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AP1000、CPR、EPR1000的比较

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CPR1000与AP1000安全系统的差异性比较和分析

CPR1000与AP1000安全系统的差异性比较和分析

Science &Technology Vision科技视界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。

美国西屋公司设计的第三代压水堆型AP1000中,其非能动堆芯冷却系统主要由非能动余热排出系统和非能动安全注入系统组成,在脱离了泵、风机等高安全级别的能动安全设备以及冗余的安全交流电源和通风、空调等能动支持系统的设计后,仅利用非能动系统部件的自然规律等实现安全功能。

在设计基准事故下,在事故后72小时内不需要操作员干预或无交流电源的情况下,非能动系统能保证堆芯冷却并维持安全壳的完整性,安全性能大幅提高。

而CPR1000机组的安全注入系统中的高压安注、低压安注分系统都设置了独立系列,由两列交流应急配电系统供电。

中压安注系统则由三个独立系列组成。

CPR1000堆型充分吸收了法国和德国多年核电设计建造和运行经验,有着丰富的运行经验,通过渐进式地模式改进安全设计,提高安全性和可靠性。

1CPR1000安全注入系统概述1.1系统组成RIS 主要由高压安注子系统(HHSI )、低压安注子系统(LHSI )、中压安注子系统(安注箱注入子系统)、4%硼酸溶液再循环回路、水压试验子系统组成。

高压安注子系统包括三台高压安注泵、一个换料水贮存箱(PTR001BA )、一个硼水注入罐、一个硼水注入缓冲罐、二台硼水注入罐再循环泵、相应管道、阀门和仪表组成。

低压安注子系统由两台低压安注泵;一个换料水贮存箱(PTR001BA );二个安全壳地坑;相应的管道、阀门和仪表组成。

再循环工况下,使用H4规程时,可利用EAS 系统的冷却器作为低压安注子系统的组成部分。

中压安注子系统由三个容积为47.7m3的安注罐(RIS001/002/003BA )和其相应的管道、阀门和仪表组成。

图1高压和低压安注子系统高压和低压安注子系统为能动安注子系统,具有足够的设备和流道冗余度,并且配有相互独立的应急电源,即使长期运行期间出现单一能动或非能动故障,仍能确保系统运行的可靠性和堆芯的持续冷却,如图1所示。

核电站 重要资料

核电站 重要资料
秦山三期
(1)AP1000核电技术特点介绍
AP1000是西屋公司开发的一种两环路 是西屋公司开发的一种两环路1000MWe的 的 是西屋公司开发的一种两环路 非能动压水反应堆核电。 非能动压水反应堆核电。与 传统的PWR安全系统相 比，非能动安全系统要简单得多，它们不需要现有 核电站中那些必不可少、种类繁多的安全支持系统， 如相关的安全级交流电源、 HVAC、冷却水系统以 及安装这些部件的抗震厂房。非能动安全系统的采 用和系统的简化，减少了运行人员的操作。通过这 些设计改 进，AP1000机组的安全性得到了显着的改 进，其堆芯熔化概率3×1.0×10-7/堆年，远低于 URD要求的1.0×10-5/堆年，进一步将 AP600“非能 动”理念引入压水反应堆设计，使得设计大大简化、 安全性提高、投资有所降低、设计与性能特点满足 用户要求文件（URD）的要求。
AP1000的设计满足用户对具有非能动安全性能的先进轻水堆 的要求（URD），具有第三代先进轻水堆的简单性、安全性、 可靠性和经济性的特点。AP1000 的主要性能特点是系统简 化、非能动安全、数字化仪控和模块化建造，主要设计目标 包括： 机组额定电功率：≈1000MWe 电站设计寿命：60年 堆芯损坏频率：＜1.0×1E-5/堆年 严重事故下大量放射性物质释放至环境的频率：＜1.0×1E6/堆年 下面介绍它里面的四个系统
（2）严重事故预防与缓解措施 EPR设计中考虑了以下几类严重事故： 高压熔堆；氢气燃烧和爆炸；蒸汽爆炸；堆芯 熔融物；安全壳内热量排出。 为避免高压熔堆事故发生，在为对付设计基准 事故设置3个安全阀（3×300t/h）的基础上，EPR 专门设置了针对严重事故工况的卸压装置（900t /h），安全阀和卸压装置都通过卸压箱排到安全壳 内。当堆芯温度大于650℃时，操纵员启动专设卸 压装置，可以有效避免压力容器超压失效，并防止 压力容器 失效后堆芯熔融物的散射。

