EPR核电站三维超清晰模型图(标注各个设备名称)

核电EPR技术简介

核电EPR技术简介2010-01-09 10:21前几天看到台山核电开工的新闻，了解到台山核电使用的是EPR技术，单机容量竟然达到了175万千瓦，为目前世界上单机容量最搜集了一些资料如下。

欧洲先进压水堆EPR技术1. 欧洲先进压水堆发展情况简介1993年5月，法国和德国的核安全当局提出在未来压水堆设计中采用共同的安全方法，通过降低堆芯熔化和严重事故概率和提高安全废物处理、维修改进、减少人为失误等方面根本改善运行条件。

1998年，完成了EPR基本设计。

2000年3月，法国和德国的核安全成了EPR基本设计的评审工作，并于2000年11月颁发了一套适用于未来核电站设计建造的详细技术导则。

EPR是法马通和西门子联合开发的反应堆。

2001年1月，法马通公司与西门子核电部合并，组成法马通先进核能公司（Framatome 力公司和德国各主要电力公司参加了项目的设计。

法德两国核安全当局协调了EPR的核安全标准，统一了技术规范。

新一代核反应堆现已进入建设阶段。

截止2009年1月，世界上尚无已投产发电的EPR堆型商业核电站，在建的EPR堆型核电站有法国的弗拉芒维尔核电站，芬兰的奥尔位于中国广东江门的台山核电站。

台山核电站目前处于施工准备阶段，核岛主体土建工程将于2009年夏天正式开始。

2.欧洲先进压水堆EPR设计特点EPR为单堆布置四环路机组，电功率1525MWe，设计寿命60年，双层安全壳设计，外层采用加强型的混凝土壳抵御外部灾害，内层包括：（1）安全性和经济性高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，系设计安全水平。

设计了严重事故的应对措施，保证安全壳短期和长期功能，将堆芯熔融物稳定在安全壳内，避免放射性释放。

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。

浅析EPR核电厂总体仪控试验设计方法

浅析EPR核电厂总体仪控试验设计方法李永进;刘洋【摘要】结合台山EPR总体仪控试验设计策划的方法,系统阐述试验程序结构设计过程中的识别初始事件、排除验证工况和优化程序结构三个关键过程.通过对试验设计方法的浅析,旨在为后续中方企业自主规划和设计先进核电站总体仪控试验提供借鉴和参考.【期刊名称】《科技视界》【年(卷),期】2018(000)013【总页数】4页(P45-47,105)【关键词】总体仪控;最终安全分析报告;单一故障;失电试验;切换试验【作者】李永进;刘洋【作者单位】中广核工程有限公司,广东深圳 518124;台山核电合营有限公司,广东台山 529228【正文语种】中文【中图分类】TM6230 引言台山核电厂1、2号机组采用欧洲压水堆核电厂（EPRTM）机组。

由AREVA联合EDF以及德国用户开发，以法国N4和德国KONVOI机组为基础，采用先进核电技术演变而来。

EPR核电机组采用全新供电方式，厂用电系统接线设计为4列x 50%冗余，满足N+2原则。

执行安全功能的电气系统在各种运行瞬态和假设事故状态下，即使一列检修加上一列单一故障仍然可以保证安全功能。

因此，EPR与CPR1000机组供电方式不同。

对于安全级系统，冗余序列的数量满足N+2准则：N=正常运行时所需要的列数（如果单列=100%能力，则只需1列；如果单列=50%能力，则需 2列；如果单列=33%能力，则需 3列）+2=除了正常运行所需的N外，还附加同样容量的两列作为备用，用于应对两种特殊运行工况：1）发生事故而丧失一列；2）计划维修而导致一列不可用。

基于EPR全新的供电方式和仪控设计，AREVA联合台山调试团队为台山EPR设计和策划了全新的总体仪控试验程序结构体系，并且将其命名为OIC试验（Overall I&C test）。

该试验为核岛综合性联调试验，包括机组降级运行试验、仪控系统切换试验、仪控系统性能试验和特殊工况试验等类别，用以验证核岛工艺和仪控系统设计，同时满足仪控系统试验验证策略完整性的要求。

