国内CPR1000核电技术详细介绍

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CPR1000介绍

CPR1000介绍 CPR1000介绍
核工业工程技术研究设计院
2009-06-24
前言
CPR1000是以中国广东核电集团从法国引进的百万千瓦是以中国广东核电集团从法国引进的百万千瓦级核电机组为基础, 级核电机组为基础,结合技术改进形成的中国大型商用压水堆技术方案; 水堆技术方案; CPR1000是目前我国设计自主化,设备本地化,建设自主是目前我国设计自主化, 是目前我国设计自主化设备本地化, 化,运行自主化水平最高且以国内运行业绩最佳核电站为参考基础的技术方案; 参考基础的技术方案; CPR1000是根据世界上同类型机组是根据世界上同类型机组1000堆多年运行经验是根据世界上同类型机组堆多年运行经验不断持续改进的技术结晶; 不断持续改进的技术结晶; CPR1000是立足于国内已有主流技术基础上的核电站; 是立足于国内已有主流技术基础上的核电站; 是立足于国内已有主流技术基础上的核电站
环路数 Loop Number
3
CPR 1000 主要技术 , 经济指标
总体性能指标 Total Performance Figure DNBR裕量 DNBR Allowance 裕量机组可用率 Unit Available Rate 压力容器设计寿命 Pressure Vessel Design Lift 一回路压力 Primary Coolant Pressure 一回路温度T入出一回路温度入/T出 Primary Coolant Temperature T inlet / T outlet 平均线功率密度 Average Power Density 机组额定功率 Unit Rated Power 燃料组件 Fuel Assembly 活性区高度 Active Height 换料周期 Refueling Period 堆容器内径/高度堆容器内径高度 Reactor Vessel Inside Diameter / Height 电厂热循环效率 Plant Thermal Cycling Efficiency 仪控系统 Instrument Control System 电厂布置 Plant Lay-out 安全壳 Containment 安全壳自由体积 Containment Free Volume 严重事故对策 Serious Accident Solution 汽轮发电机组 Turbine Generator 建设工期 Construction Period >15% ≥87% 60年 / 60 Years 年 15.5 MP 292.4℃/329.8℃ ℃ ℃ 186 W/cm 1080 MWe 157组全的AFA3G组件组全M5的组件/157 sets of 组全组件 AFA3G assembly with M5 3.66 m 18 月 / 18 Months 3.99 m/12.99 m 36% DCS 双堆 / Double Units 单层 + 钢内衬 Single Layer + Steel Lining 49000 m3 采取相应措施 Adopting the Corresponding Measure 半速机 Half Speed Engine ≤58 月/ ≤58 Months

CPR1000压水堆1000MW级核电机组主变压器安装技术

CPR1000压水堆1000MW级核电机组主变压器安装技术摘要：宁德核电厂CPR1000压水堆核电机组，常规岛电气专业最重的设备为主变压器，通过本体及附件分开船运方式供货。

本文阐述了该设备主要参数、安装检查、注油排氮、器身检查、附件安装、油处理/真空注油及油循环、静放及密封试验等安装技术及要领，通过本技术提高了施工效率和经济性，保证了主变压器的安装质量，为同类设备施工提供参考。

关键词：核电主变压器设备参数安装技术Yuan Zhixue(Shandong Electric Power Construction No.3 Engineering Corporation，Qingdao 266100，China)ABSTRACT：KEYWORDS：nuclear power station main transformer plant parameterinstallationtechnology引言福建宁德核电厂CPR1000压水堆核电机组常规岛包括3台单相主变压器、2台降压变压器、一台备用主变压器和一台备用降压变压器以及动力箱、控制箱；控制箱安装7面、电缆敷设约2400米、电缆端接约350头；变压器在线监测装置安装5台、盘柜安装1面、后台设备安装一套、变压器油温表及油位表安装28块。

主变压器安装在常规岛汽轮机房外部的南端，变压器容量为3×400MV A，单相的总重量约为288.2t，尺寸约为8500 mm×4500 mm×8500mm。

变压器(DFP-400000/500TH)主要参数：型式：户外、单相双绕组、铜导线油浸强迫油循环风冷变压器容量：3×400MV A相数：单相额定频率：50Hz额定电压：535/ 3 /24 kV高压侧最高运行电压：550kV额定容量：环境温度为40℃，额定连续容量400 MV A（线圈65K 温升）接线组别：三相联结组别YNd11，高压绕组按Y联接，中性点通过套管引出后直接接地，低压绕组通过封母按△联接）冷却方式：ODAF冷却器数量 4 组（含1 组备用）施工工序流程图一施工过程及措施（一）存放1.到货后应立即检查是否受潮:- 主体内部的氮气压力常温下不小于20kPa；- 主体内取箱底残油进行油样化验，符合耐压≥45kV/2.5mm含水量≤20μL/L。

CPR1000核电站核岛主蒸汽管道自动焊工艺研究与实施

CPR1000核电站核岛主蒸汽管道自动焊工艺研究与实施摘要：CPR1000堆型核电站核岛主蒸汽系统管道焊接属大厚壁管道焊接，一直采用手工组合焊接工艺，要求焊接操作人员具备优秀的技能水平，焊接强度高，是核岛二回路中焊接质量保证的重要一环。

本文主要讲述利用成熟的窄间隙自动焊工艺，模拟核岛主蒸汽管道的焊接的要求与特点，从焊接坡口、工艺参数、焊接过程控制、加热保温装置等方面进行研究，验证窄间隙自动焊工艺的可靠性与可行性，分析具体的实施方案及相关问题的解决措施。