AP1000和EPR仪控系统简介与对比

AP1000和EPR仪控系统简介与对比

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

AP1000和EPR两种核电技术的比较

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。

我国第三代核电技术一览

我国第三代核电技术一览

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。

最新AP1000安全系统综述及其与EPR关键措施对比汇总

最新AP1000安全系统综述及其与EPR关键措施对比汇总

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

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

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。

核反应堆堆型EPR、AP1000、CPR1000比较


环保性
• EPR的堆芯设计有利于提高燃料的利用率， 减少铀的使用量，降低钚和长寿命废物的 产量；有利于控制和降低钚的储量；由于 EPR的技术寿期将达到60年，在生产同等电 力的情况下，EPR退役后的最终废物数量将 减少；利用核能有利于储备本世纪中叶将 逐渐枯竭的化石燃料。
AP1000
总体概况
• AP1000是西屋公司开发的一种双环路1000 MW的压水堆核电机组，其主要特点有：采 用非能动的安全系统，安全相关系统和部 件大幅减少、具有竞争力的发电成本、60 年的设计寿命、数字化仪空室、容量因子 高、易于建造(工厂制造和现场建造同步进 行)等，其设计与性能特点满足用户要求文 件（URD）的要求。
相对简单性能比 较
安全性——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。
•
3. 降低运行和检修人员的辐照剂量 EPR运行和检修人员的辐射防护工作将进 一步加强：集体剂量目标确定为0.4人希弗特/ 堆年，与目前经济合作与发展组织国家核电站 的平均剂量（1人希弗特/堆年）相比，将降低 一倍以上。 目前法国核电站检修人员的人希弗特集体 剂量水平约合人均剂量5毫希弗特/年 （5mSv）。换言之，法国核电站工作人员的 平均剂量等同于法国天然放射性当量。
• 5、EPR的电功率约为1600兆瓦。具有大规模电 网的地区适于建设这种大容量机组。另外，人 口密度大、场址少的地区也适于采用大容量机 组。 • 6、EPR可使用各类压水堆燃料：低富集铀燃料 （5%）、循环复用的燃料（源于后处理的再 富集铀，或源于后处理的钚铀氧化物燃料 MOX）。EPR堆芯可全部使用MOX燃料装料。 这样，一方面可实现稳定乃至减少钚存量的目 标，同时也可降低废物的产量； • 7、EPR的技术寿期为60年，目前在运行的反应 堆的技术寿期为40年。由于设备方面的改进， EPR运行40年无需更换重型设备。

AP1000和EPR简介

AP1000和EPR简介2004.7.30目录1 世界核电站可划分为四代1．1 第1代核电站1．2 第2代核电站1．3 第3代核电站1．4 第4代核电站2第3代核电站最高层次的安全设计要求2．1第3代核电站的共同要求:2．2改革型的能动（安全系统）核电站的要求2．3先进型的非能动（安全系统）核电站的要求3 AP1000和EPR的设计理念4 AP10004.1 AP1000开发情况4．2 AP1000技术描述5 EPR5.1 EPR开发情况5．2EPR技术描述6 AP1000和EPR 设计自主化能力的初步分析7 AP1000和EPR设备制造本地化能力的初步分析8 EPR基础设计报告和AP1000设计控制文件的目录比较9 AP1000和EPR的主要技术参数比较表10 AP1000和EPR核电站严重事故预防和缓解对策比较附件：第四代核电站超临界水反应堆（SCWR）简介附表：AP1000设计许可证时间表AP1000和EPR简介1、世界核电站可划分为四代1．1 第1代核电站：自50年至60年代初苏联、美国等建造的第一批单机容量在300MWe的原型核电站，如美国的希平港核电站和英第安角1号核电站，法国的舒兹(Chooz)核电站，德国的奥珀利海母(Obrigheim)核电站,日本的美浜1号核电站等。

