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秦山二期扩建机组EH油系统运行分析作者：郝征东刘巍楠肖军姚瑜周鹏来源：《科技视界》 2015年第16期郝征东1 刘巍楠2 肖军1 姚瑜1 周鹏1（1.中核核电运行管理有限公司，浙江海盐 314300；2.浙江万纳神核机电工程有限公司，浙江海盐 314300）【摘要】本文主要介绍了秦山二期扩建工程汽轮发电机组EH油系统的流程、功能以及系统的运行与控制、主要部件的运行原理以及相关定期试验的执行步骤，使读者对EH油系统的运行原理有一个比较清晰的认识，为更好的运行和维护打下理论基础。
EH油系统是汽轮机控制及保护系统的重要组成部分，它的稳定运行是保证汽轮发电机组安全、稳定运行的前提条件。
【关键词】隔膜阀；有压回油；OPC/AST电磁阀；危急遮断器1 EH油系统功能与组成1.1 功能汽轮机调节油系统向控制汽轮机进汽阀的阀位伺服执行机构和汽轮机超速保护控制器及自动停机脱扣装置提供高压动力油，满足汽轮机在各种运行工况下对高压动力油的需求，包括油量、油压和油温的需求。
本系统是一个单元闭环流动的油系统，阀门执行机构、超速保护控制器和自动停机脱扣装置的排油回流到储油箱中。
1.2 系统组成系统由供油部分、执行机构部分、危急遮断部分组成。
1.2.1 供油部分分为供油装置、自循环冷却系统、油再生系统以及油管路及附件。
1）供油装置供油装置的主要功能是提供控制部分所需要的液压油及压力，同时保持液压油的正常理化特性和运行特性。
由交流马达驱动高压柱塞泵，通过油泵吸入滤网将油箱中的抗燃油吸入，油泵出口的油经过压力滤油器通过单向阀流入和2个高压蓄能器联接的高压油母管将高压抗燃油送到各执行机构和危急遮断系统。
泵输出压力可在0－21MPa之间任意设置。
本系统允许正常工作压力设置在11.0～15.0MPa，额定工作压力为14.5MPa。
油泵启动后，以全流量向系统供油，同时也给蓄能器充油，当油压到达系统的整定压力14.5MPa时，高压油推动恒压泵上的控制阀，控制阀操作泵的变量机构，使泵的输出流量减少，当泵的输出流量和系统用油流量相等时，泵的变量机构维持在某一位置，当系统需要增加或减少用油量时，泵会自动改变输出流量，维持系统油压在14.5MPa。
核电厂稳压器电加热器自动控制研究******************，海南三亚572000摘要：压水堆核电站一回路启动时需先给一回路充水，一回路满水待条件满足后通过稳压器（PZR）内的加热器将稳压器内冷却剂加热至饱和状态并建立汽腔。
稳压器建汽腔的目的在于更好地控制一回路的压力，同时为一回路水装量提供一定缓冲。
目前核电厂的稳压器建汽腔过程中，通过操纵员的经验手动控制加热器的投退形成汽腔，汽腔形成后通过加热器/喷淋阀的控制来稳定并逐步提升一回路压力至正常运行值。
关键词：核电厂稳压器；电加热器；自动控制引言随着现代工业发展的加快和人民生活质量的不断提高，电器的使用在国民经济的许多部门和人民生活的各个方面都有所增加，为人民带来了真正的便利，促进了经济的迅速和健康发展发电厂正常运行时，为了使核电站和核电站高温区的内部温度保持在设备正常运行、人员健康和安全规定的限度内，需要启动电动转发器来加热进气电力加热在核电站得到广泛和大量的使用。
如果发现加热损坏，只需更换加热元件就能解决问题，根本无法解决问题，必须找出根本原因，以便采取更有针对性的解决办法。
1稳压器电加热器设备稳压器加热器和喷淋阀是稳压器压力控制系统的主要设备。
稳压器电加热器的基本功能是与稳压器喷淋相互配合，控制和调节反应堆冷却剂系统（RCP）压力。
稳压器内主要有比例式加热器和通断式加热器。
1）比例式加热器003/004RS：比例式电加热器主要在稳压器内压力小幅度波动时起作用，用于补偿PZR容器的散热以及连续喷淋带来的热损失。
2）通断式加热器001/002/005/006RS：通断式加热器用于反应堆启动或瞬态过程，主要考虑在机组各种瞬态扰动下对一回路压力进行补偿和调节。
2温度控制系统设计分析(1)工艺控制系统的基本要求:工艺控制系统(称为设定值)的输入保持不变时，整个系统应处于相对平衡状态，调整后的参数应保持在允许的设定值或偏差范围内。
当所有内部和外部生产因素和条件都发生变化时，需要对正常生产进行干扰，调整后的参数将与原始参数发生变化，工艺控制系统是不断克服不同类型干扰的影响，以便调整后的参数能够恢复到原始参数主要操作方法如下:风机从进气管中抽出空气，分别通过冷却器和电流器获得压力和温度符合技术要求的空气。
秦山核电厂30万机组循环水系统现状分析及应对措施探讨一、引言秦山核电厂30万机组循环水系统作为核电厂重要的一部分，承担着冷却反应堆和蒸汽发电机组的冷却任务，是核电厂正常运行的重要保障。
近年来，随着30万机组的运行时间的不断增长，循环水系统存在着一些问题，影响了核电厂的安全和稳定运行。
本文将对秦山核电厂30万机组循环水系统的现状进行分析，并提出相应的应对措施，以确保核电厂的安全运行。