关键词：CPR1000 ；主蒸汽管道；窄间隙；自动焊工艺1.前言CPR1000堆型核电站核岛主蒸汽系统（VVP系统）管道负责把主蒸汽从核岛输送到常规岛，然后供应给主汽轮机及其他用汽设备从而产生电能，在核电站运行中具有举足轻重的作用，其由主蒸汽管道、主蒸汽隔离阀、机械贯穿件、主蒸汽安全阀、防甩支架以及横向限制件等特殊装置组成，特殊装置众多、结构复杂，具有施工技术繁琐和逻辑施工性较强等特点。

CPR 1000核电厂主蒸汽系统管道管径为32″，材质是P280GH,厚度32mm—39mm，主要焊接工艺是采用氩弧焊打底，手工电弧焊填充和盖面的焊接工艺，进行单层多道焊，坡口较宽，熔敷金属填充量大，焊接时需要预热、后热和消除应力热处理，该焊接工艺生产效率低，且焊工的劳动强度大，焊接周期长，更重要的是对焊工技能水平的要求较高，焊接质量不够稳定，容易受技能水平、环境等因素的影响而无法得到有效控制。

焊接过程的自动化，是近代焊接技术的一项重要发展。

它不仅标志着更高的焊接生产效率和更好的焊接质量，而且还大大改善了生产劳动条件。

自动化程度将会成为衡量现代安装行业技术水平的重要标志之一，自动焊工艺的优点是：1.生产效率高，缩短焊接施工周期；2.焊接质量高而且稳定，减少焊缝返修，焊接规范可自动控制调整，保持稳定；3.改善劳动条件，降低劳动强度。

1.主蒸汽管道窄间隙自动焊工艺研究1.焊接设备：在主蒸汽管道窄间隙自动焊工艺研究中，采用GT-VI型自动焊机，该焊机由脉冲逆变焊接电源、监控系统、遥控系统、焊接机头、焊接轨道组成，具备弧长可调节、实时监控、高频脉冲、电弧稳定等功能，能够精确地控制焊接热输入，可以以较低的热输入获得较大的熔深，从而减少了焊接热影响区和焊接变形，满足高质量的焊接需求。

CPR1000核电厂主控室照明运行原理

1引言CPR1000核电厂主控室集中了整个机组主要系统的控制和监测，在正常运行工况和事故工况下都要保证主控有足够的照明，以便能够正常的执行在主控室的操作。

核电厂照明需要营造一个优异的视觉条件和视觉环境，以便产生良好的照明心理效果。

2概述CPR1000核电厂主控室集中了整个机组主要系统的控制和监测，在正常运行工况和事故工况下都要保证主控有足够的照明，以便能够正常的执行在主控室的操作。

为实现主控的持续照明，在设计上采用了冗余和多样性原则，为主控提供了应急照明和安全照明。

应急照明有两列，其中任何一列都能保证主控的基本照明，当两列都失去时，主控安全照明自动投入，保证主控室的基本照明。

3主控照明设备以CPR1000某核电机组主控照明为例。

主控照明系统覆盖了四个区域：主控室（L710）、中间控制室（L711）、计算机室（L709）和走廊（L717/718/719），分为应急照明和安全照明，其中应急照明为交流分两列，由LLF001AR/LLH001AR供电，经DSL001AR/DSL002AR提供给DSL003/DSL004AR，安全照明为直流，由DSL001RD或蓄电池DSL001BT供电，DSL001RD 的上游来自应急照明电源中的一列（DSL003AR或DSL004AR）和LNE360CR。

CPR1000某核电机组主控系统照明灯光分布如下图：L717L718L719L709L710L711L716应急照明A列应急照明B列安全照明4#主控照明系统双筒灯单筒灯单筒灯双筒荧光灯荧光灯嵌入式荧光灯4#图1主控系统照明灯光分布图4原理及运行主控照明系统供电简图如下图2。

5相关操作5.1主控照明的投运LLA投运后可启动主控A列照明，LLB投运后可启动主控B列照明，只要有一路应急照明投运，就可以将主控安全照CPR1000核电厂主控室照明运行原理The Operation Principle of the Lighting in the Main Control Room ofCPR1000Nuclear Power Plant郭建东（中广核核电运营有限公司，广东深圳518124）GUO Jian-dong（China NuclearPowerOperationsCo.Ltd.,Shenzhen518124，China）【摘要】从CPR1000某核电厂的主控照明分布入手，详述了主控照明的运行机理，并详细说明主控照明在正常工况和事故工况下的主要操作，展望主控照明技术的未来应用趋势。

CPR1000核电机组压力容器水压试验实施过程概述

CPR1000核电机组压力容器水压试验实施过程概述赵博文赵伟华李茂超谢剑芳张鼎超江奎融(苏州热工研究院有限公司深圳分公司广东深圳 518000)摘要：CPR1000核电机组是我国核电版图的重要组成部分，该项技术是在引进法国M310技术后改良、优化，形成的核电技术。

CPR1000机组的压力容器需结合法系规范《压水堆核电厂核岛机械部件在役检查规则》（RSE-M）对容器在一定的周期实施水压试验，用以验证容器的密封性和完整性，以保障容器在役阶段的安全可靠运行。

