AP1000安全系统综述及其与EPR关键措施对比
AP1000核电系统详细介绍
2009年3月23日星期一
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三，反应堆冷却剂系统一RCS
冷段处冷却剂的流量17886 m3/hr（20.25 m/s） 热段处冷却剂的压力15.50 MPa 冷段处冷却剂的压力15.93 MPa 冷段内径559 mm 热段内径787 mm 冷段壁厚65 mm 热段壁厚83 mm 主管道材料（控氮不锈钢）SA-376 （316LN）
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四，非能动堆芯冷却系统一PXS
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FLOW流R量ES限T制R器ICTOR STEAM蒸N汽O接Z管ZL嘴E SMEACN二OWN次AD侧YA检R修Y 人孔
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四，非能动堆芯冷却系统一PXS
PXS非能动堆芯冷却系统设计参数 1，补给水箱2只 ～设计压力：17.1MPa ～设计温度：343℃ ～总容积：70.8m3×2 ～硼浓度：3500PPm 2，非能动热交换器1个 ～设计压力：17.1MPa ～设计温度：343℃ ～热交换面积：476m2 （低效率） 3，安注箱2只 ～正常运行压力：4.8MPa ～总容积：56.6 m3×2 ～正常运行水容积：48.1 m3 ～正常运行气容积：8.5 m3 4，安全壳内置换料水箱1只 ～总水容积：2131 m3 ～硼浓度：2700PPm
AP1000和EPR仪控系统简介与对比
第25卷第10期电力科学与工程Vol.25,No.10742009年10月Electric Power Science and EngineeringOct.,2009收稿日期：6作者简介：李臻(－),男,广东省电力设计研究院电控部热控室AP1000和EPR 仪控系统简介与对比李臻（广东省电力设计研究院，广东广州510663）摘要：对核电技术AP1000和EPR 仪控系统在功能分层、安全分级、结构3个方面进行了介绍及简单对比。
关键词：AP1000；EP R ；I&C ；DCS ；功能层次；安全分级；控制系统结构中图分类号：TM613；TP273文献标识码：A0引言AP1000（Advanc ed Passive Plant ，先进非能动型压水堆）是西屋公司设计开发的、满足美国“先进轻水堆用户要求文件（URD ）”的一种两环路1000MW 级压水堆。
EPR （European PressurizedReactor ，欧洲压水堆）是AREVA 和SIEMENS 联合设计开发的满足欧洲“欧洲用户对轻水堆核电厂的要求文件（EUR ）”的一种四环路1750MW 级压水堆。
A P1000和EPR 是国际上公认的满足第三代核电厂安全性要求的两种技术流派，并且在我国都已经有了项目依托。
AP1000和EPR 都采用了分散控制系统（D CS ）作为仪控系统的核心。
本文从仪控系统功能层次、安全分级、仪控系统结构等三个方面对AP1000和EPR 仪控系统做一个简单介绍和对比。
1AP1000和EPR 仪控系统功能层次1.1AP1000仪控系统功能层次AP1000仪控系统功能层次在纵向上可分为4层：（1）过程接口层：仪控系统的最底层，直接与现场的传感器以及执行机构相连。
（2）控制与数据处理层：主要有两个功能，一是接受过程接口层的数据，进行处理后上传至主控室，二是接受主控室操纵员的命令或自动控制系统的命令经过程接口层下达到核电厂的各种执行机构。
第三代压水堆核电站AP1000简介1
1200MWe 电厂可利用率 1117MWe 堆芯熔化频率 3415MWt 大量早期释放频率
AP1000主要系统构成
反应堆和反应堆冷却剂系统 专设安全设施 反应堆辅助系统 蒸汽动力转换系统 电气系统 仪表控制系统
核蒸汽供应系统示意图
