核反应堆堆型EPR、AP1000、CPR1000比较

核反应堆堆型EPR、AP1000、CPR1000简介与简单比较堆工081班肖奇峰20084160132压水堆EPR简介ERP主要特征1、EPR属压水堆技术。2、EPR是目前国际上最新型反应堆（法国N4和德国近期建设的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。3、EPR是新一代反应堆，具有更高的经济和技术性能：降低发电成本，充分利用核燃料（UO2或MOX），减少长寿废物的产量，运行更加灵活，检修更加便利，大量降低运行和检修人员的放射性剂量。

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。

主要参数

热功率

4250/4500MW

电功率1500-1600MW

效率

36%一回路数

4

燃料组件数

241

燃耗

＞60GWj/t

二回路压力

78bar

抗震安全度

0.25g

技术寿期年

60年

经济性能发电成本低，比N4系列反应堆低10%，原因有：1、功率大（约1600兆瓦）2、建设周期短，建设至商运57月3、能效高，36%4、技术寿命605、燃料的利用率高，在发电量相同的条件下，EPR将减少使用15%的铀安全性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.加强防范损坏堆芯的事件

通过设计简单化、功能多样化和冗余系统确保安全功能。自动化水平更加先进；EPR配置四个同样的安全系统，具有非正常状态下冷却堆芯的功能。每个系统都能完全独立发挥其安全功效。这四个系统分别设在四个厂房，实行严格的分区实体保护。因内部事件（水灾、火灾等）或外部事件（地震）造成某一系统失灵时，另一系统代替有故障系统行使安全职能，实现反应堆安全停堆。这些结构性的安全系统将把在役压水堆极低的堆芯破损概率再降低一个10次方。

2.安全壳具有非常高的密封性

如果万一发生堆芯损坏事件，将对居民和环境采取防御性保护措施，使他们不受影响。

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。

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。

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1000MW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。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总参数

电厂设计寿命

60年反应堆热功率

2400MWt设计地震烈度(地面加速度)0.3g电厂效率(净)32.7%电厂输出电功率(毛)1200MWe电厂可利用率

93%电厂输出电功率(净)1117MWe堆芯熔化频率

5.08*107l/ry核蒸汽供应系统功率

3415MWt大量早期释放频率

5.94*108l/ry主要技术特点1、采用了非能动的安全理念。它采用双层安全壳，并保留了AP600的非能动安全系统的构架，系统设计简化，安全性大大提高。包括非能动的余热排出系统、非能动的应急堆芯冷却系统（包括堆芯补水箱、安注箱和内置换料水箱）、自动降压系统、非能动的安全壳冷却系统和非能动的主控室可居留性系统。这些非能动安全系统仅依靠重力、自然循环和蓄压工作，非能动安全系统投运时只要相关阀门的一次性切换，不需要机械设备的连续运转，不需要外部动力供应，也不需要支持系统。2、反应堆采用西屋成熟的Model314技术，该技术已成功地用于比利时Doel-4、Tihange-3和美国SouthTexasProject电站上。3、反应堆冷却系统为二环路设计，每个环路通过冷却剂管道联接有一台大容量蒸汽发生器和两台密封式的冷却剂泵，此外冷却系统上还联接有一台稳压器。经济性AP1000安全系统采用非能动的理念，安全系统配置简化、安全支持系统减少、安全级设备和抗震厂房减少、IE级应急柴油机系统和很多能动设备被取消，以及大宗材料需求明显降低。AP1000的安全系统及其设备数量得到大量的减少，例如AP1000的安全级泵和阀门分别为6台（包括4台主泵）和599台，EPR则为

88台和7000台。再加上模块化设计和建造新技术的采用，由此派生出了设计简化、系统设置简化、工艺布置简化、施工量减少、工期缩短以及运行方便、维修简单等一系列效应。从长远观点来看，

