核电设备制造业的发展与质量保证课件.ppt

1、核电设备制造业的发展与质量保证2022年年7月月22日日2内 容n世界核电发展概况n核电装备制造的发展现状n核电关键设备及其制造要求n核电厂设施（SSC）的安全分级n核电设备制造的质量保证体系1.世界核电发展概况 世界核能利用概况世界核能利用概况 核电进程及主力堆型核电进程及主力堆型 世界核电发展预期世界核电发展预期 三代核电技术的优势三代核电技术的优势 我国核电现状与发展态势我国核电现状与发展态势核电，开辟大规模和平利用核能的新时代*安全安全洁净洁净高效高效国际核电现状*5截至2019年4月,世界上已有30个国家和地区438台机组正在运行，总装机3.7亿千瓦，核电占世界总发电量的 16。有法

2、、英、德、美等17 个国家或地区核发电量超过20%,已有60余个国家向IAEA表示有意发展核电。6世界核电技术的进步历程世界核电技术的进步历程*美国与法国核电态势机组机组容量容量发电量比率发电量比率美国现有1041亿kW20%规划2020新增5000万kW2020达23%启动NGNP近几年三代申领26台，AP1000机组14台，6台EPC合同法国现有586313万kW76%规划2019-2020新建新一代机组40台，主要为EPR，不再建二代堆开展四代核电厂设计与建造计划日本现有544628万kW25%规划12（11三代）2019新增1300万kW2019年开发170-180万kW更先进轻水堆核

3、电厂l安全性高，能动与非能动组合l经济性好，建造周期30月，设计寿命80年，负荷因子97%，采用免震技术7日本与俄罗斯核电态势8机组机组容量容量发电量比率发电量比率俄罗斯现有322269万kW16%规划l2009-2019每年新建2台l2019-2020每年新建3台l2022年建成28台l2021-2030每年新建4台2030达25%正在加紧开发三代WWER-1000和WWER-1500韩国现有201770万kW35%在建8接近三代的OPR-1000机组4台，2019-2019先后建成三代APR-1400机组4台，2019建成规划2020达2730万kW2020达43%2035达60%印度现有

4、191014万kW2%在建5约300万kW规划2020达2000万kW2050达4.7亿kW25%9美国拟建核电站分布图美国拟建核电站分布图*南卡拉罗来纳电力和燃气南卡拉罗来纳电力和燃气公司及圣地亚哥库柏公司公司及圣地亚哥库柏公司乔治亚州能源公司沃格特厂址乔治亚州能源公司沃格特厂址进步能源公司进步能源公司新建核电厂青睐第三代核电技术10AP1000同Sizewell B比较SSCs的简化新建核电厂青睐第三代核电技术11n固有安全（本质安全）：由于核事故的高度敏感性，人们考虑开发一种“不会出事的核电机组”，它的安全性不应当主要靠外部的控制手段、人为的干预或者外部的安全措施来保证，而首先应该依据机

5、组本身具有的自身物理规律来客观地实现。nAP1000：安全系统设计采用加压气体、重力、自然循环（蒸发、冷凝和密度变化）等自然驱动力排出反应堆和安全壳的余热。至至20202020年全国电力装机增长年全国电力装机增长(亿千瓦亿千瓦)3.29.551.96.92.62000 2019 20192020其它 0.6%核电核电 1.3%1.3%水电20.3%火电77.8%20202020年能源结构图年能源结构图核电核电4%4%气电6%新能源4%火电 62%水电 24%我国电力装机比例（我国电力装机比例（20192019年）年）中国大陆已运行和在建的商用核电机组分布示意图(截止到2019年8月15日)n已

6、投入运行机组12台，共计977万千瓦；n在建（批准立项）机组共计41台，共计4511万千瓦n其中已开工建设24台，共计2714万千瓦。n2019年，我国进入核电站建设高峰阶段n在建项目中，已经浇注第一灌混凝土正式开工的机组数用（）内的数字表示13在建已建核电站运营商*14石岛湾核电站石岛湾核电站红石顶核电红石顶核电田湾核电站二期田湾核电站二期芜湖核电站芜湖核电站秦山核电站方家山扩建工程秦山核电站方家山扩建工程江西核电江西核电福清核电福清核电惠安核电惠安核电三明核电三明核电漳州核电漳州核电广东第四核电广东第四核电 广东第五核电广东第五核电荷包岛核电荷包岛核电河源核电河源核电阳西核电阳西核电岭澳核

7、电站三期岭澳核电站三期海南核电海南核电吉林核电吉林核电湖北大畈核电厂湖北大畈核电厂小墨山核电、九龙山核小墨山核电、九龙山核电电桃花江核电站桃花江核电站大唐华银核电厂大唐华银核电厂常德核电常德核电 四川核电四川核电重庆石柱核电厂重庆石柱核电厂白龙核电站白龙核电站桂东核电桂东核电辽宁第二核电厂辽宁第二核电厂徐大堡核电徐大堡核电多种堆型、多种标准*n基于法国M310 技术的CNP300/650、CNP1000/1500、CPR1000n法国阿海珐集团（Areva）的第三代欧洲压水堆技术EPR1600n西屋公司的第三代压水堆技术AP1000n俄罗斯的AES-91 压水堆机组n我国自主研发的CAP140