二、现状分析1. 循环水系统存在的问题（1）腐蚀问题：随着循环水在系统内不断循环，其中所含的溶解氧和碱度会导致管道和设备的腐蚀，严重影响设备的使用寿命；（2）水质问题：循环水中可能存在各种微生物和有机物质，对设备和管道造成污染，影响系统的正常运行；（3）水垢问题：循环水中会沉淀出水垢，堵塞管道，影响系统的正常运行；（4）泄漏问题：由于长期运行和设备老化，循环水系统中可能存在泄漏现象，导致系统损失水量，降低循环水系统的效率；（5）设备老化：随着30万机组的运行时间的增长，循环水系统中的设备可能出现老化现象，影响系统的正常运行。
2. 现有应对措施（1）定期检查和维护：定期对循环水系统进行检查，及时发现问题并采取维护措施，确保循环水系统的正常运行；（2）采用水处理剂：对循环水进行化学处理，控制水质，减少腐蚀和水垢的产生；（3）加强设备保养：加强设备的保养工作，延长设备的使用寿命，确保设备的正常运行；（4）完善泄漏检测系统：建立完善的泄漏检测系统，及时发现并修复漏点，减少水损。
三、应对措施探讨1. 强化水处理技术（1）优化水处理剂的选用：选择适合循环水系统的水处理剂，有效减少水质问题，保障循环水系统的正常运行；（2）加强水质监控：建立健全的水质监控体系，及时发现和处理循环水中的污染源，确保循环水的清洁和健康。
2. 加强设备维护（1）建立设备维护档案：建立各设备的维护档案，定期检修，并根据使用情况制定设备维护计划；（2）加强设备保养：加强设备的保养工作，提高设备的使用寿命，降低故障率。
工程技术科技创新导报 Science and Technology Innovation Herald23DOI：10.16660/ki.1674-098X.2104-5640-4544秦山三期核电厂除气冷凝器压力异常与响应李敏（中核核电运行管理有限公司运行五处 浙江海盐 314300）摘 要：除气冷凝器（D/C ）与稳压器相连，是核电厂主热传输系统相连的关键设备之一。
正常时为除去主系统不凝结气体而接受主系统的除气流，为主系统提供压力调节和超压保护，同时为主系统供水泵提供最小循环流量。
秦山第三核电厂两台机组曾多次发生过除气冷凝器压力异常事件，给两台机组的安全稳定运行带来了一定的影响。
本文介绍了除气冷凝器压力控制逻辑，同时结合实际经验及理论推导，介绍了除气冷凝器压力异常上升或者下降的各种原因及对应的干预措施。
关键词：除气冷凝器 压力 异常 干预中图分类号：TL423 文献标识码：A 文章编号：1674-098X(2021)05(a)-0023-03Abnormal D/C Pressure and Response of Third Qinshan NuclearPower PlantLI Min(The Fifth Operation Department of CNNP Nuclear Power Operations Management Co., Ltd., Haiyan,Zhejiang Province, 314300 China)Abstract : The Degasser Condenser(D/C) which connected with the pressurizer is one of the most important equipments that connected with the primary heat transfer system. Under normal circumstances, In order to remove the non condensable gas from the heat transfer system, it is necessary to accept the degassing gas from the primary heat transfer system, the minimum circulating f low is provided for the water supply pump of the primary heat transfer system. At the same time, provide pressure regulation and overpressure protection for the primary heat transfer system. There are many accidents of abnormal pressure in D/C in Third Qinshan Nuclear Power Plant, which take a bad inf luence on the safety of The two units. This paper introduces the pressure control logic of degassing condenser. At the same time, combined with practical experience and theoretical derivation, this paper introduces various reasons for abnormal rise or fall of degassing condenser pressure and corresponding intervention measures.Key Words : D/C; Pressure; Abnormal; Response作者简介：李敏（1988—），男，本科，工程师，研究方向为秦山三期核电主热传输系统。
