第二章民民用核安安全设备备基本知知识第一节 民用用核安全全设备及及其监督督管理一、民用用核安全全设备的的监督管管理规定定高质量和和高可靠靠性的核核安全设设备是保保证民用用核设施施安全目目标的重重要前提提条件之之一为为了进一一步加强强核安全全设备的的监管力力度，国国务院于于20007年77月111日颁布布了《民民用核安安全设备备监督管管理条例例（国务务院第5500号号令）》为为了配合合新条例例的贯彻彻和实施施，国家家核安全全监管部部门也于于20008年11月1日日正式发发布实施施了4个个配套的的核安全全设备方方面的法法规：《民用核安全设备设计制造安装和无损检验监督管理规定》（HAF601）、《民用核安全设备无损检验人员资格管理规定》（HAF602）、《民用核安全设备焊工焊接操作工资格管理规定》（HAF603）、《进口民用核安全设备监督管理规定》（HAF604）《民用核安全设备监督管理条例（国务院第500号令）》和配套法规（除HAF603外）的相关监管要求可概括如下：（一）民民用核设设施营运运单位对对民用核核安全设设备的安安全和可可靠运行行负全面面责任在民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验活动前，民用核设施营运单位应当对民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验单位编制的项目质量保证分大纲和质量计划进行审查认可，并采取驻厂监造或见证等方式对相关活动进行过程监督。
二）所所有从事事境内核核设施上上的核安安全设备备的设计计、制造造、安装装和对外外无损检检验服务务的国内内外单位位必须依依据HAAF6001或HHAF6604的的相关规规定取得得资格许许可民民用核安安全设备备许可证证分为设设计许可可证、制制造许可可证、安安装许可可证和无无损检验验许可证证四类三）申申请领取取民用核核安全设设备制造造或安装装许可证证的单位位，还应应当制作作有代表表性的模模拟件四）民民用核安安全设备备设计、制制造、安安装和无无损检验验单位，不不得将国国家核安安全局确确定的关关键工艺艺环节分分包给其其他单位位五）从从事核安安全设备备的无损损检验和和焊接活活动的个个人必须须按照HHAF6602或或HAFF6033的相关关规定取取得相应应资格无损检验工作应当由民用核安全设备无损检验Ⅱ级或Ⅱ级以上人员为主操作，无损检验结果报告只能由Ⅱ级或Ⅱ级以上人员编制、审核，并履行相关审批手续核安全设备无损检验人员不得同时在2个或2个以上的单位中执业六）民民用核安安全设备备持证单单位应当当在每年44月1日日前向国国家核安安全局提提交上一一年度评评估报告告正在在从事民民用核安安全设备备相关活活动的持持证单位位还应在在活动开开始300日前（无损检验活动开始15日前）向核安全监管部门备案，设计、制造和安装持证单位在每季度开始7个工作日前提交上一季度的活动报告。
民用核安全设备持证单位在发生重大质量问题时，应当立即采取纠正措施，并向国家核安全局报告七）国国家核安安全局及及其所属属的检验验机构应应当依法法对进口口民用核核安全设设备进行行安全检检验未未经安全全检验或或经安全全检验不不合格的的进口民民用核安安全设备备不得在在中华人人民共和和国境内内的民用用核设施施上运行行使用二、民用用核安全全设备依据《民民用核安安全设备备监督管管理条例例（国务务院第5000号令）》第第二条，民民用核安安全设备备是指在在民用核核设施中中使用的的执行核核安全功功能的设设备，包包括核安安全机械械设备和和核安全全电气设设备民民用核安安全设备备是执行行核安全全功能的的关键设设备，是是民用核核设施安安全防护护实体屏屏障的核核心，其其质量和和可靠性性直接关关系到核核设施的的安全稳稳定运行行依据《民民用核安安全设备备监督管管理条例例（国务务院第5500号号令）》第第六十一一条，核核安全机机械设备备包括执执行核安安全功能能的压力力容器、钢钢制安全全壳（钢钢衬里）、储储罐、热热交换器器、泵、风风机和压压缩机、阀阀门、闸闸门、管管道（含含热交换换器传热热管）和和管配件件、膨胀胀节、波波纹管、法法兰、堆堆内构件件、控制制棒驱动动机构、支支承件、机机械贯穿穿件以及及上述设设备的铸铸锻件等等。
核安安全电气气设备包包括执行行核安全全功能的的传感器器（包括括探测器器和变送送器）、电电缆、机机柜（包包括机箱箱和机架架）、控控制台屏屏、显示示仪表、应应急柴油油发电机机组、蓄蓄电池（组组）、电电动机、阀阀门驱动动装置和和电气贯贯穿件等等现阶段，核核安全监监管部门门的核安安全设备备监管范围围是依据《核核安全设设备目录录（第一一批）》而定的三、民用用核安全全设备的的特殊性性和平利用用核能存存在着潜潜在的核核风险，而采用高质量和高可靠性的部件设备是保证民用核设施安全的基础和保证根据国际核能工业的成功实践和我国核安全法规的规定，对民用核设施中的核级部件和设备在设计、制造、质量控制和监管等方面提出了一系列有别于常规工业产品的特殊要求一）设设计基准准的确定定原则不不同核核安全设设备的设设计基准准不仅要要考虑在在正常运运行条件件下能可可靠地执执行其规规定的功功能，而而且还必必须考虑虑在事故故工况下下仍能可可靠地执执行其规规定的安安全功能能二）所所有应用用于设计计和设计计验证的的计算分分析软件件和验证证设施（试试验台架架、回路路等）均均需通过过国家核核安全监监管部门门的认可可三）所所有核安安全设备备必须通通过设备备鉴定方方可用于于民用核核设施中中。
