作任务、文件收集和调研分析、明确标准编制的进度控制。 在前期准备阶段成立标准编制小组和明确工作任务后，开展调研和文件收集工作。根据依托项目实施经验，确定了本标准编制的主要依据为ASME 规范NE 分卷，并参考国内压力容器设计规范（GB 150-2011）。此外还参考了相关的SRP 及RG导则进行规范的编制工作。

根据核电标准体系研究的前期工作分析结果，确定本标准的最初框架结构为：前言、目次、范围、术语和符号、总论、材料、设计、制造和安装、检测、试验、超压保护和附录。之后根据多次讨论和修改进行了必要的调整。 3.3 征求意见稿编写（2019年1月-2019年12月） 编制组在对参考文件进行详细分析的基础上，结合我国现状起草了本标准的工作组讨论稿，并在院内征求了专家意见。在具体章节编写过程中，对于标准内容的定位和合理安排问题征求了有关专家的意见，最终形成本标准征求意见稿。 3.4送审稿编写（2020年1月-2020年3月） 待广泛征求行业内的专家意见后，标准编写组将根据收到的专家意见对征求意见稿再进行深入地讨论，并对征求意见稿进行修改，按要求形成并提交送审稿。 3.5 报批稿编写（2020年4月-2020年6月） 届时根据标准《压水堆核电厂钢制安全壳设计建造规范》送审稿的审查情况，标准编写组将根据审查意见修改送审稿，完成了报批稿编写。 四、标准现状分析 我国监管机构国家核安全局批准出版的《核动力厂设计安全规定》（HAF 102-2016）和《核电厂反应堆安全壳系统的设计》（HAD102/06-1990），从法规和导则层面提出了核电厂安全壳系统和结构设计所需满足的要求，即要求在核电厂寿期内可能发生的所有荷载条件下，应保持安全壳结构的完整性和限制安全壳的泄漏。 因此，本标准在国内首次系统提出了钢制安全壳用材料技术要求、钢制安全壳设计技术要求和钢制安全壳建造技术要求。用于指导压水堆核电厂钢制安全壳设计、建造、试验和验收。 五、标准制修订背景和原则 5.1标准制修订背景 我国是从AP1000技术引进时，开始接触钢制安全壳这种设备，在之前的核电机组中，我国没有采用过钢制安全壳这种形式，国内相关法规及标准都未有涉及。当前我国第三代先进非能动核电站如依托项目（AP1000）、后续项目和示范项目（国和一号），都采用钢制安全壳设计。钢制安全壳是压水堆核电厂事故发生后的最后一道安全屏障，其功能包括余热排出及放射性废物的包容。在事故工

