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。

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（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-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。

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）。

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）。