核电站原理示意图

4）临界条件：ke=1，链式反应平稳自持。 • 次临界： ke<1，功率下降；超临界： ke>1，功率上升。
L
1
r
，r是堆中物质的平均密度。
6）1942年12月2日，在费米领导下，美国芝加哥大学建成了世界上第一座人工核反应堆。
2 3-
2 3-
2 3-
)1 - k ( Lr
)1 - k (
压水堆核电站示意图
(裂变系统）
3 反应堆实现自持链式反应的临界条件
设： 1）h=235U,每吸收1个中子所放出裂变中子的平均数； 2）P=中子不从反应堆中泄露出去的概率； 3）q=反应堆中中子被235U吸收而不被其他物质吸收的概率=中子利用效率； • 反应堆尺寸越大，P越大（越接近与1），堆中其它物质（特别是容易吸收中子的物质）越少， q越大（越接近于1）。 • 反应堆的有效增殖系数：ke= hPq=k P， k =hq，是无穷大系统（P=1）中的增殖系数。
)1 - k ( L 5）临界状态、临界尺寸、临界质量 L 可证明：临界尺寸 k -1 L 为中子徙动长度临界体积临界质量
3
3
2
1
r

世界第一座核反应堆
（天然铀52吨、高纯石墨1000多吨，总重1400吨）
4 核电站
• 核电站的核心装置是提供核能的反应堆，堆中释放的能量要利用载热流体（水、氦气、液态金属）通过第一回路带到热交换器，再通过热交换器，加热工作物质，由第二回路送到涡轮发电机。 • 1954年，在库尔恰托夫的主持下，苏联建成了世界上第一座核电站——奥布灵斯克5MW石墨水冷堆核电站。从此人类进入了核电时代。这种类型的核电站目前只在原苏联和东欧少数国家使用。 • 1957年，美国的希平港压水堆核电站投入运行，这种核电站安全性能较好，目前世界各国的核电站有70%以上属于这种类型。我国投入运行的秦山核电站、广东大亚湾核电站、在建的秦山二期、岭澳、田湾核电站也是。

EPR三代核电站核岛厂房布置设计

口：
审查ＤＯ阶段三维模型数据是否正确，编制审查会议纪要，评估审查遗留的问题，如不存在关键性的问题，将宣布ＤＯ阶段里程碑达到。
２．２．２Ｄ１阶段
２．２．２１专业协调
主要的通道和大开孔；确定重型设备和主要载荷的位置；确定人员和货物电梯的位置及容量。
主要设备在核岛三维模型中的就位安排和三维模拟，包括其碰撞和维
修空间的模拟；
２厂房布置设计过程
厂房布置设计主要是对所负责厂房内各专业进行综合、协调及管理解决
专业问的布置问题，以确保厂房布置设计满足各设计阶段要求。三代ＥＰＲ项目厂房布置设计是在统一的ＰＤＭＳ￣维平台上进行，各专业在三维平台上分工协作，完成各自专业的三维布置设计内容，协调推进整个采购技术规格书等相关采购文件中；根据系统专业提供的初步Ｐ＆ＩＤ图，对各厂房中的主要设备和相关管线厂房布置设计工作。同时，为节约资源和人力成本，充分利用参考电站已有设计成果，考虑项目厂址适应性修改和设计变化，以参考电站模型为基础开展位置进行分析。２．２１．２墙体、楼板、房间和重要开孔的三维模拟工作厂房布置设计各阶段工作。｝土建三维建模；厂房布置设计主要包括ＤＯ、Ｄ１和Ｄ２Ｚ个阶段，各设计阶段主要目标和设根据厂房总体布置图进行厂房房间的建模。计活动内容如下。

模拟图图例(核电站)

6．缩写
IP、IIP、IIIP、IVP：保护组I、II、III、IV V：控制组V
（控制组又分为4个子组：1C，2C，3C，4C） T1：贯穿件n o
513用于模拟通道IP T2：贯穿件n o 529用于模拟通道IIP T3：贯穿件n o 515用于模拟通道IIIP T4：贯穿件n o 533用于模拟通道IVP T5：贯穿件n o 517用于模拟通道1C T6：贯穿件n o 518用于模拟通道2C T7：贯穿件n o 522用于模拟通道3C T8：贯穿件n o 307，309，337用于A 系列开关量传感器
T9：贯穿件n o 345用于B 系列开关量传感器 H：高整定点(假如仅有1个高整定点) L：低整定点(假如仅有1个低整定点) 假如比1个整定点多，高整定点的数字是根据增加的顺序编排的，低整定点数字则以减少的顺序编排的。

