核电站蒸汽发生器质量监督
核电站蒸汽发生器简介
福清核电工程蒸汽发生器设备监造技术培训教材苏州热工研究院有限公司目录第一章蒸汽发生器设备概述第二章蒸汽发生器材料采购第三章蒸汽发生器材料采购监造第四章蒸汽发生器的制造第五章蒸汽发生器焊接过程的监造第六章蒸汽发生器监造重点第七章蒸汽发生器监造的监督计划第一章蒸汽发生器设备概述1、蒸汽发生器设备简述核电站蒸汽发生器（简称SG）主要功能是作为热交换设备将一回路冷却剂中的热量传给二回路给水，使其产生饱和蒸汽供给二回路的动力装置。
1000MW核电机组有三个环路，每个环路装有一台蒸汽发生器，每台容量是按照满功率的三分之一的反应堆热功率设计。
蒸汽发生器是连接一回路与二回路的设备，在一、二回路之间构成防止放射性外泄的第二道屏障。
由于水受辐照后活化以及少量燃料包壳可能破损泄漏，流经堆芯的一回路冷却剂具有放射性，而压水堆核电站二回路设备不受到放射性污染，因此蒸汽发生器管板和倒置的U型管是反应堆冷却剂压力边界的组成部分，属于第二道放射性防护屏障之一。
蒸发器中的冷却剂压力边界的组成部分的部件安全等级1级，二次侧部件的安全等级是2级、抗震等级1I、质保等级1级、设计等级1级；每台核电机组有三台蒸汽发生器。
下图是1000MW核电站核岛主设备布置示意图。
核岛主设备连接示意图2 蒸汽发生器工作原理在大亚湾核电站、岭澳核电站均采用立式、自然循环、U型管式蒸汽发生器，其结构如上图。
从反应堆流出的冷却剂经一回路热管段由蒸汽发生器的下封头的进口接近进入水室，然后在倒U型管束内流动，倒U型管的外表面与二回路给水接触，传热给二回路水，并使其汽化，完成一、二回路间的热交换。
一回路冷却剂携带的热量传给二回路后，温度降低，再经过过下封头的出口水室和出口接管，流向一回路的过度管道然后进入主泵的吸入口。
二回路的给水由蒸汽发生器的给水接管进入给水环管，通过环管上的一组倒J形管进入下筒体与管束套筒之间的环状空间（即下降通道），与汽水分离器分离出的水混合后向下流动，直至底部管板，然后转向，沿着倒U型管束的管外（即上升通道）向上流动，被传热管内流动的一回路冷却剂加热，一部分水蒸发成蒸汽。
浅谈核电站主设备安装过程中质量控制对策 李金洲
浅谈核电站主设备安装过程中质量控制对策李金洲发表时间：2019-10-21T14:52:30.323Z 来源：《电力设备》2019年第10期作者：李金洲[导读] 摘要：在核电站建设施工中,应严格按照相应的技术规格书、安装图纸、国标及厂家的安装技术文件对核岛辅助设备的安装质量进行检查控制,确保核电站主设备和辅助设备的安装处于受控状态。
（中核二三公司福清项目部 350318）摘要：在核电站建设施工中,应严格按照相应的技术规格书、安装图纸、国标及厂家的安装技术文件对核岛辅助设备的安装质量进行检查控制,确保核电站主设备和辅助设备的安装处于受控状态。
基于此，本论文对于核电站主设备安装过程中的质量控制对策进行了探讨，对于核电站主设备的安装具有一定参考价值和指导意义。
关键词：核电站；主设备；质量控制核电站一般分为两部分:核岛(利用原子核裂变产生蒸汽)和常规岛(利用蒸汽发电)。
核电站主设备主要作用保证反应堆和一回路主系统能正常安全运行及有效调节,并为核电厂可能出现的重大事故提供必要的安全保护措施及防止放射性物质泄漏扩散，主要包括蒸汽发生器、反应堆压力容器、稳压器、主管道等。
本论文立足于现场实际施工，对核电站主设备安装过程中质量控制对策和措施进行讨论。
1核电站主设备施工工艺流程一般安装在混凝土基础上的设备施工流程为:安装质量计划开启→检查、接收设备→基础复测放线→设备运输(吊装)就位→初步找平找正→地脚螺栓孔灌浆、养护→设备精找→二次灌浆、养护→联轴器对中(转动机械)→设备清洁补漆→设备最终保护→关闭安装质量计划。
设备试运转一般单独编制质量计划。
2核电站主设备安装过程质量控制原则作为安装技术人员及施工人员一定要提前熟悉设备安装图、就位图、技术规格书及国标规范等,了解安装的基本要求和设计意图。
技术人员应严格按照设计要求编制设备安装方案，并报送外部单位审核。
对于大件设备的吊装方案,应报安全部门进行审核,必要时征求专家意见或组织设备吊装施工方案会审。
核电站的设备监理
核电站的设备监理1概述核安全是核电建设中最引人关注的问题,而核电设备特别是作为核安全屏障的主设备更是决定核安全水平的关键因素。
核电设备一旦不能发挥应有的功能,将给核安全带来巨大危险,甚至造成核泄漏事故,后果将是灾难性的。
基于该原因，国家核安全监管部门及核电厂运营单位都对核电设备质量给予特别关注,均要求对设备制造和安装过程进行全方位控制,以期达到“质量达标、进度、投资受控”的目标。
2核电站设备基本概况及实行监理的必要性2.1核电站设备基本概况一座2×600mW的压水堆核电站设备约有48 000多套件，秦山二期设备采购的数据表明，核级专用设备约占设备总数量的25％，占设备总投资的54％；非核级的其它设备占总数量的75％，占总投资的46％。
核电站关键设备决定着电站的安全稳定运行，如反应堆压力容器、蒸汽发生器、主泵、主管道、稳压器、控制棒驱动机构、核燃料装卸料机、汽轮机及其配套设备、发电机及其配套设备等。
若能对这部分设备进行有效监理，将对电站的安全稳定运行起到积极促进作用。
2.2核电站设备实行监理的必要性1）安全性核电设备，特别是充当核安全屏障的重大设备一旦失效，造成核泄漏事故，其危害和影响将是非常巨大的，政治、社会、经济上的损失也将是十分严重的。
2）可更换性或可维修性差有些核电设备，如反应堆压力容器，在整个核电站服役期间（40年或更长）不能更换，也很难维修。
有些核电设备，例如蒸汽发生器、堆内构件等，虽然可以更换，但更换引起的停堆、放射性处理等一系列问题将引起巨额的经济损失。
