核电材料的关键设备
核电站关键敏感设备识别和管理-PPT精品文档
7、识别、管理、应用与反馈流程
开始设备可靠性改 进项目
重要功能判定 准则 识别重要 功能 电厂重要功能 清单
识 别 与 分 级
关键设备判定 准则
识别关键 设备并分 级
关键设备以及 分级清单
关键敏感设备 分级数据库
非关键设备判 定准则
识别非关 键设备、 RTF设备
非关键设备以 及RTF设备清单
管 理 与 改 进
录
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大亚湾核电运营管理有限公司生产部设备处
2006-09-01 2019/2/18
1、背景
电站核安全的要求。 建立核电站设备可靠性管理体系的要求。 电力市场竞争改革,厂网分离、竞价上 网。
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大亚湾核电运营管理有限公司生产部设备处
2006-09-01 2019/2/18
2、核电站标准绩效模型
关键敏感 设备PDC 分析 关键敏感 设备状态 监测分析
改进行动清单 PDC数据库
状态监测程序 PdM数据库
应 用 反 馈
关键敏感 设备RCM、 TCM分析
预防性维修导 则 MPM数据库
应 用 与 反 馈
运行操作 风险分析 与控制
系统工程 师现场巡 视
各类“保 电”工作 重点确定
系统设备 状态监测
LOER/ IOER确定
国内六电厂第五届技术交流会材料
关键敏感设备识别与管理
DNMC生产部设备管理处
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大亚湾核电运营管理有限公司生产部设备处
2006-09-01 2019/2/18
目
1、概述 2、核电站标准绩效模型 3、核电站可靠性管理体系 4、原理与目的 5、美国核电站识别与分级流程 6、DNMC识别与分级逻辑 7、识别、管理、应用与反馈流程 8、跳机跳堆敏感设备的识别 9、关键敏感设备识别PDC分析 10、关键敏感设备的可靠性改进 11、关键敏感设备的应用与反馈 12、实施的成果、效益
核电厂系统及设备讲义
核电厂系统及设备讲义一、核电厂概述核电厂是利用核裂变或核聚变能产生电能的设施。
核电厂通常由核反应堆、发电机、冷却系统、辅助设备等组成。
二、核反应堆核反应堆是核电厂的核心设备，它是进行核裂变或核聚变反应的地方。
核反应堆通常采用压水堆、沸水堆等不同类型。
核反应堆的安全运行是核电厂的关键。
三、发电机核电厂的发电机是将核反应堆产生的热能转化为电能的装置。
发电机通过转动产生电能，供给电网使用。
四、冷却系统核电厂的冷却系统用于散热，避免核反应堆过热。
冷却系统通常采用水冷却或气冷却的方式。
五、安全系统核电厂的安全系统包括应急关闭系统、防护系统等。
这些系统是核电厂保障安全运行的关键。
六、辅助设备核电厂的辅助设备包括控制系统、监测设备、燃料装置等。
这些设备为核电厂的正常运行提供支持。
七、废物处理系统核电厂产生的废物处理是核电厂运行的重要环节。
废物处理系统包括核废料处理设施、废水处理设施等。
以上就是核电厂系统及设备的简要介绍，核电厂作为清洁能源的重要组成部分，在全球范围内发挥着重要作用。
随着技术的不断发展，核电厂的安全性和效率将得到进一步提升。
八、安全防护设施核电厂的安全防护设施是保障核反应堆安全运行的重要一环。
其中包括核反应堆容器、保护壳和防辐射屏障等。
这些设施能够有效隔离放射性物质，确保辐射对周围环境和人员的影响得到最小化。
九、辐射监测系统核电厂使用辐射监测系统对反应堆周围环境和工作人员进行实时监测，以确保辐射水平在安全范围内。
这些监测系统包括气体采样装置、人员穿戴的辐射监测仪器等，能够及时警报，保障人员和环境的安全。
十、应急预案核电厂拥有完善的应急预案，对各种可能的事故和突发状况进行了充分的预案和演练。
一旦发生紧急情况，核电厂能够迅速启动应急预案，以及时有效地应对和解决问题。
十一、燃料处理系统核电厂的燃料处理系统负责燃料元件的储存、运输和辐射监测。
燃料元件是核反应堆的关键部件，核电厂需要对其进行精心管理和维护，以确保核反应堆的正常运行。
大型核设施与设备
大型核设施与设备概述大型核设施与设备是指用于核能相关活动的大规模设施和设备，包括核电站、核燃料循环设施、核实验设施等。
它们在现代能源领域起着重要的作用，为人类提供可靠、清洁的能源，并推动科学研究和技术创新。
1. 核电站核电站是利用核能发电的重要设施，是目前世界上最常见的大型核设施之一。
核电站利用核裂变产生的热能，驱动蒸汽发电机发电。
其优点包括高能源密度、低碳排放和持续供电能力。
核电站通常由核反应堆、冷却系统、蒸汽发电机和变电设备组成。
1.1 核反应堆核反应堆是核电站的核心部分，它是控制和维持核裂变反应的关键设备。
核反应堆一般采用压水堆或沸水堆的设计。
核反应堆中的核燃料在受到控制链式反应的作用下产生剧烈的核裂变，进而产生大量的热能。
1.2 冷却系统冷却系统是核电站用于冷却核反应堆的重要设备。
它通常采用循环冷却剂的方式，将核反应堆释放的热能带走，以防止反应堆熔毁。
常见的核电站冷却系统包括冷却塔和冷却水源。
1.3 蒸汽发电机蒸汽发电机是核电站中将核反应堆产生的热能转化为电能的关键设备。
核反应堆释放的热能通过冷却系统带走后，进一步加热工质（通常是水）生成高温高压的蒸汽，在蒸汽发电机中转化为机械能，最终驱动发电机产生电能。
2. 核燃料循环设施核燃料循环设施是用于核燃料生产和后处理的设施。
