先进反应堆-轻水堆

先进型核反应堆第二章：轻水堆核电站一、轻水堆特点二、压水堆PressurizedWaterReactor,PWR三、沸水堆BoilingWaterReactor,BWR四、压水堆与沸水堆特点比较五、第三代轻水堆1、EPR2、AP1000一轻水堆特点轻水慢化、冷却优越的慢化性能（慢化比小，慢化长度短）优越的物理性能（比热容、密度高，粘度低）纯水与堆芯及结构材料化学相容性好价格低廉，容易得到反应性负温度系数固有安全特性堆芯紧凑有利于经济性轻水堆特点©可利用常规蒸汽动力装置成熟技术，节省研发费及时间UO2燃料和锆合金包壳材料堆芯耐高温，中子经济性好热中子吸收截面大不可使用天然铀作燃料全厂热效率为31－35％，70％左右废热秦山I－31％，II－33.3％,大亚湾－33.9%,岭澳－34.1%,田湾－35.3%轻水堆特点©燃料组件压水堆正方形（14×14－18×18）沸水堆正方形（7×7－8×8）VVER六边形（127－332根）高温水对应的饱和蒸汽压力高反应堆必须在高压下运行（与其它堆相比）汽轮机与火电厂高压过热汽轮机相比设备多，效率低。世界核电机组分布日、美、德沸水堆机组和压水堆机组第一节：压水堆第一节：压水堆一、简介二、VVER三、KSNP四、N4

法国布热核电站

西班牙特里欧压水堆核电站法国贝尔堆尔核电站德国穆尔勤茵姆-卡尔希核电站我国核电站简介秦山核电站一核（300MW）二核（2×650MW）三核（2×700MW）大亚湾核电站大亚湾（2×1000MW）岭奥（2×1000MW）

田湾核电站（2×1000MW）InoperationConstructionBeijingShanghaiQinshanDayaBayTianwan中国核电厂现状

秦山核电站－秦山一期

秦山核电站－秦山一期反应堆换料

反应堆控制棒

秦山核电站－秦山二期秦山二期2号机组于2004年3月并网发电。（浙江海盐县）

秦山核电站－秦山二期广东大亚湾核电厂大亚湾核电站我国引进国外资金、设备和技术建设的第一座大型商用核电站，总投资40亿美元。2×984MWe压水堆反应堆机组。1987年8月7日工程正式开工，1994年2月1日和5月6日两台机组先后投入商业营运。大亚湾核电站每年发电量超过100亿度，70％供香港，30％供广东电网。每年减少燃煤消耗370万吨，减排CO2900万吨、SO217万吨、NO万吨，尘埃数千吨。广东大亚湾核电站位于深圳市龙岗区大鹏镇麻岭角，西距深圳市直线距离约45公里，西南距香港特别行政区尖沙咀直线距离约52公里岭澳核电站地理位置：岭澳核电站位于大亚湾畔，距大亚湾核电站仅1.2公里建设：自1997年5月15日开工。1号机组于2002年5月28日投入商业运行。2号机组于2003年1月8日正式投入商业运行

,

比原计划提前66天。类型：岭澳与大亚湾一样为1000MW法国压水堆技术，但周期更短，造价更低。自主化：工程管理、建筑安装、生产准备自主化。部分设计自主化、部分设备制造国产化，设备国内自主化比例将由２０％逐步提高到３０％。核燃料：3.2%浓缩铀,以二氧化铀的状态铸成陶瓷燃料芯块，芯块封装到锆合金包壳管中，组成燃料棒。燃料棒装入燃料组件中每个组件的基层是一个17x17的方格，有264根燃料棒、24根控制棒及一个仪表管。大亚湾使用157个燃料组件，它们集中在一个高3.66米，直径3.2米的堆芯中。未经使用的燃料组件放射性极低，可以轻易、安全地运输。蒸汽供应系统压力壳重314吨，钢壁厚20厘米。水泵进压力壳后，温度升至330°C