核电站是利用核裂变反 应产生的能量来发电。 它大体上可分为两部分： 一部分是利用核能产生 蒸汽的核岛，包括核反 应堆和一回路系统；另 一部分是利用蒸汽发电 的常规岛，包括汽轮发 电机系统。 由反应堆、一回路、 二回路实现着： 核能→热能→机械能 →电能的转换 核能以热能的形式释 放出来，被流经反应堆 的一回路高压冷却水带 走，水在堆芯中吸热， 温度升高后流出反应 堆，流经SG将热量传给 二次侧给水，降温后的 冷却水由主泵送入反应 堆不断地循环。SG二次 侧水受热后蒸发成饱和 蒸汽，通过主蒸汽管道 送往汽轮机，推动汽轮 机转动，带动发电机发 电。
系统可靠性 操纵员可不干预时间
AP1000主要特点---简化
厂房、设备布置简化－－缩短建造周期
●
第二代核电站的安全系统是能动系统，它包括数量较多的泵、 安全级阀门以及相应的管道，应急柴油机，换料水箱，安全级 支持系统（通风系统、设备冷却水系统）等组成。大部分设备 都布置在安全壳外的辅助厂房内。
●
第三代AP1000核电站的安全系统是非能动系统，它仅由5只水 箱以及相关的安全阀门和管道组成。全部设备都布置在安全壳 内。
前言
固有安全性主要体现在：
① 自然的安全性：自然科学法则，事故时能控制反应性或自动终止裂 变，确保堆芯不熔化。 ② 非能动安全性：建立在惯性原理、重力法则、热传递法则等基础上 的非能动设备（无源设备）的安全性，既安全功能的实现毋需依赖 外来的动力。 ③ 后备的安全性：由冗余系统的可靠度或阻止放射性物质释放的多重 屏障提供的安全性保证。
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。
AP1000和EPR的安全性
AP1000和EPR的安全性AP1000的被动安全设计的确是一个很新的概念，如果其是一款电子信息产品，我是绝对支持其创新。
但是对于核电站来说，就不是了。
一个真正可以信赖的设计，显然应该经过设计原型的测试观察，然后才可能大规模应用。
现在国内一下子上马四个AP1000，并且可能不等待系统使用测试就继续上马更多的A P1000，实在是有点担心。
设计方当然把自己的产品吹得天花龙凤，但是真正的设计缺陷，只有他们自己才真正知道。
难道他们会把缺陷主动告诉中方，恐怕不太可能吧。
每个核电站的设计者都说自己的东西很安全，但还不是出了切尔诺贝利和三里岛事故。
上次参加一个Westinghouse在巴黎的的会议，可以看见法国专家对AP1000的极度质疑。
其中，在AP1000进行设计的时候，美国的飞机撞击规范还没有出来呢。
所以飞机撞击抵抗，也许就是后来改善加上去的吧。
另外，与EPR比较，AP1000少了堆芯融体的收集池，这是假定IRWST的水能保证堆芯的充分冷却。
但是，这一切毕竟是设计，并且是没有经过验证的设计。
EPR则从设计开始就考虑抗飞机的安全壳，其建筑布局上四个安全厂房的布置，以及柴油机房的布置，都是考虑这个事故的。
AP1000也就两个冷却泵，要是一个在维护，另一个坏了，可想而知。
实用文档实用文档我不知道除了中国之外有什么国家在建造AP1000。
但是现在英国，南非，阿布扎比，还有就是美国都要建造EPR了。
但是很难想象法国会被说服建造AP1000吧。
也许是因为我在做EPR的原因，作的比较不一定很中立。
总的来说，我觉得EPR设计是非常保守的，不能说是什么大创新，但是从安全这个角度来说，我觉得这是应该的。
AP1000创新理念固然是好，但是毕竟其还是有待验证，不能操之过急。
实用文档。
AP1000核电厂仪控系统介绍
和设备状态 等数据 的采集 以及对设备 的控制 。
处理层 由安全级 和非 安全级 系统平 台共 同支 持。
系统 控制 器 提 供 处 理 层 的 各种 功 能 ， 括 数 据 采集 、 包 计 算 、 程控 制 和 保 护 功 能 等 。 过
缓解措施 ； 在仪控方面 ， 采用 了数字化仪控 系统和先进 主控制室设计。与以往核 电厂 的建造不 同 ， ＰＯ ０采 Ａ Ｉ０ 用模块化建造技术 ， 从而提高 了建造质量 ， 有利于现场 施工及缩短建造周期 。
先进压水堆AP-1000(概述)
核科学与技术学院
Nuclear Thermohydraulic Research Group
AP1000设计特征 AP1000设计特征