秦山第二核电厂仪控系统的老化管理张兵【摘要】After a brief introduction of the instrument control systems,this paper mainly focuses on the running situation of the equipment,the analysis of the aging problem of the instrument and control system,and points out that their exist some problems such as the instrument control equipment spare parts' missing,technology ageing and equipment function deterioration.It presents some aging tactics of the equipment management methods to solve the technology problem of aging in Qinshan nuclear power plant phase II,in order to improve the reliability of the nuclear power plant instrument control system equipment,to ensure long term stable operation.% 在简单介绍秦山第二核电厂仪控系统状况的基础上，本文分析了仪控系统设备老化情况，指出秦山第二核电厂仪控设备存在备件缺失、技术老化和设备功能劣化的问题。
通过物项替代、设备改造和部件维修等手段解决设备技术老化问题，提高核电厂仪控系统设备的可用率，保障核电厂的长期稳定运行。
【期刊名称】《仪器仪表用户》【年(卷),期】2013(000)003【总页数】3页(P64-66)【关键词】仪控;设备;老化;管理【作者】张兵【作者单位】中核核电运行管理有限公司，海盐 314300【正文语种】中文【中图分类】TK380 引言秦山第二核电厂1、2号机组分别于2002年4月和2004年5月投入商业运行，是国家“九五”期间唯一采用“以我为主、中外合作”的方式建设的国产化核电项目。
浅谈核岛稳压器文章对稳压器的主要功能、工作原理和结构特点做了简单的介绍，并着重分析了其制造过程中的关键点、难点。
标签：稳压器；结构；制造稳压器是核电站核岛一回路冷却剂系统核安全一级主设备，其制造质量对核反应堆的安全运行有着重大意义。
1 稳压器的主要功能和工作原理1.1 主要功能稳压器用于稳定和调节一回路主系统的工作压力，避免一回路主系统压力过高或过低，以防止一回路主系统及设备超压或压力过低出现沸腾现象，避免堆芯燃料元件棒过热烧毁事故。
1.2 工作原理稳压器与一回路通过波动接管连接，因此稳压器内的蒸汽压力与一回路水的压力是相等的。
因此，通过控制稳压器内的压力可以调节一回路中水的压力，其具体是通过喷雾器和电加热器实现的。
正常情况下，稳压器内的冷却剂处于汽液平衡状态，当需要降低系统压力时，冷却水从喷雾器喷出使其上部空间的蒸汽冷凝，使压力降低；当需要提高系统压力时，稳压器底部的电加热器启动，稳压器底部的部分水形成水蒸汽，从稳压器底部上升到上部的蒸汽空间，使压力升高[1]。
2 某项目稳压器的结构介绍某项目稳压器是一个立式圆柱结构的高温高压设备（见图1）。
该设备主体是由上、中、下三段筒体与上、下封头组焊而成。
设备主体材料为508-Ⅲ钢锻件，各接管安全端材料为F316不锈钢锻件，总容积35m3。
2.1 上封头组件上封头设有一个喷雾接管，三个安全阀接管和一个人孔。
喷雾接管下端装有喷雾器以伸入到稳压器的上部蒸汽空间内。
喷雾接管内部焊接有防热冲击套管，用于降低因冷水喷入温度变化所产生的热应力。
安全阀接管连接安全阀，用于提供超压保护。
上封头还装有三个压力水位计接管和一个温度计接管。
2.2 筒体组件及其附件筒体的下部设有上、下电加热元件支撑板，对电加热元件起支撑作用，并可以抑制其横向振动。
此外，该支撑板促进了波动水流与稳压器内水的混合，而不影响稳压器内水的自然循环。
上支撑板中间也开有提供人员检查通道的人孔。
上、下电加热元件支撑板分别与四个焊在壳体内表面的支撑座相连接，保证支撑板水平定位。
核电站工作原理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。
1.1 压水堆核电站以压水堆为热源的核电站。
它主要由核岛和常规岛组成。
压水堆核电站核岛中的四大部件是蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯。
在核岛中的系统设备主要有压水堆本体，一回路系统，以及为支持一回路系统正常运行和保证反应堆安全而设置的辅助系统。
常规岛主要包括汽轮机组及二回等系统，其形式与常规火电厂类似。
1.2 沸水堆核电站以沸水堆为热源的核电站。
沸水堆是以沸腾轻水为慢化剂和冷却剂并在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽的动力堆。