3）制造周期长许多核电设备是非标设备，单件生产，且生产周期长。
例如反应堆压力容器、蒸汽发生器等都在3年以上。
如果在制造中发生或发现重大质量缺陷，不可避免地对核电站的建设进度和质量产生严重影响。
4）专业性强核电设备监理是专业性非常强的活动，它涉及机械制造、焊接、无损探伤等多个领域。
监理人员不仅要有深厚的专业知识基础，对所监理的设备有足够的熟悉了解，而且应有丰富的实践经验。
蒸汽发生器制造的质量管理
文章编号:C N23-1249(2008)06-0070-03蒸汽发生器制造的质量管理董自谦,王艳丽,刘海晶(哈尔滨锅炉厂有限责任公司,黑龙江哈尔滨150046)摘 要:蒸汽发生器是核电站核岛中较复杂的设备,而质量管理是核岛设备制造管理的主要内容。
本文介绍了哈尔滨锅炉厂有限责任公司承制的首台蒸汽发生器项目质量管理体系的建立及实施过程。
关键词:质保大纲;质量控制;质量计划;改进中图分类号:TK 229 文献标识码:BThe Qua lity M anagem en t of Steam Genera torD ong Z iqian,W ang Yan li,L iu Ha ijing(Harbin Boiler Co.L td .,Ha r bin 150046,China)Abstra ct:Stea m Generat or is a comp licated equipm ent in nuclear island of a nuc lear power station,and the quality m anage m ent is the pri ma r y factor of the nuclear island equipm ent m anuf acturingm anage m ent .This paper intr oduces the establish m ent and the i mp le m entation of the QualityManage 2m ent Syste m of the Stea m Gene r a t or,which is the first one of Ha r bin Boiler Company Li m ited .Key wor ds:qua lity pr ogra m;quality contr ol;quality plan;i mpr ove m ent 收稿日期53 作者简介董自谦(),男,助理工程师,年毕业于辽宁工程技术大学热能与动力工程专业,工学学士,从事质量管理工作。
核电站凝汽器传热管泄漏原因及监督优化
核电站凝汽器传热管泄漏原因及监督优化摘要：凝汽器作为电站汽轮机组中热交换的重要设备，传热管破损导致的泄漏是凝汽器主要的故障模式，一旦发生泄漏将严重影响机组的可靠运行，增加凝结水经处理系统的负担，并对蒸汽发生器造成损害。
本文以某电站发生凝汽器传热管泄漏事件为切入点，通过设计、安装和运行等多个方面的分析，和国内类似事件的调查，提出了一些可能造成传热管泄漏的原因，并根据电站运行经验提出了监督优化的建议。
关键词：凝汽器；传热管泄漏；隔热罩Abstract: The condenser is an important equipment for heat exchange in the steam turbine unit of the power station. The leakage caused by the damage of the heat transfer tube is the main failure mode of the condenser. Once the leakage occurs, it will seriously affect the reliable operation of the unit, increase the burden of the condensate treatment system, and cause damage to the steam generator. Taking the leakage of condenser heat transfer tube in a power station as the starting point, through the analysis of design, installation and operation and the investigation and analysis of similar events at home and abroad, this paper puts forward some possible causes of heat transfer tube leakage, and puts forward preventive measures according to the operation experience of the power station.Key words: Condenser; Leakage of heat transfer tube; Heat shield0引言目前，国内核电事业发展良好，成为清洁能源的重要代表之一，这和近年来国内核电的长期安全稳定运行是密切相关的。
核岛蒸汽发生器传热管与管板连接过程的质量监督要点
｝ ／ 蒸 接管 汽 嘴
呈
宽量 程与 窄量 水位 栓塞
ｔ
上
二
入
取 样栓 塞—一
启动 给水 接管嘴
、
痒 量 程液检
栓塞
再 循环维护
检查 口
、检查 口 ～ 防振 条 传热管
支承板
传热 管末