8、0 先进压水堆核电机组n高温气冷反应堆和快堆16目前核电发展主要路线2.核电装备制造的发展现状 压水堆核电站简介压水堆核电站简介 核电装备制造业核电装备制造业特点特点 世界核电设备供应商世界核电设备供应商 中国核电设备制造概况中国核电设备制造概况 先进压水堆核电厂先进压水堆核电厂AP1000示意图示意图18核电站原理*核动力装置汽轮机发电机核电站内部巡游*核电站设备20设备分类设备分类设备名称设备名称核岛设备反应堆堆芯、反应堆压力器、堆内构件、控制棒驱动机构、蒸汽发生器、主泵、主管道、安注箱、硼注箱和稳压器等常规岛设备汽轮机、发电机，除氧器、凝汽器、汽水分离再热器、高低压加热器、主给水泵、凝结

9、水泵、主变压器和循环水泵等辅助系统（BOP）设备维持电厂正常运行所需的系统：如燃料装卸与贮存系统、余热导出系统、设备冷却水系统、净化水系统等：专设的安全设施系统：如安全注射系统、安全壳喚淋系统、安全壳冷却系统等：放射性废物处理系统。百万压水堆核电机组核岛设备及材料n核岛设备通常包括：n1 台反应堆压力容器n1 台稳压器n3 台蒸汽发生器n3 台主冷却泵n3 台蓄势器（安注箱）n1 台硼注射器n堆芯及堆内构 件n控制棒驱机构等n所用金属材料n主要有碳钢、低合金钢、奥氏体不锈钢、镍基 合金、钛管和锆合金等n需要碳钢、低合金钢板和锻件 40004500 吨n奥氏体不锈 钢板和锻件 30003500

10、吨n马氏体不锈钢锻件 500 吨、铸件 200 吨n镍基、铁基合 金管、棒、带、丝 600800 吨n钛直缝焊管 150 吨n锆合金管、棒、带 8 吨/年21核电设备投资比率*22市场机遇，23核电装备与装备制造业的关系n核电装备产品n核岛和常规岛的机械、电气和控制设备，n辅助设施的机械、电气和控制设备，n其中与安全直接相关的核级设备占一半强，与安全不直接相关的非核级设备占一半弱。n核电装备产品的制造主要分布在装备制造业的以下几个行业中：n金属材料与大型铸锻件制造业n重型容器与设备制造业n发电设备制造业n电气与控制设备制造业、通用机械（阀门，水泵等）制造业等24核电装备制造业的特点n核电的装备

11、属性强、产品制造要求高n核电站首先要求安全性和可靠性首先要求安全性和可靠性，这也决定了核电装备设计机构比较复杂，其主装备基本上都是超大、超重。n核电装备制造技术含量高制造技术含量高，比如，以反应堆为中心的核蒸汽供应系统技术复杂，不能出现一丝一毫的错误，否则核电的核安全将无法保障。n核电装备制造业具有明显的寡头垄断市场结构n核电装备制造业科技含量比较高，且属于军民两用技术，技术消化和创新难度较大，与一般竞争性行业相比，进入壁垒高、退出壁垒高、行业集中度高进入壁垒高、退出壁垒高、行业集中度高和需求刚性。n适宜形成垄断竞争格局，并围绕龙头企业及其技术扩散和产业扩散发展中小企业形成产业集群，所以其市场

12、结构呈现明显的寡头垄断。但这同时也意味着核电装备制核电装备制造业的投入大、周期长、利润空间大造业的投入大、周期长、利润空间大。n招投标是核电装备制造业的主要市场交易形式n核电装备制造业的市场行为也与一般行业不同，招投标是其主要的市场交易形式。n招投标中，消费者只能通过价格比较以及招标人的业绩、口碑比较来作出购买决策，其中具有很大的人为因素。n像核电装备制造业这样的战略产业，招投标过程还包含了很多政治、外交上的考虑政治、外交上的考虑。25核电设备关键技术n大型铸锻件：n占设备的比重大，而且价格昂贵，如最大的钢锭重400 吨到500 吨n需要攻关，还有炼钢、铸造、锻造、热处理成型等工艺的更新。n主