净电功率：1090MW，核蒸汽热功率：3415MW（含主泵15MW） 净电功率：1090MW，核蒸汽热功率：3415MW（含主泵15MW） 15MW 10%蒸汽发生器传热管堵管和热管段最高温度325 10%蒸汽发生器传热管堵管和热管段最高温度325oC时，能保证额定出力 蒸汽发生器传热管堵管和热管段最高温度 非能动的安全系统，事故后72小时内无需操作员干预、 非能动的安全系统，事故后72小时内无需操作员干预、无需交流电源保证堆芯和 72小时内无需操作员干预 安全壳的冷却 堆芯损坏概率1.7X10-7/堆年（ 1X10-4），大量放射性物质释放概率1.8X10-8/堆 ），大量放射性物质释放概率1.8X10-8/堆 大量放射性物质释放概率1.8X10 堆芯损坏概率1.7X10 堆年（ 年(1X10-6) 18个月换料周期 18个月换料周期 电厂可用率大于93%，非计划停堆目标小于1 电厂可用率大于93%，非计划停堆目标小于1次/年 93% 100%满功率甩负荷到厂用电，反应堆不停堆， 100%满功率甩负荷到厂用电，反应堆不停堆，稳压器或蒸汽发生器安全阀不开启 满功率甩负荷到厂用电 所需部件特别是安全级部件更少 。。。。。。。。。。。。。
2009.4.27
秋穗正
Nuclear Thermohydraulic Research Group
AP100与EPR安全系统特性比较
特性 先进性 技术成熟性 系统简化 AP1000 创新型 成熟技术 系统设计简化，设备 系统设计简化， 部件数量显著减少， 部件数量显著减少， 减少安全壳贯穿件（ 减少安全壳贯穿件（ 约50%） ） 提高 72h EPR 能动型 改良型 成熟技术 四个安全系列的 配置， 配置，增加电源 、设备和相应的 支持系统以及安 全壳贯穿件 提高 30min 秋穗正 系统设计采用技术 非能动型
AP1000与EPR专设安全系统的差异性比较和分析
AP1000与EPR专设安全系统的差异性比较和分析摘要：以美国西屋公司开发的先进压水堆（AP1000）和法德两国联合开发的欧洲压水堆（EPR）为典型代表的第三代核电技术都在专设安全系统的设计上进行了革新或改进，旨在提高核电站的总体安全水平和可利用率。
本文简要介绍了AP1000和EPR专设安全系统的组成和特点，比较了两者之间的差异，并分析了这些差异对于核电站安全、设备可靠性及成本控制的影响。
关键词：核电站；AP1000；EPR；专设安全系统；差异性自20世纪90年代开始，为了消除广大公众因切尔诺贝利核事故带来的对核能利用的疑虑，提高核电应用的安全性和经济性，世界核电界集中力量对核电站专设安全系统和严重事故的预防与后果缓解进行了研究，美国和欧洲先后提出了符合“用户要求”[1-2]的概念，并在此基础上，开发了安全性、经济性更好的第三代核电技术。
第三代核电技术通过采用非能动安全系统或增加安全系统冗余度、增设缓解严重事故后果的工程措施以及应用数字化仪控系统等先进技术，降低核电站的严重事故风险，实现更高的安全目标，使核电技术向更安全、更经济的方向发展。
第三代核电技术问世以后，受到全球核电用户的普遍关注，包括中国在内的一些国家已经选用或准备选用第三代核电技术进行新的核电机组建设。
第三代核电技术以美国西屋公司开发的先进压水堆（AP1000）和法德两国联合开发的欧洲压水堆（EPR）为典型代表。
AP1000在传统成熟的两环路压水堆核电技术的基础上，引入安全系统非能动化理念。
与传统的压水堆安全系统相比[3]，非能动安全系统更加简单，它们不需要现有核电站中那些种类繁多的安全支持系统，使核电站安全系统的设计发生了革新性的变化。
EPR 主要以法国N4核电站和德国Konvoi核电站为考，充分吸收了法国和德国多年核电设计、建造和运行经验，通过渐进式的模式改进安全系统的设计，提高核电站的总体安全水平和可利用率。
1AP1000专设安全系统的组成和特点与传统核电站相比，APl000的非能动安全系统在电厂安全性和投资保护方面有了重大的提高，无需操纵人员行动或交流电支持即可建立并长期维持堆芯冷却和安全壳的完整性。
AP1000与 EPR 仪控系统平台对比分析