设备备鉴定的的目的是是验证其其在服役役的各种种工况下下，特别别是在事事故工况况下，该该设备的的可运行行性和功功能能够够满足预预定的要要求四）在在核安全全设备的的设计、制制造、安安装、焊焊接和无无损检验验等活动动中必须须采用成成熟的且且经过验验证的技技术或工工艺，而而不是一一味追求求其先进进性五）所所有从事事核安全全设备的的设计、制制造、安安装和无无损检验验的单位位必须依依据HAAF6001或HAFF6044的相关关规定取取得资格格许可从事核安全设备的无损检验和焊接的个人也必须按照HAF602或HAF603的相关规定取得资格六）所所有从事事核安全全设备的的设计、制制造、安安装和无无损检验验的单位位都必须须建立满满足核安安全法规规HAFF0033等要求求的质量量保证体体系，并并且所有有与质量相相关的活动都都必须置置于该质质量保证证体系的的有效控控制之下下七）所所有核安安全设备备的相关关活动，包包括设计计、制造造、安装装、试验验、运行行、在役役检查、维维修和退退役等都都必须在在国家核核安全监监管部门门的独立立监督下下实施四、民用用核安全全设备的的核安全全分级要要求核安全设设备必须须根据其其在民用用核设施施中所负负担的核核安全功功能，确确定相应应的核安安全级别别。
这是是核安全全设备在在设计、制制造、安安装、试试验、运运行、在在役检查查、定期期试验、维维修和退退役等活活动中正正确选用用规范标标准的依依据我我国核安安全法规规《核动动力厂设设计安全全规定》（HAF102）在核动力厂设计要求一章中明确规定了“必须首先确定属于安全重要物项的所有构筑物、系统和部件，包括仪表和控制软件，然后根据其安全功能和安全重要性分级它们的设计、建造和维修必须使其质量和可靠性与这种分级相适应”为了便于履行这一要求，核安全导则《用于沸水堆、压水堆和压力管式反应堆的安全功能和部件分级》（HAD102/03）对核电厂安全功能和部件的安全等级划分提出了具体指导现阶段，核电厂的设备分级还是以确定论为主，概率论为辅一般来说，核电厂的机械设备分为核安全1级、核安全2级、核安全3级和非核安全级前面三个级别的设备统称为核安全设备主要包括：一）核安安全1级级主要包括括组成反反应堆冷冷却剂系系统承压压边界的的所有设设备：反反应堆压压力容器器、反应应堆冷却却剂泵、稳稳压器、蒸蒸汽发生生器的一一次侧、控控制棒驱驱动机构构的壳体体、主管管道以及及延伸到到并包括括第二个个隔离阀阀的连接接管道（内内径大到到破损后后正常补补水系统统不能补补偿冷却却剂的流流失）。
对于核安全1级设备，必须按照实际可能的最高质量标准来进行设计、制造、安装和试验二）核安安全2级级主要指反反应堆冷冷却剂系系统承压压边界内内不属于于核安全全1级的的各种设设备，以以及为执执行所有有事故工工况下停停堆、维维持堆芯芯冷却剂剂总量和和排出堆堆芯热量量及限制制放射性性物质向向外释放放的各种种设备例例如：(1)属属于反应应堆冷却却剂压力力边界的的小直径径(DNN<100.4mmm)的的高能管管道和阀阀门，如如仪表管管线和取取样管线线部分；；(2)安安全壳隔隔离系统统的各种种机械设设备(如如阀门))；(3)余余热排出出系统的的主要部部件；(4)化化容系统统中冷却却剂上充充部分((若用于于堆芯应应急冷却却)；(5)安安全壳喷喷淋系统统的主要要部件；；(6)安安全注射射系统的的主要部部件；(7)辅辅助给水水系统处处于安全全壳内的的部分及及其安全全壳贯穿穿件；(8)安安全壳内内的蒸汽汽系统以以及给水水系统，直直至并包包括安全全壳外的的第一个个隔离阀阀；(9)安安全壳厂厂房，包包括安全全壳贯穿穿件；(10))安全壳壳氢气控控制和监监测系统统；(11))堆芯仪仪表系统统，直到到并包括括手动隔隔离阀。
三）核安安全3级级主要是指指下述一一些系统统的设备备：(1)化化容系统统中为控控制反应应性提供供硼酸的的部件；；(2)辅辅助给水水系统处处于安全全壳外的的部分；； (3)为为冷却、润润滑安全全1、22、3级级设备所所需部件件；(4)乏乏燃料贮贮存池冷冷却水系系统中的的重要部部件； (5))应急电电源、水水源，以以及柴油油机的润润滑油、燃燃油和冷冷却水系系统； (6))压缩空空气系统统向安全全级物项项供气部部分(贯贯穿安全全壳部分分属于安安全2级级)； (7))放射性性废物处处理系统统中其故故障会导导致放射射性气体体释放超超过允许许限值的的部件，如如废气衰衰变箱；； (8))重要厂厂用水系系统和设设备冷却却水系统统的管道道、阀门门、泵等等 (9))为控制制室可居居留性服服务的冷冷冻水系系统电气设备备的分级级是根据据支持功功能的安安全重要要性将电电气设备备分成11E级（安安全级）和和非1EE级（非非安全级级）两个个级别支承件的核安全级别是由主体设备确定的例如，核安全1级设备的支承件也是核安全1级五、 民民用核安安全设备备现行主要要标准规规范目前，国国际上核核电厂建建造主要要遵循以以下几个个核电标标准体系系：美国国机械工工程师学学会（AASMEE）的《锅锅炉及压压力容器器规范》（以以下简称称“ASMME规范范”）；法法国RCCC系列列，包括括RCCC-P、MM、E、GG、I、CC和RSSEM等等；德国国KTAA标准；；俄罗斯斯的ΠΗΗΑЭΓΓ标准。
一） 国内核核安全设设备标准准规范自从19972年年8月，我我国开始始核电厂厂的设计计制造以以来，我我国为实实现核安安全设备备的国产产化进行行了不懈懈努力但但由于种种种原因因，我国国的核安安全设备备目前仍仍然使用用国外的的规范标标准我国秦山山第一、秦秦山第三三和在建建的山东东海阳等等核电厂厂执行的的是美国国ASMME规范范；大亚亚湾、岭岭澳和在在建的辽辽宁红沿沿河、广广东阳江江等核电电厂执行行的是法法国《压压水堆核核岛机械械设计建建造规则则》（以以下简称称“RCCC-M规规则”），连连云港田田湾核电电厂执行行俄罗斯斯的ΠΗΗΑЭΓΓ标准以上三三个规范范标准为为核安全全设备现现行规范范标准对于具体的核工程，其核安全设备所用规范为国家核安全局在安全分析报告中批准的规范标准随着核安安全设备备国产化化的进一一步开展展，我国国的核电电规范标标准体系系将逐渐渐建立和和完善二） 美国ASSME规规范体系系结构美国的核核电标准准多是由由行业协协会制订订的，如如机械工工程师协协会（AASMEE）、材材料与试试验协会会（ASSTM）、电电气和电电子工程程师协会会（IEEEE）、核核学会（AANS）等等，美国国国家标标准协会会（ANNSI）起到总的协调作用。