沸水堆与压水堆同属轻水堆，都具有结构紧凑、安全可靠、建造费用低和负荷跟随能力强等优点。
它们都需使用低富集铀作燃料。
沸水堆核电站系统有：主系统（包括反应堆）；蒸汽给水系统；反应堆辅助系统等。
1.3重水堆核电站以重水堆为热源的核电站。
重水堆是以重水作慢化剂的反应堆，可以直接利用天然铀作为核燃料。
重水堆可用轻水或重水作冷却剂，重水堆分压力容器式和压力管式两类。
重水堆核电站是发展较早的核电站，有各种类别，但已实现工业规模推广的只有加拿大发展起来的坎杜型压力管式重水堆核电站。
1.4 快堆核电站由快中子引起链式裂变反应所释放出来的热能转换为电能的核电站。
快堆在运行中既消耗裂变材料，又生产新裂变材料，而且所产可多于所耗，能实现核裂变材料的增值。
目前，世界上已商业运行的核电站堆型，如压水堆、沸水堆、重水堆、石墨气冷堆等都是非增值堆型，主要利用核裂变燃料，即使再利用转换出来的钚-239等易裂变材料，它对铀资源的利用率也只有1％—2％，但在快堆中，铀-238原则上都能转换成钚-239而得以使用，但考虑到各种损耗，快堆可将铀资源的利用率提高到60％—70％。
1.5 气冷堆核电站冷气堆是指用石墨慢化、二氧化碳或氦气冷却的反应堆。
坚持走以我为主、中外合作发展核电的道路——我国首台60万千瓦核电机组建成经验总结中国核工业集团公司--------------------------------------------------------------------------------秦山核电二期工程是我国自主设计、自主建造、自主运营的第一座商用核电站，装机容量２×６０万千瓦，工程总投资１４８亿元。
由中国核工业集团公司、国家电力公司，以及浙江、上海、江苏、安徽等省市共同出资兴建，核电秦山联营有限公司为业主。
设计、施工和工程监理分别由核工业集团公司、核工业建设集团公司和华东电力系统的设计院、建筑安装公司承担。
国家环保、核安全部门对整个工程进行严格的安全监督。
工程采用国际标准，遵循“以我为主，中外合作”方针，经过６年建设，首台机组于２００２年４月１５日提前投入商业运行。
这是继秦山核电站实现祖国大陆核电零的突破后，我国核电发展新的里程碑，实现了我国自主建设商用核电站的重大跨越。
工程建设概括秦山核电二期工程是中央财经领导小组、国务院常务会议决定建设的重点工程，采用国际上３０万千瓦一个环路的标准设计概念，按“以我为主，中外合作”方针，推进核电建设国产化。
工程于１９８７年１０月立项。
１９９２年１１月，国家审查通过了工程初步设计。
国家计委、国务院核电办以及国家开发银行等部门为工程开工做了大量细致的工作。
１９９６年６月２日核电站主体工程开工，李鹏总理在贺信中说，秦山二期的开工建设“标志着我国自主开发建设核电站迈上了一个新台阶”。
吴邦国副总理亲自按动布料机按钮，为主体工程浇灌第一罐混凝土。
核电站技术方案、总体参数的选定和工程设计都是自主进行的。
重大科研开发和实验验证依托国内核动力试验基地。
在以我为主的前提下，参考了大亚湾核电站的工厂设计，引进部分设计软件，设计中的难点采取国外咨询。
核燃料采用国产燃料组件。
核电站设备材料尽可能由国内生产，国内尚无能力加工制造的关键设备，采取国际招标采购。
秦山核电二期扩建工程（第1版）核电秦山联营有限公司二00六年七月目录1.汇编说明 (2)2.核电厂安全功能和设备分级 (3)2.1 分级说明 (4)2.2 核蒸汽供给系统（NSSS）机械设备分级表 (14)2.3 核岛配套系统（BNI）机械设备分级表 (77)2.4 核蒸汽供给系统（NSSS）电气设备分级表 (127)2.5 核岛配套系统（BNI）电气设备分级表 (167)2.6 土建构筑物的分级表 (199)3.常规岛和电站配套设施（BOP）设备与建构筑物质保分级 (206)4.物项和服务的质量保证分级要求 (216)汇编说明核电厂的物项数量庞大、种类繁多，为进行有效的科学管理，达到保证物项安全、质量和节约成本的目标，应对物项进行分级管理。
以满足核安全法规“对物项、服务和工艺必须规定相应的控制和验证的方法和水平”的要求，也是业主追求核电厂可利用率和控制质量成本的需要。
这种分级原则上是以物项对核电厂的安全性和可利用率的重要程度为主要依据，但也考虑了该物项在设计、制造中的复杂程度。
为满足秦山核电二期扩建工程的需要，我们将核二院编制的《物项的安全功能和设备分级》（0401XNI-ZHS04），以及我处编制的《常规岛和电站配套设施（BOP）设备与建构筑物质保分级》汇编成册，以供大家查阅使用。
本手册基本包括了核电厂核岛、常规岛和BOP中的主要物项和建构筑物。
其中《常规岛和电站配套设施（BOP）设备与建构筑物质保分级》是在我处于1、2号机组所编《物项的安全、抗震、规范、质保等级》（QAM102005，1995年第一版）等有关资料的基础上，吸收1、2号机组建造和生产运行的经验，组织相关人员认真讨论，对部分物项的分级进行调整和补充后汇编而成。
本手册中物项分级的内容主要有安全级别、抗震类别、设计和制造规范级别、质量保证等级等。
本手册适用于参加扩建工程建设的各个单位和所有工程技术人员。
借助本手册，可以全面了解扩建工程的物项分级状况。
三代非能动核电站稳压器压力控制特点浅析在核电站中，稳压器是一种至关重要的维持各种硬件设施在适当状态下所需的设备。
