第一篇：核電廠主要生產系統要點

核電廠主要生產系統

核電廠的分類的主要依據是反應堆堆型，按堆型分類世界上已投入運行的核電廠有以下幾種：

1）壓水堆核電廠

這種核電廠的優點是：反應堆的結構簡單，功率密度高；汽輪機不帶放射性，勿需采取防護措施。

這種核電廠的缺點是：系統復雜，設備多；為得到較高的蒸汽參數，反應堆及一回路設備都要在很高的壓力下工作，使其設計、制造困難。

1950年美國海軍把推進動力研究集中在壓水型反應堆上，1954年魟魚號核潛艇下水。隨后，美國壓水型反應堆由于陸上核電廠的建設，并得到了迅猛發展。

2）沸水堆核電廠

這種核電廠的優點是：系統簡單（只有一個回路，設備少。無蒸汽發生器、穩壓器、主泵及一回路主管道等）；在反應堆壓力低的情況下可獲得相對高的蒸汽參數。

這種核電廠的缺點是：反應堆結構復雜，功率密度低；汽輪機帶有放射性，要采取防護措施。

沸水堆核電廠發展的很快，1960年美國第一座示范性沸水堆核電廠投入運行以后，目前單機最大功率已達1300MW。

3）重水反應堆核電廠

這種核電廠的優點是：用天然鈾作燃料，提高了鈾資源的利用率，降低了燃料的成本；采用壓力管，省去技術復雜、制造困難、價格昂貴的壓力殼；能不停堆換料。

這種核電廠的缺點是重水昂貴，發電成本高。

1956年，加拿大建成了實驗性的重水堆核電廠，后來又建造了電功率為540MW和750MW的重水堆核電機組。

4）石墨氣冷堆核電廠

這種核電廠的優點是：用天然鈾作燃料成本低；獲得的蒸汽參數高，且為過熱蒸汽。這種核電廠的缺點是：功率密度小，反應堆體積龐大；燃料裝量大，燃耗淺，自耗功大，發電成本高。

前蘇聯自第一座核電廠開始，一直在設計、建造石墨水冷堆核電廠，并在國內建造了一批功率為1000MW的這種核電機組。

5）快中子堆核電廠

這種核電廠的優點是：可使對輕水堆來說是核廢料的U238，變成可用的核燃料，大大提高鈾資源的利用率。

這種核電廠的缺點是：鈉的腐蝕性強，對設備、管道的材料要求高；鈉在空氣中會燃燒，在水中會爆炸－鈉水反應，故危險性大。

快中子堆是最有發展前途的核電廠。因為它是一種增殖堆，能大量利用“核廢料”。1951年美國實驗快堆首次從核反應堆發電點亮4個燈泡。雖然世界上發達的國家已建成10多座快中子堆核電機組，但均為實驗性的原型堆，尚有許多技術問題有待解決。

到2008年7月份，我國有9臺壓水堆核電機組、2臺重水堆核電機組在商業運行，有16臺壓水堆核電機組、1臺高溫氣冷堆核電機組以及一座實驗快堆正在建設中。目前世界上最先進的第三代壓水堆是美國AP1000和法國與德國聯合開發的歐洲先進堆EPR，我國將分別在山東海陽、浙江三門和廣東臺山建設這兩種機組。

1壓水堆核電廠系統構成

壓水堆核電廠是以壓水反應堆將裂變能轉換為熱能發電的，是目前世界上選用最多的堆型。壓水堆核電廠是以高壓欠熱水作為慢化劑和冷卻劑，一回路高壓高溫水通過蒸汽發生器使二回路水生成蒸汽送到汽輪發電機進行發電。圖1.2-1為壓水堆核電廠系統原理圖。

圖1.2－1 壓水堆核電廠系統原理圖

每臺壓水堆機組都由反應堆－蒸汽發生器－汽輪機－發電機－穩壓器－主泵組成。

1、一回路系統及主要設備

一回路系統又稱為反應堆冷卻劑系統，一回路內的高溫高壓含硼水流經反應堆堆芯，吸收堆芯核裂變放出的熱能；進入蒸汽發生器，通過蒸汽發生器傳熱管壁，將熱能傳給蒸汽發生器二回路側；再被反應堆冷卻劑泵送入反應堆。如此循環往復，構成封閉環路。

現代商用壓水堆核電廠反應堆冷卻劑系統主要由反應堆、冷卻劑泵（以后簡稱主泵）、蒸汽發生器、穩壓器和主管道組成。反應堆冷卻劑系統一般有二至四條并聯在反應堆壓力容器上的封閉環路，每一條環路由一臺蒸汽發生器、一臺或兩臺反應堆冷卻劑泵及相應的主管道組成。

反應堆冷卻劑系統示意圖見圖1.2-2。

圖1.2-2 壓水堆核電廠反應堆冷卻劑系統示意圖

反應堆主要由壓力容器、堆內構件、堆芯和控制棒驅動機構組成； ? 反應堆壓力容器工作在高壓(15.5MPa左右)、高溫、含硼酸水介質和放射性輻照的環境條件下，不僅用于支撐和包容堆芯和堆內構件，還作為一回路冷卻劑的重要壓力邊界，起著防止裂變產物逸出的作用。? 堆內構件主要用于堆芯部件的支承、對中和導向；引導冷卻劑流入流出堆芯；為堆芯內儀表提供支承和導向；保護壓力容器，延長其壽命。它主要包括上部堆內構件和下部堆內構件兩大部分。

? 堆芯（反應堆活性區）的主要作用是建立和維持可控鏈式核裂變反應，將燃料核裂變產生的能量大部分轉換成熱能，并將熱能傳遞給一回路冷卻劑。

? 控制棒驅動機構是核反應堆安全的重要動作部件，通過它的動作，帶動控制棒組件在堆芯上下抽插，以實現反應堆的啟動、功率調節、剩余反應性補償和停堆操作。控制棒驅動機構主要包括內部鉤爪組件、驅動軸組件、耐壓殼組件、磁軛線圈組件和位置指示組件等部件。

主管道將冷卻劑從反應堆壓力容器傳送到蒸汽發生器，然后輸送到主泵，再由主泵增壓打回反應堆壓力容器。每個環路上的主管道段包括熱管段（反應堆壓力容器到蒸汽發生器部分）、過渡管段（蒸汽發生器至主泵部分）、冷管段（主泵至反應堆壓力容器部分）。

主泵作用是為反應堆冷卻劑提供驅動壓頭，保證足夠的冷卻劑流量通過堆芯，把反應堆產生的熱量送至蒸汽發生器。現代壓水堆核電廠采用最廣泛的是立式、單級軸封泵。

蒸汽發生器是壓水堆核電廠一回路和二回路之間的樞紐，它將反應堆產生的熱量傳遞給二回路，將二回路的給水變成蒸汽，推動汽輪機做功。同時，蒸汽發生器又是分割一回路和二回路介質的屏障，占一回路壓力邊界面積80%左右的蒸汽發生器傳熱管壁厚一般只有1mm左右，是一回路壓力邊界中最薄弱的部分，在運行中極易發生泄漏。因此，蒸汽發生器的質量和性能對于核電廠的安全性和經濟性十分重要。目前我國除田灣核電站采用臥式蒸汽發生器外，其它電站均采用立式U型管自然循環蒸汽發生器。

反應堆冷卻劑系統還設有穩壓與卸壓系統，該系統通過波動管線與主管道連接，由穩壓器、卸壓箱、穩壓器波動（膨脹）管線、穩壓器噴淋管線、穩壓器安全閥、蒸汽排放管線以及汽－氣混合物排放管線等部件組成。

穩壓與卸壓系統的主要功能是建立并維持一回路系統的壓力；運行期間補償一回路冷卻劑因溫度變化引起的容積變化，限制一回路壓力因溫度變化引起的波動，避免冷卻劑在反應堆內沸騰，并控制一回路升、降壓速度。整個壓水堆冷卻劑系統共用一臺穩壓器，通過波動管和一個環路的熱管段相連。穩壓器有氣罐式和電加熱式兩種，現代壓水堆核電廠普遍采用電加熱式穩壓器。

2、主要的安全系統

核電廠的安全系統的功能是限制事故發生后的后果，為一些重大的事故提供必要的應急冷卻措施，并防止放射性物質的擴散。主要的安全系統包括余熱導出系統、應急堆芯冷卻系統、安全殼、安全殼隔離系統、安全殼噴淋系統、安全殼消氫氣系統、蒸汽發生器輔助（應急）給水系統、重要用戶中間冷卻水系統、應急電源等。這些安全保護系統均采用獨立設備和冗余布置，備有事故電源，安全系統可以抗地震和在蒸汽－空氣及放射性物質的惡劣環境中運行。簡單介紹如下：（1）余熱導出系統

余熱導出系統主要功能是把反應堆停堆后的余熱熱量從反應堆冷卻劑系統中傳遞出去。

余熱導出系統主要由余熱交換器、余熱排出泵以及有關管道、閥門和運行控制所必需的儀器儀表組成。該系統正常運行時，反應堆冷卻劑從主管道熱段流向余熱排出泵，通過余熱交換器傳熱管再返回主管道冷段，熱量則通過余熱交換器傳遞到設備冷卻水系統中。

（2）應急堆芯冷卻系統

應急堆芯冷卻系統主要功能是在出現某些事故時，通過注入含中子吸收物質（硼）的冷卻劑，冷卻堆芯并提供附加停堆能力。應急堆芯冷卻系統主要由安注箱、安注泵、離心上充泵、余熱排出泵、換料水貯存箱、硼注射箱及有關的閥門、管道組成。

