核电EPR技术简介
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.
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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
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。
法国EPR的技术特点与前景展望
４ ．堆芯 换料 计划 停堆 时 间缩短 ， 反应 使
堆利 用率提 高。 ５ Ｅ Ｒ的发 电成 本低 于天然 气 和其他 主 ．Ｐ 要 的可竞 争能 源 。而 且在 核 电成本 中 已纳 入 了与废物贮 存 和 设施退 役有 关 的外部 成本 。 据法 国财 政部 介绍 ，与 目前 的核 电机 组 相 比 ，Ｅ Ｒ 的安全 性将 提 高 ｌ Ｐ ０倍 。造 价下 降 ｌ％ ，预 计 Ｅ Ｒ 的 发 电 成 本 将 降 至 约 ０ Ｐ ３欧分／Ｗｈ ｋ ，比天 然气 低 ２ ％。产 生 的废 物 ０ 量将 减少 ｌ ％～３ ％。 建设周 期更 短 ，从浇 ５ ０ 筑 第 一罐水 泥 到调试 只 需 ５ ７个 月 。 法 国电力 公司 （ ＤＦ Ｅ ）于 ２ ０ ０ ６年 ５月发 布 的一 则 消息称 ，Ｅ Ｒ单堆 的隔 夜造 价预计 Ｐ
３ 燃 料 可 以充 分使用 。 发 电量相 同 的 ． 在 情况 下 ，Ｅ Ｒ可 以节省 １％的铀 ，并 由此 减 Ｐ ７ 少废 物量 。
通 先进 核 能 公司 ，Ｆａ ｔｍｅＡＮ ｒｍａｏ Ｐ）和德 国 西 门子 公 司 （ ｉ ｅ ｓ Ｓｍ ｎ ）联合 设计 的一种 第三 代 反应 堆 。Ｅ Ｒ设计 耗 时 ｌ 多 ，耗 资 １ Ｐ ０年 ． ５ 亿 欧元 。法 国和 德 国的一些 电力 公司也 参与 了设计 ，以便在 ２ ２ 年之 后替换 两 国 的核 ００ 电机 组 。两 国核 安 全 机 构 也 参 与 了有 关 工 作 ，以便 对安全 标准 进行协 调 ，并 为 新反应
（ 水灾 、火灾 等 ）或 外 部事件 （ 震 ）造成 地 某一 系统 失灵 时 ，另 一系统 可代替 有故障 系
发并 在 ２ ４ ０ ５年前 完成 建造 是不切 实 际的 。 Ｅ ＤＦ打算 用 Ｅ Ｒ 来填补 第 四代 反应堆 与现 Ｐ
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。
第三代核反应堆-EPR
第三代核反应堆-EPREPR是法马通和西门子联合开发的反应堆。
2001年1月，法马通公司与西门子核电部合并，组成法马通先进核能公司（Framatome ANP，AREV A集团的子公司）。
法国电力公司和德国各主要电力公司参加了项目的设计。
法德两国核安全当局协调了EPR的核安全标准，统一了技术规范。
新一代核反应堆EPR已经完成了技术开发层面的工作，现已进入建设阶段。
一、EPR实现了三大目标：1、满足了欧洲电力公司在“欧洲用户要求文件”中提出的全部要求。
2、达到了法国核安全局对未来压水堆核电站提出的核安全标准。
3、提高核电的经济竞争力，EPR的发电成本将比N4系列低10%。
二、EPR的主要特征1、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。
2、EPR是渐进型、而不是革命型的产品，保持了技术的连续性，没有技术断代问题。
EPR采纳了法国原子能委员会和德国核能研发机构的技术创新成果。
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。
4、EPR属压水堆技术。
法国在运行的核电站都是压水堆。
目前，全球共有440台在运行的核电机组，其中209台是压水堆。
压水堆是上国际上使用最广泛的堆型。
5、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；6、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。
未来20年，半数以上的新核电站将建在这类地区。
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。
核电EPR技术简介
核电EPR技术简介2010-01-09 10:21前几天看到台山核电开工的新闻，了解到台山核电使用的是EPR技术，单机容量竟然达到了175万千瓦，为目前世界上单机容量搜集了一些资料如下。