质 量 监 督 人 员 对 于传 热 管 进 厂 后 的 储 存 以 及 取 用 记 录 都 要 加 强关 注 。 对 于穿 管 工 艺 环 节 ． 我 国早 期 的 蒸 汽 发 生 器 制 造 过 程 在 中 ． 用 的 是 整 体 穿 完 管 束 后 再 进 行 胀 接 ． 着 对 工 艺 过 程 采 随 理 解 的 加深 ． 在 都 采 取 随 穿 随 胀 的 方 式 质 量 监 督 人 员 在 现 检 查 穿 管 工 序 时 ．除 了 对 管 束 穿 人 管 板 尺 寸 进 行 监 督 检 查 外． 更需 要 在 穿 管 之 前 对 管 板 深 孑 的 清 洁 度 、 束 端 面 的 清 Ｌ 管 洁 度 以 及 穿 管完 成 后 表 面 状 态 的保 护 措 施 等 进 行 检查 ． 何 任 微 小 的 杂 质 都可 能引 起 封 口焊 的缺 陷 。 ３ 接 在传 热 管 与管 板 连 接 过 程 中 ． 先 进 行 定 位 胀 ， ． 胀 首 以减 小 间 隙 ． 于 焊 接 的 进 行 ． 利 之后 进 行 液压 胀 ， 来 承 担 机 用 械 载 荷 并 起 到 密 封作 用 在 对 胀 接 工 艺进 行 检 查 时 ． 先 需 要 关 注 胀 接 设 备 的状 首 态 以及 胀 接 评 定 工 艺 ． 查 胀 接 参 数 如 胀 接 压 力 、 接 长度 核 胀 等 是 否 与 评 定 相 符 合 ： 次 ， 查 实 施 胀 接 的操 作 人 员 是 否 其 检 具 备 相 应 资 质 ： 后 ． 查 人 员 需 要 根 据 制 造 厂 编 制 的胀 接 最 检 工 艺 规 程 重 点 进 行 胀 接 的 脱 落 力 检 验 、 管 前 后 的 清 洁 度 检 胀
核电厂蒸汽发生器运行维护的措施
核电厂蒸汽发生器运行维护的措施摘要：在核电站运行过程当中，蒸汽发生器是其中的重点设备类型，保证其稳定运行十分关键。
在本文中，将就核电厂蒸汽发生器运行维护的措施进行一定的研究。
关键词：核电厂；蒸汽发生器；运行维护；1 引言在核电厂当中，蒸汽发生器是重要的回路枢纽，也是压力边界的组成部分，具有防止放射性物质外泄的作用。
可以说，蒸汽发生器运行情况将直接对电站的运行安全产生影响。
而在蒸汽发生器运行当中，也将出现腐蚀、污染等问题，对此，即需要能够积极做好运行维护工作，保证其运行状态。
2 运行维护措施2.1 杂质控制在电站运行过程当中，化学添加物、二回路补水等情况的存在都将引入有害的杂质离子，在蒸汽发生器运行时，一次侧具有更高的压力，则使得传热管表面在应力方面始终保持较高的水平，且在主给水杂质离子在进入蒸汽发生器后，具有浓缩在缝隙的情况，这部分情况的存在，则不可避免会出现二次侧应力腐蚀开裂的问题，对二回路当中的杂质离子浓度进行降低。
高杂质离子含量情况的存在，不仅会对系统造成进一步的腐蚀，且能够使更多的腐蚀产物转移到二次侧沉积、浓缩在蒸汽发生器缝隙位置，使传热管具有更大的风险出现晶间腐蚀以及腐蚀开裂问题。
此外，镁、铝、钙等杂质具有较高浓度时，也有更高的几率沉积在关闭上，在对传热管传热效率产生影响的情况下，使沉积泥渣具有坚硬的特点，且铜铁氧化产物的存在，也将使二回路系统因此发生腐蚀。
在该情况下，即需要能够对蒸汽发生器的补给水水质进行严格的控制，保证杂质离子含量始终在较低的水平。
2.2 摩尔比控制从蒸汽发生器而二次侧缝隙区域可能形成侵蚀性环境方面考虑，电厂在运行当中，如果单纯对杂质含量进行控制，也不能够对传热管退化情况进行完全的避免。
在缝隙当中，阴阳离子的存在很可能出现浓缩情况，氯化物、硫酸盐以及钠离子等很可能在生产中形成较高的浓度，在缝隙中形成特殊化学环境，进而导致局部腐蚀情况的发生。
为了避免该情况出现，则需要在对杂质离子浓度最大程度降低的同时，使用阴阳离子摩尔比管理，通过该方式对污水的水化学特性进行调节，保证缝隙位置具有中性pH值，以此对二次侧应力腐蚀破裂、晶间腐蚀情况进行有效的控制。
核岛主设备PSI阶段无损检测要求在制造阶段的推进(QC)
RPV、SG 按照PSI的要求执行补充超声波检测；对安全端焊缝有显示部位 进行Ir192复验；ET检测以PSI阶段的检测结果为准 PRZ、SG RPV、SG PRZ 主管道 主管道 按照PSI的要求执行补充超声波检测；对安全端焊缝有显示部位 进行Ir192复验；ET检测以PSI阶段的检测结果为准 按照PSI的要求执行补充超声波检测；对安全端焊缝有显示部位 进行Ir192复验；ET检测以PSI阶段的检测结果为准
序号
姓名
性别 年龄
文化程度
职务/职称
成员
课题分工
10
三、活 动 计 划
11
•
核岛主设备制造和PSI阶段无损检测差异性技术分析与推进QC小组制 定了详细的活动计划，分五个步骤进行，并认真按照时间计划开展活动， 具体情况见表2.
•
在进行活动之前，小组需要梳理PSI阶段关注的设备部件及无损检测 项目
参与宁德2号机 组SG3处理
胀管段
17
2.3 PRZ差异性技术分析
PRZ制造阶段和PSI阶段无损检测检测差异性共4项，见表5 表5 PRZ差异性技术分析
顺序 1 无损检测项目 人孔孔带 管板与封头（筒体）对接 焊缝UT检测 安全端异种金属焊缝射线 检测 PSI阶段 最终加工后手 工UT 手工UT 制造阶段 锻件阶段手工 UT 手工UT 备注
8
Ir192
2.2 SG差异性技术分析
SG制造阶段和PSI阶段无损检测检测差异性共4项，见表4。 表4 SG差异性技术分析
顺序 无损检测项目 PSI阶段 最终加工后手 工UT 制造阶段 锻件阶段手工 UT 备注 制造厂可以在最终加工后 执行，但认为结构复杂有 风险。 PSI阶段检测宽度范围大， 灵敏度高，制造厂有能力 执行。
核电站二回路水化学监督与控制分析
3二回路水化学控制相关措施
3.1蒸汽发生器二次侧水质