它们在核能产业中扮演着重要角色，包括燃料加工厂、核燃料再加工厂和废物处理设施。
2.1 燃料加工厂燃料加工厂是用于提炼和制备核燃料的设施。
在燃料加工厂中，从矿石中提取出的铀通过化学过程和物理处理得到浓缩铀。
这些浓缩铀可用于制造核燃料棒，供核反应堆使用。
2.2 核燃料再加工厂核燃料再加工厂是用于处理已使用核燃料的设施。
在核反应堆使用核燃料一段时间后，燃料中的可裂变物质会减少，但仍存在着未裂变核素和放射性废弃物。
核燃料再加工厂通过化学分离和处理工艺，将有价值的核素分离出来，用于生产新的核燃料或其他核应用。
2.3 废物处理设施废物处理设施是用于处理核燃料生产和使用过程中产生的废弃物的设施。
核电厂的电气主设备概述
核电厂的电气主设备概述1. 引言核电厂是一种以核能为能源的发电设施，核电厂的运行离不开各种电气设备的支持。
本文将对核电厂的电气主设备进行概述，主要包括发电机、变压器、断路器、保护装置等。
2. 发电机发电机是核电厂的核心设备之一，它负责将机械能转化为电能。
发电机一般由转子和定子组成，通过磁场的相互作用来实现能量转换。
在核电厂中，常见的发电机类型有同步发电机和异步发电机。
同步发电机是最常用的发电机类型之一，它的转子和定子的旋转速度是同步的。
它能够稳定输出电力，并且具有较高的效率。
异步发电机是另一种常见的发电机类型，它的转子和定子的旋转速度有差异。
它具有启动性能好、结构简单等特点，在某些特殊情况下被广泛应用。
核电厂通常配备多台发电机，以保证稳定的电力输出。
3. 变压器变压器是核电厂的重要设备之一，它用于调节电压。
核电厂一般采用高压输电，然后通过变压器将电压升降到合适的水平。
变压器主要由铁心和线圈组成，通过互感作用来实现电压的变换。
在核电厂中，常见的变压器类型有油浸式变压器和干式变压器。
油浸式变压器是目前应用最广泛的变压器类型之一，它的线圈被浸泡在绝缘油中，以提高绝缘性能。
干式变压器则没有浸泡在绝缘油中，它的线圈采用绝缘材料进行绝缘，并且具有较好的防火性能。
变压器的主要作用是调整电压，确保核电厂产生的电能能够匹配电网的需求。
4. 断路器断路器是核电厂中的关键设备之一，它能够在电路发生故障时迅速切断电流，以保护设备和人员的安全。
断路器一般由触点和电磁机构组成，通过控制电磁机构的操作来实现断开和闭合电路。
在核电厂中，断路器常用于切断故障电流，避免火灾和电气设备损坏。
断路器的选择应根据负荷电流、工作电压和故障电流等参数来确定。
断路器的稳定性和可靠性对核电厂的安全运行至关重要。
5. 保护装置保护装置是核电厂中不可或缺的一部分，它能够对电气设备进行监测和保护。
保护装置一般包括过电流保护、过载保护、接地保护等功能。
核电厂系统及设备
核电厂系统及设备
核电厂系统及设备主要包括以下几个方面：
1. 核反应堆：核电厂的核反应堆是核电厂最核心的部分，它通过核裂变或核聚变反应产生巨大的热能。
核反应堆通常由燃料组件、燃料棒、燃料元件、反应堆堆芯、堆腔和控制系统等组成。
2. 蒸汽发生器：核反应堆释放的热能会被用来加热水，产生高温高压的蒸汽。
蒸汽发生器是核电厂中的关键设备，它通过将核反应堆排出的高温冷却剂与次级回路中的冷却剂进行热交换，将水加热为蒸汽。
3. 主蒸汽管道系统：主蒸汽管道系统连接了蒸汽发生器和汽轮机，将高温高压的蒸汽输送到汽轮机中，通过汽轮机的转动产生动力，驱动发电机发电。
4. 汽轮机和发电机：汽轮机是核电厂中的关键设备之一，它通过蒸汽的高速流动驱动转子旋转，产生机械能。
发电机则将机械能转化为电能，通过电力传输系统将电能输送到电网中。
5. 冷却系统：核电厂需要通过冷却系统将发电过程中产生的余热散发出去，保持核电厂的正常运行温度。
常用的冷却系统包括河水冷却系统、冷却塔系统等。
6. 安全系统：核电厂的安全系统是保证核反应堆运行安全的重要设备。
安全系统包括事故监测预警系统、应急冷却系统、安全容器等，用来应对可能发生的异常事故或紧急情况。
除了以上几个方面的设备，核电厂还包括辅助设备，如控制系统、通风系统、水处理设备、废物处理设备等，这些设备都是核电厂正常运行的重要保障。
同时，核电厂还有辐射防护设备、工业液体废物贮存系统等，保障人员的安全和环境的保护。
压水堆核电站设备分级
设备维护
定期检查：对设备进行定期检查，确保设备 正常运行
预防性维护：根据设备运行情况，进行预防 性维护，减少故障发生
故障处理：及时处理设备故障，确保设备正 常运行
设备更新：根据设备运行情况，及时更新设 备，提高设备性能
设备更新
STEP1
STEP2
STEP3
STEP4
定期检查设 备状况，及 时更新老化 设备
演讲人
目录
01. 分级标准 02. 分级方法 03. 分级应用1Fra bibliotek设备重要性
核心设备：反应 堆、蒸汽发生器、
主泵等 1
外围设备：辐射 4
监测设备、废水 处理设备、安全
防护设备等
关键设备：安全 壳、冷却系统、
2 控制系统等
3
辅助设备：电气 设备、通风设备、 消防设备等
设备可靠性
壹
设备可靠性是衡量 设备在规定条件下 和规定时间内完成 规定功能的能力
03 设备维修性：根据设备的可维 修性和维修成本进行分级
04 设备安全性：根据设备的安全 性和事故风险进行分级
3
设备管理
设备分级：根据设备重要性和影 响程度进行分级
设备维护：定期对设备进行检查、 维护和维修
设备更新：根据设备使用年限和 性能状况进行更新
设备监控：对设备运行情况进行 实时监控，确保设备安全运行
贰
设备可靠性分为 基本可靠性和附 加可靠性
叁
