核电安全壳内主设备图解培训课件

核电安全壳内主设备图解培训课件CONTENTS目录01安全壳系统概述02安全壳结构设计03安全壳内主要子系统04反应堆冷却剂系统（RCP）主设备CONTENTS目录05安全注射系统相关设备06堆内构件与相关设备07其他重要辅助设备08设备布置与空间规划CONTENTS目录09设备吊装与安装专用工具01安全壳系统概述安全壳系统的定义与作用

01安全壳系统的定义安全壳系统是核电站的第四道安全屏障，外文名containmentspraysystem，主要用于包容反应堆一回路系统和应急安全设施，防止放射性物质扩散。

02安全壳系统的核心作用防止当发生强烈地震或失水等严重事故时，确保放射性气体和放射性物质全部被密封在安全壳内，以免向外逸散，污染大气和环境。

03安全壳的包容范围在安全壳内除包容有反应堆及其一回路设备外，还安设有堆芯安全注水系统，喷淋、消氢、净化、隔离及停堆冷却等系统。

04安全壳的重要地位作为核电站安全防护的关键屏障，安全壳系统是保障核电站周边环境和公众安全的最后一道防线，其可靠性直接关系到核电厂的安全运行。安全壳在核电站安全屏障中的定位安全壳是核电站的第四道安全屏障

核电站设置多重安全屏障以防止放射性物质外泄，安全壳系统作为第四道屏障，在其他屏障失效后，承担最终的包容作用，防止放射性物质扩散到环境中。安全壳的核心防护作用

其主要作用是在发生强烈地震或失水等严重事故时，确保放射性气体和放射性物质全部被密封在安全壳内，避免向外逸散，从而保护大气和环境免受污染。安全壳与其他屏障的协同关系

第一道屏障为燃料包壳（锆合金管或不锈钢管），第二道屏障为一回路压力边界（压力容器等），第三道屏障为安全壳内的相关系统，安全壳作为最后一道实体屏障，是防止放射性物质释放的关键防线。安全壳系统的主要组成部分喷淋系统用于在失水事故和安全壳内主蒸汽管道破裂事故后，降低安全壳内的峰值压力和温度，防止安全壳超压。在喷淋水中添加NaOH等化学药物，能除去安全壳空气中的气体裂变产物，尤其是放射性碘，并实现安全壳地坑水的化学控制，使pH值控制在8.5~10.5。通常由两个独立的、分隔的喷淋系列和一个公用的化学药物添加回路组成。隔离系统将反应堆安全壳建筑物与外界的一切可能联系通道关闭的各种装置的总称。用于当反应堆冷却剂系统发生失水事故或主蒸汽管道发生破裂事故时，阻止或限制放射性物质向环境释放。根据管道具体情况，选用不同隔离装置，如在贯穿安全壳的管道内、外两侧设置自动动作隔离阀，对特定管道在安全壳外侧设置自动动作隔离阀，或用止回阀作为某些系统安全壳内侧的自动动作隔离阀。氢复合系统控制安全壳内大气中氢浓度不超过形成爆炸混合物限制值的系统，亦称安全壳消氢系统。当安全壳内空气中氢气的体积浓度达到约1.5%时投入运行。通常设置两个独立的、分隔的安全壳氢复合系列，每个系列包括空气洗涤器、风机和氢复合器，两个系列共用一台氢分析器。通过钯催化床等触媒催化原理使氢和氧复合成水蒸气。通风净化系统为满足反应堆运行和停堆换料期间人员进入安全壳对环境空气所需的条件，以及参与失水事故后将空气冷却而设置的若干系统的总称。包括安全壳空气冷却系统、工艺设备或设备房间通风冷却系统、安全壳空气循环过滤系统、安全壳清洗通风系统等，用于排除安全壳中空气的热量及去除其中的放射性物质，保持安全壳内适宜温度（一般不超过50℃）及空气洁净度。02安全壳结构设计典型安全壳结构形式（圆柱形、球形）

圆柱形安全壳主体结构为球顶圆柱形大壳体，直径约40米，高度可达60米左右。内层通常为19~33毫米厚的密封钢壳，外层为预应力混凝土或钢筋混凝土，形成双层防护结构，兼具承压密封与生物屏蔽功能。