在这样的场景中，压力控制是稳压器控制中的一个重要因素。
三代非能动核电站稳压器的压力控制拥有自己的特点和应用，下面我们将对这些特点进行简单的分析。
第一特点：压力控制稳定在核电站中，稳压器的一个重要作用是稳定其管理的设备/硬件的压力。
而在三代非能动核电站中，这种压力控制必须是相当稳定和精确的，以确保核反应堆和其他关键设备的稳定性和性能。
即使出现一些紊流或波动，稳压器的压力控制设备也必须能够矫正或相应地反应，以维持压力的稳定性。
第二特点：完全依靠自然动力反馈三代非能动核电站的重要特征是其完全依靠自然力驱动。
这些核电站不依赖传统的电源或其他外部资源，而是使用自然力来产生清洁的、绿色的、可持续的能源。
这种自然力可以是水力、气力或重力等，但在所有这些情况下，稳压器的压力控制必须依赖自然动力反馈来进行。
第三特点：对设备故障的快速响应当设备故障发生时，稳压器的压力控制系统必须能够快速地响应。
由于核电站中的设备和硬件通常都是相当复杂和重要的，任何设备故障都需要得到及时的响应和修复。
稳压器压力控制的快速响应能力对于核反应堆和其他关键设备的运行和维护是至关重要的。
第四特点：同步性和协调性三代非能动核电站中的稳压器压力控制也必须与其他控制系统同步和协调。
这包括与核反应堆、储存池、液压系统和其他硬件设施的协调。
为了确保压力控制的同步性和协调性，这些核电站通常使用精密的控制系统，可以监控、控制、协调和管理多个硬件设备和系统的运行。
总结稳压器的压力控制对于三代非能动核电站的稳定运行至关重要，其控制的特点和应用也与传统的核电站不同。
稳定的压力控制是最基本的要求，完全依靠自然动力反馈是其一大特点。
此外，也需要对设备故障快速响应，并与其他控制系统同步和协调。
随着技术的不断改进，未来的核电站稳压器压力控制也将变得更加高效、安全和稳定。
核电厂主设备吊装技术及工具作者：湛卉瓮松峰来源：《科技视界》2016年第09期【摘要】核电站主设备吊装工具用于完成压力容器、蒸汽发生器、稳压器等主设备第一阶段的安装任务，将主设备从0m吊运到其安装位置。
吊装工具关系着主设备的安全和核电站建设的进度。
本文对秦山二期扩建工程主设备吊装工艺进行简要描述，并与M310堆型主设备吊装工具及其工艺进行了对比，提出了几点设计经验。
【关键词】压力容器；蒸汽发生器；稳压器；主设备；吊装工具0 序言压力容器（RPV）、蒸汽发生器（SG）、稳压器（PZR）等核电站主设备安装，首先需将主设备由龙门架下吊运到其对应的设备安装隔间，因此，吊装工具是主设备安装工具中重要组成部分，其主要功能如下：（1）将主设备从龙门架下0m提升到+20m平台；（2）在+20m平台将主设备运输到RX厂房内；（3）在RX厂房内将卧式放置的主设备翻转竖立；（4）将主设备吊装到设备隔间的安装位置。
RPV、SG和PZR等主设备都是安全一级设备，在其上还有管座、接管嘴、密封面等突出结构和易损结构，因此，主设备吊装工具的设计首先立足于保证主设备的安全；主设备吊装是主设备安装的第一阶段任务，而主设备的安装是核电站建设的关键里程碑。
因此，主设备吊装工具关系着主设备的安全和核电站建设的进度。
在秦山二期扩建项目中，中国核动力研究设计院设计了部分主设备吊装工具。
1 吊装工艺简介1.1 压力容器筒体吊装压力容器筒体净重约250吨，设备最大外形尺寸6200mm（径向相对接管安全端距离）×5282mm（两个辅助支撑距离）×10337mm（容器筒体高度）。
压力容器筒体的吊装工具包括专用运输拖车、临时支撑、V型翻转支座、前支撑、箱形梁、起重横梁、起吊环以及起吊用钢丝绳圈等。
压力容器筒体的吊装工艺简述如下：首先将压力容器筒体从0m提升到+20m平台并放置到专用运输拖车上；通过专用运输拖车将其运输到核岛厂房内；将其吊运到临时支撑上；待箱形梁、V型翻转支座和前支撑等安装完成后，再将压力容器筒体放置到V型翻转支座和前支撑上；起吊环与环吊平衡梁和压力容器筒体上起重横梁连接，通过环吊提升，缓慢将压力容器筒体竖立；将压力容器筒体提吊起来，拆除箱形梁，将压力容器筒体放置反应堆堆腔。
3872018.12MEC 对策建议MODERNENTERPRISECULTURE核安全是核工业的“生命线”，纵深防御在核电厂安全建设中至关重要。
秦山二核是我国自主设计建造、管理运营、被誉为“核电国产化重大跨越”的大型商用压水堆核电站。
1、2号机组和3、4号机组分别于1996年和2006年开工建设。
秦山二核受苏联切尔诺贝利和美国三哩岛核事故影响，设计之初就考虑到技术的、人为的以及组织管理上的失效，注重纵深防御多道防线的建设，力求最大限度地包容放射性物质，尽可能减少放射性物质向周围环境的释放。
一、核电站纵深防御的三道物理屏障屏障的数量和性能取决于风险的大小，反应堆设有三道物理屏障：燃料元件及包壳，回路压力边界，安全壳。
（一）燃料元件及包壳秦山二核堆芯有30000多根燃料元件，裂变产物（固态和气态）绝大部分都被容纳在二氧化铀燃料芯块内，只有部分气态扩散出后进入芯块和包壳之间的间隙内。
包壳受强中子辐照、高温高速冷却剂的侵蚀、热机械应力作用，可能缺陷是包壳的破损。
包壳一旦破损，裂变产物就将穿过包壳进入一回路冷却剂中。