1．2 第2代核电站：自60年代末至70年代世界上建造了大批单机容量在600－1400MWe的标准核电站，以美国为代表的Model 212（600MWe，两环路压水堆）、Model 312（1000MWe，3环路压水堆，采用12英尺燃料组件），Model 314 （1040MWe，3环路压水堆，采用14英尺燃料组件），Model 412（1200MWe，4环路压水堆，采用12英尺燃料组件）、Model 414（1300MWe，4环路压水堆，采用14英尺燃料组件）、System80（1050MWe，2环路压水堆）以及一大批沸水堆（BWR）均可划入第2代核电站范畴。

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1、AP1000主要的设计特点包括：

主回路系统和设备设计采用成熟电站设计[6] AP1000堆芯采用西屋的加长型堆芯设计，这种堆 芯设计已在比利时的Doel 4号机组、Tihange3号机 组等得到应用；燃料组件采用可靠性高的 Performance+；采用增大的蒸汽发生器（D125 型），和正在运行的西屋大型蒸汽发生器相似； 稳压器容积有所增大；主泵采用成熟的屏蔽式电 动泵；主管道简化设计，减少焊缝和支撑；压力 容器与西屋标准的三环路压力容器相似，取消了 堆芯区的环焊缝，堆芯测量仪表布置在上封头， 可在线测量。
1、AP1000主要的设计特点包括：



简化的非能动设计提高安全性和经济性 AP1000主要安全系统，如余热排出系统、安注系统、安全壳冷却系统 等，均采用非能动设计，系统简单，不依赖交流电源，无需能动设备 即可长期保持核电站安全，非能动式冷却显著提高安全壳的可靠性。 安全裕度大。针对严重事故的设计可将损坏的堆芯保持在压力容器内， 避免放射性释放。 在AP1000设计中，运用PRA分析找出设计中的薄弱环节并加以改进， 提高安全水平。AP1000考虑内部事件的堆芯熔化概率和放射性释放概 率分别为5.1×10-7/堆年和5.9×10-8/堆年，远小于第二代的1×10-5/堆 年和1×10- 6/堆年的水平。 简化非能动设计大幅度减少了安全系统的设备和部件，与正在运行的 电站设备相比，阀门、泵、安全级管道、电缆、抗震厂房容积分别减 少了约50%，35%，80%，70%和45%。同时采用标准化设计，便于采 购、运行、维护，提高经济性。西屋公司以AP600的经济分析为基础， 对AP1000作的经济分析表明，AP1000的发电成本小于3.6美分/kWh， 具备和天然气发电竞争的能力。AP1000隔夜价低于1200美元/千瓦 （包括业主费用和厂址费用）。
三、CPR1000核电机组

CPR1000是中广核集团(中国广东核电集团有限公司)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。 这一技术方案具有四个方面显著特点：一是技术先进性，总体性能达 到了国际同类型在役核电站的先进水平；二是成熟性，有国际上约 1000个堆年的安全运行经验，满足新安全法规、导则的要求；三是良 好的经济性，具备实现自主化、国产化基础，通过推进自主化、国产 化，可大幅降低造价，达到与脱硫火电上网电价竞争的目标；四是具 有在“十一五”期间开工的可行性，按照该方案建设小批量核电站， 有利于在较短时间内提高我国核电的竞争力，形成标准化、系列化、 规模化发展格局。 由于CPR1000技术方案具备的特点，这一方案得到 了国家有关部委和业内专家的普遍认同。以“四个自主”为目标，渐 进创新的CPR1000正在成为加快核电发展的一种现实可行的方案。
1、EP1000主要的设计特点包括：

