先進型核反應堆第二章：輕水堆核電站一、輕水堆特點二、壓水堆PressurizedWaterReactor,PWR三、沸水堆BoilingWaterReactor,BWR四、壓水堆與沸水堆特點比較五、第三代輕水堆1、EPR2、AP1000一輕水堆特點輕水慢化、冷卻優(yōu)越的慢化性能（慢化比小，慢化長度短）優(yōu)越的物理性能（比熱容、密度高，粘度低）純水與堆芯及結(jié)構(gòu)材料化學相容性好價格低廉，容易得到反應性負溫度系數(shù)固有安全特性堆芯緊湊有利于經(jīng)濟性輕水堆特點?可利用常規(guī)蒸汽動力裝置成熟技術(shù)，節(jié)省研發(fā)費及時間UO2燃料和鋯合金包殼材料堆芯耐高溫，中子經(jīng)濟性好熱中子吸收截面大不可使用天然鈾作燃料全廠熱效率為31－35％，70％左右廢熱秦山I－31％，II－33.3％,大亞灣－33.9%,嶺澳－34.1%,田灣－35.3%輕水堆特點?燃料組件壓水堆正方形（14×14－18×18）沸水堆正方形（7×7－8×8）VVER六邊形（127－332根）高溫水對應的飽和蒸汽壓力高反應堆必須在高壓下運行（與其它堆相比）汽輪機與火電廠高壓過熱汽輪機相比設備多，效率低。世界核電機組分布日、美、德沸水堆機組和壓水堆機組第一節(jié)：壓水堆第一節(jié)：壓水堆一、簡介二、VVER三、KSNP四、N4

法國布熱核電站

西班牙特里歐壓水堆核電站法國貝爾堆爾核電站德國穆爾勤茵姆-卡爾希核電站我國核電站簡介秦山核電站一核（300MW）二核（2×650MW）三核（2×700MW）大亞灣核電站大亞灣（2×1000MW）嶺奧（2×1000MW）

田灣核電站（2×1000MW）InoperationConstructionBeijingShanghaiQinshanDayaBayTianwan中國核電廠現(xiàn)狀

秦山核電站－秦山一期

秦山核電站－秦山一期反應堆換料

反應堆控制棒

秦山核電站－秦山二期秦山二期2號機組于2004年3月并網(wǎng)發(fā)電。（浙江海鹽縣）

秦山核電站－秦山二期廣東大亞灣核電廠大亞灣核電站我國引進國外資金、設備和技術(shù)建設的第一座大型商用核電站，總投資40億美元。2×984MWe壓水堆反應堆機組。1987年8月7日工程正式開工，1994年2月1日和5月6日兩臺機組先后投入商業(yè)營運。大亞灣核電站每年發(fā)電量超過100億度，70％供香港，30％供廣東電網(wǎng)。每年減少燃煤消耗370萬噸，減排CO2900萬噸、SO217萬噸、NO萬噸，塵埃數(shù)千噸。廣東大亞灣核電站位于深圳市龍崗區(qū)大鵬鎮(zhèn)麻嶺角，西距深圳市直線距離約45公里，西南距香港特別行政區(qū)尖沙咀直線距離約52公里嶺澳核電站地理位置：嶺澳核電站位于大亞灣畔，距大亞灣核電站僅1.2公里建設：自1997年5月15日開工。1號機組于2002年5月28日投入商業(yè)運行。2號機組于2003年1月8日正式投入商業(yè)運行

,

比原計劃提前66天。類型：嶺澳與大亞灣一樣為1000MW法國壓水堆技術(shù)，但周期更短，造價更低。自主化：工程管理、建筑安裝、生產(chǎn)準備自主化。部分設計自主化、部分設備制造國產(chǎn)化，設備國內(nèi)自主化比例將由２０％逐步提高到３０％。核燃料：3.2%濃縮鈾,以二氧化鈾的狀態(tài)鑄成陶瓷燃料芯塊，芯塊封裝到鋯合金包殼管中，組成燃料棒。燃料棒裝入燃料組件中每個組件的基層是一個17x17的方格，有264根燃料棒、24根控制棒及一個儀表管。大亞灣使用157個燃料組件，它們集中在一個高3.66米，直徑3.2米的堆芯中。未經(jīng)使用的燃料組件放射性極低，可以輕易、安全地運輸。蒸汽供應系統(tǒng)壓力殼重314噸，鋼壁厚20厘米。水泵進壓力殼后，溫度升至330°C