核电站电气贯穿件安装工艺及常见问题分析 段云飞

核电站电气贯穿件安装工艺及常见问题分析段云飞 发表时间：2018-03-22T16:12:40.117Z 来源：《基层建设》2017年第35期作者：段云飞[导读] 摘要：电气贯穿件是核电站重要的 1E 级电气设备，是连接压水堆核反应堆安全壳内外电气设备，防止核放射源外泄的一类特殊而重要的电气设施，构成放射性裂变产物的最后一道安全屏障。 身份证号码：14062419870621XXXX 摘要：电气贯穿件是核电站重要的 1E 级电气设备，是连接压水堆核反应堆安全壳内外电气设备，防止核放射源外泄的一类特殊而重要的电气设施，构成放射性裂变产物的最后一道安全屏障。电气贯穿件作为进入反应堆厂房的电缆通路，是安全壳内外两侧的动力 / 控制 /测量 / 同轴 / 热电偶温度补偿电缆的连接通路。电气贯穿处于压力边界，其外壳通过安全壳内焊接保证密封，而每个馈线组件均装在充氮加压的密封容器内，在馈线两端用聚砜材料进行密封，以保证安全壳密封完整性。对电气贯穿件除了上述密封要求外，还要能适应反应堆厂房核环境。对部分核安全级（1E）的电气贯穿件，除内部馈线材料选择有特殊要求外，在反应堆厂房一端馈线引出部分，电气连接端子等设计选型、安装接线都需按设计基准事故（DBA）相关标准进行，以确保这些部件在事故工况下，电气功能上也不致失效。 关键词：核电站电气贯穿件安装工艺及常见问题分析核电站电气贯穿件用于反应堆内、外设备的电气连接，须在正常和各种事故（包括地震和 LOCA 等）条件下，保证密封性和电气连续性，防止放射性物质外泄。随着核电技术的发展，第三代、第四代核电站如 CAP1000、高温气冷堆等新型堆型会逐渐投入使用。这些新型堆型对电气贯穿件提出了更高的要求，尤其是在核电站严重事故条件下（温度、压力和辐照剂量有所增加），仍要求电气贯穿件能够正常工作。 1贯穿件的安装工艺流程 基于核电站电气贯穿件的重要性，需充分重视其安装质量控制。安装前相关人员必须经过专门培训，熟悉相应图纸、规范、标准、施工方案、作业程序及管理程序等。各安装过程控制重点有：1）开箱验收、检查：开箱检验时重点检查接线端子是否有破损、压力表的显示值是否正常。安装前需完成绝缘电阻试验、导体连续性试验、介电强度试验等电气性能检查且结果合格。2）泄压。压力表为精密仪器，安装开始前应该进行泄压并拆除压力表。注意需要采用临时措施封住压力表封口。同时，为保护电气贯穿件接线箱及内部馈线端子，安装前建议临时拆除接线箱并在两侧安装保护套筒。3）吊装及对中：为了方便安装，可在贯穿件送入预埋套筒前先将对中工具固定在预埋套管的焊接端头位置；吊装过程中不能让保护套筒受力，以免损坏内部接线端子。4）贯穿件的焊接：完成贯穿件的对中即可进入焊接工序。焊接人员必须经过 HAF603/0401 AT203 培训取证，焊接过程应严格执行工作程序，并通过合格的焊接工艺评定。待焊表面应 100％目视检验、100％液体渗透检验，每施焊完成一道，应进行 100％液体渗透检验。焊接及探伤完成必须立即进行焊口防腐。5）充压：贯穿件安装完成后给贯穿件充压（1bar 氦气，3bar 氮气）。6）贯穿件的保护：在贯穿件安装完成，必须进行成品保护，以防其它施工对其造成损坏，并派专人进行定期巡检，主要对保护情况和气体压力情况进行检查。 2 电气贯穿件安装中的普遍性问题及应对措施 2.1 由于安全壳外墙土建浇灌问题而影响贯穿件安装 由于反应堆厂房墙体结构特殊性：墙体内侧为厚 5mm 的钢衬里，是分段、分块进行焊接施工形成的一个密闭空间；外侧混凝土墙体是在钢衬里施工完成之后采用整段式模板支撑浇注而成，施工精度控制难度大，部分区域墙体厚度加大。而电气贯穿件是通过堆内焊接坡口与预埋套筒焊接以进行固定的，因此，在堆外侧出现贯穿件压力表的安装位置部分陷入墙体里面。甚至部分墙体涨模过厚区域接线箱都无法安装上。出现此类问题的贯穿件不是个别现象，澳核电站 1 号机组，2 号机组，秦山二扩 3 号机组均有此类情况出现。为避免此类缺陷，在土建浇注安全壳混凝土前，应对支模误差严加控制，尽量确保浇灌后安全壳外墙墙面与贯穿件预埋管管口齐平。 2.2 电气贯穿件接地施工问题 电气贯穿件接地要求比普通电气设备要求高：接到每个电气贯穿件上的地线都应由主电缆桥架接地干线上单个辐射出来，即每条辐射线上不允许多个贯穿件的地线串接。同时，该接地干线两端均须与主接地回路相连。这就要求在贯穿件安装之前，对施工方案严格审查。另外，按核岛接地标准，中压电动机电源电缆只在中压开关柜一端接地。中压贯穿件作为中压电缆的通路仍应遵守这一规则。因此贯穿件的接地馈线同样也应只作为电缆接地层（中压电缆恺装层、屏蔽层）的通路，以保持其电气上的连续性，而不必将它中途接地。从中压开关柜到电机，整个电缆通路上应只有一点接地，以免产生环流。 2．3 贯穿件本体的气体泄露及解决方法正常情况下，贯穿件本体只有接口部分可能发生泄漏：压力表与筒体的连接处或气阀的进气口，此处引起泄露的主要原因有：“ O ”型密封圈移位、进气孔清洁度未满足要求、气阀固定螺栓松动、气阀松动等。贯穿芯棒端部紧固螺栓，此处要求力矩为 40mkg。贯穿芯棒损坏导致泄露。当电气贯穿件压力表示数下降速率超过规定范围（通常为 30 天内平均泄露率 1×10 -3 Pa ? m 3 /s）时，则电气贯穿件可能存在泄露。对于泄露的处理，通常采用以下顺序进行核实：使用一些检漏液涂在压力表和筒体连接处及气阀的进气口，如探测到漏气，则进一步紧固漏气点气阀的固定螺丝。若泄露继续存在，则给贯穿件降压，并替换泄露点气阀与筒体之间或气阀内部的 “ O ”型密封圈。若泄露仍然存在，对电气贯穿件内部充 SF6 气体（先缓慢充入 SF6 气体至 100KPA，再充入纯度大于 98% 的氮气至 400KPA），静置 24 小时后，使用 SF6 专用泄露检测仪器进行泄露检测。注意事项。充气过程应缓慢进行，气源压力略大于贯穿件内压力，但不高于400KPa（会引起过压保护装置启动），贯穿件内压力不得大于 250+5%KPa，否则可能损坏压力表和卸压阀。测试前必须静止半小时使气体充分混合，以确保测试结果准确度。 2.4电气贯穿件主要施工步骤的质量控制要点 （1）准备工作检查时需注意特殊工种人员资质的要求，尤其是焊接人员及试验人员应取得相关核级资质，并要对电气贯穿件的材质、结构非常了解.必要时应组织专题培训。 （2）吊运时需注意吊装工具要注意防止不锈钢污染问题，因贯穿件除筒体及焊接端法兰之外均为不锈钢材质。根据施工经验，开箱检查需重点检查压力检测组件及接线箱内部接线端子。此两处为运输及搬运过程中易损坏部件。在采购是也需要考虑增加部分备品备件，以便运输到现场后发现损坏能够及时进行更换处理。