。二回路中的水被一回路中的水加热，蒸发成蒸汽后驱动汽轮机转动。大亚湾三回路运转。三个回路中，其中有一个接到稳压器上。稳压器内的水受热成为蒸汽，用以维持一回路中的水于15.5MPa高压而不至于沸腾。反应堆内的燃料会慢慢消耗。平均而言，每个燃料组件会在反应堆内保留连续三年的工作时间。大亚湾核电站每年在一个燃料周期完结时更换约三分之一的燃料组件。更换燃料前，反应堆会慢慢停止运行，而冷却剂的温度和压力在多个小时后会慢慢下降。切断控制棒驱动机构电源，移开压力壳顶盖。然后，反应堆压力壳以上的空间将被注满水作为辐射屏障，燃料组件将逐个移离容器，再通过管道由反应堆厂房运往隔壁的燃料厂房内的燃料水池中。更换燃料使用后的“乏燃料”组件会继续存放在水池中，直至其辐射水平大幅降低后再运走。在反应堆运行过程中，反应堆堆芯中央的核燃料会消耗得比较快，因此在更换核燃料的过程中，堆芯中央的核燃料会被首先取走，由堆芯周围的燃料组件取代，新放入的燃料组件将顶替移至中央的燃料组件的位置。大亚湾核电站每年更换燃料燃料组件，需时约两个星期，但通常会利用这段时间一并进行电站的年度检查维修工作，共需花时四至八个星期。更换燃料©

大亚湾核电站控制室常规岛内景3、田湾核电站中俄合作项目厂址位于江苏省连云港市田湾一期工程建设两台俄罗斯AES-91/V-428（VVER-1000/428NPP-91）型压水堆核电机组，装机容量为2×106万千瓦1999年10月20日进行1号机组的第一罐混凝土浇注，2000年9月20日进行2号机组的第一罐混凝土浇注。1号机组和2号机组计划分别于2004年和2005年建成投产，现已延迟至2007年。建造中的江苏田湾核电站建造中的江苏田湾核电站二、VVERVVER与PWR基本原理与工艺流程相同70年代第一代VVER-440未设置应急堆芯冷却系统和安全壳。但堆芯设计安全裕度较大（83kW/L），并采用卧式蒸发器，一回路水量大，事故情况下保证堆芯淹没。80年代前期第二代VVER-440增设应急堆芯冷却系统，但没设安全壳。80年代后期第三代VVER-1000增设安全壳。建22座。VVER©90年代第四代VVER-1000（AES-91/V-392)。安全壳采用双层结构，乏燃料水池布置在安全壳内。同PWR安全标准基本相同，有些安全系统裕度更大。我国田湾采用VVER-1000（AES-91/V-428)，在燃料格架、导向管及控制棒材料，换料及功率展平方案，压力壳结构，专设安全系统等方面都做了改进。同APWR安全标准基本相当。俄罗斯计划到2015年每年兴建两个百万千万核反应堆,到2020年将其数量增加到每年四个。俄罗斯目前在10个核电厂有31个核反应堆，约占其电力发电的16%到17%。到2030年将核电发电的份额提高到至少25%。

VVER-1000（AES-91)总结了20套VVER运行经验具有更高的安全性，它符合当今国际核电安全法规的要求和发展趋向安全系统的多重性、多样性和冗余性（安全余量大），针对各种可能发生的异常状况和事故，设置相应的预防措施和安全系统，确保核电站安全可行地运行VVER©安全壳预应力钢缆系统共有水平环向360˚预应力钢丝束70束，竖向倒U形预应力钢丝束50束，每束由55根七股钢绞线组成，该设计系国内首次采用的国际先进技术，设计内抗压能力达到0.5MPa，最高可达0.7MPa。该系统能够大大提高安全壳的承压能力，增强核电站安全水平。AES-91－技术特点双层安全壳反应堆厂房穹顶吊装双层安全壳结构它既能抵御外部破坏，例如：龙卷风、地震、小型飞机的撞击，还能抵御在最严重事故情况下内部放射性物质的外泄。两层安全壳之间为带有碘和气溶胶过滤器通风系统的负压环型空间，有效减少了放射必物质向周围环境的释放，从而达到有效的防护目的，同时也成为目前国内独一无二的双层安全壳核电站。双层安全壳内层是钢缆预应力张拉系统的混凝土墙体，厚为1.2米，内壁有6毫米厚的钢覆；外壳是普通混凝土墙休，厚为0.6米，内外层之间间距1.8米。外层安全壳反应堆厂房外径为51.2米，总高度为74.2米。AES-91－技术特点©先进的数字化分布控制系统（DCS）