13、循环泵、核级泵：n主循环泵是核电站的心脏n截至目前，中国核电站的主循环泵和核级泵全部进口。需要花大力气进行攻关。26 AP1000 RPV 大型锻件示意图核电设备关键技术n核安全级阀门：n阀门要求密封性能可靠。n截至目前，国内几大核电站的主安全阀、释放阀、喷淋阀、隔离阀等依靠从国外进口。n焊接（及无损检测）：n核设备对焊接工艺的要求之高不言而喻。n焊接人员必须在指定培训中心通过培训。我国核级的焊接工艺也尚待真正“过关”。27 AP1000 RPV 各焊接部位典型焊接工艺示意图核电铸锻件n对于装机容量很大的第三代+核电机组而言,生产压力容器需要使用能够加工500600 t钢锭的1.4 万1.5

14、万t锻压机。nEPR蒸发器下封头水室封头、AP1000压力容器整体顶盖、蒸发器下封头、锥形筒体等形状复杂的锻件都需要整体锻造。n核岛部分的压力壳、蒸汽发生器、稳压器的壳体和管板普遍采用低合金钢锻件,在百万千瓦级的核电机组中,都含有大量技术要求高、规格大、形状复杂的铸锻件。n目前AP1000的压力容器封头以及3个复杂的蒸汽发生器部件仅能由日本制钢所(JSW)生产n因此西屋在推广AP1000 时受到了一定程度的限制。n日本制钢所、韩国斗山集团(Doosan)、法国勒克鲁索(Le Creusot)厂和俄罗斯重型机械联合公司(OMZ)目前正在建设新的生产能力,英国Sheffield Forgemest

15、ers公司和印度拿丁集团公司(Larsen&Toubro)也制订了提高产能的计划。28AP1000与EPR大型锻件项目项目堆型堆型尺寸尺寸重量重量主管道冷段主管道冷段EPREPR7807807497974 412204t200tAPl000APl000 5597477774 47696t120tRPVRPV法法兰兰接管段接管段EPREPR5 7554 6553 440168 t168 t500520 t520 tAPl000APl000 4 7753 8103 60012212249t380tRPVRPV堆芯筒体堆芯筒体EPREPR5 3894 8852 405277t77t209tX 2AP

16、l000APl0004 3934 3933 9874 58793t93t300tSGSG管板管板EPREPR4 1004 10062766667t203tAPl000APl0004 487 79097t97t280tSGSG上封上封头头EPREPR椭球形长短轴椭球形长短轴49002 450 13433337t208tAPl000APl0005 3345 3342 666812065858188t320t主泵壳体主泵壳体EPREPROCrl8Ni9OCrl8Ni9铸铸件件28t28t75tAPl000APl000OCrl8Ni9OCrl8Ni9铸铸件件18t18t45tRPVRPV顶顶盖法盖法兰

17、兰EPREPR5 7554 65595575758t230tAPl000APl0004 7753 8108505858188t167t29我国大型锻件产能低n我国在大型锻件产能方面落后于日韩两国：在技术水平方面，部分大型、复杂铸锻件尚未攻关成功，只能依靠进口。在生产能力上，也无法满足国内旺盛的市场需求。n在核级锻件方面，我国目前从日韩进口的主要有 100 万千瓦核电站核岛主泵泵壳、电站转子等大量高端核锻件。n中国第一重型机械集团(CFHI)n将向核电业主提供百万千瓦级核压力容器、核蒸发器和主泵壳，其中二代改进型核电的装备已经量产，AP1000的装备研制进展顺利。n中国二重n已开始量产CPR10

18、00大型锻件，并加快AP1000、EPR大型锻件的研发，n目前已具备制造三代核电铸锻件的能力。30n中信重工机械股份有限公司n签订高温气冷堆锻件供货合同。n形成了国际领先、全球稀缺的“一次实现精炼钢水900 吨、最大钢锭600 吨、最大铸钢件600 吨、最大锻件400吨、最大铸铁件200 吨”的大型铸锻件生产能力。n我国核电装备制造业已得到较大发展n目前我国30万KW、60万KW及100万千瓦级核电站的国产化率水平分别在90%、70%和50%左右。我国核电装备概况产品名称产品名称生产厂家生产厂家2019年预计生产能力年预计生产能力/套套压力容器压力容器一重、东电、上电一重、东电、上电1213蒸

19、汽发生器蒸汽发生器哈电、东电、上电哈电、东电、上电2730堆内构件堆内构件上电、东电、哈电上电、东电、哈电1213控制泵驱动机构控制泵驱动机构 上电、东电、哈电上电、东电、哈电1213核主泵核主泵东电、哈电、上电、沈鼓东电、哈电、上电、沈鼓3040汽轮发电机组汽轮发电机组哈电、东电、上电哈电、东电、上电15n四川地区:以东方电气集团（东汽、东锅、东方电机等）为中心，配有中国核动力院、第二重型机械集团、川化、川仪、长城特钢。n东方电气目前能批量成套生产核岛主装备和常规岛装备，并在常规岛的设计和制造都实现了自主化。东方电气在海南将建成年产2套机组能力。n上海地区:以上海电气集团（上海电气电站集团、