。二回路中的水被一回路中的水加熱，蒸發(fā)成蒸汽后驅(qū)動汽輪機轉(zhuǎn)動。大亞灣三回路運轉(zhuǎn)。三個回路中，其中有一個接到穩(wěn)壓器上。穩(wěn)壓器內(nèi)的水受熱成為蒸汽，用以維持一回路中的水于15.5MPa高壓而不至于沸騰。反應堆內(nèi)的燃料會慢慢消耗。平均而言，每個燃料組件會在反應堆內(nèi)保留連續(xù)三年的工作時間。大亞灣核電站每年在一個燃料周期完結(jié)時更換約三分之一的燃料組件。更換燃料前，反應堆會慢慢停止運行，而冷卻劑的溫度和壓力在多個小時后會慢慢下降。切斷控制棒驅(qū)動機構(gòu)電源，移開壓力殼頂蓋。然后，反應堆壓力殼以上的空間將被注滿水作為輻射屏障，燃料組件將逐個移離容器，再通過管道由反應堆廠房運往隔壁的燃料廠房內(nèi)的燃料水池中。更換燃料使用后的“乏燃料”組件會繼續(xù)存放在水池中，直至其輻射水平大幅降低后再運走。在反應堆運行過程中，反應堆堆芯中央的核燃料會消耗得比較快，因此在更換核燃料的過程中，堆芯中央的核燃料會被首先取走，由堆芯周圍的燃料組件取代，新放入的燃料組件將頂替移至中央的燃料組件的位置。大亞灣核電站每年更換燃料燃料組件，需時約兩個星期，但通常會利用這段時間一并進行電站的年度檢查維修工作，共需花時四至八個星期。更換燃料?

大亞灣核電站控制室常規(guī)島內(nèi)景3、田灣核電站中俄合作項目廠址位于江蘇省連云港市田灣一期工程建設兩臺俄羅斯AES-91/V-428（VVER-1000/428NPP-91）型壓水堆核電機組，裝機容量為2×106萬千瓦1999年10月20日進行1號機組的第一罐混凝土澆注，2000年9月20日進行2號機組的第一罐混凝土澆注。1號機組和2號機組計劃分別于2004年和2005年建成投產(chǎn)，現(xiàn)已延遲至2007年。建造中的江蘇田灣核電站建造中的江蘇田灣核電站二、VVERVVER與PWR基本原理與工藝流程相同70年代第一代VVER-440未設置應急堆芯冷卻系統(tǒng)和安全殼。但堆芯設計安全裕度較大（83kW/L），并采用臥式蒸發(fā)器，一回路水量大，事故情況下保證堆芯淹沒。80年代前期第二代VVER-440增設應急堆芯冷卻系統(tǒng)，但沒設安全殼。80年代后期第三代VVER-1000增設安全殼。建22座。VVER?90年代第四代VVER-1000（AES-91/V-392)。安全殼采用雙層結(jié)構(gòu)，乏燃料水池布置在安全殼內(nèi)。同PWR安全標準基本相同，有些安全系統(tǒng)裕度更大。我國田灣采用VVER-1000（AES-91/V-428)，在燃料格架、導向管及控制棒材料，換料及功率展平方案，壓力殼結(jié)構(gòu)，專設安全系統(tǒng)等方面都做了改進。同APWR安全標準基本相當。俄羅斯計劃到2015年每年興建兩個百萬千萬核反應堆,到2020年將其數(shù)量增加到每年四個。俄羅斯目前在10個核電廠有31個核反應堆，約占其電力發(fā)電的16%到17%。到2030年將核電發(fā)電的份額提高到至少25%。

VVER-1000（AES-91)總結(jié)了20套VVER運行經(jīng)驗具有更高的安全性，它符合當今國際核電安全法規(guī)的要求和發(fā)展趨向安全系統(tǒng)的多重性、多樣性和冗余性（安全余量大），針對各種可能發(fā)生的異常狀況和事故，設置相應的預防措施和安全系統(tǒng)，確保核電站安全可行地運行VVER?安全殼預應力鋼纜系統(tǒng)共有水平環(huán)向360?預應力鋼絲束70束，豎向倒U形預應力鋼絲束50束，每束由55根七股鋼絞線組成，該設計系國內(nèi)首次采用的國際先進技術(shù)，設計內(nèi)抗壓能力達到0.5MPa，最高可達0.7MPa。該系統(tǒng)能夠大大提高安全殼的承壓能力，增強核電站安全水平。AES-91－技術(shù)特點雙層安全殼反應堆廠房穹頂?shù)跹b雙層安全殼結(jié)構(gòu)它既能抵御外部破壞，例如：龍卷風、地震、小型飛機的撞擊，還能抵御在最嚴重事故情況下內(nèi)部放射性物質(zhì)的外泄。兩層安全殼之間為帶有碘和氣溶膠過濾器通風系統(tǒng)的負壓環(huán)型空間，有效減少了放射必物質(zhì)向周圍環(huán)境的釋放，從而達到有效的防護目的，同時也成為目前國內(nèi)獨一無二的雙層安全殼核電站。雙層安全殼內(nèi)層是鋼纜預應力張拉系統(tǒng)的混凝土墻體，厚為1.2米，內(nèi)壁有6毫米厚的鋼覆；外殼是普通混凝土墻休，厚為0.6米，內(nèi)外層之間間距1.8米。外層安全殼反應堆廠房外徑為51.2米，總高度為74.2米。AES-91－技術(shù)特點?先進的數(shù)字化分布控制系統(tǒng)（DCS）