对蒸气发生器在调试期间二次侧水质量控制主要是为了对二回路材料腐蚀速率予以降低，对腐蚀产物转移蒸汽发生器的现象予以减少，避免蒸汽发生器管板上、支撑板以及传热管出现的泥渣量，保护蒸气发生器的完整性，防止蒸气发生器受局部腐蚀影响出现二次开裂现象。在运行与调试机组过程中，应对最大程度优化蒸汽发生器二次侧水化学参数，保证在最佳化学条件下，提高机组安全水平，减少蒸汽发生器材料的腐蚀速度。
2二回路水化学控制参数及测试方法
通常悬浮固体、硅、硫酸根、氯离子、铜、铁、钠、PH、溶解氧、阳离子电导率、电导率、联氨以及氨等就是二回路化学的几种参数。二回路中氨的控制范围相对而言较为严谨，仅为几毫克每升。对二回路冷却水与用水中氨的分析方法通常用苯酚法测定，在次氯酸根离子共存下，使用该方法，会使酚与氨产生靛酚蓝，即一种深蓝色化合物，并求出氨浓度，测定其吸光度，测量范围控制在每升0.06至4.5mg，所以，可参考使用GB/T12146进行实际中的操作。
在杂质离子与PH调节剂浓度的变化下，二回路系统中电导率也会出现变化。若电导率过高说明会产生腐蚀的危险。测试水中电导率的方法为ASTMD1125，精确实验室测定为方法1，每厘米10至200000μs为测定范围。测试高纯水电导率的方法为ASTMD5391，测定范围为每厘米小于10μs。在测定锅炉冷却水与用水电导率时，可采用GB/T6908方法，每厘米0至100000μs为测定范围。至此，测定水中电层率含量最为适合的方法为GB和ASTM，可考虑使用GB/T6908进行实际操作测量。
百万千瓦级压水堆核电厂蒸汽发生器干燥器冷态试验研究
３ 试 验 内容与方法
判断干燥器工作性能的主要指标是表征分离 效果的携带系数和阻力特性 。其中携带系数是最
重要的 比较指标 。 ３１ 试验件的分离效果 ． 干燥器试验在一定的喷水量下进行 ，通过改
在图 ２中， 带钩波形板组件 ｌ ４的疏水钩都是双 ～ 钩型的疏水钩。 中， 其 组件 ｌ ２的疏水沟宽度从 、 波形板人 口到出 口保持不变 ；组件 ｌ 的波形板间
型的冷态试验。该试验在核动力运行研究所的干
燥器水－ 空气试验台架（ １ 图 ） 上进行， 通过试验选 出 了结构紧凑 、 临界速度高和阻力小 的最佳干燥器。
２ 试 验台架简介 台架用罗茨鼓风机供气 ，循环水泵供水 ， 用
空气和常温下水对干燥器试验件进行选型试验。 罗茨鼓风机送 出的空气 ，通过风管道进入气水混 合室 ，与来 自 水泵的循环水均匀混合后进入试验 件。气水混合物经试验件分离后 ，被分离的水流 回循环水箱 ，含有一定水分的湿空气向上流入下 层洗气箱 ，湿空气中的部分水分被下层洗气箱吸 收。 从下层洗气箱流出的空气仍携带有少量水分 ，
钩波形板组件 ５ 为双钩波形板改进结构 ，该组件
保留入 口段的疏水钩 ，取消出口段 的疏水钩 ，为
ｌ ｕ形疏水管：１ ｌ ——雾化喷咀：１ ２ ——气水混合室； ｌ 、 — ＿ ３ ｌ 连接管段 ： ４— ＿ ｌ＿ 试验件；１ 、 ６ 取压接管 ： ５ １一
１ ２——取样管 ；２ 一 下层洗气箱：２—— Ｅ ９ Ｉ Ｏ ２ 层洗气箱
经上层洗气箱再次清洗后排人大气。 试验 台架的主要设备为 ２台 Ｌ Ａ ０３ ０． Ｇ ８．５０１
维普资讯
核电厂蒸汽发生器传热管运行维护方法探究
核电厂蒸汽发生器传热管运行维护方法探究作者：申伽奇来源：《科技资讯》2023年第17期关键词：核电厂蒸汽发生器传热管运行维护安全隐患中图分类号： TM623 文献标识码： A 文章编号： 1672-3791（2023）17-0061-04核电厂蒸汽发生器传热管运行维护方法是核电企业日常工作中非常重要且十分关键的部分，关系着机组的安全性、经济性以及环保性等诸多指标。
因此，对传热管的研究一直都很活跃，由于其在整个系统中起着举足轻重的作用，所以对核电厂传热管所采取的运行维护措施也就显得尤为重要，它是保证设备正常运转的前提与基础，直接影响着核电厂安全稳定运行。
蒸汽发生器传热管具有很强的放射性、腐蚀性，一旦发生泄漏事故将会造成巨大的经济损失甚至人员伤亡。
因此，必须要确保传热管安全、可靠、高效、低耗地运行。
而其中最主要的就是对其进行定期的检查和保养，以达到延长使用寿命、提高可靠性和稳定性的目的。
同时，还要考虑核电厂运行时带来的辐射和噪音问题，这也给工作人员带来了极大的不便。
为了能够更好地保障电厂的正常生产，需要不断地探索新技术，来改善传热管的安全性和稳定性。
1 蒸汽发生器传热管运行维护理论1.1 蒸汽发生器传热管概念蒸汽发生器传热管属于一种特殊类型的换热元件，它是以蒸汽为介质进行热交换的设备，主要用于核反应堆一回路冷却剂循环中。
在设计和使用过程中应注意以下几个问题。
（1）蒸汽发生器传热管应根据实际情况选择合适长度、直径，同时还应尽量增大管壁厚度，减少管道应力集中现象：这样才能有效地提高传热效率，使之达到预期效果，同时又能节约材料，从而获得较好的经济效益，尽可能延长使用寿命。
（2）蒸汽发生器传热管内流体流动状态必须满足一定条件，要考虑工质泄漏损失等因素，还要合理确定传热系数。
传热管是一个复杂的系统，它不仅与管子本身有关，还与其他一些重要部件，如换热器、泵风机与各种连接装置等有很大关系。
这些部件共同组成了整个系统，它们之间相互影响、相互制约、互相作用。
田湾核电3号机组蒸汽发生器役前检查管理
田湾核电3号机组蒸汽发生器役前检查管理发布时间：2021-06-10T12:12:06.200Z 来源：《中国建设信息化》2021年2期作者：毕士君、刘珊珊[导读] 核电站新建机组运行前，必须进行役前检查，以提供初始状态下的数据，作为以后检查结果的比较依据（或称“零点”），其能否按期完成将直接影响 “首次装料”里程碑的实现。
