1000MW级压水堆安全壳压力温度计算分析
关于压水堆安全壳功能设计审评的相关问题的探讨
安全壳 设计 反应堆 冷却剂系 统管道破裂
主泵吸 入 口双端 断裂
安全壳隔 间设计 压力容器入 口管嘴双端 断裂
压力容器 出口管嘴双 端断裂
二次侧 管道破裂
冷段双端 断裂 稳压 器波动管双 端断裂
安全壳 喷淋系统误动 作
在 压 水 堆 核 电厂 安全 壳功 能 设计 的审评 过
１ 压水堆 安全壳功 能设计的基本 内容
根据美 国核管理委员会管理导则 Ｒ Ｇ１ ． ７ ０ 《 核 电厂安全分析报告的标准格式和内容》 ， 核电厂安 全分析报告中安全壳功能设计的主要内容有： 安
二 回路管道 破裂所造成 的安全 壳高温 、高压 外 ，
检查，仪器仪表要求等。在安全壳功能设计中主 要分析的假想事故谱见表 １ 。
表 １ 安全壳功能设计 中主要分析的假想事故谱
Ｔａ ｂ ｌ ｅ ｌ Ｓ ｐ ｅ ｃ ｔ ｒ ｕ ｍ ｏ ｆ ｐ ｏ ｓ ｔ ｕ ｌ ａ ｔ ｅ ｄ ａ ｃ ｃ ｉ ｄ ｅ ｎ ｔ ｓ ｄ ｕ ｒ ｉ ｎ ｇ ｍａ ｉ ｎ
２ 压 水堆 安全壳 功 能设计分析 的有 关问 题讨论
２ ． １ 假想失水事故中的质量和能量释放分析
对 于假 想失水 （ Ｌ ＯＣ Ａ）事故分析 ，应 明确
事故中的质量和能量释放分析，用于堆芯应急冷 却系统性能研究的安全壳最低压力分析、试验和
所应用的计算机程序及所采用的分析模型；应对 反应堆冷却剂系统管线的各个破 口部位和各个部
（ 环境保 护部核与 辐射 安全 中心 ， 北京 １ ０ ０ ０ ８ ２ ）
CPR1000压水堆1000MW级核电机组主变压器安装技术9页word
CPR1000压水堆1000MW级核电机组主变压器安装技术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3×400MVA，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：3×400MVA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 MVA（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。
2.充氮存放应符合下列规定：- 试验证明符合a）中的要求时，允许充氮存放；- 按相应的技术条件充入高纯度氮气(纯度≥99.99%，露点≤-40C，其压力为30kPa；- 每天至少巡查两次，记录压力及补入氮气；3.对于充油运输的拆卸件如套管式电流互感器等要带油存放。
1000MW压水堆核电机组二回路热力系统的经济性分析_潘诚(1)
1000MW 压水堆 核电机组二回路热力系统的经济性分析 潘 诚1,李鹏飞21.河南省电力勘测设计院,河南郑州 4500072.中广核工程有限公司,广东深圳 518031[摘 要] 发展核电是降低CO 2排放的重要途径之一,到2020年我国核电运行装机容量将达到40000MW 。
对某1000M W 压水堆核电机组二回路热力系统建立了数学模型,并进行了热经济性分析。
结果表明,该机组的热效率为35.53%,汽耗率为5.068kg /(kW ·h )。
[关 键 词] 核电站;1000M W 机组;压水堆;二回路;热力系统;热经济性[中图分类号] TL48;TM 621.4[文献标识码] A[文章编号] 1002-3364(2011)08-0022-03[DOI 编号] 10.3969/j .issn .1002-3364.2011.08.022ANALYS IS OF EC ONOMIC EFFICIENCY FOR TW O -LO OP THERM ODYNAMICSYSTEM IN 1000MW PWR NUCLEAR POWRE PLANTPAN Cheng 1,LI Pengfei 21.H enan Provincial Electric Pow er Su rvey and Design Institute ,Zhengzhou 450007,Henan Province ,PRC2.Zh ongguang Nuclear Pow er E ngineering Co Ltd ,S henz hen 518031,Guangdong Province ,PRCAbstract :The developm ent o f nuclear pow er is an impor tant w ay to reduce CO 2emissio n .By 2022,the installed capacity of nuclear po wer units in china w ill reach 40million kilo wa tts .A mathematical model of tw o -loo p thermody namic sy stem fo r a 1000MW pressurized w ater reacto r (PWR )nuclear pow er u -nit has been established ,and the w o rk o f the rmal economic efficiency being carried out .Results show that the thermal efficiency of said unit is 35.53%,and the steam co nsum ption rate being 5.068kg /(kW ·h ).Key words :PW R ;nuclear pow er ;1000MW unit ;tw o -loop ;the rm ody namic system ;thermal economic efficiency作者简介: 潘诚(1971-),男,上海人,高级工程师,主要从事电力工程设计和管理。
