核反应堆堆型EPR、AP1000、CPR1000比较
第三代核电机组AP1000在停堆大修方面的优势应用
第三代核电机组AP1000在停堆大修方面的优势应用摘要：AP1000第三代核电机组的先进性体现在使用成熟技术的基础上，在设计上采用了非能动的安全系统，加强了预防和缓解严重事故的措施，提高了电站的安全性；同时，由于非能动技术的使用，使得电站的辅助设备大大减少，减少了故障的概率，提高了安全性；另外，由于核级设备的减少，对核电机组大修安排方面的制约降低，更加灵活的安排核电机组的换料停堆大修，将大幅缩减大修工期。
关键词：AP1000；非能动；换料停堆大修1．前言AP1000为第三代非能动核电站，是目前应用非能动理念的代表者。
鉴于AP1000机组的非能动特性，在设计及电站运营上，必然与第二代核电机组存在较大差异；非能动技术的引入，大幅度简化了系统设备。
根据AP1000机组设计大修时间为17天或更短，因此本文将重点研究AP1000非能动核电机组较传统二代压水堆核电机组（本文以M310为例）在机组停运大修方面的优势。
2．AP1000机组在大修中的优势应用2.1总体设备数量减少AP1000的设计理念简单，厂房规模缩小，系统设置简化，工艺布置简化，管道交叉减少。
相应使设计工作量减少，设计接口更易于控制和管理。
很多动力设备被取消，取消了应急动力电源。
AP1000的简化非能动设计大幅度减少了安全系统的设备和部件，与正在运行的M310电站设备相比，阀门、泵、安全级管道、电缆、抗震厂房容积分别减少了约50%，36%，83%，87%和56%，同样在大修期间的检修项目将大幅度减少；同时便于采购、运行和维护。
2.2 低低水位阀门M310机组低低水位阀门约230个左右，平均每次大修低低水位阀门检修数量为20-30个左右，且即使通过中长期优化某次大修无低低水位，但因阀门、管道等新增缺陷可能性大，所以无低低水位大修在二代核电机组里实现难度较大。
AP1000机组因采用非能动设计理念，阀门数量大幅度减少，其中低低水位阀门数量在60个左右，平均每次大修低低水位阀门检修量为5-7个左右；同时因管道排布、阀门数量少，可以通过冰塞的方式进行低低水位阀门的隔离检修，从而取消堆芯全卸料后的排水到低低水位、低低水位检修和检修后一回路充水的工作。
EPR-与CPR1000的差别
EPR与CPR1000核电站的差别
CNPEC
2.4 重反射层 EPR核电站设 有重反射层 （见图）， CPR1000没 有重反射层。
CNPEC
EPR与CPR1000核电站的差别
2.5 稳压器的差别 EPR核电站的稳压器的容积是75m3，CPR1000核 电站的稳压器容积约40m3。 2.6 EPR与CPR1000核电站反应堆冷却剂系统的 水装量差别 EPR反应堆冷却剂回路的水装量是463m3。 CPR1000反应堆冷却剂回路的水装量约283m3。
CNPEC
EPR核电站与 CPR1000核电站的差别
骆邦其
中广核设计公司 200EPR与CPR1000核电站的主要差别 反应堆冷却剂系统的差别 燃料组件的差别 专用安全设施的差别 辅助冷却系统（PTR)的差别 核辅助系统的差别 燃料管理方式的差别 安全壳的差别 核电站布置的差别
直接注入压力容器
上充泵/高压安注泵分离
不是
是
不是
不是
CNPEC
EPR与CPR1000核电站的差别
不是 不是 不是 是 是 不是 不是 是 不是
取消浓硼注入箱 备用系统 换料水箱位于安全壳内 是 安注模式不需要切换 是 应急给水/辅助给水分离 是 应急给水多样(汽动+电动) 不是（4列） 余热导出设计压力 > 6MPa 是 双层安全壳 是 设置氢气复合器 是 LBB技术 是
1. 2. 3. 4. 5. 6. 7. 8. 9.
CNPEC
EPR与CPR1000核电站的差别
1. EPR与CPR1000核电站的主要差别 EPR与CPR1000核电站的主要差别见表1。 表1 EPR与CPR1000核电站的主要差别 EPR CPR1000 URD要求 反应堆热工裕量 蒸汽发生器堵管裕量10% 稳压器容/功率>17dm3/MW > 15% <15% 是 是 不是 不是
CPR1000与AP1000安全系统的差异性比较和分析
Science &Technology Vision科技视界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。
美国西屋公司设计的第三代压水堆型AP1000中,其非能动堆芯冷却系统主要由非能动余热排出系统和非能动安全注入系统组成,在脱离了泵、风机等高安全级别的能动安全设备以及冗余的安全交流电源和通风、空调等能动支持系统的设计后,仅利用非能动系统部件的自然规律等实现安全功能。
在设计基准事故下,在事故后72小时内不需要操作员干预或无交流电源的情况下,非能动系统能保证堆芯冷却并维持安全壳的完整性,安全性能大幅提高。
而CPR1000机组的安全注入系统中的高压安注、低压安注分系统都设置了独立系列,由两列交流应急配电系统供电。
中压安注系统则由三个独立系列组成。
CPR1000堆型充分吸收了法国和德国多年核电设计建造和运行经验,有着丰富的运行经验,通过渐进式地模式改进安全设计,提高安全性和可靠性。
1CPR1000安全注入系统概述1.1系统组成RIS 主要由高压安注子系统(HHSI )、低压安注子系统(LHSI )、中压安注子系统(安注箱注入子系统)、4%硼酸溶液再循环回路、水压试验子系统组成。
高压安注子系统包括三台高压安注泵、一个换料水贮存箱(PTR001BA )、一个硼水注入罐、一个硼水注入缓冲罐、二台硼水注入罐再循环泵、相应管道、阀门和仪表组成。
低压安注子系统由两台低压安注泵;一个换料水贮存箱(PTR001BA );二个安全壳地坑;相应的管道、阀门和仪表组成。