AP1000与 EPR 仪控系统平台对比分析周晓宁【摘要】The three generation nuclear power technology is currently under construction set higher safety tech-nology,instrument control system is one of the most important system in nuclear power plant.Based on the AP1000 and EPR instrument control system platform overallstructure,software and hardware aspects of the analysis and comparing,the different point of the three generation of nuclear instrument control system plat-form was compared,AP1000 instrument control system platform was more safe and reliable.%三代核电技术是目前在建机组安全性较高的技术，而仪控系统是核电站中重要系统之一。
通过对AP1000和 EPR 仪控系统的平台总体结构、软硬件等方面进行分析并做了对比，比较了三代核电仪控系统平台的不同点，得出 AP1000仪控系统平台更加安全、可靠。
【期刊名称】《电力与能源》【年(卷),期】2014(000)006【总页数】5页(P757-760,763)【关键词】AP1000;EPR;仪控系统【作者】周晓宁【作者单位】中电投电力工程有限公司，海阳 265100【正文语种】中文【中图分类】TP311.52随着日本福岛核泄漏事故的发生，我国要求核电一律采用三代核电技术，而AP1000技术是我国引进的第三代核电技术。
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。
AP1000与EPR简介分析
AP1000与EPR简介1.AP1000与EPR简介1.1 AP1000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。
2004年12月获得了美国核管会授予的最终设计批准。
AP1000为单堆布置两环路机组，电功率1250MWe，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主要的设计特点包括：（1）主回路系统和设备设计采用成熟电站设计AP1000堆芯采用西屋的加长型堆芯设计，这种堆芯设计已在比利时的Doel 4号机组、Tihange 3号机组等得到应用；燃料组件采用可靠性高的Performance+；采用增大的蒸汽发生器（ 125型），和正在运行的西屋大型蒸汽发生器相似；稳压器容积有所增大；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，堆芯测量仪表布置在上封头，可在线测量。
（2）简化的非能动设计提高安全性和经济性AP1000主要安全系统，如余热排出系统、安注系统、安全壳冷却系统等，均采用非能动设计，系统简单，不依赖交流电源，无需能动设备即可长期保持核电站安全，非能动式冷却显著提高安全壳的可靠性。
安全裕度大。
针对严重事故的设计可将损坏的堆芯保持在压力容器内，避免放射性释放。
在AP1000设计中，运用PRA分析找出设计中的薄弱环节并加以改进，提高安全水平。
AP1000考虑内部事件的堆芯熔化概率和放射性释放概率分别为5.1×10-7/堆年和5.9×10-8/堆年，远小于第二代的1×10-5/堆年和1×10-6/堆年的水平。
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
第三代压水堆核电站AP1000简介1
– 下部堆芯支撑板
AP1000的RCS主要特点
在RCS中增设了多级自动降压系统，确保非能动堆芯冷却系统 运行，实现高、中、低压阶段的安注功能。 冷却剂管道采用4进2出的布置，即每一环路有两条冷管段和一 条热管段。适应于采用屏蔽泵、有利于泵的维护及半管运行。 采用屏蔽电机泵作为反应堆冷却剂泵。具有较高的运行寿命和 可靠性，减少维修工作量，消除了因轴封水失效或全厂断电情 况下冷却剂泄漏的潜在根源，提高了电厂的安全性和可用率。 加大了稳压器的容积，提高了RCS承受瞬态工况的能力，减少 了非计划停堆次数。 采用一体化顶盖技术，取消了堆芯下部（压力容器底部）贯穿 件，将压力容器泄漏的可能性降至最低，降低堆芯裸露风险。
AP1000主要特点---简化
系统、设备、厂房等物项减少－－降低电厂建造成本
设备、厂房数量比较
项目 安全级阀 各类泵 安全级管道 电缆 抗震厂房容积 单位 (只) (台) (m) (106× m) (m3) 1000MW 参考电站 2844 280 33528 2.77 359773 AP1000 592 180 5791 0.366 158640