欧洲先进压水堆EPR技术1. 欧洲先进压水堆发展情况简介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提高废物处理、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详细技术导则。
EPR是法马通和西门子联合开发的反应堆。
2001年1月，法马通公司与西门子核电部合并，组成法马通先进核能公司（Framato 力公司和德国各主要电力公司参加了项目的设计。
法德两国核安全当局协调了EPR的核安全标准，统一了技术规范。
新一代核反现已进入建设阶段。
截止2009年1月，世界上尚无已投产发电的EPR堆型商业核电站，在建的EPR堆型核电站有法国的弗拉芒维尔核电站，芬兰的位于中国广东江门的台山核电站。
台山核电站目前处于施工准备阶段，核岛主体土建工程将于2009年夏天正式开始。
2.欧洲先进压水堆EPR设计特点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害，包括：（1）安全性和经济性高EPR通过主要安全系统4列布置，分别位于安全厂房4个隔开的区域，简化系统设计，扩大主回路设备储水能力，改进人机接口设计安全水平。
设计了严重事故的应对措施，保证安全壳短期和长期功能，将堆芯熔融物稳定在安全壳内，避免放射性释放。
EPR考虑内部事件的堆芯熔化概率×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，运行维护成造EPR的投资费用低于1300欧元/千瓦，发电成本低于3欧分/kWh。
第三代核电技术——AP1000与EPR
第三代核电技术——AP1000与EPR第三代核电技术——AP1000与EPRAP1000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，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[5]。
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[6]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、Tihange3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（D125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。
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%，35%，80%，70%和45%。
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。
EPR安全分级方法及应用
138研究与探索Research and Exploration ·工艺与技术中国设备工程 2018.09 (下)EPR 核电厂是主要吸收法马通N4和西门子KONVOI 堆型的新技术，按照EUR（欧洲用户安全要求）要求开发的第三代压水堆机组。
EPR 核电厂的分级体系继承了法国核电厂的分级体系，包括安全分级、抗震分级、规范等级及质量保证等级，其中安全分级是核安全监管部门最为关注的分级事项。
目前，EPR 属于三代核电技术，其分级体系并不为大多人熟知。
本文着重阐述EPR 安全分级的目的、体系、方法以及与CPY（以CPR 为例）的区别，有助于相关人员熟悉EPR 分级方法并应用于核安全设备监督管理工作中。
1 安全分级的目的核电厂物项种类繁多、数量巨大，执行的功能各不相同，必须依靠严格的安全等级划分，从而确定执行不同的设计、制造、试验、鉴定等要求，保证核电厂的安全性。
而安全等级划分的高低，直接影响设计、制造、安装、调试等核电厂建造成本。
因此，安全等级划分必须在保证安全的前提下，合理控制核电厂的造价。
核电厂物项的安全等级与其执行的安全功能密不可分，物项执行的安全功能和其安全功能的重要程度，将直接影响物项的安全级别。
因此，安全分级的前提是识别物项执行的安全功能，以及分析失效对安全的影响程度，然后对不同安全等级的物项提出不同的设计、制造要求，用于指导物项的具体工作。
核电厂三大安全功能包括：安全停堆并维持安全停堆状态（反应性控制）、停堆后堆芯排出余热（余热排出）、防止放射性物质进入环境（放射性包容）。