1000MW级压水堆国产化安注箱制造、监造
1000MW级压水堆国产化安注箱制造、监造摘要：本文介绍了CPR1000型压水堆安注箱的设计参数、主要制造过程，其分别从安注箱的功能和结构、主要制造工艺及关注重点、典型不符合项三个方面进行阐述，为我国自主设计、自主制造的CPR1000型核电项目的制造、监造工作提供一个参考和借鉴，提高1000MW级核电国产化能力。
关键词：安注箱；核电；装配；水压1．概述1．1 安注箱简介为减轻可能事故所造成的后果，核电厂设有反应堆专用安全设施，安全注入系统（RIS）即为专设安全设施中的三个主要系统之一，分为高、中、低三个安注分系统。
安注箱是中压安注系统里的主要设备之一，在核岛中每个机组有三台安注箱（Accumulation Tank 直译蓄势器），安注箱内存含硼水，上部空腔充填绝对压力约为4.2MPa的氮气，当反应堆冷却剂系统压力降到安注箱压力以下时，由氮气压力将含硼水注入反应堆冷却剂系统冷段，能在短时间内淹没堆芯，避免燃料棒熔化，从而保证反应堆系统的安全性和完整性。
其制造要求非常严格，过程控制极其苛刻，验收检查程序相当严密。
[1]安注箱为圆柱形的直立容器，筒体两端用两个半球形封头封闭，容器上设有一个人孔和几个管嘴，靠焊接在下封头上的裙座支撑，现场安装时用18个地脚螺栓将其固定到支撑地板上。
其主要尺寸：上封头SR1792.5×δ40（δ37min）、下封头SR1792.5×δ47（δ44min）、筒体φ3578±10×76、裙座φ3606×20；最大外形尺寸~4237×3894×6648。
其主要结构材料下：壳体、封头材质：Z2CN19.10AC人孔螺栓材质：X6CrNiCu17.04地脚螺栓材质：42CrMo41.2 安注箱设计、制造规范及标准[2]《民用核承压设施安全法规》HAF003法国《压水堆核岛机械设备设计和建造（RCC-M）》《安注入箱（3/4RIS001/002/003BA）技术规格书》安注箱主要制造、检验标准见下：《制造质量计划》《射线检查通用规程》《射线检查专用规程》《渗透检查通用规程》《渗透检查专用规程》《核电车间用品技术条件》《核电产品目视检查规程》《核电产品尺寸检查规程》2．主要制造工艺及关注重点2.1上、下封头及筒体制造安注箱封头是由6块瓜瓣与1个顶圆拼焊而成，因此，对于每块瓜瓣的形状尺寸要求非常严格，为确保每块瓜瓣成形合格，必须从压制工艺上采取措施予以保障。
高温高压作用下基于数值仿真的安全壳力学响应分析及承载力研究
第 39 卷第 4 期2023 年8 月结构工程师Structural Engineers Vol. 39 ， No. 4Aug. 2023高温高压作用下基于数值仿真的安全壳力学响应分析及承载力研究鲁正1，2，*范俏巧1谢孟宏1蒋迪3宋孟燕3柳祥千1周映旻1（1.同济大学结构防灾减灾工程系，上海 200092； 2.同济大学土木工程防灾减灾全国重点实验室，上海 200092；3.中国核电工程有限公司，北京 100840）摘要安全壳结构是核反应堆的最后一道屏障，具有重要作用。
为进一步深入研究安全壳的包容能力，以某一新型压力水堆核反应堆安全壳为研究对象，采用ABAQUS有限元软件，并结合Rhino、Grasshopper等第三方软件进行数值仿真分析，以研究其在严重事故（高温高压双重作用）条件下安全壳各组分的力学变化全过程。
结果表明：高温高压荷载作用下混凝土开裂更易发生；安全壳结构首先发生混凝土层开裂，最终由于钢衬里大面积屈服、撕裂而导致其失去包容能力，从而功能性失效。
关键词安全壳，混凝土，预应力，数值仿真Numerical Analysis of Mechanical Response and Load-bearingCapacity of Containment under High Temperature and PressureLU Zheng1，2，*FAN Qiaoqiao1XIE Menghong1JIANG Di3SONG Mengyan3LIU Xiangqian1ZHOU Yinmin1（1.Department of Disaster Mitigation for Structures，Tongji University， Shanghai 200092， China；2.State Key Laboratory of Disaster Reduction in Civil Engineering，Tongji University， Shanghai 200092， China；3.China Nuclear Power Engineering Co.，Ltd.