（3）安全殼

安全殼是用于容納反應堆冷卻劑系統和某些安全重要系統的設備，在運行時對冷卻劑系統的放射性輻射進行屏蔽，限制泄漏；在一回路或二回路發生泄漏事故時，承受內壓并限制泄漏。安全殼還具有抵抗外部事件（颶風、飛射物撞擊）保護反應堆的能力。

安全殼底部用鋼筋混凝土底板封閉，主體由預應力混凝土穹頂封閉的立式預應力混凝土筒體構成，內側覆有起密封作用的碳鋼襯里。

（4）安全殼隔離系統

安全殼隔離系統為貫穿安全殼的流體系統提供了隔離手段，將事故后可能釋放到安全殼中的任何放射性都包容在安全殼內，保證安全殼泄漏率不超過規定的限值。

安全殼隔離系統主要由安全殼隔離閥和相關管道組成。在某些事故情況下，當安全控制系統發出隔離信號時，這些隔離閥快速關閉，防止放射性物質向周圍環境釋放。另外，在主蒸汽管道發生破裂時，還能及時隔離蒸汽發生器，防止反應堆冷卻劑系統過冷或安全殼超壓。

（5）安全殼噴淋系統

該系統的功能是維持安全殼內壓力。某些事故發生后，當安全殼內的壓力上升到一定限值，安全殼噴淋泵啟動，把含有硼和氫氧化鈉的溶液向安全殼內均勻地噴淋，在降低安全殼內溫度和壓力的同時，溶解安全殼內的放射性碘，減少放射性物質向環境釋放的可能性。

安全殼噴淋系統主要由安全殼噴淋泵、噴淋總管道、噴淋添加劑箱、液體噴射器和若干隔離閥及為保證系統運行所需的管道、儀器儀表組成。

（6）安全殼消氫系統

該系統的設計是基于美國三哩島事故經驗反饋的結果。三哩島事故中，由于氫氣大量聚集在安全殼頂部，最后引起氫爆炸，進一步惡化了事故后果。安全殼消氫系統的主要功能是，在發生冷卻劑失水事故時，降低安全殼內氫氣的含量，防止氫爆。

該系統主要由氫復合器、若干風機、過濾器和相關管路組成。（7）蒸汽發生器輔助（應急）給水系統。

在二回路的主給水失去的事故情況下，該系統投入使用，向蒸汽發生器供應足夠的給水來排出一回路系統的熱能。另外，在某些情況下，如小破口失水事故等，該系統也投入使用。

該系統主要由輔助給水泵、除氧水箱、除鹽水貯存箱、調節閥、截止閥和相應的管道組成。該系統投入運行時，輔助給水泵將除氧水箱或除鹽水貯存箱中的水打入蒸汽發生器中，保持蒸汽發生器的水位能夠淹沒傳熱管，防止事故的進一步擴大。

（8）重要設備中間冷卻水系統。

該系統的主要功能是向反應堆裝置、主泵、反應堆裝置的輔助系統、安全系統提供冷卻水并導出熱量。

（9）應急電源

核電廠每臺機組都安裝有應急柴油發電機組，正常運行時處于熱備用狀態，一旦發生失電事故，要求該系統在十幾秒時間內啟動，自動帶上負荷，為反應堆安全系統提供驅動力。

系統的主要設備是應急柴油發電機組。

3、核輔助系統

核輔助系統主要包括化學和容積控制系統、反應堆和乏燃料冷卻和處理系統、三廢系統、通風空調系統和核測量控制系統等。

（1）化學和容積控制系統 該系統主要作用有：

? 在所有運行工況下維持反應堆冷卻劑系統的物質平衡和水質； ? 貯存與供應除鹽除氧水及氫氧化鋰與聯氨，調節一回路水化學工況； ? 貯存并向安全注入系統和反應堆及乏燃料水池冷卻和處理系統提供不同濃度值的硼酸溶液，控制反應堆反應性； ? 向穩壓系統供噴淋水，向主泵密封供水并沖洗軸封； ? 向穩壓器和余熱系統泄壓閥充水；

? 凈化溶解在一回路冷卻劑中的離子態雜質，凈化以晶體狀態存在于一回路冷卻劑中的放射性腐蝕物，保證在燃料元件表面沒有沉淀物，降低一回路設備和管道的放射性污染水平；

? 處理各種工況下從一回路引出的含硼水，供應高、低濃度硼酸溶液，凈化硼酸溶液等等。

? 此外，化學和容積控制系統還起著安全功能。在事故情況下，化學和容積控制系統可向反應堆冷卻劑系統供給含硼酸的冷卻劑。化學和容積控制系統主要有下泄、上充兩大子系統。

下泄系統從主回路冷段管道抽出冷卻劑，通過下泄控制閥流向再生熱交換器，再通過下泄孔板流向下泄熱交換器，通過調節閥進入下泄離子交換器（俗稱混合床離子交換器）、陽離子交換器、下泄過濾器等進行凈化和過濾，最終流到容積控制箱，并在容積控制箱內完成載熱劑的除氧。

下泄系統主要由再生熱交換器、下泄孔板、下泄熱交換器、混合床離子交換器、陽離子交換器、容積控制箱和相關的閥門、管道組成。

上充系統從容積控制箱內取冷卻劑，由上充泵打回反應堆冷卻劑系統。上充系統主要由上充泵和相關的閥門、管道組成。

另外，化學和容積控制系統還包括冷卻劑補給和化學物質添加系統、一回路冷卻劑凈化和處理系統等。

冷卻劑補給和化學物質添加系統主要由化學水箱、硼水貯存箱、化學試劑補給箱、加藥泵、硼酸過濾器、硼注射箱和相關的閥門、管道等部件組成。（2）反應堆和乏燃料水池的冷卻和處理系統

與火電廠不同，核電廠使用過的燃料不會立即運出，將被從堆芯轉至乏燃料水池。在那里被冷卻和降低放射性水平。反應堆和乏燃料水池的冷卻和處理系統的主要功能是降低乏燃料水池內燃料元件的剩余熱量；在所有工況下導出乏燃料水池內乏燃料余熱，充注乏燃料水池；在換料和停堆檢修時，不能利用余熱排出系統時，可利用輔助冷卻系統來冷卻堆芯；堆芯換料時排空反應堆豎井、堆內構件及水封閘板間腔室或向其充水，保持乏燃料水池的水質并降低放射性；在發生事故時，它向反應堆安全殼噴淋系統和安全注入系統提供足量的硼酸溶液。

該系統主要由輸水泵、冷卻器、排水泵、集流母管和排水管線組成。（3）三廢處理系統 ①廢氣處理系統

廢氣處理系統主要是用來控制排放廢氣中放射性惰性氣體和氣溶膠的含量，使氣體流出物的放射性含量符合國家規定的排放定值。通過吸附或壓縮貯存的方式使廢氣中放射性物質在特定的容積內自然衰變，測得廢氣的放射性合格后，通過過濾、除碘、空氣稀釋后排向煙囪，達到保護環境的目的。

②廢液處理系統

廢液處理系統對含有放射性的液體廢物進行處理，保證向環境排出的廢液達到排放標準。它通過蒸發或過濾的方式對廢液進行放射性分離，得到的低于排放濃度限值的液體可直接向環境排放，而得到的少量放射性濃縮液或過濾后的放射性廢樹脂采用水泥固化、深埋的處理方式，以達到保護環境的目的。

③固體廢物處理系統

固體廢物處理系統對核電站產生的放射性固體廢物（廢中子測量通道、放射性污染的廢檢修工具、更換下來的放射性高效過濾器、個人防護用品、被放射性污染的建筑材料和保溫材料、液體廢物固化體燈）進行處理。通常采用分揀、減容、固定、固化等辦法使放射性固體廢物形成易運輸，易加工、性能穩定的物體，以便于在后處置場對其進行后處理。

有些電站三廢處理系統還包括硼回收系統、放射性廢液排放系統以及流水排放系統等。

（4）通風空調系統 通風空調系統的主要功能是為重要設備和人員提供足夠的冷卻能力和空氣循環的能力，保證重要設備的正常運行，保持或改善人員的工作環境，并降低事故情況下放射性外泄的可能性。

通風空調系統一般有控制棒驅動機構風冷系統、反應堆堆坑的通風系統、安全殼內的連續通風系統、安全殼內的空氣凈化系統、核燃料廠房通風系統、核輔助廠房通風系統、汽輪機廠房通風系統、主控室空調系統、上充泵房應急通風系統、輔助給水泵房通風系統、主要廠用水泵站通風系統、廢物輔助廠房通風系統、安全注入和噴淋泵電機房通風系統等。

（5）核測量控制系統

為了預防事故的發生，保證反應堆在既定參數下安全穩定運行，就必須監測反應堆中核裂變的情況，并給予必要的干預手段進行調整。

用于監督如堆功率、堆周期、中子通量分布等情況的系統統稱為核測量系統。用于調節的系統稱為核控制調節系統，核電廠控制調節系統包括堆功率調節系統、穩壓器控制系統、蒸汽發生器水位控制系統和蒸汽排放控制系統等。

4、常規島系統

壓水堆核電廠的常規島部分主要包括二回路系統（汽輪機發電機系統）、循環水系統、電氣系統及廠用電設備。

核電廠常規島的系統和設備與火力發電廠相類似，主要區別在于：（1）核電廠常規島系統某些設備和系統也涉及核安全要求，因此，對制造、安裝和運行等有更高的要求；

（2）核電廠的主蒸汽采用中參數的濕蒸汽，壓力和溫度較低，為了獲得大功率，只能增加主蒸汽的流量，因此核電廠的主蒸汽流量比火力發電機組大。由于二回路溫度壓力較低，其壓力邊界的選材與常規火電站不同。