球形安全壳采用双层球形钢安全壳设计，内层钢壳起承压密封作用，外层为圆柱形钢筋混凝土结构作为生物屏蔽层。例如美国早期800MW压水堆核电厂安全壳，两层壳间留有1.5米宽环形空间，环腔内呈负压以控制放射性气体扩散。

结构性能对比圆柱形安全壳制造工艺相对简单，内部空间利用率高，便于设备布置与维护；球形安全壳受力更均匀，材料利用效率高，能更好抵御外部冲击。两者均需满足设计压力下每天泄漏率小于安全壳内空气质量0.1%的气密性要求。双层安全壳设计（第三代核电站）双层壳体结构组成第三代核电站安全壳采用双层复合壳体设计，外层为钢筋混凝土结构，内层为预应力混凝土带钢衬里，内层钢板厚度可达6毫米，为放射性物质包容提供双重屏障。核心功能强化内层钢衬里承担密封功能，确保在设计压力下每天泄漏率小于安全壳内空气质量的0.1%；外层混凝土结构提供生物屏蔽及抗外部冲击能力，如抵御龙卷风、飓风及航空器撞击。典型技术应用案例AP1000机组设置非能动冷却水贮存箱形成水膜降温，EPR机组配置双层壳间环廊负压过滤装置，均考虑严重事故工况下的热量导出与放射性物质滞留；俄罗斯库尔斯克2号机组内壳预埋2500兆帕级缆索强化结构，提升抗压能力。安全壳材料选择与性能要求主体结构材料类型内层密封壳体主要采用碳锰钢或低合金高强度钢，如A537、A387等，厚度可达6毫米；外层为预应力混凝土或钢筋混凝土，第三代核电站采用双层复合设计（外层钢筋混凝土+内层预应力混凝土带钢衬里）。材料核心性能指标焊接性要求高，需杂质少、强度高、塑韧性大，以适应现场组装焊接且焊前无法预热、焊后难以热处理的工况；气密性要求在设计压力下每天泄漏率小于安全壳内空气质量的0.1%。不同厚度材料选择原则当壳体厚度超过38mm时，为提高淬透性、改善强度韧性及焊接性能，需采用低合金高强度钢（如A537或A387）；内层钢密封衬厚度通常为19~33毫米，确保有效密封放射性物质。安全壳主要技术参数（直径、高度、厚度）

直径参数安全壳直径约为40米，例如美国早期800MW压水堆核电厂安全壳直径约40m，可满足反应堆一回路设备及相关安全系统的布置需求。

高度参数安全壳高度约60米左右，整体结构高大，为内部设备安装、维护及事故工况下的热量扩散提供了充足空间。

厚度参数内层密封钢壳厚度通常为19~33毫米，例如第三代核电站内层钢板厚度可达6毫米，外层为预应力混凝土或钢筋混凝土，形成复合屏障确保密封性能。03安全壳内主要子系统喷淋系统功能与组成