， Beijing 100840， China）Abstract The containment is the final barrier of the nuclear reactor and it plays an important role in the engineering project. In order to further investigate the mechanical properties of the containment and study the whole developing process of each component under the action of severe accidents （double loads including high temperature and high pressure），this paper takes a new type of pressure water reactor nuclear reactor containment as the research object，uses ABAQUS finite element software，and combines with Rhino & Grasshopper to conduct numerical approach analysis. Concrete cracking is more likely to occur under high temperature and high pressure loads， which needs special attention. According to the failure criteria， firstly the concrete layer cracks and the whole structure loses its capacity and comes to the failure stage due to extensive yielding and tearing of the steel liner.Keywords containment， concrete， prestress， numerical analysis收稿日期：2022-04-05基金项目：国家重点研发计划（2020YFB1901402）*联系作者：鲁正，男，工学博士，教授，主要从事结构抗震和力学分析研究。
CPR1000压水堆主回路系统介绍
中国核工业第二三建设公司红沿河项目部 单击此处编辑母版标题样式
1.2沸水堆 沸水堆也是一种轻水堆，它与压水堆的本质区别是降低了 一回路的冷却水的工作压力，允许一回路冷却水在堆芯内发生 沸腾。并将产生的蒸汽直接送到汽轮机发电。沸水堆冷却剂工 作压力约为6.86MPa。另外，在沸水堆中采用再循环流程，通 过再循环泵调节堆芯内冷却剂流量，采用这种系统，在控制棒 位置不变动的条件下，功率可增加25%。
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1.3重水堆 重水堆是用重水（D2O）来作为慢化剂。重水 具有中子吸收截面小而慢化性能好的特点，中子的 利用率高。因此可也直接采用天然铀作为反应堆的 燃料，而不受浓缩能力的限制，这是重水堆突出的 优点。但是由于重水的价格较贵，为减少重水泄漏 损失，相应的使反应堆及重水设备回路的设备制造 复杂。
中国核工业第二三建设公司红沿河项目部 二、 AP1000与EPR简介 单击此处编辑母版标题样式
2.1 AP1000 西屋公司在已开发的非能动先进压水堆AP600的基础上开发 了AP1000。简化的非能动设计提高了安全性和经济性。 AP1000主要安全系统，如余热排出系统、安注系统、安全 壳冷却系统等，均采用非能动设计，系统简单，不依赖交流电 源，无需能动设备即可长期保持核电站安全，非能动式冷却显 著提高安全壳的可靠性。安全裕度大。针对严重事故的设计可 将损坏的堆芯保持在压力容器内，避免放射性释放。
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（4）对环境的污染小。由于采用性能稳定的氦气作为冷却 剂，反应堆一回路放射性剂量较低，而且由于它的热效率高排 除的废热也比轻水堆少35-40%。因此,它是核电站中较清洁的堆 型，可以建在人口较密的城市。 （5）有综合利用的广阔前景。如果氦气温度达到900C0，与 氦气轮机直接连接，热效率可达50%。 高温气冷堆出口温度较 高，可以用与分解水，产生氢气和氧气，能量转换。 我国清华大学正在研究，准备和华能一起建造高温气冷堆 核电站。
AP1000设计理念核电
整理课件
1.5 主要特点(安全性提高)
反应堆堆芯损坏频率显著降低
整理课件
1.5 主要特点(成熟性设计)
反应堆和反应堆冷却剂系统 设计采过大量试验、 计算和验证
NRC 于2005年12月30日向西屋 公司颁发了AP－1000 标准设 计的“标准设计证书”
2.电厂布置
屏蔽厂房
屏蔽厂房是环绕安全壳容器的结构和环形区域。 在正常运行/事故状态期间, 屏蔽厂房与安全壳厂房 的内部结构为安全壳内的反应堆冷却剂系统和所有其它放 射性系统和部件提供所要求的屏蔽保护。 屏蔽厂房也为安全壳提供所要求的外部人为或非人为 的撞击保护。 屏蔽厂房是非能动安全壳冷却系统中整体的一部分。
