秦山核电厂三道安全屏障完整性指标

ASME规范第Ⅺ卷98版与83版对照编制：姚伟达校核：徐受律ASME规范第XI卷98版与83版对照1. 前言ASME规范第XI卷《核电厂设备在役检查规则》第1版于1970年出版，每隔三年修改和出版一次。

秦山核电厂的设计、建造和运行主要遵照1983年版，第一次秦山核电厂定期安全审查主要遵照1998年版。

这两个相隔15年的版本存在着一定差异，为此需要在主要方面进行对照，现分下列七个方面作比较：(1)在役检验的范围(2)检验方法(3)无损检验人员的考核(4)检查周期和间隔(5)检验结果和评定标准(6)修理/更换(7)缺陷的分析评定方法2. 98版与83版的比较2.1 在役检验的范围在役检验范围的比较列于表2.1.1～2.1.7中。

表2.1.1在役检验范围表2.1.1在役检验范围（续）表2.1.2一级设备检验类别比较表2.1.2一级设备检验类别比较（续）表2.1.3二级设备检验类别比较表2.1.4三级设备检验类别比较表2.1.5MC级与CC级金属承压设备的检验类别比较表2.1.6一、二、三级和MC级设备支承件的检验类别比较表2.1.7CC级部件混凝土设备的检验类别比较2.2 检验方法列于表2.2.1。

表2.2.1检验方法的比较表2.2.1检验方法的比较（续）2.3 无损检验人员的考核列于表2.3.1中。

表2.3.1 无损检验人员的考核比较表2.3.1 无损检验人员的考核比较（续）2.4 检查周期和间隔列于表2.4.1中。

表2.4.1 检查周期和间隔比较表2.4.1 检查周期和间隔比较(续)2.5 检验结果和评定标准列于表2.5.1中。

表2.5.1 检验结论和评定标准比较表2.5.1 检验结论和评定标准比较(续)表2.5.1 检验结论和评定标准比较(续)表2.5.1 检验结论和评定标准比较(续)表2.5.1 检验结论和评定标准比较(续)2.6 修理/更换列于表2.6.1中。

表2.6.1 修理/更换2.7 缺陷的分析评定与安全系数列于表2.7.1中。

一、是非题（共25题，每题1.5分，以“+ ”表示正确，以“－”表示不正确）1. ASME —Ⅴ（2004版）规定的无损检测方法是：RT 、UT 、PT 、MT 和VT 。