安全有序的试验实施有助于压力容器的性能验证，重点介绍压力容器水压试验实施的关键步骤，为CPR1000核电机组压力容器水压试验工作过程管理提供参考。

关键词：水压试验压力容器实施过程临时特殊装置（TSD）中图分类号：TU753文献标识码：A 文章编号：1672-3791(2023)20-0082-04 An Overview of the Implementation Process of the Hydrostatic Test of the Pressure Vessel of the CPR1000 Nuclear Power UnitZHAO Bowen ZHAO Weihua LI Maochao XIE Jianfang ZHANG Dingchao JIANG Kuirong (Shenzhen Branch of Suzhou Nuclear Power Research Institute Co., Ltd., Shenzhen, Guangdong Province,518000 China)Abstract:The CPR1000 nuclear power unit is an important part of China's nuclear power layout. This technique is a nuclear power technique formed by improving and optimizing the introduced French M310 technique. The pressure vessel of the CPR1000 unit needs to carry out a hydrostatic test on the vessel in a certain period in combi‐nation with the French code Code on the In-Service Inspection of Mechanical Components on Nuclear Islands of Pressurized Water Reactor Nuclear Power Plants (RSE-M) to verify the tightness and integrity of the vessel, so as to ensure the safe and reliable operation of the vessel during the in-service period. The implementation of safe and orderly tests helps to verify the performance of pressure vessels. This article will focus on the introduction of the key steps of implementing the hydrostatic test of pressure vessels, so as to provide a reference for the management of the hydrostatic test process of the pressure vessel of the CPR1000 nuclear power unit.Key Words: Hydrostatic test; Pressure vessel; Implementation process; Temporary special device (TSD)核电厂压力容器工作在高压、高温、放射性等恶劣条件下，对压力容器的密封性和完整性产生巨大考验，容器水压试验是验证压力容器在连续承压状态下的密封性和完整性的重要在役检查方法，对于保障承压容器设备的安全性和可靠性起到重要作用。

CPR1000压水堆系统介绍

2.3 CPR1000 CPR1000是以中国广东核电集团从法国引进的百万千瓦级核电机组为基础，结合技术改进形成的中国大型商用压水堆技术方案。 CPR1000是目前我国设计自主化、设备本地化、建设自主化、运行自主化水平最高且以国内运行业绩最佳核电站为参考基础的技术方案。 CPR1000是根据世界上同类型机组1000多堆年运行经验不断持续改进的技术结晶。
控制棒组件：控制棒组件：CPR1000每一棒束有24根控制棒组件，每一棒束控制棒组件有其本身的驱动系统，可单独或则多个同时动作。控制棒：控制棒：大亚湾核电站采用两种类型的控制棒，即吸收棒和不锈钢棒。黑棒的吸收剂材料为银-铟-镉合金，重量百分比为80%，15%，5%。可燃毒物组件：可燃毒物组件：可燃毒物棒组件只用于第一燃料循环的全新堆芯，功能是降低溶解在一回路冷却剂水中的硼浓度，大亚湾核电站堆芯首次装有48个含12根可燃毒物的组件和18 个含有16根可燃毒物棒的组件，加上两个粗级中子源棒组件中的32根，共有含896根可燃毒物棒的68个组件。
反应堆压力容器设计寿命为60 年低泄漏设计，减少了对压力容器的中子辐照； RPV堆芯活性段采用整体锻件；严格控制RPV材料中的辐照敏感元素Cu、P、S、 Ni等的含量。
功能
反应堆的心脏产生自持链式核裂变反应以热的形式释放裂变能
堆芯（活性区）
组成
核燃料组件：核燃料是由易裂变核素制成，核燃料组件：核燃料是由易裂变核素制成，通常还含有可转变核素慢化剂：使中子慢化，仅热中子堆有慢化剂：使中子慢化，仅热中子堆有控制材料：控制中子数控制材料：控制中子数
特点：特点：采取了严重事故的预防和缓解等措施，将使LAⅡ的综合技术安全经济指标达到目前国际同类核电站的先进水平。在从Dayabay最初引进到CPR1000的渐进式技术革新过程中，充分借鉴了生产运行经验反馈，包括吸纳法国同类型机组批量改造经验，现已更加完善的CPR1000方案是在 Dayabay 、 LAⅠ的技术基础之上，结合法国为追赶世界先进核电的发展所作的第二次十年大修计划（VD2）的改进。 CPR1000还将继续分享同类机组运行经验的反馈。 CPR1000作为“二代加”技术，通过持续科技进步，逐渐趋近第三代，可以保证与先进技术更加平稳地衔接过渡。

国内CPR1000核电技术详细介绍

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大亚湾核电站
大亚湾核电站是广东核电投资建造法国堆型大功率压水堆，由法马通公司总承包，功率2×90万千瓦。1993年投入商业运行，两座机组年发电量
可达100亿度。
岭澳核电站
即大亚湾核电站二期工程，由广东核电投资建造并经营，功率为2×90万千瓦，2002年投入商业运行。
秦山一期核电站由我国自行设计建造的第一个试验型反应堆核电站，反应堆为双环
一、概述
华兴公司核电站建造经历：
公司参加了国内所有核电站的工程建设，并在其中的7座核电站工程中担当主力。承担了11个反应堆及其附属工程的施工，为我国的核电建设和能源事业立下了赫赫功绩；在国外，承建了我国最大的出口成套项目――巴基斯坦恰希玛核电站一期工程。
目前正在承建国内的岭澳二期、大连红沿河、福建宁德、广东阳江、山东海阳等核电站工程及国外的恰希玛核电站二期工程。
➢ AP1000核电站反应堆厂房剖面图
四、核电站的发展
➢EPR(欧洲压水堆型)核电站： EPR是法马通公司和西门子公司共同开发
的，目前该项目纳入法马通ANP公司。EPR采用圆筒状的双层安全壳，其中第一层为带钢衬里的预应力钢筋混凝土，第二层安全壳为钢筋混凝土，安全壳设计压力为0.75 MPa。
内部资料，谢绝外传
核电站简介
DJ
目录
一、概述二、什么是核电站三、压水堆核电站介绍四、核电站的发展五、我国核电发展的未来
一、概述
1、各种形式的能源
➢能源是人类社会赖以生存的基本条件，也是保证社会稳定和发展国民经济的重要物质基础。 ➢自然界中除有机燃料能源（煤炭、石油、天然气）外，核能、水力、风力、太阳能、地热和潮汐能也都是巨大的能源。 ➢受人类技术经济发展的影响，太阳能、风能、潮汐能及地热发电等，其应用还受到很多条件的限制。 ➢水力是较为理想的自然资源，但是投资时间比较长，一般须要10年－20年左右，可能需要大量移民及改变生态环境。 ➢随着技术的发展，利用核能发电这一方法正逐步被人们接受，有效利用核能发电，可以改变能源结构，有利于保护环境。