再循环工况下,使用H4规程时,可利用EAS 系统的冷却器作为低压安注子系统的组成部分。
中压安注子系统由三个容积为47.7m3的安注罐(RIS001/002/003BA )和其相应的管道、阀门和仪表组成。
图1高压和低压安注子系统高压和低压安注子系统为能动安注子系统,具有足够的设备和流道冗余度,并且配有相互独立的应急电源,即使长期运行期间出现单一能动或非能动故障,仍能确保系统运行的可靠性和堆芯的持续冷却,如图1所示。
核电站 重要资料
(1)AP1000核电技术特点介绍
AP1000是西屋公司开发的一种两环路 是西屋公司开发的一种两环路1000MWe的 的 是西屋公司开发的一种两环路 非能动压水反应堆核电。 非能动压水反应堆核电。与 传统的PWR安全系统相 比，非能动安全系统要简单得多，它们不需要现有 核电站中那些必不可少、种类繁多的安全支持系统， 如相关的安全级交流电源、 HVAC、冷却水系统以 及安装这些部件的抗震厂房。非能动安全系统的采 用和系统的简化，减少了运行人员的操作。通过这 些设计改 进，AP1000机组的安全性得到了显着的改 进，其堆芯熔化概率3×1.0×10-7/堆年，远低于 URD要求的1.0×10-5/堆年，进一步将 AP600“非能 动”理念引入压水反应堆设计，使得设计大大简化、 安全性提高、投资有所降低、设计与性能特点满足 用户要求文件（URD）的要求。
AP1000的设计满足用户对具有非能动安全性能的先进轻水堆 的要求（URD），具有第三代先进轻水堆的简单性、安全性、 可靠性和经济性的特点。AP1000 的主要性能特点是系统简 化、非能动安全、数字化仪控和模块化建造，主要设计目标 包括： 机组额定电功率：≈1000MWe 电站设计寿命：60年 堆芯损坏频率：＜1.0×1E-5/堆年 严重事故下大量放射性物质释放至环境的频率：＜1.0×1E6/堆年 下面介绍它里面的四个系统
（2）严重事故预防与缓解措施 EPR设计中考虑了以下几类严重事故： 高压熔堆；氢气燃烧和爆炸；蒸汽爆炸；堆芯 熔融物；安全壳内热量排出。 为避免高压熔堆事故发生，在为对付设计基准 事故设置3个安全阀（3×300t/h）的基础上，EPR 专门设置了针对严重事故工况的卸压装置（900t /h），安全阀和卸压装置都通过卸压箱排到安全壳 内。当堆芯温度大于650℃时，操纵员启动专设卸 压装置，可以有效避免压力容器超压失效，并防止 压力容器 失效后堆芯熔融物的散射。
AP1000和EPR两种核电技术的比较
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。
我国第三代核电技术一览
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、CPR、EPR1000的比较
1、EP1000主要的设计特点包括：
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。 EPR考虑内部事件的堆芯熔化概率6.3×10-7/堆年，在电站 寿期内可用率平均达到90%，正常停堆换料和检修时间16 天，运行维护成本比现在运行的电站低10%，经济性高。 建造EPR的投资费用低于1300欧元/千瓦，发电成本低于3 欧分/kWh。
AP1000核电机组
主要特点 1、AP1000最大的特点就是设计简练，易于 操作，而且充分利用了诸多“非能动的安全体 系”，比如重力理论、自然循环、聚合反应等， 比传统的压水堆安全体系要简单有效得多。 2、进一步提高了核电站的安全性，同时也能 显著降低核电机组建设以及长期运营的成本。 3、AP1000在建设过程中，可利用模块化技 术，多头并进实施建设，极大地缩短了核电机组 建设工期。AP1000从开工建设到加载原料开始发 电，最快只需要36个月，建设成本方面的节约优 势明显。
建造中大量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。模块 建造是电站详细设计的一部分，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。模块化 建造技术使建造活动处于容易控制的环境中，在 制作车间即可进行检查，经验反馈和吸取教训更 加容易，保证建造质量。平行进行的各个模块建 造大量减少了现场的人员和施工活动。 通过与前期工程平行开展的按模块进行混凝土施 工、设备安装的建造方法，AP1000的建设周期大 大缩短至60个月，其中从第一罐混凝土到装料只 需36个月。
EPR与CPR1000防火设计差异比较分析
（ Ｓ ｈ ａ ｎ ｇ ｈ ａ ｉ Ｂ ｒ ａ ｎ ｃ ｈ ，Ｃｈ ｉ ｎ ａ Ｎｕ ｃ ｌ ｅ ａ ｒ Ｐ ｏ ｗｅ ｒ Ｔ ｅ ｃ ｈ ｎ ｏ ｌ ｏ ｇ ｙ Ｒｅ ｓ ｅ ａ ｒ ｃ ｈ Ｉ ｎ ｓ ｔ ｉ ｔ ｕ ｔ ｅ ，Ｓ ｈ ａ ｎ ｇ ｈ ａ ｉ ２ ０ ０ ０ ３ ０，Ｃｈ ｉ ｎ ａ ）
（ 中科 华核 电技 术研 究有 限公 司 上海 分公 司，上 海 ２ ０ ０ ０ ３ ０ ）
摘 要： 通 过对 Ｅ Ｐ Ｒ和 Ｃ Ｐ Ｒ１ ０ ０ ０的 防火 设 计 进 行 比较 ， 并对 主要差异进行分 析归纳 ， 显示 Ｅ Ｐ Ｒ在 设 计
安全 原 则 、 防爆 和人 员 保 护 方 面 规 定 的 更 加 详 细 ， 在 设 计 过 程 中对 防 火 分 区方 法 、 薄 弱 环 节 分 析 和 耐 火 极 限
Ｅ Ｐ Ｒ（ 欧 洲 先 进 压 水 堆 ）是 由 法 玛 通
（ Ｆｒ ａ ｍａ ｔ ｏ ｍｅ ）和 西 门 子 （ Ｓ ｅ ｉ ｍｅ ｎ ｓ ）公 司 按 照
１ Ｅ Ｐ Ｒ和 Ｃ Ｐ Ｒ１ Ｏ ０ ０的 主 要 异 同
１ ． １ 共 同 方 面