1992年，AP600和ABWR作为新一代堆型，开始FORAKE（首项 工程）
1998年9月3日，NRC颁布了AP600最终设计批准书
1999 年12 月启动了AP1000 的研究开发工作，历时5年开发了 AP1000
2004年9月23日，西屋公司获得了NRC 关于AP1000 的“最终设计 批准书”
保守原则 需要大量安全级支持系统的配合 系统、设备多布置在安全壳外 热量向最终热阱的传递依靠能动力实现 对严重事故，缺乏针对性的设备及手段
整理课件
12
1.4 AP1000设计理念
NSSS: 基本采用二代技术,部分设备升级, 少量系统优化;
安全技术: 不放弃但不依赖已有的安全技 术和设备，尽量采用全新的非能动技术以 提高整个电站的安全性。（例如，柴油发 电系统、厂用水系统、正常余热导出系统、 辅助给水系统，等等）
严重事故规程（从设计上，缺乏系统的 和针对性的应对手段）
1000MW核主泵水力计算与压力脉动分析
科学技术创新2020.231000MW 核主泵水力计算与压力脉动分析霍泽宇（哈尔滨电气动力装备有限公司，黑龙江哈尔滨150000）核主泵又叫做核电站反应堆冷却剂主泵，是核电站系统的重要组成部分之一，主要功能是为核反应堆冷却剂提供循环的动力，核主泵的运行既要满足水力的功能性要求，保证运行的稳定，又要考虑到压力脉动的影响。
核主泵内部结构较为复杂，受到叶顶间隙和轮毂旋转等边界因素的影响。
本文通过试验，对轴流式核主泵进行研究，主泵由泵壳、叶轮罩、导叶以及叶轮等部件组成，结构见图1。
首先采用稳态方法计算栗整机流场，将数值与试验值对比分析，确定CFD 数值计算方式的准确，然后又在计算中设置15个压力脉动监测点，用来研究主泵内部的压力脉动规律等情况。
1泵参数及模型1000MW 核电机组轴流泵叶轮设计参数为:设计流量Q=23790m 2/h 、扬程H=97.2m 、运行转速n=1484r/min 、比转速n,=450。
叶轮有5个叶片、14个导叶片。
轴频率f=24.77Hz 、叶轮通过频率fy=123.83、导叶通过频率fd=346.7。
根据参数建立计算模型，由叶轮罩、叶轮、导叶和泵壳组成。
2稳态核主泵水力计算2.1网格及边界条件主泵水力网格的数量以及分布情况对计算结果都会产生一定的影响，直接关系到计算过程中主泵运行的稳定以及数值计算结果的准确。
模型计算中采用的是六面体网格，在旋转部件、流动比较剧烈的位置以及静态壁面等地方都用加密的网格控制。
网格如图2。
流体模型采用的是RNG k-ε模型，进口区域指定了流量，出口区域设定压力边界，壁面无滑移边界。
2.2结果分析在核主泵中，冷却用水从泵壳的进口到出口这一流动过程中是具有一定的能量变化的，图3显示的是主泵剖面压力分布情况。
从图3可以看出，在泵进口到叶轮前阶段之间冷却水压力损失，在叶轮的入口处压力最小，然后叶轮旋转对冷却水开始作用，冷却水的压力随之加大，而后冷却水经过导叶，导叶将冷却水整流并将水速转化为压力能，此时冷却水的压力处于最强，最后冷却水流出泵口，压力逐渐降低。
CAP1000与CPR1000机组的若干思考
CAP1000与CPR1000机组的若干思考1.引言CAP1000和CPR1000机组作为1000MW级压水堆代表堆型，在一回路压力控制方面有很多相似之处。
本文将分别从一回路水实体工况、一回路双相运行工况和事故工况三个方面对CAP1000和CPR1000機组的一回路压力控制进行对比分析。
2.一回路水实体工况在机组启动初期和停运后期的一回路水实体工况，主要通过控制流出一回路的冷却剂的流量控制一回路压力。
CAP1000机组通过化学与容积控制系统（CVS）的下泄流量控制阀控制一回路的压力。
在一回路水实体工况，控制信号来自下泄管线测量的压力信号，通常维持在2.15MPa；在下泄控制出现异常时，主控触发下泄压力高/低报警，当压力低于1.86MPa时，发出停反应堆冷却剂泵的信号。
在CPR1000机组中，通过化学容积控制系统（RCV）下泄流量调节阀来控制一回路的压力，控制信号来自RCP037MP测出的压力信号，压力整定值由操纵员手动设定，通常维持在2.4MPa至2.8MPa。
在主泵运行时，当一回路压力下降到2.3MPa，主控会触发“主泵运行且一回路压力低低报警”，需要操纵员手动停运主泵。
在CPR1000机组中，运行主泵的1号轴封装置的压差必须大于1.4 MPa，对应的一回路压力必须维持在2.4MPa以上，否则主泵1号轴封的动静环的水膜无法建立，可能导致主泵轴封磨损。
同时，由于主泵无法调频，主泵的汽蚀余量要求较高，因此，在水实体工况，对一回路压力控制要求更高。
在CAP1000机组中，主泵轴封的动静环的水膜建立通过控制主泵转速或倒转转速来保证，同时由于主泵可以调频，对汽蚀余量要求相对较低，因此，通过控制下泄管线的压力，间接控制一回路压力。
3.一回路双相工况在机组运行中发生的运行瞬态，将使反应堆产生的功率和二回路的输出功率之间产生不平衡（不匹配），这将导致环路中和反应堆内的冷却剂热胀冷缩。
这种由于体积变化而产生的压力波动通过稳压器压力控制系统进行控制[1]。
混凝土安全壳的LOCA温度场分布与温度内力分析_吴畅
(E-mail: seuhj@).
