工程师应知应会

工﹡程﹡师﹡应﹡知﹡应﹡会工﹡﹡程﹡﹡师﹡﹡应﹡﹡知﹡﹡应﹡﹡会——目录——一.序言…………P2二.原子能和原子能发电站………P3三.发展核电的优越性及其前景…………………P5四.创建中国核工业,核工业的历史丰碑………P6五.关于核电厂物项分级的简要说明……………P8六.关于阀门核规范级与核安全级的说明………P10七.关于阀门采购和安装的原则规定……………P11八.关于管道材料采购的原则规定………………P13九.安装与调试工作的接口和分工………………P13十.关于暂缓施工焊口的原则规定………………P15十一核辅助管道施工………………P15十二管道对接焊缝射线检查的规定………………P18十三主回路设备安装总程序………P19十四主管道安装焊接总程序………P19十五压水堆核电站建造里程碑（仅供参考）……P20十六核电工程专用名词俗语（仅供学习参考）…P21附表1压水堆核电站一回路工艺系统一览表……P25附表2压水堆核电站常用符号、代号名称一览表………………P26工﹡程﹡师﹡应﹡知﹡应﹡会工﹡程﹡师﹡应﹡知﹡应﹡会一.序言1991年12月15日,这是一个值得令每一个中国人永远纪念的日子。这天，我国自行设计、自行建造的第一座核电站--秦山核电站胜利建成发电了！从此结束了中国大陆无核电的历史,从此开创了我国和平运用原子能的新纪元。迄今为止,中国大陆已有11座核电站在安全运营,在东海之滨杭州湾畔的秦山核电基地,就有5座核电站在安全稳定运营，有4座核电站在顺利建设中。秦山核电站建成发电,显示了我国的综合国力和科学技术水平。由此,我国一跃成为世界上继美、苏、英、法、日本、加拿大之后第七个可以独立设计和建造核电站的国家。秦山核电站建成发电,乃是中国核工业继“两弹一艇”以来一项伟大的核工程成就,同时是我国继“两弹一星”以来一项重大的科技成就,秦山核电站为我国耸立了第三座高科技里程碑。近年来,随着国际原油价格的飞涨和全球温室效应的加剧,以及核能发电所特有的优势,许多国家和地区都开始制订新的核电计划。预计此后2023内,至少有100座核电站在世界各地建造起来。我国在此后2023内,我国的核发电量比例将从1％提高到4％左右,要实现这个目的,就意味着在2023年以前,需要每年建造2～3座百万千瓦级核电站，这是一个千载难逢的机遇。核电前景如此广阔,只要我们每个核建人努力拼搏,美好生活就一定到来。本人经历了秦山一期工程、秦山二期工程、巴基斯坦恰希玛核电工程以及秦山二期扩建工程的数年实践,把积累下来的一些经验教训和收集到的一些工程技术资料,汇集成这本《工程师应知应会》小冊子,供大家学习参考，并希望它在此后核电工程建设的道路上,能去曲存直,能有所借鉴。二三公司技术顾问张永光二.原子能和原子能发电站2.1原子核链式裂变反映原子能是在十九世纪末叶发现的。1896、1898年法国科学家贝克勒耳、波兰科学家居里夫人等发现铀、镭原子核裂变反映同时放出具有很高能量的射线（即α、β、γ射线）。1930、1932年德国科学家、英国物理学家发现原子核里面有中子存在。后来,科学家们用中子去轰击铀原子核,结果发现铀原子核产生了裂变，在铀原子核裂变时,除了放出大量能量外,还放出2～3个新中子。这3个新中子又去轰击邻近的铀核使它们又发生裂变，产生9个新中子。这9个新中子又去轰击邻近的铀核使它们又发生裂变，产生27个新中子。就这样一代一代发展下去，成为一连串的裂变反映，通常人们把这种反映称为原子核链式裂变反映或称“链锁反映”。自然界中并不是所有原子核在中子轰击下都能发生裂变的，只有少数物质的原子核（如铀235、铀233、钚239等）在低能量中子的轰击下才干发生裂变反映。原子核链式裂变反映的结果是：一产生裂变碎片、二放出新中子、三释放裂变能量。根据实验测定，每公斤铀核所有裂变所释放的核能相称于燃烧2700吨优质煤所释放的能量。也就是说,核能比优质煤燃烧所释放的能量大270万倍。这种高能量是从原子核里面释放出来的,所以叫做核能,也就是原子能。原子能的发现,是20世纪的一项重大科学成就。对于原子能的应用,帝国主义可用来制造原子弹，进行核讹诈、毁灭人类。爱好和平的人们一贯主张和平运用原子能，造福人类。2.2核电站基本原理核电站的基本原理,是用受控的原子反映堆将核燃料裂变产生的热能转变为电能的发电厂。世界上第一座原子反映堆于1942年12月在美国芝加哥大学建成，功率0.5瓦。1945年,美国帅先制成3颗原子弹。其中第一颗名为“瘦子”的原子弹在美国一空军基地附近爆炸成功。1945年8月6日，一颗名为“小男孩”的原子弹投下了日本广岛，广岛顿间淹没在一片爆炸声和熊熊火海之中，导致至少22万人伤亡。8月9日，又一颗名为“胖子”的原子弹投下了日本长崎，终于迫使日本无条件投降，第二次世界大战宣告结束。1949年8月苏联第一颗原子弹爆炸成功，1954年，苏联建成世界第一座实验核电站，功率5000千瓦。1957年，美国建成世界第一座商用压水堆核电站，电站功率9万千瓦。2.3核电厂组成压水堆核电站重要由原子反映堆、一回路系统、二回路系统及其他核辅助系统和电厂辅助配套设施所组成。压水反映堆是以铀或钚作核燃料，轻水作慢化剂，实现可控制的链式反映并将产生的核能转变为热能的设备。