CPR1000核电机组低功率平台汽轮机高中压缸冷却方案探索

CPR1000核电机组低功率平台汽轮机高中压缸冷却方案探索1. 引言1.1 背景介绍随着能源需求的不断增长和环境问题日益严重，核能作为清洁、高效的能源形式备受关注。

CPR1000核电机组作为中国自主研发的第三代核电技术，具有较高的安全性和经济性，受到了广泛应用。

其中汽轮机作为核电机组的重要组成部分，其高中压缸冷却技术对核电机组的运行稳定性和效率有着至关重要的影响。

目前，针对CPR1000核电机组低功率平台汽轮机高中压缸冷却方案还存在一些问题和挑战。

在运行过程中，由于冷却不足或不合理设计，可能导致汽轮机运行不稳定甚至故障，进而影响到核电机组的正常发电。

对于CPR1000核电机组低功率平台汽轮机高中压缸冷却方案进行深入探索和优化具有重要的研究意义和实践价值。

本文将围绕CPR1000核电机组低功率平台汽轮机高中压缸冷却方案展开研究，通过分析现有技术和存在问题，探索更加有效和可靠的方案，并提出实施策略，为核电行业的发展和未来提供相关参考。

1.2 研究意义[CPR1000核电机组低功率平台汽轮机高中压缸冷却方案探索]汽轮机是核电厂中的核心设备之一，其工作性能直接影响到整个核电机组的运行效率和安全性。

而高中压缸是汽轮机中的关键部件之一，其冷却技术对汽轮机性能和寿命有着至关重要的影响。

对低功率平台汽轮机高中压缸冷却方案进行探索和研究具有重要的意义。

通过研究CPR1000核电机组概述和汽轮机高中压缸冷却技术概述，可以更好地了解该核电机组的基本情况和汽轮机中高中压缸的功能和作用。

分析存在的问题可以帮助我们发现目前方案存在的不足和局限性，从而提出更加切实有效的解决方案。

最重要的是，通过探索低功率平台汽轮机高中压缸冷却方案以及制定实施策略，可以为提高汽轮机性能、延长设备寿命、提高核电机组安全性奠定基础。

本研究的意义在于为核电行业提供技术支持和借鉴，为提升核电机组性能和安全性提供理论指导和实践经验，具有重要的现实意义和价值。

CPR1000、CNP1000、ACP1000等核电机型的简介

CPR1000、CNP1000、ACP1000等核电机型的简介对国内各种核电机型的技术来源、功率、所属研发集团进行了简介。

CRP1000、CNP1000、ACP1000等核电机型的简介AES-91是俄罗斯压水堆技术，单机容量106万千瓦。

AP1000是Advanced Passive PWR的简称，1000为其功率水平（百万千瓦级），该机型为西屋公司设计的3代核电机型。

AP1000采用创新性的非能动技术。

AP1000及其国产化机型或将成为我国三代核电主流机型。

EPR（欧洲先进反应堆）是国际上最新型反应堆（法国N4和德国建设的Konvoi反应堆）的基础上开发的，吸取了核电站运行三十多年的经验。

在建示范堆处于世界先进水平。

CPR1000是中广核推出的中国改进型百万千瓦级（1000MW）压水堆核电技术方案。

它是在引进、消化、吸收国外先进技术的基础上，结合20多年来的渐进式改进和自主创新形成的“二代加”百万千瓦级压水堆核电技术。

技术来源于法国引进的百万千瓦级机型——M310。

CNP是China Nuclear Power的简写。

CNP650额定功率65万千瓦，是我国自主设计的高水平60万千瓦级商用压水堆核电机型。

该种机型主要应用在秦山核电二期项目中。

兄弟机型还有CNP350及CNP1000。

ACP1000(Advanced China PWR)是中核根据CNP600（这个基本有自主产权）研制出来的，也在向着EPR靠近，融合了好些AP1000的非能动理念，具有自主知识产权。