摘 要：在混凝土安全壳的结构设计中，LOCA 事故下的温度效应是不容忽视的问题。由于其温度变化具有较强 的瞬时特征，温度场在壳壁内的分布也具有显著的不均匀性，导致其内力计算较为复杂。而我国现行的安全壳设 计规范并没有对 LOCA 温度效应的计算与设计提出具体的方法。该文基于传热学分析方法计算得到了 LOCA 事 故下不同时刻安全壳壳壁内的温度场分布，可作为安全壳进行温度内力分析的基础；基于弹性力学理论，忽略结 构底端的约束效应，提出了安全壳结构在 LOCA 温度作用下的内力简化分析方法；采用有限元软件 ANSYS 对安 全壳结构在 LOCA 各时刻温度场作用下的应力、位移、内力等进行了详细分析，并与理论分析结果进行了比较， 结果表明两者在一定范围内吻合得较好。 关键词：混凝土结构；混凝土安全壳；失水事故；温度作用；温度内力 中图分类号：TU35 文献标识码：A
设壳内气体温度均匀的情况下，可认为此问题属于
一维热传导。对于厚墙，可当作半无限大物体处理。
因此，该问题可简化为半无限大物体的一维热传导
问题。
1.2 LOCA 发生前壳壁内的初始温度场
根据稳态导热理论，对于常物性的一维稳态平
壁导热问题，平壁内的温度梯度为常数，因此平壁
内的温度场为直线分布，即：
T1 ( x)
安全壳壳壁内已经存在的温度场，它是由外部环境
温度和内部运行温度引起的，属于稳态导热过程，
压水堆核电厂钢制安全壳设计建造规范-编制说明
国家标准《压水堆核电厂钢制安全壳设计建造规范》编制说明（征求意见稿）标准编制组2019年12月压水堆核电厂钢制安全壳设计建造规范一、任务来源及计划要求本标准按照国家重点研发计划课题“基础通用与其它关键技术标准研究”（课题编号2017YFF0208004）任务书的要求以及与核工业标准化研究所签订的合同（合同编号为ISNI-KY-24-2019）内容进行编写。
本标准由上海核工程研究设计院有限公司主编。
按照下达的计划，本标准计划于2019年12月31日前完成征求意见稿；于2020年3月31日前完成送审稿；于2020年6月30日前完成报批稿。
二、标准编制组组成本标准由上海核工程研究设计院有限公司主编，编制组成员组成如下，详见表1。
表1：标准编制组成员名单三、编制过程3.1 总体过程本标准的制定过程主要分为前期准备、征求意见稿编写阶段、送审稿编写阶段和报批稿编写阶段。
3.2 前期准备（2017年7月-2018年12月）主要任务是成立标准编制小组，明确分工要求，分解工作任务、文件收集和调研分析、明确标准编制的进度控制。
在前期准备阶段成立标准编制小组和明确工作任务后，开展调研和文件收集工作。
根据依托项目实施经验，确定了本标准编制的主要依据为ASME 规范NE 分卷，并参考国内压力容器设计规范（GB 150-2011）。
此外还参考了相关的SRP 及RG导则进行规范的编制工作。
根据核电标准体系研究的前期工作分析结果，确定本标准的最初框架结构为：前言、目次、范围、术语和符号、总论、材料、设计、制造和安装、检测、试验、超压保护和附录。
之后根据多次讨论和修改进行了必要的调整。
3.3 征求意见稿编写（2019年1月-2019年12月）编制组在对参考文件进行详细分析的基础上，结合我国现状起草了本标准的工作组讨论稿，并在院内征求了专家意见。
在具体章节编写过程中，对于标准内容的定位和合理安排问题征求了有关专家的意见，最终形成本标准征求意见稿。
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
AP1000一回路系统及设备
323.9C 1505 1.447 13.6 17X17 157 4267
34
AP600 AP1000
堆芯直径/mm 反应堆压力容器内径 /mm 线功率/（kW/m） 3361 4000 13.45 3498 4000 18.73 53/16 11613 4.73 106.7 632.1
35
45/16 控制棒/灰棒 蒸汽发生器传热面/m2 6967.7 反应堆冷却剂泵 3.22 流量（m3/s） 73.2 扬程/m 传动惯量（kg.m2） 210.7