20、上海电气重工集团、上海电气机床集团等）为中心，配有上海核工院、上海发电设备成套院、宝钢等。n上海电气集团是国内目前唯一制造核电堆内构件和控制棒驱动机构的企业，并将形成具有承制成套100万千瓦级压水堆的核岛主设备（压力容器、蒸发器、稳压器等）、170万千瓦三代压水堆常规岛半速机组和195万千瓦高温气冷堆压力壳、蒸发器等关键设备的能力。上海电气临港基地将于近年建成年产2.5套百万千瓦级机组能力。n东北地区:第一重型机械集团、哈电集团（哈电机、哈锅炉、哈汽等）、沈阳水泵股份有限公司。n哈电集团在哈尔滨和秦皇岛建立核电装备制造基地，以CPR1000和三代核电技术AP1000的产品为主线，正在常规岛主辅

21、机、核岛主装备、主泵和阀门等辅助装备方面形成配套生产能力。哈电集团目前是三大电力装备制造企业中承担AP1000装备制造最多的企业，正在进行的多项攻关已取得重要进展。n哈尔滨电站集团和一重在秦皇岛和大连将建成年产2套百万千瓦级机组能力33我国目前具备百万千瓦级压水堆核电主设备国产能力反应堆压力容器反应堆压力容器一重、二重、上海电气一重、二重、上海电气50%堆内构件堆内构件上海电气80%蒸汽发生器蒸汽发生器东方锅炉厂、上海锅炉厂、哈尔滨锅炉厂70%控制棒驱动机构控制棒驱动机构上海电气90%以上以上主泵主泵沈阳水泵厂,具有百万千瓦级核电站主泵的加工装备和热态试验回路，设计制造过恰希玛核电站30万千瓦

22、的主泵。但设计制造百万千瓦级核电站主泵还需与国外厂家合作50%稳压器稳压器上海锅炉厂、核工业524厂、东方锅炉厂、哈尔滨锅炉厂,国产化率可达90%主管道主管道四川化工机械厂、一重、二重、中船重工、烟台台海玛努尔核电设备有限公司，完全具备了核电主管道的制造能力。但对A P1000主管道（一体化整体锻制），有一定难度，还需实验。100%环型吊车环型吊车大连起重机厂、太原重工、上海起重运输机械厂，国产化率约为80%装卸料机构装卸料机构上海起重运输机械厂90%汽轮机和汽轮发电机汽轮机和汽轮发电机上海、哈尔滨和东方集团的汽轮机厂和电机厂，初期60%辅机辅机上海电站辅机厂、上海汽轮机厂、杭州锅炉厂、哈尔滨

23、锅炉厂100%核级阀门核级阀门苏阀，上阀，长沙，大连，重庆等阀门厂都具备生产核级阀门的能力，但主要是缺乏供货经验，特别是核1级阀门20%三代（AP1000）设备国产化353.核电关键设备及其制造要求 反应堆本体设备反应堆本体设备 一回路冷却剂系统设备一回路冷却剂系统设备 常规岛设备常规岛设备 BOP BOP设备设备 高温气冷堆主设备高温气冷堆主设备反应堆压力容器n反应堆压力容器（Reactor Pressure Vessel,RPV）是放置反应堆堆芯并承受运行压力的密闭容器，也称反应堆压力壳。反应堆压力容器起压力边界的作用，用于支撑和包容反应堆堆芯和堆内构件。n反应堆压力容器本体材料属低碳钢（

24、SA508Gr.3,16MND5），与冷却剂接触表面堆焊一层5mm厚的不锈钢。n压力容器典型尺寸高13m，内径4m,筒体壁厚20mm,总重约330t。37制造中的AP1000 RPV部件nSM-1 RPV 上筒节38nHY-1 RPV 整体上顶盖nHY-1 RPV上筒节（活性段）nHY-1 RPV 下封头过渡段nHY-1 RPV 进口管嘴n进口管嘴锻件毛毛坯堆内构件(RIs)n反应堆堆内构件（Reactor Internals，RIs）作为反应堆系统的一部分，是反应堆压力容器内支承堆芯的结构部件，为冷却剂流过堆芯提供流道，其内部结构还为控制棒的运动提供导向，为堆芯测量装置提供支承和保护以及为辐

25、照监督试样管提供支承。n堆内构件由15 000个零件组成，其结构复杂，精度和安全要求极髙，n是国际公认的核电站四大关键设备之一。它的技术关键第一是材料，第二是焊接，第三是精密加工。39控制棒驱动机构*n控制棒驱动机构（Control Rod Driver mechanism,CRDM）是核电厂反应堆里能受控动作的一组部件，其功能至关重要，主要是驱动控制棒在堆芯内的升降，实现对反应堆的启动、关闭、功率调节和事故情况下的安全保护。n压水堆型核反应堆都采用磁力提升驱动机构，这种机构具有提升能力较大、安全可靠、制造技术成熟等特点。n50多种金属材料：奥氏体不锈钢、马氏体不锈钢、沉淀硬化型不锈钢、镍基合

