主要AP1000、CPR、EPR1000三种核电站的比较

CPR1000与AP1000安全系统的差异性比较和分析作者：苏晋来源：《科技视界》2018年第03期【摘要】作为非能动设计的代表堆型——AP1000，其安全系统设计理念与传统核电站存在着很大的区别。

本文从CPR1000堆型的安全注入系统以及AP1000的非能动堆芯冷却系统的系统组成、系统功能和系统运行几个方面着手，进行一个简要的介绍，在介绍的同时对比二者之间存在的差异，并对相应的差异进行比较分析，供核电专业技术人员参考。

【关键字】CPR1000；AP1000；非能动堆芯冷却系统；安全注入系统；差异中图分类号： TG316 文献标识码： A 文章编号：2095-2457（2018）03-0126-003Comparison and Analysis of Differences between CPR1000 and AP1000 Safety SystemsSU Jin（Nuclear Nuclear Power Operations Management Co.， Ltd.， Jiaxing， Zhejiang 314300，China）【Abstract】As the representative reactor design of APAM， the design concept of safety system is quite different from the traditional nuclear power plant. In this paper， a brief introduction is given from the aspects of system configuration， system function and system operation of the CPR1000 reactor safety injection system and AP1000 passive core cooling system. The differences between the two are introduced ， And comparative analysis of the corresponding differences for nuclear power professional and technical personnel for reference.【Key words】CPR1000； AP1000； Passive core cooling system； Safety injection system；Difference核电厂的安全注入系统在发生LOCA及失控冷却等事故时对于保证堆芯冷却，带走衰变热量以及防止重返临界起着至关重要的作用。

AP1000与CPR1000核电站系统中稳压器设备对比分析孙楠楠
【期刊名称】《东方电气评论》
【年(卷),期】2018(032)003
【摘要】本文简要介绍了稳压器设备在核电站系统中的功能,对三代核电AP1000及二代改进型CPR1000核电站系统中稳压器设备的结构、材质及技术参数分别进行研究,对两种堆型的稳压器设备的关键制造工艺进行了详细的对比分析.通过比较,得出三代核电AP1000稳压器在核电安全稳定运行方面具有更多优势.
【总页数】4页(P78-81)
【作者】孙楠楠
【作者单位】东方电气股份有限公司, 成都610036
【正文语种】中文
【中图分类】TM623
【相关文献】
1.采购质量监造信息系统在AP1000核电站设备监理中的应用 [J], 董泽忠
2.CPR1000与AP1000反应堆功率控制系统控制策略对比分析 [J], 张瑜;陈杰;陈冬雷;雷晴
3.Wi-Fi无线电话系统在AP1000核电站中的应用 [J], 刘兆利
4.CPR1000/EPR/AP1000蒸汽发生器液位控制系统对比分析 [J], 苟晓龙;张宏亮;张龙强;李公杰;董孝胜
5.AP1000与CPR1000堆外核测系统对比分析 [J], 徐世豪;谢维波;徐海燕;彭浩;吴志强
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第25卷第10期电力科学与工程Vol.25,No.10742009年10月Electric Power Science and EngineeringOct.,2009收稿日期：6作者简介：李臻(－),男,广东省电力设计研究院电控部热控室AP1000和EPR 仪控系统简介与对比李臻（广东省电力设计研究院，广东广州510663）摘要：对核电技术AP1000和EPR 仪控系统在功能分层、安全分级、结构3个方面进行了介绍及简单对比。

关键词：AP1000；EP R ；I&C ；DCS ；功能层次；安全分级；控制系统结构中图分类号：TM613；TP273文献标识码：A0引言AP1000（Advanc ed Passive Plant ，先进非能动型压水堆）是西屋公司设计开发的、满足美国“先进轻水堆用户要求文件（URD ）”的一种两环路1000MW 级压水堆。