据称，巴基斯坦将成为全球第一个应用中国具有自主知识产权的ACP1000核反应堆的国家。

有迹象显示，除巴基斯坦之外，阿根廷或许会成为ACP1000的下一个海外客户。

CAP1000/CAP1400是国家核电技术公司在引进西屋AP1000核电技术的基础上“引进、吸收、消化、再创新”开发的三代核电机型。

国家核电技术公司目前的海外重点市场是南非和巴西，采用的机型将是具备自主知识产权的三代核电CAP1400。

CPR1000、AP1000和EPR1000的分级标准

C级非安全级
仪控设备
1E 级 NC（含 SR 类） * 注 3
C级非安全级(含 D 类)
构筑物
LS
NC
C 级(安全级为 B 级) 非安全级
抗震Ⅰ类
C-I
抗震分类
抗震Ⅱ类
C-II
非核抗震类
NS
RCC-M
ASME 第 III 卷
B 篇：1 级设备
NB 篇：1 级设备
规安全级机械设备
范
C 篇：2 级设备 D 篇：3 级设备
总体技术规范名称
CPR1000 机组
EPR1000 机组
压水堆核电站系统设计和建造规则 RCC-P(1991 年第四版+1995 修订) PSAR 各章第 0 节
压水堆核电站核岛机械设备设计和 RCC-M(2000 年版+2002 年版补遗)
建造规则
RCC-M(2000 年版 +2002、2005、2007 年版补遗)
CPR1000、AP1000 和 EPR1000 的物项分级和标准 1、CPR1000 和AP1000 的物项分级
1／2
项目
CPR1000 * 注 1
AP1000
分级依据
三项基本功能：反应性控制、余热排出和放射性包容
分级方法
以确定论方法为主，辅以概率论方法和工程判断
遵循的法规和标准
国内相关法规和标准法国 RCC 系列标准 RCC-M 借鉴了 ASME 吸收了法国工业发展实践中所取得的成果
压水堆核电站土建设计和建造规则 RCC-G(1986 年版)
ETC-C(2006 年 B 版)
RCC-I(1983 年版+1987 年应用，对
压水堆核电站防火设计和建造规则

CPR1000压水堆核电站的电动辅助给水泵性能分析

破口处的流量被孔板限制在小于２０ｍ／。５３ｈ电动辅助给水泵为低比转速多级泵。对于低
采用类似图１所示的多级泵结构。辅助给水泵将水注人３台蒸汽发生器，任意２台辅助给水泵并联运行均能满足系统功能要求。
７叶 — — ７轮＝ —
１０．８＋６ｎ。
＝ — — — — — １
Ｉ６ｘ４８７＋０８．
．
：．５０９

破口流量：一７３（１０ｍ／取决于Ｈ～ｈＱ曲线陡度，越陡破口流量越小）
可用汽蚀余量
１．（１３）２ｍ１０ｍ八５１
英文缩写）
关键词：核电站用泵电动辅助给水泵
无量纲性能曲线
功率极大值
１前
言
配套电机功率限制最大功率为５０ｋ６Ｗ。电动辅助给水泵有２个正常流量，要求此流量下有尽可能高的效率；另外还有一个管路破口流量，要求此流量下，不超过配套功率。
・
１・６
小番柱采
２１年第２００期
ＣＲ００压水堆核电站的电动辅助给水泵性能分析Ｐ１０
许德忠
（中广核工程有限公司）
赵
静
（中科华核电技术研究院）
摘要：ＣＲ００电站的电动辅助给水泵流量范围宽广，而其配套电机功率有限制值，导致设计时水力模型选择Ｐ１０核会遇到一定困难。本文用无量纲性能曲线分析水力性能最高效率点参数及功率极大值点的流量，从理论上指出使辅助给水泵性能达到规定要求的应采取做法，有助于国产化过程中快速完成水力模型的研发。（ＰＣＲ是 “ 中国压水堆” 的

目前国内AP1000、CPR、EPR1000三种核电站的比较

1、EP1000主要的设计特点包括：
降低运行和检修人员的辐照剂量 EPR运行和检修人员的辐射防护工作将进一步加强：集体剂量目标确定为0.4人希弗特/堆年，与目前经济合作与发展组织国家核电站的平均剂量（1人希弗特/堆年）相比，将降低一倍以上。目前法国核电站检修人员的人希弗特集体剂量水平约合人均剂量5毫希弗特/年（5mSv）。换言之，法国核电站工作人员的平均剂量等同于法国天然放射性当量。 EPR考虑内部事件的堆芯熔化概率6.3×10-7/堆年，在电站寿期内可用率平均达到90%，正常停堆换料和检修时间 16天，运行维护成本比现在运行的电站低10%，经济性高。建造EPR的投资费用低于1300欧元/千瓦，发电成本低于3 欧分/kWh。
1、EP1000主要的设计特点包括：
安全性高 EPR通过主要安全系统4列布置，分别位于安全厂房4个隔开的区域，简化系统设计，扩大主回路设备储水能力，改进人机接口，系统地考虑停堆工况，来提高纵深防御的设计安全水平。EPR满足法德两国核安全当局提出的“加强防范可能损坏堆芯的事件，缓解堆芯熔化的放射性影响” 两方面的要求，具有更高的安全性。
1、AP1000主要的设计特点包括：
仪控系统和主控室设计 AP1000仪控系统采用成熟的数字化技术设计，通过多样化的安全级、非安全级仪控系统和信息提供、操作避免发生共模失效。主控室采用布置紧凑的计算机工作站控制技术，人机接口设计充分考虑了运行电站的经验反馈。
1、1994年，欧洲用户集团会同西屋公司及其工业合作伙伴 GENESI（一个意大利企业集团，包括ANSALDO和 FIAT），启动了一项名为 EPP（欧洲非能动型核电站）的计划，以评估西屋公司非能动核电站技术在欧洲的应用前景。已完成以下主要工作：（1）评估了欧洲用户要求（EUR）对西屋核岛设计的影响；（2）确定了满足EUR 的1000MWe级非能动核电站的基准设计（EP1000），并期望在欧洲获得设计许可。对于安全系统和安全壳，基准电站设计基本上采用了西屋公司简化压水堆（SPWR）的设计，而在EP1000基准设计中的辅助系统设计部分，则是根据AP600进行设计的。但是，EP1000同样具有满足EUR和欧洲取证许可要求的特点