1.
7．记忆门
上升沿触发双稳态继电器高电平触发双稳态
当R 和S 都为1时，R 信号优先复位
＝
⒈R=0 S 从0→1 Q1 Q2置1
⒉R=0 S 从1→0 Q1 Q2保持为1(记忆) ⒊R 从0→1 Q1 Q2复位为0 ⒋R=1 S 从0→1 Q1 Q2不能置位为1
⒌R 从1→0 S 保持为1 Q1置为1 但Q2不能为1 这是这两种记忆门的唯一区别,Q2一定要上升延触发,而Q1不需要。

EPR堆型核电站核岛建造特点浅析

EPR堆型核电站核岛建造特点浅析（三）主设备的安装方法1) 在设备的吊装引入上，采用先进的液压提升设施，将设备提升到临时搭设的钢结构的轨道上，设备通过轨道运送到厂房内的吊装位置处，再利用液压提升装置将设备吊装就位。

要特别注意的是，蒸汽发生器在厂内吊装就位时，由于蒸汽发生器的高度(25M)大于引入平台到环吊的垂直高度（21M），而且环吊的起重吨位也小于蒸汽发生器的重量。

因此，要在环吊梁上加装临时液压装置来提升蒸汽发生器。

具体操作步骤：①蒸发器运至岛内19.5M平台处；②利用液压提升装置主、副钩将蒸发器平抬高15米；③转动环吊梁至需就位的蒸发器位置的上方；④副钩均匀缓慢地下落，主钩不动；⑤在下落至一定位置时，移动主钩提升装置，直至便于蒸发器能垂直的位置；⑥松开副钩，利用主钩提升装置均匀缓慢地移动至就位位置的正上方；⑦主钩缓慢落下，蒸发器调整就位。

注：蒸汽发生器在引入就位的过程中处于倾斜状态，施工难度很大，存在一定的风险。

（见图9、图10、图11和图12）2) 在主管道的焊接上，EPR大大的增加了车间预制量，减小了现场安装焊口量。

现场焊接有31条焊口，其中每个环路热段2道焊口，冷段2道焊口，过渡段2道焊口，共有4个环路，另外波动管共有7道焊口。

由于波动管的工作压力比主管道的压力高，所以波动管必须在7段组对焊接完成之后，末段加盲板进行水压试验，试验完成之后再与热段和稳压器相连。

过渡段安装通过蒸发器端焊口进行调节。

坡口（H2、U1）采用专用设备加工。

主管道的焊接采用先进的窄间隙自动焊。

该技术已成功应用于法国国内蒸发器的更换。

（见图13和图14）。

窄间隙自动焊的优点：①节省工期；②便于质量控制；③减少焊接变形；④无需经焊前预热和焊后热处理。

3) 先进的3D激光测量技术的应用：在设备的调整定位上，由于EPR主管道焊接采用窄间隙自动焊，焊口间隙要求≤1mm，对设备安装的精度要求特别高，传统的测量技术已无法满足其安装精度的要求，必须采用先进的3D激光测量技术（测量精度为0.1 mm）。

第三代核反应堆-EPR

第三代核反应堆-EPREPR是法马通和西门子联合开发的反应堆。

2001年1月，法马通公司与西门子核电部合并，组成法马通先进核能公司（Framatome ANP，AREV A集团的子公司）。

法国电力公司和德国各主要电力公司参加了项目的设计。

法德两国核安全当局协调了EPR的核安全标准，统一了技术规范。

新一代核反应堆EPR已经完成了技术开发层面的工作，现已进入建设阶段。

一、EPR实现了三大目标：1、满足了欧洲电力公司在“欧洲用户要求文件”中提出的全部要求。

2、达到了法国核安全局对未来压水堆核电站提出的核安全标准。

3、提高核电的经济竞争力，EPR的发电成本将比N4系列低10%。

二、EPR的主要特征1、EPR是目前国际上最新型反应堆（法国N4和德国近期建设的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。