EPR （European PressurizedReactor ，欧洲压水堆）是AREVA 和SIEMENS 联合设计开发的满足欧洲“欧洲用户对轻水堆核电厂的要求文件（EUR ）”的一种四环路1750MW 级压水堆。

A P1000和EPR 是国际上公认的满足第三代核电厂安全性要求的两种技术流派，并且在我国都已经有了项目依托。

AP1000和EPR 都采用了分散控制系统（D CS ）作为仪控系统的核心。

本文从仪控系统功能层次、安全分级、仪控系统结构等三个方面对AP1000和EPR 仪控系统做一个简单介绍和对比。

1AP1000和EPR 仪控系统功能层次1.1AP1000仪控系统功能层次AP1000仪控系统功能层次在纵向上可分为4层：（1）过程接口层：仪控系统的最底层，直接与现场的传感器以及执行机构相连。

（2）控制与数据处理层：主要有两个功能，一是接受过程接口层的数据，进行处理后上传至主控室，二是接受主控室操纵员的命令或自动控制系统的命令经过程接口层下达到核电厂的各种执行机构。

AP1000和EPR两种核电技术的比较1、AP1000和EPR的安全系统采用了两种完全不同的设计理念AP1000安全系统采用“非能动”的设计理念，更好地达到“简化”的设计方针。

安全系统利用物质的自然特性：重力、自然循环、压缩气体的能量等简单的物理原理，不需要泵、交流电源、1E级应急柴油机，以及相应的通风、冷却水等支持系统，大大简化了安全系统（它们只在发生事故时才动作），大大降低了人因错误。

“非能动”安全系统的设计理念是压水堆核电技术中的一次重大革新。

EPR安全系统在传统第二代压水堆核电技术的基础上，采用“加”的设计理念，即用增加冗余度来提高安全性。

安全系统全部由两个系列增加到四个系列，EPR在增加安全水平的同时，增加了安全系统的复杂性。

核电站安全系统的设计基本上属于第二代压水堆核电技术，是一种改良性的变化。

2、AP1000和EPR的安全性的比较由于AP1000和EPR的安全系统采用了两种完全不同的设计理念AP1000 和E PR的安全性有较大的差别。

AP1000在发生事故后的堆芯损坏频率为5.0894×10-7/堆年比EPR的1.18×10-6 /堆年小2.3倍，大量放射性释放概率为5.94×10-8/堆年也比EPR的9.6×10-8/堆年小1.6倍（而且AP1000采用的设备可靠性数据均比较保守）；核电站发生事故后，AP1000操作员可不干预时间高达72小时，而EPR为半小时；AP1000 在发生堆芯熔化事故时，能有效地防止反应堆压力容器（第二道屏障）熔穿，将堆芯放射性熔融物保持在反应堆压力容器内，使放射性向环境释放的概率降到最低；而EPR不防止反应堆压力容器熔穿，堆芯放射性熔融物暂时滞留在堆腔内，然后采取措施延缓熔融物和安全壳（第三道屏障）底板的混凝土相互作用，防止安全壳底板熔穿。