ASME规范是一个权威性规范，它已成为许多工业国家设计、制造、订货以及制订本国标准的依据，尤其是在核动力设备设计、制造和安装等活动中被直接采用ASMEE规范是是由美国国机械工工程师协协会制定定的，每每三年修修订一次次，共十十二卷，其其中与核核电相关关的有以以下各卷卷：第Ⅱ卷 材料技技术条件件包括：AA篇钢铁材材料、BB篇 有有色金属属材料、C篇焊条、焊丝及填充金属、D篇性能第Ⅲ卷 核动力力装置设设备包括：NNCA分分卷第一一册及第第二册的的总要求求第一册：： NB 分卷一级级设备 NNC 分分卷二级级设备 NND 分分卷三级级设备 NNE 分分卷 MC 级设备备 NNF 分分卷设备备支撑结结构 NNG 分分卷堆芯芯支撑结结构 NNH 分分卷高温温使用的的一级设设备附录第二册：：混凝土土反应堆堆容器与与安全壳壳规范第三册：：乏燃料料及高放放射性废废料的贮贮存和运运输包装装用安全全容器第Ⅴ卷无无损检测测第Ⅸ卷 焊接及及钎焊评评定第Ⅺ卷 核动力力装置设设备在役役检查规规程（三）RRCC--M规范范体系结结构法国核电电厂RCCC规范范系列包包括RCCC-PP、RCCC-GG、RCCC-MM、RSSEM、RRCC--E、RRCC--I和RRCC--C等，覆覆盖了核核电厂系系统、构筑物物、机械械设备、在在役检查查、电气气设备、防防火、燃燃料组件件等几乎乎全部的的核电厂厂领域。
RCC--M规则则由法国国核岛设设备设计计建造规规则协会会（AFFCENN）编制制，该协协会是由由法国电电力公司司（EDDF）、法法马通原原子能公公司（FFRAMMATOOME）和和诺瓦通通原子能能公司（NNOVAATOMME）于于19880年10月19日组建成成立的，其其主要任任务是：：编制核核电厂核核岛设备备的设计计、建造造、安装装和调试试的规则；根根据经验验、技术术进展和和管理要要求的变变化对规规则进行行修订；；颁布这这些规则则及其后后续修改改的相应应条文RCC--M规则则主要适适用于压压水堆核核岛机械械设备，其其中设计计方面的的规定是是基于美美国ASSME规规范第ⅢⅢ卷核动动力装置置设备NNB、NNC、NND、NNF和NG分卷卷，同时时吸收了了法国在在工业发发展实践践中所取取得的成成果RRCC--M规则则中的制制造和检检验规定定以法国国的制造造和检验验标准为为基础，是是法国本本身核工工业实践践经验的的具体体体现RCC--M规范范的结构构如下：：第Ⅰ卷———机械械设备（设设计/建建造）包括：AA篇 总总则、BB篇 一一级设备备、C篇篇 二级级部件、DD篇 三级级设备、EE篇小型型设备、GG篇 堆堆芯支承承结构、HH篇 支支承件、JJ篇 低低压或常常压储罐罐、Z篇篇 技术术性附录录。
第ⅡⅡ卷 M册 材料 第ⅢⅢ卷 MC册册 检验验方法 第ⅣⅣ卷 S册 焊接 第ⅤⅤ卷 F册 制造（四）俄俄罗斯核核电厂标标准法规规俄罗斯在在核能使使用方面面的标准准分为三三个级别别：法律律法令、核核安全法法规及核核安全导导则、专专业技术术标准法法律法令令为最高高级别，一一般有国国际间基基本协议议、联邦邦法规、总总统令、政政府决定定及核能能利用方方面的几几个部门门间协议议其中中俄罗斯斯国家核核监督委委员会编编制批准准的ОППБ-888《核核动力厂厂安全保保障总则则》和俄俄罗斯国国家卫生生防疫监监督委员员会发布布的НРРБ-996《辐辐射安全全规范》是核电厂必须遵守的总原则ОПБ--88《核核动力厂厂安全保保障总则则》从核核安全、辐辐射安全全、消防防安全、技技术安全全等方面面对基本本安全保保障原则则作了规规定，对对企业各各种活动动，包括括建筑、技技术、电电气、监监测控制制、事故故分析、施施工、运运行、质质保等提提出了要要求；并并对核电电厂重要要系统如如反应堆堆、包容容系统、余余热导出出系统、供供电、仪仪控系统统、消防防系统等等做出具体体要求НРБ--96《辐辐射安全全规范》规规定了工工作人员员及公众众对天然然源、医医学源照照射的限限制要求求和限制制值、容容许值，对对事故应应急照射射提出了了限制规规定，并并详细规规定了事事故干预预水平。
根据上述述法规，俄俄罗斯国国家原子子能部和和核安全全监督委委员会制制定了一一系列导导则和实实施规范范，例如如：国家家核辐射射安全监监督局逐逐渐完善善了前苏苏联核动动力法规规ПНААЭГ系列，编编制了一一系列导导则类文文件，如如HП、РБ、РД系列列；国家家原子能能部及技技术监督督委员会会编制了了ПБ类安安全规程程同时时，还引引用大量量苏联时时期的标标准文件件例如如：苏联联原子能能部批准准的核动动力法规规（ПННАЭГГ）、规规程（ППБЯ）、防防火标准准（ВСНН）；苏苏联国家家建设委委员会批批准的建建筑标准准（СННиП）47第二节 主要民民用核安安全设备备的结构构和工艺艺一、反应应堆压力力容器反应堆压压力容器器RPVV是核电电厂最关关键的部部件，在在核电厂厂安全分分析中，不不考虑其其失效反应堆压力容器长期工作在高温（320℃左右）、高压（15.5MPa左右）、含硼酸水介质和高放射性辐照的条件下，属于在核电厂整个寿期内（一般40年，有的要求60年）不可更换的设备反应堆压压力容器器是一个个底部焊焊有半球球形封头头的圆筒筒形承压压密封容容器，内内装有堆堆芯燃料料组件、上上部及下下部堆内内构件、控控制棒等等功能组组件、以以及其他他与堆芯芯有关的的部件。