由運行儀控（TXP）和安全儀控（TXS）兩部分組成，是目前我國核電站首次引進的全數(shù)字儀控系統(tǒng)。由于DCS系統(tǒng)具有可靠性高，監(jiān)視控制功能強及安裝維護方便等特點，將會為核電站安全、經(jīng)濟、高效運行發(fā)揮重要作用。AES-91－技術(shù)特點?全數(shù)字化主控室4通道安全系統(tǒng)

包括：堆芯應急冷卻系統(tǒng)、事故濃硼注入系統(tǒng)、安全殼噴淋系統(tǒng)和事故給水系統(tǒng)每個安全系統(tǒng)由4個完全獨立和實體隔離的通道組成。這樣在運行中形成了一個系統(tǒng)運行、三個系統(tǒng)備用的“N+3”的多重保護組合，從而大大提高了電廠的安全性。AES-91－技術(shù)特點?安注泵系統(tǒng)安全殼安全系統(tǒng)一回路系統(tǒng)蒸汽發(fā)生器儀控系統(tǒng)國內(nèi)其他核電站單殼三通道二環(huán)路或三環(huán)路立式模擬田灣核電站雙殼四通道四環(huán)路臥式數(shù)字全數(shù)字化正常運行情況下，四個環(huán)路的設備同時工作。若其中兩個環(huán)路發(fā)生故障，仍可降低功率繼續(xù)運行、可不停堆。AES-91－技術(shù)特點?汽輪機組反應堆裝堆實驗裝堆安裝吊籃奠定基礎(chǔ)三、KSNPKSNP+：KoreaStandardNuclearPowerPlant引進西屋技術(shù)，已國產(chǎn)化1000MW，兩環(huán)路，4個主泵在安全性、負荷利用率、設計安全裕度、控制系統(tǒng)、運行及經(jīng)濟性等方面比二代系統(tǒng)有改進95年OPR1000(OptimizedPowerreactor）靈光3#，4#運行98-05年并用KSNP，靈光5#,6#，蔚珍3－6#運行4座KSNP（OPR）在建，新古里1-2#(08/09年),新月城1-2#(09/10年）計劃APR1400（先進KSNP),新古里3-4#(10/11年）。三、KSNP-韓國核電裝機及發(fā)電世界第六（GWe）

美國（98）,法國（62）,日本（48）,德國（22）,俄國（21）,韓國（17.8）,英國,烏克蘭,加拿大

4個核電站，20座反應堆

古里（Kori×4PWR）,月城（Wolsong×4PHWR）,靈光（Yonggwang×6）,蔚珍（Ulchin×6）裝機容量占28.6%,發(fā)電量占38.7%

四、法國N4核電站法國核電系統(tǒng)共有58座壓水堆，其中4座N4系列反應堆（34×900＋20×1300＋4×1450）擁有1000堆年以上的核電運行經(jīng)驗，可用率良好，達到82%。N4機組是目前運行的最先進的核電站：雙層安全殼，數(shù)字化控制系統(tǒng)，先進透平系統(tǒng)（ArabelleTubine）第二節(jié)：BWR與ABWRBWR追求簡易化的歷史帶蒸氣包／汽水分離器雙重循環(huán)式（1950年代～60年代）內(nèi)置汽水分離器直接循環(huán)式（1960年代）內(nèi)置射流泵減少周圍管道式（1970年代～至今）內(nèi)置循環(huán)泵取消堆芯周圍管道（1990年代～至今）初期的BWR傳統(tǒng)式BWRABWR刻意追求簡易-直接循環(huán)采用驗證技術(shù)沸水堆的發(fā)展歷程四個發(fā)展階段50—60年代采用帶蒸氣汽包和蒸氣分離器的雙重式循環(huán)；70年代取消蒸汽發(fā)生器采用直接循環(huán)；80年代采用堆內(nèi)型噴射泵；90年代采用堆內(nèi)型再循環(huán)泵。三次標準改進第一次在76—77年，第二次在78—80年，第三次在81—85年。三次改進后沸水堆的設計，安全性發(fā)生了較大的變化，成為了我們目前所研究的先進沸水堆。帶有噴射泵及外部再循環(huán)回路的BWR系統(tǒng)示意圖Ｋ―６