由运行仪控（TXP）和安全仪控（TXS）两部分组成，是目前我国核电站首次引进的全数字仪控系统。由于DCS系统具有可靠性高，监视控制功能强及安装维护方便等特点，将会为核电站安全、经济、高效运行发挥重要作用。AES-91－技术特点©全数字化主控室4通道安全系统

包括：堆芯应急冷却系统、事故浓硼注入系统、安全壳喷淋系统和事故给水系统每个安全系统由4个完全独立和实体隔离的通道组成。这样在运行中形成了一个系统运行、三个系统备用的“N+3”的多重保护组合，从而大大提高了电厂的安全性。AES-91－技术特点©安注泵系统安全壳安全系统一回路系统蒸汽发生器仪控系统国内其他核电站单壳三通道二环路或三环路立式模拟田湾核电站双壳四通道四环路卧式数字全数字化正常运行情况下，四个环路的设备同时工作。若其中两个环路发生故障，仍可降低功率继续运行、可不停堆。AES-91－技术特点©汽轮机组反应堆装堆实验装堆安装吊篮奠定基础三、KSNPKSNP+：KoreaStandardNuclearPowerPlant引进西屋技术，已国产化1000MW，两环路，4个主泵在安全性、负荷利用率、设计安全裕度、控制系统、运行及经济性等方面比二代系统有改进95年OPR1000(OptimizedPowerreactor）灵光3#，4#运行98-05年并用KSNP，灵光5#,6#，蔚珍3－6#运行4座KSNP（OPR）在建，新古里1-2#(08/09年),新月城1-2#(09/10年）计划APR1400（先进KSNP),新古里3-4#(10/11年）。三、KSNP-韩国核电装机及发电世界第六（GWe）

美国（98）,法国（62）,日本（48）,德国（22）,俄国（21）,韩国（17.8）,英国,乌克兰,加拿大

4个核电站，20座反应堆

古里（Kori×4PWR）,月城（Wolsong×4PHWR）,灵光（Yonggwang×6）,蔚珍（Ulchin×6）装机容量占28.6%,发电量占38.7%

四、法国N4核电站法国核电系统共有58座压水堆，其中4座N4系列反应堆（34×900＋20×1300＋4×1450）拥有1000堆年以上的核电运行经验，可用率良好，达到82%。N4机组是目前运行的最先进的核电站：双层安全壳，数字化控制系统，先进透平系统（ArabelleTubine）第二节：BWR与ABWRBWR追求简易化的历史带蒸气包／汽水分离器双重循环式（1950年代～60年代）内置汽水分离器直接循环式（1960年代）内置射流泵减少周围管道式（1970年代～至今）内置循环泵取消堆芯周围管道（1990年代～至今）初期的BWR传统式BWRABWR刻意追求简易-直接循环采用验证技术沸水堆的发展历程四个发展阶段50—60年代采用带蒸气汽包和蒸气分离器的双重式循环；70年代取消蒸汽发生器采用直接循环；80年代采用堆内型喷射泵；90年代采用堆内型再循环泵。三次标准改进第一次在76—77年，第二次在78—80年，第三次在81—85年。三次改进后沸水堆的设计，安全性发生了较大的变化，成为了我们目前所研究的先进沸水堆。带有喷射泵及外部再循环回路的BWR系统示意图Ｋ―６