物项执行的安全功能即是防止上述三大安全功能失效，这也是指导安全分级的核心思想，具体内容参照HAD102/03《用于沸水堆、压水堆和压力管式反应堆的安全功能和部件分级》安全功能章节。
2 EPR 安全分级为保证核电厂三大安全功能的有效执行，EPR 核电厂安全分级设计时考虑了在放射性物质与外部环境间增加屏障，用以包容放射性物质，如一回路压力边界，双层安全壳设计等。
核电各种技术简单分析
核电各种技术简单分析一、自主品牌：CNP1000——中国百万千瓦级核电站CNP1000型核电站使中国百万千瓦级核电站的设计寿期从目前的40年延长到60年，核燃料换料周期从目前的12个月延长到18个月，机组可利用率将从目前的75%左右提高到87%，上网电价可控制在5美分/千瓦时以下，CNP1000的比投资将下降到1300美元/千瓦以下CNP1000无论是性能上、经济上、安全上都达到了国际上第二代改进的水平。
NP1000主要性能指标为：电站设计寿命60年，堆芯热工裕量大于15%，堆芯熔化概率小于1X10-5/堆年，大量放射性物质释放概率小于1X10-6/堆年，机组可利用率大于87%，换料周期为18个月，比投资小于1500美元/千瓦。
如批量生产，比投资可达到1300美元/千瓦以下。
NP1000主要有10项设计改进：一、改进堆芯设计，降低功率密度，提高堆芯安全裕度;二、改进电站布置设计，采用单堆布置和满足实体分隔、防火要求的核岛布置方案;三、改进安全系统设计，提高系统可靠性;四、改进安全壳系统设计，加大安全壳容积;五、采用先进的分布式数字化仪表控制系统，提高电厂的可用性和安全性，提高自动化控制水平和可操作性;六、考虑了严重事故下的氢气控制措施;七、设置安全壳内换料水箱，取消安注和喷淋再循环切换，提高系统可靠性;八、设置堆腔淹没系统，防止在严重事故下堆芯熔融物熔穿压力容器;九、采用LBB技术，取消或减少防甩装置;十、汽轮机组采用半速机，提高电厂效率。
CNP1000设计的主要特点①燃料组件177盒，降低线功率密度，采用AFA3G燃料组件提高安全裕量。
增大功率，提高经济性。
②18个月换料，低泄漏，提高经济性。
③大直径反应堆压力容器(内径为4340mm)，增加水装量，降低容器壁面中子注量，提高安全性，并满足60年寿期要求。
④稳压器容积为51m3，稳压能力增强。
⑤采用预防和缓解严重事故的有效措施，降低堆芯损坏和放射性大量释放的概率。
EPR核电主系统设备安装测量工法
EPR核电主系统设备安装测量工法EPR核电主系统设备安装测量工法是一种应用于核电厂设备安装过程中的测量技术，以确保设备的精确安装，保证核电厂的正常运行。
本文将对该技术进行详细阐述，包括其基本原理、应用场景、具体工作流程以及优缺点等方面。
一、基本原理EPR核电主系统设备安装测量工法是采用全站仪、高度仪、电子水平仪、倾斜仪等测量仪器，通过实测和计算，确定设备的尺寸和位置，以达到精确安装的目的。
其基本原理是以设备的尺寸、绝对高程和相对高程为基础，在保证设备安全的前提下，确定设备在三维空间中的具体位置和方向，使其与其他设备连接可靠，满足设计要求和工艺要求。
二、应用场景EPR核电主系统设备安装测量工法主要应用于核电厂的主系统设备安装过程中，如核反应堆压力容器、蒸汽发生器、轴承、泵、阀门等重要设备。
这些设备的尺寸、位置和方向对核电厂的正常运行至关重要，因此需要采用精确测量技术来确保其安装的正确性。
三、具体工作流程1、准备工作：确定测量目标、选择测量仪器、制定测量方案、预处理既有数据。
2、现场测量：采用全站仪等测量仪器进行测量，按照测量方案进行操作，确保测量结果的准确性。
3、数据处理：将测量结果进行统计、分析和比对，得到设备的尺寸、位置和方向等数据。
4、验证校对：对测量结果进行验证校对，确保其符合设计要求和工艺要求。
5、报告编制：将测量结果和验证校对结果编制成测量报告，供后续工作参考。
四、优缺点EPR核电主系统设备安装测量工法的优点在于测量结果高精度、高可靠性、高安全性。
其测量结果可直接用于工艺设计和设备制造，避免因测量误差导致的安全事故。
同时，该技术能够提高设备的安装效率和质量，节约了安装成本和时间。
该技术的缺点在于需要高度专业化的团队和技术人员，测量过程较为复杂，需要严格遵循规程和操作规范，若出现操作错误或测量误差可能导致设备失准、安全事故等风险。
总之，EPR核电主系统设备安装测量工法是一种非常重要的核电厂设备测量技术，能够确保设备的精确安装，保证核电厂的正常运行，具有广泛的应用前景和市场需求。
EPR
(2)EPR技术特点 (2)EPR技术特点