（3）由于中參數濕蒸汽經汽輪機高壓缸做功后，濕度提高，核電廠汽輪機在熱循環中增加了汽水分離再熱系統，這是核電廠與火力發電廠在常規島部分的明顯不同之處。

2重水堆系統簡介

加壓重水反應堆（PHWR）是由加拿大經多年研究發展而成，它采用天然二氧化鈾作為燃料，重水D2O作為慢化劑和冷卻劑。燃料元件置于水平設置的壓力管內，反應堆兩端面各有一臺裝換料機，可實現不停堆換料。反應堆的控制采用垂直插入的多種中子吸收反應性控制裝置來完成。我國目前秦山三期有兩臺CANDU6加壓重水堆核電機組（728MWe）正在運行。

PHWR堆主要由慢化劑系統、一回路熱傳輸系統、停堆冷卻系統、專設安全系統、安全支持系統和供電系統等組成。

慢化劑系統在低溫低壓下運行并單獨冷卻，它與一回路熱傳輸系統冷卻劑完全隔離。在慢化劑系統重水中會產生相當大量的氚。氚的放射性較強，其經濟價值也很高，從經濟和安全性考慮，都要對氚進行嚴格的監測。

一回路熱傳輸系統的最主要特點是用幾百根壓力管在堆芯內容納高壓冷卻劑，而不是一個單一的壓力容器。在600 MWe－PHW反應堆中的分為兩個獨立的“8”字形冷卻劑環路，每個環路包括兩臺泵，四個集管（兩個入口集管和兩個出口集管），兩臺蒸汽發生器和大量熱傳輸支管和燃料通道，見圖1.2－3。

圖1-5 加壓重水反應堆流程圖 停堆冷卻系統在停堆后為燃料和一回路熱傳輸系統提供冷卻，并在低溫條件下持續長期運行。該系統主要由位于反應堆一端的一臺泵和一臺蒸汽發生器組成，兩個熱傳輸回路的入口集管和出口集管之間互相連接。

專設的安全設施有：1號停堆系統、2號停堆系統、應急堆芯冷卻系統和安全殼系統等。

? 1號停堆系統主要采用28根鎘棒加載，鎘棒受重力作用并在彈簧輔助下落入堆芯。在要求停堆時，這系統切除吸收棒抓鉤的供電，使吸收棒落入慢化劑中。

? 2號停堆系統通過6個水平放置的管嘴迅速將硝酸釓濃溶液注入慢化劑，2號停堆系統獨立于1號停堆系統，功能上具有多樣性，實體位置是隔離的。

? 應急堆芯冷卻系統由三個階段組成，高壓階段利用氣體壓力將水從位于反應堆廠房外的水箱注入堆芯；中壓階段用應急堆芯冷卻系統的回收泵將位于反應堆廠房內的噴注水箱的水注入堆芯；低壓階段用泵將已收集在反應堆廠房地坑的水經應急堆芯冷卻熱交換器注入堆芯。

? 安全殼系統由帶環氧樹脂內襯的混凝土安全殼結構（包括自動觸發的噴注系統和空氣冷卻器的熱阱），過濾排風系統，出入氣密閘門，安全殼延伸部分和自動觸發的安全殼隔離系統組成。

安全支持系統包括應急供水系統、應急供電系統、廠用水系統、儀表空氣系統和第一組供電系統。這些輔助設施置于廠區內較遠的區域，作為其它系統的備用系統，尤其是地震時。應急供水系統在應急狀態下，向一回路熱傳輸系統、二次側冷卻回路、應急堆芯冷卻系統熱交換器供水。應急電源向應急水供給泵和閥供電，此外，它作為替代電源，向應急堆芯冷卻泵和某些應急堆芯冷卻系統閥門以及操作員在第二控制區遠距離控制的其它安全和控制系統供電。

供電系統分為4級：I、II、III和IV級，系統級別與斷電有關。專設安全系統，設備保護和工藝考慮對供電允許斷電和可接受斷電提出了不同要求。在安全線路設計中采用專門的措施，來保證任一安全系統內所有通道之間被隔離。這種隔離措施適用于設備間，電纜布線和電力供應。此外，對于安全相關的線路，在反應堆廠房內采用兩路分隔的電纜線路。3高溫氣冷堆系統簡介

高溫氣冷堆是一種安全性好、可用于高效發電和高溫供熱的先進核反應堆，是國際核領域第四代核能系統中六種備選堆型之一。目前在我國山東省正在建設高溫氣冷堆示范工程（簡稱HTR－PM）。

HTR－PM采用兩堆帶一機的設置，即電站由兩座反應堆組成，每座反應堆接一蒸汽發生器，每座反應堆有獨立的二回路系統，包括：給水泵、給水調節閥、給水隔離閥、主蒸汽隔離閥和主蒸汽安全閥。兩座反應堆共用蒸汽－電力轉換系統，包括：啟動-停堆回路、汽輪機/發電機系統等，見圖1.2－4。

圖1.2－4 高溫堆核島系統圖 整個電站由一回路系統、專設安全設施、儀控及劑量監測系統、電力系統、輔助系統、蒸汽電力轉換系統等組成。

一回路系統由反應堆和蒸汽發生器及主氦風機組成，反應堆和蒸汽發生器及主氦風機分別布置在反應堆壓力容器、蒸汽發生器殼體兩個壓力容器內，其間用熱氣導管殼體相連接，構成“肩并肩”的布置方式，安裝在混凝土屏蔽艙室內。

專設安全系統主要有包容體系統、余熱排出系統、隔離系統、蒸汽發生器事故排放系統。

核島輔助系統主要包括燃料裝卸與貯存系統、一回路壓力泄放系統、氦凈化與氦輔助系統、氣體采樣與分析系統、屏蔽冷卻水系統、設備冷卻水、廠用水、放射性廢物處理、反應堆廠房通風空調系統等。

儀、控及劑量監測系統主要包括主控制室和備用停堆點、反應堆保護系統、反應堆控制系統、核測量系統、過程測量系統、地震監測系統、輻射和劑量監測系統、主控制室報警系統、核島通信系統、核島信號接地系統等。

HTR－PM 電力系統由廠外電力系統和廠用電系統組成。AP1000核電站簡介

AP1000是美國西屋電氣公司設計開發的一種兩環路1000MWe的非能動壓水反應堆核電站，是當今世界上最先進的“第三代”核電技術的代表。它的主要性能特點是系統簡化、非能動安全、數字化儀控和模塊化建造。它在全世界第一次將進一步提高核電的安全性和經濟性很好的統一起來，在批量建設的條件下，在經濟性上具有與傳統火電相比的競爭能力。

下面對AP1000的幾個主要系統及模塊化建造進行簡單的介紹：

1、AP1000反應堆冷卻劑系統

AP1000反應堆冷卻劑系統的主要功能與傳統壓水堆核電站的功能要求相同，因而兩者的設計基準、主要設備的安全分級、制造質量要求、抗震要求以及選材方面的考慮也基本相同。但由于AP1000安全系統的非能動化，降低了冷卻劑系統及其相連系統的某些安全功能的要求，因而在冷卻劑系統及其設備的設計上均有許多不同的特點。

AP1000一回路由2個環路組成，每一個環路由一臺蒸汽發生器、一條熱段主管道、兩條冷段主管道和兩臺主泵組成，另有一臺穩壓器連接到其中一個環路的熱管段，見圖1.2－5所示。

1）反應堆壓力容器

AP1000反應堆壓力容器是基于西屋公司三環路壓力容器的設計改進而成，由上封頭、上筒體、下筒體、過渡段、下封頭組成，采用低合金鋼（SA－508 Grade3 Class1）鍛件和板材制造，筒體壁厚203mm，內部帶有5.6mm厚的奧氏體不銹鋼（308L）堆焊層。下封頭、過渡段、下筒體和上筒體焊接在一起。下封頭上沒有貫穿件，堆芯中子測量儀表從上封頭引入，減少了下封頭貫穿件失效引起的堆芯損壞風險。此外，為了簡化反應堆換料過程，AP1000采用一體化堆頂結構。

2）反應堆冷卻劑泵

主泵采用無軸封泄漏的屏蔽式主泵，入口直接焊接在蒸汽發生器底部，出口連接到冷段主管道上。這種結構設計取消了主泵與蒸汽發生器之間的冷卻劑管道，降低了環路的壓降，簡化了蒸汽發生器、泵和管道支承系統。并且由于沒有軸密封裝置，消除了因軸密封失效導致失水事故的可能性，從而大大提高了安全性，也減少了泵的維修工作量。

圖1.2－5 AP1000一回路布置 泵電機是一個立式、水冷、鼠籠感應式電機，通過螺栓與主泵殼體法蘭連接，不需要其它支撐結構。主泵的水力部件（包括葉輪、擴壓片以及與擴壓片相連的結構）直接安裝在電機單元上，中間沒有聯軸器，檢修屏蔽泵時隨同電機模塊一同拆卸。

屏蔽式主泵相對于傳統的軸封式主泵，在維持反應堆冷卻劑系統壓力邊界完整性方面具有獨到的技術優勢，能夠顯著減少核電站失水事件的發生頻率。AP1000屏蔽式主泵結構圖，見圖1.2－6。