2、EPR是渐进型、而不是革命型的产品，保持了技术的连续性，没有技术断代问题。

EPR采纳了法国原子能委员会和德国核能研发机构的技术创新成果。

3、EPR是新一代反应堆，具有更高的经济和技术性能：降低发电成本，充分利用核燃料（UO2或MOX），减少长寿废物的产量，运行更加灵活，检修更加便利，大量降低运行和检修人员的放射性剂量。

4、EPR属压水堆技术。

法国在运行的核电站都是压水堆。

目前，全球共有440台在运行的核电机组，其中209台是压水堆。

压水堆是上国际上使用最广泛的堆型。

5、EPR可使用各类压水堆燃料：低富集铀燃料（5%）、循环复用的燃料（源于后处理的再富集铀，或源于后处理的钚铀氧化物燃料MOX）。

EPR堆芯可全部使用MOX燃料装料。

这样，一方面可实现稳定乃至减少钚存量的目标，同时也可降低废物的产量；6、EPR的电功率约为1600兆瓦。

具有大规模电网的地区适于建设这种大容量机组。

另外，人口密度大、场址少的地区也适于采用大容量机组。

未来20年，半数以上的新核电站将建在这类地区。

7、EPR的技术寿期为60年，目前在运行的反应堆的技术寿期为40年。

2_第一篇第二章_图纸概述-核岛辅助管道安装

第二章图纸概述2.1图纸的构成2.2图纸的状态2.3各种图纸设计单位及相关关系2.4图纸上图例符号及缩写字母代号2.5管道及支架的定位依据2.6厂区坐标系统2.1图纸的构成要了解管道、支架的位置尺寸，首先应了解表示这些位置尺寸的图纸的构成情况，台山一期核电站核岛部分管道设计是由以下图纸构成：2.1.1 3D-CAD模型与CPR1000不同，EPR堆型采用的是三维设计，将提供了整个核岛的3D视图，包括厂房，设备和部件。

3D模型的应用取代了以前所有类型的布置图。

管道3D-CAD模型将包含公称直径DN≥50的所有管道。

另外，其还将包含上述管道系统（必要时，包括保温层）的支架结构。

必要时，在设计阶段，3D模型中也可绘制小孔管线（DN<50）.(1)3D-CAD模型中所示的其他信息：管道标识码；管道尺寸/独立部件；电站运行时，通道受限处各种尺寸的管道；DN<50的管道，若其加上热绝缘层的直径大于50mm时，则将绘制在3D模型中；对于其他小孔管道和支架（小于上述部件），若其不包含在3D模型中，则应留出其在路径上的空间位置，以免发生冲突；在线阀门和仪表；支架位置；焊缝（定期检查）仅作为数据库属性，而非图示；技术属性（P&ID基础数据）；房间号；保温层；安全壳内各种尺寸的管道贯穿。

(2)3D-CAD模型中所示的管道支架其他信息；管道支架标识码；管道支架的类型/一般几何形状；支架功能。

3D模型中与设备清单、基本文件和图纸实行动态连接。

在安装施工区域，按照不同安装阶段，打印出不同内容安装三维图，张贴在现场图板上，提供直观的房间布置视图，以指导现场安装施工，最大程度发挥三维设计功能，有助于减少现场FCR的数量，相应的对安装精度要求也将提高。