一回路系统由反映堆、反映堆冷却剂泵、蒸汽发生器、稳压器和相应管道、阀门及其他辅助设备所组成。是实现核能转变为热能和电站安全稳态运营的核动力装置、核动力系统。二回路系统由汽轮发电机组、汽水分离器、冷凝器、凝结水泵、主给水泵、高低压加热器、除氧器等设备及相应管道、阀门所组成。是将蒸汽的热能转变为电能的装置。2.4核反映堆种类☆轻水堆--轻水堆又分压水堆和沸水堆。轻水堆是以低浓二氧化铀作燃料、用净化的含硼水作中子慢化剂和冷却剂的反映堆。☆重水堆—重水堆是以低浓二氧化铀或压水堆用过的乏燃料或天然铀作燃料、用重水作中子慢化剂和冷却剂的反映堆。☆高温气冷堆--高温气冷堆是用低浓二氧化铀作燃料、石墨作中子慢化剂、高温高压氦气作冷却剂的反映堆。☆石墨水冷堆--石墨水冷堆是用低浓二氧化铀作燃料、石墨作中子慢化剂、轻水作冷却剂的反映堆。☆钠冷快中子增殖堆--是采用氧化铀和氧化钚的混合物作燃料、高温液态钠作冷却剂、由快中子引起核燃料裂变的反映堆。压水反映堆由堆芯、堆内构件、控制棒驱动机构和反映堆压力容器所组成。反映堆堆芯里面装有121个核燃料组件、33束控制棒组件、50个可燃毒物组件、34个阻流塞组件、38根中子通量测量装置和4根中子源组件。众所周知，由于反映堆里面装有核燃料，所以反映堆既是电厂所有热能的供应地，又是电厂极强放射性的发源地。为了防止强放射性外逸和扩散，核电站都按设计规范设立放射性三道屏障，做到安全可靠，万无一失。为保证安全运营，核电站设计有“专设”安全系统，如安全注射系统、安全壳喷淋系统、蒸汽发生器辅助给水系统、设备冷却水系统等。三.发展核电的优越性及其前景3.1核电站的优越性（1）核电站是高能量、少耗料、清洁的电站发展核电具有两大优势：一是核电不会产生温室效应,二是核电不烧化石燃料只烧天然铀。核电站与火力发电站相比，核电站具有更多优越性：核电不仅是安全可靠的能源、清洁的能源,并且是高能量、少耗料的能源。一座发电容量为60万千瓦机组的核电站，天天仅需燃耗约3公斤铀-235,若反映堆初始装料1500公斤铀-235,就足以供核电站满功率连续发电一年半。而同样一座发电容量的火力发电站，一年半时间就要烧掉250万吨优质煤或150万吨重油,同时向大气排放出大量二氧化碳、二氧化硫、烟灰等有害物质并形成酸雨，严重污染周边生态环境和危害人体健康。核电站不烧煤、不烧油，既无二氧化碳、二氧化硫排放，也无灰渣解决。核电站厂区绿树成荫、空气清新，环境优美。（2）核电站是安全可靠的电站为了做到安全可靠，万无一失，防止事故引起放射性扩散，核电站设立了三道放射性屏障：第一道屏障是核燃料元件棒包壳，第二道屏障是反映堆压力容壳和一回路压力边界，第三道屏障是反映堆厂房安全壳。为了防止一回路失水事故发生,还设计了足够防范的专设安全系统，如安全注射系统、安全壳喷淋系统、设备冷却水系统、蒸汽发生器辅助给水系统等。自从核电站诞生以来，全世界核电站发生过两起震惊世界的核事故。一是1979年3月发生的美国三里岛核电站爆炸事故,但未导致人员伤亡,只是反映堆芯被烧毁了。一是1986年4月26日发生的前苏联切尔诺贝利核电站爆炸故,100多吨重的反映堆顶盖被气浪冲开,堆内管道断裂,反映堆厂房倒塌,烟云冲到1000米高空,堆内石墨和核燃料飞出反映堆并引起电缆起火燃烧,乌烟迷漫……,可见爆炸威力有多大。这是核电站诞生以来最为惨重的一次事故,虽然仅导致30多人死亡,但自然环境受到极大污染，放射性灰尘竟蔓延到西北欧的一些国家。第一起事故的因素重要是操作不妥导致。第二起事故的因素是，该电站是石墨反映堆，既没有压力容器、也没有安全壳，所以反映堆爆炸了而没有安全屏障阻挡。3.2发展核电的前景据记录，全世界目前已有480多座核电站在安全运营中。预计到2030年全世界核电站总数将达成1000座，核发电量将占总发电量的三分之一，核电将成为此后电力工业的一大支柱。到2030年，全世界电力生产量将增长90﹪，中国核电装机容量将增长7倍。按照中国核电发展规划，到2023年，要把核电在全国装机容量的比例从目前的1﹪提高到4﹪。要实现这个目的,就意味着在2023年前，中国需要每年建造2～3座百万千瓦级的核电站,这是一个前所未有的大好机遇，机不可失，时不再来。中国核电快速发展,其他国家也竟相争冠,到2023年前,日本计划再兴建13座核电站，使核电装机容量占全国发电量的30～40﹪。南亚大国印度,计划要将核发电量提高到全国发电量的25﹪，而韩国要提高到70﹪。全球无核电国家：意大利、埃及、阿尔及利亚、土耳其、伊朗、海湾六国（沙特阿联酋科威特阿曼巴林卡塔尔）、以色列、叙利亚、孟加拉国、泰国、越南、印度尼西亚、马来西亚、澳大利亚、委内瑞拉、智利等37个国家，也都表达出对核电的爱好并考虑发展核电、筹建核电站。四.创建中国核工业,核工业的历史丰碑☆1955年1月，中共中央作出“中国要发展原子能事业”的伟大战略决策，从此开创中国核工业。☆1956年4月，毛泽东主席高瞻远瞩：指出“在当今世界上,要不受人家欺负,就不能没有原子弹,我们也要有原子弹”。☆1959年7月，周恩来总理指出：“我们要自己动手,要从头摸起,准备用八年时间搞出原子弹”。☆1958年2月，《中华人民共和国第二机械工业部》正式成立,主管中国核工业。