26、金、钴基合金、球墨铸铁、碳钢40控制棒控制棒驱动机构蒸汽发生器n蒸汽发生器（Steam Generator,SG）是核电厂一、二回路的枢纽，它将反应堆产生的热量传递给蒸汽发生器二次侧，产生蒸汽推动汽轮机作功。蒸汽发生器又是分隔一、二次侧介质的屏障，它对于核电厂的安全运行十分重要。n压水堆核电厂运行经验表明，蒸汽发生器传热管断裂事故在核电厂事故中居首要地位。据报道，国外压水堆核电厂的非计划停堆次数中约有四分之一是因有关蒸汽发生器问题造成的。n41制造中的AP1000 SG部件42n海阳核电厂1号机组 SG过渡段锥形体nHY-1 SG-A 整体水室下封头及上环稳压器n稳压器（Pressurizer

27、,PRZ）的基本功能是建立并维持一回路系统的压力，避免冷却剂在反应堆内发生容积沸腾。n典型尺寸：高13米，直径2.5米n壳体材料：SA508Gr.3,18MND5(RCC-M，板材),内壁堆焊不锈钢7 mmnAP1000稳压器的制造应按质保程序进行。压力边界部件应满足ASME规范和ASME-NQA-1994的要求.n 43主泵n反应堆冷却剂泵（Reactor Coolant Pump,RCP）又叫做主泵，它的作用是为反应堆冷却剂提供驱动压头，保证足够的强迫循环流量通过堆芯，把反应堆产生的热量送至蒸汽发生器,产生推动汽轮机做功的蒸汽。n反应堆冷却剂泵是是核蒸汽供应系统主回路中（除控制棒驱动机构外

28、）唯一能动部件，是压水堆核电厂最关键设备之一，现代压水堆核电厂采用最广泛的是立式、单级轴密封泵。44AP1000的RCPn反应堆冷却剂泵泵体材料n德国KSB：SA508Gr.3/20MnMoNi55n法国：Z3CN2009Mn美国EMD：SA508Gr.3nAP1000的RCP采用屏蔽电机泵，即屏蔽电动机+无轴封的泵nAP1000的RCP通过两个Hastelloy C267合金屏蔽套将电机的定子绕组和转子与已回落冷却剂介质完全隔离。n屏蔽套的加工、安装与检验是屏蔽电机制造过程中最关键环节，是实现国产化的难点之一。n定子、转子屏蔽套焊接后均经过水压试验、线圈腔氮气气压试验和氦检漏试验检验。45反

29、应堆冷却剂系统管道n反应堆冷却剂系统管道（Reactor Coolant System piping）包容了核电厂所有预期运行状态或预期系统交互作用下系统的压力和温度。n反应堆冷却剂系统管道包括连接RPV、SG和RCP之间的反应堆冷却剂管道热管段和冷管段管道，也包括连接到反应堆冷却剂主管道和主要设备上的管道。nAP1000主要特点：无过渡段实心锻造管，最大锻件钢锭重约70-90吨，接管高大于400mm，整体锻件制造困难，其制造工艺是对国际锻造行业的技术挑战。46汽轮机与发电机n汽轮机是将蒸汽的热能转换成机械能的蜗轮式机械。它的主要用途是在热力发电厂中做带动发电机的原动机。n为了保证汽轮机正常工

30、作，需配置必要的附属设备，如管道、阀门、凝汽器等，汽轮机及其附属设备的组合称为汽轮机设备。在火电厂和核电厂，汽轮机带动发电机发电，将汽轮机与发电机的组合称为汽轮发电机组。47高压缸低压缸汽水分离再热器n是为保证汽轮机安全经济运行而设的。在蒸汽经过高压缸后，对高压缸排汽进行汽水分离再热，以保证低压缸的效率和安全性。n外形尺寸长高宽为1442747004200，筒体直径达3.8米，重量为136.4吨，主要采用钢板焊接结构，材料以SA516-70为主，还有304SS等不锈钢，筒体厚度38mm。48再生热交换器n再生热交换器为立式倒U形管束热交换器，在壳侧有折流板利用上充流冷却下泻流，上充流通过壳侧，

31、下泄流走管侧，上充流回收热量，减少热损失。设计换热量为8.6109J/H。材料选用进口材料Z2CN18-10。49容积控制箱n容积控制箱吸收稳压器不能吸收的一回路水容积的变化；使一回路放射性气体从这里释放出来；作为上充泵的高位给水箱，为它提供水源。n它为圆筒形，椭球封头，直径1800mm，设计容积5.6m3,全高4148mm，箱内上部有一组喷头，供下泄喷淋及辅助喷淋用，材质Z2CN18-10，正常工作液位1.5m，中下部存放下泄流及补水。50HTR-PM设备布置*51HTR-PM的一回路压力边界设备52HTR-PM蒸汽发生器nHTR-PM蒸汽发生器采用直流式蜾旋管蒸汽发生器。整个示范电站采用两