基本可靠性是指设 备在正常运行条件 下的可靠性
肆
附加可靠性是指设 备在异常条件下的 可靠性，如抗震、 抗冲击等
设备维护要求
定期进行设备维 护和保养，确保
设备性能稳定
定期进行设备更 新和升级，确保
核电站主设备结构及工作原理概述
核电站主设备结构及工作原理概述核电站的主要设备包括核反应堆、蒸汽发生器、汽轮机和发电机。
其工作原理是利用核裂变反应产生的热能来驱动蒸汽发生器产生高温高压的蒸汽，然后通过汽轮机和发电机将蒸汽的热能转化为电能。
核反应堆是核电站的核心设备，它通过控制核裂变反应来产生热能。
核燃料棒中的核燃料在受到中子轰击后发生核裂变，释放出大量热能。
通过控制核反应堆中的中子流量和燃料的放置位置，可以调节核反应堆产生的热能。
蒸汽发生器是核电站中的重要设备，它通常与核反应堆紧密相连，通过核反应堆释放的热能来加热其中的水，产生高温高压的蒸汽。
这些蒸汽会被输送到汽轮机中，驱动汽轮机转动。
汽轮机是由叶片转子组成的装置，其工作原理类似于蒸汽机。
高温高压的蒸汽进入汽轮机后，会使叶片转子旋转，转动过程中的动能会被转化为机械能。
最后，汽轮机会驱动发电机转动，将机械能转化为电能。
发电机是核电站中的电能转化设备，其工作原理是通过电磁感应现象将汽轮机产生的机械能转化为交流电能。
这样，核电站中产生的热能最终被转化为电能，供应给城市和工业使用。
总的来说，核电站的主要设备结构包括核反应堆、蒸汽发生器、汽轮机和发电机，它们之间通过热能转化和电能转化的方式相互配合，最终实现了核能资源的有效利用，为社会提供清洁能源。
核电站是一种能够将核能资源转化为电能的设施，是当今世界上最为关键的能源供应形式之一。
核电站的主要设备通过精密的协调工作，达到高效地能量转换。
以下将详细介绍核电站主设备的工作原理和结构，并分析核电站在电能生产中的重要作用。
首先，核反应堆是核电站的核心设备，其结构一般由包含燃料棒的反应堆压力容器、控制系统和反应堆冷却系统组成。
核反应堆内的燃料棒通常使用铀235等核裂变材料，当受到中子轰击后，会产生核裂变反应。
这些核裂变反应会释放出大量的热能，从而加热周围的原生水。
控制系统能够调节燃料棒的位置和中子通量，以维持核反应的稳定。
蒸汽发生器是核电站中的关键组件，其结构包括两个相互连接的容器，在其中热交换管道负责将核反应堆释放的热量传导给其周围的水。
论核电关键敏感设备焊接技术现状与发展趋势
论核电关键敏感设备焊接技术现状与发展趋势核电关键敏感设备焊接技术是核电领域非常重要的一环，其质量直接关系到核电设备的安全性和可靠性。
目前，核电关键敏感设备焊接技术在国际上处于不断发展和改进的阶段，以满足越来越严格的安全标准和技术要求。
在国际上，核电关键敏感设备焊接技术的现状主要表现在以下几个方面：首先，核电关键敏感设备焊接技术在材料和工艺上不断创新。
随着材料科学和焊接工艺的不断进步，新型材料和新工艺的应用广泛，以提高焊接质量和效率。
其次，自动化和智能化技术的应用逐渐成熟。
自动化焊接设备和智能化焊接工艺的应用，使得焊接过程更加稳定和精准，减少了人为因素对焊接质量的影响。
再次，焊接监测和检测技术逐渐完善。
针对核电关键敏感设备焊接质量的重要性，焊接监测和检测技术的研发和应用也在不断完善，以确保焊接质量符合标准要求。
最后，国际合作和标准化工作不断加强。
在核电领域，国际合作和标准化工作非常重要，各国在核电关键敏感设备焊接技术方面的合作和标准化工作也在不断加强，以推动技术的国际化和标准化。
未来，核电关键敏感设备焊接技术的发展趋势可以预见：一方面，材料和工艺的创新将继续推动焊接技术的发展，新材料的应用和新工艺的研发将为核电关键敏感设备焊接技术带来更好的解决方案。
另一方面，自动化和智能化技术的应用将越来越广泛，焊接过程将更加智能和便捷，使得焊接质量更加可控和可靠。
此外，焊接监测和检测技术的发展将更加注重实时性和精准性，以满足核电关键设备焊接质量的高要求。
最后，国际合作和标准化工作将继续加强，为核电关键敏感设备焊接技术的国际化和标准化提供更好的平台和机制。
总之，核电关键敏感设备焊接技术的现状和发展趋势均显示出其在国际核电领域中的重要性和前景。
随着技术的不断进步和改进，相信核电关键敏感设备焊接技术将不断取得新的突破和进展，为核电领域的发展和安全保障提供更好的支持。
核电厂系统及设备知识
核电厂系统及设备知识概述核电厂是一种利用核能发电的设施，它包含了一系列的系统和设备，每个系统和设备都发挥着重要的作用。
本文将介绍核电厂的主要系统和设备，并解释它们的功能和工作原理。
主要系统1.反应堆系统2.蒸汽发生器系统3.蒸汽涡轮机系统4.发电机系统5.控制和保护系统6.辅助系统下面将对每个系统进行详细介绍。
1. 反应堆系统反应堆系统是核电厂的核心组成部分。
它包括核反应堆、燃料组件、冷却剂循环系统和反应堆容器等。
核反应堆是核能发电的关键元素，它通过控制核反应过程来产生热能。
燃料组件是反应堆内用于核反应的燃料，通常使用铀或钚等放射性物质。
冷却剂循环系统用于将冷却剂（如轻水或重水）循环传递到反应堆中，从而控制反应堆的温度。
2. 蒸汽发生器系统蒸汽发生器系统使用反应堆中产生的热能将水转化为蒸汽。
蒸汽发生器是其中的关键设备，它通过将热能传递给水来产生高温高压的蒸汽。
蒸汽发生器中的水一般以自然循环或强制循环方式进行传热。
3. 蒸汽涡轮机系统蒸汽涡轮机系统利用蒸汽的能量驱动涡轮机的转动，从而产生机械能。
涡轮机通常由高压涡轮、中压涡轮和低压涡轮组成，每个涡轮对应一个级别的蒸汽。
这些涡轮通过轴传递机械能给发电机。