3）蒸汽發生器

AP1000采用2臺典型的直立式帶有一體化汽水分離器的倒U型管自然循環蒸汽發生器，傳熱面積接近125000ft2（11500m2），垂直支撐由單根立柱承擔。

AP1000蒸汽發生器的主要技術特點有以下幾點：

? 蒸汽發生器的U型傳熱管采用三角形排列，三葉狀孔（梅花孔）支撐板

圖1.2－6 主泵結構圖 改進了防振條工藝；

? U型傳熱管采用鎳－鉻－鐵合金690熱處理管；

? 管板上的傳熱管采用全深度液壓脹管，最大限度地防止二回路水進入傳熱管與管板之間的縫隙；

? 蒸汽發生器在全揮發處理二次側水化學條件下運行； ? 采用一體化的汽水分離器；

? 采用橢圓形的一次側下腔室，便于機器人工具進出和維護保養。? 蒸汽發生器下封頭直接與兩臺主泵的殼體相連接 4）主管道

AP1000反應堆冷卻劑系統有兩個環路，每個環路上有1條內徑為31寸的熱段管道和2條內徑為22寸的冷段管道；其中一個環路上接有1條螺旋形穩壓器波動管線。

與傳統壓水堆相比，AP1000主管道的設計在安全方面有兩個較突出的優點： ? 穩壓器波動管的布置更加合理，有利于減少影響主管道壽命的熱分層現象。

? AP1000反應堆冷卻劑系統應用了LBB（先漏后裂）設計準則，其設計理念更加先進，簡化了一回路的支撐設計，不僅有利于在役檢查，而且有利于防止大失水事故的發生。

5）穩壓器

AP1000穩壓器采用傳統壓水堆成熟技術，結構簡單，由直立式筒體和上下封頭組成，容積增大到約59m3。由于穩壓器容積率增加，AP1000相應的瞬態響應能力增強，可以減少停堆事件發生頻率，并有利于限制事件發展。

2、AP1000非能動安全系統

AP1000的非能動安全系統主要包括應急堆芯冷卻系統、安注和自動降壓系統、余熱排出系統和安全殼冷卻系統等。

與傳統的壓水堆安全系統相比，非能動安全系統要簡單得多，它們不需要現有核電站中那些必不可少、種類繁多的安全支持系統，如相關的安全級交流電源、冷卻水系統以及安裝這些部件的抗震廠房。非能動安全系統的采用和系統的簡化，減少了運行人員的操作。通過這些設計，AP1000機組的安全性得到了顯著的改進，其堆芯熔化概率為3×10-7/堆年，遠低于美國核電用戶要求文件（URD）要求的1×10-5/堆年。

非能動設計大幅度減少了安全系統的設備和部件，與同樣容量的傳統核電站設備相比，AP1000 的閥門、管道、電纜、泵、抗震廠房容積分別減少了50％、83％、87％、36％和56％，節省了所需的大宗材料和現場勞力。

3、安全殼系統

AP1000的安全殼為雙層結構，外層為預應力混凝土，內層為鋼板結構。安全殼及內部結構剖面圖見圖1.2－7。

AP1000與當前運行電站相比，安全殼機械貫穿件的數量大大減少，正常隔離閥處于關閉狀態的比例更高。正常打開的隔離閥也是故障自動關閉的。

圖1.2－7 安全殼

4、儀表和控制系統

AP1000儀控系統采用成熟的數字化技術設計，通過多樣化的安全級、非安全級儀控系統和信息提供、操作避免發生共模失效。主控室采用布置緊湊的計算機工作站控制技術，人機接口設計充分考慮了運行電站的經驗反饋。

5、模塊化建設

核電廠的模塊化設計是將核電廠的整體系統結構，包括它們的支撐和部分土建結構，根據其組成的特點，切割成若干可以在工廠中進行加工制造的模塊，如設備模塊，管道模塊，結構模塊，土建模塊等，將這些模塊在工廠完成預制，然后利用各種交通工具將其運抵現場，實施安裝。模塊化建設能夠有效地降低核電廠的建設造價，縮短建設周期，提供經濟性。

AP1000在建造中大量采用模塊化建造技術。模塊建造是電站詳細設計的一部分，整個電站共分4種模塊類型，其中結構模塊122個，管道模塊154個，機械設備模塊55個，電氣設備模塊11個。模塊化建造技術使建造活動處于容易控制的環境中，在制作車間即可進行檢查，經驗反饋和吸取教訓更加容易，保證建造質量。平行進行的各個模塊建造大量減少了現場的人員和施工活動。

通過與前期工程平行開展的按模塊進行混凝土施工、設備安裝的建造方法，AP1000的建設周期大大縮短至60個月，其中從第一罐混凝土到裝料只需36個月。EPR核電系統簡介

EPR 是法馬通和西門子公司聯合開發的第三代壓水堆核電站。EPR保持了壓水堆技術的延續性，采納了法、德兩國最新投入運行的N4和Konvoi反應堆所應用的新技術，與傳統的壓水堆型相比，它達到了法國核安全局對未來壓水堆核電站提出的核安全標準，并提高了核電的經濟競爭力，EPR的電廠效率能達到36%～37%，發電成本將比N4系列低10％。

EPR為單堆布置四環路機組，電功率1525MWe，設計壽命60年。EPR為雙層安全殼設計，內層為直徑46.8米、高度57.5米的預應力混凝土，外層采用加強型的鋼筋混凝土殼抵御外部災害，內、外層的厚度都是1.3米，內外之間為環行空間，相距1.80米。內層安全殼帶有防泄漏的金屬襯里覆面。2.6米厚的安全殼可抵御墜機等外部侵襲。EPR主設備包括:一臺反應堆壓力容器、四臺蒸汽發生器、四臺主泵、一臺穩壓器以及相互之間連接的主管道。

1、反應堆壓力容器

EPR反應堆壓力容器由頂蓋、筒體和球形下封頭組成，設計壽期60年，由鍛造的鐵素體鋼16MND5制造，重409t，長11m，直徑約6m，環形鍛件，無縱向焊縫，活性區無焊縫。大型焊縫的數量和幾何尺寸減少，上部筒體為整體鍛件機加工而成，法蘭與接管段殼體是一體的，法蘭與接管段之間焊縫減少再加上管嘴可調節式設計，這樣就增加了管嘴到堆芯頂部的垂直距離，因此在假設冷卻劑喪失下，操縱員將有更多時間應對堆芯裸露危險。壓力容器下部有堆芯高度的圓筒形部分、過渡段及球形下封頭組成。因為堆芯內儀表由壓力容器頂部上封頭引入，因此下封頭沒有任河貫穿件通過。整個內表面堆焊奧氏體不銹鋼覆蓋層，為減少腐蝕產物放射源項，規定堆焊材料的殘余鈷含量低，小于0.06%。在設計壽期末RPV材料延脆性轉變溫度RTNDT要求仍低于30℃。壓力容器的設計便于在役檢查期間進行無損檢驗，特別是其內表面是可接近的，允許從內部對焊接接頭進行100%的目視及超聲波檢查。

2、蒸汽發生器

EPR也采用U形管束立式蒸汽發生器，裝備有自然循環熱交換器及軸向節能器。單位重量約539t，長約25m，直徑約6m。蒸汽發生器下封頭采用一體鍛制而成。EPR蒸汽發生器增加了熱交換面積并采用軸向節能器，因而飽和蒸汽壓力能夠達到7.8MPa，而且電廠效率能達到36%～37%。管束材料采用因科鎳690合金，鈷含量平均值低于0.015%，管束圍板由18MND5鋼制成的。

3、穩壓器

EPR穩壓器重150t，長14m，直徑3m。所有的穩壓器邊界部件，除加熱器貫穿件外，都是鐵素體鍛鋼制成，并有兩層堆焊覆面。鋼的等級同反應堆壓力容器。加熱器貫穿件采用不銹鋼材料，焊接材料為因科鎳合金。穩壓器由一組焊在本體上的支架支撐。側向的限制器可以防止穩壓器在假想地震或事故中發生擺動。EPR在穩壓器封頭和閥門之間設有一層樓板，便于加熱器更換并降低閥門維修時的輻射劑量。

EPR 穩壓器設計壽命60年。

4、主泵

EPR有4個輸熱環路，在每個環路中的冷管段上均安裝有一臺主泵。反應堆主泵是N4反應堆主泵的增強型，其特點是葉輪末端安裝了靜液壓軸承，因此軸線振動水平非常低。

增加了新的安全裝置“停車密封”作為軸密封的備用。軸密封以靜密封作為備用，一旦泵停止運行并且泄漏管線關閉時，停車密封就關閉。它在所有各級軸密封系統逐級失效情況下或同時失去設備冷卻水和用于密封的化容注入水情況下，保證軸的密封性能。

5、主管道

EPR主管道材質采用奧氏體超低碳不銹鋼；主管道為Z2CN19.10型，主管道尺寸為Φ780×76mm；波動管為Z2CND18.12型，波動管尺寸為Φ325.5×35mm。管道的焊接工藝實施了重大改進，使用軌道窄間隙TIG焊接技術得到均勻的圓周焊縫。使用自動TIG機焊接，大大減少了焊接金屬體積并提高了焊接質量。奧氏體與鐵素體部件之間的雙金屬焊通過因科鎳52直接自動焊接進行。輔助及儀表管線通過接管、支管及管接頭與主管道連接。大的接管與主管道采用整體鍛制，小的接管焊在主管道上，化容系統的接管與主管道采用整體鍛造，目的在于提高抗熱疲勞能力。

第二篇：核電廠輻射監測系統發展趨勢.