Ｅ ＵＲ（ 欧洲用 户安 全要 求） 共 同 开 发 的 第 三 代 反应堆技术 机组 ， 其 中 吸 收 了 法 玛 通 Ｎ４和 西 门子 Ｋ（ ） ＮＶ（ ） Ｉ四 环 路 核 电 站 的 设 计 、 建 造 及 运行 经 验 ， 其 设 计 标 准 体 系 也 源 自 Ｍ３ １ ０所 遵 循 的标 准 体 系 ， 并 结 合 了 核 电 方 面 的 技 术 进 步 。 由于 Ｅ Ｐ Ｒ是 改进 型 堆 型 ， 是 在 传 统 二 代 或第二代加 的技 术基 础 上 ， 吸收 压水 堆设 计 、 建 造 和运 行 的 经验 ， 采 用 循 序 渐 进 的设 计 改 进
CPR1000压水堆系统介绍
2.3 CPR1000 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是根据世界上同类型机组1000多堆年运行经 验不断持续改进的技术结晶。
控制棒组件： 控制棒组件：CPR1000每一棒束有24根控制棒组件，每 一棒束控制棒组件有其本身的驱动系统，可单独或则多个同 时动作。 控制棒： 控制棒：大亚湾核电站采用两种类型的控制棒，即吸收 棒和不锈钢棒。黑棒的吸收剂材料为银-铟-镉合金，重量百 分比为80%，15%，5%。 可燃毒物组件： 可燃毒物组件：可燃毒物棒组件只用于第一燃料循环的 全新堆芯，功能是降低溶解在一回路冷却剂水中的硼浓度， 大亚湾核电站堆芯首次装有48个含12根可燃毒物的组件和18 个含有16根可燃毒物棒的组件，加上两个粗级中子源棒组件 中的32根，共有含896根可燃毒物棒的68个组件。
反应堆压力容 器设计寿命为60 年 低泄漏设计， 减少了对压力容 器的中子辐照； RPV堆芯活性段 采用整体锻件； 严格控制RPV材 料中的辐照敏感 元素Cu、P、S、 Ni等的含量。
功能
反应堆的心脏 产生自持链式核裂变反应 以热的形式释放裂变能
堆芯（活性 区）
组成
核燃料组件：核燃料是由易裂变核素制成， 核燃料组件：核燃料是由易裂变核素制成， 通常还含有可转变核素 慢化剂：使中子慢化，仅热中子堆有 慢化剂：使中子慢化，仅热中子堆有 控制材料：控制中子数 控制材料：控制中子数
特点： 特点： 采取了严重事故的预防和缓解等措施，将使LAⅡ的综合 技术安全经济指标达到目前国际同类核电站的先进水平。 在从Dayabay最初引进到CPR1000的渐进式技术革新过程 中，充分借鉴了生产运行经验反馈，包括吸纳法国同类型机 组批量改造经验，现已更加完善的CPR1000方案是在 Dayabay 、 LAⅠ的技术基础之上，结合法国为追赶世界先 进核电的发展所作的第二次十年大修计划（VD2）的改进。 CPR1000还将继续分享同类机组运行经验的反馈。 CPR1000作为“二代加”技术，通过持续科技进步，逐渐趋 近第三代，可以保证与先进技术更加平稳地衔接过渡。
核反应堆堆型EPR、AP1000、CPR1000比较
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1000 MW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。
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。
•
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。
• 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。
AP1000和EPR简介
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 AP10004.1 AP1000开发情况4．2 AP1000技术描述5 EPR5.1 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：第四代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）均可划入第2代核电站范畴。
CPR1000、AP1000和EPR1000的分级标准
C级 非安全级
仪控设备
1E 级 NC（含 SR 类） * 注 3
C级 非安全级(含 D 类)
构筑物
LS
NC
C 级(安全级为 B 级) 非安全级
抗震Ⅰ类
C-I
抗震分类
抗震Ⅱ类
C-II
非核抗震类
NS
RCC-M
ASME 第 III 卷
B 篇：1 级设备
NB 篇：1 级设备
规 安全级机械设备
范
C 篇：2 级设备 D 篇：3 级设备
总体技术规范名称
CPR1000 机组
EPR1000 机组
压水堆核电站系统设计和建造规则 RCC-P(1991 年第四版+1995 修订) PSAR 各章第 0 节
压水堆核电站核岛机械设备设计和 RCC-M(2000 年版+2002 年版补遗)
建造规则
RCC-M(2000 年 版 +2002、2005、2007 年版补遗)
CPR1000、AP1000 和 EPR1000 的物项分级和标准 1、CPR1000 和AP1000 的物项分级
1／2
项目
CPR1000 * 注 1
AP1000
分级依据
三项基本功能：反应性控制、余热排出和放射性包容
分级方法
以确定论方法为主，辅以概率论方法和工程判断
遵循的法规和标准
国内相关法规和标准 法国 RCC 系列标准 RCC-M 借鉴了 ASME 吸收了法国 工业发展实践中所取得的成果
压水堆核电站土建设计和建造规则 RCC-G(1986 年版)
ETC-C(2006 年 B 版)
RCC-I(1983 年版+1987 年应用，对
压水堆核电站防火设计和建造规则
关于AP1000与CPR1000两者主控室通风系统的差异性分析