建设体制东京电力代表者：东芝东芝日立ＧＥ核岛系统堆内构件汽机系统汽轮机和

发电机部件汽轮机发电机本体核燃料＊ＧＥ发单，东芝、日立制造＊＊７号机的管理与制造范围，东芝与日立对换控制总体计划现场施工管理等55ABWR的技术特征因为堆芯外围没有再循环管道，所以其他管道破损，堆水不丧失/保证堆芯不裸露（安全性提高）减少了职业性辐照剂量a)内置循环泵(RIP:ReactorInternalPump)安全性提高

(有液压式应急驱动、电驱动后援双重驱动源)可同时操作复数控制棒，缩短了起动时间具有微调功能，增大了可运行性b)先进型控制棒驱动机构(FMCRD:FineMotionControlRodDrive)

电动机

(日常控制)液压管道(应急停堆动力)c)钢筋混凝土结构安全壳：RCCVMARK-I

(1100MWeBWR)MARK-II

(1100MWeBWR)

与核岛房融为一体

输出功率单位的建筑体积减少降低造价缩短建设工期

RPV重心位置降低比MARK-II降低10m提高抗震性能RCCV

(1350MWeABWR)小型主控台大型显示盘提高了可靠性信息集中化的人机接口增大自动化程度，运行易于掌握提高了检修性d)新型测控设备（主控室）

采用了最新技术－包括安全系统在内，全部使用数码技术和多重传送技术e)应急堆芯冷却系统－ABWRECCS的3个功能组

RCIC

LPFLHPCFHPCFLPFLLPFLD/GD/GD/G全部高压安注系统・低压安注系统・应急用电源分别组合成３个独立系统RCIC:ReactorCoreIsolationCoolingSystemHPCF:HighPressureCoreFlooderSystemLPFL:LowPressureFlooderSystemD/G:StandbyDieselGeneratorADS:AutomaticDepressurizationSystem即使发生最大LOCA事故，堆芯也能保证不裸露水面提高了安全性和可靠性采用最新型设备、取得了明显效果RIP

安全性提高FMCRD

可靠性提高RCCV

可运行性和可操作性提高最新型测控设备 经济性提高ECCS3个功能组总结Ｋ-6/7成绩，不断发展技术追求合理化，成果投入新建项目使用。ABWR的技术特征－小结BWR与ABWR主要差别效率：BWR33，ABWR35％工期：BWR58月，ABWR48月负荷因子：BWR75％，ABWR87%剂量水平：BWR1人.Sv/年，ABWR0.36人.Sv/年启动时间：ABWR缩短1/3放射性废物量：ABWR每堆年减少一半先进沸水堆利用先进技术和成熟的经验，代表当今核电站发展水平。它与GE研制的前六代沸水堆(BWR1-BWR6)及欧洲沸水堆相比，就单相系统或设备的设计而言，在技术上没有明显的突破，但它集以往沸水堆技术及经验之大成,更符合先进轻水堆URD设计规范，在整体上体现出了它综合的优势。精密控制棒驱动系统维修率低，高性能的防辐射材料，长寿命的中子监视器，改进的水化学系统等等。先进沸水堆通过改进堆芯及燃料的设计使功率振荡衰减比非常小，堆的稳定性大大提高。先进堆堆内设置自动运行，保护器禁止堆运行在高功率密度/低流量区，来防止两相流不稳定性的发生。世界首台ABWR机组:东京电力公司柏崎刈羽核电厂6/7号机OhmaFull-MOX(T/O2008)Fukushima-I7&8(T/O2007,08)Higashidori2TOHOKU(T/Oafter2011)Higashidori1&2TEPCO(T/O2010,after2010)Shika2(T/O2006)Kaminoseki1&2(T/O2012,15)Shimane3(T/O2010)Hamaoka5(T/O2005)Lungnen1&2(T/O2006,2007)面向世界的标准电站ABWR世界首台ABWR的建设ABWR新建项目不断