AP1000的人因失误占堆熔频率的7.74%，共因失效占堆熔频率的57%，而EP R分别为29%和94%，AP1000 明显优于EPR。

AP1000和EPR的安全性AP1000的被动安全设计的确是一个很新的概念，如果其是一款电子信息产品，我是绝对支持其创新。

但是对于核电站来说，就不是了。

一个真正可以信赖的设计，显然应该经过设计原型的测试观察，然后才可能大规模应用。

现在国内一下子上马四个AP1000，并且可能不等待系统使用测试就继续上马更多的A P1000，实在是有点担心。

设计方当然把自己的产品吹得天花龙凤，但是真正的设计缺陷，只有他们自己才真正知道。

难道他们会把缺陷主动告诉中方，恐怕不太可能吧。

每个核电站的设计者都说自己的东西很安全，但还不是出了切尔诺贝利和三里岛事故。

上次参加一个Westinghouse在巴黎的的会议，可以看见法国专家对AP1000的极度质疑。

其中，在AP1000进行设计的时候，美国的飞机撞击规范还没有出来呢。

所以飞机撞击抵抗，也许就是后来改善加上去的吧。

另外，与EPR比较，AP1000少了堆芯融体的收集池，这是假定IRWST的水能保证堆芯的充分冷却。

但是，这一切毕竟是设计，并且是没有经过验证的设计。

EPR则从设计开始就考虑抗飞机的安全壳，其建筑布局上四个安全厂房的布置，以及柴油机房的布置，都是考虑这个事故的。

AP1000也就两个冷却泵，要是一个在维护，另一个坏了，可想而知。

实用文档实用文档我不知道除了中国之外有什么国家在建造AP1000。

但是现在英国，南非，阿布扎比，还有就是美国都要建造EPR了。

但是很难想象法国会被说服建造AP1000吧。

也许是因为我在做EPR的原因，作的比较不一定很中立。

总的来说，我觉得EPR设计是非常保守的，不能说是什么大创新，但是从安全这个角度来说，我觉得这是应该的。

AP1000创新理念固然是好，但是毕竟其还是有待验证，不能操之过急。

实用文档。

三代核电反应堆压力容器结构对比通过对国外核电技术的引进、消化和创新，我国核电已经走上了蓬勃发展的道路，目前我国主要建造的核电厂以三代核电为主。

主要分为CAP1000、AP1000和华龙一号等堆型，而其中反应堆压力容器是安置核反应堆并承受巨大运行压力的密闭主容器。

文章对比了以上几种堆型的反应堆压力容器结构特点，并分析了其中的优缺点。

标签：压力容器；AP1000；华龙一号1 概述我国的核电技术路线是在上世纪80年代确定走引进、消化、研发、创新的道路的。

经过20余年的努力，通过对引进的二代法国压水堆技术的消化吸收，取得了巨大的技术进步，实现了60万千瓦压水堆核电厂的设计能力。

21世纪初，我国又引进了目前世界上最先进的三代核电技术AP1000，并买断了西屋关于AP1000的技术资料，为形成具有自主知识产权的核电技术创造了条件。

目前我国在建和已经运行的堆型主要是AP1000、CAP1400和华龙一号。

AP1000是美国西屋公司研发的一种先进的“非能动型压水堆核电技术”；而CAP1400是国家核电技术公司吸收消化AP1000技術创新开发出的更大功率的非能动大型先进压水堆核电机组；华龙一号是我国吸收和创新最先进核电技术的产物，目前主要有两种分别是中核集团和中广核集团自主研发的具有完整自主知识产权的先进压水堆核电技术ACP1000和ACPR1000+。

ACP1000是中核集团在CP1000的基础上吸收AP1000核电技术研制的。

ACPR1000+是中广核在推进CPR1000核电技术的同时研发出来的。

反应堆压力容器是安置核反应堆并承受巨大运行压力的密闭容器，也称反应堆压力壳。

本文通过对比以上四种三代核电堆型反应堆压力容器的结构差异，为以后三代乃至四代核电反应堆压力容器设计提供充足的数据支持。

2 结构参数对比2.1 设计总参数如表1为四种堆型的反应堆压力容器的设计总参数，从表中看出，相比于AP1000和CAP1000，华龙一号采用了更高的水压试验压力，体现了更高的安全性，同时采用12根堆测接管以便于放置更多的测量设备来监测反应堆的运行。

我国第三代核电技术一览我国的核电技术路线是在上世纪80年代确定走引进、消化、研发、创新的道路的。

经过20余年的努力，通过对引进的二代法国压水堆技术的消化吸收，取得了巨大的技术进步，实现了60万千瓦压水堆机组设计国产化，基本掌握了百万千瓦压水堆核电厂的设计能力。