二机部即现在的《中国核工业集团公司》。☆1958年8月，《二机部国营一○三安装公司》正式成立，《国营一○三安装公司》即现在的《中国核工业建设集团公司第二三建设公司》。☆1958年，我国首座实验重水反映堆和第一台回旋加速器在北京建成。☆1964年10月16日，我国在青海罗布泊地区成功爆炸第一颗原子弹。从此我国成为继美、苏、英、法之后，世界上第五个拥有核武器的国家。中国政府当即发表严正声明，郑重宣布：“中国在任何时候、任何情况下，都不会一方面使用核武器”。☆1966年10月，我国在西北浩瀚的戈壁滩（四○四地区），在苏联背信弃义、单方撕毁协议、撤走所有专家以及当时严重自然灾害情况下，靠自力更生、奋发图强建成了中国第一座大型石墨水冷军用原子反映堆。☆1967年6月，我国在青海罗布泊地区成功爆炸第一颗氢弹。氢弹的威力是原子弹的100倍。此后几年间，我国成功爆炸数次原子弹。☆1970年2月8日，周恩来总理初次提出要搞核电站,并作出重要指示：“二机部不光是爆炸部,并且要搞核电站”。☆1971年9月，我国第一艘核潜艇建成下水试航成功。☆1982年11月，国家正式批准《728工程》建设厂址在浙江省海盐县秦山北麓。后来把《728工程》正式命名为《秦山核电站》。☆秦山核电站于1985年3月开工建设，1991年12月15日建成发电。秦山核电站建成发电，是我国核工业继“两弹一艇”以来一项伟大的工程成就，也是我国继“两弹一星”☆继秦山核电站建成发电后，我国又在秦山毗邻的杨柳山建造的秦山二期2×60万千瓦压水堆核电站，电站1号机组于2023年4月15日建成发电。秦山核电二期工程是我国自主设计、自主建造、自主运营和自主管理并实现部分设备国产化的第二代压水堆核电站，是中国核电建设的楷模，是中国核工业的骄傲。☆广东大亚湾核电站，是我国从法国引进外资、设备和技术的首座2×90万千瓦压水堆核电站，也是我国改革开放以来最大的中外合资项目之一，电站1号机组于1993年8月建成发电。☆秦山三期工程是中国和加拿大合作建造的我国第一座2×70万千瓦重水堆核电站---加拿大CANDU坎杜。电站1号机组于2023年11月建成发电。☆广东岭澳2×100万千瓦压水堆核电站1号机组于2023年2月建成发电。☆江苏省田湾核电站，是我国从俄罗斯引进的2×100万千瓦压水堆核电站，电站采用了全数字化仪控系统和双层安全壳结构，进一步提高了核电站的安全性，电站1号机组于2023年6月建成发电。☆恰希玛核电站是我国向巴基斯坦全套出口的首座2×30万千瓦压水堆核电站，是以秦山一期工程30万核电机组为基础、经改善和优化设计的商用核电站。电站1号机组于2023年6月投入商业运营，2号机组计划2023年12月建成发电。恰希玛核电站成为中巴两国传统友谊的象征，并作为发展中国家之间“南南合作”的典范。☆广东岭澳二期工程2×100万千瓦压水堆核电站，于2023年12月15日开工建设，计划2023年建成发电。☆秦山二期扩建工程2×60万千瓦压水堆核电站，于2023年4月28日开工建设，计划2023年初建成发电。☆辽宁红沿河4×100万千瓦压水堆核电站，已于2023年8月18日开工建设，计划2023年建成发电。☆秦山一期扩建工程—-方家山2×100万千瓦压水堆核电站，已于2023年12月26日开工建设，工程进展顺利进行，计划1号机组2023年建成发电。☆浙江三门核电站、广东阳江核电站、福建宁德核电站、福建福清核电站、山东海阳核电站、湖南桃花江核电站、广西防城港核电站、江苏田湾二期等工程项目都在按计划建设中。☆海南、安徽、江西、湖北等省也在积极筹建核电站。五.关于核电厂物项分级的简要说明5.1核电厂物项分级对执行核电站运营安全功能的系统的设备和部件,统称为核电厂物项。为了对核电厂物项的设计、采购、制造和安装进行有效的科学管理，以达成保证物项安全、物项质量、物项安装质量和节约成本的目的，同时满足核安全法规规定，应对核电厂物项进行分级。这种分级不仅考虑物项对核电厂安全性的重要限度，并且考虑该物项在设计、制造方面的复杂限度。核电厂物项分级的内容重要有安全级别、抗震类别、设计和制造规范级别和质量保证等级。5.2物项安全分级设备和部件的安全分级为：安全1级、安全2级、安全3级和非安全级等四种（非安全级用NC表达）。5.3抗震分类：设备和部件的抗震类别分为：抗震1类、抗震1I类、抗震1A类或1F类等四种。抗震1类是指设备和部件在极限地震动荷载作用下,还能保证其承压边界的完整性,可使反映堆停堆并保持在安全停堆状态。抗震1I类是指设备部件在极限地震动载下,还能保证其结构的完整性。5.4设备和部件的设计和制造规范级核电厂机械设备的设计与制造，必须满足RCC-M规范规定。与安全有关的承压设备的安全等级至少与其规范等级相相应，这是无可置疑的，例如安全1、2、3级相应于规范RCC-M1、2、3级。但RCC-M等级可以提高，例如安全1级一定选用RCC-M1级；安全2级可选用RCC-M1级或RCC-M2级；同样,安全3级可选用RCC-M2级或RCC-M3级。支承件的级别则根据被支承设备（或管道）的安全等级而定：支承安全1级设备的支承件为S1级，支承安全2、3级设备的支承件为S2级。