系统核心功能在失水事故和主蒸汽管道破裂事故后，降低安全壳内峰值压力和温度，防止超压；通过添加化学药剂（如NaOH）去除空气中放射性碘，减少气态裂变产物泄漏风险。

基本组成架构由两个独立分隔的喷淋系列及公用化学药物添加回路构成，每个系列含喷淋泵、喷淋热交换器等设备，支持单系列失效时维持安全功能。

关键设备配置喷淋泵采用离心泵，布置于安全壳地坑下方以保证净正吸入压头；配备小流量旁通管防止闭阀运行损坏；热交换器用于冷却喷淋水，提升降压降温效率。

化学控制机制喷淋水添加NaOH使地坑水pH值维持在8.5~10.5，实现长期滞留碘、抑制设备腐蚀及减少氢产生的多重效果，保障事故后安全壳内环境稳定。隔离系统的作用与隔离装置类型01隔离系统的核心作用隔离系统是将反应堆安全壳建筑物与外界的一切可能联系通道关闭的各种装置的总称，用于当反应堆冷却剂系统发生失水事故或主蒸汽管道发生破裂事故时，将贯穿安全壳的工艺管道迅速隔离，以阻止或限制放射性物质向环境释放，系专设安全设施之一。02贯穿安全壳管道的隔离装置配置对贯穿安全壳的管道，在其紧靠安全壳的内、外两侧处，一般各设置一个自动动作隔离阀，使单一能动部件的故障不会妨碍安全壳的隔离。03非压力边界且不直接通大气管道的隔离要求对既不属于反应堆冷却剂压力边界的一部分，又不直接与安全壳内大气相通的管道，至少应在安全壳的外侧设置一个自动动作隔离阀。04专设安全设施系统的隔离方式对失水事故时仍需工作的专设安全设施系统，可用止回阀作为安全壳内侧的自动动作隔离阀。氢复合系统的工作原理与启动条件系统核心功能安全壳氢复合系统，亦称消氢系统，是控制安全壳内大气中氢浓度不超过形成爆炸混合物限制值的专设安全设施，防止氢气爆炸风险。氢气来源分析安全壳内氢气主要来源于失水事故时的锆水反应、金属材料腐蚀以及堆芯水因辐照而产生的分解。催化复合原理系统采用触媒催化原理，通过贵金属（例如钯）催化床，使氢和氧在310~330℃条件下复合成水蒸气，从而降低氢浓度。启动触发条件当失水事故后，安全壳内空气中氢气的体积浓度达到约1.5%时，氢复合系统自动投入运行。典型系统配置通常设置两个独立的、分隔的安全壳氢复合系列，每个系列包含空气洗涤器、风机和氢复合器，两个系列共用一台氢分析器，确保单一系列失效时系统功能不丧失。通风净化系统与冷却系统简介通风净化系统的核心功能为反应堆运行和停堆换料期间人员进入安全壳提供符合要求的环境空气条件，并在失水事故后参与空气冷却，排除热量及去除放射性物质。通风净化系统的主要组成包括安全壳空气冷却系统、工艺设备或设备房间通风冷却系统等冷却相关系统，以及安全壳空气循环过滤系统、安全壳清洗通风系统等空气净化系统。安全壳空气冷却系统的作用用以排除安全壳内的热量，保持安全壳内温度一般不超过50℃，以满足电气设备及仪表等正常持续运行的需要，部分设计下在失水事故后参与排热抑制压力上升。空气循环过滤系统的功能在反应堆正常运行期间循环过滤安全壳内的空气，通过高效粒子空气过滤器和活性炭吸附器组成的整体式过滤装置，消除气载放射性碘和活化的粒子。04反应堆冷却剂系统（RCP）主设备反应堆压力容器结构与功能

压力容器整体构造由一体化顶盖组件、上筒体、下筒体及下封头组成，所有出水口和进水口均布置在上筒体，主焊缝全部设置于下筒体活性区以外，确保结构安全性。

核心部件材料选用主体采用A508-3低合金钢（Mn、Mo、Ni）制造，内表面采用309L+308L带极堆焊层，顶盖控制棒驱动机构耐压壳贯穿焊缝使用Inconel690合金焊材，保证耐腐蚀性和结构强度。

关键功能定位作为反应堆冷却剂压力边界的核心，包容堆芯核燃料组件与放射性物质，承受17.13MPa工作压力和350℃运行温度，是防止放射性泄漏的第二道安全屏障。

堆内构件支撑作用内部容纳由304LN控氮不锈钢制造的堆内构件，为燃料组件、控制棒及测量装置提供支撑定位，引导冷却剂流向，其横向固定支撑块采用ERNiCrFe-7焊材焊接。蒸汽发生器的类型与工作原理

立式倒“U”形管自然循环结构蒸汽发生器是一回路冷却剂将反应堆热能传给二回路工质使其变为蒸汽的热交换设备，采用立式倒“U”形管自然循环结构形式，由一次侧下封头、管板、U形管束和二次侧筒体、汽水分离装置等组成。

AP1000蒸汽发生器构造AP1000蒸汽发生器由9个A508-3锻件（或A533B钢板）焊接而成，内部主要由传热管构成，传热管采用Ni-Cr-Fe合金（Inconel690）制造，管外径17.5mm，壁厚1mm，长度22.46m，传热管总数为10025根。