关于AP1000与CPR1000两者主控室通风系统的差异性分析关于AP1000与CPR1000两者主控室通风系统的差异性分析深圳中广核工程设计有限公司上海分公司王海雄胡川【摘要】在中国改进型压水堆(CPR1000)中,主控室的可居留性是由部分安全相关的主控室通风系统(DVC)来维持的.此系统不论在正常工况,还是在放射性事故工况下均投入运行.而在先进非能动压水堆(AP100o)中,主控室的应急可居留性是由安全相关的非能动的应急可居留系统(VES)维持的.在正常工况下和主控室送风管道监测到"高"放射性事故下,由非安全相关的核岛非放射性通风系统(VBS)来维持;而在主控室送风管道监测到"高高"放射性事故下,由VES来维持主控室可居留性.总的来讲,AP1000不仅降低了安全级,节省了成本,而且考虑了更严重事故,并且能抵抗更严重事故.这正是AP1000和CPR1000在主控室通风系统上的最大差别.【关键词】主控室非能动AP1000CPR1000通风系统先进非能动压水堆(AP1000)是美国西屋公司设计的第三代先进性压水堆,在我国的浙江三门和山东海阳将采用这个堆型建造两座APIO00核电厂.APIO00最大的特点就是非能动和模块化;而CPR1000是我国自主在二代压水堆基础上改进的中国改进型压水堆,在我国的大亚湾和岭澳核电厂已运行多年,在建的还有岭澳二期,红沿河,宁德,阳江等.核电厂主控室是核电厂运行的控制中心.核电厂主控室操作和控制的主要目的是要确保在正常工况下能使反应堆安全运行,在不正常工况和事故工况下能使反应堆安全停堆.所以,主控室是核电厂控制的心脏,主控室的温,湿度要保证控制室内的操作人员有良好的舒适环境.室内温度应长年保持于在20-26~C,相对湿度在30～60%范围内.室内地面到人头部的温度差不应超过,室内风速应小于0.5m/s,室内噪声要求小于45db(A).主控室的通风设计与常规设计相比有以下几点不同:事故工况下,要对室外新风进行净化处理以保证操作员的可居留性;在地震安全停堆时,系统能正常运行;发生龙卷风时,系统能对室外进行隔离;能动部件连接应急柴油发电机等等.事故工况下,核电厂主控室新风净化方式有如下几种:1.新风直通式净化处理2.新风和部分室内空气混合后净化处理3.罐装压缩空气短期供气而CPR1000采用的是第一种新风直通式净化处理,AP1000采用的是罐装压缩空气短期供气.本文主要比较的就是这两种方式的安全性和经济性.由于AP1000方案采用非能动专设安全设施的特点,AP1000的HV AC系统中,除主控室边界隔离功能及主控室进风放射性测量功能为安全相关功能外,其余功能都是非安全相关功能,因而采用的设备都是非安全级,非抗震l类设备,也不采用安全级的柴油发电机作为备用32?电源,这样就大大降低了对设备的技术要求,也降低了造价.同时,由于系统的简化和设备的减少,在实际运行过程中的费用也大大降低.CPR1000中主控室通风系统在正常运行工况下,不开启新风过滤吸附管线,而是以新风加回风循环方式运行.而在厂区受到污染情况下,才开启安全级的新风过滤吸附管线.这时,新风经除碘过滤后送入主控室,其他管线(除了正常新风进风口,厨房办公室排风机关闭)照常运行.由于在事故时,整个空调净化机组均要投入运行,这就使整个DVC的风管及设备,阀门有了更高的要求.整个DVC系统是安全相关的,包括整个新风过滤管线.在失去厂外电源时,新风处理机组,主送风机,电加热器及其他风机均应由安全级的应急柴油发电机提供备用电源.流程图见图1.图1DVC系统流程图气而在AP1000中,主控室的应急可居留性是仅由主控室应急可居留系统(VES)系统维持.在正常工况下和"高"放射性事故下,由核岛非放射性通风系统(vBs)来维持;而在"高高"放射性事故下,由VES来维持.VBS正常工况下,新风不需进行吸附净化处理;而在"高"放射性事故工况下,新风经过滤吸附,但是过滤吸附管线非安全级.VBS包括三个子系统:主控室,控制支持区HV AC子系统;1E级电气室HV AC子系统;非能动安全壳冷却系统阀门间供热和通风子系统.其中仅主控室/控制支持区HV AC子系统为主控室服务.而在"高高"放射性信号时,主控室与VBS系统隔离,主控室的可居留性完全由VES(主控室应急可居留系统)来维持.VES是由32个压缩空气罐通过压力非能动地向主控室提供通风,而主控室混凝土天花板,墙靠平时保持24℃蓄冷,维持事故后72小时期间主控室温度不高于30clC.所以整个VES提供的通风和降温都是非能动的.而在失去交流电源时,先是VBS转接到非安全级的厂内辅助柴油发电机,如果厂内交流电源不可用的时间超过十分钟,则切换到VES.流程图见图2.33?图2VBS主控室/控制支持区HV AC子系统流程图下面就AP1000的VES和VBS与CPR1000的DVC在安全级及非能动两个方面做比较:1.安全级(1)碘吸附器在厂区受到污染的情况下,DVC的新风取自受污染的室外大气,所以需要用碘吸附器来过滤吸附处理,因此新风过滤吸附承担安全相关功能,所以碘吸附器,包括整个新风过滤吸附管线都是安全级的,它的失效会直接导致进风有碘污染.VBS提供的新风也要经过过滤,但是VBS的新风过滤管线仅仅承担"高"放射性时的除碘过滤.在"高高"放射性污染时,VBS系统关闭并对主控室隔离,由VES保证主控室的新风供给和降温.VES提供的新风是储存好的压缩供气.所以VBS中的新风过滤管线是非安全级的,包括碘吸附器.图3是CPR1000中安全级的新风过滤管线,包括碘吸附器的阀门,电加热器等等.从这个比较可以看出,在碘吸附器及新风过滤管线上的设备的造价及维护成本,都会大于AP1000的核电厂中VBS 系统过滤吸附的成本.图3CPR1000中的新风过滤吸附管线(2)应急电源AP1000核电厂中不采用能动安全级柴油发电机,故厂内柴油发电机仅作为备用电源誊而CPR1000核电厂中,在失去厂外电源时DVC由柴油发电机A系列和B系列提供备用电源,应急柴油发电机是安全级的.