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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。
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。
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。
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。
AP1000与CPR1000在电气系统上的差异分析摘要：电气系统因其涉及核电站安全控制系统，是核电站的重要组成部分，而二代核电CPR1000和三代核电AP1000在电气系统的布置和要求方面，存在较大差异。
本文将通过对比，分析两代核电机组在电气系统上的差异。
关键词：核电站；电气系统；差异1．电气系统组成AP1000与CPR1000的电气系统，包含主变、厂变、备用柴油发电机组、中压/低压母线、直流电源等，基本内容差不多，主要包含：主变，均为3个单相+1个备用相；都有发电机出口开关；6KV中压母线AP1000机组共6段，全部非1E 级，而CPR1000共8段，其中2段为1E级，6段为非1E级；备用柴油发电机组AP1000机组共2台，非1E级，启动时间120S，而CPR1000共2台，1E级，启动时间10S；交流低压母线AP1000机组全部非1E级，而CPR1000机组为非1E级+1E级；直流及UPS均为非1E级+1E级。
2．技术规范要求AP1000的非能动安全系统设计，对交流供电系统无安全方面的要求，也无实体隔离要求。
1)厂外供电系统仅向机组提供正常启动和正常停堆用的电源，不需要冗余。
2)该系统中唯一的1E级设备是与反应堆主泵串联的2台断路器，确保主泵在失去交流电源后可靠断开。
其他设备不需要实体隔离，可以通用。
3)完成安全相关功能所必须的唯一电源时1E级直流和Uninterruptible Power Supply(UPS)不间断电源供电系统。
由于AP1000的直流负荷比CPR1000的直流负荷小得多，4组1000 AH的蓄电池组可满足安全相关功能72H的供电需求。
72H后还可由2台辅助柴油发电机向安全相关功能供电4天。
4)由于AP1000的屏蔽式主泵无大的飞轮惯性，故其要求在失去主交流时，供电系统应能保持大于3秒的供电时间，这一要求由发电机的惯性惰走发电来满足。
CPR1000机组对电源可用性的要求比较高，具体要求如下：1)蒸汽发生器冷却正常停堆模式（NS/SG）要求两路内电源、两路外电源必须可用；2)RRA冷却正常停堆模式（NS/RRA）要求三路电源必须可用；3)维修停堆模式（MCS）要求两路内电源、两路外电源必须可用；4)换料停堆模式（RCS）要求一路内电源、一路外电源必须可用；如可用的外电源是主变压器，则可用的内电源必须是B列6.6 kV应急交流电源系统（LHQ）；5)反应堆完全卸料模式（RCD）要求一路内电源、一路外电源必须可用。
