蒸汽发生器设计、制造技术要求 二○○八年一月 目 录
1．设备功能 2．安全分级、抗震类别和质保分级 3．遵循导则、规范和标准 4．设计技术要求 5．结构描述 6. 主要材料和焊接材料 7. 供货和服务范围 8. 制造和验收要求 9. 包装、运输和贮存要求 10. 运行、维修要求 1
1．设备功能 蒸汽发生器为压水堆核电厂一、二回路之间的换热设备，来自反应堆冷却剂进入蒸汽发生器的一次侧，通过U形管将热量传给二次侧的介质，产生汽－水混合物，汽水混合物经过内置式汽水分离器分离成饱和蒸汽和水，经干燥器干燥后成为干饱和蒸汽（温度不超过5%）。蒸汽从蒸汽出口管嘴流出驱动汽轮发电机组作功发电。 蒸汽发生器为高温高压的压力容器，蒸汽发生器的传热管作为一、二次侧介质的隔离屏障，其安全性和可靠性必须得到充分保证。
2．安全分级、抗震类别和质保分级 蒸汽发生器的安全等级、抗震类别和质保分级见表1。 部件名称 安全等级 质量等级 抗震类别 管板 1 QA1 SSE
下封头及管嘴 1 QA1 SSE
下封头人孔，人孔盖，螺栓和螺母 1 QA1 SSE
支座 1 QA1 SSE
传热管 1 QA1 SSE
下封头、隔板 2 QA2 SSE
二次侧壳体、管嘴、人孔、人孔盖 2 QA2 SSE
螺栓和螺母 2 QA2 SSE
抗震支撑件 1 QA1 SSE
蒸汽限流器 3 QA3 SSE
给水环组件 NNS NQA SSE
3．遵循导则、规范和标准 3.1 管理导则 NRC，RG1.26 核电站的含汽水－水，以及含放射性废物的部件的质量组分级和标准 NRG，同RG1.29 有关地震的设计分类 IAEA50-C/SG-Q(1996) 核电厂和其他核设施安全的质量保证 HAF102 核电厂设计安全规定 2
HAD103/01 核电厂运行限值和条件 HAD103/07 核电厂在役检查 3.2 ASME和ASTM规范（2006年版） ASME规范 第II卷 材料技术条件 第III卷 第一册NB及附录E 核动力装置设备 第V卷 无损检测 第IX卷 焊接及钎焊评定 第XI卷 核动力装置设备在役检查规程 ASTM规范： E185，E228，A262，A370，A508，A388 3.3 国家标准（最新版） GB/T：228, 229, 232, 699, 1804, 1954, 2649, 2650, 2651, 2652, 2653, 2654, 3280, 4237, 4334.5, 4338, 6803
4．设计技术要求 4.1 设计准则 a. 蒸汽发生器的材料（包括母材，焊材，螺栓件及附件材料）的规格及质量应符合国内外有关标准要求。 b. 蒸汽发生器材料应满足断裂韧性要求，保证材料在设计寿期内各类运行工况及水压试验状态下不处于脆性状态。 c. 蒸汽发生器材料的设计应力强度为下列各值的最小值： 1) 对铁素体材料： 室温下规定的最小抗拉强度的1/3； 设计温度下抗拉强度的1/3； 室温下规定的最小屈服强度的2/3； 设计温度下屈服强度的2/3。 2) 对奥氏体：（镍－铬－铁，镍－铁－铬合金） 室温下规定的最小抗拉强度的1/3； 设计温度下抗拉强度的1/3； 室温下规定的最小屈服强度的2/3； 3
设计温度下屈服强度的90%，但不超过最小屈服强度的2/3。 3) 对螺栓材料 室温下规定的最小屈服强度的1/3； 设计温度下屈服强度的1/3。 4) 蒸汽发生器应采用分析法设计，在设计基准地震工况分解与工况I，II，III，IV类载荷组合作用下，各类应力值及变形量应在限值内。 5) 应对蒸汽发生器在实际使用载荷下的工况次数进行疲劳分析，其累积疲劳损伤系数应小于1.0。 6) 采用弹性断裂力学原理，评定或防止脆性断裂，并遵守有关规定，对水压试验采用无延性转变温度法，防止脆性断裂。 7) 对U型管束组件，应进行流体载荷和流致振动分析计算。 8) 设计寿命评定，满功率下累计运行寿命60年。 4.2 蒸汽发生器传热设计要求： 为保证提供足够的蒸汽发电，蒸汽发生器必须具有足够的传热面积。在设计寿期末管子污脏，且假定有堵管情况下蒸汽发生器仍能提供额定压力和流量的蒸汽。 因此传热面积计算应考虑下列要求： －传热面积设计余量不小于10%； －传热管设计堵管量不小于5%； 4.3 汽水分离装置的设计要求： 汽水分离装置由第一级旋叶式分离，第二级带钩波形板分离器以及第三级带钩波形蒸汽干燥器组成，第一、二级分离器连成一体。 为保证汽轮机长期正确工作，蒸汽发生器出口蒸汽湿度应不超过0.1（热量百分比）汽水分离器装置必须在下列工况达到： －100%负荷稳态运行 －15%－100%负荷变化范围，以每分钟5%的满负荷速率升负荷或降负荷 －15%－100%负荷范围，以10%的满负荷阶路变化。 4.4 传热管设计要求 蒸汽发生器U型管传热管材料选用Inconel 690TT，合金，热处理通火管。 U形传热管，管板和管子－管板连接设计和制造要求，必须保证达到“零泄漏”的要求，即在氦气检漏时，每根管子－管板焊缝泄漏率不超过 4