AP1000一回路系统及设备
1
西屋先进压水堆AP1000
概述
设计特点
一回路系统
燃料元件设计
主要系统设备
安全特性
2
AP1000的总体概况
AP1000是西屋公司开发的一种双环路1000 MW的压水堆核电机组，是AP600的延伸 保持了AP600的基本设计：
堆芯尺寸基本不变， 采用非能动的安全系统， 其设计与性能特点满足用户要求文件（URD）的要求
41 42 29
附加产房
总数
10
122 99 55
10
276 23
建筑模块
管道模块
机械设备模块
24
AP1000的设计特点
25
AP1000建造进度图
26
AP1000 建造进度表
27
建造成本
AP600 有很高成本竞争能力，发电成本预
计为 1300 ～ 1500 ＄ /kW ，低于“用户要求” 1475＄/kW AP1000 比 AP600 的总成本增加 11 ％，功率 提高了66％，发电成本大大降低 AP600的建造周期缩短到 36个月， AP1000 周期缩短到32个月
哈工程核学院压水堆热力系统初步设计说明书
压水堆核电厂二回路热力系统初步设计说明书摘要：该说明书介绍了一个１000ＭWe核电厂二回路热力系统设计及其设计过程。
该设计以大亚湾900MWｅ核电站为母型，选择了一个高压缸,三个低压缸，设有两级再热器的汽水分离器,四个低压给水加热器，一个除氧器,两个高压给水加热器。
蒸汽发生器的运行压力为６。
8MＰa，高压缸排气压力为0.81６MPa，一级再热器抽汽压力２.７18MPａ,低压缸进口过热蒸汽压力为0.７8４MPa,温度为２69.88℃,冷凝器的运行压力为5ｋＰa,给水温度为１94。
06℃。
高压给水加热器疏水逐级回流送入除氧器，低压给水加热器疏水逐级回流送入冷凝器。
排污水经净化后排进除氧器。
各级回热器和再热器的蒸汽分配合理，经过加热器后,蒸汽全部冷凝成疏水，整个系统电厂效率为36.25％.设计时,假设蒸汽发生器蒸汽产量为1,根据选定的合理的参数值可求出给水泵的耗汽份额为1。
7６％，假设低压缸进口蒸汽份额为a,低压回热蒸汽、再热蒸汽、高压回热蒸汽、除氧器加热蒸汽份额都可以用a表示.对除氧器列质量守恒、能量平衡方程即可求出a值，从而知道各设备的蒸汽分配。
利用各设备的蒸汽分配后可求出高压缸、低压缸比做功量，根据电功率要求可求出蒸汽发生器蒸汽产量，进而求出堆芯热功率，即可得出电厂效率。
对效率不满意时可调整合理调整各设备的运行参数,直至求出电厂效率满意为止.1、设计内容及要求：１。
1设计内容（1)确定二回路热力系统的形式和配置方式;（2)根据总体需求和热工约束条件确定热力系统的主要热工参数；（3)依据计算原始资料，进行原则性热力系统的热平衡计算，确定计算负荷工况下各部分汽水流量及其参数、发电量、供热量及全厂性的热经济指标；(４)编制课程设计说明书,绘制原则性热力系统图.1．2设计要求（1）了解、学习核电厂热力系统规划、设计的一般途径和方案论证、优选的原则；(2)掌握核电厂原则性热力系统计算和核电厂热经济性指标计算的内容和方法;(3)提高计算机绘图、制表、数据处理的能力；（4）培养查阅资料、合理选择和分析数据的能力，掌握工程设计说明书撰写的基本原则。
压水堆核电站压力容器密封环原理及监测
压水堆核电站压力容器密封环原理及监测摘要：在压水堆核电站中，反应堆压力容器作为核电站三道屏障之一，无论是从屏蔽放射性，还是从包容堆内燃料来说，压力容器都是核电站至关重要的设备。
本文介绍了AP1000设计特点，阐述了其结构参数，并探讨了反应堆压力容器的安装。
关键词：核电站；压力容器；安装AP1000堆型压水堆是电功率为100万千瓦级的先进压水堆（Advanced Passive Light Water Reac-tor），其运用了大量的非能动安全系统设计概念，充分利用了自然循环的原理，是我国从美国西屋公司引进、消化吸收、创新的第三代核电技术。
另外，压力容器是核反应堆冷却剂压力边界的重要设备，能承受各种工况的载荷。
一、AP1000设计特点AP1000是Advanced Passive PWR的简称，1000为其功率水平（百万千瓦级），该堆型为西屋公司设计的3代核电堆型。