4. 发电机系统发电机系统将涡轮机传递过来的机械能转化为电能。
发电机是核电厂中非常重要的设备，它通过利用电磁感应原理将机械能转化为电能。
5. 控制和保护系统控制和保护系统对核电厂的运行和安全起着重要作用。
它包括控制设备、保护设备和监测设备等。
控制设备用于控制核反应堆和其他系统的运行，保护设备用于检测和响应发生异常情况，监测设备用于监测核电厂的运行状态和参数。
6. 辅助系统辅助系统是核电厂的辅助设备，它们为主要系统提供支持和保障。
常见的辅助系统包括给水系统、消防系统、氢气系统、冷却水系统等。
设备知识除了核电厂的主要系统，还有一些关键设备需要了解。
1.控制棒2.轻水堆3.反应堆压力容器4.冷却塔5.辐射防护设备控制棒是用于控制和调节核反应堆的关键设备，它可以通过插入或提取来控制核反应堆中的核反应过程。
核电站基础知识
[核电站概括]核电站是利用原子核裂变所释放的的能量产生电能的发电站。
核电站一般分为两部分：利用原子核裂变生产蒸汽的核岛（包括反应堆装置和一回路系统）和利用蒸汽发电的常规岛（包括汽轮发电机系统）。
核电站使用的燃料一般是放射性重金属：铀、钚。
现在使用最普遍的民用核电站大都是压水反应堆核电站，它的工作原理是：用铀制成的核燃料在反应堆内进行裂变并释放出大量热能；高压下的循环冷却水把热能带出，在蒸汽发生器内生成蒸汽，推动发电机旋转。
中国现有的核电站包括：秦山核电站（运营中）大亚湾核电站（运营中）岭澳核电站（运营中）田湾核电站（建设中）三门核电站（建设中）[核能及其机理]1. 原子的组成原子是由质子、中子和电子组成的。
世界上一切物质都是由原子构成的，任何原子都是由带正电的原子核和绕原子核旋转的带负电的电子构成的。
一个铀-235原子有92个电子，其原子核由92个质子和143个中子组成。
50万个原子排列起来相当一根头发的直径。
如果把原子比作一个巨大的宫殿，其原子核的大小只是一颗黄豆,而电子相当于一根大头针的针尖。
一座100万千瓦的火电厂，每年要烧掉约330万吨煤，要用许多列火车来运输。
而同样容量的核电站一年只用30吨燃料。
2. 原子核的结构原子核一般是由质子和中子构成的，最简单的氢原子核只有一个质子，原子核中的质子数（即原子序数）决定了这个原子属于何种元素，质子数和中子数之和称该原子的质量数。
3. 同位素质子数Ｐ相同而中子数Ｎ不同的一些原子，或者说原子序数Ｚ相同而原子质量数不同的一些原子，它们在化学元素周期表上占据同一个位置，称为同位素。
所以，“同位素”一词用来确指某个元素的各种原子，它们具有相同的化学性质。
同位素按其质量不同通常分为重同位素(如铀-238、铀-235、铀-234和铀-233）和轻同位素（如氢的同位素有氘、氚）。
4. 核能在50多年前，科学家发现铀-235原子核在吸收一个中子以后能分裂，同时放出2―3个中子和大量的能量，放出的能量比化学反应中释放出的能量大得多，这就是核裂变能，也就是我们所说的核能。
核电厂系统及设备
核电厂系统及设备引言核电厂是一种利用核能进行发电的设施，它通过核裂变或核聚变反应来产生高温和高压的蒸汽，从而驱动涡轮发电机发电。
核电厂系统由多个关键设备组成，这些设备的运行稳定性对于核电站的安全和可靠运行至关重要。
本文将介绍核电厂的系统架构以及其中的关键设备。
1. 核电厂系统架构核电厂系统的整体架构通常包括以下几个主要部分：1.1 反应堆系统反应堆系统是核电厂的核心部分，它是核能转化为热能的地方。
根据不同的反应方式，可以分为核裂变反应堆和核聚变反应堆。
反应堆系统由反应堆、燃料元件、冷却剂和控制系统等组成。
1.2 蒸汽发生系统蒸汽发生系统将高温和高压的冷却剂转化为蒸汽，供给涡轮发电机驱动发电。
该系统通常包括蒸汽发生器、蒸汽管道和调节阀等设备。
1.3 蒸汽涡轮发电机组蒸汽涡轮发电机组将蒸汽能量转化为机械能，并输出电力。
它通常由涡轮机组、发电机和调速器等组成。
1.4 辅助系统辅助系统包括冷却系统、给水系统、空气压缩系统等，它们为核电厂的正常运行提供必要的支持和辅助服务。
2. 核电厂关键设备下面将介绍核电厂中的一些关键设备及其功能：2.1 反应堆反应堆是核电厂的核心设备，它用于控制和维持核裂变或核聚变反应的稳定。
反应堆通常由燃料元件、反应堆压力容器、控制棒和冷却剂等组成。
2.2 蒸汽发生器蒸汽发生器将反应堆中的冷却剂热能转化为蒸汽，并供给蒸汽涡轮发电机组。
蒸汽发生器通常由多个管束、壳体和再热器等组成。
2.3 涡轮发电机涡轮发电机是核电厂的核心发电设备，它将蒸汽涡轮机的机械能转化为电能。
涡轮发电机由转子、定子、励磁系统和冷却系统等组成。
2.4 控制系统控制系统用于监控和控制核电厂的各个设备和系统，确保其安全运行。
控制系统通常包括控制台、传感器、执行器和自动化控制算法等。
2.5 辅助设备辅助设备包括冷却系统、给水系统、空气压缩系统等，它们为核电厂提供必要的辅助服务和支持。
例如，冷却系统用于冷却反应堆和其他设备，保持其正常工作温度。
核电厂设备安全分级
核电厂设备安全分级是为了确保核电厂设备的安全性和可靠性，以提供持续稳定的电力供应。
根据核电厂设备的重要性和安全性要求，通常将其分为三个等级：一级设备、二级设备和三级设备。
一级设备是核电厂中最关键、最重要的设备，对核电厂的安全运行起到决定性作用。
这些设备包括核反应堆、主冷却系统、燃料装卸设备等。
一级设备必须具备高度的安全性和可靠性，能够在各种异常工况和事故情况下保持稳定运行，并能够有效地防止核反应失控和事故的扩大。
一级设备通常采用多重防护和安全壳结构，配备有多种安全系统和设备，以确保其在意外情况下可靠运行。