浅析核电厂电气贯穿件的装配工艺

浅析核电厂电气贯穿件的装配工艺 低压电气贯穿件（以下简称电气贯穿件）是核电站建设所必须的重要核级设备之一，它的整机密封及电气性能要求高、制造质量直接关系到核安全，而确保制造质量的关键环节之一就是装配。文章对电气贯穿件的装配难点进行分析后，设计出了总成装配工艺。用该工艺指导工艺样件和密封性能试验件装配后，通过对比试验和分析，得出了装配环节影响总成密封的关键因素，并针对这些因素对原装配工艺进行了优化和固化。实践证明，用该装配工艺装出的产品，合格率和生产效率都比较高，可以为类似产品的装配提供经验借鉴。 标签：电气贯穿件；装配工艺；国产化 1 前言 电气贯穿件是安装在压水堆核电厂安全壳上用于电缆穿越安全壳的专用电气设备，作为安全壳的一部分，构成反应堆第三道安全屏障。在正常和各种事故状态下（包括地震和失水事故）维持反应堆安全壳的完整性和电气连续性，防止放射性物质外泄，它对反应堆的安全运行是至关重要的。 国内没有研制出电气贯穿件以前，该设备都是靠花费高昂的成本从国外进口的。随着国家核电事业的发展，带来了核电设备供货市场的蓬勃发展。近十年来，在国家大力倡导核电设备国产化的政策指引下，国内科研院所和商家为了抢占核电市场，都积极投入核电设备的研发。通过努力，国内已成功实现了电气贯穿件的研制，并实现了批量供货，从而打破了国外垄断市场的格局。 电气贯穿件国产化的关键工艺有绝缘导体包覆工艺、密封模块注塑成型工艺、低压导体组件连续均衡挤压成型工艺、中压导体热缩成型工艺、筒体组件组焊和总成装配。这些工艺都与整机密封性能相关，是决定国产化成败的关键，本文只分析探讨影响整机密封的最后环节——装配工艺。 2 装配结构和要求 电气贯穿件主要由筒体组件、压力监测组件、导体组件及其密封卡套组、接线箱以及紧固件等组成，它们之间均为可拆卸式连接。由筒体组件、导体组件和压力监测组件所建立的密闭性空间形成贯穿件自身的气腔，筒体组件上的焊接法兰在现场焊在安全壳预埋套管上，焊缝通过无损检测控制焊接质量。贯穿件自身气腔内充250kPa工作压力，该压力高于安全壳内压力，从而实现安全壳的密封。 3 装配难点分析 3.1 为了节约成本，筒体组件的制造选择的是将两端板精加工完成后，再焊接的工艺路线，该工艺路线造成焊接变形是不可避免的。为了能在装配时消除焊接变形对密封的影响，在密封结构设计上只能加大导体组件与端板孔道的间隙，