AP1000非能动安全系统
非能动堆芯冷却系统
AP1000非能动安全系统
① 非能动余热排出系统
非能动余热排出系统，在电厂瞬态、事故工况下，当反 应堆正常余热排出系统失效时，利用冷热流体的密度差形 成的驱动力，自动排出堆芯的余热。（自然循环） 该系统主要设备是非能动余热排出热交换器和相连的管道、 阀门。热交换器布置在换料水箱内，可大量吸收反应堆内 的余热。 当换料水箱内的水达到饱和温度时，箱内产生的蒸汽进入 反应堆钢制安全壳，并由安全壳的壁面冷却，使凝水沿钢 壳内壁向下流，回到换料水箱内，继续作为热交换器的冷 却介质。 钢安全壳外，设有非能动安全壳冷却系统，通过给安全壳 外喷水和自然对流的空气带走CV热量，实现反应堆余热 的排出。
AP1000核电厂二代压水堆
压水堆核电厂运行课程论文AP1000核电厂二代压水堆安全设施和系统的比较学生姓名：班级：090学号：090二零一二年十一月AP1000核电厂二代压水堆安全设施和系统的比较AP1000简介AP1000又称为先进压水堆，自美国三里岛核电站和苏联切尔诺贝利核电站事故发生以来，暴露了二代核电厂设计中的一些根本性的弱点和安全隐患。
迫切的需要一种安全又可靠的新型核电厂来取代二代核电厂。
20世纪80年代中期开始，美国EPRI与NRC的支持下，经过多年努力，制定了一个能被供货商、投资方、业主、核安全局、用户和公众各方面都能被接受的，提高电厂安全性和改善经济性的设计基础，1990年，发表了适用于先进轻水堆核电厂设计的URD，1994年欧共体制定了EUR。
现在人们通常把符合URD和EUR要求的核反应堆称作先进堆核电厂。
非能动安全系统AP1000先进非能动型压水堆是美国西屋公司在AP600的基础上研发的。
AP1000采用了大量的非能动安全设计，大大的提高了反应堆的自然安全性。
非能动安全系统的采用使其对比与二代压水堆具有更大的优越性。
非能动安全系统不需要操纵员的行动来缓解设计基准事故。
这些系统仅仅利用自然力因素，例如重力、自然循环和压缩空气来使系统工作，而不需要采用泵，风机，柴油机，冷水机或其他机器。
非能动安全系统不需要大规模的能动安全支持系统（例如，交流电源，HVAC，冷却水以及有关抗震厂房来安置这些部件）而这些在典型的常规二代核电厂里是必须的。
因此，支持系统不再必须是安全级的，它们有的被简化有的被消去了。
而且，设备的减少和简化大大的降低了事故下操纵员的操控难度和复杂度，减小认为控制出错的概率，增加了控制的安全性。
AP1000核电厂的非能动安全系统有：1.非能动堆芯冷却系统（PXS）;2.非能动余热排出系统（PRHR）；3.非能动安全壳冷却系统（PCS）;4.主控室应急可居留性系统（VES）;5.安全壳隔离系统。
（1）、非能动堆芯冷却系统（PXS）PXS利用3个非能动水源通过安注来维持堆芯冷却。
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。
AP1000与EPR堆芯中子注量率测量系统的差异性比较和分析
测器 ， Ｅ Ｒ则把模式 （ ） ３ 结合起来使 而 Ｐ ２ 和（ ）
用。
１ Ａ １ｏ Ｐ ｏＯ堆 芯 中 子 注 量 率 系 统 的 组 成 和 特点
Ａ １０ Ｐ ００堆 芯 中子 注 量 率 测 量 采 用 的 是 固
属铑 ， ， 钒 钴等。其中模式 （ ） （ ） １ 和 ２ 只能实现 周期性测量 ， 采集的数据处理是离线进行 的， 模
的延迟补偿处理 ， 还可以参 与到反应堆 的保护
和控 制 。
自２ 世纪 ９ ｏ ０年代开始 ， 国和欧洲先后 美 提出了符合“ 用户要求” 的概念 ， 并在此ห้องสมุดไป่ตู้础上 开发 了安全性、 经济性更好 的第三代核 电技术 ，
以美 国西 屋 公 司 开 发 的 先 进 压 水 堆 （ Ｐ ００ Ａ １０ ）
测量 ，Ｐ ００选 用 了模式 （ ） Ａ １０ ３ 固定 式 自给 能 探
重要作用。用 于反应堆的堆芯中子注量率测量 的模式一般有 ３种： １ 移动式微 型裂变室 ， （） 常 用的中子灵敏材料是掰Ｕ；２ 气动 活化球 ， （） 常
用 的 中子灵 敏 材 料 是 金 属 钒 球 ；３） 定 式 自 （ 固 给 能探 测器 ， 多种 中子灵 敏 材料 可选 择 ， 有 有金