（ — ）2. 对于高能X 射线和γ射线照相时，应考虑选用粒度较粗梯度较低的胶片，以弥补因能量过高引起的灵敏度损失。

（ — ）3. ASME —Ⅴ（2004版）对焊接接头完工表面可以有合理而均匀的隆起。

（ + ）4. ASME —Ⅴ（2004版）在对过量背散射防护规定，如有“B ”的黑影出现在较淡的背景上，则不作为底片质量不合格的原因。

（ + ） 5. ASME —Ⅴ（2004版）规定：几何不清晰度不满足要求，小径管（89mm ）对接焊缝不能使用双壁双影透照技术。

（ + ） 6. ASME —Ⅴ（2004版）射线照相技术分为：2—1T 、2—2T 和2—4T 三个级别。

（ — ） 7. ASME —Ⅴ（2004版）规定椭圆透照时，当要求全部覆盖焊缝，每条焊缝至少要进行二次互成900的曝光。

（ + ） 8. ASME —Ⅴ（2004版）规定，位置标记无法放置时可用作图法来代替。

（ + ） 9. ASME —Ⅴ（2004版）规定，黑度读数与国家标准黑度片或阶梯校验黑度片上的实际读数的变化不超过±0.1，则该黑度计验收合格。

（ — ） 10.ASME —Ⅴ（2004版）规定，当采用分离试块上放置像质计时，像质计到胶片的距离应不小于（D FdU g ）中的d 。

（ + ） 11. ASME —Ⅴ（2004版）对底片黑度要求，无论是单片观察或是叠合观察，最大黑度可为4.0。

（ + ） 12. ASME —Ⅴ（2004版）规定底片上超出黑度范围的区域应重新拍片。

（ + ） 13. ASME —Ⅴ（2004版）选择射线照相能量的依据是必须达到底片黑度和像质计灵敏度要求。

（ + ） 14.我国目前运行的核电站反应堆为热中子反应堆。

引言压水堆核电厂的组成如图0-1所示。

通常可以分为三大部分：1．核的系统和设备部分，又称核岛；2．常规的系统和设备部分，又称常规岛；3．电气系统和设备。

核岛由以下几部分组成:（1）反应堆及一回路主系统和设备（主管道、冷却剂主泵、蒸汽发生器、稳压器及卸压箱等）；（2）一回路主要辅助系统：如化学和容积控制系统（RCV）、余热排出系统(RRA)、硼和水补给系统（REA）等。

（3）专设安全设施系统：如安注系统（RIS）、安全壳喷淋系统（EAS）等。

（4）与安全壳相关的通风系统：如安全壳换气通风系统（EBA）、大气监测系统（ETY）等。

（5）三废系统：如废液处理系统（TEU）、硼回收系统（TEP）等。

（6）其它系统：核岛系统中的反应堆、一回路主系统和设备以及余热排出系统安置在安全壳内，核岛系统的其余部分的大部分设备安装在安全壳外的核辅助厂房内。

压水堆核电厂的常规岛包括那些与常规火力发电厂相似的系统及设备，主要有：（1）蒸汽系统:如主蒸汽系统（VVP）、汽水分离再热系统（GSS）等；（2）给水系统:如凝结水系统（CEX）、除氧器系统（ADG）等；（3）汽机及其辅助系统:如汽轮机润滑、顶轴和盘车系统（GGR）（4）外围系统:如核岛除盐水分配系统（SED）、循环水处理系统（CTE）等。

电气部分是电厂的一个重要组成部分，它主要包括以下系统及设备：a)发电机及其辅助系统，如发电机定子冷却水系统（GST），发电机励磁和电压调节系统（GEX）等。

b)厂内外电源系统，如LGA，LGB，LLA，LNA等。

为了便于大家理解核电厂相关的运行知识，本教材最后还简单介绍机组启停知识。

第一部分核岛系统1.1 反应堆冷却剂系统（RCP）本章介绍600MWe压水堆核电厂反应堆冷却剂系统的功能，系统内主要设备（压水反应堆、蒸汽发生器、冷却剂主泵、稳压器及卸压箱）的作用及组成，反应堆冷却剂系统与辅助系统的联系及其运行原理。

第一节反应堆冷却剂系统（RCP）一、系统的功能压水堆核电厂的反应堆冷却剂系统（RCP），又称一回路主系统（图1-1），有以下功能：1.它的主要功能是将反应堆堆芯中核裂变反应产生的热量传送到蒸汽发生器，从而冷却堆芯，防止燃料元件烧毁，而蒸汽发生器供给汽轮发电机组（二回路）所必需的蒸汽；2.在压水反应堆内，水作为冷却剂又兼作中子慢化剂，使裂变反应产生的快中子减速到热中子能量；3.反应堆冷却剂中溶有硼酸，可补偿氙瞬态效应和燃耗引起的反应性变化；4.系统内的稳压器可用于控制冷却剂压力，以防止堆芯内产生不利于传热的偏离泡核沸腾现象；5.在发生燃料元件包壳破损事故时，反应堆冷却系统压力边界可作为防止放射性产物泄漏的第二道屏障。

核电站安全距离--如果⼤亚湾核电站泄漏,惠州深圳也会遭受污染？核电站安全距离 ⾃ 1954年6⽉27⽇，世界上第⼀座核电站—前苏联的奥布宁斯克核电站并⽹发电，⼈类开始了利⽤核电的新纪元。

世界各国核电站从50年代后期起步，60年代是成长和成熟的时期，70年代是⼤的发展时期。

核电站由于其拥有三道屏障及三个纵深防御措施，使得其安全性能不容怀疑。

但与此同时，核电站本⾝也是⼀个潜在的灾害危险源，如果⼀旦发⽣严重事故，必须采取迅速有效的防护措施，在可能的范围内最⼤限度地控制和减少核事故造成的危害及其影响，保证区内外⼈员的安全转移，并保护环境和⽣态平衡。