CPR1000核电蒸汽转换器系统(STR)设计特点

冷凝水流量壳侧（介质）冷给水出口压力给水入口温度
给水出口温度
４９０ｋｈ００ｇｒ／１ｂｒ２ａ．ａ１５０ｏＣ
１５７ ℃
求的蒸汽，时为辅助蒸。同
３设备功能
３１蒸汽转换器— — 带保温层的碳钢压力容器。利用主蒸汽加热给．
国设计自主化、备本地化、设自主化、设建运行自主化水平最高且以国内运行业绩最佳核电站为参考基础的设计方案，一个先进、熟、是成安全、济的，经町以自主批量建设的“ 代加 ” 二主力堆型『］１。在我国引进、消化、收、吸大批量建设第三代先进核电站之间的过渡期，分建设部ＣＲ１０Ｐ００核电可满足圈家核电发展规划对核电站建设的进度要求。
２１００年
第３期３
ＳＩＮＥＥＨＯＯＹＩＦＲＡＩＮＣＥＣ＆ＴＣＮＬＧＯＭＴＯＮ
０电力与能源０
科技信息
ＣＲＯ０ＰＩ０核电蒸汽转换器系统（Ｒ设计特点Ｓ）Ｔ
孙琳 ’ 李振（．１广东省电力设计研究院广东广州５０６；．１６３２河南省电力勘测设计院河南郑州
【摘
４００）５０７
要】文从系统设计、行控制方式及设备布置等方面对ＣＲ１０本运Ｐ００核电机组蒸汽转换器系统进行介绍，核电设计、备制造等提为设

CPR1000核电系统简介

中广核吸收M310运行经验后
中广核与2004年推出该技术
❖ 岭澳核电站二期、红沿河核电站、阳江核电站采用CPR1000技术方案。
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CPR1000采用的新技术
• 事故定向转为状态定向
• 采用堆坑注水技术
• 主回路采取LBB理念
设计理念
设计工具
CPR1000主要特性
• 数字化仪控技术 • 半速汽轮发电机组 • 堆芯新型燃料 • 新型压力容器
• 三维工具进行设计校核、碰撞检验
• 三维可视化进度控制
新型设备
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事故定向转为状态定向
CPR1000主要特性
➢ 减轻操作员负担，降低人因失误； ➢ 有利于处理多重事故； ➢ 有利于与严重事故处理规程接口。
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堆坑注水技术
CPR1000主要特性
➢ 有利于防止或延迟压力容器RPV熔穿； ➢ 防止堆芯熔融物与混凝土反应，防止安全壳底板熔穿； ➢ 抑制安全壳内氢的产生量； ➢ 安全壳保持完好性的概率提高。
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数字化仪控系统
CPR1000主要特性
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有助于提高核电厂安全性、经济性
扩展性好，可及时采纳先进计算机技术
有利于专家系统的建立
可较大程度上适应仪控设备更新换代
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采用半速汽轮机组
CPR1000主要特性
➢ 提高机组效率，继而提升电价竞争力； ➢ 半速机组的供货商选择范围较大，可以形成多家厂商竞争的局面。
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Contents
核电站发展趋势核电站基础知识 CPR1000主要特性 CPR1000核岛结构 CPR1000系统知识

ACPR1000较CPR1000核电站堆型技术改进及大修关注点

ACPR1000较CPR1000核电站堆型技术改进及大修关注点2.辽宁红沿河核电有限公司，辽宁省大连市 116000摘要：CPR1000是一款成功的二代加核电站堆型，也是我国建造最广泛的百万千瓦二代加核电站。

ACPR1000堆型是在CPR1000堆型数十年安全运行的基础上，充分借鉴福岛核事故的经验反馈改进而来。

它可以抵御多重故障叠加等极端工况，各项技术经济指标达到了国际三代核电技术先进水平。

本文介绍了在ACPR1000堆型技术改进后，新增的设备和功能对机组大修的影响。

关键词：ACPR1000；核电堆型；机组大修1.ACPR1000堆型简绍CPR1000是中广核在M310基础上研发出的第一个核电型号，从学习引进到充分“消化吸收”，通过一系列技术改进，CPR1000相比原型M310机组，电功率提升到108万千瓦。

CPR1000是一款成功的二代加核电站，也是我国建造最广泛的百万千瓦二代加核电站。

在CPR1000成功研发的基础上，中广核集团对CPR1000进行了十大技术改进，包括更大的容量、简化的反应堆化学和容量控制系统、优化的集散式控制系统、更长的设计寿命和更大的安全裕度等，从而研发出ACPR1000。

ACPR1000的堆芯包括157个燃料组件，堆芯仪器从RPV的顶部插入。

在核蒸汽供应系统中，蒸汽发生器的传热面积比CPR1000大了28%，稳压器增加了26%，反应堆容器的设计寿命也延长到了60年。

ACPR1000是“具有三代核电特征”的核电技术。

为方便叙述本文将CPR1000简称一期，ACPR1000简称二期。

2.技术不同点在大修中的应用2.1 柴油机改进二期LHP/Q柴油机厂家与一期一致，均为陕柴生产的SXD18PA6B型柴油机，主要改进为将非安全相关的功能由可编程逻辑控制器（PLC）实现，安全相关的功能仍由继电器来实现。

柴油机辅助系统相关仪表由就地显示仪表改为可远传的仪表（即由LT/LP改为MT/MP），以实现设备运行状态的监视和控制。

CPR1000

CPR1000核电厂棒位指示系统改进建议商静，等CPR1000核电厂棒位指示系统改进建议Suggestions for Improving the Rod Position Indication Systemin CPR1000 Nuclear Power Plant高I f董滅笱硗龙(深圳中广核工程设计有限公司，广东深圳518172)摘要：RCC -P中要求核电厂要设计棒位测量与指示系统，用来测量、指示控制棒在堆芯内的高度，处理相关的报警指示以及测量落棒时间等。