• 堆芯周围有一圈中子反射层，提高了燃料利用 堆芯周围有一圈中子反射层， 率并防止与辐照有关的压力容器老化现象的发 生。 • 压力容器采用抗考化最佳的钢材制造并减少焊 缝数量。 缝数量。 • 蒸汽发生器装有轴向节能器，使蒸汽压力提高 蒸汽发生器装有轴向节能器， 78个饱和蒸汽压力 个饱和蒸汽压力， 到78个饱和蒸汽压力，从而获得较高的电厂效 36/37%）。 率（36/37%）。 • 主冷却泵采用革新的水力设计进行制造，表现 主冷却泵采用革新的水力设计进行制造， 为采用静压轴承，已在N4成功实施。 N4成功实施 为采用静压轴承，已在N4成功实施。
(1)EPR简介 (1)EPR简介
• 换料停堆时间缩短到接近10天。由于设备标准化和 换料停堆时间缩短到接近10天 10 部分维修任务可在机组运行状态下进行（ 部分维修任务可在机组运行状态下进行（归功于安 全系统4重冗余）使维修简化。 全系统4重冗余）使维修简化。 • 废物和流出物减少。 废物和流出物减少。 • 对运行和维修人员的辐射防护加强：集体剂量的目 对运行和维修人员的辐射防护加强： 标小于0.4人希弗/堆年，而目前OECD 0.4人希弗 OECD国家的平均水 标小于0.4人希弗/堆年，而目前OECD国家的平均水 平为1人希弗/堆年。 平为1人希弗/堆年。 • 对操纵员友好的人机接口使可靠性大大提高并使人 员干预减少。 员干预减少。
EPR－ EPR－欧洲压水堆
制作： 制作人：陈晨 张瑞
(1)EPR 简介
• 国际核能公司（NPI），德国西门子公司 国际核能公司（NPI），德国西门子公司 ）， SIEMENS）和法国法玛通公司（FRAMATOME）， （SIEMENS）和法国法玛通公司（FRAMATOME）， 以及法国电力公司（EDF）， ），联合开发欧洲新一代 以及法国电力公司（EDF），联合开发欧洲新一代 压水堆核电站EPR 欧洲压水堆） EPR（ 压水堆核电站EPR（欧洲压水堆） • EPR直接体现了法德两国超过 1200堆年的核电厂运 EPR直接体现了法德两国超过1200堆年的核电厂运 直接体现了法德两国超过1200 行经验， 尤其在核电厂可靠性、 运行安全、 行经验 ， 尤其在核电厂可靠性 、 运行安全 、 纵深 防御和经济效益方面进行了卓有成效的改进。 防御和经济效益方面进行了卓有成效的改进。
【核科普】一代至四代核电技术简介
【核科普】一代至四代核电技术简介2014-02-20核电观察第一代核电技术1954年前苏联建成电功率为5MW的实验性核电厂，1957年美国建成电功率为90MW的希平港原型核电厂，这些证明了核能用于发电是可行的，国际上把上述实验性和原型核电机组称为第一代核电机组。
早期原型堆代表：德累斯顿费米一号（美）Magnox希平港（美）第二代核电技术20世界60年代后期，在实验性和原型核电机组基础上，陆续建成电功率在300MW 以上的压水堆、沸水堆、重水堆等核电机组，它们在进一步证明核能发电技术可行的同时，使核电的经济性也得以证明，可与火电、水电相竞争。
目前世界上商运的400多台核电机组绝大部分是在这段时间建成的，它们称为第二代核电机组。
第二代核电堆型代表：PWR (压水堆)VVER (压水堆)BWR (沸水堆)CANDU (重水堆)第三代核电技术20世纪90年代，美国电力研究院出台了“先进轻水堆用户要求”文件，即URD （Utility Requirements Document），用一系列定量指标来规范核电厂的安全性和经济性。
随后，欧洲出台的“欧洲用户对轻水堆核电厂的要求”，即EUR （European Utility Requirements）,也表达了类似的看法。
国际上通常把URD 或EUR文件的核电机组称为第三代核电机组。
URD和EUR的主要关注点为：1）进一步降低堆芯融化和放射性向环境释放的风险，使发生严重事故的概率减少到极致，以消除社会公众的顾虑。
2）进一步减少核废物（特别是强放射性和长寿命核废物）的排放量，寻求更加的核废物处理方案，减少对人员和环境的放射性影响。
3）降低核电厂每单位千瓦的造价，缩短建设周期，提高机组热效率和可利用率，延长寿期，以进一步改善其经济性。
第三代核电堆型代表：AP1000—非能动先进压水堆EPR—欧洲压水堆APR1400—韩国先进压水堆APWR—先进压水堆（日本三菱）ABWR—先进沸水堆（GE）ESBWR—经济简化型沸水堆（GE）第四代核电技术第四代核电技术是指安全性和经济性都更加优越，废物量极少，无需厂外应急，并具有防核扩散能力的核能利用系统。
EPR