第四代核反应堆系统简介

第四代核反应堆系统简介 绪言 第四代核反应堆系统（Gen IV）是当前正在被研究的一组理论上的核反应堆，其概念最先是在1999年6月召开的美国核学会年会上提出的。美国、法国、日本、英国等核电发达国家在2000年组建了Gen-IV国际论坛（GIF），并完成制定Gen IV研发目标计划。预期在2030年之前，这些设计方案一般不可能投入商业运行。核工业界普遍认同将，目前世界上在运行中的反应堆为第二代或第三代反应堆系统，以区别已于不久前退役的第一代反应堆系统。在八项技术指标上，第四代核能系统国际论坛已开始正式研究这些反应堆类型。这项计划主要目标是改善核能安全，加强防止核扩散问题，减少核燃料浪费和自然资源的利用，并降低建造和运行这些核电站的成本。并在2030年左右，向商业市场提供能够很好解决核能经济性、安全性、废物处理和防止核扩散问题的第四代核反应堆。 图1 从第一代到第四代核能系统的时间跨越 第一代核反应堆产生于上个世纪70 年代前,其主要目的是生产用于军事目的的铀;第二代核反应堆出现于70 年代,是目前大部分核电站使用的堆型,其目的是降低对石油国家的能源供应依赖;第三代核反应堆是在1979 年美国长岛和1986 年乌克兰切尔诺贝利核电站事故后出现的,主要是增加了安全性,但它并不能很好地解决核废料问题;第四代核反应堆则可以同时很好地解决安全和废料问题。对于第四代核能系统标准且可靠的经济评价，一个完整的核能模式显得十分重要。对于采用新型核能系统的第四代核电站的经济评估，人们需要采用新的评价手段，因为它们的特性大大不同于目前的第二代和第三代核电站。目前的经济模式不适合于比较不同的核技术或核电站，而是用于比较核能和化石能源。 第四代核反应堆的堆型 最初，人们设想过多种反应堆类型。但是经过筛选后，重点选定了几个技术上很有前途且最有可能符合Gen IV的初衷目标的反应堆。它们为几个热中子核反应堆和三种快中子反应

保证核电厂安全有哪些管理措施(最新版)

( 安全管理 ) 单位：_________________________ 姓名：_________________________ 日期：_________________________ 精品文档 / Word文档 / 文字可改 保证核电厂安全有哪些管理措 施(最新版) Safety management is an important part of production management. Safety and production are in the implementation process