为了满足反应堆安全运行的要求，确保核电厂的经济性，需要不断完善、优化棒位测量与指示系统的设计。

目前 C P R1000核电厂中棒位测量与指示系统R P I总体运行状况良好，同时也暴露了一些弊端。

通过对以往C P R1000中R P I在安装、调试、运行过程中遇到的问题进行调查、分析、总结，从系统功能、设备实现法案、信号处理、施工设计等方面提出若干合理化改进措施，为我国自主设计三代核电技术中的R P I系统提供参考建议。

关键词：核电厂C P R1000安全系统棒位棒控探测器传感器中图分类号：TH7;TP21 文献标志码： A D O I：10.16086/j. cnki. issnlOOO -0380.201511022Abstract：In RCC -P, the rod position measurement and indication system shall be designed in nuclear power plant for measuring and indicating the height of control rod in the core, handling relevant alarms and measuring the rod drop time, etc. In order to meet the requirements of safety operation of the reactor, and guarantee economic performance of nuclear power plant, continuous improvement of the design of the rod position measurement and indication system is necessary. At present, the operating conditions of rod measurement and indication (RPI) systems in CPR1000 nuclear power plants are good, but some malpractices are also exposed, through investigating, analyzing and summarizing the problems in installation, commissioning and operation processes of RPI in CPR1000, some rationalizing improvement measures are proposed from the aspects of system functions, equipment implementing scheme, signal processing and construction design, e t c., to provide reference suggestions for independently designing RPI systems in our 3rd generation nuclear power technology.Keywords ：Nuclear power plant CPR1000 Safety system Rod position and rod control Detector Sensor〇引言法国90万k W压水堆核电厂系统设计和建造准则RCC- P第2.1.1.3. 3章节中针对核电站中反应性控制明确规定:堆芯反应性控制方案应具有功能多样性，即能保证在各种正常运行工况下（包括从临界到功率运行，再到停堆过程）使用功能多样化的两种手段控制堆芯反应性。

CPR1000核电机组穹顶整体吊装施工工法(2)

CPR1000核电机组穹顶整体吊装施工工法CPR1000核电机组穹顶整体吊装施工工法一、前言CPR1000核电机组是我国自主研发的第二代压水堆核电机组，其建设需要使用到穹顶整体吊装施工工法。

穹顶整体吊装施工工法是一种高效和安全的施工方法，可以确保核电机组的穹顶能够准确地安装到指定位置，并保证施工质量达到设计要求。

本文将介绍该工法的特点、适应范围、工艺原理、施工工艺、劳动组织、机具设备、质量控制、安全措施、经济技术分析和工程实例。

二、工法特点穹顶整体吊装施工工法具有以下特点：1.高效快速：利用吊装设备将整个穹顶一次性吊装到指定位置，不需要分段吊装，从而加快了施工进度。

2. 安全可靠：吊装过程中采取了严格的技术措施，能够保证穹顶的稳定和安全，有效避免了吊装过程中的风险。

3. 设备简单：吊装设备相对简单，不需要大量的专业设备，可以减少施工成本。

4. 施工现场干净整洁：吊装整体完成后，不需要对现场进行大规模的拆除和清理，减少了施工现场的污染和环境影响。

三、适应范围穹顶整体吊装施工工法适用于CPR1000核电机组以及其他类似的大型核电机组的穹顶的施工。

由于该工法具有高效快速和安全可靠的特点，可以适应各种不同的建设环境和施工条件。

四、工艺原理穹顶整体吊装施工工法的工艺原理是通过吊装设备将整个穹顶一次性吊装到指定位置。

在施工前，需要根据施工图纸和设计要求，确定吊装位置以及吊装设备的选择和布置。

同时，还需要制定相应的施工工艺和技术措施，确保吊装过程中的稳定和安全。

五、施工工艺穹顶整体吊装施工工法主要包括以下施工阶段：1. 准备工作：包括确定吊装位置、布置吊装设备、检查吊装设备的安全性、组织人员进行安全交底等。

2. 预装吊钩：在穹顶上预装吊钩，确保吊装过程中的平衡和稳定。

3. 吊装准备：将吊装设备就位，根据设计要求将吊装设备连接到穹顶上的吊钩，并进行检查和试运行。

4. 吊装操作：对吊装设备进行操作，将整个穹顶吊装到指定位置，并通过调整吊装设备的工作参数和角度，确保穹顶的平衡和稳定。

CPR1000土建施工管理(核电工程)

核岛及核岛BOP
4.

核辅助厂房（NX）
核辅助厂房长约50m，宽46m，高21.5m (排风和进风间除外)，位于两个反应堆厂房中间并紧靠着电气厂房，厂房内有核辅助系统的设备、两堆公用的放射性废料贮存和处理设施及其所需的通风和吊装设备。核辅助厂房的8NC/ND区与中间冷却系统(RRI) 区(该区有两部分(8NE和8NF)，长为46m，宽为 23m)共用一基础底板，8NA/NB与电气厂房的中间部分(8LX)共用一基础底板。基础底板和上部结构均为钢筋混凝土结构,两块基础底板和相应的上部结构之间设伸缩缝,厂房与相邻结构也用伸缩缝隔开,止水带嵌于缝中。

岭澳二期核电站2*900MW核反应堆安全壳为圆筒形带有球壳状穹顶的预应力混凝土结构，由基础地板，筒体墙，环梁和穹顶四部分组成，沿筒体墙外侧均匀分布四个扶壁柱，用来锚固筒体墙水平钢束。安全壳预应力钢束主要分布在筒体墙和穹顶内。预应力体系采用法国Freyssinet的“K”系统。预应力系统工程的施工主要包括：孔道成型（预埋管道），钢束的穿束，张拉和孔道的灌浆4大部分。
核岛及核岛BOP
4.