32、个核蒸汽供应系统带一个发电设备整体布置方案。蒸汽发生器和氦风机采用一体化设计.布置在蒸汽发生器压力壳内,保持了与反应堆压力壳的肩并肩布置。n每个蒸汽发生器共由19个换热组件构成.每个换热组件有35根换热管,换热管布置在外套筒与中心管之间的环形空间。n蒸汽发生器换热管采用螺旋管结构。每个换热组件共有5层螺旋管式换热管,从里向外,每层的换热管根数依次为：5、6、7、8、9根。相邻两层螺旋管的缠绕方向相反。nHTR-PM单个蒸汽发生器设计总换热功率为253MW,是目前世界上热功率最大的蜾旋管式直流蒸汽发生器。n于2019年和哈电集团(秦皇岛)重型装备有限公司签订了蒸汽发生器的制造合同，选定了江苏银环

33、精密钢管股份有限公司作为蒸汽发生器换热营的供货厂家。53HTR-PM堆内构件544.核电厂设施（SSC）的安全分级 核电站设备分类核电站设备分类 核电站设备部件与常规机械核电站设备部件与常规机械 产品的差别产品的差别 核承压机械设备特点及其与常规压力容器的差别核承压机械设备特点及其与常规压力容器的差别 核设备安全要求及安全分级核设备安全要求及安全分级 核电技术体系核电技术体系世界第一座核反应堆世界第一座核反应堆核电站设备56n为什么要对核级机械部件与设备提出有别于常规为什么要对核级机械部件与设备提出有别于常规机械部件与设备的特殊要求机械部件与设备的特殊要求n 和平利用核能存在着潜在的核风险和平

34、利用核能存在着潜在的核风险。因此，确保核安全是和平利。因此，确保核安全是和平利用核能的前提。用核能的前提。n核动力厂是由从多复杂的系统、部件和设备所组成的，采用高质核动力厂是由从多复杂的系统、部件和设备所组成的，采用高质量和高可靠性的部件和设备是保证核动力厂总的安全要求得以实量和高可靠性的部件和设备是保证核动力厂总的安全要求得以实现的基础。为此，根据国际核能工业的成功实践和我国核安全法现的基础。为此，根据国际核能工业的成功实践和我国核安全法规的规定，规的规定，对核动力厂的核级机械部件与设备在设计、制造等方对核动力厂的核级机械部件与设备在设计、制造等方面提出了一系列有别于常规工业产品的特殊要求面

35、提出了一系列有别于常规工业产品的特殊要求。核安全部件与设备特殊要求的必要性核安全部件与设备和常规机械产品的差别1n确定设计基准的原则不同n核安全部件与设备的设计基准不仅要考虑在核电厂运行状态(正常运行和预期运行事件)的条件下能可靠地执行其规定的功能，而且还必须考虑在事故状态的设计基准事故的条件下仍能可靠地执行其规定的安全功能，以缓解事故，保证核电厂总的安全要求的实现。n在核安全部件与设备的设计、制造、安装等活动中必须采用成熟的经过验证的技术n与安全相关的设计和设计验证的计算分析软件和验证设施(各种试验台架、装置)需通过国家核安全局的认可n必须遵守行业准入管理要求n从事核安全部件与设备设计、制造

36、、安装和检验活动的单位必须依据中华人民共和国国务院条例民用核安全设备安伞监督管理条例(困务院2019年500号令)、核安全法规HAF60X系列的相关要求取得相应资格，获得国家核安全局的资格许可后，方可从事相应的设计、制造、安装和检验活动。58核安全部件与设备和常规机械产品的差别2n必须遵循核质量保证要求 n所有从事核安全部件与设备设计、制造、安装和检验活动的单位都必须建立符合核安全法规HAF003核电厂质量保证安全规定要求的质量保证体系这是取得相应资格许可的必要条件之一。n必须遵守设备鉴定要求 n首次用于核电厂的核安全部件必须通过设备鉴定方可使用。设备鉴定的目的是验证其在核电厂服役的各种工况下

37、，特别足在事故工况下，该部件的可运行性和功能能力能否满足预定的要求。n全部核安全部件的活动必须存国家核安全局的独立监督下实施 n所有的核安全部件的相关活动，包括设计、制造、安装、试验、运行、在役检查、维修、更换、退役等都必须在国家核安全局的独证监督下实施，处于严格的受控状态。n上述这些差别都表明核安全机械部件在设计、制造、安装和检验的质量控制等方而比常规机械设备要严格得多，实践证明高质量的部件是保证核电厂安全运行的前提条件之一。59核承压设备及其制造要求n核承压设备是指核动力厂及其他核反应堆中执行核安全功能的承压设备及其支承件，n包括反应堆压力容器、稳压器、热交换器、管道、泵、阀门、贮罐以及堆

