EPR核电厂设备安全分级审评和评述

介绍了EPR核电厂设备安全分级方法,阐述了台山核电厂审评中的主要观点,对比M310机组,评述了EPR核电厂设备安全分级问题审评工作,对今后EPR机组的安全审评提出了建议。

EPR与CPR1000核电厂1级部件制造与安装水压试验差异研究

1级部件制造与安装阶段的水压试验是核电机组后续调试与安全运行的重要前提。对比分析了不同版本法国《压水堆核岛机械设备设计和建造规则》(RCC-M)关于水压试验要求的差异,并结合CPR1000和EPR 2种机组的系统和结构特点,对1级部件在制造、安装阶段水压试验的试验压力和试验边界等差异进行了论述,并探讨了EPR机组1级部件在制造与安装阶段水压试验的压力选取方法,所得结果可为EPR机组制造与安装阶段的水压试验工作提供重要参考。

台山EPR核电站核岛安装工程小管预制自动焊应用技术研究

台山核电站是我国首个采用法国第三代EPR技术的项目。首先对小管的自身特点、工程量、接头形式以及工期要求做了详细分析,并与CPR1000核电项目进行了简单对比,认为小管预制存在着工作量大、工期要求紧等困难,并提出采用自动焊技术给予解决的方案。从焊接方法、焊接设备、焊接材料、辅助设备四个方面对自动焊技术方案进行了介绍,并通过工艺分析、焊接质量、焊接效率、焊接操作工培训和成本五个方面对其可行性进行了验证,同时也指出了采用自动焊的风险及预控措施。实际应用证明,自动焊技术在台山EPR核电项目的应用是有积极意义的。

EPR核电站附加废液贮存罐的建造及质量控制

介绍EPR核电站附加废液贮存罐建造的工艺流程、建造过程以及质量控制要点和控制措施。通过采取合理的装配、焊接方法和工艺,有效地控制焊接变形,保证了附加废液贮存罐建造质量和总体尺寸。总结此类焊接钢贮罐建造中的质量控制要点和焊接变形的控制方法,为类似的焊接钢贮罐的建造提供参考和借鉴。

AP1000与EPR堆芯中子注量率测量系统的差异性比较和分析

堆芯中子注量率测量系统是核电站监测系统的一个重要组成部分。它主要测量反应堆堆芯的中子注量率分布,监测堆芯功率畸变,积累燃耗数据,对核电站的安全运行及经济性起到重要作用。论文简单介绍了AP1000和EPR堆芯中子注量率测量系统的组成和特点,分析比较了两者之间的差异性。

EPR核电站波动管安装及焊接

对EPR核电站波动管的安装技术要求、施工逻辑顺序及焊接过程进行了详细分析。分析结果表明:EPR核电站波动管的安装在施工逻辑上安装逻辑顺序单一;焊接采用窄间隙自动焊方法进行焊接,窄间隙坡口设计具有减小焊接残余应力和变形,提高焊接质量,减少焊接材料填充量,降低生产成本的优点;同时采用自动焊技术摆脱了焊工技能水平的影响,提高了波动管现场焊接的质量和生产效率。

AP1000与EPR专设安全系统的差异性比较和分析

以美国西屋公司开发的先进压水堆(AP1000)和法德两国联合开发的欧洲压水堆(EPR)为典型代表的第三代核电技术都在专设安全系统的设计上进行了革新或改进,旨在提高核电站的总体安全水平和可利用率。本文简要介绍了AP1000和EPR专设安全系统的组成和特点,比较了两者之间的差异,并分析了这些差异对于核电站安全、设备可靠性及成本控制的影响。

某EPR核电厂取排水方案跳泵功能分级研究

中国某核电厂采用欧洲先进压水堆(EPR)技术,厂址条件与参考电厂不同,在事故工况下其最终热阱设计采用海水库的闭式循环取排水方案,同设计参考电厂技术考虑存在差异。根据EPR核电厂安全分级原则,采用功能分级指导物项分级的思想,对该EPR核电厂循环冷却水系统和辅助冷却水系统跳泵功能进行功能分级和设备分级,并给出相关物项的安全要求。分析结果表明,需对原设计进行安全级别的改进,以保障核电厂的安全运行。

台山EPR核电厂设备鉴定概述

台山EPR核电厂作为三代先进核电机组建立了完善的设备鉴定体系,制定了适合的鉴定策略,大大缩减了不必要的鉴定工作;建立了完整的鉴定文件体系,并引入了鉴定维持的概念,通过鉴定维持单的形式来保障设备在运行阶段的鉴定合格状态;合理确定鉴定工况条件种类及数量,保障了鉴定执行的可行性;首次将设备鉴定运用到严重事故阶段,实现了对严重事故下设备可用性的可靠保障。