（二）一回路压力边界一回路压力边界将放射性产物包容在一回路冷却剂内，边界包括控制棒驱动机构本体的反应堆压力容器；蒸汽发生器的一次侧；主泵；稳压器；稳压器的安全阀组；一回路各主要部件之间的连接管道、阀门和配件；连接辅助系统或支持系统的管道、配件和阀门，直到并包括每条管路中的第二个隔离阀（从高压侧算起）。
保障压力边界完整性的手段之一是减少可能存在的泄漏。
（三）安全壳安全壳即包容一回路的主厂房，将反应堆、冷却剂系统的主要设备和主管道包容在内，能阻止放射性产物向环境的释放。
构成了反应堆与环境之间的最后一道屏障。
包括：反应堆主厂房本身，它是由带钢内衬的钢筋混凝土壁组成的；安全壳贯穿件，包括设备、材料出入舱、人员进出舱、电缆、管道贯穿件；所有这些贯穿件的设计均是尽可能密封和完整的；对于管道贯穿件，在安全壳的内外侧均安装有隔离阀或逆止阀，以保证安全壳的密封和完整性。
稳压器安全阀及其附属管道安装注意事项作者：罗意来源：《中国科技博览》2013年第16期摘要：介绍了秦山核电二期采用的稳压器安全阀的在安装过程中的各种注意事项，指出各种错误安装，希望此文能为核电厂设备安装工作和稳压器安全阀调试人员提供参考和帮助，对一些错误安装提供警醒，从而提高稳压器安全阀可靠性，为核电机组的安全稳定运行打下基础。
关键词：SEBIM、稳压器、安全阀、安装。
中图分类号：TM6231. 前言秦山二期稳压器安全阀由法国SEBIM厂家提供。
该阀在大亚湾、岭澳及秦山二期核电站统称为SEBIM阀。
该阀位于稳压器顶部，分为三组，开启压力递增，为核电站关键设备之一。
据以往安装经验，SEBIM阀设计院提供的安装图纸较简单，在安装后的设备运行检修时发现较多问题。
本文对机组安装期间SEBIM阀安装注意事项及可能出现错误安装处详细讲述，并提出SEBIM阀各种安装要求。
2. SEBIM阀及其附属管道安装注意事项2.1 阀组前后主管道的安装阀体连接法兰管道安装必须使用模拟体安装，安装好模拟体后进行法兰最后的焊接。
模拟体图如图一所示，模拟体使用注意事项：1）勿分离保护阀模拟体与隔离阀模拟体之间法兰，一旦分离后回装，将影响模拟体进出口法兰之间的尺寸，造成模拟体不可用；2）勿用过大力矩紧固模拟体法兰螺母，容易造成模拟体进出口法兰与接管座之间焊接部位断裂；3）使用模拟体安装管道法兰后，需满足： 12个M27螺栓都能同时轻松装入阀组和管道的连接法兰中，不能与法兰产生摩擦，一旦产生摩擦，将影响法兰的紧固力矩。
最后安装好的管道必须满足如下几个条件：a）RCP模拟体12个法兰螺栓能轻松同时放入模拟体与管道法兰的螺栓孔中，模拟体法兰与管道法兰无偏差。
b）模拟体法兰与管道法兰之间间隙各个方位一致，确保平行度。
图一：模拟体2.2 控制柜相连管道的安装控制柜脉冲管线及控制柜与阀头之间控制管线的安装同样需要使用控制柜模拟体安装。
控制柜脉冲管线从控制柜左边进入。
数字化核电站中稳压器压力控制系统的结构和特点杜茂【摘要】稳压器压力控制系统是压水堆核电站中的重要调节系统.本文以福建福清核电站为参考核电站,介绍了采用数字化仪控系统(DCS)的核电站中稳压器压力控制系统的结构和特点.从压力信号采集及处理、控制系统结构、多重执行机构等方面介绍了稳压器压力控制系统的结构,同时介绍了使用数字化仪控系统(DCS)的核电站中稳压器压力控制系统的软硬件平台.通过分析系统的结构及软硬件平台,得出稳压器压力控制系统具有多传感器、PID控制、多重执行机构、执行机构多样性、控制处理器冗余等优点.反映出控制系统在核电站中特有的单一故障准则、多重冗余性、多样性等特点,体现出核电站中稳压器压力控制系统为提高安全性和稳定性而采取的特别措施.本文为核电站稳压器压力控制系统的调试和维护提供了一定的技术参考.【期刊名称】《科技视界》【年(卷),期】2018(000)011【总页数】3页(P28-30)【关键词】数字化核电站;稳压器压力控制;数字化仪控系统【作者】杜茂【作者单位】福建福清核电有限公司维修一处,福建福清 350300【正文语种】中文【中图分类】TL3620 前言随着我国核电事业的迅速发展 [1]，核电站控制系统的结构设计和软硬件实现也在不断进步。
在压水堆核电站中，为了避免反应堆内的冷却剂产生泡核沸腾，避免损坏反应堆冷却剂系统的设备和部件，反应堆冷却剂压力必须严格控制在15.4MPa （相对压力，下同）附近。
在压水堆核电站中，反应堆冷却剂压力通过一根波动管将一环路的热段和稳压器连接起来进行控制，稳压器的液腔和汽腔保持在平衡状态，以减少冷却剂的膨胀而引起的压力变化，反应堆冷却剂压力控制是由稳压器及其附属设备进行控制的，因此反应堆冷却剂压力控制是由稳压器压力控制系统来实现的。
稳压器压力控制系统是核电站中一个非常重要的控制系统。
福清核电站1、2号机组是M310加改进型压水堆核电机组，采用数字化仪控系统（DCS）和先进主控室设计，其稳压器控制系统的结构和实现有其代表性。
秦山核电站650MW汽轮发电机设计制造的优化措施
黄顺礼
【期刊名称】《安徽电力技术情报》
【年(卷),期】1995(000)006
【总页数】2页(P11-12)
【作者】黄顺礼
【作者单位】无
【正文语种】中文
【中图分类】TM623.3
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秦山核电站稳压器系统一、作用及设计考虑稳压器的主要作用，是将一回路(RCP)的压力维持在15.5MPa(abs)的整定值上，以防止冷却剂水在一回路中汽化。