同时,制冷仍然要靠冷冻机来提供冷冻水维持主控室内的温度,所34?以冷冻机也要接安全级的应急柴油发电机.而对于AP1000而言,接柴油发电机的作用只是为尽可能地减小VES系统启动的概率.如果交流电源不可用的时间超过了1O分钟,才启动VES,也就是说最后还有一道关.而VES的启动及运行,是不需要应急柴油发电机的支持,靠非能动的压差,从32个压缩空气储存罐由设计压力27.6Mpa降到0.7Mpa的压差持续不断地给主控室提供新鲜空气,满足11个人的呼吸需要.并且,制冷也不需要应急柴油发电机.所以,从以上分析,首先VBS接的柴油发电机不需要安全级,其次严重事故过后,主控室的通风和降温都是由非能动设备来保证的,所以更不需要接柴油机.这对整个核电厂而言,也是一笔不菲费用的节省.(3)风机CPR1000中DVC正常运行工况下,开启主送风机和排风机.在厂区污染情况下,开启新风过滤管线,主送风机保持运行,关闭排风机.AP1000中正常运行工况下,VBS开启送风机,回风机和排风机;探测到"高"放射性信号时,开启附加空气过滤子系统,其他基本保持不变;探测到"高高"放射性信号时,隔离VBS,开启VES,不需用风机;在72小时之后,开启主控室辅助风机,提供室外新风.所以CPR1000中所有风机除了排风机以外,其他风机都要在事故工况下运行,故均为安全级的.而AP1000中,VBS的风机不需要在"高高"放射性工况下运行,所以不是安全级;而VES中,送风是靠非能动的压缩空气压差实现的,所以不用风机.这样,AP1000的风机因为取消了安全级,所以可节省大量的成本,同时也不会降低安全性.CPRl0o0与APl000风机对照见表1.表1CPR1000与APIO00风机对照表CPR100oAPlO0o新风过滤附加风DVC主送风机排风机1排风机2排风机3送风机回风机送风机机风量60250344218609609oo374oo348506796(mS/h)电机功551.5O.75O.750.9暂缺暂缺暂缺(kW)水流量(m3/h)46.6(At=6~C)31.4(at=8.87oC)制冷量325325(kW)从表1中可以看出,CPR1000的送风机风量为60250mS/h,而AP1000送风机的风量为37400m3/h.这是因为CPR1000送风温度为14cC,而AP1000送风温度为7.2oC.APIO00送风温差的加大使得送风量减少,降低了风机的功率.冷冻水流量是因为AP1000的冷冻水进出VI水温为13.3℃和4.44cC,温差8.87oC;而CPR1000冷冻水进出口水温14℃和8℃,温差6~C;这样,温差变大,流量就减小,这对水泵和风机来讲,功率就大大减小,达到节能的效果. 综上所述,AP1000在设备和应急电源上的安全级别降低了.在CPR1000的DVC系统中,空气处理机组除加湿器以外的部分及新风过滤管线是安全相关的,空气处理机组中及新风管线上的HEPA过滤器,预过滤器,碘吸附器,冷却盘管,电加热器(除电暖器),风机;新风35?过滤管线上的所有设备阀门,以及空气处理隔离阀,风机止回阀,新风止回阀,排风机止回阀,压缩空气电动阀都是安全相关的.而AP1Ooo中的VBS只有主控室进风放射性测量和主控室边界隔离是安全相关功能,此部分设备和部件为安全相关,比如说放射性测量仪表和主控室边界隔离阀及VES是安全相关的.由此可以看出,APIO00中安全相关的设备远远少于CPR1000的设备,因而AP1000中降低了主控室通风系统中的设备制造要求,从而降低了造价.主要是因为在执行安全相关功能时,CPR1000是新风过滤管线和正常运行工况下的管线均要运行,同时设备就要有安全级的柴油发动机支持,包括空气处理机组,但排风机停运,要保持正压.所以空气处理机组中的设备都要安全相关,既能满足正常运行工况又能满足厂区污染工况.而APIO00的VBS系统在探测到"高高"放射性信号时才要求被隔离,在此之前不需要执行安全相关功能(除了主控室边界的隔离和放射性监测),而在更严重事故时VBS不需要运行,VBS设备也就不需要安全相关.而此时保证主控室可居留性的VES系统是安全相关的.而又因为VBS不运行,VES非能动,所以都不需要安全级的应急柴油发电机.设备和电源的安全级的降低,给制造和运行成本带来了很大的节省,同时又能更好地满足更严重事故时的安全要求.2.非能动非能动是指依靠状态的变化,蓄能的释放或自主的动作来实现,而无需任何外部动力,如位差形成的重力压头;利用流体被加热或蒸发,冷却或冷凝而产生的密度差形成驱动压头;压缩气体膨胀等.主控室应急可居留系统运用了蓄能和压缩气体膨胀两个非能动动作来保证主控室在事故后72小时内满足主控室可居留性.这样,就不需原空调系统投入运行.(1)通风事故后72小时内要满足11人的供氧并保持二氧化碳的浓度低于0.5%,那就需要新风的支持.CPR1000中新风还是通过新风过滤管线,经过碘吸附,HEPA过滤器过滤后的室外新风;而AP1000中则是通过储存好的压缩空气通过气体膨胀输送到主控室,满足可居留性人员对新风的需要.为此总共设有32个空气贮存罐.这些空气贮存罐由锻造的无缝钢管制成,无焊缝.空气贮存罐的设计压力是27.6Mpa.贮存罐总共具有的贮存容量,在最低压力23.4Mpa时,为8895m.可供给主控制室110m3/h通风空气量,相当于每人lOm3/h的流量.这样在限定11人居留情况下,除可使二氧化碳浓度保持低于0.5%体积浓度以外,还足以给主控制室加压至与其周围区域之差压达30Pa.VES系统流程图见图4.图4VES系统流程图(2)制冷CPR1000中制冷还是通过安全级的冷冻机组提供冷冻水,来给主控室降温;而AP1000中,主控室混凝土墙,天花板靠平时保持24℃的蓄冷,维持事故后72小时期间主控室温度不36?