其安全防护对策要点如下： 以核反应堆为中⼼，在核电站外围依次设⽴禁区、限制发展区、应急计划区及评价区。

（1）禁区（以核反应堆为中⼼半径不得⼩于0.5公⾥） 禁区是核电站有效控制的⼚区，它有铁丝⽹等障碍物与外环境隔开。

未经许可，⼈们不得进⼊。

区内严禁有常住居民。

（2）限制发展区（限制区半径不得⼩于5公⾥） 区内必须保持较低的⼈⼝密度，除现有常住⼈⼝的⾃然增长外，严格限制⼈⼝的机械增长。

根据经济和社会发展需要，经主管部门批准，限制区内可以迁⼊少量常住⼈⼝和暂住⼈⼝，但不得超过规划所确定的总控制⼈⼝规模。

核电站职⼯⽣活区不准建在此区。

限制发展区内不宜建造对核电站安全运⾏构成威胁的企业。

禁⽌设⽴机场、炼油⼚、化⼯⼚、油库、爆炸⽅式作业的采⽯场、易燃易爆品及有毒的⼯⼚、仓库等对核电站安全存在威胁的项⽬。

不得有监狱、⼤中型医院、疗养院和奶⽜、奶⽺养殖场及放牧场等项⽬。

但可适当发展养殖业、种植业、旅游业和适合当地发展的第三产业。

（3）应急计划区 应急计划区的半径为10公⾥。

既然核电站存在发⽣严重污染事故的可能性，就要作好预防准备，包括制定应急响应计划和应急实施准备。

应急实施包括向公众发放碘，通知公众在户内隐蔽，以及必要时组织撤离，区内的粮⾷、蔬菜、⽔等不得⾷⽤。

核反应堆的常识一、原子能1、物质的构成物质是由分子组成的，分子是由原子组成的，原子是由原子核和电子组成的，原子核带正电荷，电子带负电荷，原子核是由质子和中子组成的，质子带正电荷，中子不带电。

2、核裂变反应核裂变反应是指一个重原子核在中子作用下分裂成两个较小质量原子核的反应，如铀-235的裂变。

U235+n F1+F2+xn+200Mev可作为核燃料使用的可裂变元素有U233、U235和Pu239三种元素。

U235是以自然形式存在，它在天然铀中只占0.712％，天然铀中U238占99 282％。

U233和Pu239是由Th232和U238通过核反应得到的。

3、裂变能每次裂变能产生一定的能量，即裂变能。

裂变能的大部分(约80％)是以碎片动能的形式出现的，它在运动中将能量交给介质，其余的能量是通过γ射线、中子等辐射形式放出。

4、链式反应重原子核俘获一个中子后发生裂变，同时会放出2~3个中子，这些中子与重原子核相遇再引起裂变，这个过程继续下去，就称之为链式反应。

核电厂就是靠链式反应产生的能量来发电的。

二、核电厂的安全问题和措施1、放射性危害核能的利用给人类带来极大的利益，同时电给人类带来潜在的危害，这就是核电厂产生的放射性，这些放射性是在裂变过程中大量产生的，如果核电厂发生事故而未采取有效的控制措施时，放射性物质就可能释放到环境中去，从而危及人类的健康。

为了保护人类免受核电厂的放射性危害，人们通常要花核电厂造价的三分之一的经费来解决核安全问题。

2、核安全措施——多道屏障和纵深防御2.1 多道屏障在压水堆核电厂中，为防止放射性释放到环境中去，采取了三道屏障：第一道屏障是燃料包壳；第二道屏障是一回路系统承压边界；第三道屏障为安全壳。