安全性高 EPR通过主要安全系统4列布置，分别位于 安全厂房4个隔开的区域，简化系统设计， 扩大主回路设备储水能力，改进人机接口， 系统地考虑停堆工况，来提高纵深防御的 设计安全水平。EPR满足法德两国核安全当 局提出的“加强防范可能损坏堆芯的事件， 缓解堆芯熔化的放射性影响”两方面的要 求，具有更高的安全性。
1、AP1000主要的设计特点包括：

针对氢气燃烧和爆炸的危险，AP1000在设计中使氢气从反应堆冷却剂 系统逸出的通道远离安全壳壁，避免氢气火焰对安全壳璧的威胁。同 时在环安全壳内部布置冗余、多样的氢点火器和非能动自动催化氢复 合器，消除氢气，降低氢气燃烧和爆炸对安全壳的危险。 对于蒸汽爆炸事故，由于AP1000设置冗余多样的自动卸压系统，避免 了高压蒸汽爆炸发生。而在低压工况下，由于IVR技术的应用，堆芯 熔融物没有和水直接接触，避免了低压蒸汽爆炸发生。 对于由于丧失安全壳热量排出引起的安全壳超压事故，AP1000非能动 安全壳冷却系统的两路取水管线的排水阀在失去电源和控制时处于故 障安全位置，同时设置一路管线从消防水源取水，确保冷却的可靠性。 事故后长期阶段仅靠空气冷却就足以带出安全壳内的热量，有效防止 安全壳超压。由于采用了IVR技术，不会发生堆芯熔融物和混凝土底 板的反应，避免了产生非凝结气体引起的安全壳超压事故。 针对安全壳旁路事故，AP1000通过改进安全壳隔离系统设计、减少安 全壳外LOCA发生等措施来减少事故的发生。
1、EP1000主要的设计特点包括：

仪控系统和主控室设计 EPR的仪控系统和主控室采用成熟的设计，充分 吸取已运行电站数字化仪控系统、人机接口等经 验反馈，吸取先进技术设备的优点。仪控采用4列 布置，分别位于安全厂房的不同区域，避免发生 共模失效。主控室与N4机组的高度计算机化控制 室相同，专门设有用于维护和诊断工作的人机接 口。 虽然核电被认为是是代替火电厂、减少温室气体 以及减少废气污染的最有效手段。但目前全世界 很多国家都有团体和专家反对建核电站，主要是 对核电安全问题的担忧。实际上笔者认为成本问 题才是核电发展会遇到的最大困难。
1、EP1000主要的设计特点包括：

降低运行和检修人员的辐照剂量 EPR运行和检修人员的辐射防护工作将进一步加强：集体 剂量目标确定为0.4人希弗特/堆年，与目前经济合作与发 展组织国家核电站的平均剂量（1人希弗特/堆年）相比， 将降低一倍以上。 目前法国核电站检修人员的人希弗特集体剂量水平约合人 均剂量5毫希弗特/年（5mSv）。换言之，法国核电站工作 人员的平均剂量等同于法国天然放射性当量。 EPR考虑内部事件的堆芯熔化概率6.3×10-7/堆年，在电站 寿期内可用率平均达到90%，正常停堆换料和检修时间16 天，运行维护成本比现在运行的电站低10%，经济性高。 建造EPR的投资费用低于1300欧元/千瓦，发电成本低于3 欧分/kWh。
1、EP1000主要的设计特点包括：

安全壳具有非常高的密封性 EPR的密封水平是国际上唯一的，反应堆厂房非常牢固， 混凝土底座厚达6米，安全壳为双层，内壳为预应力混凝 土结构，外壳钢筋混凝土结构，厚度都是1.3米。2.6米厚 的安全壳可抵御坠机等外部侵袭。 即使发生概率极低的熔堆事故，压力壳被熔穿，熔化的堆 芯逸出压力壳，熔融物仍封隔在专门的区域内冷却。这一 专门区域的内壁使用了耐特高温保护材料，能够保证混凝 底板的密封性能。EPR的熔堆事故影响严格限制在反应堆 安全壳内，核电站周边的居民、土壤和含水层都受到保护。
AP1000核电机组


