AP1000和EPR区别

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 AP1000
4.1 AP1000开发情况
4．2 AP1000技术描述
5 EPR
5.1 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： 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）均可划进第2代核电站范畴。法国的CPY，P4，P4′′也属于Model 312，Model 414一类标准核电站。日本、韩国也建造了一批Model 412、System80等标准核电站。它们是目前世界正在运行的439座核电站（2002年6月统计数）主力机组。
1．3 第3代核电站:
对于第3代核电站类型有各种不同看法，国际原子能机构的出版物曾导了世界各国正在研究开发的各种类型核电站，但这些核电站尚处方案设想阶段，不能成为第3代核电站的代表。
美国核电用户要求文件（URD）和欧洲核电用户要求文件（EUR）提出了下一代核电站的安全和设计技术要求，它包括了改革型的能动（安全系统）核电站和先进型的非能动（安全系统）核电站，并完成了全部工程论证和试验工作以及核电站的初步设计，它们将成为下一代（第3代）核电站的主力堆型，这类典型的核电站见下表：

第3代核电站
美国
欧洲
能动核电站：
System80+ APWR1000，ABWR
EPR
非能动核电站：
AP1000
EP1000

1．4 第4代核电站:
第4代核电站将满足安全、经济、可持续发展、极少的废物天生、燃料增殖的风险低、防止核扩散等基本要求。第4代核电站包括三种快中子反应堆系统和三种热中子反应堆系统：
　              第4代核电站
缩写中子能谱燃料循环钠冷快堆系统(Sodium Cooled Fast Reactor System)
SFR快闭式铅合金冷却快堆系统(Lead Alloy-Cooled Fast Reactor System)
LFR快闭式气冷快堆系统(Gas-Cooled Fast Reactor System)
GFR快闭式超高温堆系统(Very High Temperature Reactor System)
VHTR热一次超临界水冷堆系统(Supercritical Water Cooled Reactor System)
SCWR热和快一次／闭式熔盐堆系统(Molten Salt Reactor System)
MSR热闭式
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:

2．1．1、 预防事故能力

●系统应是简化的；
●设计应有大的裕量；
—燃料的设计裕量应比安全审评的燃料设计要求值大15%；
—压力容器水装量，蒸汽发生器二次测水装量比现有核电站大；
—最大的反应堆压力容器冷却剂出口温度为316℃；
●应堆应该设计成：在所有情况下，功率反应性系数都是负的；
●在大量的LWR运行经验的基础上，应规定采用现有的最好材料和水化学性能。
●应提供经过重大改进的人机接口系统，这样将加强无错误的正常运行和迅速、正确诊断异常工况。
●在电厂内应采用成熟的诊断监测系统，用于监测泄漏、振动、松动部件以及其他可能发生的题目，使关键转动设备和高压系统的故障降到最低程度。
●为了安全和投资保护的目的，操纵员应有适当时间（在发生必须采取行动的指示之后，即是或大于30分）采取动作防止设备损坏或防止可能引起电厂长时期停役的工况。
2．1．2 防止堆芯损坏

防止堆芯损坏的要求主要应用于专设安全系统。防止堆芯损坏的最高层次要求如下：
●专设安全系统的设计和分析应满足NRC导则1.70第15节的要求；
●在反应堆核蒸汽供给系统（NSSS）发生6英寸小破口事故的情况下，燃料元件不破损；反应堆能够在事故后一段时间内重返功率运行；
●电站的设计应能防止操纵员在正确的安全系统驱动信号存在的情况下取消安全系统的功能；
●由所有内部和外部事件引起的堆芯损坏概率低于1×10-5/堆年； 具体设计中，PRA方法作为堆芯损坏风险敏感性分析的有效工具。
●应提供用于评估防止和缓解堆芯损坏的严重事故治理大纲的技术依据；
2．1．3 缓解事故后果