开建项目2台

筹建项目９台KashiwazakiKariwa6&7(T/O1996,1997)浜冈5号2005年已运行

志贺2号2006年3月已运行

岛根3号机组：计划中大间：计划中志贺2号机组开

工：1999年8月运行开始：2006年3月浜冈5号机组开

工：1999年3月运转开始：2005年1月上关：计划中8积累丰富的ABWR运行业绩浜冈5号机组(2005年1月)、志贺2号机组(2006年3月)已开始运行

ABWR4机组计划上马(已经列入国家电力资源开发计划中)91011第三节：沸水堆与压水堆一、反应堆物理和热工水力的基本原理二、蒸汽产生及相关设备三、堆芯与燃料设计四、反应堆运行与控制一、反应堆物理和热工水力的基本原理

BWR和PWR的堆物理原理非常相似都用2%－3%或更高富集度的UO2芯块燃料。都采用非均匀堆芯设计概念，都以水为慢化剂和冷却剂。主要区别就是在BWR堆芯形成的空泡影响，其直接影响着中子慢化和堆芯的反应性以及堆芯热传导。在反应堆运行时，主蒸汽中含有半衰期仅为几秒钟的放射性氮-16，尽管如此，BWR的汽机还必须配以必要的生物屏蔽来用以职业防护。BWRPWR在压力容器中有两相流在压力容器中是单相流过冷和饱和冷却剂过冷冷却剂形成空泡无空泡形成避免过渡沸腾避免膜态沸腾监测最小临界功率比监测偏离泡核沸腾比最小临界功率扰动不会偏离DNB比将会引起引起包壳峰值温度包壳峰值温度上升

PWR和BWR在热工水力方面的区别：二、蒸汽产生及相关设备

BWRPWR·直接循环·间接循环·RPV压力73.kg/cm2 ·RPV压力158kg/cm2·RPV温度286℃·RPV温度320℃·蒸汽产生于RPV·蒸汽产生于蒸发器（汽水分离器和蒸汽干燥器）（通过二器路）·RPV内允许沸腾·RPV内无沸腾主要核蒸汽供应系统设备BWR PWR·压力容器·反应堆压力容器（蒸汽干燥器和汽水公离器） ·无蒸汽发生器 ·4个蒸发器·无稳压器 ·1个稳压器·内置泵（ABWR） ·压力容器外的主泵·下部插入控制棒 ·上端插入·压力容器尺寸．压力容器尺寸，高：22m高：12.6m直径：7m＊直径：4.4m厚度：15cm厚度：22cm·堆芯压降1.49·堆芯压降1.45沸水堆与压水堆堆芯与压力壳沸水堆堆芯直径大：1）沸水堆芯内空泡的存在使得中子慢化能力下降。2）两相流的压降要高。BWR堆芯大。压力壳直径大沸水堆压力壳高：沸水堆需要把堆芯出口蒸汽，水进行分离及对蒸汽进行干燥，要设置汽水分离器及蒸汽干燥器。沸水堆压力壳壁薄:运行压力及温度都较低。沸水堆安全壳体积小:沸水堆省去了蒸发器，稳压器及相应的管道。安全壳设计两种堆型的安全壳比较BWR PWR·主系统设备少·主系统设备多·湿安全壳·干安全壳·抑压概念·没有采用水水抑压·干井、湿井和通孔·无湿井·瞬态和事故时抑压池可作为热阱三、堆芯与燃料设计

BWRPWR·UO2芯块及Zr包壳·UO2芯块及Zr包壳·每个盒内8×8或9×9棒布置·每个组件17×17个燃料棒·元件盒，尺寸：15cm方，370cm长·组件尺寸为21cm方，400cm长·燃料棒直径10.6mm＊·燃料棒直径8.2mm·平均堆芯功率密度50kw/l·平均堆芯功率密度90kw/l·燃料燃耗（平均）45000MWd/T＊·平均燃耗50000MWd/T