保证核电厂安全有哪些管理措施(最新版) 管理措施之一——健全的国家监管机构 国家监管机构对核电厂实行全寿期监督管理，即从选址、设计、建造、调试、运行、直到退役和废物处理处置的各个环节。 我国民用核设施的核安全监督管理主要由国家核安全局负责。 管理措施之二——制定和完善核安全防护法规体系 国家有关部门发布实施核电厂厂址选择、设计、运行、质量保证、辐射防护和废物管理等安全规定以及辐射防护基本标准等，形成一整套比较完整的核安全、辐射防护法规标准体系。 管理措施之三——实行核设施安全许可证制度 核电厂在不同阶段，其营运单位要向国家核安全主管部门提交相应的报告。经审评，在条件完全符合国家有关规定后才颁发许可证。营运单位只有获得这些许可证后才能开展相应的工作。 管理措施之四——严密的质量保证体系

核电厂有严密的质量保证体系。对选址、设计、建造、调试、运行直至退役等各个阶段的每一项具体活动都有单项的质量保证大纲，并严格执行。 另外，还实行内部和外部监查制度，监督检查质量保证大纲的实施情况，确认起到应有的作用。例如，在建造阶段，要对设备进行监造，对施工进行监理。在运行阶段，要进行预防性检修、在役检查和定期试验，以保证机组的系统和设备的状态符合技术规范。 管理措施之五——对参与单位和人员严格要求 国家对参与核电厂建设的单位，甚至小到零部件制造单位，都要经审查合格后，方可开展相应的活动。 国家对参加核电厂工作的人员的选择、培训、考核和任命有严格的规定。以操纵员为例，要求选择基本素质好、有一定学历和工作经验的人员，经过课堂、核电厂模拟机和核电厂实际运行培训，再通过国家级的考试，领到操纵员执照后，才能上岗。上岗工作以后，还要定期考查和再培训，保证在工作岗位上的人员都合格。 管理措施之六——极其严密的安全保卫系统

AP1000核电厂的安全壳设计

核电厂的安全壳设计 1 引言 为了在电厂简化、安全性、可靠性、投资保护和电厂成本方面提供重大的、可度量的改进,AP1000采用非能动安全系统。安全壳是实现上述改进的一个关键设施。它不仅提供了防止裂变产物释放的高度完整、低泄漏率的屏障，其表面还承担将安全壳空气中的热量排到大气中去的传热功能。安全壳内部结构连同非能动堆芯冷却系统(PXS)和严重事故缓解设施一起设计。本文介绍了API000安全壳容器设计、建造、事故后特征和严重事故性能。此外，本文也讨论了放射性释放模式，假设条件以及安全壳短期和长期性能。 2 AP1000 安全壳设计概述 AP1000安全壳是一个自由直立的圆柱形钢制容器，带有椭球形的上封头和下封头。钢制安全壳容器被完全包容在一个混凝土屏蔽体中，该厂房提供了对外部危害(如飞射物)的防护，并限制中子、γ射线、散射照射对电厂工作人员和公众的辐照。 如图l 所示，API000设计保留了和AP600相同的直径，但其高度比AP600增加了7.8 m ，从而增加了自由空间。此外，与AP600相比，AP1000通过增加容器壁的厚度和使用SA738型B 级材料提高了安全壳的设计压力。AP1000安全壳容器的一些重要参数与AP600的比较见表l。如表中所示，圆柱形容器大部分的钢壁标称厚度是4.445cm，局部位置较厚，如设备闸门处。最低一层圈柱形壳体的壁厚增加到4.762 cm，以便为预埋件过渡段中的腐蚀情况留有裕度。封头是椭球形的，厚度为4.127cm，主直径为39.624m，而高度为11.468m。 安全壳容器由5个主要结构模块组装建造而成，每个模块都由预先成型的、喷好漆的钢板制成。为了进一步减少安全壳内的组装活动，这些模块包含环形加强筋、吊环梁、设备闸门、人员空气闸门、贯穿件组件和其它附件，其中包括非能动安全壳冷却系统(PCS)空气挡板的支撑和水分配溢流口的固定板。 安全壳容器的设计使其能支撑环吊及其载荷，并考虑了蒸汽发生器的更换。

核电厂安全知识点参考文本

核电厂安全知识点参考文 本 In The Actual Work Production Management, In Order To Ensure The Smooth Progress Of The Process, And Consider The Relationship Between Each Link, The Specific Requirements Of Each Link To Achieve Risk Control And Planning 某某管理中心 XX年XX月