●应该提供大的、坚固的安全壳厂房和相关的安全壳系统，用于带走执照申请设计基准事故的热量和包容裂变产物。安全壳设计压力应基于最极限的失水或蒸汽管道破裂事故。
●执照申请设计基准源项分析应该基于当今轻水反应堆的合适的法规要求。
●电厂设计应对压力容器内损坏堆芯所产生氢的控制，使得安全壳内可燃氢的浓度不超过10%，这个氢总量相当于100%活性燃料包壳氧化所产生的量。
●应提供措施，通过工程办法防止可能同时发生或引起安全壳破坏的堆芯损坏序列（如安全壳旁通序列，安全壳直接加热序列）。
●安全壳系统的设计要求部件冗余和避免共因故障。
●应用PRA来评估严重事故风险，应该证实在间隔任何单堆800米（厂区边界）处，引起大于0.25Sv全身剂量的事故序列的总频率小于1×10-6/堆年。
2．2改革型的能动（安全系统）核电站的要求:
●根据现有轻水堆的经验教训，应在设计阶段简化专设安全系统，降低能动部件的复杂性，减少或取消系统为完成安全功能而重新排列，这样大大进步了专设安全系统的可靠性；
●根据10CRF50附录A和GDC17的要求，厂外电源应包括两个互相独立的交流电源；
●电厂设计应答应增大操纵员响应时间，使其大于现有轻水反应堆的响应时间。为满足堆芯保护治理导则限值，在得到需要采取动作的初始指示之后至少30分钟内，操纵员不必采取手动动作；
●在持续失往所有给水后至少两小时，不应有燃料破损；
●在持续失往所有给水后至少两小时，PWR不应有燃料破损；
●电厂应有能力承受同时失往厂内外交流电源，直到八小时而没有燃料破损；
●在持续失往所有给水后至少两小时，PWR不应有燃料破损。若这要求不能满足，应提供替换的方法；
●为降低SBO的风险，应设置一台非安全级的AAC电源；
●安全壳系统应设计成假设安全壳厂房设计泄漏为0.5重量百分比/天时能满足合适的公众放射性剂量限值。
2．3先进型的非能动（安全系统）核电站的要求:
●专设安全系统必须利用非能动的方法；
●除了实现仪表和控制功能供AC电源的逆变器外，不需要安全相关的AC电源；
●至少有两个非安全相关的AC电源（不包括逆变器），其中至少一个是厂内发电机；
●对于分析的瞬态过程和事故，在初始事件和单一故障的照申请设计基准假设情况下，为满足堆芯保护治理导则限值，在得到需要采取动作的初始指示之后至少72小时内，操纵员不必采取手动动作；
●防止上述的瞬态过程和事故下的堆芯损坏， 在72小时以外，仅需要操纵员简单的动作和少量的厂外助助；
●安全壳设计余量应足以满足严重事故情况下的安全壳特性要求；
●在选择的严重事故序列情况下安全壳特性应足以满足厂放射性剂量限值（包括简化应急计划的放射性剂量限值），至少72小时内，不需要厂外援助；在72小时以外，仅需少量的厂外助助；
●为了厂外援助，设计一些永久设施便于连接和使用任何可移动设备（例如交流发电机）；
3 AP1000和EPR的设计理念
AP1000和EPR采用了两种不同的设计理念：AP1000采用安全系统“非能动化”和简化系统的设计理念；EPR采用安全系统增加冗余度（安全系统全部采用4x100%的设置）的设计理念。
3．1 AP1000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“非能动化”。“非能动化”设计利用的是自然力，这种设计理念已有实际应用，该技术本身是成熟可靠的。非能动安全概念的引进，使核电站安全系统的设计发生了根本的变化：在设计中充分考虑了严重事故的预防和缓解措施；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。由此还产生了设计简化、系统设置简化、工艺布置简化、施工量减少、工期缩短等一系列效应，终极使AP1000在安全性能明显进步的同时，经济上也具有较强的竞争力。
3．2 EPR的设计理念
采用成熟的设计技术，充分吸收现役核电厂的运行经验，增加安全系统冗余度，简化安全系统配置设计、改善电站运行条件、进步维修水平、减少人因失误、并在设计中充分考虑严重事故的预防和缓解措施等等，使EPR的安全水平明显进步。在进步经济竞争力方面，EPR主要采取：增大单机组容量；优化二回路设计，进步电厂的热效率；进步均匀卸料燃耗，优化燃料治理策略，降低燃料循环本钱；安全系统提供4x100%的冗余，答应随时进行预防性维修，并缩短在役检查时间，降低运行和维修本钱；缩短换料停堆时间，降低停堆频率，进步电站的可用率水同等措施，使得EPR在经济上具有较强的竞争力。