核電廠輻射監測系統發展趨勢 雙擊自動滾屏

發布者：秘書處 發布時間：2009-7-1 閱讀：660次 核電廠輻射監測系統發展趨勢 劉 杰

（西安核儀器廠）

[摘要] 本文概述了核電廠輻射監測系統儀表及其主要單元部件的功能和用途、系統配置、國內外技術發展狀況和差距；為適應國家快速發展核電的節奏以及實現核電裝備制造國產化要求，提出了以自主研發、自主創新與引進技術、消化吸收再創新相結合的產品研發思路。1 輻射監測系統簡介

核電站與其它種類電站的主要差別是核反應堆運行中伴有核輻射產生，所以輻射監測系統是核電站必不可少的組成部分。系統所獲取的輻射變化信息對保護工作人員免受輻照、保護環境及保證核電站安全運行有重要作用，對分析核電廠的故障和事故具有重要價值。

核電廠的輻射測量主要涉及輻射監測、保健物理、實驗室分析測量、環境監測等。其中，本文重點闡述的輻射監測系統可分為區域輻射監測、排出流輻射監測及工藝輻射監測，通過測量輻射水平的高低實現對核電站屏蔽完整性、設備工作狀態、人員受照劑量的有效監測和控制，從而最終保證核電站的安全運行，防止任何超劑量事故發生。

輻射監測系統通常由若干各自獨立的測量道、中央計算機系統及應用軟件等構成；各測量道包含相互連接的各種功能部件（探測裝置、處理和顯示單元等）。核電廠輻射監測系統通常分為三個層次：即輻射探測、數據測量和顯示以及中央 數據采集和管理。

核輻射的探測對象主要包括區域γ放射性監測、氣載氣溶膠α、β放射性監測、惰性氣體β、γ放射性監測、放射性碘γ監測以及液體（水）γ放射性監測等，根據現場的不同監測對象（所關注的射線、核素或介質）、安全級別和輻射水平，所選用的輻射探測器種類、監測道設備安全等級（安全級和非安全級）和量程范圍會各不相同，所以，在現場安置的輻射測量道應具有適應現場要求的良好的物理指標和性能，能可靠、準確、及時地反映現場輻射水平的變化。2 輻射監測儀表技術應用現狀及前景

中國核電從上世紀80年代開始起步，到現在建成并投入商業運行的共有11臺機組，其中3臺機組主要是靠我們的技術力量完成的，其中一臺機組是秦山一期30萬千瓦的原型堆，該堆型已出口巴基斯坦4臺機組（包括已發電的兩臺機組和正在建設中的C-2核電項目），另兩臺機組是秦山二期的2臺60萬千瓦機組，在這3臺機組中，除少部分技術較復雜且價值較高的輻射監測儀表采用國外產品外（如事故及事故后類儀表、PIG監測儀等），其它大部分的輻射監測系統儀表設備均采用了國產的產品；而另外的8臺機組可以說全部或絕大部分采用了國外的輻射監測儀表產品，國產輻射監測儀表和設備屈指可數。

根據國家大力發展核電的戰略部署，到2020年我國核電運行裝機容量將達到4000萬千瓦，占屆時全部發電裝機容量的4％左右，這意味著為核電裝備制造企業帶來了巨大的發展機遇。然而因近年來關于中國核電發展的技術路線之爭，也對核電產業鏈下游的裝備制造企業帶來了無所適從之感，缺乏從核電發展總體方面的宏觀引導，在一定程度上無法把握儀控設備的設計及系統構建的技術發展方向，并且對已有的技術模式可能會喪失有效的延續性；加之，國內裝備制造企業的技術基礎、科研能力、資金支持就相對薄弱，裝備制造企業的產品研發活動似乎只能缺乏前瞻性地被動進行。

從國家核電發展的技術路線來看，我國投入商業運行的11個核電機組，除秦山一期的原型堆外，其它機組采用了整體引進國外技術或“仿造”的模式，加上國內特殊的市場環境，這使得國外進口的核裝備技術和產品，在相當一段時期內都具備很大的市場空間。由于國內核行業尚未建立和形成以企業為核心的創新發展機制，核電產業鏈下游的裝備制造企業，只能依靠自身能力，在缺乏支持的科研條件下滾動發展，這也就是為什么從實驗室分析、在線監測、保健物理以及環 境監測等各類國外核輻射測量產品在國內大行其道，而國內具有一定科研生產能力的核儀器制造企業的市場空間變得越來越小。

近年來，盡管國內輻射監測儀表技術隨著核電建設步伐的加快而有較快的發展，各科研院所、企業紛紛研發新產品，填補了不少單機產品空白，但總體來說，輻射監測儀表在產品覆蓋面、標準化程度、系統構建等方面還存在較大差距。由于市場的開放，在歷年來國內的核電工程項目及各類核設施輻射監測系統設備的招投標過程中，國內企業都遭遇了來自國外供貨商的激烈競爭，同時國內也涌現了不少國外產品的代理商和貿易公司，使國內有一定技術基礎和技術能力的企業，無論在市場和技術方面都陷入兩難的境地，中國核電亟需建立以企業為主體的技術發展與創新體系。3 輻射監測技術發展趨勢

輻射監測技術隨著科技的進步也產生了巨大的飛躍，從70年代簡單的模擬率表形式，經過幾十年的發展，當今的核電站輻射監測技術已步入充分體現“用戶化”概念的數字化網絡監測系統。3.1系統主要部件 3.1.1 探測裝置

在傳統探測方法的基礎上（如電離室探測器、閃爍探測器等），新型的半導體探測器（如PIPS型硅探測器等）將更加廣泛地運用到輻射監測儀表的探測裝置中；由于采用新工藝和新材料，探測裝置的外型尺寸將會大幅縮小，鉛屏蔽減小甚至可以去除，便于集成在輻射監測現場的“一體化”機架中；可通過多種方式對探測器工作性能進行檢查（包括光測試、電測試、探測器內置源、溫度傳感器等），無需外部檢查源裝置。3.1.2 就地處理單元（LPU）

就地處理單元（LPU）是輻射監測系統的核心部件，它與探測器相連，給探測器供電并獲取來自探測器輸出的模擬測量信號，通過其內置的合適的算法，以所需的單位（Gy/h，Bq/m3等）給出輻射測量值以及輸出報警和故障信息、存儲歷史值和歷史事件、譜的產生和存儲、對外模擬量/數字量輸入輸出、RS-485網絡連接等功能。

就地處理單元（LPU）在硬件上具有很強的互換性，根據探測器的不同，通過寫入不同的特定算法，適用于不同的應用和監測對象。但每種算法都具有一些共性特征，如計數死時間的動態修正、本底的靜態或動態補償、數據平滑功能等。系統應用軟件包含：“數據采集和管理軟件”、“維護和設置軟件”、“譜分析處理軟件”、“仿真軟件”等。

由此看出，應用于未來批量投產的百萬千瓦級壓水堆核電站的輻射監測系統，通過采用高性能核探測裝置、智能化的處理和顯示部件單元，運用先進的數字化網絡技術及功能強大的應用軟件，可以以簡單、靈活的方式構建系統，體現系統數字化和用戶化、部件模塊化和標準化、易于安裝、維修和維護的特點。4 核儀器產業發展思路

首先，企業自身應堅持自主創新與引進技術、消化吸收和再創新相結合，加強內部合作。根據國家核電建設的“以我為主、中外合作、引進技術、推進國產化”的原則，作為核電裝備制造企業，應堅持自主創新，而科技創新離不開國際合作，只有這樣才能使核電裝備制造企業在核電大發展的機遇中步入快車道。

“M-2036數字化就地處理箱”是由西安核儀器廠自主研制和開發的應用于核電站輻射監測系統的一種技術先進、性能可靠的就地處理顯示裝置，它可與多種探測裝置相連接組成各種輻射監測通道，各監測通道通過該設備聯網以后，可以方便地組成規模不等的輻射監測系統。

該項目科研自2006年3月正式啟動，通過了由上級主管部門及設計院組成的評審組的設計方案評審，之后完成了兩臺科研樣機的加工、調試工作；從2007年初開始，進行了小批量6臺樣機的加工、組裝和調試，并分別與6臺不同型號的輻射監測儀探測裝置連接，先后進行了環境試驗、電氣安全性試驗、電磁兼容性試驗、磨損試驗、耐輻照試驗、振動試驗、熱老化試驗、地震試驗以及由第三方進行的1E級輻射監測儀表軟件驗證和確認。試驗證明，該產品的所有結構設計和電路設計達到了規定的目標和技術要求，目前該產品已投入批量生產。

電磁兼容性設計在以往類似的產品中未能很好地解決，在該產品研制過程中，設計中采取了各種措施來解決該難點問題，包括：機箱采用EMC機箱；對易感受電磁

核儀器產品的研究起點和技術水平，并實現產業化。同時也建議行業主管部門給予核儀器產業更大力度的政策引導，相關行業協會可以起到橋梁作用，拉進國內科研院所、院校的間距離，建立有效的合作共贏機制，使國內各核儀器相關單位，能以國家大力發展核電為契機，實現跨越式、可持續發展。

第三篇：核電廠材料

1、晶面指數和晶向指數：晶面指數是根據晶面與單位晶胞的三個坐標軸相交的截距大小的倒數來確定；晶向指數是表示空間點陣中由原子組成的某一平行直線族中任一直線的方位。P11

2、典型晶胞結構：面心立方 體心立方 密排六方（具體參數見課本p13）

3、致密度：描述這個金屬原子排列緊密程度

4、配位數：對晶胞中某一個原子來說跟這個原子最近且距離相等的原子數

5、晶體缺陷：1點缺陷：當原子受到熱震動，輻照，形變等，陣點原子獲得能量離開平衡位置而留下空位，就產生了缺陷。空位是一種點缺陷。若該離位原子遷移到晶格間的空隙處，并停留在那兒，成為一個間隙原子，形成另一種點缺陷。一些原子被其他原子所取代，形成點缺陷。2線缺陷：在晶體的某一平面上，沿著某一方向向外延伸開的一種缺陷。這類缺陷的具體形式是各種類型的位錯，基本類型有刃型位錯和螺型位錯。3面缺陷：是兩個方向的尺寸很大，而第三個方向的尺寸很小的缺陷。P15