目前我国有五种第三代核电技术拟投入应用，他们分别是 AP1000、华龙一号、CAP1400、法国核电技术(EPR)以及俄罗斯核电技术(VVER)。

北极星电力网小编整理五种核电技术及特点供核电业界人士参考。

1、AP1000AP1000是美国西屋公司研发的一种先进的“非能动型压水堆核电技术”。

西屋公司在已开发的非能动先进压水堆AP600的基础上开发了AP1000。

该技术在理论上被称为国际上最先进的核电技术之一，由国家核电技术公司负责消化和吸收，且多次被核电决策层确认为日后中国主流的核电技术路线。

国家核电技术公司的AP1000和中广核集团与中核集团共推的华龙一号被默认为中国核电发展的两项主要推广技术，两者一主一辅，AP1000技术主要满足国内市场建设和需求，华龙一号则代表中国核电出口国外。

作为国内首个采用AP1000技术的依托项目三门核电一号机组原计划于2013年底并网发电，但由于负责AP1000主泵制造的美国EMD公司多次运抵中国的设备都不合格，致使三门一号核电机组如今已经延期2年。

目前，除在建的两个项目(三门、海阳)外，三门二期、海阳二期、广东陆丰、辽宁徐大堡、以及湖南桃花江等内陆核电项目均拟选用AP1000技术。

AP1000技术主要目标工程包括：海阳核电厂1-2号机组、三门核电厂1-2号机组、红沿河核电厂二期项目5-6号机组、三门核电厂二期项目、海阳核电厂二期项目、徐大堡核电厂一期项目以及陆丰核电厂一期项目等。

其中海阳核电厂1-2号机组和三门核电厂1-2号机组为正在建设的核电项目，其余五个为有望核准的核电项目。

【三门核电站】浙江三门核电站是我国首个采用三代核电技术的核电项目。

A P1000安全系统综述及其与E P R关键措施对比AP1000安全系统综述AP1000安全系统综述AP1000安全系统设计理念如下：•安全系统非能动化•降低维修要求•简化安全系统配置•减少安全支持系统•减少安全级设备及抗震厂房•提高可操作性本文不考虑传统安全系统，只对非能动安全系统作介绍。

一．AP1000非能动安全系统简介AP1000非能动安全系统的优点可概括如下:(1)极大地降低了人因失误发生的可能性非能动安全系统不需要操纵员的行动来缓解设计基准事故，减少了事故发生后，由于人为操作错误而导致事件升级的可能性。

AP1000在事故条件下允许操纵员的不干预时间高达72 h，而对于已经运行的第二代或二代+核电厂，此不干预时间仅为10^30 mina(2)大大地提高了系统运行的可靠性非能动安全系统利用自然力驱动，提高了系统运行的可靠性，而不需要采用泵、风机、柴油机、冷冻水机或其他能动机器，减少了因电源故障或者机械故障而引起的系统运行失效。

由于非能动安全系统只需少量的阀门连接，并能自动触发，同时这些阀门遵循“失效安全”的准则，在失去电源或接收到安全保护启动信号时开启。

(3)取消了安全级的交流应急电源非能动安全系统的启动和运行无需交流(AC)电源，AP1000的设计取消了安全级的应急柴油发电机组。

AP1000非能动安全系统子系统如下：•非能动堆芯冷却系统•非能动安全壳冷却系统•非能动主控制室应急可居留系统•非能动裂变产物去除系统•非能动氢复合子系统•非能动反应堆压力壳防熔穿系统二．非能动堆芯冷却系统AP1000的非能动堆芯冷却系统(PXS)由非能动堆芯余热排出系统和非能动安全注人系统两部分组成。

PXS的主要作用就是在假想的设计基准事件下提供应急堆芯冷却，为此，PXS具有以下功能:·应急堆芯余热排出·RCS应急补水和硼化·安全注入·安全壳内pH值控制PXS安全相关功能的设计基于以下考虑(设计基准):<1> 即使在发生设计基准事件同时伴随不太可能的最大极限单一故障事件时，PXS也有多重的部件来执行其安全相关的功能。