黄 美 良， 金思奇 ， 秦 戈
（ 中广核工程设计有 限公 司 ， 广东深圳 ５ ８ ２ ） １０ ９
摘要 ： 堆芯 中子注 量率测量系统是核 电站监测 系统 的一个重 要组成部 分。它主要测 量反应堆堆 芯 的中子注量率分布 ， 测堆芯功率畸 变 ， 监 积累燃 耗数 据 ， 对核 电站 的安全 运行 及经 济性起 到重要 作用 。 论文 简单介 绍了 Ａ １０ Ｐ ００和 Ｅ Ｒ堆芯中子注量率测 量系统 的组成 和特点 ， 析 比较 了两者之 间的差异 Ｐ 分
AP1000、CPR、EPR1000的比较
二、EP1000核电机组
1994年，欧洲用户集团会同西屋公司及其工业合作伙伴 GENESI（一个意大利企业集团，包括ANSALDO和 FIAT），启动了一项名为 EPP（欧洲非能动型核电站）的 计划，以评估西屋公司非能动核电站技术在欧洲的应用前 景。已完成以下主要工作：（1）评估了欧洲用户要求 （EUR）对西屋核岛设计的影响；（2）确定了满足EUR 的1000MWe级非能动核电站的基准设计（EP1000），并 期望在欧洲获得设计许可。对于安全系统和安全壳，基准 电站设计基本上采用了西屋公司简化压水堆（SPWR）的 设计，而在EP1000基准设计中的辅助系统设计部分，则是 根据AP600进行设计的。但是，EP1000同样具有满足EUR 和欧洲取证许可要求的特点
1、EP1000主要的设计特点包括：
经济性高 EPR的发电成本很低，比N4系列反应堆低10%[8]。主要优化措施是： （1） EPR的功率（约1600兆瓦）比近期建设的反应堆功率（约1450兆瓦） 更高。 （2） 建设周期更短：从建造至商业运行计划用57个月。 （3） 能量效益提高到36%，这是轻水反应堆最好的指标。 （4） EPR技术寿期将达到60年。 （5） 提高燃料的利用率。在发电量相同的条件下，EPR将减少使用15%的 铀，废物产量因此降低。同样，也降低了核燃料循环（从铀浓缩到后处理等 各个环节）的费用。 （6） EPR降低了运行费：由于提高了人机接口的质量和主控室的功效，操 作简化，通过运行支持系统，提升自动化水平；设备布局更合理，便于进入 工作区，简化了检修，缩短了工期；可进行不停运的标准化保养维修；停堆 换料期减至16天；反应堆寿期内可利用率可达到91%，法国在役反应堆的平 均使用率为82%。 （7） EPR的发电成本将降至30欧元/MWh[9]，比主要竞争对手-天然气低 20%。发电成本包括各种外部费用：研发费、乏燃料后处理费、废物处置费、 设施退役费。与之相比，化石能源发电成本不含外部费用。
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AP1000安全系统综述AP1000安全系统综述AP1000安全系统设计理念如下：•安全系统非能动化•降低维修要求•简化安全系统配置•减少安全支持系统•减少安全级设备及抗震厂房•提高可操作性本文不考虑传统安全系统，只对非能动安全系统作介绍。
一．AP1000非能动安全系统简介AP1000非能动安全系统的优点可概括如下:(1)极大地降低了人因失误发生的可能性非能动安全系统不需要操纵员的行动来缓解设计基准事故，减少了事故发生后，由于人为操作错误而导致事件升级的可能性。
AP1000在事故条件下允许操纵员的不干预时间高达72 h，而对于已经运行的第二代或二代+核电厂，此不干预时间仅为10^30 mina(2)大大地提高了系统运行的可靠性非能动安全系统利用自然力驱动，提高了系统运行的可靠性，而不需要采用泵、风机、柴油机、冷冻水机或其他能动机器，减少了因电源故障或者机械故障而引起的系统运行失效。
由于非能动安全系统只需少量的阀门连接，并能自动触发，同时这些阀门遵循“失效安全”的准则，在失去电源或接收到安全保护启动信号时开启。
(3)取消了安全级的交流应急电源非能动安全系统的启动和运行无需交流(AC)电源，AP1000的设计取消了安全级的应急柴油发电机组。
AP1000非能动安全系统子系统如下：•非能动堆芯冷却系统•非能动安全壳冷却系统•非能动主控制室应急可居留系统•非能动裂变产物去除系统•非能动氢复合子系统•非能动反应堆压力壳防熔穿系统二．非能动堆芯冷却系统AP1000的非能动堆芯冷却系统(PXS)由非能动堆芯余热排出系统和非能动安全注人系统两部分组成。