台山CEPR核电站核岛支架优化及在施工中的应用

该文简单介绍了核电站支架分类,通过比对研究台山CEPR支架的设计工具、结构形式、材料选用、生根方式、供货形式等方面的特点,分析了台山CEPR支架优化和对施工的影响,对后续核电站核岛支架设计选用提供了良好借鉴,也为现场施工提供了便利。

EPR防火技术规范(暖通)在工程中的应用

简要介绍了我国核电厂防火技术规范和欧洲压水堆(EPR)防火技术规范(ETC-F)的发展情况,以及欧洲压水堆防火技术规范在核电工程防火和通风设计中的应用情况,并对规范条文及工程应用经验进行了分析和总结,提出了防火设计过程中值得关注的问题和规范体系建立时可借鉴的经验。

某EPR核电站安全壳预应力摩擦损失的试验研究

本文以欧洲提出的第三代原子能反应堆(Evolutionary power reactors,简称EPR)核电站安全壳为工程背景,对预应力筋系统中水平预应力筋、竖向预应力筋和穿过穹顶的预应力筋的预应力摩擦损失进行一系列的现场试验研究。研究结果表明,水平预应力筋、竖向预应力筋和穿过穹顶的预应力筋的平均摩擦系数分别为0.1016、0.0614和0.0744,而其设计值分别为0.1000、0.0600和0.0750,其偏差分别为+2%、+2%和-1%。经摩擦系数调整后,预应力筋伸长量偏差均符合要求,为核电站安全壳的结构设计与工程应用提供了理论依据。

压水堆核电机组负荷跟踪能力综述

随着装机比例的提高,核电机组的负荷跟踪能力日益成为影响电力系统安全经济运行、电网及电源结构发展,乃至核电自身发展的重要因素。本文在广泛调查研究的基础上,对压水堆核电机组的负荷跟踪能力进行了综述,对开展调峰电源规划、制订核电发展战略等具有重要的参考意义。

台山核电厂人因工程的审评

核电厂的控制室是操纵员对电厂生产过程进行监控的中心,控制室设计的优劣将直接影响核电厂的运行,甚至在某种程度上影响核电厂的安全。人因工程正逐步应用于核电厂的控制室设计。本文介绍了在对台山核电厂(EPR堆型)PSAR审评过程中重点关注的与人因工程有关的几个问题以及解决方法。

广东电网核电机组调峰分析

广东一次能源匮乏,发展核电是保证广东能源供应安全的必然选择。预计2020年,广东在运核电机组总容量约30000MW。根据负荷预测及电源发展规划,进行调峰平衡分析,预计2015年、2020年均存在一定的调峰缺口。结合核电机组参与调峰的可行性和必要性分析,预计2015年核电机组需参与周调峰,2020年需参与日调峰。

仪控MACRO在核电厂的设计与应用研究

MACRO在EPR项目的TXP仪控设计过程中广泛应用,MACRO的应用很大程度上弥补了工程设计人员经验缺失问题,大大降低了EPR工程设计的工作量以及出错概率,使得工程图纸更加直观,便于核电厂维修、运行人员理解系统运行。本文主要阐述EPR项目仪控MACRO的设计过程及应用。

EPR三代核电厂廊道设计

核电厂廊道是实现厂区内各厂房之间管道、电缆连接以及人员通行的地下通道,其数量众多,功能复杂,设计要求多样,目前在建的核电机组的廊道设计国内还未有针对性的设计规范。结合台山电厂欧洲压水堆(Europe pressurewater reactor,EPR)三代核电机组廊道设计实践,详细介绍了该型核电机组廊道的特点、基本功能及主要设计内容,分析了EPR三代核电机组廊道设计思路及方法,针对工程中出现的实际问题提出了设计优化思路及建议。该实践经验可为国内其他类似大型核电厂的廊道设计提供借鉴,也可为国内完善相关设计规范提供参考。

三代核电EPR 1750MW机组常规岛汽机房变阶柱偏压性能试验

以台山核电站一期工程EPR1 750MW常规岛大型钢结构厂房柱局部上大下小变阶段为对象,通过3个1∶5模型柱段试件的偏心受压试验,研究试件的破坏特点、应变特点、挠曲变形特点以及承载力特点等力学性能。结果表明:局部大坡度变截面及截面突变的过渡方式对构件的偏压性能不利,构件的屈服承载力降低,挠曲变形增大;截面突变同时加厚突变区域的腹板并增设加劲肋对改善构件偏压性能的作用不明显。研究成果可为今后同类结构构件的设计提供参考。