6、熱處理及材料性能改變：熱處理是將固態金屬在一定介質中加熱到一定溫度、并在該溫度下保持一定時間，然后以一定方式冷卻下來，從而改變金屬工件整體或表面組織，獲取所需性能的工藝。普通熱處理方法有退火、正火、淬火、回火。退火：加熱到某一溫度，然后保溫一段時間再緩慢冷卻，得到接近平衡狀態的組織的熱處理過程。正火：加熱到臨界點以上40—60℃，然后保溫，得到完全奧氏體組織并均勻化再空冷。淬火：加熱到Ac3或Ac1之上30—50℃，保溫一段時間，再急冷。回火：在A1以下溫度加熱并以適當方式冷卻。回復與再結晶：1回復：在T1（再結晶開始溫度）以下加熱，以消除內應力，減少晶格畸變。2再結晶：在T1-T2(再結晶完成溫度)之間加熱，消除加工硬化，降低硬度，提高塑性，為再加工做準備。

7、硬度：硬度常被說成對壓入塑性變形，劃痕，磨損或切削等的抗力。實際上他不是一個單純的物理或力學量，他代表著彈性，塑形，塑性形變強化率，強度和韌性等一系列不同的物理量組合的一種綜合性能指標。因此，硬度不是金屬材料獨立的力學性能，不能用作仲裁試驗。

8、拉伸性能：拉伸試驗可以測定金屬材料在受單向靜拉力作用下的強度，塑性。強度是材料抵抗外力作用下發生變形和斷裂的能力。塑性是指材料斷裂發生前發生塑性變形的能力，可以用材料斷裂時的最大塑性變形來表示。材料從彈性變形轉變為塑性變形時的應力稱為屈服強度。通過拉伸試驗，可得到以下材料性能指標： 楊氏模量：在彈性變形范圍內，應力與應變成正比，符合胡克定律，泊松比：垂直方向的彈性變形與水平方向的彈性變形的比值，比例極限：表示材料抵抗彈性變形的能力，屈服強度：是金屬材料抵抗微量塑性變形（0.2%）時的應力，抗拉強度：是金屬材料承受最大均勻塑性變形時的應力，延伸率：是材料的塑性指標，表示斷裂前后試樣標距長度的相對伸長值，斷面收縮率：也是材料的塑性指標，是斷裂前后試樣截面的相對收縮值。拉伸性能受溫度影響較大。溫度升高強度指標（屈服強度、抗拉強度）下降，塑、韌性指標（延伸率、斷面收縮率）升高。在反應堆條件下，由于輻照影響，隨輻照劑量增加，強度升高，塑、韌性下降。

9、沖擊性能：1韌性和脆性：材料斷裂分韌性斷和脆性斷。在斷裂前能承受塑性變形的金屬，稱之為塑性的，呈現韌性斷裂。當應變足夠大，裂紋產生在金屬內部并且得以長大，以剪切的機制斷裂，斷口呈現韌窩特征，稱為韌性金屬。脆性金屬斷裂前只有極小的塑性變形，裂紋擴展很快，并沿解理面斷

開，斷口呈現解離特征，稱為脆性金屬。金屬的韌性和脆性能轉換。2韌性是材料斷裂前吸收塑性變形功和斷裂功的能力，或是材料抵抗裂紋擴展的能力。3沖擊試驗：是一種動態力學試驗，他是把一定形狀的試樣用拉、扭或彎曲的方法，使之迅速斷裂而測定使之斷裂所需要的功。一般認為他是試驗材料韌性的，所以也稱其為沖擊韌性試驗。4韌脆轉變溫度（DBTT）：溫度降低到某一值時，鋼的沖斷功顯著下降，該現象為韌脆轉變，也稱低溫脆性，該溫度定義為韌脆轉變溫度（DBTT）

10、蠕變性能：1蠕變：是指材料在恒定溫度，長時間受力的狀態下，即使所受應力小于其屈服強度，也會隨時間緩慢的產生永久塑性變形，這種現象稱為蠕變。蠕變分三個階段，分別叫做第一、二、三期蠕變。溫度越高，應力越大，蠕變斷裂發生越快。2蠕變極限：表示材料在高溫和長期載荷作用下，抵抗塑性變形的抗力指標。3持久極限：表示材料在高溫和長期載荷的作用下，抵抗斷裂的能力。

11、疲勞性能：疲勞：指金屬材料在受重復或交變載荷或應力時，雖其所受應力遠小于其抗拉強度，甚至小于其彈性極限，經多次循環后，在無顯著外觀變形的情況下發生突然斷裂的現象。疲勞斷口有一定的特征，可以分為三個區域，裂紋成核區，擴展區，快速斷裂區。

12、局部的電化學腐蝕：點腐蝕（產生和介質中存在氯離子有關，也與局部缺氧有關）、縫隙腐蝕、晶間腐蝕（特征：表面尺寸幾乎不變，有時表面仍保持金屬光澤，但強度和韌性下降，稍加沖擊，表面就會出現裂紋。斷口形貌為冰糖狀的沿晶斷口。產生的原因是晶界析出某相，是晶界附近元素分布形態發生改變而造成的，它是一種局部的電化學腐蝕）、沖刷腐蝕、微動腐蝕、應力腐蝕、苛性腐蝕（堿脆）、氫脆（氫的吸收量與鋯的氧化量有關，氫在鋯中的溶解度約為70微克/克（300℃），多余的氫就和鋯結合，生成氫化鋯，氫化鋯呈片狀析出，破壞了金屬的連續性，并且氫化鋯在150℃下是脆性的。腐蝕的后果是包殼壁減薄，強度降低，吸氫的后果是在金屬中形成氫化物，導致包殼脆化，這就是鋯合金發生氫脆的原因）、質量遷移、電偶腐蝕。

13、輻照損傷的主要原因是它們的核與快中子發生碰撞 結構材料受中子輻照后產生的效應：電離效應、離位效應、嬗變、離位峰中的相變。

14、材料的輻照效應一般規律：1性能改變，2輻照腫脹，3氫脆，4輻照生長，5輻照誘導放射性

15、不銹鋼：不銹鋼是指在大氣、蒸汽和水等弱腐蝕介質中耐腐蝕的合金鋼，而耐酸堿鹽等化學介質腐蝕的合金鋼稱為耐酸不銹鋼，兩者統稱不銹鋼。不銹鋼分類：1鐵素體類不銹鋼:含鉻量在17-27%，并且含少量碳。常用于化工設備，食品加工設備等要求耐腐蝕而強度要求不高的構件上，核電廠用的比較少，可用作熱交換器的管板。2馬氏體類不銹鋼：含鉻量12-18%，碳含量比較高，強度高但耐腐蝕性差。主要用于抗弱腐蝕性介質同時要求較高的韌性和承受沖擊載荷的零部件。在反應堆環境中主要用于2、3級輔助泵傳動軸、蒸發器支撐件、控制棒驅動機構等。3奧氏體不銹鋼：碳的質量分數很低，約為0.1%，廣泛用于核反應堆中，高溫強度好，韌性好、焊接性能好，耐腐蝕，對高溫水等一般化學介質有出色的抗腐蝕性能。4雙相不銹鋼:指奧氏體和鐵素體雙相鋼。5沉淀硬化型不銹鋼：這類鋼成分介于各類不銹鋼的成分之間。

16、鈦合金：鈦及鈦合金密度小，比強度高，耐熱性好，抗腐蝕，具有良好的低溫韌性，現已逐漸成為核電廠冷凝器的替代材料，以替代銅和銅合金。鈦有同素異型轉變，882.5度以下為α相，密排六方結構，882.5以上為β相，體心立方結構。鈦合金按其顯微組織分，可分為α型（TA系）、β型（TB系）、α+β型(TC系)三類。

17、包殼材料的要求：

1、具有小的中子吸收截面；

2、具有良好的抗輻照損傷能力，并且在快中子輻照下不要產生強的長壽命核素；

3、具有良好的抗腐蝕性能，與燃料及冷卻劑相容性好；

4、具有好的強度，塑性及蠕變性能；

5、好的導熱性能及低的線膨脹系數；

6、易于加工，焊接性能好；

7、材料容易獲得，成本低。

18、鋯-4合金的性能：鋯-4合金的性能在鋯合金是比較好的，強度比純鋯大，抗氧化、耐腐蝕性能都比較好，吸氫比鋯-2少。性能歸結如下：

1、具有小的中子吸收截面；

2、具有良好的抗輻照損傷能力，在快中子輻照下不產生強的長壽命核素；

3、具有良好的抗腐蝕性能，不與二氧化鈾燃料反應，與高溫水相容性好；

4、具有好的強度、塑性及蠕變性能；

5、熔點高，熔點以下存在兩種同素異構體，相變溫度在862℃；

6、導熱性能好，熱膨脹系數低；

7、工藝性能好，加工和焊接性能好；

8、價格相對較貴；

9、存在織構，不能用熱處理的方法改變；

10、有吸氫和氫脆問題，氫化物的析出方向會影響鋯-4合金包殼管的堆內性能；

11、高溫下與氧反應，限制在400℃以下使用。新鋯合金與鋯-4相比有以下改進：

1、主要提高熱蠕變強度及輻照蠕變強度；

2、提高抗腐蝕能力；

3、提高抗輻照生長能力；

4、減少吸氫量。

19、鋯包殼管的堆內行為：1表面腐蝕：有均勻腐蝕和非均勻腐蝕，非均勻腐蝕主要有癤狀腐蝕，縫隙腐蝕。2吸氫與氫脆：鋯合金包殼管的氫來自加工時的自然吸氫，芯塊殘留水及氫含量，而最主要的是腐蝕吸氫。鋯合金和高溫水氧化反應生成氫，部分被鋯合金基體吸收，在高溫時固溶在基體中。氫脆現象與鋯包殼使用溫度有關，當溫度低于150℃時，氫化物呈脆性；高于150℃時具有相當的塑性。所以在停堆，換料和運輸時要特別注意氫脆問題。內氫化破損是指芯塊中的水分，或包殼破損后進入其中的水侵蝕包殼內壁，造成貫穿管壁的裂縫，引起燃料棒破損。3鋯合金輻照生長：是在沒有應力的情況下，由于快中子輻照，使晶體在某個特定的方向上伸長，其他方向收縮，體積不變的現象。4力學性能變化5芯塊與包殼相互作用。