PXS的主要作用就是在假想的设计基准事件下提供应急堆芯冷却，为此，PXS具有以下功能:·应急堆芯余热排出·RCS应急补水和硼化·安全注入·安全壳内pH值控制PXS安全相关功能的设计基于以下考虑(设计基准):<1> 即使在发生设计基准事件同时伴随不太可能的最大极限单一故障事件时，PXS也有多重的部件来执行其安全相关的功能。
<2> 设备的设计和制造与其所执行的安全相关功能所要求的工业标准的质量分组要求相符合。
<3> 根据ASME }和OM以及相应的技术规格书的要求，这些设备需要定期测试和检查。
<4> 在发生诸如火灾、内部飞射物或管道破裂事件后，PXS仍能执行应有的安全相关功能。
<5> PXS设有相应的防护措施，使其能够抵御诸如地震、龙卷风和水淹等外部事件的影响。
<6> PXS的设计具有足够的可靠性、多重性和多样性，以满足电厂的概率安全目标。
1) 概述非能动堆芯冷却系统（PXS）保护电厂，抵御反应堆冷却系统（RCS ）泄漏及各种尺寸、位置的破裂。
PXS具有堆芯余热去除、安全注射和卸压的安全功能。
PXS 通过安全注射系统的三路非能动水源来维持堆芯冷却。
这些注射物的来源包括：堆芯补给水箱（CMT）、蓄压箱（ACC）和安全壳内换料水箱（IRWST）。
水被直接注入反应堆压力容器的两个接管，确保不因冷却管破口而将注射流体旁路掉。
IRWST 布置在 RCS 环路的上方，注射水通过重力自流，长时间的工作。
正常时 IRWST 有止回阀与RCS隔离。
水箱与安全壳空间相通保持着常压，当然在注射之前先要对 RCS 御压。
当来自启动给水系统的余热去除或化容控制系统的补给容量不足或不可用时，PXS提供了与安全相关的安全注射和来自反应堆冷却剂系统（RCS）的余热去除。
PXS 设备位于安全壳内。
非能动堆芯冷却系统非能动堆芯冷却系统组成如下：·堆芯补水箱（CMT）两台CMT是垂直的，圆柱形罐，带半球形顶封头和低封头。
由碳钢制成，内衬不锈钢衬里，位于107英尺地板高度，位于连接到压力容器上的DVI管线上方，位于靠近热端底部同一高度。
·蓄压器两台蓄压器是球罐，内衬不锈钢衬里。
位于安全壳里面，在CMT下方的地板上。
收集器主要冲有硼酸水和氮气。
每个蓄压罐和DVI管道相连。
正常运行时，用串联的两个截止阀将蓄压器与RCS隔离。
·安全壳内换料水储存罐IRWST 是大的不锈钢衬里罐，位于反应堆操作平台的下面。
罐作为反应堆内部结构的一部分，和钢制安全壳隔离。
IRWST 底部位于RCS的上面。
IRWST通过两条DVI管线和RCS相连。
IRWST顶部安有通风管。
·非能动余热去除热交换器PXS 配有 100%容量的非能动余热去除换热器（PRHR HX）。
PRHR HX 的进/出口与RCS 回路的热/冷段分别相连，PRHR HX 在蒸汽发生器给水合蒸汽系统扰动瞬间保护电厂。
PRHR HX 满足给水丧失、给水管破裂、蒸汽管破裂的安全准则。
IRWST 为 PRHR HX 提供热井。
IRWST 的水量可保证吸收衰变余热一个小时也不致沸腾。
一旦沸腾，蒸汽便通向安全壳，蒸汽在钢制安全壳内冷凝后又回流到IRWST。
PRHRHX 与非能动安全壳冷却系统可长久地去除衰变热而无需运行人员任何干预·pH 调节篮PXS使用四个调节篮来进行安全壳污水坑的Ph控制，篮子由不锈钢制造带前网。
2）非能动堆芯余热排出系统在非LOCA事件时，非能动余热排出热交换器将应急排出堆芯余热。
该热交换器由一组连接在管板上的C型管束和布置在上部(人口)和底部(出口)的封头组成。
PRHR HX的人口管线与RCS热管段相连接，出口管线与蒸汽发生器的下封头冷腔室相连接，它们与RCS热管段和冷管段组成了一个非能动余热排出的自然循环回路，PRHR HX系统如图所示。
PRHR系统图PRHR HX的人口管线处于常开状态，并且与热交换器上封头相连。
人口管线从热管段顶部引出，通过与第四级自动降压系统ADS-4相连接的三通管上的一个通道，然后管路一直向上到达靠近热交换器人口的高点。
正常情况下人口管线处的水温要高于出口管线处的水温。
出口管线上设有常关的气动阀，它在空气压力丧失或者控制信号触发下才会打开PRHR HX的布置(带一个常开的人口电动阀和常关的出口气动阀)使其中充满了RCS的冷却剂并处于和RCS一样的压力。
热交换器中的水温和安全壳内置换料水箱的水温大致相同，从而在电厂运行期间建立并保持热驱动压头。