38、内 构件等；n反应堆系统的钢制安全壳或混凝土安全壳的钢衬里；核燃料生产、加工、贮存、后处理设施以及放射性废物处理、处置设施中包容放射性物质的承压设备及 其支承件；n其他需要严格监督管理的核承压设备。n核承压设备根据核安全要求分为核 1、2、3 级。n我国核安全法规 HAF0901 第八条规定：从事制造核承压设备关键承压材料（包括管材、棒材、板材、铸锻件和焊 接材料）的单位，必须遵守 HAF0900 和 HAF0901 实施细则，并接受国家核安全局 的独立监督，其中生产大型铸锻件的单位须取得制造资格许可证，焊接材料及其它材料由使用单位通过质量保证体系加以控制和监制。60核承压设备及其制造要求n借

39、鉴国外核电发展经验和我国实际，民用核安全设备实行许可证制度。n括民用核安全设备设计许可证n民用核安全设备制造许可证n民用核安全设备安装许可证n民用核安全电气设备许可证n民用核安全设备无损检验许可证。n其中民用核安全设备制造许可证按照核级安 全要求级别，n又分为主设备设计/制造许可证、n核 2/3 级设备设计/制造许可证、n核级 泵阀设计/制造许可证、n核级管道、管配件、支撑等设计/制造许可证。n截止到 2009 年 2 月底，国家核安全局颁发的国内企业持证单位已有 110 家，国外企业有 8 家。持证单位只能从事许可证上上标记的设备类型或典型设备的名称的设计、制造、安 装和检测等内容。61构筑

40、物、系统和部件的分级n安全分级安全分级n部件的质量和可靠性是核动力厂安全运行的重要基础之一部件的质量和可靠性是核动力厂安全运行的重要基础之一n核动力厂不同的系统、构筑物、部件对安全的影响是不同的核动力厂不同的系统、构筑物、部件对安全的影响是不同的n安全分级是核电厂为提高构筑物、系统和部件的可靠性水平所采取的一个有别于一般安全分级是核电厂为提高构筑物、系统和部件的可靠性水平所采取的一个有别于一般工业设施的重要措施。它反映了工业设施的重要措施。它反映了“利益利益”与与“代价代价”，“安全性安全性”与与“经济性经济性”之间之间的平衡的平衡n1.安全级n机械部件的安全1级、2 级、3级和4级(非安全级

41、)n仪表和电器部件的lE级(安全级)和非lE级(非安全级）n所有的安全级部件与设备(安全l级、2级、3级)均为抗震I类n安全4级为非核安全级、质量4级(质量D组)，执行常规产品相应的标准和质量保证要求(例如：IS0一9001)n2.抗震分类n3.质量分组(规范等级)n4.质量保证级62系统安全分级与部件安全分级的关系系统安全分级与部件安全分级的关系n组成该系统的组成该系统的部件与部件与设备的安全级别与系设备的安全级别与系统的安全级别相一致统的安全级别相一致n安全级别不同的二个安全级别不同的二个系统之间的系统之间的接口部件接口部件按较高的级别确定按较高的级别确定n与安全级能动部件配与安全级能动部

42、件配套的电器设备与控制套的电器设备与控制仪表划分为仪表划分为IEIE级级n核电厂系统与部件安核电厂系统与部件安全分级示图见图。全分级示图见图。抗震分类n抗震I类 承受安全停堆地震(SSE)的荷载，适用于安全相关的SSCs及为其提供支持和保护的SSCs,同时要求保证其功能性和完整性。n抗震类 承受运行基准地震(OBE)的荷载,适用于不实施安全功能，也不要求具有延续功能的SSCs，仅要求保证其完整性。n对于抗震类的部件，新的核安全法规不强制规定其在设计中必须将运行基准地震的荷载作为设计输入。是否作为设计输人，由核电厂营运单位根据具体情况决定。n非抗震类64质量分组(也称为规范等级)n对核电厂机械部

43、件/设备，按照ASME-III分为：n质量A组：核1级部件n质量B组：核2级部件n质量C组：核3级部件n质量D组：n常规产品质量保证要求，非核级部件65质量保证级n与安全级别相对应，划分为n质量保证1级n质量保证2级n质量保证3级n质量保证4级n常规产品质量保证要求，例如：ISO-9001n对不同的质量保证级别的物项与服务，按照核安全法规HAF003核电厂质量保证规定所要求的控制要素是相同的；n 在实际执行中差别仅来源于：由于物项与服务的安全重要性和受控对象的质量信誉不同，而在控制的范围、频度和接受的标准上有所不同。66美国核管会美国核管会NRC质量分组系统质量分组系统67 质量A组 质量B组