2.1.2管道等轴图（1）等轴图是将系统的某一管线或某几根管线按照设计划分原则分成若干段，每一段按类似正轴测图的方向汇制而成。

等轴图有以下特点：所有等轴图的坐标轴方向与厂区坐标系统完全一致（厂区坐标系统见第七部分）。

大亚湾核电站本体结构

2.3棒束控制组件
棒束控制组件包括一组24根吸收剂棒和用作吸收剂棒支承结构的星形架；星形架与安置在反应堆容器封头上的控制棒驱动机构的传动轴相啮合。
图2-6展示出一个棒束控制组件的概貌。
2、星形架
星形架由中心毂环、翼片和下部呈圆筒形的指状物等组成，它们之间用钎焊相连接。毂环上端加上多道凹槽，以便与传动轴相啮合并供吊装用。与毂环底端成整体的圆筒中设置有弹簧组件，以便在紧急停堆时，当棒束控制组件与燃料组件上管座的连接板相撞击时吸收冲击能量。
4、堆芯相关组件
堆芯相关组件包括可燃毒物棒组件、初级中子源组件、次级中子源组件和阻力塞组件四种，每一种组件都包括：
一个压紧组件形成的支承结构。四种堆芯相关组件的压紧组件结构都是相同的，它放置在燃料组件上管座的承接板上； 24根棒束。每根棒的上端塞先用螺纹拧紧到压紧组件上，然后用销钉定位，最后将销钉焊接固定。
缓冲段以下在第一层格架的高度处，导向管扩径至正常管径，使这层格架与上面各层格架以相同的方式与导向管相连。
图2-4 导向管的缓冲段结构及其与下管座的连接
6、通量测量管
放在燃料组件中心位置的通量测量管用来容纳堆芯通量探测仪的钢护套管。通量测量管由锆-4合金制成，直径上下一致，其在格架中的固定方法与导向管相同。
(1)压紧组件结构
压紧组件由轭板、弹簧导内筒、底板、内外两圈螺旋弹簧及销钉等组成，零部件全部用 304型不锈钢制造。图2-10展示了压紧组件的结构。
底板上留有冷却剂流经的通道，钻有插固定可燃毒物棒、中子源棒和阻力塞的螺纹孔。
底板与弹簧导向筒相焊，导向筒为内外两圈螺旋形压紧弹簧提供横向支承。底板承放在燃料组件上管座的承接板上，而在这两块板之间留有水流通过的空间。

第三代EPR核电站的工程重点、难点

台山核电厂一期2号机组核岛土建工程第三代EPR核电站的工程重点、难点第三代EPR 核电站的工程重点、难点1．大体积混凝土筏基：反映堆厂房（HRA）包括内外平安壳和内部结构和堆芯熔融物捕捉器；平安厂房1&4为9层，别离布置在平安壳双侧、平安厂房2&3为8层，布置在一路；燃料厂房位于反映堆厂房与平安厂房2&3相对的位置。

核岛筏基是反映堆厂房等6个厂房的一起基础，通过施工缝划分为5个施工段。

核岛反映堆厂房（HRA）筏基呈圆柱体，底标高~ -7.85m, 厚度3.95米，直径55.6米，比岭澳核电站二期核岛筏基直径长16.6米；其它厂房呈矩形，围绕在反映堆厂房筏基周围，和反映堆厂房共用一个筏基，整体筏基体积大，一次性浇筑混凝土量多，浇筑时刻长，对混凝土的施工组织和裂痕操纵需要采取加倍严格的施工技术和组织方法。

施工方式见《筏基大体积混凝土施工方案》。

2．平安壳内外部结构施工：核岛平安壳为双层墙体结构，其中内平安壳由预应力混凝土筒体和预应力混凝土穹顶组成，内面衬以钢衬里保证密封性；预应力筒体内径46.8m，壁厚 1.3m，筒高48.217m（标高-4.30m～+43.917m，其中-4.30m～-2.30m范围为斜锥体），配有两层水平钢束、一层竖向钢束；+43.917m 标高以上部份为预应力穹顶，其内半径32m，最高点处标高为＋58.509m，穹高14.592m，壁厚1.0m，配有两组钢束，穹顶下部与筒身的连接部份为环梁（标高+43.917m～+48.73m，内半径8m）。

外平安壳是依照抗击诸如飞机撞击的外部危害来设计的钢筋混凝土结构。

外平安壳由钢筋混凝土筒体和钢筋混凝土穹顶组成：筒体内径53m，壁厚1.3m（暴露在外可能直接蒙受飞机撞击的区域墙厚1.8m），筒高49.452m（标高-4.30m～+45.152m）；+45.152m标高以上部份为穹顶，其内半径33m，最高点标高为＋62.309m，穹高17.157m，厚1.8m，穹顶下部与筒身的连接部份为环梁（标高+45.152m～+49.446m，内半径8m）。