总总高一般般为111～133m，总总重量一一般为3300～～4000t，筒筒体内径径一般为为4m左右右，筒体体壁厚一一般为2200～～2500mm图图2-11所示为为大亚湾湾核电站站的反应应堆压力力容器结结构图图2-11 大亚亚湾核电电站反应应堆压力力容器压力容器器顶部为为用法兰兰螺栓连连接的可可拆卸半半球形封封头顶盖盖顶盖盖一般是是由整体体封头和和顶盖法法兰焊接接而成控控制棒驱驱动机构构及堆内内测温装装置的管管座（339～665个）通通过液氮氮冷却装装配贯穿穿在压力力容器顶顶盖上，然然后进行行镍基堆堆焊和对对称焊接接，以防防垂直变变形，还还要采取取一定的的焊接顺顺序，防防止顶盖盖的应力力变形，焊焊接工艺艺难度较较大有有的堆型型的压力力容器底底部也焊焊有堆芯芯核测量量装置的的管座，焊焊接工艺艺与顶盖盖上的管管座焊接接工艺相相同压力容器器顶盖和和本体是是通过主主法兰、螺螺栓及上上下法兰兰间的两两道镍制制“O”形环紧紧固密封封压力力容器本本体由44～5个个筒节和和下封头头环形拼拼焊而成成筒节节均为整整体锻件件，无纵纵缝44～8个个冷却剂剂进出入入口接管管一般是是通过马马鞍形焊焊缝连接接到相应应的筒节节。
由于于主管道道的材料料一般为为不锈钢钢，因此此接管与与主管道道的连接接处还需需要焊接接安全端端俄罗罗斯VVVER堆堆型压力力容器上上的接管管是直接接与相应应筒节锻锻造出来来的，无无须焊接接，主管管道与压压力容器器材质类类似，无无须焊接接安全端端为了满足足压力容容器在高高温、高压及及强辐照照条件下下工作的的特殊要要求，考考虑到核核电厂寿寿期内冷冷却剂的的流动冲冲刷，含含硼水对对材料的的腐蚀，耐耐辐照性性能及金金属的老老化等因因素，压压力容器器材料要要求有较较高的机机械性能能、抗辐辐照性能能和热稳稳定性，常常用材料料一般为为高强度度低铁素素体低合合金钢压压水堆核核电厂发发展至今今，除俄俄罗斯采采用Crr－Ni－Mo钢钢（155X2HHMФA）外外，我国国和美、法法、德、日日等国，均均采用MMn－Ni－Mo钢钢，例如如：SAA 5008－Ⅲ（美）、220MnnMoNN65（法法）等，它它们的化化学成份份和机械械性能大大体上都都相当为防止高高温含硼硼水对压压力容器器材料的的腐蚀，压压力容器器内表面面所有与与冷却剂剂接触的的部位都都有厚度不不小于55mm的的不锈钢钢耐蚀堆堆焊层高温气冷冷堆的反反应堆压压力容器器比压水水堆的压压力容器器要大得得多，且且形状比比较细长长。
例如如单堆功功率2550MWW的高温温气冷堆堆的反应应堆压力力容器内内径约557000mm，法法兰最大大外径约约64000mmm，主体体总高约约25mm，连同同支承件件总重约约7600t筒筒体上段段是由厚厚度为1131mmm的SSA5333B钢钢板拼焊焊而成，下下段是由由厚度为为2044mm的的SA5508--Ⅲ整体锻锻件焊接接而成，下下封头是是由厚度度为833mm的的SA5508--Ⅲ锻板热热冲压而而成反反应堆压压力容器器内装石石墨作为为慢化剂剂和堆内内构件压力容器器钢锻件件的主要要工艺流流程如下下：炉料准备备—冶炼（电电炉+真真空脱气气处理）—浇铸—锻造—锻后热处理—粗加工—超声波检验—调质热处理（淬火+回火）—取样—机加工—无损检验 反应堆容容压力容容器的现现场安装装工艺也也相当复复杂，主主要工艺艺包括：：压力容容器支撑撑环安装装—压力容容器吊装装、引入入反应堆堆厂房——压力容容器翻转转套箍和和提升装装置安装装—吊装翻翻转压力力容器——压力容容器吊装装就位与与调整——计算压压力容器器调整垫垫片等其其中，压压力容器器本体和和顶盖之之间的主主密封面面是压力力容器的的关键部部位，安安装施工工期间必必须确保保该部位位不能受受到任何何损伤。
二、堆内内构件压水堆堆堆内构件件由不锈锈钢型的的高合金金钢制成成主要要包括上上部堆内内构件和和下部堆堆内构件件两大部部分如图2--2所示示，下部部堆内构构件由堆堆芯吊篮篮和堆芯芯支承板板、堆芯芯下栅板板、流量量分配孔孔板、二二次支承承组件、堆堆芯围板板组件及及热屏组组件等主主要部件件组成整整体重约约84吨吨，直径径约3..9 mm，高约约9.99 m堆芯吊篮篮是一个个高约110 mm的不锈锈钢圆筒筒，由板板材卷焊焊筒节拼拼焊而成成，对机机加工机机床的能能力要求求比较高高吊篮篮通过上上部凸肩肩悬挂并并被压紧紧在压力力容器内内结合面面位置的的凸肩上上吊篮篮凸肩周周边上开开有4个个对称的的方形键键槽，用用以上、下下堆内构构件与压压力容器器一起定定位，确确保燃料料组件与与控制棒棒组件驱驱动机构构对中，限限制吊篮篮周向转转动吊吊篮上与与压力容容器对应应位置开开有冷却却剂出口口管嘴4400多多毫米厚厚的堆芯芯支承板板被焊接接在吊篮篮下部，堆堆芯重量量由堆芯芯下栅板板及几根根支承柱柱传递到到支承板板上支支承板上上开有许许多孔供供堆内测测量探头头的导向向和水通通过在在吊篮筒筒体下部部外表面面，周向向设有四四个对称称的导向向定位装装置与压压力容器器上的四四个导向向定位装装置相对对应，用用以径向向定位并并允许有有少量不不均匀膨膨胀。