主要特点 1、AP1000最大的特点就是设计简练，易于 操作，而且充分利用了诸多“非能动的安全体 系”，比如重力理论、自然循环、聚合反应等， 比传统的压水堆安全体系要简单有效得多。 2、进一步提高了核电站的安全性，同时也能 显著降低核电机组建设以及长期运营的成本。 3、AP1000在建设过程中，可利用模块化技 术，多头并进实施建设，极大地缩短了核电机组 建设工期。AP1000从开工建设到加载原料开始发 电，最快只需要36个月，建设成本方面的节约优 势明显。
核电技术
核电机组的比较
一、AP1000核电机组

简介 AP1000是一种先进的“非能动型压水堆核 电技术”。用铀制成的核燃料在 “反应堆” 的设备内发生裂变而产生大量热能，再用 处于高压下的水把热能带出，在蒸汽发生 器内产生蒸汽，蒸汽推动汽轮机带着发电 机一起旋转，电就源源不断地产生出来， 并通过电网送到四面八方。采用这一原理 的核电技术就是压水堆核电技术。
1、AP1000主要的设计特点包括：

仪控系统和主控室设计 AP1000仪控系统采用成熟的数字化技术设 计，通过多样化的安全级、非安全级仪控 系统和信息提供、操作避免发生共模失效。 主控室采用布置紧凑的计算机工作站控制 技术，人机接口设计充分考虑了运行电站 的经验反馈。
1、AP1000主要的设计特点包括：
1、EP1000主要的设计特点包括：
Hale Waihona Puke 经济性高 EPR的发电成本很低，比N4系列反应堆低10%[8]。主要优化措施是： （1） EPR的功率（约1600兆瓦）比近期建设的反应堆功率（约1450兆瓦） 更高。 （2） 建设周期更短：从建造至商业运行计划用57个月。 （3） 能量效益提高到36%，这是轻水反应堆最好的指标。 （4） EPR技术寿期将达到60年。 （5） 提高燃料的利用率。在发电量相同的条件下，EPR将减少使用15%的 铀，废物产量因此降低。同样，也降低了核燃料循环（从铀浓缩到后处理等 各个环节）的费用。 （6） EPR降低了运行费：由于提高了人机接口的质量和主控室的功效，操 作简化，通过运行支持系统，提升自动化水平；设备布局更合理，便于进入 工作区，简化了检修，缩短了工期；可进行不停运的标准化保养维修；停堆 换料期减至16天；反应堆寿期内可利用率可达到91%，法国在役反应堆的平 均使用率为82%。 （7） EPR的发电成本将降至30欧元/MWh[9]，比主要竞争对手-天然气低 20%。发电成本包括各种外部费用：研发费、乏燃料后处理费、废物处置费、 设施退役费。与之相比，化石能源发电成本不含外部费用。
1、EP1000主要的设计特点包括：


主要特点 与核岛施工相关的设计特点如下：保持压水堆技术的延续性，并在N4 和Konvoi基础上的改进型设计；独立机组；一次侧采用四个环路;四个 独立的机械和电气安全系统，在实体的布置上，采用实体隔离理念； 反应堆厂房、四个安全厂房和核燃料厂房设计在同一筏基上（如图1 所示）；反应堆厂房、2号和3号安全厂房、核燃料厂房采用掩体设计 技术；反应堆厂房安全壳采用双层带有金属衬里设计；燃料棒采用 17X17正方形排列，241个核燃料组件和89根控制棒的堆芯设计；主蒸 汽阀和给水阀站采用两两分离设计；应急柴油发电机、重要厂房用水 采用实体隔离设计；采用墙体处理技术，取消了现场预制储罐；吸收 和应用了先进的模块化施工理念;设计过程中应用了3D技术，并将3D 模型应用到现场施工管理；文件系统采用KKS编码；仪控系统采用 DCS设计；设计寿命60年。 核岛厂房布置特点 核岛组成:核岛厂房由反应堆厂房、四个安全厂房、核辅助厂房、 核燃料厂房、废物厂房、两个柴油机厂房和进出厂房组成，如图1所 示。