中国建造世界最大单机容量EPR三代核能发电机

中国建造世界最大单机容量EPR三代核能发电机台山核电站1号1750兆瓦核能发电机（资料图）目前世界最大单机容量核能发电机——台山核电站1号1750兆瓦核能发电机由中国东方电气集团东方电机有限公司完成制造，并从四川德阳市顺利发运。

东方电机方面介绍，在出厂前的型式试验中，相继进行了额定状态下的温升、效率、振动等重要试验项目的参数测试，试验结果表明，发电机各项性能优良，完全满足合同要求。

台山1号核能发电机的成功制造，标志着东方电气在大容量、高参数发电机制造领域再次刷新纪录，登顶业界新的高峰。

台山核电站是我国首座、世界第三座采用EPR三代核电技术建设的大型商用核电站，是中法两国迄今为止在核能领域的最大合作项目。

东方电机为台山核电站提供首期全部两台核能发电机，单机容量高达1750兆瓦，是东方电机迄今为止制造的技术难度最高、结构最复杂、体积最大、重量最重的核能发电机。

凭借强大的生产、制造、研发能力，严格遵守“四个凡事”核文化，东方电机开发设计了转子线圈装配新工艺、定子线棒制造新工艺、护环装配新工艺、油密封系统装配新工艺等一系列创新成果。

目前东方电机已掌握二代半压水堆1150兆瓦核能汽轮发电机、第三代AP1000压水堆1250兆瓦核能发电机、第三代EPR压水堆1750兆瓦核能发电机制造技术，并正在自主研制CAP1400、ACP1000、模块式小堆ACP100压水堆核能发电机。

特别是2012年11月签订的国家重大专项——国核压水堆示范工程常规岛TG包设备研制采购合同，更意味着东方电机将担负起为我国第一座、具有独立自主知识产权的第三代压水堆示范电站装备两台1500兆瓦级大型核能发电机设备的使命。

目前，东方电机已产出核能发电机14台，总容量约为15790兆瓦，成为目前国内产出核能发电机台数最多的电机制造企业。

中国独创实用化深紫外全固态激光器世界唯一2013年09月24日14:28 来源：中国航空报由中国科学院承担的国家重大科研装备研制项目“深紫外固态激光源前沿装备研制项目”在北京通过验收。

图解核电站主要系统_图文

7. 给水除气器系统 ADG
8. 汽动/电动给水泵系统 APP/APA
9. 高压给水加热器系统 AHP
10. 给水流量控制系统 ARE
11. 循环水系统 CRF
12. 辅助给水系统 ASG
二回路主要系统
1、功能：
Ø将一回路提供的热能（高温高压蒸汽）转变为汽轮机高速旋转的机械能，带动发电机发电；
RCV003PO
RCV002PO
122VD
RCV001PO 去主泵轴封
1REA001P O
130V D
去卸压箱
去RCP卸压阀
去RRA卸压阀
去2号机
§1.4 余热排出系统RRA
1、系统的功能
当一回路的温度降到 180 0C 及以下，压力降到 3.0 Mpa 以下时，RRA
停堆
系统排出以下三部分热量：
（剂丧1）失（何LOC谓A）L事O故C。 A事故？
一旦一回路管道大破裂，冷却剂就会喷流而出，造成反应堆失水。如果堆芯失去冷却而烧毁，则大量放射性物质就可能释放到安全壳内。
§1.6 安全注入系统 RIS
1、系统的功能
1）一回路小破口失水时，RIS用来向一回路补水，以重新建立稳压器水位；
2）一回路大破口失水事故时，RIS向堆芯注水，以重新淹没并冷却堆芯，限制燃料元件温度的上升。
一、核岛主要系统
§1.7 安全壳喷淋系统系统 EAS
2、系统的组成
一、核岛主要系统
§1.7 安全壳喷淋系统系统 EAS
EAS热交换器和碱罐
二回路主要系统
1. GNPS 汽轮机组简介
2. 主蒸汽系统 VVP
3. 汽轮机旁路系统 GCT
4. 汽水分离再热器系统 GSS

2第一篇第二章图纸概述-核岛辅助管道安装 (1)