AP1000为单堆布置两环路机组，电功率1250MWe，设计寿命60年，主要安全系统采用非能动设计，布置在安全壳内，安全壳为双层结构，外层为预应力混凝土，内层为钢板结构。
AP1000主要设计特点包括：1、主回路系统和设备设计采用成熟电站设计。
AP1000堆芯采用西屋的加长型堆芯设计，这种堆芯设计已在比利时的Doel 4号机组、Tihange 3号机组等得到应用；燃料组件采用可靠性高的Performance+；采用增大的蒸汽发生器（D125型），和正在运行的西屋大型蒸汽发生器相似；稳压器容积有所增大；主泵采用成熟的屏蔽式电动泵；主管道简化设计，减少焊缝和支撑；压力容器与西屋标准的三环路压力容器相似，取消了堆芯区的环焊缝，堆芯测量仪表布置在上封头，可进行在线测量。
2、简化的非能动设计提高安全性和经济性。
AP1000主要安全系统，如余热排出系统、安注系统、安全壳冷却系统等，均采用非能动设计，系统简单，不依赖交流电源，无需能动设备即可长期保持核电站安全，非能动式冷却显著提高安全壳的可靠性，安全裕度大。
1000MW压力容器壳焊接质量控制
1000MW压力容器壳焊接质量控制摘要：文章针对1000MW反应堆压力容器的制造，介绍了RPV的技术参数、结构特征、关键工艺。
讨论说明了RPV的焊接要求和焊接工艺特点，并就筒体窄间隙埋弧自动焊工艺、筒体内壁不锈钢堆焊工艺、接管与安全端异种金属焊接工艺、CRDM管座I坡口角焊工艺等重要接头的焊接工艺进行了讨论，同时从设备监造角度对焊接制造工艺进行了探讨。
关键词：压力容器；焊接工艺；不锈钢堆焊；异种金属合金焊接中图分类号：TG457文献标识码：A文章编号：1009-2374(2011)34-0047-03一、概述以常见的1000MW的CPR项目压水堆反应堆压力容器为例，其设计参数一般为：工作压力15.5MPa，设计压力17.23MPa，水压试验压力22.9MPa；设计温度340-350℃，反应堆出口介质温度310-320℃，反应堆入口介质温度280-290℃。
设备总重量约340t，其中本体约257t，顶盖总重约56t，紧固件约15.6t，下页图为压力容器壳简图。
反应堆压力容器(简称RPV)是核电站最重要的设备之一，制造具有如下特点：第一，属于非标设备，单件生产，生产制造周期长，一般制造周期在三年以上；第二，加工工序多、过程检验严，各道工序完成后都要进行严格的外观、表面和内部检查；第三，焊接时压力容器制造最主要的工艺，需要有高而可靠的焊接技术。
二、关键焊接工艺(一)低合金钢环焊缝第一，16MND5焊接性介绍：压力容器及其顶盖是由锻造采用了铁素体钢16MND5制造的，这种钢具有足够的抗拉强度、韧性和可焊接性能，并用于承受辐照。
此钢种为法国核容器专用钢种(相当于A508-Ⅲ)锰镍相低合金钢，低合金钢有以下特点：(1)钢种碳和合金元素的含量高，热影响区的淬硬倾向大，应以防止接头各区马氏体组织和冷裂形成为基本出发点；(2)接头热影响区由于淬硬而变脆，塑性和韧性明显下降，应在选择低氢碱性焊材之外，注意正确选择焊接热输入量。
刚性基础上CPR1000安全壳地震反应分析
刚性基础上CPR1000安全壳地震反应分析王庆康;易平【摘要】提出了一种建立安全壳有限元模型的方法,对刚性基础上的CPR1000安全壳进行了地震反应分析,验证了安全壳在满足核电厂设计规范的要求下的安全性,给出了安全壳的加速度反应,位移反应及应力分布情况,为核电站安全壳的设计与改造提供了依据.【期刊名称】《低温建筑技术》【年(卷),期】2014(036)010【总页数】4页(P108-111)【关键词】CPR1000;核电站;安全壳;地震反应【作者】王庆康;易平【作者单位】大连理工大学建设工程学部,辽宁大连116024;大连理工大学建设工程学部,辽宁大连116024【正文语种】中文【中图分类】TU4352011年3月11日的日本福岛核事故，引起了世界范围内的核恐慌，促使世界各国加强核电厂的抗震研究。
安全壳是核电厂的维护结构，是事故发生时防止放射性物质泄漏的最后一道屏障，抗震能力要求很高，因此必须深入研究安全壳地震作用下的动力性能。