工作原理：一回路与二回路热交换一回路冷却剂（高温高压水流）在U形管束内流动，将反应堆堆芯产生的热量传递给二回路工质，使其受热后产生大量蒸汽，蒸汽进入主蒸汽管回路流向汽轮机，实现核能到热能再到机械能的转换。稳压器的作用与结构特点

稳压器的核心作用稳压器是补偿一回路冷却水温度变化引起回路水容积的变化和调节系统工作压力，防止一回路系统压力变化引起设备损坏或堆内冷却剂沸腾的关键设备。

典型结构形式稳压器结构呈钟罩形筒体。顶部设有安全阀、卸压阀喷雾装置，底部设置电加热元件，以此实现压力调节和容积补偿功能。

AP1000稳压器技术特点AP1000压水堆的稳压器作为一回路重要设备，其设计压力达17.13MPa（表压力），在350℃左右的工况下运行，通过喷雾和电加热协同作用维持系统压力稳定。

稳压器在核岛系统中的位置稳压器通常连接在反应堆冷却剂系统的一条环路上，与反应堆压力容器、蒸汽发生器、主循环泵等共同构成核岛一回路压力边界，是确保反应堆安全运行的重要设备。主循环泵的功能与基本构造

主循环泵的核心功能主循环泵是核反应堆冷却剂系统的关键动力设备，其主要功能是驱动高温高压的冷却剂在一回路中循环流动，将反应堆堆芯产生的热量持续输送至蒸汽发生器，确保二回路系统能够稳定生产蒸汽。同时，通过维持冷却剂的强制循环，为主回路系统的压力控制和反应性调节提供基础保障。

基本构造组成主循环泵主要由泵壳、叶轮、转轴部件、密封部件、飞轮和电机等组成。泵壳作为承压边界，承受一回路冷却剂的高压；叶轮将电机的机械能转化为流体动能，驱动冷却剂流动；转轴部件实现动力传递；密封部件防止冷却剂泄漏；飞轮则在断电等突发情况下提供短时惯性，维持部分循环流量，为应急冷却争取时间。

核安全设计特点作为核安全Ⅰ级设备，主循环泵采用高可靠性设计，如双端机械密封或流体动压密封技术，确保在正常运行和事故工况下的密封性能。其材料选用高强度、耐腐蚀的低合金钢或不锈钢，以适应高温高压含硼水的工作环境。此外，电机具备抗seismic能力，确保在地震等极端条件下仍能维持必要功能。05安全注射系统相关设备安注箱的功能与结构

安注箱的核心功能安注箱是核电站安全注射系统的关键设备，在发生失水事故时，通过氮气压力将箱内硼水快速注入反应堆堆芯，实现堆芯应急冷却，防止燃料元件过热损坏，是保障反应堆安全的重要屏障之一。

安注箱的基本结构组成安注箱通常由筒体、封头、内部防腐层、氮气供给系统、硼水贮存腔室、连接管道及隔离阀等部分构成。其设计需满足高压密封要求，确保在事故工况下能可靠释放硼水。

安注箱的材料选择为适应高温高压含硼水环境及放射性条件，安注箱主体材料多采用低合金高强度钢（如A537、A387等），内壁通常设置耐腐蚀涂层或堆焊层，以提高设备的耐久性和安全性。

安注箱的工作原理正常运行时，安注箱内充有一定压力的氮气，下部贮存高浓度硼水。当一回路系统压力降至设定阈值时，隔离阀自动开启，在氮气压力驱动下，硼水经管道迅速注入反应堆冷却剂系统，补充冷却剂并抑制反应堆反应性。应急补水箱与硼酸贮存箱

应急补水箱功能与作用应急补水箱是核电站专设安全设施的重要组成部分，在发生失水事故等紧急情况时，为堆芯和安全壳系统提供应急水源，确保反应堆冷却和安全壳内压力控制。

硼酸贮存箱功能与作用硼酸贮存箱用于储存高浓度硼酸溶液，通过向一回路系统注入硼酸来调节反应堆反应性，补偿燃料燃耗和控制功率变化，是化学和容积控制系统的关键支持设备。