4 AP1000
4.1 AP1000开发情况
1985年西屋公司开始了非能动先进压水堆AP600的开发研究工作，对非能动安全系统进行了大量的试验研究，对西屋公司原有的设计和安全分析程序进行了改造，开发了适用于非能动先进压水堆设计和安全分析程序，前后共化了13年的时间，于1998年9月3日NRC颁布了AP600终极设计批准书。
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。目前AP1000设计许可证审查阶段已基本完成，预计2004年9月NRC发布终极设计批准书。（设计许可证时间表见附表）
4．2 AP1000技术描述
AP1000为单堆布置两环路机组，电功率1117MWe，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主要的设计特点如下：
4．2．1 反应堆和反应堆冷却剂系统
反应堆和反应堆冷却剂系统设计采用成熟技术。
AP1000反应堆采用西屋公司成熟的Model 314反应堆，这种反应堆设计已在比利时的Doel4号机组、Tihange3号机组获得成功的运行；燃料组件采用可靠性高的14ft Robust燃料组件；采用增大的蒸汽发生器（D125型），这种蒸汽发生器已在改造核电厂中获得成功的运行经验；稳压器容积比运行电厂增大了很多；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，堆芯丈量仪表布置在上封头，可在线丈量。
反应堆冷却剂系统采用与System80 相同的两环路的布置方案，但蒸汽发生器和屏蔽马达泵是直接连接的。
●堆芯热功率：3400MWt
●电功率：1117MWe
●反应堆：Model314反应堆 （比利时的Doel4 Tihange3）
●燃料组件：14ft Robsut
●蒸汽发生器：△125（传热面积为11619m2 6.81m2/MWt）
●反应堆冷却剂泵：屏蔽马达泵
●反应堆冷却剂系统环路数：2环（每环2台冷却剂泵）

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4．2．2 非能动安全系统
AP1000主要包括如下的非能动安全系统，
（1） 非能动安注系统
（2） 非能动余热排出系统
（3） 非能动安全壳冷却系统
（4） 非能动主控制室居留系统
（5） 非能动安全壳氢控制
（6） 非能动MCR/I&C室冷却
（7） 非能动安全壳pH控制
（8） 非能动安全壳大气放射性导出

非能动安注系统

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堆芯补给水箱




IRWST安注箱
低压注进









非能动余热排出系统

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非能动安全壳冷却系统

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非能动安全壳冷却系统

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采用了非能动设计大幅度减少了安全系统的设备和部件，与正在运行电站的设备相比，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%。
4．2．3 严重事故预防与缓解措施
（1）在发生堆芯熔化事故时，堆腔沉没系统将水注进到压力容器外璧和其保温层之间，可靠地冷却掉到压力容器下封头的堆芯熔融物，能将堆芯熔融物保持在压力容器（IVR）。保证压力容器不被熔穿，避免了堆芯熔融物和混凝土底板发生反应。

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（2）针对高压熔堆事故，主回路设置了4列可控的自动卸压系统（ADS 1，2，3和4），其中3列卸压管线通向安全壳内换料水储存箱，1列卸压管线通向安全壳大气。通过冗余多样的卸压措施，能可靠地降低一回路压力，从而避免发生高压熔堆事故。
（3）安全壳内部设置冗余、多样的非安全级的氢点火器（64台）和非能动自动催化氢复合器（2台），消除氢气，降低氢气燃烧和爆炸对安全壳的危险。
（4）设置冗余、多样的自动卸压系统（ADS），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。
（5）非能动安全壳冷却系统有效防止安全壳超压。
（6）改进安全壳隔离系统设计，减少安全壳旁路事故发生的概率。
4．2．4 数字仪控系统和先进主控室设计
AP1000采用成熟的数字化技术和先进主控室设计。主控室采用紧凑布置，充分应用人因工程的设计理念。
4．2．5 采用模块化建造技术
AP1000在建造中大量采用模块化建造技术。整个电站共分4种模块类型，其中结构模块122个，管道模块154个，机械设备模块55个，电气设备模块11个。从而建设周期大大缩短，从第一罐混凝土到装料只需36个月。
4.2.6  非能动安全系统的试验验证和分析程序
1）、西屋公司对AP600和AP1000的非能动安全系统进行了大量的试验验证，主要的试验验证装置有：
分离试验验证装置包括：堆芯补给水箱（CMT）试验装置、非能动余热排出（PRHR）试验装置、自动卸压系统（ADS）试验装置、非能动安全壳冷却试验装置、DNB试验装置；
长期冷却综合试验装置。
2）非能动安全系统分析程序的开发
西屋公司对AP600和AP1000的非能动安全系统进行了大量的试验研究，在此基础上，对西屋公司原有的分析程序进行了改造，扩大其使用范围 ，使它们能适用于在低流量工作条件下的非能动安全系统的分析设计工作。这些分析程序包括：
l LOFTRAN:  Transient analysis
l NOTRUMP:  Small break LOCA
l WCOBRA/TRAC: Large break LOCA
l WCOBRA/TRAC-SB: Long term cooling
l WGOTHIC: Containment analysis
非能动安全系统的试验验证和分析程序是AP1000的技术关键。
5 EPR
5.1 EPR开发情况
1993年5月，法国和德国的核安全当局提出在未来压水堆设计中采用共同的安全方法，通过降低堆芯熔化和严重事故概率和进步安全壳能力来进步安全性，从放射性保护、废物处理、维修改进、减少人为失误等方面根本改善运行条件。1998年，完成了EPR基本设计。2000年3月，法国和德国的核安全当局的技术支持单位IPSN和GRS完成了EPR基本设计的评审工作，并于2000年11月颁发了一套适用于未来核电站设计建造的具体技术导则。目前EPR正在进行补充设计。
5．2EPR技术描述
EPR为单堆布置四环路机组，电功率1525MWe，设计寿命60年，双层安全壳设计，外层采用加强型的混凝土壳抵御外部灾难，内层为预应力混凝土。核岛厂房布置完全符合实体隔离和防火标准。EPR主要的设计特点如下：
5．2．1 反应堆和反应堆冷却剂系统
EPR增大了反应堆尺寸，堆芯燃料组件数目增加到241盒，堆芯热功率达到 4250MWe，但没有成功的运行经验；燃料组件为17×17燃料组件（UO2或MOX），每组件含264根燃料棒；采用增大的蒸汽发生器，其传热面积为7960m2；稳压器容积比运行电厂增大了很多；反应堆冷却剂泵为JI（JEUMONT-INDUSTRIES）型；
反应堆冷却剂系统采用与通常的四环路PWR电站（N4，Model 412）相同的布置方案。
●堆芯热功率：4250MWt
●电功率：1550MWe
●反应堆:241盒燃料组件。 主要是UO2堆芯，但有能力带50 %MOX运行
●燃料组件：17×17燃料组件（UO2或MOX），每组件含264根燃料棒
●蒸汽发生器：传热面积为7960m2（7.49m2/MWt）
●反应堆冷却剂泵：JI（JEUMONT-INDUSTRIES）
●反应堆冷却剂系统环路数：4环