轴轴向当吊吊篮筒体体受热后后则可以以向下自自由膨胀胀下栅格板板用于支支撑堆芯芯堆芯芯燃料组组件直立立坐于堆堆芯下栅栅格板上上，借助助下栅格格板下面面的支承承柱将堆堆芯重量量传递给给吊篮底底部的支支承板下下栅格板板上每个个燃料组组件位置置设一对对对中销销，给燃燃料组件件定位下下栅格板板通过支支承柱连连接固定定在吊篮篮底部的的支承板板上在在下栅格格板相对对于每个个燃料组组件位置置上开有有4个冷冷却剂流流通孔，以以使冷却却剂流入入燃料组组件根根据核测测量装置置要求，在在下栅格格板每个个燃料组组件位置置中央设设有测量量装置导导管的支支承和导导向装置置，以使使测量装装置导管管与燃料料组件中中央导向向管对中中并便于于导入流量分配配孔板位位于下栅栅格板和和堆芯支支承板之之间，定定位固定定于支承承柱上流流量分配配孔板上上开有大大量流通通孔，它它一方面面可以提提高下栅栅格板的的刚性，使使板面平平直，同同时用以以消除引引起冷却却剂流量量分配不不均匀的的涡流，保保证通过过每个燃燃料组件件的流量量图2-22 压力力容器下下部堆内内构件相等如如果采取取增加下下栅格板板的刚性性，加大大下栅格格板与堆堆芯支承承板间的的距离来来满足设设计要求求，则可可以取消消流量分分配孔板板。
大亚亚湾核电电站压水水堆中未未安装流流量分配配孔板二次支承承组件是是一种安安全装置置，发生生堆芯吊吊篮断裂裂事故时时，用来来限制堆堆内构件件向下位位移，以以防止控控制棒组组件与对对应的燃燃料组件件中的导导向筒不不对中，妨妨碍紧急急停堆另另外，在在吊篮发发生断裂裂时，堆堆芯突然然垂直下下落，支支柱与防防断底板板间的四四只吸能能缓冲器器依靠单单薄的横横截面产产生变形形而耗去去冲击能能量，从从而防止止压力容容器受冲冲击而损损坏二二次支承承组件靠靠螺栓连连接焊接接固定，以以防松动动堆芯围板板是根据据燃料组组件构成成的堆芯芯外廓形形状垂直直置放于于堆芯外外沿，坐坐装在堆堆芯下栅栅格板固固定位置置上围围板依靠靠自下而而上设置置的多层层幅板，在在水平方方向利用用螺栓连连接固定定于吊篮篮筒体上上幅板板外周边边呈圆形形与吊篮篮筒体连连接固定定，内周周边呈直直角曲折折状与围围板连接接固定，以以此支撑撑住围板板，保证证围板的的刚性和和平直幅幅板上开开有一些些小孔，围围板与吊吊篮筒体体间充满满的水起起反射层层作用上部堆内内构件如如图2－－3所示示，它是是由堆芯芯上栅格格板、导导向管支支承板、控控制棒导导向管及及支承柱柱等主要要部件组组成。
上上部堆内内构件组组装成一一个整体体，重约约43..7t，直直径约33.9 m，高高约4..2 mm，装卸卸时实行行整体吊吊装堆芯上栅栅格板是是位于堆堆芯燃料料组件上上部的压压紧定位位板，它它直接压压紧燃料料组件，可可燃毒物物棒组件件、中子子源棒组组件和阻阻力塞棒棒组件，避避免这些些组件因因水力冲冲击而“向上飞飞”上栅栅格板上上开有许许多与每每个燃料料组件一一一对应应的流水水孔、控控制棒导导向管孔孔和支承承柱中间间通孔，以以便控制制棒束上上下抽插插，让冷冷却剂从从堆芯流流出上上栅格板板上设有有向下的的定位销销，每个个燃料组组件位置置一对，与与燃料组组件上管管座上的的两对角角定位孔孔相配合合，将燃燃料组件件定位导向筒支支承板是是一块直直径约3.99 m，厚厚约1000mm的圆圆板为为了加强强刚性避避免变形形，在支支承板下下平面焊焊接有圆圆筒状肋肋板进行行加固导导向筒支支承板利利用支承承柱与堆堆芯上栅栅格板连连接成为为一个整整体上上部堆内内构件通通过导向向筒支承承板法兰兰座落在在吊篮法法兰上面面，两个法兰兰间有一一个环形形的板状状压紧弹弹簧图2-33 压压水堆上上部堆内构件件控制棒导导向筒是是给控制制棒组件件在堆芯芯燃料组组件内上上下抽插插时起导导向作用用的部件件。
控制制棒导向向筒分上上下二部部分，支支承板以以上管段段为间断断式的导导向，由由方形导导向板组组成支支承板与与堆芯上上栅板之之间，为为圆形连连续导向向管段上上下两部部分用法法兰、螺螺栓连接接导向向筒下部部法兰通通过销钉钉与堆芯芯上栅板板定位连连接下下段控制制棒导向向管由不不锈钢CC型管和和双孔异异型管装装配而成成控制制棒导向向管壁上上开有一一些孔洞洞以便冷冷却剂流流通由由于控制制棒导向向管较长长，形状状复杂，要要求有精精确的对对中尺寸寸确保控控制棒束束在导向向筒内自自由移动动，装配配精度要要求较高高由于于控制棒棒导向管管壁薄而而且焊接接后不能能再进行行机加工工，所以以一般采采用真空空电子束束焊接保保证其尺尺寸精度度和预防防变形三、控制制棒驱动动机构控制棒驱驱动机构构包括内内部钩爪爪组件、驱驱动轴组组件、耐耐压壳组组件、磁磁轭线圈圈组件和和位置指指示组件件，见图图2－44其中中，耐压压壳组件件是驱动动轴和销销爪组件件的包壳壳，由圆圆长管密密封承压压壳及其其上部位位置传送送器套管管组成，圆圆长管密密封承压压壳由分分段壳体体通过ΩΩ密封环环焊连接接而成同同时，耐耐压壳安安装在压压力容器器管座上上，它与与管座采采用梯形形螺纹连连接和小小Ω密封环环焊接密密封。
耐耐压壳是是承压边边界，该该承压边边界的破破损将产产生放射射性的冷冷却剂外外溢因因此，该该组件的的3道ΩΩ密封环环焊工艺艺和质量量非常关关键耐耐压壳与与管座之之间的ΩΩ密封焊焊一般在在安装现现场进行行图2－44 销销爪式磁磁力提升升型控制制棒驱动动机构四、蒸汽汽发生器器蒸汽发生生器（SG）是压水水堆核电电站一回回路和二二回路之之间的枢枢纽，它它将反应应堆产生生的热量量传递给给二回路路，并将将二回路路的给水水变成蒸蒸汽，推推动汽轮轮机做功功蒸汽发生生器的种种类繁多多，但目目前压水水堆核电电站中使使用较为为广泛的的是立式式U形管管自然循循环蒸汽汽发生器器和卧式式自然循循环蒸汽汽发生器器后者者在俄罗罗斯和一一些东欧欧国家使使用较广广，我国国目前只只有田湾湾核电站站采用的的是卧式式自然循循环蒸汽汽发生器器下面面就以使使用最为为广泛的的立式UU形管自自然循环环蒸汽发发生器为为例简单单介绍一一下蒸汽汽发生器器的结构构和工艺艺立式U形形管自然然循环蒸蒸汽发生生器的典典型结构构如图22-5所所示蒸蒸汽发生生器总高高约200m，整个结结构由下下筒体蒸蒸发段和和上筒体体汽水分分离段两两部分组组合而成成下筒筒体蒸发发段用来来使二回回路给水水汽化，上上筒体汽汽水分离离段则用用来将汽汽水混合合物分离离，并使使蒸汽干干燥。