4.0×10-8(Pa.m3/s)，二次侧向一次侧的总泄漏率不超过4.0×10-7(Pa.m3/s)。管子与管板采用液压全胀将传热管胀在管板中。 管子支承板材料为405不锈钢，管孔为拉削加工的平面接触式四叶草孔或三叶草孔，使介质能冲刷到管子与管孔的间隙中，以防止管子的腐蚀压扁。 采用流量分配板，改善二次侧向管板区热工－水力状况，缩小了低流区，提高排污效率。 为防止U形管弯头与抗振条接触处微振磨损，设计采用三组或三组以上抗振条，其材料为Inconel 690合金，抗震条呈V形。 4.5 采用内置式蒸汽流量限制器，它由七个焊接在蒸汽出口管嘴中的文丘利喷 组成。要求在假接主蒸汽管大不 口事故下，它能限制蒸汽流量，从而减少反应堆冷却剂系统各部件的瞬态热应力。 4.6 设计参数： 正常工况使用环境： 温度：＜50℃ 压力：常压 湿度：30－80% 失水事故工况： 温度：≤127℃ 压力：0.35MPa 湿度：100% 水质：硼酸水2000ppm，氢氧化钠0.75%PH≤10 试验条件： 温度：≤135℃ 压力：0.30MPa 湿度：100% 辐照剂量60年，剂量当量率≤0.5Sv/a 累计剂量为3×105Gy 设计参数： 一次侧工作压力 15.2MPa 一次侧设计压力 17.16MPa 一次侧水压试验压力 21.48MPa 一次侧设计温度 350℃ 饱和蒸汽压力 5.61MPa 饱和蒸汽温度 272.9 蒸汽产量（额定） 1866k/s 出口蒸汽干度 0.10% 二次侧设计压力 8.17Mpa 5
二次侧设计温度 315.6℃ 二次侧水压试验压力 9.41MPa 4.7 将屏蔽电动泵直接置于蒸汽发生器下部，这种结构型式的影响和技术成熟性 结构简介 AP1000设计采用了主泵直接置于蒸汽发生器下部的结构。重量为660吨的蒸汽发生器下部球形封头主泵接管咀直接与两台各重量为84吨的主泵吸入口相接。主泵的输出口分别与主管道的冷段相连接。蒸汽发生器下部球形封头隔室的另一侧与主管道的热段相连接。蒸汽发生器与主泵的组合体的重量由铰型连接在蒸汽发生器下部球形封头中心的单根柱形支承件承受，在蒸汽发生器的上部有两组互为900布置的共4个辅助支承，其结构布置见图3-19。 6 图3-19∶AP1000蒸汽发生器、主泵及其支承示意图 7
结构需特别关注的设计技术问题 抗震动力学分析； 泵的机械振动对相关部件动力分析的影响； 泵所产生的反应堆冷却剂流体压力脉动对蒸汽发生器管束流致振动的影响。 上述三个问题涉及AP1000反应堆冷却剂流体系统设备与管道的动力分析和蒸汽发生器管束流致振动的分析和实验验证。 4.7.1 关于AP1000反应堆 冷却剂流体系统设备与管道 的动力分析 AP1000反应堆冷却剂 流体系统设备与管道耦合 条件下的荷载和动力响应 分析采用了等效梁单元和 中质量的（Equivalent beam elements and lumped masses） 组合模型，对于地震荷载和 其它条件下的动力分析均采用 这一同样的组合模型。动力分 析模型见图3-20。 AP1000反应堆冷却剂回路的动力分析模型。该模型考虑了如下因素∶ （1）考虑了AP1000反应堆冷却剂回路全部主设备（反应堆压力容器、蒸汽发生器、主泵、稳压器）、部件（主管道、支承件）的动力耦合； （2）考虑了主设备与管道之间动力响应的交互作用； （3）考虑了与核岛构筑物模型响应关系； （4）考虑了核岛主设备由于地震引起的响应荷载； （5）考虑了管道应力模型； （6）也考虑了除地震荷载以外的其它荷载，如∶内压、自重、热、管道甩击、机械振动和压力波动等引起的荷载； （7）分析结果能给出相应设备和支承件的整套有关设计载荷；
图3-20∶AP1000反应堆冷却剂流体系统 设备与管道的动力分析模型