二级设备是核电厂中次重要的设备，它们的功能是支持一级设备的正常运行，确保核电厂的安全性和可靠性。
这些设备包括主循环泵、辅助冷却系统、事故应对设备等。
二级设备的安全性和可靠性要求相对较低，但仍然需要能够在一些异常工况下正常运行，并能够向一级设备提供所需的支持和保障。
三级设备是核电厂中次要的设备，其功能是支持一级和二级设备的正常运行，并提供辅助服务和支持功能。
这些设备包括通风设备、电气设备、油系统设备等。
三级设备的安全性要求相对较低，但仍然需要能够在正常运行条件下提供所需的服务和支持。
为了确保核电厂设备的安全性和可靠性，对各个设备等级都有严格的设计、制造、安装和运行要求。
一级设备通常需要经过更加严格和详细的设计分析、安全评估和核准过程，采用更高的安全设计标准和技术，以确保其能够在各种极端情况下保持安全和可靠的运行。
二级和三级设备的设计和制造要求较低，但仍然需要符合相关的国家和行业标准，以确保其能够满足核电厂的安全性和可靠性要求。
此外，核电厂设备还需要定期进行检修和维护工作，以确保其在使用过程中的安全和可靠性。
检修和维护工作通常包括设备的日常巡检、定期检验、设备的大修和试验等。
这些工作需要按照相应的规程和要求进行，以保证设备在使用过程中的可靠运行和安全性。
总之，核电厂设备的安全分级是为了确保核电厂的安全运行和可靠供电，对设备的重要性和安全性进行排序和分类，根据不同的设备等级制定相应的设计、制造、安装和运行要求，定期进行检修和维护工作，以保证设备在使用过程中的安全和可靠性。
核电厂关键设备状态监测管理导则
核电厂关键设备状态监测管理导则
核电厂是世界上最大的工程之一，它拥有各种不同的部件。
其中一些最重要的设备包括反应堆核心、冷却系统、电力发电机和其它重要设备。
制定核电厂关键设备状态监测管理导则，是确保核电厂安全运转的重要手段。
核电厂关键设备需要采取一系列的维护和状态监测工作，以确保设备随时处于正常的工作状态。
首先，监测管理团队需要配备高素质的技术工程师和设备操作员，他们必须熟知设备的工作原理和维护信息。
监测团队应该定期对设备进行测试和测量，以确保设备能够高效地运转。
其次，监测工作需要使用先进的技术和设备，例如无损检测设备、红外成像设备等。
这些设备能够帮助工程师快速发现设备中的故障或潜在问题。
例如，在核电厂中，可使用热成像技术，通过测量设备表面的温度曲线来判断设备工作状态和潜在问题。
最后，监测管理团队需要建立完善的管理系统。
该系统应该允许监测团队记录每次检测的结果，并及时评估设备的状态。
如果设备出现问题，则应该立即采取措施进行修复。
如果需要更换设备，则应该采取必要的措施，以避免影响核电站的生产和安全。
总之，核电站关键设备状态监测管理导则是安全操作核能工厂的关键因素之一。
通过设立专业的监测管理团队、选用先进的检测工具和建立完善的管理系统，核电厂的设备状态监测和维护工作可以得到充分保障。
国内核电设备配套产品目录
高、低压加热器、凝汽器和除氧器
高、低压加热器的功能是为提高循环热效率，凝汽器的主要功能是将汽轮机出来乏汽冷凝成凝结水，除氧器的主要作用是用物理的方法对水进行除氧，提供合格的含氧量小于3ug/kg的给水。
高、低压加热器、凝汽器和除氧器国内相关企业均可生产。设备的制造厂家都应具有相关的制造应用实践经验，并有核安全级设备制造资质。
15
冷冻水系统
该系统是一个封闭的冷却水系统，它通过其核心设备—制冷机提供的冷冻水将核岛通风系统的热量带出，最终热量被传入设备冷却水系统。
系统有三台制冷机，以氟利昂12为制冷剂。三台循环泵、离心式压缩机、驱动电机、凝冷器、冷却器、蒸发器，该系统有许多阀门、管道、仪表、泵等组成，仪表有三大类：温度、压力、液位指示仪。
核电厂的仪控设备主要是控制、保护、数据采集及处理等，采用以计算机为核心的数字化分散式控制系统。要求具有核电仪控设备的制造应用实践经验，并有核安全级设备制造资质。国内市场较大。
技术难度：较难。
19
汽轮发电机组
汽轮发电机组是将蒸汽中的热能转化为动能，动能转化为电能。
核电站的汽轮发电机组均采用国内采购，但为保证设备质量，汽轮发电机的设计及主要零部件的制造由国外支持方为主。汽轮发电机组的制造厂家应具有相关容量的汽轮发电机组的制造应用实践。
技术难度：较难。
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堆内构件
堆内构件主要用于支承和定位燃料组件，分配和引导流经堆芯冷却剂，对控制棒运动进行导向，减弱中子和γ射线对压力容器辐照损伤，为堆内温度和中子通量测量提供支承和引导。
堆内构件由两大部分组成，堆内下部支承构件和堆内上部支承构件。堆内构件的主体材料一般为 304 不锈钢。堆内构件制造涉及卷板、锻造、焊接、探伤、热处理、精密加工机装配等。由于该设备是堆内的精密设备，故对其制造工艺要求高，同时制造厂需要具有核安全级设备的制造资质。
核电厂设备安全分级
核电厂设备安全分级通常根据设备在核电厂中的安全重要性和贡献程度进行划分。
下面将详细介绍核电厂设备安全分级的相关内容。
核电厂设备安全分级的基本原则是根据设备对核电厂安全的影响和贡献程度进行划分，将设备划分为安全关键设备、重要设备和一般设备三个等级。
安全关键设备是指在核电厂事故前后、特别是核电厂事故发生后一段时间内，能够对核电厂事故过程和事故后果发挥重要作用的设备。
重要设备是指在核电厂正常运行期间对核电厂运行安全和经济性发挥重要作用的设备。
一般设备是指对核电厂运行安全和经济性的影响较小的设备。