热交换器位于高于RCS环路的内置换料水箱内，从而在反应堆冷却剂泵不可用时使冷却剂依靠自然循环流过热交换器。
PRHR HX的管道布置也允许在反应堆冷却剂泵运行时运行热交换器。
反应堆冷却剂泵的运行可以使冷却剂以自然循环的方向强制循环流动。
内置换料水箱为热交换器提供热阱。
尽管在热交换器管道内不太可能积聚气体，但是在人口管道上部还是设有竖直的短管用作气体收集室。
当气体在这个区域中收集到一定程度后，位置传感器会向主控室发出指示信号。
操纵员打开手动阀将气体释放到安全壳内置换料水箱内。
非能动安全壳冷却系统和PRHR HX一起为堆芯提供长期冷却。
当内置换料水箱内的水温到达饱和温度(大约两小时内)后，水箱内的水开始向安全壳内蒸发。
PCS将蒸汽冷凝，冷凝下来的水由一个布置在运行平台标高处的安全相关的水槽收集。
水槽内的水通常排向安全壳地坑，但是当PRHR HX启动后，水槽排水口排向地坑的隔离阀将关闭，水槽中的水将溢出而直接返回到IRWST 。
凝结水的回收能长期维持非能动余热排出热交换器的热阱。
无论反应堆冷却剂泵运行与否，PRHR HX设计为在36小时内将冷却剂的温度冷却到420 F。
在这样的条件下，RCS得以降压，冷却剂管路之间的应力也能够降到一个较低的水平PRHR HX用以维持安全停堆状态。
它把RCS的衰变热和显热分别通过IRWST 中的水、安全壳内的空气和钢制安全壳容器传递到作为最终热阱的安全壳外的大气中。
当IRWST的水达到饱和温度而开始蒸发时，即开始向安全壳内空气和安全壳传热。
3) 非能动安全注人系统非能动的安全注人系统(Passive Safety Injection System)在非LOCA 的情况下，可对RCS进行补水和硼化，在LOCA情况下可对RCS进行安全注人。
<1>RCS应急补水和硼化对于发生的非LOCA事件，当正常补给系统不可用或补水不足时，堆芯补水箱对RCS提供补给和硼化。
两个堆芯补水箱都位于安全壳内稍高于RCS环路标高的位置。
当蒸汽管线破裂后，堆芯补水箱中的硼水能够为堆芯提供足够的停堆裕度。
每个堆芯补水箱都贮有18 700 gal ( 70.8 m3 )①浓度为3 400-v3 700 ppm 的浓硼水。
CMT通过一根注人出口管线和一根连接到冷管段的压力平衡人口管线分别与RCS相连。
出口管线由两只常关的并联气动隔离阀来隔离，这些阀门可由失压、失电或者由控制信号触发打开(气动隔离阀为FO设计)。
堆芯补水箱的出口隔离阀与非能动余热排出热交换器出口隔离阀不同，它们具有不同的球阀阀体和不同类型的气动装置，以满足多样性的要求。
来自于冷管段的压力平衡管线是常开的，从而维持CMT处于RCS的压力，以防止CMT开始注入时发生水锤现象。
压力平衡管线与冷管段的顶部连接并且一直向上延伸至堆芯补水箱人口的高点。
通常，压力平衡管线中水温其CMT出口管线中的水温高。
CMT底部的出口管线连接到压力容器直接注人(Direct Vessel Injection, DVI)管线以完成向反应急堆芯的安全注人，DVI连到反应堆压力容器的下降段环腔。
安全触发信号打开CMT出口管线上的两个并联阀门，使CMT与RCS接通。
CMT有两种运行模式:水循环模式和蒸汽替代(补偿)模式。
在水循环模式下，来自冷管段的热水进人堆芯补水箱，箱中的冷水注人RCS。
这将使RCS硼化并增加其水装量。
在蒸汽替代模式下，蒸汽通过压力管线进人堆芯补水箱，补偿注人RCS的水。
如果冷管段排空，则冷管段只有蒸汽流。
堆芯补水箱的运行模式取决于RCS的条件，主要是冷管段是否是排空的。
当冷管段充满水后，其压力平衡管线也就充满水，这时以水循环模式来进行安注。
如果RCS的水装量减少以致冷管段排空，则蒸汽通过冷管段压力平衡管线进人CMT，开始蒸汽替代(补偿)循环模式。
在发生诸如蒸汽管道破裂后，由于破裂导致二回路系统带走的能量增加，RCS 温度和压力降低。
负慢化剂温度系数效应将导致堆芯停堆裕度减少。
当假设反应性最大的一束控制棒组件处于完全提出位置时，反应堆有可能重返功率。
在该事件后，CMT动作，通过水循环注人硼水，缓解反应性瞬变并提供要求的停堆裕度。
在蒸汽发生器传热管破裂时，CMT安注和蒸汽发生器满溢保护逻辑一起，通过平衡RCS和蒸汽发生器二次侧之间的压力来终止RCS向蒸汽发生器泄漏。
这个过程不需要ADS的动作和操纵员的干预。
在蒸汽发生器传热管破裂时，CMT以水循环模式运行，提供硼水来补偿RCS装量的损失并使其硼化。