文章编号 ： １ ６ ７ ２ — ０ ２ １ ０ （ ２ Ｏ １ ５ ） ０ ２ — ０ ０ ２ ６ — ０ ５
Ｅ Ｐ Ｒ 安注 箱 的焊 接 技术
郭 伟 杰
（ 上海 电气 电站设备有 限公 司上 海电站辅机厂 ， 上海 ２ ０ ０ ０ ９ ０ ）
ｂ ｅ ｅ ｎ ｆ ｉ ｒ ｓ ｔ ａ ｐ ｐ ｌ ｉ ｅ ｄ ｏ ｎ ａ ｃ ｃ ｕ ｍｕ ｌ ａ ｔ ｏ ｒ ｓ ｔ ｈ ａ ｔ ｍａ ｎ ｕ ｆ ａ ｃ ｔ ｕ ｒ ｅ ｄ ｗｉ ｔ ｈ ｔ ｈ ｅ ＲＣ Ｃ－ Ｍ ２ ０ ０ ７ ｓ ｔ ａ ｎ ｄ ａ ｒ ｄ ．Ｔｈ ｅ ｒ ｅ ｌ ａ ｔ ｅ ｄ ｐ ｒ ｏ ｂ ｌ ｅ ｍｓ ｏ ｆ ｔ ｈ ｅ
三代核电技术。台山核 电 １ 号、 ２ 号机组是 国内首 次采用 Ｅ Ｐ Ｒ 技 术 建 造 的核 电机 组 ， 并 且 首 次 应 用
ＲＣ Ｃ－ －Ｍ ２ ０ ０ ７版标准 进 行 制 造 ， 该 标 准 中 Ｓ篇 （ 焊
接） 的改动较大 。因首次建造 ， 所以无实际执行标准
的经 验 。
ｔ ｈ ｉ ｃ ｋ ｎ ｉ ｔ ｒ ｏ ｇ ｅ ｎ － ｃ ｏ ｎ ｔ ｒ ｏ ｌ ｌ ｅ ｄ ｓ ｔ ａ ｉ ｎ ｌ ｅ ｓ ｓ ｓ ｔ ｅ ｅ ｌ ｐ ｌ ａ ｔ ｅ ｗｅ ｌ ｄ ｉ ｎ ｇ ｈ ａ ｓ ｂ ｅ ｅ ｎ ｓ ｕ ｍｍａ ｒ ｉ ｚ ｅ ｄ ｉ ｎ ｔ ｈ ｉ ｓ ｐ ａ ｐ ｅ ｒ ． Ａｆ ｔ ｅ ｒ ｗｅ ｌ ｄ ｉ ｎ ｇ ｐ ｒ ｏ ｃ ｅ ｓ ｓ
Ｇ ＵＯ Ｗｅ ｉ － ｊ ｉ ｅ
（ Ｓ ｈ ａ ｎ ｇ ｈ ａ ｉ Ｅｌ ｅ ｃ ｔ ｒ ｉ ｃ Ｐｏ ｗｅ ｒ Ｇｅ ｎ ｅ ｒ ａ ｔ ｉ ｏ ｎ Ｅｑ ｕ ｉ ｐ ｍｅ ｎ ｔ Ｃｏ ． ，Ｌｔ ｄ ．Ｐ ｏ ｗｅ ｒ Ｓ ｔ ａ ｔ ｉ ｏ ｎ Ａｕ ｘ ｉ ｌ ｉ ａ ｒ ｙ Ｅｑ ｕ ｉ ｐ ｍｅ ｎ ｔ Ｐｌ ａ ｎ ｔ ，
第三代反应堆EPR简介
第三代反应堆EPR简介3G Reactor - EPR Introduction◎ 设计公司任俊生1、概述EPR（European Pressurised Reactor）是FRAMTOME和SIEMENS联合设计开发的面向二十一世纪的新一代改进型压水堆核电站，属于第三代核电站。
它以法国N4 型和德国KONVOI 型核电站为主要的设计参考，并充分吸收了法国和德国核电发展多年的设计、建造和运行经验。
EPR总体设计目标和安全指标都达到了第三代核电站的要求。
EPR 吸收了法国N4 型和德国KONVOI 型核电站的设计和运行经验，充分考虑到了当前的工业水平并采用了先进的技术，提高了总体安全水平，在经济性上具有竞争力。
EPR的研发得到了法国和德国核安全当局的支持和认可，得到了法国和德国科研机构的支持。
EPR是四环路大功率的核电机组，堆芯由241个17×17的燃料组件组成，可采用最高50%的MOX组件，核功率为4250-4900MW，电功率为1600MW级。
换料周期12-24个月，全寿期内电厂可用率大于87%，可达92%，60年设计寿命，职业辐射剂量<0.5manSv/堆年（目标值为0.3manSv/堆年）。
EPR安全系统及重要的辅助系统采用4个系列的系统设置，在设计中遵循了简单性、实体隔离、多样性和冗余原则，并着重考虑了严重事故的预防和缓解措施，将在实际上消除早期放射性大剂量释放的风险，把现场外的应急措施限制在电站十分有限的范围内。
EPR采用双层安全壳，安全厂房分区布置，实体隔离。
EPR的纵深防御是基于提高预防水平和全面考虑严重事故缓解措施两方面来设计的，在堆芯设计、系统设计、保护和控制系统优化和安全壳设计等方面做了大量的改进，提高了电站抵御内部和外部灾害以及防止和缓解严重事故的能力，EPR的堆芯损坏频率（CDF）大大降低。
PSA分析结果表明：在所有的电厂运行工况下，内部事件及部分外部事件导致的CDF约为1.24×10-6/堆年。
例析EPR核电嵌缝施工技术
例析EPR核电嵌缝施工技术引言台山EPR核电项目为我国引进的第一个EPR核电项目，属于国外设计、国内建造的堆型，其显著特点是设计理念的变化，其双层壳体的设计增加了核电站的安全系数，同时也给嵌缝施工带来极大的困难。
目前国外有FA3、OL3两个EPR项目正在建设过程中，FA3核电项目的主要采用MECATISS的75N+MS120密封系统进行嵌缝施工，其他特殊要求的接缝部位，材料正在进行认证中，目前为止还没有满足要求的嵌缝材料和施工方案；OL3项目嵌缝主要采用了3个厂家的产品进行施工。