毕士君、刘珊珊中国核电工程有限公司河北省廊坊市 065000摘要：核电站新建机组运行前，必须进行役前检查，以提供初始状态下的数据，作为以后检查结果的比较依据（或称“零点”），其能否按期完成将直接影响 “首次装料”里程碑的实现。
本文以田湾核电二期工程3号机组蒸汽发生器传热管涡流检查总包方管理为例，较为详细地阐述了其实施窗口、所需条件等，意在为后续核电机组建设期间的蒸汽发生器传热管涡流检查管理提供借鉴、参考，为逐步优化完善、探索新的管理途径或合同模式提供基础。
关键字：蒸汽发生器、传热管、涡流检查、总包方管理一、引言役前检查是核电厂运行开始前，对核安全1、2、3级系统、部件及其支承所做的一次全面的质量检查，为核电厂运行期间的在役检查建立零点，提供初始状态下的数据，是新建核电厂装料投入运行的先决条件之一。
因此，役前检查所使用的方法、技术和设备类型应尽可能与在役检查使用的相同。
役前检查必须包括要进行在役检查的所有部件。
修理过或更换过的部件，必须进行役前检查。
役前检查工作主要有：反应堆压力容器检查（UT\CCTV\RT\PT\ET\MT）、主泵主螺栓、螺母检查（MT）、蒸汽发生器检查(UT\VT\MT\PT)、核2、3级焊缝、部件的检查（UT\RT\PT\VT）等项目，一般由业主方委托第三方有资质的单位完成，总包方根据合同范围提供配合服务，下文以蒸汽发生器传热管涡流检查为例，进行了详细论述。
二、蒸汽发生器传热管役检方法及窗口蒸汽发生器是核电站一回路主设备，承担着热量交换的功能，传热管对维持核电厂一回路压力边界完整性至关重要。
核电站役前检查深度管理模式探索与实践
核电站役前检查深度管理模式探索与实践摘要本文通过整理并结合某核电厂核岛役前检查管理案例，探索总结出“役前检查项目分析与深度管理策略”、“役前检查联合组织与管理制度建立”、“役前检查文件管理与技术创新”等多维度管理创新与实践方法模式。
提炼出相关管理创新要点,以期可作为其他核电机组工程期间役前检查管理监督的借鉴参考。
关键词核电厂；役前检查；在役检查1.引言役前检查（PSI）指核电厂在投运之前所进行的完整在役检查。
役前检查项目应包括需进行法定在役检查的所有项目[3]。
在役检查（ISI）指设备服役期间，在规定的条件下对某一部件所做的一系列的检测和试验，并确保这些部件在核电厂整个寿期内，从安全的观点出发，处于令人满意的状态。
核岛役前检查（PSI）是作为核岛在役检查（ISI）的参考基准，役前检查得到的基准数据也被称作“零点”。
因此，役前检查的结果将会对机械部件缺陷趋势发展的分析判断产生巨大影响。
本文以役前检查深度管理理念和实践案例展开论述核电厂役前检查深度管理模式的探索和建设。
1.役前检查深度管理模式建设为了打造役前检查深度管理模式，核电厂在役检查管理团队需要根据役前检查项目特点出发，从役前检查项目分析进行分类管理，完善联合组织运作和文件管理技术创新等多方面进行开拓创新，打造出役前检查深度管理模式。
1.a.役前检查项目分析与深度管理策略役前检查项目涉及范围较广，项目主要来源于压水堆核电站核岛机械设备部件在役检查规范（RSE-M）[1]，项目覆盖了RSE-M 1、2和3级设备，而且又对应有不同的无损检测方法。
以下就从RSE-M规范、无损检测方法以及项目重要性分别进行阐述：•根据RSE-M规范范围分类：役前检查项目覆盖了RSE-M第三册全部规范法定的完整在役检查（B、C、D3200章节）和其他在役检查（C3400章节）的所有内容，此外还增加了RIS和RRA热疲劳的经验反馈的检查内容。
将役前检查项目按照RSE-M规范分类如图1所示。
关于核电站设备制造监督的方法探讨
根据设备 的重要程度安排相关 的机构进行一对一的设备监造 。 整体 核 电站设 备制造 之前设备 监造人员还 应该对参 与该项 设备生 上看 ， 这些监造模式 都存 在着 自身 的优缺点 ， 这就需要公 司在保证 产 的操作人员进行资格检查 ， 特别是进行设备生产重要工艺过程 的 对制造厂核 电站设备制造高度控制 的基础上选择合理的监造模式 。 检验与试验工作人员 。 监造人员一定要对生产工作人员工作 资格 以 ２ 强 化 设 备 监 造 工 作 人 员现 场 巡 检 及相关证明进行有效 的验证 ， 才可允许其从事生产工作。 核 电站设备监造工作不容得一点错误 ， 这就要求设备监造人员 ４ ３验证材料与工装设备状 况 要具备极强 的事业心与责任感 ，在利益面前能够坚持 自己的原则 ； 材料是否合格 ， 工装设备 以及 相关 器械是否满足核 电站设备制 同时 还需 要丁作人 员具 有充分 的实践 经验 以及相 关的设备制 造知 造生产 的要求 ， 这些都直接影响到设备的生产质量 。 此在制造活 识， 从 而保证核 电站设备制造 的质量 。监造 中现 场巡 检的重要作用 动开始前 ， 监造人员对制造核 电站设备所使 用的材料采购 、 验收 、 保 突出， 如在 监造 中焊接检 验中发现的焊接 电流 过大 ， 焊材没按 要求 管等程 序进行严格把关与监督 。如果需要某种材料代替时 ， 一定要 烘干 ， 个别 时候 用错 焊材 、 焊接人员无相应 的焊接资质 问题 ； 在生产 有相关 部门的批准才可进行 。 中因防护措施不到位造成产品局部划伤或锈蚀等 问题 ； 水压试验 中 ４ ． ４验证相关的工艺 水质检测时效性 、 升 降压速率控制 、 仪表选择问题 ； 无 损检验时所用 对于核电站设 备制造 中的一些焊接 、 磷 化等工艺需要监造 人员 设备 、 仪器是否符合标准要求 ， 有效期及检验周期是否符合要求 、 调 预先对该项设备 的制造商生产工艺进 行审查 。 