蒸蒸汽发生生器由筒筒体组件件、下封封头、管管板、UU型管束束组件、汽汽水分离离组件等等主要部部件组成成下封封头、管管板及UU型管为为一回路路压力边边界，均均为核一一级部件件蒸汽发生生器筒体体由上封封头、上上筒体、锥锥形连接接段及下下筒体组组成，用用厚755～1000 mmm的锰锰－钼－镍低合合金钢板板卷制或或整体锻锻件环焊焊缝焊接接成一个个整体下筒体外径约3.5 m，锥形段以上被扩大到约4.5 m筒体组件下端与管板、下封头焊接成一个整体上封头为标准椭球形状，顶部蒸汽出口接管管嘴内有若干个（一般为7个）小直径文丘里管，组成流量限制器，用于主蒸汽管道破裂时限制蒸汽流量过大，从而减缓一回路冷却剂的降温速率和蒸汽发生器构件的热变应力上筒体内主要设置有汽水分离器和蒸汽干燥器上筒体下端设有给水接管，管嘴与筒体内给水环管相连图2-5 立式U形管自然循环蒸汽发生器下封头是是蒸汽发发生器中中承受压压差最大大的部件件，通常常为半球球形，冲冲压成型型，技术术难度较较大，有有的堆型型采用铸铸造下下封头内内壁与冷冷却剂接接触表面面堆焊55～6 mm厚厚的不锈锈钢覆盖盖层，以以降低腐腐蚀，使冷却剂剂保持良良好的水水质和较较低的放放射性水水平。
下下封头与与管板焊焊成一体，并并由焊接接在管板板上的镍镍基合金金隔板将将下封头头空间分分隔成二二个水室室，每个个水室开开有一个个进口（或或出口）接接管和一一个人孔孔人孔孔用来对对蒸汽发发生器管管板、传传热管进进行在役役检查和和检修管板厚约约5000～8000 mmm，采采用高强强度Mnn－Moo－Nii低合金金钢锻造造而成，属属于超厚厚锻件，且且要求具具有优良良的塑韧韧性和淬淬透性，锻锻造难度度较大另另外，大大型管板板上需要要钻出近近万个管管孔，且且对管孔孔的孔径径公差、节节距公差差、形位位公差和和光洁度度要求很很高因因此，深深孔钻也也是蒸汽汽发生器器制造过过程中的的一个关关键工艺艺管板板与一回回路冷却却剂接触触表面堆堆焊有因因科镍合合金复覆覆层传传热管与与管板连连接采用用管板全全深度胀胀管工艺艺加端部部密封焊焊接，消消除管孔孔与传热热管间隙隙，避免免间隙内内沉积、浓浓缩化学学物质传热管外外径约116～220mmm，厚约约1～11.5mmm，数数量约为为40000～550000根，材材料一般般为抗腐腐蚀能力力较强的的Incconeel-6600或或6900合金俄罗斯斯的卧式式蒸汽发发生器传传热管材材料为不不锈钢，数数量为1107993根。
高温气冷冷堆的蒸蒸汽发生生器与压压水堆的的结构差差异较大大，传热热管为盘盘管结构构，共119组，材材料为IIncoonell-8000的，其其顶部直直接连接接2台氦氦风机 五、稳压压器稳压器是是对一回回路冷却却剂系统统压力进进行控制制和超压压保护的的重要设设备，基基本功能能是建立立并维持持一回路路系统的的压力，避避免冷却却剂在反反应堆内内发生容容积沸腾腾整个个压水堆堆冷却剂剂系统共共用一台台稳压器器，通过过波动管管和一个个环路的的热管段段相连按按原理和结构构形式的的不同，稳稳压器分分为气罐罐式和电电加热式式两种现现代压水水堆核电电站普遍遍采用电电加热式式稳压器器下面面以大亚亚湾核电电站稳压压器为例例介绍电电加热式式稳压器器 如图22-6所示，稳稳压器为为一立式式上下为为半球形形封头的的圆柱筒筒形高压压容器，高高13 m，直直径2..5 mm，净重重约800 t，安安装在下下部裙座座上，裙裙座通过过地脚螺螺栓将稳稳压器固固定在地地基上整整个稳压压器由容容器、波波动管接接管嘴、电电加热器器、喷淋淋管接头头、安全全阀组排排放管接接头等部部件组成成，用材材料为锰锰—钼—镍低合合金钢板板卷焊或或锻件加加工焊接接成一个个整体，内内壁堆焊焊奥氏体体不锈钢钢耐蚀层层。
图2-66 大亚亚湾核电电站稳压压器在稳压器器顶部封封头上焊焊有喷淋淋管接口口以及能能够提供供超压保保护的安安全阀组组排放管管接口容器顶部部设计有有人孔，以以便人员员进入，人人孔用封封盖通过过螺栓盖盖封过过渡段接接在底封封头中心心，另一一端与一一号环路路的热管管段管道道相连接接容器器底部还还设置有有核取样样管接口口在底部封封头上焊焊接有660根电电加热器器棒的套套筒，以以容器封封头中心心轴线为为圆心呈呈同心圆圆布置电电加热器器由600根直管管护套型型电加热热器元件件组成，共共分为66组，通通过这些些套筒从从底部插插入稳压压器中，然然后在套套筒根部部与每根根电加热热元件焊焊接密封封加热元件件的护套套管上端端用端塞塞焊接密密封，下下端为一一密封连连接插塞塞，用其其引出电电源线这这样即使使加热元元件护套套管破裂裂，稳压压器仍处处于密封封状态镍镍铬合金金电热丝丝放在管管状不锈锈钢护套套中心，用用氧化镁镁粉末压压紧绝缘缘稳压压器600个电加加热组件件的焊接接是稳压压器制造造的关键键工艺，具具有一定定的技术术难度六、反应应堆冷却却剂泵反应堆冷冷却剂泵泵（简称称主泵）是是压水堆堆冷却剂剂回路系系统中唯唯一高速速运转的的机械设设备，又又是十分分精密的的功率强强大的设设备，属属于压水水堆电站站的关键键设备之之一。