AP1000不仅使安全性能得到显著提高，而且费用和长期的运行费用也得到明显降低，在经济上也具有较强的竞争力。这种优势在批量建造若干台（譬如8至

10台）后AP1000核电机组将会越来越明显。安全性AP1000主要特点—简化，采用了非能动技术，事故运行简化—大大降低人因错误在发生事故之后，至少在72小时内，操作员不必采取手动动作；●在72小时以外，仅需要操纵员简单的动作和少量的厂外援助；●在严重事故情况下，安全壳特性满足厂外放射性剂量限值的要求，至少72小时内，不需要厂外应急援助；在72小时以外，仅需少量的厂外援助；CPRCPR1000—概况CPR1000是以中国广东核电集团从法国引进的百万千瓦级核电机组为基础，结合技术改进形成的中国大型商用压水堆技术方案。CPR1000是目前我国设计自主化、设备本地化、建设自主化、运行自主化水平最高且以国内运行业绩最佳核电站为参考基础的技术方案。CPR1000是一个先进、成熟、安全、经济的，可以自主批量建设的“二代加”主力堆型。正在建设的岭澳核电站二期1号机组为CPR1000技术方案的首台机组，辽宁红沿河核电站一期工程四台机组采用CPR1000技术方案。CPR1000符合核电科技发展规律，可与第三代核电技术平稳过渡衔接。CPR1000——主要技术、经济指标环路数

3

总体性能指标

DNBR裕量

＞15%

机组可用率

≥87%

压力容器设计寿命

60年

一回路压力

15.5MP

一回路温度T入/T出

292.4℃/329.8℃

平均线功率密度

186W/cm

机组额定功率

1080MWe

燃料组件

157组全M5的AFA3G组件

活性区高度

3.66m

换料周期

18月

堆容器内径/高度

3.99m/12.99m

电厂热循环效率

36%

仪控系统

DCS

电厂布置

双堆

安全壳

单层+钢内衬

安全壳自由体积

49000m3

严重事故对策

采取相应措施

汽轮发电机组

半速机

建设工期

≤58月

设计特点CPR1000以大亚湾核电站和岭澳核电站一期为参考基础，考虑标准化设计、批量化制造和规模化建设。在岭澳核电站二期工程建设中，CPR1000的技术改进项提出的依据主要包括以下方面：

1、进一步提高机组的安全水平,以岭澳核电站概率安全分析（PSA）结果为导向，针对主要的事故序列采取必要的改进措施，降低事故发生频率；针对参考电站的薄弱环节，采取适当的设计改进；制定严重事故对策，提供一定的严重事故预防和缓解措施；

2、提高电站经济性；

3、借鉴和采纳同类电站的运行经验反馈，包括国内同类电站和法国同类电站的运行经验反馈，进一步提升电站的技术水平；

4、适应法规变化要求，实现技术进步。安全性采用纵深防御的策略，采取事故预防和事故缓解措施。CPR1000借鉴和采纳同类电站的运行经验反馈，进一步提升电站的技术水平，以岭澳核电站一期PSA结果为导向，针对主要的事故序列采取必要的改进措施，制定严重事故对策，采用合理、平衡的安全设计，进一步接近第三代概率安全目标。在岭澳核电站二期基础上进一步完善数字化仪控技术，有助于提高电厂安全性事故处理规程由事故定向转为状态定向，减轻操作员负担，降低人因失误，有利于处理多重事故，有利于与严重事故处理规程接口堆坑注水技术，有利于防止或延迟RPV熔穿

防止堆芯熔融物与混凝土反应防止安全壳底板熔穿，抑制安全壳内氢的产生量，安全壳保持完好性的概率提高低泄漏设计，减少了对压力容器的中子辐照；经济性采用半速汽轮发电机组

，提高机组效率，继而提升电价竞争力，半速机组的供货商选择范围较大，可以形成多家厂商竞争的局面。首炉堆芯即采用18个月换料方案，减少了换料大修次数，降低大修成本，提高电站可利用率，增加年发电量工程建造采用可视化进度控制，直接在三维模型上显示施工进度的进展和状态，检验施工顺序和方案，展示进度和计划的差异，为施工计划的安排和优化提供支持和服务。三维辅助设计，系统三维布置校验，检验接口是否自恰，三维空间布置校验，设置最佳路径，缩短大修工期；三维辅助设计，系统三维布置校验，检验接口是否自恰，三维空间布置校验，设置最佳路径，缩短大修工期实现4个自主化，同时由于设计的标准化、自主化，并且相对于参考电站改动较小，完全可以实现设计复用。设备基本实现本地化。如果小批量建设，考虑到设计复用以及批量采购，单位造价可低于1300美元/千瓦，国产化成熟并批量化后争取实现1万元人民币/千瓦。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。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