监造人员要严格对工 试及校验 是否符合要求 等问题 ； 包装检验 中管 口封堵遗漏 、 防震 措 艺 的实施方案 、 操作程序 、 设备条件 以及标准 、 工作人 员操 作资格进 施不 良， 缺件 、 标识 不清等问题 ； 生产单位检验人员漏检或 检验 记录 行信息核对与确定 ， 必要 时还 可以参 与到该 工艺 的评定 活动中。只 不全等 问题 ； 发货 检验 中运输 车辆 型号 、 司机驾驶证 与运输计划不 有 审查合格后才可进行该项 工艺 的核 电站设备制造 。 符、 货物绑扎 、 防护与要求不符等 问题 ， 这些 问题 的发 现需要监造 人 ４ ． ５出席见证 点 ， 发布报告 员守在生产第一线 ， 去发现 、 去协调更正 。 生产厂家很少会主动告知 设备监造 人员要 根据质量跟踪文件确定见证点 ， 并按照相关 的 监造类似情况 ， 如不重视现场检验 ， 很 多问题将被掩盖 ， 产 品可能带 要求进行监造活动 ， 阶段性 的质量合格后要 签字批 准下一 步的制造 着问题出厂 ， 为将来运行时带来隐患 。所 以在生产第一线 的巡 检与 活动 。同时还要定期发布监 造报告 ， 将详细 的制造 活动开展报告分 见证 是监 造人 员保证产 品质量 的一个 前提 、一个不可或缺的环节 。 析 ， 必要时可以通过会议进行沟通讨论 ， 指 出制造中存在 的问题 。 同时 ， 建立一个完整 、 分类详细 的监造档案是很重要 的。 ４ ． ６密切跟踪设备制造 ３ 编 写 设 备 监 造 技 术 文 件 监造人员要密切关 注设备制造 与交货 的进度 ， 必 要时可 以起草 完善 的设备监造技术文件能够有效 的指导监造人 员的工作 ， 从 催交单 。同时对于不符合要求 的项 目要及 时进 行书面通 知 ， 进行验 而减少不必要 的人为 因素 的干扰 ， 降低监造工作 中的失误 。因此在 证 ， 并对不符合 的项 目进行密切跟踪 ， 明确处理意见 。 进行设备监造工作之前 ， 监造部门要根据相应 的规范要求编制规范 ５ 设 备监 造 工 作 应 注 意 的 问 题 性 的监 造 技 术 文 件 ， 特 别 是 专用 监督 计 划 和监 督 导 则 。 制造商 的质量保证 、 第三方的质量监督都不 能够 代替监造方 的 其 中专用监督计划针对 目标是每一 台或者 每一类重 要设 备 ， 该 监督与检查 验证 ， 更 不能承担核 电站设 备的质量责任 ， 因此设 备监 监督计划要全 面描述这些设备 的特性 、 合同要求 以及监督依据 的文 造人员必须要严格把关 ， 保证制造厂质量部 门作用的有效发挥 。同 件， 从而为监造人 员提供 系统 的技术 指导信息以及设备质量跟踪文 时还要充分发挥 文化宣传 的作用 ， 让核安 全意识深入人 心 ， 逐 渐增 件审查信息 ， 方便监造人员更好 的开展工 作。而监督导则针对 目标 强核电站设备制造 的规范性与科学性。 是具体的监造活动 中的详细的活动行为 ， 从 而在监造活动过程 中规 结束 语 范、 指导 现场监造人员 的行为 。监督导则需要将监 造人 员具体的活 核电站设 备质量贯穿生产过程 中的点点滴滴 ， 监造人员要 在工 动 内容 、 条件 以及方法进行 规定 ， 并 规定监造人员 实时上交 监督行 作 中不断 吸取经 验与教训 ， 严格把关质保 工作 的全过程 ， 做好 监造 动报告 。 人员的本 职工作 。 随着我 国核 电工业的不断发展 以及 国内外先进技 ４ 设 备 监 造 实 施 术经验的学 习与积 累， 我们 国家的核电质量必将 进入 更高的水 平发 根据具体 的核 电站设备 重要 程度进行 不 同的设 备监造 等级 安 展 阶段 。 排， 可 以有效 的对有 限的资源进行合理 的分配 ， 从而规范管理行为 ， 参 考 文 献 保证 核电站设 备质量 。公 司可以根据具体 的设 备监造等级 、 设 备重 ［ １ ］ 开方 明． 压水堆核 电站 常规 岛管道材料 制造质量 的控 制『 Ｊ １ ． 钢管 ， 要性 以及 核电站设备制造难易程度 、 制造商 的生产能力进行监造 资 ２ ０ １ １ ， １ （ １ ４ ） ： ７ ８ － ７ ９ ． 源的最优划分 。 通常来说 ， 核 电站设备监造 可以分为驻厂监督 、 定期 ［ ２ ］ 王毅． 核 电站设 备采购 中采用作废标准的 问题及对策［ Ｊ 】 ． 核标 准计 制造厂监 督 、 最终验收 、 工地验收检查 四个等级 。 对于设备监造的工 量 与 质 量 ， ２ ０ ０ ８ ， ４ （ ３ ） ： １ ５ １ — １ ５ ２ ． 作内容主要包 括以下 内容 ： ［ ３ ］ 施 熔 刚， 张 强升 ． 核 电站 蒸 汽 发 生 器水 压试 验 的 监 督 【 Ｊ Ｊ ． 设备监理 ， ４ ． １ 检查制造厂 内部质量控制文件是 否完 整 ２ ０ １ ２ ， ６ （ ６ ） ： ３ ２ － ３ ３ ． 般来说在实施核 电站设备制造 之前 ， 制造厂就应该将 生产 制
浅谈核电站主蒸汽隔离阀监造过程中的质量控制
浅谈核电站主蒸汽隔离阀监造过程中的质量控制摘要：主蒸汽隔离阀是核岛和常规岛的分界点，是核电站第三道屏障安全壳的一部分，发生蒸汽管线破裂事故时，主蒸汽隔离保护动作快速关闭，将有效地限制不可控的蒸汽流失，减少主系统的冷却进而减少向一回路引入过多的正反应性。
如何保质保量的按照规格书要求完成设备制造，严格的质量控制是重中之重，为此需要多方的共同努力，严格落实质量政策、严格执行质量程序，确保制造过程有序、可控。
关键词：核电设备；主蒸汽隔离阀；质量控制一、概述主蒸汽隔离阀是核岛和常规岛的分界点，是核电站第三道屏障安全壳的一部分，发生蒸汽管线破裂事故时，主蒸汽隔离保护动作快速关闭，将有效地限制不可控的蒸汽流失，减少主系统的冷却进而减少向一回路引入过多的正反应性。