稳压器内贮有两相状态的水，水和蒸汽都在确定的压力所对应的同一温度，依靠喷淋阀和加热器进行压力调节;其次是可缓冲一回路系统水容积的迅速变化。
稳压器的设计应能调节由于负荷瞬动引起的压力波动，即能维持水和蒸汽在饱和状态下的平衡。
它的容量必须有足够的水容积和足够的蒸汽容积。
二、设备描述1. 容器稳压器的构造如图1-28所示。
它是一个立式的圆筒，上下分别是半球形的封头，内表面有不锈钢覆盖层。
稳压器总高12.103m，最大外径2.342m，底部以波动管与一环路热管段相连。
稳压器下部有电加热器，多孔滤屏和取样口，稳压器上部有喷淋管道，以及能提供超压保护的安全阀组。
稳压器中装有两个测温装置：一个在液相中，RCP 10 MT一个在汽相中，RCP 09 MT当温度超过352℃时，它们中的每一个都使一个黄色信号灯亮：436AA“稳压器水相温度高”，通过RCP 10 MT传送信号。
437AA“稳压器汽相温度高”，通过RCP 09 MT传送信号。
2. 波动管路波动管路接在1号环路的热管段，以交换反应堆冷却剂系统RCP和稳压器内的水。
稳压器的底封头中装有多孔滤屏和阻滞节，用以阻止一回路水直接回升到水——汽交换面。
波动管路上装有一只温度探测器RCP 004 MT，当温度低于300℃时，控制室中435AA“稳压器波动管温度低”黄色报警信号灯亮。
3. 电加热器电加热器由60根直管护套型电加热元件组成(共安装63根，其中3根备用，每根的功率是24KW)。
共分六组，通过稳压器的下封头插入稳压器中。
加热元件的护套管上端用塞焊密封，下端由连接管座密封。
加热元件的镍铬合金电热丝放在管状不锈钢护套中心，周围用压紧的氧化镁粉末绝缘。
电加热器共分六组，其中四组为通断式(即恒定输出式)，两组为比例可调式(即比例输出式)，总功率为1440kW，其分配如下：1组和2组为通断式，每组216kW。
3组和4组为可调式，每组216kW。
5组和6组为通断式，每组288kW。
通断式电加热器主要用于反应堆启动或瞬态过程，可调式在稳压器内压力小幅度波动时起作用，在稳态功率运行时，一方面补偿热量的损失，另一方面补偿因连续喷淋导致的蒸汽的冷凝，可调式电加热器每组有9根电加热元件。
4.喷淋管路稳压器喷淋管线分别接到一回路两个环路的冷段管线组成。
每个管线上有一个自动控制的气动阀门。
阀门带连续喷淋的下档块，保持一股小流量连续喷淋。
喷淋管一端在稳压器内顶部设有喷淋头。
喷淋管另一端进口伸入到一回路冷段管内呈勺形，以便利用环路中流动的速度头增加喷淋的驱动力。
喷淋管公共管段在最高点处布置成一个水封，用来防止蒸汽凝结水集聚在喷淋阀的后面。
另外设有由RCV系统供水的辅助喷淋，喷淋阀下游与辅助喷淋管连接，供主泵停运时控制压力或停堆后冷却稳压器用。
连续喷淋的作用是：1)保持稳压器内的水温与化学成分的均匀性;2)限制在大流量喷淋启动时对喷淋管的热应力和热冲击;3)使比例组电加热器以一个基值进行调节。
在每条喷淋管上设有一个测温装置，温度过低表示连续喷淋量不足。
具体情况，见图1-29所示。
图1-29 稳压器喷淋5.安全阀组由三个安全阀组提供稳压器的超压保护.每个阀组由串联安装的两台阀门组成,即一台提供卸压功能的上游阀门,称为保护阀,和一台提供隔离功能的下游阀门, 称为隔离阀.在正常运行期间,保护阀关闭,隔离阀开启.如果保护阀开启之后回座失效时,则隔离阀关闭,防止一回路进一步卸压。
当稳压器的压力超过安全阀的整定值时，安全阀开启，将稳压器内的蒸汽迅速排至卸压箱中，使稳压器卸压，起到超压保护作用。
安全阀整定压力：(1)安全阀的结构稳压器安全阀是先导式阀门。
每一台安全阀由两个主要部分组成：阀门的先导部分和主阀部分。
如图1-30和1-31所示。
图 1-30 先导式安全阀组图 1-31 先导式安全阀运行原理主阀部分是一个液压启动阀，提供卸压功能。
它包括：1)一个装有喷嘴的下阀体，主阀瓣就座在喷嘴上。
2)一个装有活塞的上阀体，活塞使阀瓣压到喷嘴上，而且活塞的表面积比阀瓣的表面积大。
阀门的先导部分起压力传感和控制的作用。
它由受稳压器压力作用的活塞构成。
活塞自身又启动一根由一个调节弹簧定位的传动杆，而传动杆借助于一个凸轮启动两个先导阀盘R1和 R2。
阀门的先导部分与主阀部分及稳压器实体隔离。
它由脉冲及先导管线与稳压器和主阀连接，在稳压器与先导阀之间装有一个冷凝罐，保护先导阀不受高温蒸汽的影响。
在先导阀的底部装有一个电磁线圈，它直接作用在传动杆和凸轮上，而凸轮用于操纵两个脉冲阀。
这个电磁线圈提供一种使先导阀头直接卸压的方法，以便远距离手动强制开启阀门。
(2)安全阀运行原理当稳压器压力低于先导阀的整定压力时，先导阀的传动杆在上面位置，先导盘R1开启，使主阀活塞上部与稳压器接通，由于主阀活塞的表面积比阀瓣的大，因此安全阀关闭。
当稳压器压力升高时，它作用在先导活塞上，并且使先导传动杆向下，先导盘R1使主阀活塞与稳压器隔离，此时安全阀仍保持关闭。
当稳压器压力达到先导阀的整定压力时，先导传动杆进一步向下，先导盘R2开启，主阀活塞上部容纳的流体排出，作用在主阀阀瓣上的稳压器压力使安全阀开启。