44、 质量C组质量D组压力容器ASME：NB1级核电厂部件ASME：NC2级核电厂部件ASME：ND一3级核电厂部件ASME：压力容器第一册管道 ASME：NB1级核电厂部件ASME：NC2级核电J厂部件ASME：ND一3级核电厂部件ANSI B31.1动力管道泵ASME III：NB1级核电厂部件ASME III：NC2级核电厂部件ASME：ND3级核电厂部件制造厂标准阀门 ASME III：NB一1级核电厂部件ASME：NC2级核电厂部件ASME：ND3级核电厂部件ANSI B31.1动力管道和ANSl B16.34常压贮槽无ASME III：NC2级核电厂部件ASME：ND3级核电厂部件AP

45、I-650，AWWA D100或ANSI B69.1015 psig贮槽无ASME III：NC2级核电厂部件ASME：ND一3级核电厂部件API一620支承件除NF分卷外，ASME III：NB1级核电厂部件除NF分卷外，ASME：NC2级核电厂部件除NF分卷外,ASME：ND3级核电厂部件制造厂标准金属安全壳部件无除NE分卷MC级外，ASME：NC2级核电厂部件无无堆芯支承结构无堆芯支承结构NF分卷无无安全分级要求的对照APl000APl000规范级别规范级别字母字母美国国家标美国国家标准准ANS安全安全分级分级 要求要求美国核管美国核管会管理导会管理导则则RGl29抗震设计抗震设计要求要

46、求ASMEASME规范第规范第III卷分级要求卷分级要求美国电气和美国电气和电子工程师电子工程师学会学会IEEE要求要求美国核管美国核管会管理导会管理导则则RGl26质量分组质量分组美国联邦美国联邦法规法规10 CFR 50附附录录B质量质量保证保证检验和检验和试验要试验要 求求试验和试验和维护要维护要求求A A级级B B级级C C级级D D级级其他其他 级别级别核安全核安全l级级核安全核安全2级级核安全核安全3级级非核安全级非核安全级非核安全级非核安全级抗震抗震I类类抗震抗震l类类抗震抗震T类类非抗震类非抗震类非抗震类非抗震类1 1级级2 2级级3 3级级非核安全级非核安全级非核安全级非核安

47、全级不适用不适用(NA)(NA)不适用不适用(NA)lElE级级不适用不适用(NA)(NA)质量质量A A组组质量质量B组组质量质量c组组质量质量D组组不适用不适用YesYesYesYesYesYesNoNo不适用不适用YesYesYesYesYesYesYesYes不适用不适用不适用不适用(NA)(NA)68SSC安全分级是核电厂的安全目标和安全要求与相应工业规范、标准的安全分级是核电厂的安全目标和安全要求与相应工业规范、标准的“连接点连接点”。69工业标准体系-规范(Code)n我国目前尚未形成完整的有关核动力装置机械部件与设备的设计规范和标准。核级我国目前尚未形成完整的有关核动力装置机械

48、部件与设备的设计规范和标准。核级机械设备的设计与制造通常遵循国家核安全局认可的国外成熟规范、标准进行机械设备的设计与制造通常遵循国家核安全局认可的国外成熟规范、标准进行70ASME锅炉及压力容器规范锅炉及压力容器规范-核电体系核电体系n第卷 NCA分卷第1册和第2册的总要求n第卷 第1册nNB分卷1级部件nNC分卷2级部件nND分卷3级部件nNE分卷MC级部件nNF分卷支承件nNG分卷堆芯支承结构nNH分卷高温使用的1级部件n附录 n第卷 第2册混凝土安全壳规范n第卷 第3册用于运输与储存乏燃料和高放射性材料及废料的安全容器n第卷 核电厂部件在役检查规则 71n第卷 材料nA篇铁基材料技术规格

49、nB篇非铁基材料技术规格nC篇焊条、焊丝及填充金属材料技术规格nD篇性能（美国通用单位）nD篇性能（国际单位）n第卷 无损检测 n第卷 压力容器建造规则 n第1册n第2册另一规则n第3册高压容器建造规则n第卷 焊接和钎焊评定 nNX-1000 引言 nNX-2000 材料 nNX-2100 材料的通用要求nNX-2200 铁素体钢材的试件和试样nNX-2300 材料的断裂韧度要求nNX-2400 焊接材料nNX-2500 承压材料的检测和修补nNX-2600 材料机构的质量体系大纲nNX-2700 尺寸标准nNX-3000 设计nNX-4000 制作和安装制作和安装nNX-4100 通用要求n

50、NX-4200 成形、装配和对中nNX-4300 焊接评定nNX-4400 指导焊缝的施焊、检测和返修的规则nNX-4500 钎焊nNX-4600 热处理nNX-4700 机械接头72nNX-5000 检测nNX-5100 检测的通用要求nNX-5200 制作和役前基线焊缝所要求的检测nNX-5300 验收标准nNX-5400 容器的最终检测nNX-5500 无损检测人员的考核和取证nNX-6000 试验nNX-6100 通用要求nNX-6200 水压试验nNX-6300 气压试验nNX-6400 试验压力表nNX-6600 压力试验的特殊情况nNX-7000 超压保护nNX-8000 铭牌、