2.2纵深防御原则为保证每道屏障在正常和事故工况下的有效性，即不超过它们的设计能力，在压水堆核电厂的设计中采用了纵深防御的原则，即预防、监控和限制事故后果。

第一级防御——预防：包括保守设计、固有安全性、控制系统安全准则及设计、制造、建造和运行的质量保证，以保证第一道屏障完整和核电厂正常运行。

消防安全监督管理平台项目技术

规格书 Fire safety supervision management system project

technical Specificaion

QS-5FP-MNFP-0001 技术文件所属部门：保卫处 Rev.1

本文件属于秦山核电有限公司、核电秦山联营有限公司、秦山第三核电有限公司和中核核电运行管理有限公司所有，未经书面许可，任何单位和个人不得采用、复制或转让。 QS-5FP-MNFP-0001 消防安全监督管理平台项目技术规格书 Rev.1 文档信息页（1） A. 基本信息 文件名称 消防安全监督管理平台项目技术规格书 文件编码 QS-5FP-MNFP-0001 版本 1 质保等级 QNC 编制处室 保卫处 替代文件 文件名称 文件编码 B. 编制者 姓名（打印） 签名（须含签发日期）

批 准 董军成 2019-09-18 审 查 王凯平 王凯平2019-09-04 校 核 杨光远 杨光远2019-09-04 编 制 王 备 王 备2019-09-03 C. 会签 会签单位 姓名（打印） 签名（须含签发日期） 公司办 伍吉泽 伍吉泽2019-09-05 信息管理处 马寅军 马寅军2019-09-04 QS-5FP-MNFP-0001 消防安全监督管理平台项目技术规格书 Rev.1 文档信息页（2） D. 升版修订信息 版本 修订说明

0 初次发布。 编： 王 备 校： 杨光远 审： 王凯平 批： 董军成

1 根据招标工作小组、领导组会议要求: 1) 项目进度格式采用“D0+”模式； 2) 承包商资质要求进行调整； 3) 培训部分增加对关键用户、系统维护人员培训。

编： 王 备 校： 杨光远 审： 王凯平 批： 董军成 QS-5FP-MNFP-0001 消防安全监督管理平台项目技术规格书 Rev.1 1 / 15 1.0 工作/服务范围 为提升核电厂消防安全监督管理水平，开发一套消防安全监督管理平台，通过消防安全状态管理、消防数据管理、人工消防管理、消防档案管理等模块统计分析核电厂消防领域相关数据信息，全方位展示核电厂综合消防安全状态，确保电厂消防安全。

核电信息周刊特刊NUCLEAR POWER INFORMATION WEEKLY - SPECIAL ISSUE苏州热工研究院有限公司信息研究所特刊2011-08-10AP1000设备重大突破关注三代技术国产化进程2011-08-10核电信息周刊 - 特刊NuclearPowerInformationWeeklyAP1000设备重大突破关注三代技术国产化进程近日，山东核电设备制造有限公司发布消息称：全球首台AP1000核电机组——三门1号关键设备钢制安全壳（containment vessel，CV）全部预制成功。

AP1000设备国产化又向前迈进了重要一步，引发了人们对三代核电技术国产化进程的再次关注。

特刊编辑组围绕该消息，从钢制安全壳着手，进而扩展到整个三代技术国产化进程，推出本期特刊。

本期特刊分为两个部分，第一部分介绍AP1000钢制安全壳的相关情况；第二部分全文引用中国设备网刊载的一篇探讨三代核电技术国产化进程的文章，供参阅。

1. AP1000钢制安全壳预制成功新闻链接：2011年7月21日16时55分，我国三代核电自主化依托项目首台机组、全球第一座AP1000反应堆-浙江三门核电站1号机组钢制安全壳（CV）顶封头最后两张瓣片在山东核电设备制造有限公司（简称：国核设备）装车，发往施工现场。

以此为标志，全球首台AP1000钢制安全壳主体预制工作顺利完成，国核设备公司全面掌握了三代核电钢制安全壳的整体制造工艺，我国三代核电自主化研究和发展取得关键突破。

（来源：山东核电设备制造有限公司2011-07-22）一、钢制安全壳概况钢制安全壳是AP1000核电站的第三道安全屏障，包容着反应堆、蒸汽发生器等主系统设备，属AP1000核电站非能动安全技术的典型应用。

在事故工况下CV能有效防止放射物质外泄，是AP1000核电站中最重要的设备之一。

（如图1所示）核电信息周刊 - 特刊NuclearPowerInformationWeekly··图1 钢制安全壳示意图钢制安全壳（CV）由底封头、4环筒体和顶封头6大部件组成，为圆柱形容器，整个安全壳由260块弧形钢板组焊而成。