当稳压器压力降低时，先导传动杆上升，首先关闭先导盘R2，开启先导盘R1，然后使主阀活塞上部与稳压器接通，于是安全阀关闭。
安全阀在低于其整定压力下，通过使电磁线圈通电，可以强迫“开启”。
如果先导盘R1处于开启位置(即压力低于先导盘R1的整定压力)，通过使电磁线圈断电，在主阀活塞上可以重新建立压力并关闭安全阀。
相反，如果先导盘R1维持关闭(压力高于R1的整定压力)，则不能重新建立压力，而且安全阀维持开启状态。
三、稳压器的压力调节核电厂正常运行时，稳压器内液相与汽相处于平衡状态。
因而，稳压器中的压力等于该时刻温度下水的饱和蒸汽压力(图32)。
运行时，为避免冷却水在一回路内产生沸腾，冷却水温度应低于稳压器饱和蒸汽温度，因而，PRCP = PPZRTav < TPZR冷却剂平均温度由下式得出:从图1—32水的饱和蒸汽曲线可知，稳压器内的水用加热器加热时，水的汽化将会使压力增加(图上第一个方法);而当冷管段引来的冷水向蒸汽喷淋时，水的降温(冷凝)使压力降低(第二个方法)。
第一种方法，加热的效应图1-32 稳压器的作用当稳压器的蒸汽空间存在时，由稳压器压力控制系统控制反应堆冷却剂系统压力。
外负荷的变化会引起反应堆功率和汽轮机负荷之间失配，从而引起水容积膨胀或收缩。
如果反应堆功率超过汽轮机负荷，则水容积膨胀并压缩蒸汽，引起的波动将由下述措施补偿：——热段来的冷波动水;——冷管段引来的喷淋水通过喷淋而使蒸汽凝结;当超压时，由稳压器安全阀组，卸压箱和反应堆高压停堆提供超压保护。
如果汽轮机负荷超过反应堆功率，则容积收缩且稳压器蒸汽空间扩大，引起的降压将由电加热器的投入使水蒸发加以补偿，直至压力整定值的重新建立。
如果超过稳压器的低压停堆整定值，就要停堆。
在稳态运行过程中，可调式加热器是工作的，以补偿连续喷淋和稳压器的热损失。
当稳压器注满水时，由化学和容积控制系统低压下泄阀控制其压力。
稳压器压力控制回路(表1—6)包括：1.压力变送器 RCP005、006、013、014MP;2.比例-积分-微分压力控制器 RCP401RG;3.稳压器和加热器组 RCP001、002、003、004、005、006RS;4.喷淋控制阀 RCP001、002VP;稳压器压力由压力变送器RCP005MP、006MP、013MP和014MP测量。
来自压力变送器的测量信号经控制室的切换开关选择其中一路至PID控制器中，然后输出信号送到四个函数发生器：—用于启动比例功率输出加热器组的两个相同的函数发生器(RCP404MR GD1和GD2功能块);—用于启动喷淋阀的另两个相同的函数发生器(RCP402和403RG)。
每个喷淋阀配有一个手动操作站。
在低压时，控制器的信号还用来接通恒定功率输出加热器组(RCP001、002、005和006RS)。
图1-33表示RCP005MP,006MP,013MP,014MP测量通道的作用。
表1-6 反应堆冷却剂压力对应电信号的整定值在低压时，控制器的信号还用来接通恒定功率输出加热器组(RCP001、002、005和006RS)。
图1-33表示RCP005MP,006MP,013MP,014MP测量通道的作用。
图1-33 稳压器压力控制原理四、稳压器的水位调节核电厂正常运行工况下，一回路平均温度的变化，将引起稳压器水位的变化。
而引起一回路平均温度变化的因素很多。
如功率运行时二回路系统热功率的变化，蒸汽发生器二次侧给水的突然增加或减少，反应堆功率控制系统的超调;当反应堆启动或者停闭时，一回路水温由60℃升到290.8℃(或由290.8℃降到60℃)，就要引起一回路水容积的变化;当反应堆从热备用到功率运行，一回路平均温度从290.8℃提高到310℃，也要引起一回路水容积的变化。
当稳压器内水位过高时，稳压器将失去对一回路系统压力控制的能力，而且有安全阀组进水的危险;如果水位过低，加热器电阻加热元件有裸露于空气中的危险。
为此，必须对稳压器进行水位调节，以保持稳压器的水位在正常的运行范围内。
稳压器水位整定值与一回路平均温度成线性关系：即水位从290.8℃时的25.3%变到310℃时的59.6% ，如图34。
整定值是在化学和容积控制系统没有下泄流量和当功率负荷从0变到100%额定功率的条件下，使稳压器能承受一回路水容积的变化而计算确定的。
稳压器上装有四个水位测量线路(图35)一个测量通道(012MN)是在冷态下标定，只适用于反应堆启动和停堆。
它的测量结果被传送到控制室的控制台P9上，用指示仪441ID显示。
其它的三个测量通道(007MN，008MN 及011MN )用于水位调节和反应堆保护。
对于某一个给定的功率负荷(它包括在零到额定功率Pn之间)，调节系统计算出水位整定值Nref，并且用调节RCV系统上充流量的方法来保护水位在这一整定值。
如果水位超过整定值Nref，从(Nref+5%)开始，加热器投入运行，用以加热一部分冷水，并发出451AA “稳压器的水位比整定值大5%”白色报警信号。
稳压器水位大于70%时，称为高2报警，水位大于86%时，为高3报警信号，由反应堆保护系统发出的信号使反应堆紧急停堆。
如果水位低于整定值Nref，从(Nref -5%)开始，发出报警信号450AA “稳压器的水位比整定值小5%”。
稳压器水位降到14%，低2水位，发出白色报警信号447AA“稳压器低水位”，全部加热器切除关闭。