反应堆冷却剂系统

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5．2．2 专设安全设施系统
（1）4个独立的中压和低压安注系列
（2）安全壳内的换料水箱
（3） 低压安注系统兼作余热排出系统
（4） 2个独立的硼化系列
（5） 4个独立的应急给水系列
（6） 非能动安全壳氢控制系统（68台氢复合器，8台氢点火器）

5．2．3 严重事故预防与缓解措施
（1）、氢气控制
● 活性区中全部锆氧化将得到1680kg氢。堆芯早期损坏期间内的十分短的时间内将开释出500-1000kg的氢。氢开释率高达6kg/sec。1000kg的氢相当于60% Zr氧化所产生的氢。

    ● 氢气控制方法
- 大的安全壳容积；
- 安装68台催化复合器，每台能力为4kg/h的4%容积H2；
-安装8台氢点火器防止局部DDT（Deflagration   Detonation Transition）
（2）、防止压力容器高压破损
稳压器设置一个附加的和多样性的开释阀。它的能力为176bar时900t/h。在一回路高温（堆芯出口温度近似为650℃）情况下，操纵员可手动开启这只阀门。900t/h的能力（相当于3台现有的稳压器阀门的能力）足以在RPV破损时使主系统压力降到大约为4 bar。
（3）、减缓压力容器破损的后果
  为了防止大量的堆芯融熔物扩散，在RPV破损时RCS压力应低于20bar。RPV的支撑和堆腔结构按这样的负载进行设计。但是在堆腔和环路室之间仅存在小尺寸通道，以限制堆芯融熔物扩散，上述降压系统保证RCS的实际压力小于4 bar，而且假设没有后期再沉没。
（4）、压力容器外融熔堆芯的稳定方法
压力容器失效后堆芯熔融物暂时滞留在堆坑内，然后进进专用的展开隔室中展开。
-堆坑和展开隔室的保护层材料为ZrO2，牺牲材料为Fe2O3和SiO2；
-堆腔和展开小室的隔离，展开小室面积为：170m2；
-冷却安全壳底板的混凝土。
（5）、防止安全壳超压
    选择带外部循环的安全壳喷淋系统
12小时后2 CHRS系列工作应保持安全壳压力低于设计值（6.5 bar）在以后的24小时内，压力降到低于2 bar，保持低于2 bar压力。
（6）、严重事故安全壳密闭的概念（Confinement concept）
-安全壳自由容积：80 000m3。限制均匀H2浓度小于10%（100%Zr氧化，压力3.6bar）。
-安全壳设计压力：6.5bar。
-氢全部燃烧过程：
在最大量蒸汽（H2不可点燃）情况下800kg H2全部爆炸，安全壳压力不会超过6.5bar。计算结果表明考虑H2复合器，最大复合的H2  量15%≥15%≥15%—堆芯损坏频率

songbo2010

好东西，学习了

lowell

好东西 谢谢楼主！