高于30℃.为了增强主控室房间顶棚的热吸收能力,在主控室围护结构内表面经选择的位置上设有金属结构,金属板垂直焊在金属结构上.这些金属板延伸到房间里面,像肋片一样,可增加室内空气对墙的热传导,如图5所示.因为钢板的热导率较大,插入钢板可使混凝土墙内的温度分布曲线下降(如图5塞所示).加了钢板以后与外界的温差就加大了.根据Q=vC3,At,蓄热量比不加钢板墙的蓄热量要大.反之,一旦室内空调停止,则加了钢板的墙体向室内释放的热量要比不加钢板的墙体也要大.综上所述,AP1000采用了非能动的设计理念,对于主控室的可居留性来讲,最重要的作用是更可靠了.首先,取消了对自身安全级设备和应急电源及安全级的冷冻系混疆土墙图5混凝土墙内予埋钢结构的作用统的依赖,包括安全级的碘吸附器,安全级的风机,安全级的冷冻机组,安全级的电源等等.这样依赖的越少,越是可靠.同时,考虑了更严重的事故.CPRIO00中事故后只有碘吸附器可过滤放射性污染的空气,而一旦碘吸附器吸附饱和了,那就失效了.而APIO00中的碘吸附器只是最后第二道关,碘吸附器失效了以后还有非能动的VES支持.而VES的压缩空气是事先储存好的,没有放射性污染的,所以,再严重的放射性事故情况下都能保证主控室有72小时的可居留性,因为它与事故污染程度没有联系.3.火灾排烟CPRIO00中主控室或控制支持区发生火灾时,DVC系统通过关闭相关防火阀来隔离房间或相关防火分区,然后打开DVF(电气厂房排烟系统)的排烟阀及风机,由DVF系统保证着火区域相对于周围区域的负压,以防烟气和有毒气体向周围房间扩散.在火灾熄灭后,排烟风机关闭,排烟阀门由手动关闭.重新开启防火阀,DVC系统再次启动.而在APIO00中,采用气体灭火剂,不再需要DVF系统排烟来保持着火区域的负压,而是通过本身系统对其他周围区域的加压来保证着火区的负压.APIO00中,当主控室或控制支持区发生火灾情况下,关闭防火防烟阀以隔离防火分区,使该子系统连接成直流模式,提供全新风至未受影响区域,并维持未受影响区域微正压.这样也达到了CPR1000中防止烟气和有毒气体向气体区域扩散的目的.灭火后再重新打开防火防烟阀,关闭回风阀以排出受影响区域内的烟雾和高温气体,打开排风阀将气体排至汽轮机厂房排气口.故APIO00省略了电气厂房排烟系统,而让主控室空调系统既承担通风降温功能,又承担排烟功能.为此,只需把新风加回风模式切换到直流模式,达到排烟的目的.同时,对未受影响区域的加压可保证其不受着火区烟气扩散的影响.这样,可减少一个系统,并节省相应的投资.通过以上分析可见,采用非能动的主控室可居留系统,通过降低设备和电源的安全级,不但节省了成本,简化了系统,而且更重要的是增加了可靠性,并能承受更严重的事故.但是,由于AP1000要求设置32个压缩空气储存罐,而且其压力高达27.6MPa,也会增加部分投资费用.不过,从总体上来讲,AP1000的设计理念,相对要比CPR1000先进了一步,在造价,安全性上也有较大改进和提高.37?。
CPR1000_AP1000和EPR控制棒驱动机构及材料差异分析_兰银辉
驱动轴
连轴器
CPR1000 控制棒驱动机构结构示意图
Structure schematic of CPR1000 control rod drive mechanism
AP1000 除了在每台机组布置 相比于 CPR1000 ， 的控制棒驱动机构数量、 总步数、 等效静载荷和步距 方面有微小差异外， 其余部分基本相同； EPR 则变化 较大， 在每台机组布置数量、 设计压力、 设计温度、 总 步数等方面均有所提高， 在等效静载荷、 步距、 最大 提升速度和线圈运行温度方面均有所降低 。 2 机械结构
固定磁极 固定衔铁 连接柱 限位螺母
可拆接头 可拆接头
（挠 性 臂 ）
保护套 锁紧钮 定位螺母
图2 Fig． 2
CPR1000 驱动杆部件结构示意图
Structure schematic of CPR1000 drive rod assembly
钩爪部件 相比于 CPR1000 （ 钩 爪 部 件 结 构 示 意 图 见 图 3） ， EPR 由于驱动杆的重量没有明显变化 ， 钩爪需提 2． 2
－1
线圈通电产生电磁力通过钩爪控制驱动杆运动， 部， 棒位指示器位于行程套管外部， 用于探测驱动杆在 行程套管中的位置。
拆卸螺栓 封头 排气孔
电缆导管
棒行程罩
压力罩
提升磁极 提升线圈 传递磁极 传递线圈 提升磁极 提升线圈 传递磁极 传递线圈 传递销爪 衔铁 压力罩 夹持磁极 夹持线圈
Table 1
提升、 下落和保持等功能。 耐压壳部件安装于反应 堆压力容器顶盖管座上， 组成一回路边界， 其腔室用 于容纳钩爪部件和提供驱动杆运动空间， 并将线圈 部件与一回路冷却剂隔开， 线圈部件套在密封壳外
ACPR1000较CPR1000核电站堆型技术改进及大修关注点
ACPR1000较CPR1000核电站堆型技术改进及大修关注点2.辽宁红沿河核电有限公司，辽宁省大连市 116000摘要：CPR1000是一款成功的二代加核电站堆型，也是我国建造最广泛的百万千瓦二代加核电站。
ACPR1000堆型是在CPR1000堆型数十年安全运行的基础上，充分借鉴福岛核事故的经验反馈改进而来。
它可以抵御多重故障叠加等极端工况，各项技术经济指标达到了国际三代核电技术先进水平。
本文介绍了在ACPR1000堆型技术改进后，新增的设备和功能对机组大修的影响。
关键词：ACPR1000；核电堆型；机组大修1.ACPR1000堆型简绍CPR1000是中广核在M310基础上研发出的第一个核电型号，从学习引进到充分“消化吸收”，通过一系列技术改进，CPR1000相比原型M310机组，电功率提升到108万千瓦。
CPR1000是一款成功的二代加核电站，也是我国建造最广泛的百万千瓦二代加核电站。