首先，安全关键设备是核电厂设备安全分级中最高级别的设备。
它们通常是控制和保护核反应堆的关键设备，如核反应堆压力容器、核燃料、控制棒、冷却剂系统、紧急冷却系统等。
这些设备的正常运行对核电厂的安全至关重要，一旦发生故障或事故，可能会导致核反应堆失去控制，产生严重的后果。
因此，安全关键设备在设计、制造、安装、检修和保养等方面都有非常严格的要求和规定。
此外，安全关键设备通常还有多重防线和完善的控制和监控系统，以确保其可靠性和安全性。
其次，重要设备是核电厂设备安全分级中的次级设备。
它们主要包括各种辅助设备和支持设备，如泵、风机、发电机、变压器、控制系统、安全系统等。
这些设备的正常运行对核电厂的正常运行、经济性和自动化程度起到重要作用。
一旦发生故障或事故，可能会导致核电厂停机、损失产能，甚至引发其他设备的故障。
因此，重要设备也需要符合一定的安全要求和标准，同时需要有完善的检修和保养计划，以确保其可靠性和安全性。
最后，一般设备是核电厂设备安全分级中的最低级别的设备。
它们通常是提供一些非核心功能的设备，如办公设备、照明设备、通信设备、管道系统等。
这些设备对核电厂的运行和安全性影响相对较小，但仍然需要符合一定的安全要求和标准，以确保不会对核电厂的运行带来不良影响。
在核电厂设备安全分级中，不同等级的设备在设计、制造、安装、检修和保养等方面都有不同的要求和标准。
核电关键材料范文
核电关键材料范文一、反应堆材料1.燃料元素：核电站的燃料元素主要是铀、铀-钚和铀-铀燃料。
这些燃料元素需要具备高温抗辐射、稳定性和易于加工的特点。
此外，还需要考虑核燃料的回收和处理问题。
2.燃料包壳：燃料包壳是保护燃料元素的关键组件，需要具备高温抗辐射和耐腐蚀的特点。
常用的包壳材料有锆合金、不锈钢和镍基合金。
3.反应堆压力容器：反应堆压力容器是核电站的核心组件，负责容纳反应堆燃料和冷却剂，并承受高温和高压。
常用的压力容器材料有低合金钢和不锈钢。
二、冷却剂材料1.轻水反应堆：轻水反应堆使用水作为冷却剂，因此需要具备耐高温和高压的特性。
常用的材料有不锈钢、钛合金和镍基合金。
2.重水反应堆：重水反应堆使用重水作为冷却剂，因此需要具备耐腐蚀和抑制中子吸收的特性。
常用的材料有铝合金、锆合金和镍基合金。
三、辅助设备材料1.冷却塔：冷却塔用于将核电站中发热的冷却剂冷却至环境温度。
常用的材料有水泥、钢筋和玻璃钢。
2.控制棒：控制棒用于控制核反应堆的输出功率，需要具备较高的耐辐射性和热导性能。
常用的材料有铜-铌合金、不锈钢和锆合金。
未来的发展趋势：1.开发高温材料：随着核电站的发展，对高温材料的需求也越来越大。
目前正在研发的高温材料主要包括碳化硅、碳化钨和氮化硼等。
2.创新防腐材料：核电站中的材料容易受到腐蚀，因此需要开发新的防腐材料。
目前的研究方向包括氧化铝涂层、陶瓷材料和高温合金等。
3.提高材料性能：随着科技的进步，可以通过改变材料的原子结构和添加适量的合金元素来提高其性能，例如提高材料的强度、导热性和耐辐射性。
总之，核电关键材料是实现核能产生和控制的基础，对核电站的运行稳定性和安全性起着关键作用。
随着核能的广泛应用和技术的不断进步，核电关键材料的研究和开发将成为核能领域的重要课题。
CAP1400核电站物项分级体系简析
CAP1400核电站物项分级体系简析CAP1400核电站物项分级体系是用于核电站工程建设中对不同物项的分类和分级的一种体系。
该体系主要包括四个层次的物项分类，分别是核岛关键设备、核岛非关键设备、常规岛设备和辅助系统设备。
在CAP1400核电站中，核岛是核电站中最关键的设备部分，核岛关键设备是指核岛中必不可少的设备，包括核反应堆、核蒸汽发生器、核燃料组件等。
这些设备的失效可能会导致核岛无法正常运行，对核电站的安全性和可靠性有着重要影响。
核岛非关键设备是指核电站中相对次要一些的设备，如热交换器、冷却器、泵等。
这些设备的失效可能会影响核电站的运行效率和经济性，但不会对核岛的安全性产生直接影响。
常规岛设备是核电站中与常规电站类似的设备，包括发电机、变压器、供电系统等。
这些设备是核电站的一部分，但不直接与核反应堆有关，其失效可能会影响核电站的电网连接和供电能力，但不会对核反应堆的运行产生直接影响。
辅助系统设备是核电站中提供支持和服务功能的设备，如给水系统、通风系统、消防系统等。
这些设备是核电站安全和运行的保障，虽然不直接与核反应堆运行有关，但其失效会对核电站的安全性和可靠性产生影响。
核电站物项分级体系的目的是为了对不同物项进行合理的分类和管理，以确保核电站的安全运行和高效运维。
通过对关键设备和非关键设备的分类，可以针对不同设备采取不同的保护和维护措施，提高设备的可靠性和安全性。
对常规岛设备和辅助系统设备的管理，也可以提高核电站的经济性和系统效率。
CAP1400核电站物项分级体系是一种合理的对核电站设备进行分类和分级的体系，能够对不同的设备进行有效管理，保障核电站的安全运行和高效运维。
核电站设备主要金属材料
1.核岛用金属材料概述不同堆型，其结构和用途虽有所不同，但在实现核裂变反应和可控制的过程是相同的，都需要燃料元件、堆内构件、控制棒、反射层、冷却剂和慢化剂（快堆除外）以及包容他们的压力容器或压力管道等，因而需要各种各样的材料来制作相关部件，以实现核能向热能、热能向电能的安全、高效率的转化。
按照相关设备部件服役工况或使用功能的不同，核电设备可分为核一级、核二级、核三级和非核级。
有核级要求的设备，一般即称其所用材料为核电关键材料。