建設體制東京電力代表者：東芝東芝日立ＧＥ核島系統(tǒng)堆內(nèi)構(gòu)件汽機系統(tǒng)汽輪機和

發(fā)電機部件汽輪機發(fā)電機本體核燃料＊ＧＥ發(fā)單，東芝、日立制造＊＊７號機的管理與制造范圍，東芝與日立對換控制總體計劃現(xiàn)場施工管理等55ABWR的技術(shù)特征因為堆芯外圍沒有再循環(huán)管道，所以其他管道破損，堆水不喪失/保證堆芯不裸露（安全性提高）減少了職業(yè)性輻照劑量a)內(nèi)置循環(huán)泵(RIP:ReactorInternalPump)安全性提高

(有液壓式應急驅(qū)動、電驅(qū)動后援雙重驅(qū)動源)可同時操作復數(shù)控制棒，縮短了起動時間具有微調(diào)功能，增大了可運行性b)先進型控制棒驅(qū)動機構(gòu)(FMCRD:FineMotionControlRodDrive)

電動機

(日常控制)液壓管道(應急停堆動力)c)鋼筋混凝土結(jié)構(gòu)安全殼：RCCVMARK-I

(1100MWeBWR)MARK-II

(1100MWeBWR)

與核島房融為一體

輸出功率單位的建筑體積減少降低造價縮短建設工期

RPV重心位置降低比MARK-II降低10m提高抗震性能RCCV

(1350MWeABWR)小型主控臺大型顯示盤提高了可靠性信息集中化的人機接口增大自動化程度，運行易于掌握提高了檢修性d)新型測控設備（主控室）

采用了最新技術(shù)－包括安全系統(tǒng)在內(nèi)，全部使用數(shù)碼技術(shù)和多重傳送技術(shù)e)應急堆芯冷卻系統(tǒng)－ABWRECCS的3個功能組

RCIC

LPFLHPCFHPCFLPFLLPFLD/GD/GD/G全部高壓安注系統(tǒng)?低壓安注系統(tǒng)?應急用電源分別組合成３個獨立系統(tǒng)RCIC:ReactorCoreIsolationCoolingSystemHPCF:HighPressureCoreFlooderSystemLPFL:LowPressureFlooderSystemD/G:StandbyDieselGeneratorADS:AutomaticDepressurizationSystem即使發(fā)生最大LOCA事故，堆芯也能保證不裸露水面提高了安全性和可靠性采用最新型設備、取得了明顯效果RIP

安全性提高FMCRD

可靠性提高RCCV

可運行性和可操作性提高最新型測控設備 經(jīng)濟性提高ECCS3個功能組總結(jié)Ｋ-6/7成績，不斷發(fā)展技術(shù)追求合理化，成果投入新建項目使用。ABWR的技術(shù)特征－小結(jié)BWR與ABWR主要差別效率：BWR33，ABWR35％工期：BWR58月，ABWR48月負荷因子：BWR75％，ABWR87%劑量水平：BWR1人.Sv/年，ABWR0.36人.Sv/年啟動時間：ABWR縮短1/3放射性廢物量：ABWR每堆年減少一半先進沸水堆利用先進技術(shù)和成熟的經(jīng)驗，代表當今核電站發(fā)展水平。它與GE研制的前六代沸水堆(BWR1-BWR6)及歐洲沸水堆相比，就單相系統(tǒng)或設備的設計而言，在技術(shù)上沒有明顯的突破，但它集以往沸水堆技術(shù)及經(jīng)驗之大成,更符合先進輕水堆URD設計規(guī)范，在整體上體現(xiàn)出了它綜合的優(yōu)勢。精密控制棒驅(qū)動系統(tǒng)維修率低，高性能的防輻射材料，長壽命的中子監(jiān)視器，改進的水化學系統(tǒng)等等。先進沸水堆通過改進堆芯及燃料的設計使功率振蕩衰減比非常小，堆的穩(wěn)定性大大提高。先進堆堆內(nèi)設置自動運行，保護器禁止堆運行在高功率密度/低流量區(qū)，來防止兩相流不穩(wěn)定性的發(fā)生。世界首臺ABWR機組:東京電力公司柏崎刈羽核電廠6/7號機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)面向世界的標準電站ABWR世界首臺ABWR的建設ABWR新建項目不斷