“华龙一号”主蒸汽隔离阀属于核级阀门，口径达800mm，但关闭时间要求非常短（小于5秒），由于关闭时间要求短，该阀门采用气液联动的执行机构。
主蒸汽隔离阀位于主蒸汽管线上，主蒸汽管线流量大、震动剧烈。
“华龙一号”的主蒸汽隔离阀抗震要求非常严格，从0.2g提高至0.3g，同时增加了严重事故工况要求，设计寿命由40年延长到60年，故其设计和制造难度非常大，是核电站最重要也是价值最高的阀门之一。
如何保质保量的按照规格书要求完成设备制造，严格的质量控制是重中之重，为此需要多方的共同努力，严格落实质量政策、严格执行质量程序，确保制造过程有序、可控。
二、质量控制重点及关键工序监造项目初期，建立了完善的质保体系和文件体系，使执行中的质量控制得以有的放矢。
驻厂监造人员能够根据法规及程序，对生产中的关键步骤从“人、机、料、法、环”全方面进行严格监督，质量控制做到预防为主，发现问题及时进行依法合规处理。
2.1 原材料质量证明文件检查及复验的控制主蒸汽隔离阀的关键部件阀体、阀座、闸板、阀杆、阀盖、上下楔形块及上支架等，均采取原材料质量证明文件检查和化学成分及机械性能入厂复验见证方式进行控制，确保源头治理可控。
CAP1400与其他核电厂的蒸汽发生器对比分析
CAP1400与其他核电厂的蒸汽发生器对比分析摘要：通过对比分析CAP1400蒸汽发生器和国际上其他核电站蒸汽发生器，从结构、运行参数等方面分析了各系统之间的差异。
指出了CAP1400蒸汽发生器的优缺点，它占地面积小，但水位控制较差。
每台蒸汽发生器连接两个屏蔽泵。
在运行参数上显示出换热面积更大，从而产生小的热应力。
在工作性能上显示出U形管换热性能好，抗振动性好的特点，能够满足高功率核电站设备要求。
关键词：核电站；蒸汽发生器；CAP1400蒸汽发生器引言：自1954年6月27日前苏联建设的第一台核电站——奥布灵斯克核电站起，国际上的核电站已经发展了几十年。
核电的技术也不断在变化发展着。
作为大多数核电站堆芯的一、二回路的枢纽，蒸汽发生器也发展为各种形式。
它主要的作用是将一回路冷却剂中的热量传递给二回路给水，使之产生蒸汽来驱动汽轮发电机组发电。
本文介绍各种堆芯与三代堆的主蒸汽发生器进行对比分析，指出CAP1400蒸汽发生器设计的发展和自有的特点，同时为下一代蒸汽发生器的设计提供参考。
1 各电厂的蒸汽发生器1.1 切尔诺贝利石墨堆对于第一次重大核事故的切尔诺贝利核电站，它是石墨堆，在石墨堆型中，堆芯的水直接进入汽轮机，所以没有真正意义上的蒸汽发生器。
它的传热在堆芯中完成，汽水分离在汽水分离包中实现。
该种堆芯优点是由于没有一、二回路，热量损失小，传热效率高。
缺点是有放射性的水直接进入汽轮机，如果汽轮机显露，则放射性可能直接泄露出来。
且汽轮机大修时，放射性水平较高。
同时对外部环境的放射性也较高。
从经济的角度上来看是较好的，从安全角度上来说是较差的。
1.2 大亚湾蒸汽发生器大亚湾核电站是国内典型的核电站，它的蒸汽发生器由带有内置式汽水分离设备的立式筒体和倒置式U形管束组成，一回路的每一个环路有一台蒸汽发生器，它是垂直布置的、自然循环的管式汽化装置。
主蒸汽发生器参数：总高度20．8m，上筒体外径6．2m，下筒体外径4．8m，一回路压力15．5MPa，二回路压力6.89MPa，冷却剂进口温度327．6℃，冷却剂出口温度292．4℃，总传热面积5429m2，换热管数目4474根。
核电设备制造中的质量控制与质量监督
核电设备制造中的质量控制与质量监督摘要：核电设备作为关系到国家安全和人民生命财产安全的重要设施，在其制造过程中的质量控制和质量监督显得尤为重要。
由于核电设备的复杂性和特殊性，要保证核电设备的质量和安全性需要采用一系列科学的质量控制方法和有效的质量监督手段。
关键词：核电设备；制造；质量控制；质量监督引言随着能源需求的增加和环境问题的日益突出，核能作为一种清洁、高效的能源形式受到越来越多的关注。
核电设备作为核能利用的基础设施，其制造质量直接关系到核电站的安全运行和可靠性。
本文旨在探讨核电设备制造中的质量控制与质量监督方法，为提高核电设备质量、保证核电安全提供技术支持和借鉴经验。
一、核电设备制造中的质量控制（一）设计阶段的质量控制在设计阶段，需要采取一系列措施来保证设计的科学性、准确性和质量可靠性。
首先，设计人员必须严格按照国家和行业的标准进行设计工作。
核电设备的设计需要遵循一系列的标准，这些标准包括结构、材料、软件和运行参数等方面的要求。
设计人员需深入研究这些标准，确保自己设计的方案与之相符合，以满足核电站的安全要求。
例如，设计人员需考虑到设备在高温、高压等极端环境下的运行情况，以及设备的耐久性、稳定性等问题。
其次，设计阶段还需要对设计文件和技术标准进行审核、评审、验证和批准等工作。
这些工作主要是为了确保设计的质量和可靠性。
通过严格的审核和评审过程，可以发现并修正设计中可能存在的问题和错误，以降低风险，并提高设计的可靠性。
[1]此外，验证工作可以通过实际测试和模拟分析等手段，验证设计方案的可行性，以确保设计的科学性和准确性。
设计阶段的质量控制还包括对设计团队的管理和组织。
（二）材料和零部件的质量控制材料和零部件的质量直接关系到设备的可靠性和安全性，因此必须严格控制其质量。
在采购和使用材料时，首先需要确保材料具备合格证明和质量检测报告。
合格证明是指材料的生产商或供应商提供的关于材料符合一定标准和质量要求的证明文件，通常是由第三方机构进行检测和认证。
- 1、下载文档前请自行甄别文档内容的完整性，平台不提供额外的编辑、内容补充、找答案等附加服务。
- 2、"仅部分预览"的文档,不可在线预览部分如存在完整性等问题,可反馈申请退款(可完整预览的文档不适用该条件!)。
- 3、如文档侵犯您的权益，请联系客服反馈,我们会尽快为您处理(人工客服工作时间：9:00-18:30)。