CPR1000安全壳是中国改进型压水堆(1000MW)核电站(CPR1000)预应力混凝土安全壳，属“二代加”技术核电站安全壳，是我国目前运行的主力堆型的安全壳［1］。
安全壳中的预应力对阻止核电厂发生事故时的破坏起着重要作用，因此准确合理模拟预应力筋与混凝土之间的相互作用是建立安全壳有限元模型的关键，本文采用杆单元模拟预应力筋和共用节点法来实现钢筋与混凝土的相互作用。
核电厂抗震设计规范中规定极限安全地震动水平加速度峰值不得小于0.15g［2］，本文进行地震作用计算时采用RG1.60谱生成的水平峰值加速度为0.28g的人工波，对CPR1000安全壳进行了有限元动力分析。
1 安全壳组成CPR1000安全壳结构由底板、筒体和穹顶组成，如图1所示。
安全壳内径37m，筒体部分高50.11m，底板底面至穹顶的总高66.68m，筒体的正常壁厚0.9m，穹顶的正常厚度0.8m，在标高22.9m方位角0°位置设有一直径7.4m的设备孔。
压水堆核电厂安全壳结构温度效应分析
压水堆核电厂安全壳结构温度效应分析黎鹏飞李忠诚(深圳中广核工程设计有限公司,广东深圳518029)摘要:系统介绍了压水堆核电厂安全壳结构温度效应的分析原理、设计假定、模型简化以及分析过程。
采用大型有限元软件A N S Y S111 0开展温度效应分析。
分别进行正常运行、严重事故工况下的稳态和瞬态分析,模拟安全壳的温度场变化,确定最不利温度效应。
通过研究,为安全壳结构设计提供参考。
关键词:温度场; 稳态; 瞬态THERMAL EFFE CT S A NALYS I S OF CO NTA INM ENT S TRUCTURE OFP R E SS UIIZE WATER RE A RT O R NUCL E A R POWER PL A NT SL i Peng f e i L i Zho n gcheng( C hina N u clear Po w er De s ign C o m p a n y L t d1 in Shenzhen , S henzhen 518029 ,China)Abstract :It i s generally int r o d uced t h e t h er m al eff e ct s a n aly si s of co n t ainment st r u ct u re of p r e s surized wat er reacto r n uclea r po wer p la nt s , incl uding t he p rincip le , hypo t he si s , mo del and p ro cess. A la r ge F EM s of t w are A N S YS111 0 i s used fo r t emp e rat ure eff ect a nalysi s. The temp erat ure field i s g o t ten by st eady state a n d t ra n sient stat e a naly si s in t he no r mal op erat io n a nd a serio us accident co nditio n s , so t hat t he mo st un f a v o r ab le t emp e rat u re eff e ct co u l d be det er m ined. Thi s st u dy co uld be a ref e rence fo r co n t ainment st r u ct u re desi gn.K ey w ords :t h er m al f ield ; s t eady st at e ; t r a n sient st at e压水堆核电厂反应堆厂房安全壳为预应力混凝土结构,安全壳须抵抗永久性和临时性重力荷载、气候作用、设计基准事故工况产生的内压和温度、地震及飞射物等荷载效应的作用。