高高温气冷冷堆采用用氦气作作为冷却却剂，氦氦气流动动动力来来自于氦氦风机每每个环路路2台氦氦风机，直直接位于于蒸汽发发生器的的顶部现代压水水堆核电电站使用用最广泛泛的主泵泵是立式式、单级级轴密封封泵 图2－－7为大亚亚湾核电电站反应应堆主泵泵结构冷冷却剂泵泵从底部部到顶部部可分为为三个部部分，即即水力机机械部分分、轴密密封组件件部分和和电动机机部分1）水力力机械部部分，包包括吸入入口和出出水口接接管、泵泵壳、叶叶轮、扩扩压器和和导流管管、泵轴轴、主泵泵轴承和和热屏等等部件其其中：泵壳：为为铬－镍奥氏氏体铁素素体不锈锈钢整体体铸件，是是一回路路压力边边界的一一部分，为为核1级级部件应应能承受受设计工工况以及及事故状状态下的的各类载载荷，如如最高温温度、压压力瞬态态、地震震、管道道破裂引引起的应应力，以以及寿期期内的交交变应力力、疲劳劳强度轴轴向进水水口在下下部，出出水口与与叶轮成成切线方方向管管口与一一回路管管道全厚厚度焊接接叶轮：是是一个单单级有77个螺旋旋叶片组组成的不不锈钢铸铸件，装装在泵轴轴的下端端冷却却剂由泵泵底吸入入口进入入叶轮吸吸入口，高高速旋转转的叶轮轮将冷却却剂经扩扩压器及及与之方方向相同同的切线线出水口口接管送送至堆入入口环路路管冷段段。
泵轴：为为不锈钢钢锻件，它它需要承承受很大大的扭转转力矩泵泵轴上端端为刚性性联轴器器，与电电动机相相联接，下下端与叶叶轮固定定联接，中中间设置置有一个个径向导导向轴承热屏蔽：：目的是是在泵的的上部和和泵的下下部之间间进行隔隔热泵泵的上部部为轴承承和联轴轴器等，要要求保持持在900℃ 左右右；而泵泵的下部部为高温温高压的的冷却剂剂主泵轴承承：主泵泵机组装装有双向向推力轴轴承和三三个导向向轴承导导向轴承两两个装在在电机上上，为常常规油润润滑滑动动轴承；；第三个个为泵轴轴承，是是浸在水水中的水水润滑轴轴承,安安装在热热屏蔽和和轴封之之间它它包括不不锈钢轴轴颈和由由几个石石墨环构构成的壳壳体, 轴颈在在壳体内内旋转轴轴承安装装在环型型箱中，该该箱能校校正轴的的偏心度度 图2－77 反反应堆冷冷却剂泵泵结构2）轴密密封组件件部分保保证主泵泵轴向的的密封，包包括三个个轴密封封、主法法兰和密密封罩等等部件；；通过连连续的三三级泄漏漏，将系系统压力力过渡到到大气压压 3）电动动机部分分，包括括电动机机、止推推轴承、上上下径向向轴承、顶顶轴油泵泵系统和和惯性飞飞轮等部部件驱驱动电动动机通常常采用是是空气冷冷却鼠笼笼式感应应电动机机，其额额定功率率约为66.5MMW，由由6.00kV母母线供电电。
采用用开式空空气冷却却为防防止安全全壳内空空气升温温，在冷冷却回路路出口装装有两台台冷却器器，由RRRI系系统冷却却电机机设有电电加热器器，在泵泵停运时时加热，使使线圈保保持一定定温度，防防止凝结结水为为了便于于维修主主泵和电电机，在在泵轴与与电机轴轴之间由由一根短短轴刚性性连接惯性/惰惰转飞轮轮提高了了主泵的的惰转性性能，当当主泵突突然断电电时，泵泵仍能继继续运行行十几分分钟，以以保证有有足够的的堆芯冷冷却，以以及及时时采取应应急措施施，从而而提高了了全厂断断电时堆堆芯的安安全性因因此，惰惰转飞轮轮为余热热排出相相关的核核3级部部件美国的AAP6000和AAP10000堆堆型核电电站采用用的是每每个环路路并联两两台全密密封的屏屏蔽离心心泵，代代替传统统的一台台轴密封封泵屏屏蔽离心心泵直接接悬挂在在蒸汽发发生器下下封头汇汇水腔下下，省去去了主管管道过渡渡段由由于这种种泵没有有轴封，不不需要轴轴封水系系统，简简化了化化容系统统，也不不会引起起密封失失效产生生的失水水事故，大大大增加加了安全全性七、主管管道通常压水水堆核电电站的反反应堆冷冷却剂系系统由22～4个个环路组组成，每每条环路路包括一一台蒸汽汽发生器器、一台台主泵和和将这些些设备与与反应堆堆压力容容器连接接起来的的反应堆堆冷却剂剂管道，也也称主管管道。
每条环路路中反应应堆压力力容器与与蒸汽发发生器之之间的主主管道称称为热管管段（热热腿），蒸蒸汽发生生器与主主泵之间间的主管管道称为为过渡段段，主泵泵与反应应堆压力力容器之之间的主主管道称称为冷管管段（冷冷腿）AAP6000和AAP10000堆堆型核电电站主泵泵直接悬悬挂在蒸蒸汽发生生器下封封头汇水水腔下，省省去了主主管道过过渡段主主管道33个管段段的直径径略有差差异，一一般在7700～～8000mm左左右，壁壁厚800mm左左右每每个管段段上还带带有一定定数量的的接管嘴嘴，其中中位于冷冷管段上上的上冲冲管接管管嘴还带带有热套套管除了俄罗罗斯的主主管道与与其压力力容器筒筒体材质质类似以以外，其其它压水水堆的主主管道基基本为不不锈钢材材料的目目前国产产主管道道主要采采用的是是铸造工工艺其其中，直直管段采采用离心心浇铸，弯弯头和斜斜接管嘴嘴采用砂砂箱静力力铸造，热热套管采采用锻造造通常常将热段段、冷段段和过渡渡段组件件预制焊焊接、检检验和试试验完成成后再运运到核电电站安装装现场进进行焊接接核电厂主主管道属属于壁厚厚大口径径奥氏体体不锈钢钢，对焊焊接过程程要求极极为严格格，焊缝缝内不得得存在任任何宏观观或微观观焊接缺缺陷。
在在保证各各种优良良的力学学性能和和使用性性能的前前提下，其其变形和和收缩量量应控制制在所规规定的范范围之内内，焊接接难度很很大一一般采用用手工钨钨极氩弧弧焊封底底和手工工电弧焊焊填充的的组合方方法根根部焊层层时，用用氩气在在外面和和里面进行行保护八、安全全壳附件件对于压水水堆型核核电站，反反应堆厂厂房即是是指安全全壳安安全壳是是一个将将反应堆堆本体及及一回路路蒸汽发发生器、主主循环泵泵、稳压压器、管管道阀门门等设备备包围集集中在一一起的密密封建筑筑，是确保保核电站站安全的的最后一一道屏障障，是一一个极其其重要的的建筑物物安全全壳按材材料分有有钢壳、钢钢筋混凝凝土壳和和预应力力混凝土土壳等几几种；按按结构分分有单层层壳和双双层壳两两种；按按其性能能分，有有干式壳壳、湿式式壳和冰冰冷凝式式壳等几几种一）安安全壳钢钢衬里安全壳钢钢衬里在在预应力力混凝土土安全壳内，起起密封作作用安全壳钢钢衬里一一般由底底板、截截锥体、圆圆柱形筒筒体和穹穹顶组成成，形成成整体压压力“容器”，如图图2-88所示，根根据设计计要求，其其最小壁壁厚为66mm筒筒体壁板板安装牛牛腿、贯贯穿件、人人员闸门门、设备备闸门、锚锚固件，及及背面锚锚固在混混凝土中中的角钢钢、连接接件（焊焊钉）等等。