四、反应堆运行与控制BWRPWR·控制棒（170－200）·控制棒束（50－60）十字形控制棒处于燃料间隙中燃料棒间的棒束控制棒B4C或HfB4C或Hf反应堆紧急停堆反应堆紧急停堆燃料中的可燃毒物（Gd）可燃毒物（Gd和其它的物类）·堆芯流量化学补偿（含硼液体）负空泡系数停堆添加物增加流量会引起反应性和功率的增加·负空泡系数·由负到正的慢化剂温度系数保护系统停堆信号BWRPWR·反应堆高压·稳压器高压·干井高压·稳压器低压·反应堆水位低·稳压器高水位·主蒸汽中高放射性·蒸发器水位低·反应堆水位高·中子通量过高·中子通量过高·回路流量太低·汽轮机控制阀快速关闭·超功率温差·汽机闸阀关闭·超温温差·主蒸汽隔离阀关闭·汽机停机主泵电源欠压·主泵电源低频供应·安注运行和维修BWRPWR·反应性控制·反应性控制整个周期内仅几根控制棒许多控制棒束流量控制用以调节功率化学补偿控制·操作者反应基于事故判断·操作者反应是基于症状任何情况下都要保障RPV水位必须判断事故的可能性操作员无需复杂判断·堆芯热工水力设计更加抗瞬态·对失压和堆芯沸腾的响应较麻烦·容易负荷跟踪·负荷跟踪较为麻烦·灵活的循环周期·想增加循环长度并不容易BWR与PWR的负荷跟踪机理BWRPWR·通过控制流量来调节功率·通过硼水和控制棒来调节功率·快速调节可达1%/秒·慢：2-5%/分·范围为额定功率的·范围为额定功率的50%－100%30%－100%·负空泡系数可稳定氙效应·为了补偿氙效应插入控制棒束展平功率分布三、第三代先进PWR1、EPR2、AP600/10001、EPR－欧洲压水堆

（1）EPR简介（2）技术特点（3）安全特性(1)EPR简介

法德双方协作共同开发核电厂供应商的合作：法马通和西门子KWU（现为AREVA公司）；两国电力公司的合作：（现已合并为E.ON、EnBW、RWEPower）两国核安全当局合作：以求制定出共同的核安全法规。在世界上现役轻水堆几千个堆年运行经验反馈的基础上并吸收包括法国N4机组和德国KONVOI机组在内的最新反应堆技术而开发出来的。综合了几十年研发（R&D）计划取得的成果，特别是由法国原子能委员会和Karlsruhe研究中心所获得的研究成果。(1)EPR简介160万千瓦级压水堆，其单机容量为世界之最机组热效率为当今轻水堆之最：36/37%；从第一罐混凝土计建造周期不超过48个月；设计寿命增加到60年；燃料U235富集度5％；燃料组件卸料燃耗深70000MWd/t燃料利用率提高；每兆瓦时铀消耗量节约17%机组整个寿期的平均可用因子达92%，这样换料周期延长，停堆换料和在役检查时间缩短。

(1)EPR简介换料停堆时间缩短到接近10天。由于设备标准化和部分维修任务可在机组运行状态下进行（归功于安全系统4重冗余）使维修简化。废物和流出物减少。对运行和维修人员的辐射防护加强：集体剂量的目标小于0.4人希弗/堆年，而目前OECD国家的平均水平为1人希弗/堆年。对操纵员友好的人机接口使可靠性大大提高并使人员干预减少。(1)EPR简介每兆瓦时长寿锕系元素产生量减少15%相对于释热比，发电量增加14%堆芯装载MOX燃料的百分比可到100%EPR堆芯设计运行裕量大，灵活性好适应用户的各种需要，如采用不同类型的燃料（UO2，UO2-Gd2O3，MOX）、不同的燃料管理战略和燃料循环长度（到24个月），降功率运行和延寿运行。(1)EPR简介