20、壓力容器材料：1壓水堆壓力容器的特點：尺寸大；采用不銹鋼襯里；受中子輻照；在整個反應堆壽期內不可更換，絕對不允許破裂，對脆性破裂的可能性必須給予特別關注；反應堆啟動后不能對壓力容器進行充分的檢查；存在不同金屬間的焊接問題。2對壓水堆容器材料的要求：強度高，塑韌性好；抗輻照耐腐蝕；偏析與夾雜物少、晶粒細、組織穩定；工藝性能好；成本低，使用經驗豐富。3對壓力容器鋼的性能要求：材料的強度高，以承受堆芯壓力、正常工況及事故條件下的熱應力、沖擊應力和部件運輸時的振動應力；由于冷卻劑可能攜帶腐蝕產物，造成局部腐蝕，要求抗高溫腐蝕性能好；抗輻照性能好；抵抗低周疲勞；有良好的加工性能和焊接性能。4，P90下面和P91上面：中子輻照脆化問題和影響鋼輻照脆化程度的因素及監督。

第四篇：GB_T 9225-1999_核電廠安全系統可靠性分析一般原則

GB/T 9225-1999 核電廠安全系統可靠性分析一般原則

基本信息

【英文名稱】General principles of reliability analysis for nuclear power plant safety systems 【標準狀態】現行 【全文語種】中文版 【發布日期】1988/6/6 【實施日期】1999/12/1 【修訂日期】1999/4/26 【中國標準分類號】F83 【國際標準分類號】27.120.20

關聯標準

【代替標準】GB 9225-1988 【被代替標準】暫無

【引用標準】GB 13284-1998,GB/T 7163-1999

適用范圍&文摘

暫無

第五篇：核電廠調試管理

核電廠調試管理

黃小桁

（嶺澳核電有限公司，深圳 518124）

筆者參加過大亞灣核電站的整個調試啟動接產和投產過程，并在法國法馬通公司參與核島設計工程管理工作（包括核島調試準備工作），現根據自己的工作實踐，闡述嶺澳核電站調試管理的主要任務，以及嶺澳核電站調試管理的主要思路和方法，供大家參考。調試的定義和調試管理的目的

核電廠整個循環中經歷廠址選擇、設計、建造、調試、運行和退役六個主要階段。調試是將核電廠已安裝的部件和系統投入運行并進行性能驗證，以確認是否符合設計要求、是否滿足性能標準的過程。調試由反應堆裝料前和裝料后兩種條件下的試驗組成。

嶺澳核電站的單系統調試從1999年7月份開始，1號機總體調試期間為2001年4月至2002年7月，2號機工期與1號機相隔8個月，總體調試期間為2001年12月至2003年3月。在單系統調試試驗開始之前，為調試準備階段。

調試管理的目的是遵循法規和質量保證大綱要求，嚴格執行調試啟動手冊程序。在準備階段建立起所有的必需條件，包括人力、物力、方式等硬件、軟件條件。在實施階段遵循“安全第一、質量第一”的原則，保證調試按質量、進度、投資三大控制的要求順利進行。法規要求

核安全法規HAF0300《核電廠運行安全規定》對核電廠的調試提出了必須滿足的安全基本要求；HAF0400《核電廠質量保證安全規定》則對核電廠調試期間的質量保證分大綱的制定和實施提出了原則和目標。核安全導則HAF0304《核電廠調試程序》和HAF0405《核電廠調試和運行期間的質量保證》對前述調試相關的法規要求進行了說明和補充，提出建議并敘述實施辦法。

嶺澳核電站編制了調試啟動手冊程序，以落實核安全法規以及IAEA有關法規和導則的要求。調試準備工作管理

調試準備工作從大的方面講，可分為組織準備、人員培訓授權、技術準備、文件準備和物資準備五個方面。

3.1 調試組織準備 嶺澳核電站調試隊組織機構設置三個業務處和兩個功能處。三個業務處是核島調試處、常規島及BOP調試處、電氣儀表調試處。核島調試處和常規島及BOP調試處負責各自專業機械系統包括通風系統的調試，電氣儀表調試處負責全廠電氣和儀表系統調試并為另兩個處提供試驗儀表和測量方法支持。兩個功能處為行政技術處和值班工程師處。行政技術處負責文件、計劃和移交工作；值班工程師處主要由調試值班工程師構成，負責在總體調試期間代表調試啟動工作組在主控室進行調試試驗工作的總體協調和計劃跟蹤，并負責組織反應堆物理試驗。

調試人員的在崗時間以調試試驗工作的需要為依據，并考慮前期準備工作及培訓的需要，作出了人員到崗的計劃。由于嶺澳核電站2臺機組工期相差8個月，兩臺機組總體調試期間有交叉，人員需求有一段明顯的高峰，在調試高峰期調試隊總人數超過200人。

調試隊人員來源，主要由大亞灣核電站和嶺澳核電公司內部調配管理骨干和技術骨干，骨干缺額及主要技術人員來自國內有大合同關系的技術服務單位，再補充少量的直接聘用人員，并優先考慮有電站調試經驗人員。

3.2 調試人員培訓和授權

調試人員必須經過培訓和授權來確保其有能力進行所負責的工作，并清楚其工作的安全后果。同時，培訓必須有針對性，要根據人員的學歷、經驗和前期培訓的基礎，補充進行培訓。

為保證培訓工作的質量，調試隊編制了《調試人員培訓大綱》，定義了各個調試崗位人員的培訓要求，在此基礎上，制定了培訓工作計劃。首先，充分利用大亞灣核電站現場和培訓中心條件開展培訓工作。同時，與國內制造廠和研究院聯系落實有關泵、閥門、汽機、性能試驗、水回路、堆控等調試技術課程的培訓。在建調試電廠的現場實習培訓占有較大比重。

調試試驗崗位人員的現場課堂培訓，除安排培訓中心公共課程外，主要課程為調試8個培訓包的基礎培訓。在調試準備工作初期，調試隊組織各專業負責人員，編寫出版調試基礎培訓教材。公共課程和調試基礎培訓一期約需3個月時間，至今已進行了4期。經培訓考核，已有90人獲得授權。

3.3 調試技術準備

調試技術準備中的首要任務是建立起國內技術后援體系。目前，已同核一院、核五院、核七院簽訂了技術服務合同，以作為核島調試的國內技術支持單位。常規島及BOP調試的國內支持單位主要為西安熱工院、天津電建、西北調試所。

其次，要確定調試外包項目，對調試中的特殊專業試驗項目（如安全殼打壓試驗評價等）需單列出來，同國內外有資格的單位簽訂合同執行。

技術準備的其它項目包括建立調試衛星資料庫和試驗文件管理系統，建立調試管理信息軟件，建立調試隊預算和物資管理體系。

技術準備中工作量最大的一項工作是調試三級進度計劃的編制工作。調試隊用一年時間，由各專業處配合一起編制建立起調試三級進度計劃數據庫。調試進度計劃的內容在本文4.1中描述。

3.4 調試文件準備

3.4.1 調試管理文件準備

調試管理文件主要部分為《調試啟動手冊》，包括五個部分：

-調試準備工作程序：描述調試準備工作活動的處理。

-總體程序：主要描述調試隊與各外部接口單位的分工與協調。

-執行程序：主要描述調試隊和各接口單位要遵循的具體工作處理方法的程序。

-調試隊組織程序：為調試隊內部工作分工和內部各項工作處理方法程序。

移交系統或子系統的邊界

遺留項清單：EESR時暫不安裝的部件（如孔板、小疏水管等）。

為試驗而加裝的臨時設備將在試驗后拆除，遺留項則需在試驗進行到一定階段時才能清除。根據調試隊提出的技術要求，施工隊將監督安裝承包商修訂文件，以將技術要求的內容結合到EESR報告中。

4.2.2 與供應商、設計采購隊和設計院的接口管理

接口內容主要涉及供應商調試人員派遣、調試試驗程序的宣布可工作(Work Ready)、試驗報告的分析審查、設計變更管理、調試意外事件分析處理和不符合項處理。

通常，與設計承包商的接口通過設計采購隊進行管理，但在調試期間，由于調試工期較緊，調試隊與供貨商之間建立直接通信通道，以盡快得到供貨商對調試的工作響應，尤其是對試驗程序的宣布可工作和試驗報告的分析審查工作。

4.2.3 與生產部和維修部的接口管理

接口內容主要涉及設備移交、生產人員的調試參與、運行文件生效、生產人員培訓和調試服務（化學分析和儀表標定等）。

調試期間是生產人員及早了解電廠系統設備并掌握技術的最好時機。通過上述活動，調試隊在獲得生產人員的調試服務支持的同時，也協助生產人員提高技術能力以勝任接產投產工作。

4.3 試驗的準備、實施與試驗報告管理

由調試隊授權試驗負責人進行其負責的系統和設備的試驗準備、實施與試驗報告編寫工作。

在試驗準備期間，試驗負責人檢查相應的設計階段試驗程序已正式出版，向設計者，即供應商現場代表或設計采購隊，發出文件可工作申請（Work Ready Request）。設計者將考慮試驗程序出版后的設計變更，列出設計變更對試驗程序的影響，并宣布試驗程序為可工作（Work Ready）。

