厂房、系统构成和工作原理基本上与常规压水堆核电厂相同(见压水堆核电厂)。组成部分包括:①核岛。由双层安全壳组成的反应堆厂房、1~4号安全厂房、核辅助厂房、燃料厂房、放射性废物厂房和1~4号柴油发电机厂房等组成。②常规岛。由汽轮机厂房、电气厂房等组成。③电厂配套设施。为核岛和常规岛服务的设施。EPR主要厂房布置见图。
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. 工学 . 电气工程 . 发电技术 . 核能发电 . 中国核电发展 . 压水堆核电厂欧洲先进压水堆核电厂
/European advanced pressurized water reactor nuclear power plant/
最后更新 2024-03-06
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由法国法马通和德国西门子公司联合开发,在传统商用压水堆核电厂技术基础上,增加安全系统冗余度,加大单机容量,以满足《欧洲电力公司要求》设计要求的先进压水堆核电厂。
- 英文名称
- European advanced pressurized water reactor nuclear power plant
- 所属学科
- 电气工程
在常规压水堆核电厂技术基础上作如下主要改进:①堆芯由241个燃料组件构成,满足单机功率增加需要,可使用50%的MOX燃料(UO2和PuO2制成的U-Pu混合氧化物)。②采用双层安全壳。内层为金属衬里预应力混凝土安全壳,布置由四条环路组成的反应堆冷却剂系统,每条环路由一台蒸汽发生器、一台主泵和相应的主管道组成。内层安全壳采用大容积和较高设计压力,在严重事故工况下,能确保在12小时内不需要安全壳热量导出系统投入运行;在低压堆芯熔化事故下,如发生积聚在安全壳内最大量的氢气发生爆燃,也能保证安全壳的完整性和密封性。外层为钢筋混凝土安全壳,用以抵御外部灾害,如外部飞射物、飞机撞击等。③增加专设安全系统冗余度。每个安全系统及其支持系统如应急交流电源系统都由四个100%容量安全序列组成,分别布置在1~4号安全厂房和1~4号柴油发电机厂房内,实现地理位置分隔。④增加对严重事故的预防和缓解设施:稳压器顶部设有专设卸压阀,防止严重事故下的高压熔堆;设置安全壳热量导出系统,导出安全壳内热量,限制安全壳压力;设置底板保护设施,将堆芯熔融物进行收集并展开到一个较大的区域(展开区)内,采用水冷却底板,保护底板不熔穿,以保持安全壳完整性。采用干式堆腔设计,避免大量水直接与堆芯熔融物接触,防止压力容器外的蒸汽爆炸。EPR核电厂主要参数见表。
参数名称 | 单位 | 参数 |
电功率 | MW | 1660 |
热功率 | MW | 4616 |
电厂设计寿命 | 年 | 60 |
堆芯损坏频率(CDF) | /(堆·年) | <1.24×10-6 |
大量放射性释放频率(LRF) | /(堆·年) | <9.6×10-8 |
设计基准地震地面水平加速度 | g | 0.25 |
人-机界面 | 分布式计算机系统 | |
环路数 | 4 | |
每条环路冷却剂流量 | m3/h | 27180 |
反应堆运行压力 | MPa | 15.5 |
冷却剂进口温度 | ℃ | 295.7 |
冷却剂出口温度 | ℃ | 330.1 |
蒸汽压力 | MPa | 7.72 |
蒸汽温度 | ℃ | 290 |
汽轮机转速 | r/min | 1500 |
堆芯等效直径 | m | 37.67 |
堆芯高度 | m | 4.2 |
平均功率密度 | kW/m3 | 94.700 |
燃料装量 | t | 128.453 |
铀-235富集度 | t | 4.95(平衡) |
设计燃耗 | MW·d/t | >48000 |
燃料组件数 | 241 | |
燃料棒外径 | mm | 9.5 |
燃料棒包壳厚度 | mm | 0.57 |
燃料棒线功率 | kW/m | 16.34 |
反应堆容器直径 | m | 4.870 |
反应堆容器高度 | m | 12.708 |