核电厂安全知识点参考文本 使用指引：此安全管理资料应用在实际工作生产管理中为了保障过程顺利推进，同时考虑各个环节之间的关系，每个环节实现的具体要求而进行的风险控制与规划，并将危害降低到最小，文档经过下载可进行自定义修改，请根据实际需求进行调整与使用。 核电厂潜在的危险性：1）核电厂存在大量的放射性物 质2 反应堆停闭后会长时间释放衰变热3)反应堆存在大量 的高温高压水4）反应堆功率可能迅速升高。 核安全文化的定义：安全文化是在于单位和个人中的 种种特性和态度的总和，他建立在一种超出一切之上的观 念，即核电厂的安全问题由于他的重要性得到应有的重 视。 特性：安全文化的有形导出、安全文化主动精神。 实质：在电厂内建立一整套科学严密的规章制度和组 织体系，在核电厂内营造人人自觉关注安全的氛围，通过 培训，提高员工的知识技能，培养员工尊章守纪的自觉性 和良好的工作习惯，从而提高人员绩效和核电厂的安全性

能。 人品特性：质疑的工作态度、严谨的工作方法、相互交流的工作习惯。 自我检查是一种极高人员绩效的工具，常用方 法:STAR”stop停止、think思考、act行动、review检查。 监护：指两名操作人员同时检查将要进行的操作的正确性。 安全文化评价的方法：人员访谈、行为观察、文件查阅。 我国核安全法规体系分为：国家法律、国务院行政法规、部门规章、指导性文件、参考性文件。 核电安全许可证：核电厂厂址安全审查安全批准书、核电厂建造许可证、核电厂首次装料批准书、核电厂运行许可证、核电厂退役批准书、操作员执照、高级操作员执

压水堆核电厂安全壳隔离系统(EIE)

安全壳隔离系统（EIE） 一、作用 安全壳隔离系统（EIE）用在事故发生时，放射性裂变产物有可能从堆芯释放出来的情况下，确保安全壳的密闭。 隔离装置的目的是应保持安全壳封闭体整体的完整性，保证在正常运行和事故发生时安全壳的完整。或将有缺陷的系统与其压力源隔离。 二、系统的描述 安全壳隔离系统（EIE）使用以下类型的隔离阀门。及其配置情况（见图1.3.3-1）：（1）安全壳内侧一只手动闭锁阀，外侧一只手动闭锁阀。 （2）安全壳内侧一只自动隔离阀，外侧一只手动闭锁阀。 （3）安全壳内侧一只手动隔离阀，外侧一只自动隔离阀。 （4）安全壳内侧一只自动隔离阀，外侧一只自动隔离阀。 （5）安全壳内侧一只止回阀，外侧一只自动隔离阀或手动闭锁阀（仅用于进入管线）（6）安全壳外侧两只自动隔离阀或手动闭锁阀（仅用于安全壳内闭合管线） 在各隔离阀之间的管段中，当阀门关闭时，由于留在其中液体的热膨胀可能会形成超压，一般是在绕过安全壳内隔离阀的反向管线上放置止回阀或泄压阀进行超压保护。 三、系统的运行 安全注射时，安全壳第I阶段隔离，对以下系统发生作用： （1）安全注射系统（RIS）：试验管线； （2）化学和容积控制系统（RCV）：下泄管线，轴封水回程管线和上充管线； （3）反应堆硼和水的补给系统（REA）：补充水分配管线； （4）核岛排气及疏排水系统（RPE）：反应堆冷却剂排放管线，工艺排水管线，地面排水管线，含氢排放管线； （5）设备冷却水系统（RRI）：稳压器泄压箱和过剩下泄热交换器管线； （6）蒸汽发生器排污系统（APG）； （7）安全壳内大气监测系统（ETY）； （8）核岛氮气分配系统（RAZ）； （9）核取样系统（REN）：除反应堆冷却剂取样所需管线外的所有管线。 安全壳喷淋系统启动时，实施第II阶段隔离，对以下系统发生作用： 152