世界先进反应堆型──欧洲压水堆EPR介绍

欧洲压水堆（ＥＰＲ）是目前世界上最具代表性的新一代核电堆型之一。文中介绍ＥＰＲ的产生和发展过程，简要概 述它的基本设计及德国西门子／ＫＷＵ公司对于ＥＰＲ开发经费的估算，论述ＥＰＲ在世界核电堆型中所具有的竞争性及 发展前景。

EPR核电站安全壳钢衬里模块化吊装优化分析

研究分析了欧洲第三代核电站(EPR,European Pressurized-water Reactor)核岛安全壳钢衬里的模块化吊装。首先研究了环形桁架在进行钢衬里吊装时最不利竖向荷载下的受力性能;其次对钢衬里吊装环形桁架进行了参数优化分析,研究环形桁架的不同参数变化对桁架性能的影响,确定出环形桁架的优化参数取值;最后对某核岛安全壳钢衬里穹顶吊装时的各项受力性能进行了研究,包括吊装受力分析、风荷载作用分析及吊耳节点有限元分析,并提出了一些参数的取值及吊装方案的合理建议,为工程施工设计提供了参考。

国内三代EPR核电常规岛仪控设计技术特点和比较

我国目前在建的台山核电站采用了欧洲压水堆(European pressurized water reactor,EPR)三代核电技术。与CPR1000核电工程相比,EPR机组使用了全新的仪控设计特性。文章描述了台山结构核电站工程常规岛的仪控设计特性和结构,着重进行了与CPR1000工程常规岛仪控设计的特性比较和背景分析。对应的比较和分析主要集中于如下几个方面:通用仪控平台;测点设置原则的变化;DCS逻辑设计平台;DCS设计文件分工;仪控设备供电要求的变化;DCS机柜布置和电缆设计接口的变化。

三代压水堆核电站核岛主设备安全特征分析

为了满足"三代"核电技术要求,三代压水堆核电站核岛主设备在容量、设计寿命和安全裕量等方面均进行了优化设计。本文对AP1000和EPR等机型核岛主设备的技术特征、改进目标和改进方法等进行了分析,为核电厂的设备运行和改造、新电厂的设计提供参考。

EPR机组冷却剂中^(41)Ar源项机理研究与控制

为控制欧洲压水反应堆(EPR)冷却剂中的^(41)Ar辐射源项,本研究首次构建了压水堆冷却剂中^(41)Ar的源项输运模型,揭示了在不同工况下^(41)Ar比活度变化的规律。通过模型分析发现了某机组冷却剂中^(41)Ar比活度异常情况,并首次探测到EPR加氢站气-液分离器内形成了稳定的气态辐射热点。利用模型追溯了外界空气携带40Ar进入冷却剂的具体途径,并据此采取措施有效控制了^(41)Ar的辐射源项,降低了机组的辐射风险。

国内三代EPR核电常规岛技术特点

我国目前在建的台山核电站采用了欧洲压水堆(European pressurized water reactor,EPR)三代核电技术,其单机容量世界最大。通过对EPR机组与AP1000、CPR1000等机组进行对比分析表明,EPR机组在初投资、运行费用方面等方面都具有优势。对台山核电站EPR常规岛的系统和布置特点进行了阐述,介绍了其采用地下2层、地上2层的半地下式布置,以及取消除氧间和采用立式汽水分离器再热器等布置方案。本研究可为压水堆核电机组以及大容量直流冷却机组的设计提供借鉴。

EPR核电机组部分冷却试验研究与风险识别

部分冷却试验作为欧洲先进压水堆(EPR)核电机组的首堆试验,试验过程中将造成压水堆一、二回路巨大的热冲击,核电厂全寿期内允许次数为15次。为减少重大瞬态试验的风险,本文对部分冷却试验的控制逻辑、试验原理及可行性进行深入研究,总结提炼出5大风险点。并通过模拟仿真对部分冷却试验进行分析,优化试验方案,最终试验一次成功满足核安全要求。

EPR核岛地下防水施工工艺

广东台山核电厂一期采用了第3代欧洲压水堆(European pressurized-water reactor,EPR)技术。介绍了2号核岛工程筏基第一罐混凝土(first concreting date,FCD)前核岛中心区、预应力廊道、安全厂房、燃料厂房等部位筏基底板的防水施工工艺;针对施工过程中的难点及需特别关注的地方,提出了相应的施工建议。