经济性好：发电成本比在役最先进的核电机组低10%，比联合循环的大型燃气机电站低20%。与化石燃料电厂相比，如考虑电厂发电的“外部费用”，即社区所遭受的环境和健康损害费用，这一优点将更为明显。(2)EPR技术特点EPR直接采用N4和KONVOI反应堆经过验证的成熟技术，总体上为掌握技术提供了保证。现有的设计、设备制造以及核电厂建造等方面的工业能力可很容易得到推广和利用。操纵员在现役电站运行中已掌握的专门技能同样可应用到EPR的运行中去。客户能够避免设计、建造或运行方面的风险EPR设计满足世界未来核电厂更高安全水平的要求。(2)EPR技术特点EPR主要设计特点是它的简化设计，机械设备、供电系统和相关的仪控均以4环路/4安全系列概念设计。运行和安全功能分开，以简化系统的结构。运行和安全系统的设置为任何类型的异常事件提供了逐步缓解的措施。(2)EPR技术特点堆芯周围有一圈中子反射层，提高了燃料利用率并防止与辐照有关的压力容器老化现象的发生。压力容器采用抗考化最佳的钢材制造并减少焊缝数量。蒸汽发生器装有轴向节能器，使蒸汽压力提高到78个饱和蒸汽压力，从而获得较高的电厂效率（36/37%）。主冷却泵采用革新的水力设计进行制造，表现为采用静压轴承，已在N4成功实施。(2)EPR技术特点反应堆保护系统以N4机组的经验反馈为基础，采用经过验证的数字化技术。全计算机化主控室采用最先进的数字化技术，使操纵员能够全面调节对电厂运行有重要影响的所有参数。EPR充分采用现役电站的经验反馈并结合最新的技术发展，提供了极为友好的人机接口。主要安全系统包含4个子系统或列，每列都能独立执行全部安全功能。在反应堆厂房周围的4个安全防护厂房中，每一个里都布置有一列安全系统，以防止系统发生共模故障。（3）安全特性EPR符合法国和德国核安全当局1993年联合提出的共同建议和1995年发布的对主要问题的立场2000年10月，负责反应堆安全的法国常设专家组与德国的有关专家一起对指导EPR设计的技术导则进行了评审并给予确认。EPR满足欧洲用户要求（EUR）和美国电力研究院（EPRI）发布的用户要求文件（URD）（3）安全特性-强化防范堆熔事件的措施EPR采取措施防范堆芯熔化，包括采用安全装置进一步降低这种严重事故的概率小于10-6/堆年（比N4和KONVOI还要低一个量级）：增加一回路和蒸汽发生器的水装量；采用4×100%冗余（4系列概念）来增加安全系统的可靠性；这些系统的每列在设计方面都遵循多样化原则。（3）安全特性-强化防范堆熔事件的措施©采用缓解严重事故后果的设施：安全壳将防止放射性向外扩散；在安全壳内布置有混凝土小室和氢催化复合器（属非能动设备）以防因氢累积引起氢气爆燃堆芯熔融物在反应堆安全壳厂房内部的专门区域进行收集和滞留然后得以冷却，从换料水池来的水非能动地淹没熔融物。（3）安全特性-防范外部灾害为防范外部灾害设置实体保护：抗飞机撞击：反应堆厂房、控制室、乏燃料厂房和4座安全厂房中的2座通过足够厚的钢筋混凝土外墙进行保护以抵御军用飞机的高速撞击。其它两座安全厂房分开布置在反应堆厂房相对应的两侧，由于它们相距较远，这样仅有一座安全厂可能被飞机撞毁，而不会对安全造成影响。同样，用于应急供电的柴油发电机组分置在两个不同的厂房，并通过实体隔离进行保护。（3）安全特性-防范外部灾害抵御严重的地震：整个核岛座落在一块6米厚的钢筋混凝土底板上。厂房高度降至最低。最重的部件尤其是水箱安装在标高较低的位置。双层安全壳：内层预应力混凝土厂房和外层钢筋混凝土壳，两者厚度均为1.3米。小结:(1)EPR主要优点经济性：160万千瓦级反应堆，效率高，建造周期缩短，设计寿命延长，燃料使用率增加而且机组可用因子提高。安全性：加强防范堆芯熔化并缓解放射性后果；增强抵御外部灾害特别是抗飞机撞击和地震的能力。技术先进:灵活的燃料管理策略，大容量部件例如压力容器和堆内构件、蒸汽发生器和主冷却剂泵，以及仪表和控制，人机接口和电厂控制室。小结:(2)EPR前景芬兰用户TVO在2003年12月18日与AREVA和西门子联合体签署合同，在芬兰的Olkiluoto厂址建造一台EPR。第一灌混凝土于2005年中浇灌，计划09年商业运行。2006年5月4日，法国电力公司董事会决定在Flamanville厂址启动首台（法国）EPR机组建设；2007年1月24日核蒸汽供应系统定货，世界第二台EPR机组在建。在中国核电市场与AP1000竟标失败。但中广核仍在努力,已签协议。该机组的建造进一步证明并增强了以EPR堆型为基础的未来核电项目的强大生命力。2、AP1000－安全革新传统核电站－主动安全理念子系统、设备可靠多系统冗余电力（或高气压）驱动，电源、备用电源可靠、冗余AP1000－被动安全理念自然力驱动重力、自然循环、自然对流、蒸发及冷凝简化安全系统、减少动力源（可靠）减少操作员干预AP1000的安全战略被动安全相关系统只采用被动过程，不需要主动的泵、柴油发电机等….一组时序控制的阀门过程开始后不需要其它支持系统（NoACpower,coolingwater）大大减少对操作员的依赖缓解基准设计事故，无非核级系统主动非安全相关系统可靠地支持正常运行Redundantequipmentpoweredbyonsitediesels对被动安全系统的影响很小不要求对缓解基准设计事故负责2/3/2023WestinghouseElectricCompany你认为哪些系统应是被动安全相关？问题(1)被动衰变热排出自然循环HXconnectedtoRCS(2)被动安全注入自然循环/gravitydraincoremakeuptanks(RCSpres)N2pressurizedaccumulators(4.7MPa)Gravitydrainrefuelingwaterstoragetank(containmentpres)Automaticdepressurizationvalves,Pzr&HLAP1000被动安全特性AP1000被动安全特性(3)被动安全壳冷却空气自然循环/蒸发安全壳外表面水(4)安全壳空间被动放射性排出Naturalcirculation/removalmechanismsAP1000被动安全特性(5)被动主控制室