密封性材料为DITEC产品，防火材料为HILTI CP670防火涂层板系统和REX厂家的Litaflex产品，均能满足EI120的防火，OL3项目嵌缝没有考虑动态位移的要求；两个国外项目嵌缝施工均未完成，不具备充足的参考价值。
1 工程概况台山EPR核电技术要求高，涉及的接缝类型多，缝宽最大达1m多，具体类型及分布如下述内容：0～150mm有防火密封性能要求的嵌缝主要分布在：+0.00m以上HL2/3和HK厂房内部结构与外安全壳之间，HRA厂房内部结构与内安全壳衬里之间和可移动盖板之间10/20mm的缝。
本论文主要介绍0～150mm有防火密封性能要求的嵌缝施工技术，下文所有内容均默认为此嵌缝施工技术的描述2 嵌缝施工说明2.1 适用范围此嵌缝施工技术的适用范围如下：缝宽要求为：0～150mm。
水密性要求为：40mm缝宽，最大24m水压；100mm缝宽，最大7m水压；150mm缝宽，最大4m水压（根据CCTG 2012的要求进行测试）的接缝部位。
防火性能要求为：EI120防火（根据ETC-F，EN1366-4标准测试）的接缝部位。
位移率：≤7.5%。
2.2 嵌缝材料75N胶：白色、310ml/支，为密封性材料，有效期为1年，到期后每半年可进行一次延期测试、测试合格后可延期半年，最多可延期两次。
Nujoint 5380F：两层40mm厚M120中间用F活性胶进行粘结用布包裹而成，白色条状，长度为600mm，其为背衬材料有防火作用。
我国正在使用的五种第三代核电技术
我国正在使用的五种第三代核电技术作者：来源：《中国经济周刊》2015年第17期1. AP1000技术AP1000是美国西屋公司研发的一种“非能动型压水堆核电技术”。
2003 年，中共中央作出引进美国西屋 AP1000 技术、合作建设自主化依托项目 4 台机组、在消化吸收引进技术基础上自主创新、成立国家核电技术公司等4项决定。
目前我国应用AP1000技术的主要目标工程包括：山东海阳核电厂1、2号机组和浙江三门1、2号机组。
2. CAP1400CAP1400型压水堆核电机组是国家核电技术公司在消化、吸收、全面掌握我国引进的第三代先进核电AP1000非能动技术的基础上，通过再创新开发出具有我国自主知识产权、功率更大的非能动大型先进压水堆核电机组。
目前，我国应用CAP1400技术的项目为山东荣成CAP1400示范项目1、2号机组，单机容量140万千瓦，设计寿命60年。
该项目已于2014年7月开工建设。
3. 华龙一号“华龙一号”源自中广核 ACPR1000+与中核 ACP1000 两种自主开发的技术，而这两种技术都是由法国阿海珐公司二代 M310 技术改进而来，后者有近20年的发展历史。
“华龙一号”是在我国30余年核电科研、设计、制造、建设和运行经验的基础上，充分借鉴国际三代核电技术先进理念，采用国际最高安全标准研发设计的三代核电机型。
根据国家有关部门的批复，“华龙一号”将在福建福清 5、6 号机组上首堆示范落地。
4. 法国核电技术（EPR）EPR是与美国AP1000并列的当代先进的三代核电技术，是法马通核能公司和西门子联合开发的反应堆，是在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30多年的经验。
广东台山核电站一期工程就采用的EPR技术，该工程已于2009年底正式开工。
5. 俄罗斯核电技术（VVER）VVER是前苏联所发展的压水动力堆的简称。
20世纪90年代，俄罗斯在VVER- 1000基础上先后推出了AES-91（V- 428）和AES-92（V- 412）两种机型。
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。
核电安全特性讲解
安全特性-强化防范堆熔事件的措施
采用缓解严重事故后果的设施： 安全壳将防止放射性向外扩散； 在安全壳内布置有混凝土小室和氢催化复合器（属
非能动设备）以防因氢累积引起氢气爆燃 堆芯熔融物在反应堆安全壳厂房内部的专门区域进
行收集和滞留然后得以冷却，从换料水池来的水非 能动地淹没熔融物。
堆芯熔融物扩展区
安全特性-强化防范堆熔事件的措施
EPR采取措施防范堆芯熔化，包括采用安全装 置进一步降低这种严重事故的概率小于10-6/ 堆年（比N4还要低一个量级）：
增加一回路和蒸汽发生器的水装量； 采用4×100%冗余（4系列概念）来增加安全
系统的可靠性； 这些系统的每列在设计方面都遵循多样化原
标高较低的位置。 双层安全壳：
内层预应力混凝土厂房和外层钢筋混凝土壳，两 者厚度均为1.3米。