開建項目2臺

籌建項目９臺KashiwazakiKariwa6&7(T/O1996,1997)浜岡5號2005年已運行

志賀2號2006年3月已運行

島根3號機組：計劃中大間：計劃中志賀2號機組開

工：1999年8月運行開始：2006年3月浜岡5號機組開

工：1999年3月運轉(zhuǎn)開始：2005年1月上關(guān)：計劃中8積累豐富的ABWR運行業(yè)績浜岡5號機組(2005年1月)、志賀2號機組(2006年3月)已開始運行

ABWR4機組計劃上馬(已經(jīng)列入國家電力資源開發(fā)計劃中)91011第三節(jié)：沸水堆與壓水堆一、反應堆物理和熱工水力的基本原理二、蒸汽產(chǎn)生及相關(guān)設備三、堆芯與燃料設計四、反應堆運行與控制一、反應堆物理和熱工水力的基本原理

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芯塊燃料。都采用非均勻堆芯設計概念，都以水為慢化劑和冷卻劑。主要區(qū)別就是在BWR堆芯形成的空泡影響，其直接影響著中子慢化和堆芯的反應性以及堆芯熱傳導。在反應堆運行時，主蒸汽中含有半衰期僅為幾秒鐘的放射性氮-16，盡管如此，BWR的汽機還必須配以必要的生物屏蔽來用以職業(yè)防護。BWRPWR在壓力容器中有兩相流在壓力容器中是單相流過冷和飽和冷卻劑過冷冷卻劑形成空泡無空泡形成避免過渡沸騰避免膜態(tài)沸騰監(jiān)測最小臨界功率比監(jiān)測偏離泡核沸騰比最小臨界功率擾動不會偏離DNB比將會引起引起包殼峰值溫度包殼峰值溫度上升

PWR和BWR在熱工水力方面的區(qū)別：二、蒸汽產(chǎn)生及相關(guān)設備

BWRPWR·直接循環(huán)·間接循環(huán)·RPV壓力73.kg/cm2 ·RPV壓力158kg/cm2·RPV溫度286℃·RPV溫度320℃·蒸汽產(chǎn)生于RPV·蒸汽產(chǎn)生于蒸發(fā)器（汽水分離器和蒸汽干燥器）（通過二器路）·RPV內(nèi)允許沸騰·RPV內(nèi)無沸騰主要核蒸汽供應系統(tǒng)設備BWR PWR·壓力容器·反應堆壓力容器（蒸汽干燥器和汽水公離器） ·無蒸汽發(fā)生器 ·4個蒸發(fā)器·無穩(wěn)壓器 ·1個穩(wěn)壓器·內(nèi)置泵（ABWR） ·壓力容器外的主泵·下部插入控制棒 ·上端插入·壓力容器尺寸．壓力容器尺寸，高：22m高：12.6m直徑：7m＊直徑：4.4m厚度：15cm厚度：22cm·堆芯壓降1.49·堆芯壓降1.45沸水堆與壓水堆堆芯與壓力殼沸水堆堆芯直徑大：1）沸水堆芯內(nèi)空泡的存在使得中子慢化能力下降。2）兩相流的壓降要高。BWR堆芯大。壓力殼直徑大沸水堆壓力殼高：沸水堆需要把堆芯出口蒸汽，水進行分離及對蒸汽進行干燥，要設置汽水分離器及蒸汽干燥器。沸水堆壓力殼壁薄:運行壓力及溫度都較低。沸水堆安全殼體積小:沸水堆省去了蒸發(fā)器，穩(wěn)壓器及相應的管道。安全殼設計兩種堆型的安全殼比較BWR PWR·主系統(tǒng)設備少·主系統(tǒng)設備多·濕安全殼·干安全殼·抑壓概念·沒有采用水水抑壓·干井、濕井和通孔·無濕井·瞬態(tài)和事故時抑壓池可作為熱阱三、堆芯與燃料設計