5.5质量保证（QA）的分级核电厂物项的质量保证（QA）等级分为质保1级（Q1）、质保2级（Q2）、质保3级（Q3）和非质保级四级（非质保级用QNC表达）。执行安全功能的承压设备，其最低的质量保证（QA）等级与RCC-M规范等级的相应关系如下表所示。安全等级RCC-M规范级QA质保等级安全1级RCC-M1级Q1级安全2级RCC-M1级或2级Q1级或Q2级安全3级RCC-M2级或3级Q2级非安全级（NC）常规标准（ISO9000）或RCC-M2、M3级Q3级或QNC级对于有质保规定的设备和物项,应遵循核安全法规HAF003的规定制定和实行质量保证大纲。物项的制造和安装必须按物项的质保等级规定，编制相应的管理程序、工作程序、实行细则和质量计划等文献，并通过质量计划的方式进行管理。5.6核蒸汽供应系统（NSSS）机械设备分级表（举例）物项名称安全级抗震类别规范级别质保等级备注反映堆压力容器筒体和顶盖11I1Q1蒸汽发生器一次侧（管侧）11I1Q1蒸汽发生器二次侧（壳侧）21I1Q1反映堆冷却剂泵泵壳11I1Q1一回路主管道和稳压器波管11I1Q1RRA余热排出系统管道和阀门11I1Q1RIS安全注入系统管道和阀门11F1Q1RCP系统化容上充管线21I2Q1RIS系统硼酸波动箱管线31I2Q2RPE疏水排气管线31I3Q25.7管道施工质量保证三要素⑴保证所使用的管道材质、规格、等级符合设计规定；⑵保证所使用的焊材材质和焊缝质量完全符合设计规定；⑶保证管道清洁度符合设计规定并保证管内无任何外来物。六.关于阀门核规范级与核安全级的说明⑴核安全级是从系统功能对核安全的作用角度出发拟定的，是设计师对电站系统的安全规定进行分级。因此，该规定不直接作为阀门的设计制造依据。核安全级分为安全1、2、3级和非安全级（NC）四种。⑵核规范级是从设备设计制造角度出发拟定的，凡有核规范级规定的阀门，其设计必须按相应的规范进行工作。规范级也分为1、2、3级和非规范级（NC）四种，即RCCM-1、2、3级和非RCC-M级。阀门订货过程和订货文献中所提到的核级阀门就是核规范级阀门！！⑶核规范级划分的重要依据之一是核安全级，但核安全级和核规范级并无一一相应关系。在考虑了多种因素之后，非安全级阀门有时也有规范级的规定。七.关于阀门采购和安装的原则规定7.1阀门采购任务划分的原则⑴所有核级阀门或规范级阀门（含核级仪表阀门）、电动阀门、气动阀门以及口径≧300㎜的非核级阀门（含通风阀门），均由业主负责采购。⑵所有从国外进口的阀门，均由业主负责采购。⑶其余所有口径＜300㎜的非核级阀门，均由承包方负责采购。7.2阀门安装和焊接的一般规定⑴阀门清洁度凡是业主采购的阀门，清洁度已在制造厂通过验收并包装好，在现场安装时不再进行清洗,拭擦干净后便可进行安装焊接。⑵阀门焊接凡是施工单位采购的阀门，必须进行水压实验合格并擦洗干净和检查认可后,方可进行安装焊接。阀门水压实验⑴凡是业主采购的阀门，不需进行水压实验便可进行安装,安装后与管道一起进行系统水压实验。⑵凡是施工单位采购的阀门，应逐个进行水压实验合格并作试压记录后方可进行安装。当阀门一次试压不合格者,由物质部门告知阀门供应商负责解决并复试合格为止（这是秦山核电二期工程的做法）。⑶闸阀、球阀水压实验，应分别从阀门两端进水和施加压力。对于有两个密封面的闸阀，应从两密封面之间的腔体进水和施加压力。⑷截止阀水压实验，应从阀门介质流向指示的入口端进水和施加压力。⑸止回阀类水压实验，应从止回阀介质流向的出口端进水和施加压力。7.4阀门调试整定⑴凡是业主采购的调节阀、节流阀和安全阀，均由调试队负责调试整定。⑵凡是施工单位采购的调节阀、节流阀和安全阀，均由安装单位负责调试整定。安全阀调试作启闭实验时，阀座的起跳和回落应不少于3次,起跳时应有爆发力，回座时的声音应清脆短促、密封严密。7.5特殊阀门安装注意事项⑴调节阀、节流阀在管道系统冲洗之前不用安装，管道冲洗时用临时短管或模拟件替代之，管道冲洗后方可安装。⑵止回阀安装：假如管道冲洗的流向与止回阀介质流向指示一致时可以安装，但假如冲洗流向与止回阀介质流向指示相反时，最佳不安装。非要安装,则在管道冲洗时务必将阀芯或阀板取出，否则将有也许被管内的不明外来物所击坏。⑶安全阀安装，在管道冲洗试压时不安装，而用盲板加上密封垫片将连接安全阀的管口封起来,待管道试压后将整定好的安全阀装上，安装后的安全阀不再进行水压实验。⑷隔阂阀安装，安装时需将阀芯和隔阂取出，仅安装阀体，待管道试压后将阀芯和隔阂复原。7.6焊接阀门安装注意事项⑴以焊接连接的阀门，在安装焊接时应处在启动状态；⑵以焊接连接的隔阂阀，在安装焊接时应把阀芯和隔阂取出；⑶承插式焊接阀门与管道焊接时，阀门应处在启动状态。阀门与管道装配时,管头不要插到阀门承口底部,应留出2～5㎜热膨胀间隙且符合设计规定,然后方可进行施焊。假如误将管子插到承口底部进行焊接，当阀体受高热时将会导致焊缝胀裂,施工人员应引起注意！⑷对需要严格控制焊接温度的特殊阀门（如球阀），应挂上醒目的有“控制焊接温度”字样的警示标记牌，并按规定在焊缝边沿贴上试温带。焊接时应密切注意阀体温度不得超过120℃，否则将导致阀门密封面受到破坏⑸焊接厚度≧32㎜的碳钢阀门施焊时,必须进行焊前预热和焊后热解决。