厂区保卫围栏系统
围栏系统分为3个等级，控制区（ZS）、保护区（ZP）、要害区（ZR）：

控制区（ZS）——现场边界四周的围栏；保护区（ZP）——辅助生产厂房四周的围栏、开关站周围的围栏；要害区（ZR）——核岛、联合泵房四周的围栏。
二、特殊的结构及专项工程
核电站建造中有不少特殊的结构及专项工程：一．安全壳预应力系统：
二、特殊的结构及专项工程
四．
特殊门
1.

核电特种门包括防火门、半气密门、气密门、生物屏蔽门、抗龙卷风飞射门（分轻型和重型）。防火门防火门的三个等级如下： — 耐火极限1小时的防火门； — 耐火极限1.5小时的防火门； — 耐火极限2小时的防火门。门两面耐火等级相同，装有温控开关装置，以熔丝在 70℃温度时激发起动。门框用1.5mm钢板，门扇双面均用1.2mm钢板，厚60mm。门芯填充料1和1.5小时耐火极限的硅酸铝纤维毡，硅酸铝纤维针刺毡；2小时耐火极限的全面采用硅酸铝纤维毡。

CPR1000核电厂辅助电源开关站母差极性验证方案与实践

CPR1000核电厂辅助电源开关站母差极性验证方案与实践摘要：CPR1000核电厂辅助电源开关站为220kV双母线结构，通过辅助变压器为发电机组提供后备电源。

机组功率运行及大修期间，辅助变分别为空载及轻载运行，无法达到技改后母线差动极性验证最小负荷要求。

本文对在运核电厂辅助电源开关站母线保护技改后差动极性验证方案进行了探讨，经分析提出了以辅助变压器环流为核心的试验方法，并在某核电厂母线保护老化改造项目实践中得到了验证，希望能对其他电厂母线保护、辅助变压器保护技改后差动极性验证工作提供参考。

需要注意的是，应对试验期间辅助变压器容量是否满足设计工况容量进行核算，本文也给出了核算方法。

关键词：核电；母线差动；极性验证引言为避免差动不正确动作，差动保护应在极性验证正确后投入运行。

差动极性验证的常用方法包括一次通流试验和带真实负荷试验。

在役CPR1000核电厂的220kV辅助电源开关站承担着机组后备电源的重任，不允许轻易停运，且变压器处于备用时并不带任何负载，一次通流、真实负荷试验不具备条件。

母线保护、变压器保护技改后，面临无法进行差动极性验证的困难。

本文在分析了辅助变压器设计工况容量，实测了南瑞、深瑞等主流母线保护装置相位识别最小电流幅值，并计算了两台辅助变并列运行后调整一台变压器有载调压分接头形成环流时的档位差、环流幅值和变压器剩余总容量之间的关系后，提出了以220kV母联电流作为参考基准，利用辅助变压器间环流验证母线保护差动极性的方法，并在某CPR1000核电厂220kV开关站（见图1）母线保护技改后差动极性验证工作中得到良好应用。

1.220kV开关站及母线保护配置图1 CPR1000核电厂220kV开关站单线图如图1所示，开关站为典型双母线结构，共有两条线路（线路甲、线路乙）和七台变压器（施工变、#1～#6辅助变），开关站正常运行时各开关、隔离刀闸分合状态见图中标示。

发电机组功率运行期间，要求相应的辅助变处于空载备用状态，不允许停运。

核电各种技术简单分析

核电各种技术简单分析一、自主品牌：CNP1000——中国百万千瓦级核电站CNP1000型核电站使中国百万千瓦级核电站的设计寿期从目前的40年延长到60年，核燃料换料周期从目前的12个月延长到18个月，机组可利用率将从目前的75%左右提高到87%，上网电价可控制在5美分/千瓦时以下，CNP1000的比投资将下降到1300美元/千瓦以下CNP1000无论是性能上、经济上、安全上都达到了国际上第二代改进的水平。

NP1000主要性能指标为：电站设计寿命60年，堆芯热工裕量大于15%，堆芯熔化概率小于1X10-5/堆年，大量放射性物质释放概率小于1X10-6/堆年，机组可利用率大于87%，换料周期为18个月，比投资小于1500美元/千瓦。

如批量生产，比投资可达到1300美元/千瓦以下。

NP1000主要有10项设计改进：一、改进堆芯设计，降低功率密度，提高堆芯安全裕度;二、改进电站布置设计，采用单堆布置和满足实体分隔、防火要求的核岛布置方案;三、改进安全系统设计，提高系统可靠性;四、改进安全壳系统设计，加大安全壳容积;五、采用先进的分布式数字化仪表控制系统，提高电厂的可用性和安全性，提高自动化控制水平和可操作性;六、考虑了严重事故下的氢气控制措施;七、设置安全壳内换料水箱，取消安注和喷淋再循环切换，提高系统可靠性;八、设置堆腔淹没系统，防止在严重事故下堆芯熔融物熔穿压力容器;九、采用LBB技术，取消或减少防甩装置;十、汽轮机组采用半速机，提高电厂效率。

CNP1000设计的主要特点①燃料组件177盒，降低线功率密度，采用AFA3G燃料组件提高安全裕量。

增大功率，提高经济性。

②18个月换料，低泄漏，提高经济性。

③大直径反应堆压力容器(内径为4340mm)，增加水装量，降低容器壁面中子注量，提高安全性，并满足60年寿期要求。

④稳压器容积为51m3，稳压能力增强。

⑤采用预防和缓解严重事故的有效措施，降低堆芯损坏和放射性大量释放的概率。