CompressedairpressurizationofMCR(6)被动主控制室/仪控室冷却Naturalcirculationtoconcretewalls/ceiling(7)被动安全壳氢气控制Autocatalyticrecombiners(8)被动安全壳pH控制BasketsofTriSodiumPhosphatefloodedbyaccidentStandardPWRAP600/AP1000常规PWR与AP1000的安全理念区别AP1000被动堆芯冷却系统AP1000被动安注设备三个水源提供堆芯冷却补水：

堆芯补水箱(CoreMake-upTanks)

提供堆芯高压补水throughDVI(directvesselinjection)line.

蓄水箱（accumulators）

含硼水球形罐（氮气），在小于4.7MPa时提供堆芯冷却水.几分钟内可缓解大LOCAs.

壳内燃料冷却水箱（IRWST）

常压不锈钢硼水箱（2600m3）,提供堆芯低压补水。同时做为PRHR回热器的热井。AP1000被动堆芯冷却系统(1)被动余热排出（PRHR）热交换器

操纵员不干涉/自然循环带出100%余热.Protectsplantfromeventsthatmaydisruptnormalsteamgeneratoroperations:LossofnormalfeedwaterflowLossofACpowerSteamgeneratortuberupture(SGTR)AP1000被动堆芯冷却系统(2)堆芯补水箱（CoreMakeupTanks，CMT)FullRCSpressure,naturalcirc.injectionReplaceHHSIpumps蓄水箱（Accumulators）SimilartocurrentplantsRWSTInjection