在CPR1000成功研发的基础上，中广核集团对CPR1000进行了十大技术改进，包括更大的容量、简化的反应堆化学和容量控制系统、优化的集散式控制系统、更长的设计寿命和更大的安全裕度等，从而研发出ACPR1000。
ACPR1000的堆芯包括157个燃料组件，堆芯仪器从RPV的顶部插入。
在核蒸汽供应系统中，蒸汽发生器的传热面积比CPR1000大了28%，稳压器增加了26%，反应堆容器的设计寿命也延长到了60年。
ACPR1000是“具有三代核电特征”的核电技术。
为方便叙述本文将CPR1000简称一期，ACPR1000简称二期。
2.技术不同点在大修中的应用2.1 柴油机改进二期LHP/Q柴油机厂家与一期一致，均为陕柴生产的SXD18PA6B型柴油机，主要改进为将非安全相关的功能由可编程逻辑控制器（PLC）实现，安全相关的功能仍由继电器来实现。
柴油机辅助系统相关仪表由就地显示仪表改为可远传的仪表（即由LT/LP改为MT/MP），以实现设备运行状态的监视和控制。
CPR1000、CNP1000、ACP1000等核电机型的简介
CRP1000、CNP1000、ACP1000等核电机型的简介●AES-91是俄罗斯压水堆技术，单机容量106万千瓦。
●AP1000是Advanced Passive PWR的简称，1000为其功率水平（百万千瓦级），该机型为西屋公司设计的3代核电机型。
AP1000采用创新性的非能动技术。
AP1000及其国产化机型或将成为我国三代核电主流机型。
●EPR（欧洲先进反应堆）是国际上最新型反应堆（法国N4和德国建设的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。
在建示范堆处于世界先进水平。
●CPR1000是中广核推出的中国改进型百万千瓦级（1000MW）压水堆核电技术方案。
它是在引进、消化、吸收国外先进技术的基础上，结合20多年来的渐进式改进和自主创新形成的“二代加”百万千瓦级压水堆核电技术。
技术来源于法国引进的百万千瓦级机型——M310。
●CNP是China Nuclear Power的简写。
CNP650额定功率65万千瓦，是我国自主设计的高水平60万千瓦级商用压水堆核电机型。
该种机型主要应用在秦山核电二期项目中。
兄弟机型还有CNP350及CNP1000。
●ACP1000(Advanced China PWR)是中核根据CNP600（这个基本有自主产权）研制出来的，也在向着EPR靠近，融合了好些AP1000的非能动理念，具有自主知识产权。
据称，巴基斯坦将成为全球第一个应用中国具有自主知识产权的ACP1000核反应堆的国家。
有迹象显示，除巴基斯坦之外，阿根廷或许会成为ACP1000的下一个海外客户。
●CAP1000/CAP1400是国家核电技术公司在引进西屋AP1000核电技术的基础上“引进、吸收、消化、再创新”开发的三代核电机型。
国家核电技术公司目前的海外重点市场是南非和巴西，采用的机型将是具备自主知识产权的三代核电CAP1400。
●华龙一号核电技术是由中核集团和中广核集团联手打造的。
AP1000与CPR1000核电反应堆冷却剂系统介绍及对比-2019年精选文档
AP1000与CPR1000核电反应堆冷却剂系统介绍及对比目前，国内在建核电主要有AP1000、CPR1000、EPR1000三种堆型，在建核电以AP1000和CPR1000核电堆型为主。
AP1000和CPR1000核电各自整体特点及对比在其他文献中已有介绍，本文主要针对反应堆冷却剂系统分别对两种核电堆型进行介绍和比较。
1 AP1000与CPR1000核电反应堆冷却剂系统相同点AP1000反应堆冷却剂系统（RCS）和CPR1000应堆冷却剂系统（RCP）又称一回路系统，其主要功能是使冷却剂循环流动，将堆芯中核裂变产生的热量通过蒸汽发生器传输给二回路给水使之转化为高温饱和蒸汽，并输送到汽轮发电机组转化为电能。
同时冷却堆芯，防止燃料元件烧毁或毁坏。
冷却剂：两种核电堆型冷却剂均为轻水，它具有比较好的中子慢化能力，使裂变产生的快中子减速成为热中子维持链式裂变反应。
冷却剂中溶有硼酸可吸收中子。
压力和反应性控制：RCS和RCP系统都通过稳压器加热器和喷淋来控制系统压力，以防止系统超压和堆芯中发生不利于燃料元件传热的偏离泡核沸腾现象。
有助于防止相关安全系统的触发，增大电厂的可用率。
二者均通过改变硼溶度和控制棒位置来实现反应性控制。
放射性屏障：RCS和RCP系统压力边界均作为裂变产物放射性的第二道屏障，用来包容反应堆冷却剂同时，也可以在燃料元件包壳破损泄露时，限制放射性物质外逸到安全壳。
系统设备：RCS和RCP系统都包括蒸汽发生器、反应堆压力容器、冷却剂泵、冷却剂主管道热管段和冷管段、稳压器及与其相连的管道、排汽管路。
2 AP1000与CPR1000核电反应堆冷却剂系统差异2.1 系统设计和组成差异AP1000反应堆冷却剂系统由反应堆和相连的两条环路组成，每条环路包括一台蒸汽发生器、两台反应堆冷却剂泵以及一根冷却剂主管道热管段、两根冷管段，共同组成一条反应堆冷却剂闭式循环回路，稳压器接在其中一条环路上。
RCS还包括自动卸压系统（ADS），ADS分4级卸压子系统，包含四组按一定顺序开启的阀门以降低反应堆冷却剂系统的压力，启避免压力升到17.1 MPa，还能使非能动堆芯冷却系统投入为堆芯提供长期冷却。
核电厂运行管理AP1000与常规二代压水堆的比较
AP1000核电厂与二代压水堆核电厂堆芯冷却系统的比较1.概述对于所有核电厂而言，当反应堆出现严重的瞬态或者事故之后最重要的就是将反应堆维持在安全停堆状态，将它产生的余热有效的进行导出，并限制放射性向环境的释放，这就是著名的核安全三原则。