预热温度应在90～300℃范围内，⑹焊接厚度＜32㎜的碳钢阀门施焊时,可不进行焊前预热,但应在环境温度15℃⑺所有焊接阀门与管道焊接时，严禁将焊接地线连接在阀体上。⑻所有管道焊缝和阀门焊缝以及管道与设备对接的焊缝,都必须按设计规定进行编号并绘制在系统试压ISO三维图上。八.关于管道材料采购的原则规定8.1管道管件及其它材料采购反映堆冷却剂主管道、稳压器波动管、核级管道（含核级仪表管道）、核级管件（三通、弯头、大小头、管帽、堵头、连接短管）以及非标核级管件、法兰（含配套螺栓螺母和垫片）、石墨缠绕密封垫片、金属密封垫片、快速接头、金属软管、膨胀节、橡胶接头、核级仪表管件、主蒸汽主给水管道、超级管道以及外径＞300㎜的主蒸汽主给水管件均由业主采购，其余由承包方采购。8.2管道支吊架采购阻尼器、主管道和主蒸汽主给水管道防甩件（含预埋件）由业主采购。其余所有管道支吊架、通风支吊架（含预埋件）由承包方采购。8.3业主采购的设备和阀门由业主采购配对法兰、螺栓和垫片。承包方采购的设备和阀门，由承包方采购配对法兰、螺栓和垫片。8.4业主采购的设备、材料所必须的焊接试件、焊接见证件和焊接材料,均由业主采购,其余焊接材料由承包方采购。8.5除随设备本体供货的以外,其余所有快速接头和非核级软管,均由承包方进行采购。九.安装与调试工作的接口和分工9.1总则①甲方负责主系统水压实验,系统功能实验、电厂整体性能实验以及部分重要建造实验的配合工作。②乙方负责系统冲洗吹扫,设备清洗,辅助系统水压实验和密封性实验,单体试车,电气和仪表检查校验和开环实验,阀门、电机、泵、风机等设备安装与实验,配合甲方进行主系统水压实验,负责压力边界水压实验检查，配合甲方完毕安全壳B类实验和C类实验（涉及盲板加工和盲板装拆工作）。安装实验（含单体试车）的组织、指挥、操作、保管和警卫等工作均由乙方负责,甲方积极协助配合。中间交工验收后,调试工作的组织、指挥、操作、保管和警卫等工作均由甲方负责。9.2安装和调试的分工安装承包方负责完毕以下工作：完毕主、辅系统的设备、管道（含支吊架）、通风、阀门、电气和仪表等机电设备安装工作,并符合设计技术条件。负责主、辅系统管道冲洗吹扫,满足清洗技术规定,并负责安装实验期间临时过滤器准备和装卸工作及其他安装设备的临时装拆工作。负责辅助系统设备（含电气动阀门、电气、仪表）的单体试车,以及消除单体试车中发现的安装缺陷。系统设备的单体试车涉及单体无负荷试车和单体负荷（空气、水、油、汽等）试车。其目的是考验设备的设计、制造和安装工程质量。④负责辅助系统水压实验。负责临时替代件、盲板等的加工与装拆，安全阀和其他设备的装拆与隔离。积极配合主系统水压实验,负责压力边界检查、水压实验所需加工件的加工与安装、临时设施安装与拆除、水压实验维修等工作。配合甲方完毕安全壳B类和C类泄漏率实验,负责B、C类实验所需加工件的加工、安装及拆除工作。负责电气及仪表的检查、校验和开环实验（涉及仪表和控制通道实验及继电回路通道实验）。负责热态功能实验后调整垫的加工、安装和间隙调整工作。负责冷态、热态实验后的压力容器开盖,堆内构件吊装（装料实验前由乙方负责,装料实验后由甲方委托）,堆芯过滤器拆除,主螺栓拉伸量调整,装换料机安装和单机试车,符合设计规定,达成具有装料条件。负责向甲方提交安装竣工报告、安装实验报告以及安装缺陷解决报告,并及时办理中间交工验罢手续。业主调试队负责完毕以下工作：①负责回路系统冷态、热态功能实验和提高功率的系统联调和性能实验。②负责编写主系统水压实验方案、实行细则和操作规程；提供或委托提供实验用的材料和设备（如水泵、阀门、水箱、管道、仪表、堵头、垫片等）；提供水压实验加工件图、临时设施和装置安装图、临时设施安装技术规定；主系统水压实验过程中负责具体操作和全权指挥；并和乙方共同负责完毕主循环泵（主泵）的启动实验和主泵机组调试工作。③负责系统冲洗的最终取样分析和分析报告。④负责C类、B类及安全壳A类泄漏率实验。⑤负责装换料设备的综合调试和反映堆装料工作。⑥甲方在系统调试和联动试车过程中,乙方应积极组织机、电、仪人员配合调试工作并及时解决调试过程中发现的安装缺陷。注：甲方指建设单位或业主或工程总包方，调试队即甲方调试队或工程总包方调试队。乙方即工程总包方或总包方下属的承包单位（涉及设计、土建、安装、调试、监理和设备采购与供应等单位）。十．关于暂缓施工焊口的原则规定10.1暂缓施工焊口原则规定在管道冲洗过程中，由于某些设备和部件不允许和管道一起冲洗，因此，规定技术人员编制施工方案时，必须考虑哪些焊口暂缓施工的问题。这些焊口在管道施工时不焊，有的焊口等到管道冲洗后焊接，有的焊口甚至等到系统试压后才焊接。根据二期工程管道施工情况，暂缓施工焊口原则规定如下：①与系统设备、箱、罐连接的焊口以及与此焊口相邻的焊口不焊。②与系统泵连接的焊口，泵出口端焊口可以焊。泵入口端如无过滤装置则不可焊，如有过滤装置则可以焊。③与各类型热互换器、密封过滤器、树脂床、先导箱连接的焊口以及与此焊口相邻的焊口不焊。④与调节阀、节流阀连接的两端焊口不焊。⑤与流量测量装置连接的两端焊口不焊。⑥与文丘里管连接的两端焊口不焊。⑦根据施工方案不许连接的焊口不焊。⑧由于冲洗方案需要，与冲洗临时进排水管连接的焊口不焊。