设备典型应用案例海陆重工生产的应急补水箱、硼酸贮存箱等核安全设备，已应用于国内核电站建设项目，为反应堆正常运行和事故工况下的安全稳定提供保障。容积控制箱与稳压器卸压箱

容积控制箱：一回路水质与容积的核心调控单元容积控制箱是核电厂化学和容积控制系统的关键设备，主要功能包括维持一回路冷却剂水量、调节硼酸浓度以控制反应堆反应性、净化冷却剂去除裂变产物和腐蚀产物，并添加化学添加剂抑制设备腐蚀。其运行直接关系到反应堆冷却剂系统的稳定性和设备寿命。

稳压器卸压箱：压力边界安全的重要屏障稳压器卸压箱用于接收和处理稳压器在超压时通过安全阀或卸压阀释放的高温高压蒸汽和水，通过扩容、降压和冷凝，防止高压流体直接排入安全壳，起到保护稳压器和一回路压力边界的作用，是核反应堆冷却剂系统压力控制的重要安全辅助设备。

典型应用与设备制造能力作为核安全设备，容积控制箱和稳压器卸压箱的制造需满足严格的核安全标准。例如，海陆重工等国内企业已具备此类设备的生产能力，其产品包括稳压器卸压箱、容积控制箱等，为核电站一回路系统的安全稳定运行提供设备支持。06堆内构件与相关设备堆内构件吊篮筒体

功能定位与核心作用堆内构件吊篮筒体是核反应堆堆内构件的关键组成部分，主要用于为堆芯、控制棒及相关测量装置提供支撑与定位，并引导冷却剂流向，确保反应堆安全稳定运行。

结构特性与材料选择通常采用304LN控氮不锈钢等高强度耐辐照材料制造，具有良好的力学性能和焊接性，能适应反应堆内高温、高压及强辐射环境。其结构设计需满足复杂载荷条件下的稳定性要求。

制造与安装要点制造过程中涉及厚壁部件焊接，常采用埋弧焊（SAW）、手工电弧焊（SMAW）或氩弧焊（GTAW）等工艺，需严格控制焊接质量以避免裂纹、未熔合等缺陷。安装时需使用专用吊装工具，如堆内构件提升装置（额定载荷可达130吨），确保在有限空间内精准就位。

工程应用实例海陆重工等企业已实现堆内构件吊篮筒体的国产化生产，相关产品已应用于国内核电站建设，为反应堆核心设备的自主化提供了重要支撑。控制棒驱动机构耐压壳功能定位与结构组成控制棒驱动机构耐压壳是反应堆压力容器顶盖的关键贯穿部件，主要用于存放和保护控制棒驱动机构的耐压部分，并为其与顶盖的焊接提供密封界面。其结构需满足高温高压、强辐射环境下的密封和承载要求，通常由筒状壳体、法兰连接部及贯穿孔密封结构组成。材料选择与性能要求耐压壳主体材料多采用低合金高强度钢（如A508-3），内壁需进行309L+308L不锈钢带极堆焊以增强耐腐蚀性和抗辐照性能。对于与顶盖的贯穿焊缝，常采用Inconel690（ERNiCrFe-7）焊材，确保在复杂应力条件下的焊接接头强度和韧性，无塑性转变温度（RTNDT）需满足-23.3℃以下的严苛标准。焊接工艺与质量控制耐压壳与顶盖的贯穿焊缝为厚壁马鞍型结构，采用TIG焊（钨极惰性气体保护焊）工艺，焊接过程需严格控制杂质元素（S、P、As等≤0.01%）和氢含量（≤5mL/100g）。关键难点在于"三交点"区域（母材、堆焊层、焊材交界处）的熔合质量，需通过窄间隙坡口设计（坡口宽度≤12mm）和热丝TIG自动焊技术避免未熔合、裂纹等缺陷。安装工具与应用案例专用安装构架（如CRDM安装构架）为耐压壳的存放、吊运及焊接提供操作平台，具备500kg额定载荷和13m总高度，可同时适配奇数/偶数堆厂房安装需求。该工具已成功应用于岭澳二期核电站，通过自带吊车减少厂房环吊占用，显著提升安装效率。堆内构件吊具与安装工具