维普资讯
电 力 封 头 环 缝 尺 寸 ３４ ５ １×１ ８ ７ ６ ． ３ ． 。秦 山 Ⅱ期 蒸 汽 发 生
器 的 制 造 和检 测 技 术 由美 国西 屋 公 司 和 西 班 牙 Ｅ Ｓ Ｎ Ａ
设
备
第 ８卷 第 ２期
公 司 提 供 ， 美 国 Ａ ＭＥ规 范 制 造检 验 。 按 Ｓ
的调查 报 告 中指 出 ， 国正 在 运 行 的 ４ 美 ８座 核 电厂 中 ， 有 ４ ０座 发 生 了 蒸 汽 发 生 器 事 故 ， 中 有 ８座 情 况 严 重 。 其
因见 表 １ 。可 见 ， 些 蒸 汽 发 生 器 的 可 靠 性 是 比 较 低 一 的。 它对 核 电厂 的 安 全 、 靠 性 和 经 济效 益 有 重 大影 响 。 可
ｕ 型 管 自 然 循 环 蒸 汽 发 生 器 ， 发 生 器 材 料 为 该
Ｓ ５ ８ １ａ 合 金 钢 ， 筒 体 环 缝 尺 寸 Ａ ０ Ｃ３ 低 上
４７ ７Ｘ ８ ．
约 为 １０ 管 板 厚 度 为 ５５ｍ 壳 体厚 度 为 １２ｍ ６ｍ ， ５ ｍ， １ ｍ。
１３ ９ 下 筒 体 环 缝 尺 寸 ４ ４ ． ．５ 管 板 与 下 ０ ．， ， ４ ７ ８Ｘ ０ ７ ， ３ ８
广东大亚 湾核 电站是 我 国大 陆正 式 投入 商业 运
行 的 第 １个 大 型 核 电 站 ， １ ９ 于 ９ ４年 ２月 １ 日正 式 投
入 商 业 运 行 。大 亚 湾 核 电 站 拥 有 ２套 ９ ４ Ｍｗ 的 压 ８
次侧设计压力／ ０ １ ×Ｐ ａ 次侧设计温度／ ℃ 二次侧设计压力／ ０ × ａ １ Ｐ 传热管材料 传热管尺寸／ ｎ × ／１ ｎｎ １１ １ １ 传热管数 目（ 根） 传热面积／ ｍ 上简体直径／ ｍ 总高／ ｍ
表 １ １９ １９ ９ ５— ９ ９年全 世界 蒸汽发 生器传 热管修理原 因
注 ： Ａ为晶间腐蚀 ； Ｓ Ｃ为一次侧应力腐蚀 ； Ｄ Ｃ Ｉ Ｇ Ｉ Ｃ Ｇ Ｏ Ｓ Ｃ为二次侧应力腐蚀 。
１ 我国 核 电站 蒸汽 发 生器应 用现 状及 技 术 特点
核 电站 使 用 广 泛 的 蒸汽 发 生 器 主 要有 立 式 ｕ 型 管
维普资讯
２０ ０ ７年 ２月 第 ８卷 第 ２ 期
电
力
设
备
Ｆ ．０７ ｅｂ ２ ｏ
ＶＯ ． Ｉ８ ＮＯ． ２
Ｅ ｅ ｔ ａ ｑ ｉ ｎ ｌｃｒ ｌ ｕ ｍｅ ｔ ｉ Ｅ ｐ ｃ
核 电 站 蒸 汽发 生器 质 量 监督
张学荣 霍 利 孙 ， ， 锐。
（ ．中国电能成套设备有限公司， １ 北京市 １０ １ ；． ０ ０ １２ 中国华 电集团公司， 北京市 １０ ３ ；．中国电力顾问集 团公司， ００ ５ ３ 北京市 １０ １ ） ００ １
摘 要 ： 合我 国核 电站 蒸 汽发 生 器 的应 用 情 况 ， 结 分析 了立 式 Ｕ型 管 和 卧式 自然循 环 蒸汽 发 生 器的技 术特 点 ， 出 了核 电 指 站 对 蒸 汽发 生 器 的性 能要 求 。 如何 控 制 蒸 汽发 生 器 质量 进行 了探 讨 ， 就 并提 出 了相 应 的 质量 控 制措 施 。 关键 词 ： 电站 ； 核 蒸汽 发 生 器 ； 量 监督 质 中 图分 类号 ： Ｌ５ ． ３ Ｔ ３ ３ １ ．
０ 引言
１９ ９２年 ， ２ ５ 反 应堆 中 ， 在 Ｏ 座 报告 蒸 汽 发 生器 有 问题 的 达
１２座 ， ７ 占到 ８ ． ％ ；９ ９～１９ ３ ９ １７ ９ ４年 ，５台蒸 汽发 生器 实 际 ５ 蒸 汽 发生 器是 “ 安全 Ｉ ” “ 质保 Ｉ ” “ 震 Ｉ 使 用寿 命 平均仅 约 为 １ （ 短者 仅 ８ａ ， 核 级 、核 级 、抗 ４ａ 最 ） 远未 达到 ３ ０～ 类” 备 。 设 是产 生 核 电站 汽 轮 机 所需 蒸 汽 的关 键 设 备 ， 蒸 ４ ０ ａ的设计 寿 命 。美 国 １９ ９２年更 换 磨石 一 ２堆 的 ２台 蒸 汽 发生 器 能否 安全 、 靠地 运行 ， 整个 核 电站 的经 济 性 可 对 汽 发生 器 ， 堆 １２天 ， 费 １９亿 美 元 。国外 Ｐ 停 ９ 耗 ． ＷＲ 核 电 和安全 可靠 性 具有 重要 影 响 。１７ ９７年 ， ７ 在 ９座 运行 的压 厂 的非 计划 停堆 次数 中约有 １４ 也 是 因为 蒸汽 发生 器 而 ／， 水 堆 （ Ｗａ） 电站 中 ， ３ Ｐ 核 有 ４座发 生 了蒸 汽 发生 器传 热 管 造 成 的 ，９ ５—１９ １９ ９９年 全 世 界 蒸 汽 发 生 器传 热 管 修理 原 破 损事 故 ， 占到 ４ ％ ； 国核 管 会 （ ＲＣ） １８ ３ 美 Ｎ 在 ９ ２年 发 表
自然 循 环 蒸 汽 发 生 器 、 自然 循 环 蒸 汽 发 生 器 ， 中 臣式 其
表 ２ 大亚湾核 电站蒸 汽发生器性能参数
型
一
一
式
５／ ９ Ｕ型管立式 自 ５１ 型 然循环
以 立式 ｕ型 管 自然 循 环蒸 汽 发 生 器 应 用最 为广 泛 。
பைடு நூலகம்
１ １ 立式 Ｕ型管 自然循环蒸汽发生器 ．
立 式 ｕ型 管 自然 循 环 蒸 汽 发 生 器 由 上 封 头 、 封 下
秦 山 Ⅱ期 核 电 站 ２Ｘ６ Ｏ ＭＷ 机 组 ， 参 考 法 国 ０ 是
堆 型 自主 设 计 和 建 造 的 ， 汽 发 生 器 为 ６ Ｆ型 的 立 式 蒸 ０
水 堆发 电 机 组 ， 套 技 术 和 设 备 是 从 法 国引 进 的 。 大 全 亚 湾 核 电 站 蒸 汽 发 生 器 为 ５ ／ ９型 立 式 ｕ 型 管 自然 ５１ 循 环 蒸 汽 发 生 器 ， 要 性 能 参 数 见 表 ２， 次 侧 容 积 主 二