AP1000与EPR专设安全系统的差异性比较和分析摘要：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。

关键词：核电站；AP1000；EPR；专设安全系统；差异性自20世纪90年代开始，为了消除广大公众因切尔诺贝利核事故带来的对核能利用的疑虑，提高核电应用的安全性和经济性，世界核电界集中力量对核电站专设安全系统和严重事故的预防与后果缓解进行了研究，美国和欧洲先后提出了符合“用户要求”[1-2]的概念，并在此基础上，开发了安全性、经济性更好的第三代核电技术。

第三代核电技术通过采用非能动安全系统或增加安全系统冗余度、增设缓解严重事故后果的工程措施以及应用数字化仪控系统等先进技术，降低核电站的严重事故风险，实现更高的安全目标，使核电技术向更安全、更经济的方向发展。

第三代核电技术问世以后，受到全球核电用户的普遍关注，包括中国在内的一些国家已经选用或准备选用第三代核电技术进行新的核电机组建设。

第三代核电技术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。

AP1000在传统成熟的两环路压水堆核电技术的基础上，引入安全系统非能动化理念。

与传统的压水堆安全系统相比[3]，非能动安全系统更加简单，它们不需要现有核电站中那些种类繁多的安全支持系统，使核电站安全系统的设计发生了革新性的变化。

EPR 主要以法国N4核电站和德国Konvoi核电站为考，充分吸收了法国和德国多年核电设计、建造和运行经验，通过渐进式的模式改进安全系统的设计，提高核电站的总体安全水平和可利用率。

1AP1000专设安全系统的组成和特点与传统核电站相比，APl000的非能动安全系统在电厂安全性和投资保护方面有了重大的提高，无需操纵人员行动或交流电支持即可建立并长期维持堆芯冷却和安全壳的完整性。

AP1000与 EPR 仪控系统平台对比分析周晓宁【摘要】The three generation nuclear power technology is currently under construction set higher safety tech-nology,instrument control system is one of the most important system in nuclear power plant.Based on the AP1000 and EPR instrument control system platform overallstructure,software and hardware aspects of the analysis and comparing,the different point of the three generation of nuclear instrument control system plat-form was compared,AP1000 instrument control system platform was more safe and reliable.%三代核电技术是目前在建机组安全性较高的技术，而仪控系统是核电站中重要系统之一。

通过对AP1000和 EPR 仪控系统的平台总体结构、软硬件等方面进行分析并做了对比，比较了三代核电仪控系统平台的不同点，得出 AP1000仪控系统平台更加安全、可靠。

【期刊名称】《电力与能源》【年(卷),期】2014(000)006【总页数】5页(P757-760,763)【关键词】AP1000;EPR;仪控系统【作者】周晓宁【作者单位】中电投电力工程有限公司，海阳 265100【正文语种】中文【中图分类】TP311.52随着日本福岛核泄漏事故的发生，我国要求核电一律采用三代核电技术，而AP1000技术是我国引进的第三代核电技术。

CRP1000、CNP1000、ACP1000等核电机型的简介●AES-91是俄罗斯压水堆技术，单机容量106万千瓦。

●AP1000是Advanced Passive PWR的简称，1000为其功率水平（百万千瓦级），该机型为西屋公司设计的3代核电机型。

AP1000采用创新性的非能动技术。

AP1000及其国产化机型或将成为我国三代核电主流机型。

●EPR（欧洲先进反应堆）是国际上最新型反应堆（法国N4和德国建设的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。

在建示范堆处于世界先进水平。

●CPR1000是中广核推出的中国改进型百万千瓦级（1000MW）压水堆核电技术方案。

它是在引进、消化、吸收国外先进技术的基础上，结合20多年来的渐进式改进和自主创新形成的“二代加”百万千瓦级压水堆核电技术。

技术来源于法国引进的百万千瓦级机型——M310。

●CNP是China Nuclear Power的简写。

CNP650额定功率65万千瓦，是我国自主设计的高水平60万千瓦级商用压水堆核电机型。

该种机型主要应用在秦山核电二期项目中。

兄弟机型还有CNP350及CNP1000。

●ACP1000(Advanced China PWR)是中核根据CNP600（这个基本有自主产权）研制出来的，也在向着EPR靠近，融合了好些AP1000的非能动理念，具有自主知识产权。