BWRPWR·UO2芯塊及Zr包殼·UO2芯塊及Zr包殼·每個盒內(nèi)8×8或9×9棒布置·每個組件17×17個燃料棒·元件盒，尺寸：15cm方，370cm長·組件尺寸為21cm方，400cm長·燃料棒直徑10.6mm＊·燃料棒直徑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、反應堆運行與控制BWRPWR·控制棒（170－200）·控制棒束（50－60）十字形控制棒處于燃料間隙中燃料棒間的棒束控制棒B4C或HfB4C或Hf反應堆緊急停堆反應堆緊急停堆燃料中的可燃毒物（Gd）可燃毒物（Gd和其它的物類）·堆芯流量化學補償（含硼液體）負空泡系數(shù)停堆添加物增加流量會引起反應性和功率的增加·負空泡系數(shù)·由負到正的慢化劑溫度系數(shù)保護系統(tǒng)停堆信號BWRPWR·反應堆高壓·穩(wěn)壓器高壓·干井高壓·穩(wěn)壓器低壓·反應堆水位低·穩(wěn)壓器高水位·主蒸汽中高放射性·蒸發(fā)器水位低·反應堆水位高·中子通量過高·中子通量過高·回路流量太低·汽輪機控制閥快速關(guān)閉·超功率溫差·汽機閘閥關(guān)閉·超溫溫差·主蒸汽隔離閥關(guān)閉·汽機停機主泵電源欠壓·主泵電源低頻供應·安注運行和維修BWRPWR·反應性控制·反應性控制整個周期內(nèi)僅幾根控制棒許多控制棒束流量控制用以調(diào)節(jié)功率化學補償控制·操作者反應基于事故判斷·操作者反應是基于癥狀任何情況下都要保障RPV水位必須判斷事故的可能性操作員無需復雜判斷·堆芯熱工水力設計更加抗瞬態(tài)·對失壓和堆芯沸騰的響應較麻煩·容易負荷跟蹤·負荷跟蹤較為麻煩·靈活的循環(huán)周期·想增加循環(huán)長度并不容易BWR與PWR的負荷跟蹤機理BWRPWR·通過控制流量來調(diào)節(jié)功率·通過硼水和控制棒來調(diào)節(jié)功率·快速調(diào)節(jié)可達1%/秒·慢：2-5%/分·范圍為額定功率的·范圍為額定功率的50%－100%30%－100%·負空泡系數(shù)可穩(wěn)定氙效應·為了補償氙效應插入控制棒束展平功率分布三、第三代先進PWR1、EPR2、AP600/10001、EPR－歐洲壓水堆

（1）EPR簡介（2）技術(shù)特點（3）安全特性(1)EPR簡介

法德雙方協(xié)作共同開發(fā)核電廠供應商的合作：法馬通和西門子KWU（現(xiàn)為AREVA公司）；兩國電力公司的合作：（現(xiàn)已合并為E.ON、EnBW、RWEPower）兩國核安全當局合作：以求制定出共同的核安全法規(guī)。在世界上現(xiàn)役輕水堆幾千個堆年運行經(jīng)驗反饋的基礎(chǔ)上并吸收包括法國N4機組和德國KONVOI機組在內(nèi)的最新反應堆技術(shù)而開發(fā)出來的。綜合了幾十年研發(fā)（R&D）計劃取得的成果，特別是由法國原子能委員會和Karlsruhe研究中心所獲得的研究成果。(1)EPR簡介160萬千瓦級壓水堆，其單機容量為世界之最機組熱效率為當今輕水堆之最：36/37%；從第一罐混凝土計建造周期不超過48個月；設計壽命增加到60年；燃料U235富集度5％；燃料組件卸料燃耗深70000MWd/t燃料利用率提高；每兆瓦時鈾消耗量節(jié)約17%機組整個壽期的平均可用因子達92%，這樣換料周期延長，停堆換料和在役檢查時間縮短。

(1)EPR簡介換料停堆時間縮短到接近10天。由于設備標準化和部分維修任務可在機組運行狀態(tài)下進行（歸功于安全系統(tǒng)4重冗余）使維修簡化。廢物和流出物減少。對運行和維修人員的輻射防護加強：集體劑量的目標小于0.4人希弗/堆年，而目前OECD國家的平均水平為1人希弗/堆年。對操縱員友好的人機接口使可靠性大大提高并使人員干預減少。(1)EPR簡介每兆瓦時長壽錒系元素產(chǎn)生量減少15%相對于釋熱比，發(fā)電量增加14%堆芯裝載MOX燃料的百分比可到100%EPR堆芯設計運行裕量大，靈活性好適應用戶的各種需要，如采用不同類型的燃料（UO2，UO2-Gd2O3，MOX）、不同的燃料管理戰(zhàn)略和燃料循環(huán)長度（到24個月），降功率運行和延壽運行。(1)EPR簡介

