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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。
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。
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。
所有关于AP1000AP1000的设计理念在传统成熟的压水堆核电技术的基础上，安全系统采用“非能动” 设计理念。
“非能动安全系统” 利用自然物理现象-重力、自然循环(蒸发、冷凝和密度差）以及气体蓄能驱动流体流动，带走堆芯余热和安全壳的热量，不需要外部能源。
非能动设计理念已有实际应用，技术是成熟的。
非能动设计理念的引入，使核电站的设计发生了根本的变化：● 系统配置简化，安全支持系统减少，安全级设备和抗震厂房大幅减少，安全等级和质保等级降低，应急动力电源和很多动力设备被取消，大宗材料需求明显降低；● 预防和缓解事故和严重事故的操作简化;● 安全性能显著提高；由于设计简化、系统简化、工艺布置简化、施工量减少、工期缩短、运行和维修简化等一系列效应，最终使AP1000在安全性能显著提高的同时，经济上也具有较强的竞争力。
AP1000总体概括及特点1. 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。
西屋公司在开发AP1000之前，已完成了AP600的开发工作，并于1998年9月获得美国核管会（NRC）的最终设计批准（FDA），1999年12月则获得NRC的设计许可证，该设计许可证的有效期为15年。
屋公司投入了大量人力，通过大量的实体试验和众多听证与答辩来确保其设计的成熟性。
AP1000基本上保留了AP600核岛底座的尺寸，但也作了适当的设计改进以提升AP1000的先进性和竞争力：增加堆芯长度和燃料组件的数目；加大核蒸汽供应系统主要部件的尺寸；适当增加反应堆压力壳的高度；采用△125的蒸汽发生器；采用大型密封反应堆主泵（装备有变速调节器）；采用大型的稳压器；增加安全壳的高度；增加某些非能动安全系统部件的容量；增加汽轮机岛的尺寸和容量等。
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。
《核电站入门》课程大作业一、比较一体化反应堆与分散布置式反应堆的区别，各有什么优越性？一体化反应堆，一次冷却剂的回路和二回路之间的热交换器与堆芯一起装在反应堆容器内的反应堆。
结构紧凑，系统简单，设备体积和安装面积均小，固有安全性好。
一回路冷却剂阻力小，有利于热交换。
整个系统的建造装配均可在工厂进行，减少现场安装工作量。
压力容器较大，设备维修更换不方便。
分散布置式反应堆的一回路和二回路是隔开的，通过蒸汽反生器进行热交换。
这样的布置方式占地相比于一体化的要大，系统相对复杂，但是维修方便，技术要求第一些，而且技术相对成熟。
二、比较AP1000屏蔽主泵与大亚湾轴封泵的特点。
屏蔽泵起源于核潜艇用反应堆，高惯量，高可靠性和低维修费用的主泵。
这种屏蔽泵没有密封，从而消除了因主泵密封失效而可能产生的LOCA事故，并且减少了维修费用，可实现60年设计运行期间免维修。
主泵设置在每个蒸汽发生器的通道端部以内，这样也有其安全和性能方面的优势。
屏蔽泵具有零泄漏、安全性高、结构紧凑等优点。
尽管屏蔽泵的初始成本比较高, 但由于其运行可靠, 使用寿命长, 维护工作量少，在核电站及核潜艇上已得到广泛应用。
屏蔽式主泵由于没有旋转轴的外伸部分, 不存在输送液体外泄, 消除了因轴密封失效或全厂断电事故工况下冷却剂泄漏的潜在风险, 大大提高了核电站的安全性。
采用水润滑轴承, 消除了油润滑带来的火灾隐患, 提高了核电厂的安全。
主泵直接与蒸发器下封头联接, 取消了主泵与蒸发器之间的冷却剂主管道, 降低了环路压降,简化了泵的支承。
轴向推力远小于轴封式泵, 顶轴系统被简化或取消。
AP1000所选用的主泵是专门为之设计的, 世界上至今还没有如此大容量的屏蔽式主泵运行的先例, 设计的完善性还有待时间的考验。
不足之处有：效率低，无防逆转装置，临界转速裕度小，维修不方便。
大亚湾轴封泵：立式离心泵，包括三个部分，水力机械部件，轴封部件和电动驱动部件。
轴密封部件是关键部件，性能的好坏影响到泵的安全工作，而轴封的寿命又决定了泵的检修周期。
AP1000与EPR简介1.AP1000与EPR简介1.1 AP1000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。
2002年3月，核管会已经完成AP1000设计的预认证审查（Pre-certification Review），AP600有关的试验和分析程序可以用于AP1000设计。
2004年12月获得了美国核管会授予的最终设计批准。
AP1000为单堆布置两环路机组，电功率1250MWe，设计寿命60年，主要安全系统采用非能动设计，布置在安全壳内，安全壳为双层结构，外层为预应力混凝土，内层为钢板结构。
AP1000主要的设计特点包括：（1）主回路系统和设备设计采用成熟电站设计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、Tihange 3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（ 125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。
（2）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。
压水堆核电厂运行课程论文AP1000核电厂二代压水堆安全设施和系统的比较学生姓名：班级：090学号：090二零一二年十一月AP1000核电厂二代压水堆安全设施和系统的比较AP1000简介AP1000又称为先进压水堆，自美国三里岛核电站和苏联切尔诺贝利核电站事故发生以来，暴露了二代核电厂设计中的一些根本性的弱点和安全隐患。
迫切的需要一种安全又可靠的新型核电厂来取代二代核电厂。
20世纪80年代中期开始，美国EPRI与NRC的支持下，经过多年努力，制定了一个能被供货商、投资方、业主、核安全局、用户和公众各方面都能被接受的，提高电厂安全性和改善经济性的设计基础，1990年，发表了适用于先进轻水堆核电厂设计的URD，1994年欧共体制定了EUR。