百度文库 - 让每个人平等地提升自我！第二章图纸概述2.1图纸的构成2.2图纸的状态2.3各种图纸设计单位及相关关系2.4图纸上图例符号及缩写字母代号2.5管道及支架的定位依据2.6厂区坐标系统2.1图纸的构成要了解管道、支架的位置尺寸，首先应了解表示这些位置尺寸的图纸的构成情况，台山一期核电站核岛部分管道设计是由以下图纸构成：2.1.1 3D-CAD模型与CPR1000不同，EPR堆型采用的是三维设计，将提供了整个核岛的3D视图，包括厂房，设备和部件。

3D模型的应用取代了以前所有类型的布置图。

管道3D-CAD模型将包含公称直径DN≥50的所有管道。

另外，其还将包含上述管道系统（必要时，包括保温层）的支架结构。

必要时，在设计阶段，3D模型中也可绘制小孔管线（DN<50）.(1)3D-CAD模型中所示的其他信息：➢管道标识码；➢管道尺寸/独立部件；➢电站运行时，通道受限处各种尺寸的管道；➢DN<50的管道，若其加上热绝缘层的直径大于50mm时，则将绘制在3D模型中；➢对于其他小孔管道和支架（小于上述部件），若其不包含在3D模型中，则应留出其在路径上的空间位置，以免发生冲突；➢在线阀门和仪表；➢支架位置；➢焊缝（定期检查）仅作为数据库属性，而非图示；➢技术属性（P&ID基础数据）；➢房间号；➢保温层；➢安全壳内各种尺寸的管道贯穿。

(2)3D-CAD模型中所示的管道支架其他信息；➢管道支架标识码；➢管道支架的类型/一般几何形状；➢支架功能。

3D模型中与设备清单、基本文件和图纸实行动态连接。

在安装施工区域，按照不同安装阶段，打印出不同内容安装三维图，张贴在现场图板上，提供直观的房间布置视图，以指导现场安装施工，最大程度发挥三维设计功能，有助于减少现场FCR的数量，相应的对安装精度要求也将提高。

2.1.2管道等轴图（1）等轴图是将系统的某一管线或某几根管线按照设计划分原则分成若干段，每一段按类似正轴测图的方向汇制而成。

图解核电站以压水堆为例

图解核电站--以压水堆核电站为例0 引言随着我国经济社会的发展，全社会对能源的需求越来越多，能源尤其是电力缺口越来越大。

核电作为一种清洁、无污染的新能源，也越来越受到全社会的重视。

然而核电到底如何产生和运行一直鲜为人知，因此核电的安全性也一直备受普通民众的质疑，所以有必要对核电站进行一些解释与说明，以让大众能够对核电站多一些了解和认知。

1 核反应与核能核反应（nuclear reaction）是核子、核或其他粒子与靶核碰撞，导致靶核质量、电荷或能态发生变化的现象。

核反应前后的核子数、电荷数、能量和动量都守恒。

核能（nuclear energy）又称原子能，是由于原子核内部结构发生变化而释放出的能量。

虽然反应前后的核子数不变，但不同原子核的核子质量不完全相同（如图1），因而核反应的过程往往伴随着质量的亏损。

有爱因斯坦质能方程E=mc2，核反应过程中就会有能量的释放，这部分能量就是核能。

核反应中释放的核能，就相同质量而言，远比化学反应释放的化学能大的多。

例如，1千克235u裂变释放的核能相当图1于2700吨标准煤(1千克标准煤可产生7000大卡的热量)完全燃烧时所放出的热量。

2 核电站及其构成核电站（nuclear power plant）是利用核分裂(Nuclear Fission)或核融合(Nuclear Fusion)反应所释放的能量产生电能的发电厂。

压水堆核电站的工作原理流程，如图2所示。

它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。

其主要有反应堆系统、冷却水回路（一回路系统）、蒸汽-水回路（二回路系统）及其他辅助回路系统组成。

核电站的选址十分复杂而费时，既要考虑到核电站对周围环境的影响，又要考虑图2 压水堆核电站的工作原理流程环境中各种因素对核电站的影响。

通常，核电站的选址要考虑核电站本身的特性如放射性，厂址自然条件和技术要求如地震、洪水、飓风等其他地质或气象灾害的影响，辐射安全如正常和事故条件下电站对周围环境的影响等等。