据称，巴基斯坦将成为全球第一个应用中国具有自主知识产权的ACP1000核反应堆的国家。

有迹象显示，除巴基斯坦之外，阿根廷或许会成为ACP1000的下一个海外客户。

●CAP1000/CAP1400是国家核电技术公司在引进西屋AP1000核电技术的基础上“引进、吸收、消化、再创新”开发的三代核电机型。

国家核电技术公司目前的海外重点市场是南非和巴西，采用的机型将是具备自主知识产权的三代核电CAP1400。

●华龙一号核电技术是由中核集团和中广核集团联手打造的。

核电各种技术简单分析一、自主品牌：CNP1000——中国百万千瓦级核电站CNP1000型核电站使中国百万千瓦级核电站的设计寿期从目前的40年延长到60年，核燃料换料周期从目前的12个月延长到18个月，机组可利用率将从目前的75%左右提高到87%，上网电价可控制在5美分/千瓦时以下，CNP1000的比投资将下降到1300美元/千瓦以下CNP1000无论是性能上、经济上、安全上都达到了国际上第二代改进的水平。

NP1000主要性能指标为：电站设计寿命60年，堆芯热工裕量大于15%，堆芯熔化概率小于1X10-5/堆年，大量放射性物质释放概率小于1X10-6/堆年，机组可利用率大于87%，换料周期为18个月，比投资小于1500美元/千瓦。

如批量生产，比投资可达到1300美元/千瓦以下。

NP1000主要有10项设计改进：一、改进堆芯设计，降低功率密度，提高堆芯安全裕度;二、改进电站布置设计，采用单堆布置和满足实体分隔、防火要求的核岛布置方案;三、改进安全系统设计，提高系统可靠性;四、改进安全壳系统设计，加大安全壳容积;五、采用先进的分布式数字化仪表控制系统，提高电厂的可用性和安全性，提高自动化控制水平和可操作性;六、考虑了严重事故下的氢气控制措施;七、设置安全壳内换料水箱，取消安注和喷淋再循环切换，提高系统可靠性;八、设置堆腔淹没系统，防止在严重事故下堆芯熔融物熔穿压力容器;九、采用LBB技术，取消或减少防甩装置;十、汽轮机组采用半速机，提高电厂效率。

CNP1000设计的主要特点①燃料组件177盒，降低线功率密度，采用AFA3G燃料组件提高安全裕量。

增大功率，提高经济性。

②18个月换料，低泄漏，提高经济性。

③大直径反应堆压力容器(内径为4340mm)，增加水装量，降低容器壁面中子注量，提高安全性，并满足60年寿期要求。

④稳压器容积为51m3，稳压能力增强。

⑤采用预防和缓解严重事故的有效措施，降低堆芯损坏和放射性大量释放的概率。

AP1000与CPR1000核电反应堆冷却剂系统介绍及对比目前，国内在建核电主要有AP1000、CPR1000、EPR1000三种堆型，在建核电以AP1000和CPR1000核电堆型为主。

AP1000和CPR1000核电各自整体特点及对比在其他文献中已有介绍，本文主要针对反应堆冷却剂系统分别对两种核电堆型进行介绍和比较。

1 AP1000与CPR1000核电反应堆冷却剂系统相同点AP1000反应堆冷却剂系统（RCS）和CPR1000应堆冷却剂系统（RCP）又称一回路系统，其主要功能是使冷却剂循环流动，将堆芯中核裂变产生的热量通过蒸汽发生器传输给二回路给水使之转化为高温饱和蒸汽，并输送到汽轮发电机组转化为电能。