⑨由于试压方案需要，与试压临时进排水管连接的焊口不焊。⑩由于调试方案需要，调试规定暂缓施工的焊口不焊。综上所述，技术人员在编制施工方案和冲洗试压方案时，应同时附上《暂缓施工焊口清单》！并在施工技术交底时强调指出。十一.核辅助管道施工11.1金属膨胀螺栓钻孔①根据支吊架组装图和支吊架的安装位置划出钻孔的理论中心位置。②用钢筋探测仪拟定钢筋的位置和深度，并且在墙面划出钢筋的位置。然后按照支吊架底板孔位图划出钻孔中心位置。按所规定的直径，自接用硬质合金钻头或金刚石钻头钻孔。假如碰到钢筋，应停止钻孔（此孔成为废孔）再选择一个新位置重新钻孔。钻孔后，如止通规的小头不能插入孔中，所用的钻头就不能再继续使用。在安装膨胀螺栓之前，孔内必须用压缩空气吹扫干净。任何情况下，都不允许有异物留在孔内。堵塞不用的废孔，按规定用干硬性砂浆或硬性豆石混凝上填塞。11.2核电管道支吊架施工⑴管道支吊架的基本构件由根部、管部、连接件三部分组成。支吊架施工分两个阶段进行,即第一阶段和第二阶段。相应于这两个阶段支吊架施工,我们习惯称之为一级支架施工和二级支架施工。⑵一级支架指的是固定在土建钢结构或混凝土结构上的固定部件和辅助钢结构架。一级支架一般应在管道安装前施工，如支架根部基板、悬臂梁、结构梁、吊耳等,这些支架还可用于管道的吊安装,但一级支架施工不应妨碍以后的管道吊装和安装。⑶二级支架指的是管道限位部件、固定部件和中间连接件,如假三通、导向部件、弯管支托、耳轴、U型管卡、管夹、花兰螺栓、吊环螺母、吊杆、阻尼器拉杆、弹簧箱等。二级支架应与管道同时配合施工。⑷阻尼器安装：阻尼器前后轴承座安装焊接时系用模拟体替代,正式阻尼器的最终安装,应在管道及管道上的支吊架安装完毕、冷态功能实验后热态功能实验之前进行。阻尼器的拉杆行程,通过推拉活塞杆来调节阻尼器的长度与模拟体的长度一致,然后安装球铰和销釘并锁紧销釘。⑸弹簧支吊架安装：弹簧箱出厂交货时已按设计规格书整定并锁定在用于安装的刻度位置（即“冷态”位置）上,安装时不得乱动已处在锁定的刻度位置。安装后的弹簧箱,应在管道水压实验后、热态功能实验前解除弹簧箱的锁紧装置（定位销）,并拧紧锁紧螺母。⑹恒力支吊架安装：恒力支吊架的安装、调整及释放工作与弹簧支吊架安装大体相同。11.3法兰密封垫片安装所有主辅系统管道法兰、盲板法兰、法兰阀门的密封垫片安装，在施工阶段可用临时密封垫片（如不含氯离子石棉橡胶垫片）代替，待系统冲洗或试压结束后将正式密封垫片装上。所有厂供密封垫片需根据设计规定在系统冲洗或试压完毕后安装。BOP给排水工程可不受上述限制。11.4安全壳穹顶喷淋管施工安全壳穹顶喷淋管是核辅助系统管道最早施工的关键项目，当安全壳穹顶钢衬里拼装焊接完毕就可进行喷淋管施工。11.5喷淋管施工的经验教训⑴每一喷淋环形管在弯制后开孔前,一定要进行预拼装工作,以检查环形管的整体平面度及环管的环形直径偏差是否在设计允许范围内。⑵喷淋管支吊架根部构件均须焊接在穹顶钢衬里的预埋件上,由于土建预埋件施工允差大大超过管道支架的施工允差,因此,喷淋管支架的根部构件施工时最佳先点焊,待管道调整定位后再满焊。⑶喷淋管道在安装阶段冲洗试压前,应把调试队以后作系统流量实验时要完成的工作做完,即把所有喷嘴、管帽都封堵好,把所有正式垫片都装上,管道试压后也不用卸下来,待调试队做完系统流量实验后,再把所有喷嘴封堵卸下来,以便作喷嘴空气流量实验。11.5喷淋管冲洗特殊措施喷淋管施工阶段,假如除盐水厂房尚未生产出除盐水,管道冲洗用的除盐水,可从别处购买运抵现场盛于不锈钢水箱中,运用高压冲洗泵进行高压水冲洗。因此需配备1台50～80Mpa的高压冲洗泵及其配套金属软管和冲洗喷头。11.6阀门远距离传动机构安装阀门远距离传动机构由阀门、远传机构和驱动装置三大部分组成。安装远传机构时,应注意的是,所有穿地套筒、穿楼板套筒安装时,套筒与混凝土钢筋焊接应先点焊,不要一次焊死,待阀门和远传机构安装固定后方可焊完,避免由于土建误差而导致不必要的返工。11.7管道施工注意事项（1）管道施工过程中必须保证管道清洁度符合设计规定。（2）技术人员做施工准备时,应明确哪些管道是同时施工、同时冲洗的问题。在施工图中有的管段和管线的设计流程，由于两头既无水源也无动力来源，安装不也许采用水进行冲洗,例如反映堆冷却剂系统（RCP）就有许多管线,前后都没有水源,这些管线只能用手工擦洗替代系统水冲洗,即“边擦洗边施工”的方法。因此,在编制管道施工方案时,凡是在安装阶段需要采用手工擦洗的管道,必须编制手工擦洗工作程序和质量计划和手工擦洗管道管段的具体清单，明确清洁方法、清洁介质、清洁度等规定，并在进行技术交底时重点指出！十二.管道对接焊缝射线检查规定管道对接焊缝射线检查规定如下表：管道核级别检查项目及规定备注VTPT或MTUTRT安全1级△100﹪100﹪安全2级△100﹪100﹪安全3级△100﹪10﹪非安全级（NC）△5﹪5﹪注：①表格中字母代号：VT—外观检查PT—液体渗透检查MT—磁粉检查UT—超声波检查RT—射线检查△—表达必需进行的检查②对奥氏体不锈钢或碳钢手工焊缝而言,假如抽检中发现有1个不合格缺陷时，应对同一批的此外2条焊缝进行检查，假如这2条焊缝中再发现1个或多个不合格缺陷时，则应对该批焊缝进行100﹪检查。