EPR集体剂量
EPR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。
EPR的主要特征（1）
EPR是目前国际上最新型反应堆
EPR的安全壳设计
安全壳具有非常高的密封性 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 采用堆芯捕集器冷却堆芯熔融物
使用了耐特高温保护材料，能够保证混凝底板的密封性 能
在法国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
EPR是渐进型、而不是革命型的产品
保持了技术的连续性，没有技术断代问题 EPR采纳了法国原子能委员会和德国核能研发机构的技术创新成果
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核电EPR技术简介2010-01-09 10:21前几天看到台山核电开工的新闻，了解到台山核电使用的是EPR技术，单机容量竟然达到了175万千瓦，为目前世界上单机容量最搜集了一些资料如下。
欧洲先进压水堆EPR技术1. 欧洲先进压水堆发展情况简介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提高安全废物处理、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详细技术导则。
EPR是法马通和西门子联合开发的反应堆。
2001年1月，法马通公司与西门子核电部合并，组成法马通先进核能公司（Framatome 力公司和德国各主要电力公司参加了项目的设计。
法德两国核安全当局协调了EPR的核安全标准，统一了技术规范。
新一代核反应堆现已进入建设阶段。
截止2009年1月，世界上尚无已投产发电的EPR堆型商业核电站，在建的EPR堆型核电站有法国的弗拉芒维尔核电站，芬兰的奥尔位于中国广东江门的台山核电站。
台山核电站目前处于施工准备阶段，核岛主体土建工程将于2009年夏天正式开始。
2.欧洲先进压水堆EPR设计特点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害，内层包括：（1）安全性和经济性高EPR通过主要安全系统4列布置，分别位于安全厂房4个隔开的区域，简化系统设计，扩大主回路设备储水能力，改进人机接口，系设计安全水平。
设计了严重事故的应对措施，保证安全壳短期和长期功能，将堆芯熔融物稳定在安全壳内，避免放射性释放。
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。
（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，并防止压力容器失针对氢气燃烧和爆炸的危险，EPR在设计中采用大容积安全壳（80000m3）。
在设备间布置了40台大型氢复合器，在反应堆厂房升降算分析氢气产生量、氢气分布和燃烧导致的压力载荷，结果表明采取上述措施后氢气产生的危险不会威胁安全壳的完整性。
对于蒸汽爆炸事故，EPR在RPV设计中没有设置特殊的装置。
通过选择相关事故和边界条件，计算判断RPV封头允许承受的载荷能力容器内蒸汽爆炸已基本消除，不需要设置特殊的装置对付蒸汽爆炸事故。
已做的试验显示熔融物不会像以前假设的那样爆炸（极低在进行中。
对于堆芯熔融物，在EPR设计中，RPV失效前堆坑内保持干燥，RPV失效后堆芯熔融物暂时滞留在堆坑内，然后进入专用的展开隔料，保护熔融物中残余的锆，降低了氧化物的密度和温度，改善了展开条件。
在展开区域设有氧化锆防护层，防护层底下设有冷却管线并淹没熔融物，从两边对熔融物进行冷却，避免底板熔穿和安全壳失效。
对于安全壳内热量排出，EPR设计有带外部循环的安全壳喷淋系统，2个系列，可以在较短的时间内降低安全壳温度和压力。
该系统物的工作模式，并能长时间防止蒸汽产生，长期地将熔融物和安全壳中的热量导出。
（3）仪控系统和主控室设计EPR的仪控系统和主控室采用成熟的设计，充分吸取已运行电站数字化仪控系统、人机接口等经验反馈，吸取先进技术设备的优点。
的不同区域，避免发生共模失效。
主控室与N4机组的高度计算机化控制室相同，专门设有用于维护和诊断工作的人机接口。
EPR是法马通和西门子联合开发的反应堆。
2001年1月，法马通公司与西门子核电部合并，组成法马通先进核能公司（Framatome力公司和德国各主要电力公司参加了项目的设计。
法德两国核安全当局协调了EPR的核安全标准，统一了技术规范。