堆内构件吊具的功能与技术参数堆内构件吊具是用于将堆内构件引入安装位置的专用吊运工具，额定载荷达130吨，可在有限空间内完成通用工具不易实现的吊装作业，确保设备安全，已应用于岭澳二期核电站等项目。

反应堆安装专用工具类型包括顶盖提升装置（额定载荷80吨）、堆内构件翻转连杆（额定载荷130吨）、压力容器支承环运载小车等，以及顶盖下部保护裙板、压力容器保护重盖等防护工具，可提高安装效率并减轻劳动强度。

安装工具的核心特点工具设计易于组装，能在有限空间内作业，通过专用结构确保设备安全；例如堆内构件提升装置可完成主设备精准吊装，专用防护工具可避免安装过程中设备损伤，显著提升反应堆主设备安装的安全性与效率。07其他重要辅助设备乏燃料冷却器与硼酸冷却器

乏燃料冷却器功能与应用乏燃料冷却器是核电厂安全设备之一，主要用于乏燃料水池的冷却，确保乏燃料在储存期间的热量被有效导出，维持水池温度在安全范围内。海陆重工等企业已将其列为主要核安全设备产品。

硼酸冷却器的系统作用硼酸冷却器是核电站化学和容积控制系统的关键设备，用于冷却含硼水，调节硼酸浓度以控制反应堆反应性。其通过热交换降低硼酸溶液温度，保障硼浓度调节的稳定性和安全性，是一回路系统重要的辅助冷却设备。

设备结构与材料特性此类冷却器通常采用壳管式结构，传热管选用耐腐蚀、高强度材料（如不锈钢或镍基合金），以适应含硼水的化学环境和高温高压工况。设备设计需满足核安全级要求，确保在正常运行和事故工况下的可靠性。

运行与安全监控要点运行中需持续监测冷却器进出口温度、压力及流量，确保换热效率。同时，通过定期检查和维护，防止因腐蚀、结垢导致的性能下降，其安全稳定运行对反应堆功率控制和乏燃料储存安全具有重要意义。冷凝液冷却器与再生式热交换器冷凝液冷却器功能与应用冷凝液冷却器是核电厂辅助系统的关键设备，主要用于冷却汽轮机凝结水或其他工艺冷凝液，确保后续系统在适宜温度下运行。海陆重工等企业已实现该设备的国产化生产，为核电站提供稳定的冷却保障。再生式热交换器工作原理再生式热交换器通过介质间的直接或间接接触实现热量回收，在核电厂中常用于一回路冷却剂净化系统或废气处理系统，提高能源利用效率。其设计需满足核安全级要求，确保在辐射环境下的结构完整性和换热性能稳定性。核安全级热交换器技术特点两类设备均属于核安全相关设备，采用低合金高强度钢或不锈钢等耐辐射材料制造，关键焊缝需通过窄间隙埋弧焊等先进工艺焊接。设备设计压力通常不低于17MPa，工作温度可达350℃，满足压水堆核电站一回路系统的严苛工况要求。安全壳内换料水箱返回槽

设备基本功能换料水箱返回槽是核电站换料期间的关键辅助设备，主要用于收集换料水箱在排水过程中回流的液体，确保换料操作结束后相关区域的水能够有序回收和处理，维持安全壳内的液体管理秩序。

结构设计特点该设备通常采用耐腐蚀材料制造，以适应安全壳内可能存在的放射性环境。其结构设计考虑了液体流动的顺畅性，设有特定的导流和收集部件，确保返回液体能够高效汇集并导向指定处理系统，同时具备一定的密封性能，防止液体泄漏对安全壳内环境造成影响。

在核安全设备体系中的定位作为核电站核安全设备的组成部分，换料水箱返回槽与堆内构件吊篮筒体、安注箱、乏燃料冷却器等设备共同构成了核电站的安全屏障体系，为核电站的换料等重要操作提供安全保障，是维持核电站正常运行和确保核安全的重要辅助设施之一。08设备布置与空间规划安全壳内主要设备的典型布置

01中心区域：反应堆压力容器与堆内构件安全壳中心位置布置核反应堆，其核心设备为反应堆压力容器，内装有堆芯、堆