核电常用的关键材料大体可分为碳钢、不锈钢和特殊合金；若进一步细分，则有碳（锰）钢、低合金钢、不锈钢、锆合金、钛铝合金和镍基合金等，按品种则有铸锻件、板、管、圆钢、焊材等等。
核反应堆的发展，从一开始就包括了材料的开发与优化，材料的发展决定了其发展情况。
因为核电具有新的热传导条件及特殊的环境条件，如辐照或冷却剂腐蚀等，要求所用材料必须能适合于这些应用条件；强调材料的另一个原因，是核电站系统比常规电站有更高的安全要求。
由于我国目前主要是建造第二代成熟的1000MW压水堆核电站、通过技术引进并吸收国外先进技术以发展先进的第三代1000MW级压水堆核电站。
因此，本讲义以压水堆核电站为例，对其不同设备的用材做一简单介绍。
在压水堆核岛中，主要设备除反应堆及压力容器外，还有蒸汽发生器、冷却剂主泵机组、稳压器及主管道等。
由于这些部件在核岛内的位置、作用和工况不同，故材料的使用要求和环境条件也不尽相同，不同程度地存在辐照或酸腐蚀等；不仅要考虑常规的一些要求（如强度、韧性、焊接性能和冷热加工性能），而且须考虑辐照带来的组织、性能、尺寸等变化，如晶间腐蚀，应力腐蚀和低应力脆断、以及材料间的相容性、与介质的相容性，以及经济可行性等。
为便于从它们的服役特点中理解每个部件的功能、选择依据，下面将压水反应堆核岛内重要金属部件的工况、要求以及他们的所用材料体系简述如下。
1.1压水堆零/部件用金属材料1.1.1包壳材料包壳，是指装载燃料芯体的密封外壳。
密封系统在核电厂中的应用及优化
密封系统在核电厂中的应用及优化随着人类对能源的需求不断增长，核能作为一种可持续发展的清洁能源逐渐受到重视。
然而，由于核能的特殊性质，核电厂的安全性至关重要。
而密封系统作为核电厂中的关键设备，它的应用和优化对核电厂的安全运行起着至关重要的作用。
首先，密封系统在核电厂中扮演着关键的角色。
核电厂中的核反应堆是通过核裂变产生巨大能量的重要装置。
为了保证核反应堆的正常运行，必须保证其能够有效地控制并密封核燃料元素和冷却剂，防止任何辐射物质的泄漏。
这就需要密封系统在核电厂中起到重要的作用。
只有密封系统能够阻止对放射性物质的泄露，才能保证核电厂的运行安全。
其次，密封系统的应用可以优化核电厂的能源利用效率。
核电厂通过核裂变产生的巨大能量需要被合理利用，以保证电力的稳定供应。
密封系统在这个过程中可以起到节能的作用。
一方面，通过密封系统对冷却剂进行循环利用，可以减少能源的浪费；另一方面，合理的密封设计可以减少对冷却系统的损耗，提高能源的利用效率。
因此，密封系统在核电厂中的应用与优化是相辅相成的，既保证了核电厂的安全运行，又提高了能源利用效率。
此外，密封系统的优化也可以提高核电厂的运行经济性。
核电厂作为一种庞大的能源设施，其建设和运营需要巨大的资金投入。
因此，核电厂的运行成本对于核能的发展也具有重要影响。
密封系统作为核电厂中的重要组成部分，其性能的优化可以降低运营成本。
例如，通过改进密封材料的选用，降低密封系统的维护频率和维修费用，可以大大降低运营成本。
这种经济效益的提升可以为核电厂的长期发展提供有力的支持。
然而，要实现密封系统在核电厂中的应用和优化并不容易。
密封系统的设计和制造需要高度的技术和工艺水平。
一方面，核电厂对密封系统的性能要求极高，要求密封系统能够在极端工作环境下保持长期稳定；另一方面，核电厂对密封系统的可信度和安全性要求也非常高，要求密封系统在任何情况下都能有效地工作。
因此，密封系统的研制和应用需要长期的经验积累和持续的技术创新。
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1.核电材料的关键设备
1.1.核燃料分类及各种燃料存在的优缺点
核燃料在反应堆内使用时，应满足以下的要求：
①与包壳材料相容，与冷却剂无强烈的化学作用；
②具有较高的熔点和热导率；
③辐照稳定性好；
④制造容易，再处理简单。
根据不同的堆型，可以选用不同类型的核燃料：金属(包括合金)燃料，陶瓷燃料，弥散体燃料和流体(液态)燃料等。
1.2.金属燃料
铀是目前普遍使用的核燃料。
天然铀中只含0.7％的U235，其余为U233。
天然铀的这个浓度正好能使核反应堆实现自持核裂变链式反应，因而成为最早的核燃料，目前仍在使用。
但核电站(特别是核潜艇)用的反应堆要求结构紧凑和高的功率密度，一般要用U含量大于0.7％的浓缩铀。
这可以通过气体扩散法或离心法来获得。
金属铀在堆内使用的主要缺点为：有同质异晶转变；熔点低；存在尺寸不稳定性；最常见的是核裂变产物使其体积膨胀(称为肿胀)；加工时形成的织构使铀棒在辐照时沿轴向伸长(称为辐照生长)，虽然不伴随体积变化，但伸长量有时可达原长的4倍。
此外，辐照还使金属铀的蠕变速度增加(50~100倍)。
这些问题通过铀的合金化虽有所改善，但远不
如采用UO2陶瓷燃料为佳。
1.3.陶瓷燃料
包括铀、钚等的氧化物、碳化物和氮化物，其中UO2是最常用
的陶瓷燃料。
UO2的熔点很高(2865℃)，高温稳定性好。
辐照时UO2燃料芯块内可保留大量裂变气体，所以燃耗(指燃耗份额，即消耗的
易裂变核素的量占初始装载量的百分比值)达10％也无明显的尺寸变化。
它与包壳材料锆或不锈钢之间的相容性很好，与水也几乎没有化学反应，因此普遍用于轻水堆中。
但是UO2的热导率较低，核燃料
的密度低，限制了反应堆参数进一步提高。
在这方面，碳化铀(UC)则具有明显的优越性。
UC的热导率比UO2高几倍，单位体积内的含铀量也高得多。
它的主要缺点是会与水发生反应，一般用于高温气冷堆。
1.4.弥散体燃料