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

核电站各系统模型图

与除氧器接口连接至右汽门进汽接口核岛来主蒸汽
左汽门
旁路联箱
VVP主蒸汽系统及其防甩装置
主蒸汽的防甩装置
SEH废油和非放射性水排放系统管道布置图
溢流管
污油排至FX，8SEH，由BINE设计，标高 0.3m
事故排油至事故油池， 8SEH由BINE 设计，标高0.3m
SEH废油和非放射性水排放系统管道布置图
去核岛蒸汽发生器
至凝汽器
至凝汽器
ACO给水加热器疏水系统管道及设备连接
低加
低加疏水泵
低加疏水收集器
ATE凝结水精处理系统管道及设备
阳床凝结水箱
ATE凝结水精处理系统管道及设备
酸碱储存罐
APA电动主给水泵系统管道及设备
除氧器
电动给水泵
ADG给水除氧器系统管道及设备
除氧器
ABP低压给水加热系统管道及设备
润滑油室，标高 10.97m
6.17m
0.3m
APD启动给水系统管道及设备布置图
除氧器
电动给水泵
APD启动给水系统管道及设备布置图
电动给水泵
SES热水分配系统管道
热水泵
SES热水分配系统管道及设备连接图
热水泵
SES热水分配系统管线图
CEX凝结水抽取系统管道及设备布置图
至ABP
至ATE
常规岛PDMS建模总图
常规岛管道及主要设备
ABP低压给水、ACO给水加热器疏水、ADG给水除氧器系统、 AHP高压给水、APA电动主给水、APD启动给水泵、ARE主给水流量控制、ATE凝结水精处理
去核岛蒸汽发生器
ABP低压给水、ACO给水加热器疏水、ADG给水除氧器系统、 AHP高压给水、APA电动主给水、APD启动给水泵、ARE主给水流量控制、ATE凝结水精处理

EPR

EPR是法马通和西门子联合开发的反应堆。2001年1月，法马通公司与西门子核电部合并，组成法马通先进核能公司（Framatome ANP，AREVA集团的子公司）。法国电力公司和德国各主要电力公司参加了项目的设计。法德两国核安全当局协调了EPR的核安全标准，统一了技术规范。新一代核反应堆EPR已经完成了技术开发层面的工作，现已进入建设阶段。
截止2009年1月，世界上尚无已投产发电的EPR堆型商业核电站，在建的EPR堆型核电站有法国的弗拉芒维尔核电站，芬兰的奥尔基卢奥托核电站（Olkiluoto 3）。以及位于中国广东江门的台山核电站。
2.
新一代核反应堆EPR 一、EPR实现了三大目标： 1、满足了欧洲电力公司在“欧洲用户要求文件”中提出的全部要求。 2、达到了法国核安全局对未来压水堆核电站提出的核安全标准。 3、提高核电的经济竞争力，EPR的发电成本将比N4系列低10%。二、EPR的主要特征 1、EPR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。 2、 EPR是渐进型、而不是革命型的产品，保持了技术的连续性，没有技术断代问题。EPR采纳了法国原子能委员会和德国核能研发机构的技术创新成果。 3、EPR是新一代反应堆，具有更高的经济和技术性能：降低发电成本，充分利用核燃料（UO2或MOX），减少长寿废物的产量，运行更加灵活，检修更加便利，大量降低运行和检修人员的放射性剂量。
第三代原子能反应堆
欧洲先进压水堆核电站
核反应堆
1.欧洲先进压水堆发展情况简介
1993年5月，法国和德国的核安全当局提出在未来压水堆设计中采用共同的安全方法，通过降低堆芯熔化和严重事故概率和提高安全壳能力来提高安全性，从放射性保护、废物处理、维修改进、减少人为失误等方面根本改善运行条件。1998年，完成了EPR基本设计。2000年3月，法国和德国的核安全当局的技术支持单位IPSN和GRS 完成了EPR基本设计的评审工作，并于2000年11月颁发了一套适用于未来核电站设计建造的详细技术导则。