国内CPR1000核电技术详细介绍

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。

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。

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。