现在人们通常把符合URD和EUR要求的核反应堆称作先进堆核电厂。
非能动安全系统AP1000先进非能动型压水堆是美国西屋公司在AP600的基础上研发的。
AP1000采用了大量的非能动安全设计，大大的提高了反应堆的自然安全性。
非能动安全系统的采用使其对比与二代压水堆具有更大的优越性。
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。
这些系统仅仅利用自然力因素，例如重力、自然循环和压缩空气来使系统工作，而不需要采用泵，风机，柴油机，冷水机或其他机器。
非能动安全系统不需要大规模的能动安全支持系统（例如，交流电源，HVAC，冷却水以及有关抗震厂房来安置这些部件）而这些在典型的常规二代核电厂里是必须的。
因此，支持系统不再必须是安全级的，它们有的被简化有的被消去了。
而且，设备的减少和简化大大的降低了事故下操纵员的操控难度和复杂度，减小认为控制出错的概率，增加了控制的安全性。
AP1000核电厂的非能动安全系统有：1.非能动堆芯冷却系统（PXS）;2.非能动余热排出系统（PRHR）；3.非能动安全壳冷却系统（PCS）;4.主控室应急可居留性系统（VES）;5.安全壳隔离系统。
（1）、非能动堆芯冷却系统（PXS）PXS利用3个非能动水源通过安注来维持堆芯冷却。
河南理工大学《发电厂电气部分》论文论文题目：核能发电厂与我国核电发展专业班级：组别：小组成员：、2012年2月27日核能发电厂与我国核电发展- 1 -目 录第一章 我国核电发展概况 ................................................................................. - 1 -1.1发展核电的必要性 ................................................................................... - 1 -1.2国内外核电发展概况： ........................................................................... - 1 -一、秦山核电站 ..................................................................................... - 2 -二、广东大亚湾核电站 ......................................................................... - 2 -三、田湾核电站 ..................................................................................... - 3 -四、岭澳核电站 ..................................................................................... - 3 -第二章 核能发电厂 ............................................................................................. - 4 -2.1核电厂分类 ............................................................................................... - 4 -一、压水堆核电站 ................................................................................. - 4 -二、沸水堆核电站 ................................................................................. - 4 -三、重水堆核电站 ................................................................................. - 4 -四、快堆核电站 ..................................................................................... - 4 -2.2核电站设备 ............................................................................................... - 5 -2.3轻水堆核电技术的发展与改进 ............................................................... - 6 -一、AP1000和EPR 的安全系统采用了两种完全不同的设计理念 . - 6 -二、AP1000和EPR 的安全性的比较 ................................................. - 7 -三、技术成熟性 ..................................................................................... - 7 -四、技术经济性 ..................................................................................... - 8 -五、安全审评 ......................................................................................... - 8 -第三章 核电厂安全与环境保护 ......................................................................... - 9 -3.1核电事故 ................................................................................................... - 9 -3.2核电安全体系 ......................................................................................... - 10 -3.3对我国发展核电的启示 ......................................................................... - 11 -第四章 结 语 ..................................................................................................... - 13 - 参考文献 ............................................................................................................... - 15 -第一章我国核电发展概况1.1发展核电的必要性自建国以来，我国的经济高速发展，消耗了大量的煤炭资源，国内主要产煤区山西、内蒙古开采接近极限，东北、华北等能源型城市也近枯竭。
ＡＰ１０００与ＥＰＲ专设安全系统的差异性比较和分析核电安全
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郭景任，杨孟嘉
（深圳中广核工程设计有限公司，广东 深圳 518045）
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
中图分类号：TL36 文献标志码：A 文章编号：1674-1617(2009)02-0166-06
C o m p a r i s o n a n d a n a l y s i s o n t h e d i f f e r e n c e s b e t w e e n
A P1000a n d E P R e n g i n e e r e d s a f e t y s y s t e m
GUO Jing-ren，YANG Meng-jia
(China Nuclear Power Design Co.，Ltd.，Shenzhen of Guangdong Prov. 518045，China)
Abstract:The third generation nuclear power technology, represented by Advanced Pressurized Water Reactor (AP1000) designed by Westinghouse and European Pressurized Reactor (EPR) designed and developed by France and Germany, makes evolution or improvement on the engineered safety system in order to enhance the overall safety and availability of NPP. This article gives a brief introduction on the composition and features of the engineered safety system in AP1000 and EPR, makes comparison between the two, and analyzes the impact of the differences on safety, equipment reliability and cost control of NPP.
Key words: Nuclear power plant; AP1000; EPR; engineered safety system; difference
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
收稿日期：2008-10-14
作者简介：郭景任（1971—），男，辽宁朝阳人，高级工程师，硕士研究生，核电站专设安全系统设计和分析。
淋系统用于去除安全壳中的裂变产物。
安全壳大气中活性物质的去除完全靠沉淀、扩散、热迁移等自然过程。
事故后，如安全壳内放射性活度升高，由防火系统提供的非能动安全壳喷淋系统在安全壳外充氮罐的压力作用下进行喷淋，以限制裂变产物的释放。
绝大多数非气态活性物质最终沉积在安全壳地坑冷却水中。
1.4 安全壳隔离系统
该系统具有两道屏障，一道在安全壳外，一道在安全壳内。
与传统压水堆核电站相比，P1000的安全壳机械贯穿件（包括闸门）数量大大减少，正常状态隔离阀处于关闭状态的比例更高。
正常打开的隔离阀也由故障自动关闭，不要求贯穿件具有支持事故后缓解的功能。
1.5 非能动主控制室可居留系统
该系统在电厂事故后为主控制室提供新鲜空气并进行冷却和增压。
在接收到主控制室高辐射信号以后，该系统自动启动，隔离正常的控制室通风通道并开始增压。
系统中的空气来自一组压缩空气贮存箱，可以维持工作人员继续居留至少2 EPR专设安全系统的组成和特点EPR为改进型第三代压水堆核电站。
EPR的目标是在确保安全水平明显提高的同时使核电更具竞争力。
它充分吸收了几千个堆·年的运行经验反馈，并把过去40年压水堆运行过程中所积累的所有技术经验都吸纳到E P R里来，从而获取最大的利益。
E P R提高了事故预防水平并显著降低了堆芯熔化概率，其安全水平的提高表现在以下两个方面：①安全系统的设计更加简化，实现了4重冗余，并提供多种备用功能以便在安全系统的所有冗余（设备、系统）都失效时承担起相应的安全功能；②在设计上考虑了严重事故预防和事故后果的缓解。
E P R的专设安全设施主要包括[5,7]：①安全壳系统；②应急堆芯冷却系统；③应急给水系统。
2.1 安全壳系统
E P R采用双层安全壳，外层是钢筋混凝土壳，内层是带钢衬里的预应力混凝土壳。
其设计的主要特点是：
（1）考虑了严重事故工况，能够承受燃料组
图1 AP1000非能动堆芯冷却系统简图Fig. 1 AP1000 passive core cooling system。