同时冷却堆芯，防止燃料元件烧毁或毁坏。

冷却剂：两种核电堆型冷却剂均为轻水，它具有比较好的中子慢化能力，使裂变产生的快中子减速成为热中子维持链式裂变反应。

冷却剂中溶有硼酸可吸收中子。

压力和反应性控制：RCS和RCP系统都通过稳压器加热器和喷淋来控制系统压力，以防止系统超压和堆芯中发生不利于燃料元件传热的偏离泡核沸腾现象。

有助于防止相关安全系统的触发，增大电厂的可用率。

二者均通过改变硼溶度和控制棒位置来实现反应性控制。

放射性屏障：RCS和RCP系统压力边界均作为裂变产物放射性的第二道屏障，用来包容反应堆冷却剂同时，也可以在燃料元件包壳破损泄露时，限制放射性物质外逸到安全壳。

系统设备：RCS和RCP系统都包括蒸汽发生器、反应堆压力容器、冷却剂泵、冷却剂主管道热管段和冷管段、稳压器及与其相连的管道、排汽管路。

2 AP1000与CPR1000核电反应堆冷却剂系统差异2.1 系统设计和组成差异AP1000反应堆冷却剂系统由反应堆和相连的两条环路组成，每条环路包括一台蒸汽发生器、两台反应堆冷却剂泵以及一根冷却剂主管道热管段、两根冷管段，共同组成一条反应堆冷却剂闭式循环回路，稳压器接在其中一条环路上。

RCS还包括自动卸压系统（ADS），ADS分4级卸压子系统，包含四组按一定顺序开启的阀门以降低反应堆冷却剂系统的压力，启避免压力升到17.1 MPa，还能使非能动堆芯冷却系统投入为堆芯提供长期冷却。

三大核电巨头技术路线之争初现端倪2012-04-16 12:45:32 中国联合商报作者：毕淑娟日本福岛核电事故之后，核电安全性大举超越经济性，成为核电站选用技术路径的最核心要素。

在此之前，中国核电界的技术路线之争是在三代核电技术与二代改进型核电技术之间。

今天，这场争论则正在走向不同的三代核电技术之间。

中核集团的ACP1000和中广核集团的ACPR1000三代核电技术近日高调亮相，虽然两者都还处在整体设计阶段，但其欲与国家核电公司的CAP1400技术一争高下的势头已初现端倪。

中核福建试水ACP10004月3日，中核集团总经理孙勤来到中核集团在“第十二届中国国际核工业展览会”的展区，当他发现中核集团并未展示出ACP1000电站模型时，马上要求负责布展的人员将模型搬到现场。

此时，中核集团展区的大屏幕上正在滚动播放ACP1000核电技术的介绍。

这项在CP1000基础上发展而来的三代核电技术，是中核集团目前研发工作的重中之重。

中核集团副总经理俞培根表示，ACP1000考虑了福岛核事故的最新经验反馈，满足最新和安全法规要求，符合三代核电技术的安全和技术经济指标，绝大多数设备材料与现有二代加项目形成的国产化能力相兼容。

目前已经完成顶层设计，转入整体设计和研发阶段。

俞培根透露，按照中核集团的计划，ACP1000的首台机组将在2013年底开工，选址在福建福清核电站，作为该核电站的5号机组。

“我们采用的都是国内的成熟技术，现在有争议的、国内没有使用经验的技术都不采用。

”了解ACP1000设计的中核集团的一位不愿具名的人士对《中国联合商报》说，“我们借鉴了AP1000的技术，但不采用屏蔽泵和爆破阀，而是用已经国产化的二代改进型的设备，所以成本肯定要低得多。

”除了ACP1000，中核集团还在酝酿尽快上马其同为三代核电技术的小型反应堆ACP100。

这种单机容量10万千瓦的核电技术被中核集团寄予厚望，其机组建在地下，可以发电、供汽、供暖、海水淡化，适用性更广。