經(jīng)濟性好：發(fā)電成本比在役最先進的核電機組低10%，比聯(lián)合循環(huán)的大型燃氣機電站低20%。與化石燃料電廠相比，如考慮電廠發(fā)電的“外部費用”，即社區(qū)所遭受的環(huán)境和健康損害費用，這一優(yōu)點將更為明顯。(2)EPR技術(shù)特點EPR直接采用N4和KONVOI反應堆經(jīng)過驗證的成熟技術(shù)，總體上為掌握技術(shù)提供了保證。現(xiàn)有的設計、設備制造以及核電廠建造等方面的工業(yè)能力可很容易得到推廣和利用。操縱員在現(xiàn)役電站運行中已掌握的專門技能同樣可應用到EPR的運行中去。客戶能夠避免設計、建造或運行方面的風險EPR設計滿足世界未來核電廠更高安全水平的要求。(2)EPR技術(shù)特點EPR主要設計特點是它的簡化設計，機械設備、供電系統(tǒng)和相關(guān)的儀控均以4環(huán)路/4安全系列概念設計。運行和安全功能分開，以簡化系統(tǒng)的結(jié)構(gòu)。運行和安全系統(tǒng)的設置為任何類型的異常事件提供了逐步緩解的措施。(2)EPR技術(shù)特點堆芯周圍有一圈中子反射層，提高了燃料利用率并防止與輻照有關(guān)的壓力容器老化現(xiàn)象的發(fā)生。壓力容器采用抗考化最佳的鋼材制造并減少焊縫數(shù)量。蒸汽發(fā)生器裝有軸向節(jié)能器，使蒸汽壓力提高到78個飽和蒸汽壓力，從而獲得較高的電廠效率（36/37%）。主冷卻泵采用革新的水力設計進行制造，表現(xiàn)為采用靜壓軸承，已在N4成功實施。(2)EPR技術(shù)特點反應堆保護系統(tǒng)以N4機組的經(jīng)驗反饋為基礎(chǔ)，采用經(jīng)過驗證的數(shù)字化技術(shù)。全計算機化主控室采用最先進的數(shù)字化技術(shù)，使操縱員能夠全面調(diào)節(jié)對電廠運行有重要影響的所有參數(shù)。EPR充分采用現(xiàn)役電站的經(jīng)驗反饋并結(jié)合最新的技術(shù)發(fā)展，提供了極為友好的人機接口。主要安全系統(tǒng)包含4個子系統(tǒng)或列，每列都能獨立執(zhí)行全部安全功能。在反應堆廠房周圍的4個安全防護廠房中，每一個里都布置有一列安全系統(tǒng)，以防止系統(tǒng)發(fā)生共模故障。（3）安全特性EPR符合法國和德國核安全當局1993年聯(lián)合提出的共同建議和1995年發(fā)布的對主要問題的立場2000年10月，負責反應堆安全的法國常設專家組與德國的有關(guān)專家一起對指導EPR設計的技術(shù)導則進行了評審并給予確認。EPR滿足歐洲用戶要求（EUR）和美國電力研究院（EPRI）發(fā)布的用戶要求文件（URD）（3）安全特性-強化防范堆熔事件的措施EPR采取措施防范堆芯熔化，包括采用安全裝置進一步降低這種嚴重事故的概率小于10-6/堆年（比N4和KONVOI還要低一個量級）：增加一回路和蒸汽發(fā)生器的水裝量；采用4×100%冗余（4系列概念）來增加安全系統(tǒng)的可靠性；這些系統(tǒng)的每列在設計方面都遵循多樣化原則。（3）安全特性-強化防范堆熔事件的措施?采用緩解嚴重事故后果的設施：安全殼將防止放射性向外擴散；在安全殼內(nèi)布置有混凝土小室和氫催化復合器（屬非能動設備）以防因氫累積引起氫氣爆燃堆芯熔融物在反應堆安全殼廠房內(nèi)部的專門區(qū)域進行收集和滯留然后得以冷卻，從換料水池來的水非能動地淹沒熔融物。（3）安全特性-防范外部災害為防范外部災害設置實體保護：抗飛機撞擊：反應堆廠房、控制室、乏燃料廠房和4座安全廠房中的2座通過足夠厚的鋼筋混凝土外墻進行保護以抵御軍用飛機的高速撞擊。其它兩座安全廠房分開布置在反應堆廠房相對應的兩側(cè)，由于它們相距較遠，這樣僅有一座安全廠可能被飛機撞毀，而不會對安全造成影響。同樣，用于應急供電的柴油發(fā)電機組分置在兩個不同的廠房，并通過實體隔離進行保護。（3）安全特性-防范外部災害抵御嚴重的地震：整個核島座落在一塊6米厚的鋼筋混凝土底板上。廠房高度降至最低。最重的部件尤其是水箱安裝在標高較低的位置。雙層安全殼：內(nèi)層預應力混凝土廠房和外層鋼筋混凝土殼，兩者厚度均為1.3米。小結(jié):(1)EPR主要優(yōu)點經(jīng)濟性：160萬千瓦級反應堆，效率高，建造周期縮短，設計壽命延長，燃料使用率增加而且機組可用因子提高。安全性：加強防范堆芯熔化并緩解放射性后果；增強抵御外部災害特別是抗飛機撞擊和地震的能力。技術(shù)先進:靈活的燃料管理策略，大容量部件例如壓力容器和堆內(nèi)構(gòu)件、蒸汽發(fā)生器和主冷卻劑泵，以及儀表和控制，人機接口和電廠控制室。小結(jié):(2)EPR前景芬蘭用戶TVO在2003年12月18日與AREVA和西門子聯(lián)合體簽署合同，在芬蘭的Olkiluoto廠址建造一臺EPR。第一灌混凝土于2005年中澆灌，計劃09年商業(yè)運行。2006年5月4日，法國電力公司董事會決定在Flamanville廠址啟動首臺（法國）EPR機組建設；2007年1月24日核蒸汽供應系統(tǒng)定貨，世界第二臺EPR機組在建。在中國核電市場與AP1000竟標失敗。但中廣核仍在努力,已簽協(xié)議。該機組的建造進一步證明并增強了以EPR堆型為基礎(chǔ)的未來核電項目的強大生命力。2、AP1000－安全革新傳統(tǒng)核電站－主動安全理念子系統(tǒng)、設備可靠多系統(tǒng)冗余電力（或高氣壓）驅(qū)動，電源、備用電源可靠、冗余AP1000－被動安全理念自然力驅(qū)動重力、自然循環(huán)、自然對流、蒸發(fā)及冷凝簡化安全系統(tǒng)、減少動力源（可靠）減少操作員干預AP1000的安全戰(zhàn)略被動安全相關(guān)系統(tǒng)只采用被動過程，不需要主動的泵、柴油發(fā)電機等….一組時序控制的閥門過程開始后不需要其它支持系統(tǒng)（NoACpower,coolingwater）大大減少對操作員的依賴緩解基準設計事故，無非核級系統(tǒng)主動非安全相關(guān)系統(tǒng)可靠地支持正常運行Redundantequipmentpoweredbyonsitediesels對被動安全系統(tǒng)的影響很小不要求對緩解基準設計事故負責2/3/2023WestinghouseElectricCompany你認為哪些系統(tǒng)應是被動安全相關(guān)？問題(1)被動衰變熱排出自然循環(huán)HXconnectedtoRCS(2)被動安全注入自然循環(huán)/gravitydraincoremakeuptanks(RCSpres)N2pressurizedaccumulators(4.7MPa)Gravitydrainrefuelingwaterstoragetank(containmentpres)Automaticdepressurizationvalves,Pzr&HLAP1000被動安全特性AP1000被動安全特性(3)被動安全殼冷卻空氣自然循環(huán)/蒸發(fā)安全殼外表面水(4)安全殼空間被動放射性排出Naturalcirculation/removalmechanismsAP1000被動安全特性(5)被動主控制室