截锥体筒体环吊牛腿贯穿件穹顶底板图2-88 安全全壳钢衬衬里结构构示意图图钢衬里车车间拼接接采用埋埋弧焊，现现场焊接接为焊条条电弧焊焊分为为立向纵纵缝和环环向焊缝缝，壁板板安装精精度要求求高，工工作量大大，焊接接收缩量量大，为为保证设设计尺寸寸和焊接接质量并并减小变变形、应应采取相相应的焊焊接措施施钢衬衬里通过过螺柱焊焊与安全全壳连接接二）钢钢制安全全壳即将开工工建设的的AP110000 型压压水堆核核电站的的CV 安全壳壳是反应应堆厂房房的内层层屏蔽结结构，是是非能动动安全系系统中的的重要设设备之一一CVV 安全全壳容器器式反应应堆厂房房的一道道重要安安全屏障障整个个安全壳壳容器由由中间圆圆柱形筒筒体及上上、下两两个椭圆圆型封头头组成，最最大直径径39..6244m，总总高度665.6633mm，体积积约7000000m3，总重重量约336000t，主主要受压压元件材材料：SSA7338 GGr. B，筒筒体壁厚厚：444.455、47.66mm，外外形尺寸寸：3996244（直径径）×656634（高高）mmm，设计计压力：：0.441MPPa，板板焊结构构，属于于ASMME 标标准第三三卷NEE分卷MCC级设备备。
三）人人员闸门门人员闸门门是供工工作人员员经与辅辅助厂房房连接的的专用通通道以出出入安全全壳另另外通常常还设有有一个应应急用人人员闸门门，供工工作人员员在应急急情况通通过更衣衣室厂房房出入安安全壳专专用通道道可以对对外部事事件提供供必要的的防护人人员闸门门是一个个直径约约2.99 m，长长约5..4 mm圆筒形形结构，圆圆筒内外外各设一一道密封封门密密封门自自动启闭闭，设有有门速控控制装置置保证密密封门能能以稳定定的并可可调的速速度平稳稳工作，门门上装有有防回弹弹的阻尼尼机构四）设设备闸门门设备闸门门贯穿筒筒节预埋埋在安全全壳混凝凝土内，并并与安全全壳钢衬衬里焊接接设备备闸门的的封头为为椭圆形形瓜瓣拼拼焊结构构，直径径7m多这这种大直直径封头头压型拼拼焊工艺艺复杂，很很难保证证形状准准确，需需设计专专用的辅辅助工装装进行组组焊设设备闸门门封头与与筒节法法兰在安安全壳封封顶前运运入安全全壳存放放在完完成安全全壳的预预应力张张拉后，设设备闸门门封头和和筒节法法兰与贯贯穿筒节节焊接在在一起，完完成安装装设备备闸门是是安全壳壳上的重重要设备备，在反反应堆运运行时，它它处于关关闭状态态设备备闸门作作为重型型设备的的进出口口，其外外设有设设备吊装装平台，平平台上设设有龙门门吊车。
重重型设备备由吊装装平台吊吊车通过过设备闸闸门出入入安全壳壳，以便便安装和和检修五）安安全壳贯贯穿件安全壳贯贯穿件包包括机械械贯穿件件和电气气贯穿件件两类贯贯穿件是是由一个个穿过安安全壳混混凝土壁壁面并锚锚固在混混凝土上上的钢套套管及两两个接头头构成（如如图2－－9）接接头保证证了套管管和穿过过安全壳壳的管道道（或电电缆）间间的密封封连接机机械贯穿穿件有不不同的直直径和厚厚度，以以满足所所贯穿连连接的设设备的尺尺寸和传传递机械械载负的的要求 安全壳贯贯穿件分分10个个类型，有有电缆贯贯穿件、管管道贯穿穿件、核核燃料运运输管道道贯穿件件、以及及管道、电电缆备用用贯穿件件等其其中，电电缆贯穿穿件的密密封性由由钢套筒筒 图图2-99 安全全壳贯穿穿件内充满加加压氮气气来保证证管道道贯穿件件内可以以是单根根管道，也也可以是是多根管管道，视视安全和和设计要要求而定定大部部分贯穿穿件垂直直于安全全壳筒体体壁面，焊焊接在安安全壳内内侧的侧侧板上九、其他他核级容容器压水堆核核电厂各各系统中中还用到到很多核核级容器器，如硼硼注箱、安安注箱、容容积控制制箱、卸卸压箱、硼硼酸制备备箱、浓浓硼酸卸卸放箱、设设冷水波波动箱等等。
一） 硼注箱箱硼注箱位位于高压压安注泵泵出口，高高压安注注水经硼硼注箱进进入一回回路冷段段硼注注箱使用用容积约约为3..4 mm3正常常运行状状态下，箱箱内充满满70000 pppm的的高浓度度硼酸溶溶液发发生事故故时，根根据安注注信号打打开隔离离阀，由由高压安安注泵将将硼注箱箱内的高高浓度硼硼酸溶液液顶入一一回路冷冷段由由于硼注注箱内高高浓度硼硼酸溶液液的硼结结晶温度度较高，为为防止硼硼结晶，硼硼注箱绝绝热并由由电加热热器加热热，以保保持溶液液温度为为了保持持硼注入入箱内温温度和硼硼浓度均均匀化，设设有由再再循环泵泵和缓冲冲箱组成成的再循循环回路路硼注箱由由筒体、封封头、筒筒式支座座、接管管和人孔孔组成现现主体材材料多为为P3555GHH碳钢，内内表面堆堆焊不锈锈钢，筒筒体直径径12000mmm左右，是是由1～～2块1130mmm左右右的厚钢钢板卷焊焊而成，封封头一般般整体压压制而成成二）安安注箱安全壳内内每个环环路的冷冷管段上上都接着着一个安安注箱安安注箱为为一直立立式筒体体结构，总总容积约约50 m3，内充充20000 pppm的的含硼水水，用加加压400～600公斤的的氮气覆覆盖。
中中压安注注为非能能动安全全系统，不不用安注注信号启启动当当RCPP系统压压力降到到安注箱箱内压力力以下时时，由氮氮气将含含硼水压压入RCCP系统统冷段 安注箱由由筒体、封封头、筒筒式支座座、接管管和人孔孔组成现现主体材材料多为为Z2CCN19。