为了保证这些原则不被违反，人们在每一个反应堆建造之初就详细设计了相关的系统（我们称之为专设安全设施）用于保护反应堆的安全，这其中最重要的系统就是堆芯冷却和余热排出系统。
虽然对于不同的反应堆，这些系统的设备和运行原理不尽相同，但是我们根据这些系统运行的动力源不同，可以将它们分为能动系统和非能动系统两大类。
目前世界上正在商业运行的核电机组所采用的堆芯冷却和余热排出系统大多属于能动系统，即需要依靠安全交流电源来驱动泵、风机等设备用于输送、循环冷却剂等流体并最终将反应堆余热导出。
AP1000作为第三代核电机组的代表，它采用的是非能动的堆芯冷却和余热排出系统，即这些系统仅仅依靠自然力如重力、压缩气体等我们每天所依赖的简单物理原理，不需要泵、风机或者其它机械转动设备，只要一些阀门开启之后就可以将非能动堆芯冷却和余热排出系统连成一体，执行其堆芯保护功能，这与二代机组相比有了很大的不同和改进。
2.二代反应堆的一些弊端通过对二代反应堆的堆芯冷却和余热排出系统的比较，我们可以知道它主要依靠能动设备的多样化和冗余来保证其设计功能能够实现，但是这也造成了以下一些弊端：a.投资高，设备维护工作量大。
由于传统压水堆为了保证系统运行的可靠性，增加了大量的设备冗余（3台高压安注泵，4台辅助给水泵，2台低压给水泵，大量的电动阀），这个提高了电厂的建设成本，同时由于这些设备均为安全相关设备，需要定期进行性能试验（试验周期半个月到3个月之间），给电厂运行人员增加了很大的工作负担，并且许多在长期的反复试验当中也易被损坏而造成损失。
b.二代压水堆的能动设备基本布置在安全壳外，使得这些设备可用性容易受到外界因素的影响。
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CPR1000——主要技术、经济指标 主要技术、 主要技术
• 环路数 总体性能指标 DNBR裕量 裕量 机组可用率 压力容器设计寿命 一回路压力 一回路温度T入 出 一回路温度 入/T出 平均线功率密度 机组额定功率 燃料组件 活性区高度 ＞15% ≥87% 60年 年 15.5 MP 292.4℃/329.8℃ ℃ ℃ 186 W/cm 1080 MWe 157组全 的AFA3G组件 组全M5的 组全 组件 3.66 m 3
• 换料周期 堆容器内径/高度 堆容器内径 高度 电厂热循环效率 仪控系统 电厂布置 安全壳 安全壳自由体积 严重事故对策 汽轮发电机组 建设工期
18 月 3.99 m/12.99 m 36% DCS 双堆 单层 + 钢内衬 49000 m3 采取相应措施 半速机 ≤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
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
• 三维辅助设计 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。
•
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1000 MW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。
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。
• 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 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 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；
相对简单性能比 较
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；
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 个月换料方案 首炉堆芯即采用18个月换料方案 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 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 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；
主要参数
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热功率 4250/4500 MW 电功率 1500-1600 MW 效率 36 % 一回路数 4 燃料组件数 241 燃 耗 ＞60 GWj/t 二回路压力 78 bar 抗震安全度 0.25 g 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60 • 5、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ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ役压水堆极低 的堆芯破损概率再降低一个10次方。
CPR
CPR1000—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。
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。
• 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。
• 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。