这种材料是将核燃料弥散地分布在非裂变材料中。
在实际应用中，广泛采用由陶瓷燃料颗粒和金属基体组成的弥散体系。
这样可以把陶瓷的高熔点和辐照稳定性与金属的较好的强度、塑性和热导率结合起来。
细小的陶瓷燃料颗粒减轻了温差造成的热应力，连续的金属基体又大大减少了裂变产物的外泄。
由裂变碎片所引起的辐照损伤基本上集中在燃料颗粒内，而基体主要是处在中子的作用下，所受损伤相对较轻，从而可达到很深的燃耗。
这种燃料在研究堆中获得广泛应用。
除陶瓷燃料颗粒外，由铀、铝的金属间化合物和铝合金(或铝粉)所组
成的体系，效果也较好。
在弥散体燃料中由于基体对中子的吸收和对燃料相的稀释，必须使用浓缩铀。
燃料芯块：为核燃料元件的核心部分，也可分为金属型、陶瓷型、弥散型。
核燃料棒：它是由燃料芯块、燃料包壳管、压紧弹簧和上、下端塞组成。
芯块：是由富集度为2-3%的UO2粉末(陶瓷型芯块)冷压成形再烧结成所需密度的圆柱体，直径为8-9毫米，直径与高度之比为1:1.5。
每一片芯块的两面呈浅碟形，以减小燃料芯块因热膨胀和辐照肿胀引起的变形。
包壳：作用：防止裂变产物沾污回路水并防止核燃料与冷却剂相接触。
目前压水堆燃料元件包壳几乎都是Zr-4合金冷拉而成(长3-4米，直径为9-10毫米，壁厚0.5-0.7毫米)。
Zr-4合金的中子吸收截面小，在高温下有较高的机械强度和抗腐蚀性能。
包壳内装有UO2芯块。
上下两端设有氧化铝隔热块，顶部有弹簧压紧，两端用锆合金端塞封堵，并与包壳管焊接密封在一起。
1.5.稀土元素在燃料芯块中的应用
1.5.1Sm2O3
Sm2O3在核反应堆中用来制备芯块，或者弥散分布在核燃料中。
随着对材料力学性能和可加工性能要求的提高，单一成分Sm2O3难以满足核电材料的要求，对其研究转向复合材料。
国内有关Sm2O3
复合材料的研究单位主要有南航材料学院，他们研究的主要方向是将Sm2O3与树脂材料复合，提高其加工性能和抗辐射能力(发表论文是：氧化钐/环氧树脂与聚丙烯酸钐/环氧树脂辐射防护材料的制备工艺、微观结构及性能)；北京化工大学高分子材料实验室，研究的方向也是复合材料，Sm2O3与热塑性聚氨酯复合可以提高其抗辐射性能和流变性能(发表论文：氧化钐/热塑性聚氨酯复合材料的防辐射性能及流变性能)。
1.5.2Eu2O3
Eu2O3用来制备芯块，或弥散分布在包壳合金中。
Sm2O3和
Eu2O3可以添加到金属燃料、陶瓷燃料、弥散型燃料当中，可以提高这些核燃料的使用性能、安全性能以及燃料效率.
1.5.3Gd2O3
用来制备芯块或弥散分布核燃料中。
在轻水动力反应堆中，为达到补偿堆的总反应性因燃料消耗而缓慢减少的目的，常在燃料中加入精确控制的具有较大中子俘获截面的材料(可燃毒物)。
钆在多方面有独特优点，从20世纪70年代以来，国际上对以钆作为中子材料进行了多方面的研究，目前，几乎全都采用UO2粉末与Gd2O3粉末的机械混合方法(干法)。
但该方法存在工艺复杂，需长时间研磨、混合，钆、铀在烧结芯块中的均匀性差，废料需进行水法处理与钆铀分离，流程长，技术难度大等缺点。
随着对UO2—Gd2O3。
燃料需求的增加，
迫切需要找到一种钆与铀均匀混合的简单方法。
近年来，美国、德国和日本等对共沉淀法(如AUC、ADU和溶胶凝胶法)进行了大量研究，得到了一些较为满意的结果。
中国核动力研究设计院—核燃料及材料国家级重点实验室对AUC流程有较多的试验研究与生产实践经验，并已对AUGdC共沉淀法进行了初步研究。
在以往研究工作的基础上，本工作拟研究用AUGdC共沉淀法取代机械混合法的可行性(详文见其发表论文：共沉淀法制备AUGdC的工艺研究)。
为了提高核燃料的利用率，降低燃料循环成本，充分利用现有的铀矿资源，提高核电厂运行的经济性，必须在堆内使用可燃毒物燃料。
Gd203一U02是应用较为广泛的可燃毒物之一。
在核电发达国家，许多核电厂的燃料循环长度可达15—20个月…。
芯块晶粒尺寸的大小将直接影响燃料的强度和蠕变速率，以及芯块在堆内的抗肿胀性能，晶粒太大或太小都不利于芯块的堆内运行特性。
所以核动力研究院又陆续研究了UO2—
Gd2O3的制备工艺与性能之间的关系，以及如何改善制备工艺提高其使用性能。
具体是：(1)UO2—Gd2O3芯块晶粒尺寸的影响因素研究；
(2)UO2—Gd2O3芯块中添加U3O8研究。
1.5.4钛酸镝和钛酸钆
正处于实验当中，还未应用到生产上。
钛酸镝与银铟镉合金相比有更高的熔点，更容易生产，不产生放射性废物，不易与包覆材料反应，不膨胀。
银铟镉合金用来制备控制棒。
还未发现国内哪家单位对钛酸镝做过详细的研究，比较集中的是镝或者氧化镝参杂到钛酸钡当
中，研究钛酸钡的介电性能。
钛酸镧；钛酸镧陶瓷，钛酸镧为主晶相的陶瓷。
因二氧化钛和三氧化二镧的配比不同可形成三种化合物：
La2O3•TiO2、La2O3•2TiO2、2La2O3•9TiO2。
相对介电常数50左右。
介电常数温度系数可达接近零。
截止损耗角正切值低，可小于1×10-4。
主要原料为二氧化钛、三氧化二镧或氢氧化镧，常添加少量黏土、氧化镁等、经粉磨后成型，在氧化气氛中烧成。
不同钛镧比所形成化合物的电性能不同。
用于制作较大容量的高频热稳定电容器、微波介质谐振器振子和微波集成电路基片等。
对于钛酸镧应用在控制棒上的研究还未发现有人做过，不敢妄下结论其能否用来制备控制棒。
控制棒：将80%Ag-15%In-5%Cd合金制成的芯块装入不锈钢包壳管中，芯体和包壳之间有径向和轴向间隙，并在轴向加上压紧弹簧，然后两端再焊上端塞密封。
上述是大亚湾核电站控制棒所用材料。