CompressedairpressurizationofMCR(6)被動主控制室/儀控室冷卻Naturalcirculationtoconcretewalls/ceiling(7)被動安全殼氫氣控制Autocatalyticrecombiners(8)被動安全殼pH控制BasketsofTriSodiumPhosphatefloodedbyaccidentStandardPWRAP600/AP1000常規(guī)PWR與AP1000的安全理念區(qū)別AP1000被動堆芯冷卻系統(tǒng)AP1000被動安注設備三個水源提供堆芯冷卻補水：

堆芯補水箱(CoreMake-upTanks)

提供堆芯高壓補水throughDVI(directvesselinjection)line.

蓄水箱（accumulators）

含硼水球形罐（氮氣），在小于4.7MPa時提供堆芯冷卻水.幾分鐘內(nèi)可緩解大LOCAs.

殼內(nèi)燃料冷卻水箱（IRWST）

常壓不銹鋼硼水箱（2600m3）,提供堆芯低壓補水。同時做為PRHR回熱器的熱井。AP1000被動堆芯冷卻系統(tǒng)(1)被動余熱排出（PRHR）熱交換器

操縱員不干涉/自然循環(huán)帶出100%余熱.Protectsplantfromeventsthatmaydisruptnormalsteamgeneratoroperations:LossofnormalfeedwaterflowLossofACpowerSteamgeneratortuberupture(SGTR)AP1000被動堆芯冷卻系統(tǒng)(2)堆芯補水箱（CoreMakeupTanks，CMT)FullRCSpressure,naturalcirc.injectionReplaceHHSIpumps蓄水箱（Accumulators）SimilartocurrentplantsRWSTInjection