表中检查标准合用于一回路辅助系统管道的焊缝检查，不合用于反映堆冷却剂主管道和稳压器波动管，亦不合用于插套焊管。十三.主回路设备安装总程序13.1主回路设备在这里系指：反映堆压力容器、反映堆冷却剂泵壳、蒸汽发生器、稳压器、主管道冷段、热段、过度段、过度段40°弯头、稳压器波动管。13.2主回路设备安装总程序：①压力容器吊安装、最终调整固定②主管道冷段和热段吊入设备隔间并临时固定③主泵壳和蒸汽发生器吊安装并调整固定④主管道热段、冷段与主设备组装焊接⑤主管道过渡段40°弯头与主设备组装焊接⑥过渡段现场安装尺寸测量和坡口加工⑦主管道过渡段运入现场、与主设备组装焊接⑧稳压器波动管运入稳压器设备间⑨稳压器吊安装并最终调整固定⑩稳压器波动管自身组装焊接、水压实验、最后与设备组装焊接。十四.主管道安装焊接总程序主管道安装焊接总程序：14.1主管道热段组装焊接热段组装时,应使带弯头端与蒸发器接管嘴对齐,使直管端与压力容器接管嘴对齐后再垂直向下移动一个焊接受缩量（▽1）。然后在管道重心处安装一套带电子计量的弹簧吊架,主管道焊接时先焊蒸发器側焊口,后焊压力容器側焊口。上述两个焊口至少焊至母材厚度50﹪以上。14.2主管道冷段组装焊接冷段组装时,应使带弯头端与压力容器接管嘴对齐,使直管端与主泵接管嘴对齐后再向环路外側水平移动一个焊接受缩量（▽2）。主管道焊接时先焊压力容器側焊口,然后焊主泵側焊口。上述两个焊口至少焊至母材厚度50﹪以上。14.3主管道过渡段40°弯头组装焊接至母材厚度100%。14.4主管道过渡段尺寸测量和坡口加工⑴精密测量蒸发器40°弯头端面中心至主泵入口端面中心的垂直距离。⑵精密测量蒸发器40°弯头端面中心至主泵入口端面中心的水平距离。⑶精密测量过渡段垂直管弯头和水平管弯头的实际长度。⑷精密测量过渡段垂直管直段和水平管直段的实际长度。⑸根据所测得的数据准确计算出过渡段垂直管直段和水平管直段的实际长度。⑹过渡段坡口加工,其坡口型式和尺寸应符合设计图纸规定,须注意：垂直管和水平管的坡口加工图是不同样的。14.5过渡段组装过渡段坡口加工后,可从主泵间上面的吊装孔运入。过渡段组装时,应使两边两个水平焊口和中间一个垂直焊口同时组装并实现完全对中,然后将过渡段水平管向环路外側平移一个焊接受缩量（▽3）。14.6过渡段焊接顺序过渡段共有两个水平焊口和一个垂直焊口,应先焊中间一个垂直焊口至母材厚度50﹪以上,然后同时焊接过渡段两边两个水平焊口,最后将所有焊口100﹪焊接完毕。14.7主管道施工所有完毕后,最终测量主管道、主设备的安装位置和标高。14.8主管道焊接受缩量（▽1）、（▽2）、（▽3）须通过工艺评估得出。十五.压水堆核电站建设里程碑按建造时间先后顺序排列：（供施工参考）1.反映堆主厂房浇灌第一罐混凝土！（核电建设标志性第一座里程碑）2.反映堆厂房环行吊车拼装和吊装3.安全壳穹顶钢衬里拼装施工,喷淋管道预制4.安全壳穹顶喷淋管道安装施工和冲洗试压、辅助管道预制安装5.安全壳穹顶整体吊装封顶！标志土建基本结束！（标志性第二座里程碑）6.环行吊车调试投入使用7.反映堆压力容器吊装就位,标志机电设备安装开始！8.主管道冷段、热段吊装就位9.蒸汽发生器、主泵吊装就位10.主管道冷段、热段组装焊接和40°弯头组装焊接11.主管道过渡段测量加工和组装焊接12.稳压器波动管吊装就位13.稳压器吊装就位14.稳压器波动管组装焊接15.反映堆堆内构件安装16.除盐水、冷冻水投入使用17.500KV倒送电、送冷风18.核辅助系统管道冲洗试压19.压力容器进水、主系统冲洗开始20.核辅助系统（PTR、RCV、RIS、RRA、REA、EAS）开盖冷态功能实验21.反映堆堆内构件及实验部件安装,压力容器第1次扣盖22.主系统水压实验,标志冷态实验开始！标志安装基本结束！23.一回路主系统水压实验结束,压力容器开盖！（标志性第三座里程碑）24.安全壳隔离阀C类实验、设备闸门人员闸门贯穿件B类实验25.安全壳整体泄漏率实验以及安全壳整体强度性实验（A类实验）26.反映堆上部构件和下部构件安装,超压保护装置和仪表装置安装27.压力容器第2次扣盖,顶盖上部构件安装，压力边界保温层施工28.反映堆热态功能实验29.汽轮机非核蒸汽冲转成功！（标志性第四座里程碑）30.热试结束,压力容器开盖,反映堆役前检查、设备或系统部件整治31.核燃料进厂,装换料机实验，乏燃料水池和换料水池充注含硼水32.燃料组件安装（含控制棒组件、阻流塞组件、可燃毒物组件）33.反映堆首炉装料,压力容器第3次扣盖！34.反映堆物理启动,初次达临界,并网发电！（标志性第五座里程碑）35.反映堆提高功率、投入商业运营！十六.核电工程专用名词术语（供学习参考）⑴核岛工程由核蒸汽供应系统及其相关辅助系统的机电设备、建筑物和构筑物组合在一起,所形成核电厂的一个功能完整的组成部分。⑵常规岛工程由汽轮发电机系统及其相关辅助系统的机电设备、建筑物和构筑物组合在一起,所形成核电厂的一个功能完整的组成部分。⑶BOP工程即核电厂辅助设施,是组成一个完整的核电厂所需的除核岛和常规岛以外的配套工程和设施。⑷“OO工程”是BOP工程的组成部分,指总平面布置、竖向布置、厂区道路、停车场、厂区照明、环境绿化等建构筑物。