新一代核反应堆现已进入建设阶段。
一、EPR实现了三大目标：1、满足了欧洲电力公司在“欧洲用户要求文件”中提出的全部要求。
2、达到了法国核安全局对未来压水堆核电站提出的核安全标准。
3、提高核电的经济竞争力，EPR的发电成本将比N4系列低10%。
二、EPR的主要特征1、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2、EPR是渐进型、而不是革命型的产品，保持了技术的连续性，没有技术断代问题。
EPR采纳了法国原子能委员会和德国核能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降低运行和检修人员的放射性剂量。
4、EPR属压水堆技术。
法国在运行的核电站都是压水堆。
目前，全球共有440台在运行的核电机组，其中209台是压水堆。
压5、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；6、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新核电站将建在这类地区。
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年无需更换重型设主要性能单位EPR N4热功率MW 4250/4500 4250电功率MW 1500-1600 1450效率% 36 34一回路数 4 4燃料组件数241 205燃耗GWj/t ＞60 45二回路压力bar 78 71抗震安全度g 0.25 0.15技术寿期年60 40三、经济性能更高EPR的发电成本将更低，比N4系列反应堆低10%。
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（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，减少了人工干预；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，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、乏燃料后处比，化石能源发电成本不含外部费用。
四、更高的安全性EPR满足法德两国核安全当局提出的“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五、EPR更加环保核电的优势是不排放二氧化碳、二氧化硫、二氧化氮、粉尘及其他温室效应气体，EPR在可持续发展方面取得了重要的进展：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EP 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。
六、EPR的发展前景成为法国核电站更新换代的保证目前，法国核反应堆的平均技术寿期为40年。
核电站运行有严格的规定，定期进行检查。
十年安排一次全面大修，每台机组必须2020年，法国最造建设的14台机组将达到40年以上的寿期。
2025年，其他34台机组也将达到40年以上的寿期（装机容量为的50%）。
据预测，未来核安全方面的要求会更加严格，在役老机组的检修费会更高。
最近几年，法国电力需求每年以1.6%的速度增长（法国工业部能源与原材料总局提供的数据），根据预测，2020年国内电力需求（140TWh）。
必须通过新增18000兆瓦装机容量，机组可使用率达到90%时，法国才能满足这种需求。
仅仅依靠可再生能源和节能能措施，预计2000年至2030年欧洲电力需求平均每年增长1.4%。
由于许多电厂这一时期将接近寿期，必须新建600000兆瓦装机量的目标。
2004年6月，法国政府宣布，核电将在国家能源结构中占有重要的比例。
2004年10月21日，法国电力公司决定在FLAMAN-VI 年开工，工期预计五年。
通过建设EPR，法国将继续保持世界一流的核电技术实力。
通过与外国电力运营商合作，继续优化法国和国外核电站的运行。
七、出口现状及前景芬兰市场2003年12月18日，由AREVA、西门子和芬兰电力公司（TVO）组成的奥尔基卢奥托3联队（Consortium OLKILUOTO 3）签同。
这是一项交钥匙工程，计划2009年投入商业运行。
根据合同，AREVA负责核岛设备、首炉燃料和一台ERP模拟机的供货，还负责部分土木工程、连接厂房和废物厂房的建设。