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欧洲先进压水堆核电厂

/European advanced pressurized water reactor nuclear power plant/
条目作者电佰

电佰

最后更新 2024-03-06
浏览 201
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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

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。

 EPR核电厂主厂房布置EPR核电厂主厂房布置

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。

EPR核电厂主要参数
参数名称单位参数
电功率MW1660
热功率MW4616
电厂设计寿命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g0.25
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/h27180
反应堆运行压力MPa15.5
冷却剂进口温度295.7
冷却剂出口温度330.1
蒸汽压力MPa7.72
蒸汽温度290
汽轮机转速r/min1500
堆芯等效直径m37.67
堆芯高度m4.2
平均功率密度kW/m394.700 
燃料装量t128.453
铀-235富集度t4.95(平衡)
设计燃耗MW·d/t>48000
燃料组件数
241
燃料棒外径mm9.5
燃料棒包壳厚度mm0.57
燃料棒线功率kW/m16.34
反应堆容器直径m4.870 
反应堆容器高度m12.708

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