⑸浇灌第一斗混凝土即核电站主厂房基础底板浇灌的第一斗混凝土,它标志核电站正式开工建设。按国际惯例把浇灌第一斗混凝土定为核电站开工建设的“零点”,命为核电站建设第一个里程碑。⑹安全壳封顶即安全壳穹顶整体吊装封顶,它标志土建工程基本结束和安装的开始。按以往惯例把安全壳封顶,定为核电站建设第二个里程碑。⑺倒送电、送冷风倒送电,指在核电站建造过程中,因电站未建成发电,需从电厂外部电网输入高压电,以供制水、造气、单机试车、管道冲洗、系统调试等施工和生产用电。送冷风,在冷试和热试阶段,由于调试需要,有关空调系统应投入运营,以供主控制室、电气厂房和反映堆厂房调试使用。⑻核蒸汽供应系统联合冲洗核蒸汽供应系统（NSSS）联合冲洗,就是在反映堆压力容器开盖情况下冲洗反映堆冷却剂系统（RCP）及相关辅助系统（RIS、RCV、RRA、PTR等）,冲洗水不再循环,而是进入压力容器经临时管道排放到室外雨水管渠中。⑼核蒸汽供应系统（NSSS）通常把反映堆、蒸汽发生器和一回路系统的装配总成,合称为核蒸汽供应系统（NSSS）,核蒸汽供应系统也称为核动力装置。而火力发电站的动力锅炉,则称为蒸汽动力装置。⑽开盖冷态功能实验“开盖冷态功能实验”,顾名思义是在压力容器开盖情况下进行的冷态功能实验。开盖冷态功能实验在核蒸汽供应系统联合冲洗后进行,是对RCP、RCV、RIS、RRA、PTR、EAS及燃料装卸系统和电源切换系统进行的系统功能实验,为一回路主系统水压实验和热态功能实验提供先决条件。⑾一回路主系统水压实验这是核电站建设第三个里程碑,它标志着安装工程基本结束和调试的开始。主系统水压实验成功之日,就是核电安装大功告成之时！！一回路主系统水压实验即“反映堆冷却剂系统冷态水压实验”（简称“主试”、“冷试”或“冷态功能实验”）。主系统水压实验,是在压力容器安装了堆内构件并封盖情况下进行的冷态功能实验。水压实验从系统充水赶气、升温升压到实验结束,将连续7个昼夜,但系统水压实验从升压到实验结束,仅需15～16小时。一回路主系统水压实验的重要目的,是用除盐水以1.25倍的设计压力,在“冷态”温度范围内对反映堆冷却剂系统和相关辅助系统的高压部分进行实验,以检查一回路主系统压力边界内设备和管道的密封和焊接质量,验证其承压边界运营时的密封性和安全性。主系统水压实验介质为A级除盐水,实验水温为65℃,实验压力为21.46MPa。实验时用上充泵将RCP系统的压力逐步增长,在达成上充泵的最大压力之后,由水压实验泵提高压力进行各压力级的实验（涉及压力壳内侧“O”⑿压力边界压力边界即水压实验时所能承受1.25倍设计压力的边界（以阀门为界）。⒀热态功能实验热态功能实验（简称“热试”）是在“冷试”结束后、压力容器安装了堆内构件（但未装料）并已封盖的情况下进行的实验。“热试”的目的是对核蒸汽供应系统在不装料的情况下,完全模拟从换料冷停堆到热停堆为止的各种运营工况的实验。以验证核蒸汽供应系统设备和系统在直至热停堆工况的整个压力和温度范围内（60～291℃）的功能响应,保证电站安全启动,同时验证反映堆堆内构件和主循环泵运营的耐久性。热态功能实验是一次正式投产运营的模拟实验,为日后装料投运和热停堆运营打下坚实基础。⒁汽轮机非核蒸汽冲转热态功能实验时,在17.2MPa压力下使主蒸汽进入汽轮机所完毕的汽轮发电机组非核蒸汽冲转实验,以验证汽轮机组的设计、制造和安装质量。⒂A类实验、B类实验和C类实验A类实验,即安全壳整体密封实验。反映堆安全壳在初次装料前必须对安全壳进行整体密封性实验,以验证安全壳的建造质量和评价安全壳在“LOCA”事故时发生泄漏的风险。通过整体密封性实验拟定安全壳的整体泄漏率,同时进行安全壳强度实验。安全壳A类实验从充气升压开始到卸压结束,将连续9个昼夜。该实验必须在压力容器开盖情况下进行。安全壳密封性实验压力为3.5bar（巴）,所测得的整体泄漏率应小于0.165﹪/24小时。安全壳强度实验的最高压力为1.15P＝1.15×3.5＝4.025bar（巴）。安全壳强度实验时所测得的安全壳纵向最大变位和横向最大变位,应在设计允许范围内。B类实验,即设备闸门、人员闸门、机械贯穿件和电气贯穿件的密封性实验,以验证闸门和贯穿件的制造质量和安装质量并测量它们的泄漏率应符合设计规定。C类实验,即安全壳隔离阀密封实验,以检查隔离阀制造质量和安装质量并测量它们的泄漏率应符合设计规定。⒃装料顾名思义,装料就是按照规定的装料顺序和堆芯装载图,将装有控制棒组件、阻流塞组件和可燃毒物的燃料组件,逐个从燃料厂房运送到反映堆厂房并装入反映堆压力容器中。装料就是装“堆”,装料时需向反映堆换料水池和乏燃料水池充满硼水,一旦核燃料装入反映堆,就标志核电厂运营开始。装料的先决条件必须是：已完毕核蒸汽供应系统冷热态功能实验、安全壳喷淋实验和安全壳密封实验,并取得国家核安全局颁发的装料许可证。⒄临界条件当反映堆核燃料每次裂变所产生的中子数目等于或超过由于裂变、非裂变吸取和有害吸取以及中子泄漏等所消耗的中子数目时,反映堆才有也许实现自持链式裂变反映。反映堆一旦实现自持链式裂变反映,即达成所谓“临界条件”。实际工程中是通过控制棒驱动机构提高控制棒或稀释硼水来逼近临界的。