調試隊行政技術處負責試驗文件狀態的統一管理，在接到可工作試驗程序后，發出試驗程序的使用通知（NFU）。

試驗負責人在NFU版本試驗程序基礎上，根據現場系統設備的實際情況對程序進行驗證生效，并考慮所有相關的現場設計變更，將試驗程序進行適應性修訂，使試驗程序成為可執行版本（CFA）。CFA版試驗程序送設計者特別是供貨商現場代表審查并簽字。這是供貨商對設備的責任的體現。在大亞灣核電站調試期間，兩臺聯變在通電試驗過程相繼發生線圈絕緣擊穿燒毀事件，由于試驗程序經過供貨商（日本三菱公司）現場代表審查并簽字，三菱公司不能擺脫其對試驗期間的設備責任，無償負責兩臺聯變的修復工作。

在裝料以后，與核安全相關的CFA試驗程序還需送生產部審查，以檢查試驗實施過程不違反技術規格書的規定。

CFA版本試驗程序在經歷了上述審查之后，由調試經理簽字批準實施。這時試驗程序已成為空白試驗報告。

試驗負責人根據批準實施的CFA試驗程序，提出試驗許可證申請，準備試驗工具、儀器和測量儀表、試驗文件、試驗期間安全措施和標志等。當一切準備就緒并持有試驗許可證，試驗負責人在現場按試驗程序步驟逐步進行試驗。在試驗執行完成后，試驗負責人收集記錄的數據，進行數據處理，對試驗數據進行初步的分析評價，并編寫出試驗報告。試驗報告在調試隊內部審核后，送供應商或設計采購隊進行審查分析，以取得設計者的同意。

最后，由調試經理確認上述過程均已正確實施，并簽字批準試驗報告。試驗報告原本存在調試隊文件庫中。在電廠投入商業運行時移交給電廠檔案館。

4.4 移交管理

從安裝結束開始，系統設備將經歷EESR、TOB（隔離移交）、TOM（維修移交）、TOTO（臨時運行移交）過程。

EESR過程是安裝承包商對設備的責任轉移到業主調試隊的過程，這是一個具有合同意義的移交過程。EESR簽字表明系統設備自安裝區域轉移進入調試區域。

TOB過程是由生產部運行處承擔起系統設備的安全責任管理的過程。TOB簽字后，運行處可實施簽發試驗許可證等各類許可證，保證試驗和工作的實施安全條件。

TOM的過程是調試將相關系統設備的維修管理責任轉移到維修部的過程，由維修部負責組織一級維修和部分二級維修的項目。

TOTO過程是調試隊將已完成了全部或部分試驗項目并已證明系統能安全運行的系統和設備的操作和運行責任轉移到生產部。

TOTO簽字標志著相關系統和設備自調試區域轉入臨時運行區域，運行處成為設備的運行經理，運行人員根據調試隊的計劃按正常運行規程對系統和設備進行操作。這使運行人員有機會學習熟悉系統，同時對運行規程進行驗證生效。

從反應堆裝料開始，由生產部承擔起電廠的核安全責任，系統設備的可用性需遵從技術規格書（Technical Specifications）的要求。4.5 工業安全及許可證管理和CBA的應用

調試期間的工業安全管理遵照嶺澳核電站的工業安全守則規定。唯一的例外情況是裝料前調試隊試驗負責人可在其試驗許可證范圍內，獨立擔負起隔離經理和工作負責人的責任，進行單系統的小規模工作（如濾網清洗，更換保險絲等），這種例外情況由調試啟動手冊中專門程序予以規定。

計算機輔助隔離系統（CBA）應用于設備移交和許可證的管理過程。同時，利用CBA系統對臨時控制變更（TCA）和臨時特殊設備（TSD）進行管理，跟蹤TCA和TSD的及時清除，并保證有一份完整而清楚的清單可移交給生產部，以避免在投入商業運行后因這些臨時設施對機組安全運行產生潛在影響。

4.6調試期間的核安全管理

核安全法規HAF0300中要求核電廠調試的實施情況應分階段進行審查，在完成對前階段調試試驗所得結果的評價和監查，并確認已實現了全部目標和滿足了全部核安全管理要求之后才允許進行下一階段的調試試驗工作。

嶺澳核電站的調試管理中設立現場調試委員會來實施上述法規要求。

現場調試委員會在設定的控制點之前召開會議，以評價前一階段調試試驗結果和機組運行情況，確認下一階段試驗開始的安全條件已得到保證，以批準或向國家核安全局申請批準控制點的釋放。

在裝料前，需向國家核安全局報送核電站調試大綱，由國家核安全局審核批準。

自裝料開始，需遵循國家核安全局審核批準的嶺澳核電站運行技術規格書，對核安全相關系統的不可用性，包括因試驗引起系統或設備的不可用，要進行嚴格的控制管理。

對所有的核安全相關的調試試驗，在試驗完成后，除編寫試驗報告外，還需編寫試驗報告分析單，并由供貨商審查確認。試驗報告的狀態和試驗報告分析單的狀態均應向現場調試委員會報告。

調試質保和質量控制

嶺澳核電站調試期間質保大綱遵從HAF0400/HAF0405的規定而編制。調試質保大綱的要求在《調試啟動手冊》及有關調試管理程序中闡述實施。同時，調試隊接受質保部的定期監查，積極與質保工作人員合作，分析發現調試管理過程中的薄弱環節，及時采取糾正措施，消除調試工作中潛在的質量問題。

在調試隊內部，對所有質量相關活動，由執行處負責一級質量控制（QC）工作，行政技術處負責二級QC工作。質量控制工作的要點是嚴格執行“調試啟動手冊”等調試管理程序，所有活動都有相應的管理程序予以規定，在實施中有相應的文件跟蹤，對已實施的活動有記錄和檢查，并按要求存檔。

結束語

嶺澳核電站自主化調試管理工作已經取得初步的經驗。嶺澳核電調試隊將繼續遵循國家和IAEA有關法規和導則要求，參照國內外核電廠調試經驗反饋，深化嶺澳核電站調試管理，保質按期將嶺澳核電站兩臺機組調試好，使機組以良好狀態投入商業運行，圓滿實現我國百萬千瓦級壓水堆核電站自主化調試的目標。

參考文獻 HAF0300：核電廠運行安全規定HAF0400：核電廠質量保證安全規定HAF0304：核電廠調試程序 HAF0405：核電廠調試和運行期間的質量保證 IAEA Code 50-C-QA：Quality Assurance for Safety in Nuclear Power Plants 6 IAEA Code 50-C-O：Safety in Nuclear Power Plant Operations, including Commissioning and decommissioning IAEA Safety Guide 50-SG-04：Commissioning Procedures for Nuclear Power Plants 8 IAEA Safety Guide 50-SG-Q12：Quality Assurance in Commissioning 法國電力公司．MANUEL DU PROJET N4，PROCEDURE GP20：LA PLANIFICATION DU PROJET 法馬通：Knowledge and Experience of FRAMATOME in the Field of Tests and Commissioning 11 莫國均．調試工作的組織管理黃小桁等．嶺澳核電站調試啟動手冊

表1 嶺澳核電站機組總體試驗概述表

分類

試驗類別

試驗階段名稱

階段

編號

相應

程序

平均

時間

設備狀態

要 點

裝料前預運行試驗

設備初步試驗和系統基本試驗

每一系統的獨立試驗

I0 每一系統TP 設備、功能投入運行

-沖洗

-通電

-靜態試驗

-電動機

-閥門

-部件試驗

-單系統自身內部性能試驗

-特殊工況下系統運行情況

一回路沖冼和開蓋冷試

I1 ENS11 4

-管道清掃

-沖洗排向壓力表

-RIS/RCV/RRA與一回路相聯系統的功能試驗

-EAS，LHP /Q，PMC系統試驗

裝料前一回路和輔助系統總體冷態和熱態性能試驗

冷態性能試驗（一回路水壓試驗：229 bar）

II1 ENS21 2 在無燃料情況下建立一回路運行工況（按合同技術要求驗證性能參數）

-一回路水壓試驗

-與主泵相近高壓系統的密封試驗

-升壓和降壓圖形

-役前檢查

-RCV功能試驗

熱態性能試驗準備

II2 ENS22 13

-壓力殼役前檢查

-其它一回路設備 役前檢查

-完工項、遺留項 工作

-修改工作

-開蓋冷試遺留項試驗

-ASG系統試驗

-加保溫層

-常規島輔助蒸汽試驗

無堆芯熱態性能試驗

II3 ENS23 6-彩排

-由主泵建立正常狀態-堆內構件疲勞試驗

-按正常運行規程操作

-RGL系統試驗

-RPR系統試驗

-電源喪失試驗(BAS)-直流電源喪失試驗(COC)-DVN主通風系統試驗

裝料準備

II4 ENS24 6-設備檢查

-保護試驗

-功率量程

-輻射防護

-硼水供應

運行試驗

調試

臨界

首次 并網

裝料

III1 DEM31 2 真實運行工況（調整/程序/安全參數）

-燃料吊裝演練

-反應堆水池充水

-裝料

-裝壓力殼頂蓋

-聯接控制棒驅動機構

臨界前冷態和熱態試驗

III2 DEM32 8

-控制棒驅動機構試驗

-帶堆芯及RGL、RPN系統重新進行試驗

首次臨界和低功率試驗（50%）

III3 DEM33 8

-通過硼稀釋和抽棒達臨界

-堆芯物理參數（反應性）測量

-10%功率，汽輪發電機試驗

-并網

-50%功率臺階瞬態試驗

示范運行性能試驗,商業運行

功率提升至100%，瞬態試驗

III4 DEM34 8-最終調整

-堆芯基準特性

-熱平衡

-100%功率臺階瞬態試驗

-性能試驗