EPR先进的核反应堆
EPR-与CPR1000的差别
EPR与CPR1000核电站的差别
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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。
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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。
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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
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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安全系统综述及其与EPR关键措施对比
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。
法国核电技术简述(新版)
法国核电技术发展简述1.概述法国所有的商用核电机组都是压水堆（PWR）机组，大致可分为3个功率级别，即900MWe机组、1300MWe机组和1450MWe机组。
法国与德国合作开发的欧洲压水堆（EPR）已经成为法国未来核电建设部署的堆型。
法国已经向比利时、南非、韩国和中国等国出口了压水堆核电技术。
法国核电建设起步较早，走出了一条引进、吸收、创新和发展的创业之路，标准化水平也远高于世界其它国家。
1974年，第一次石油危机之后，针对法国拥有丰富的重工业专业技术同时国内能源资源短缺的背景，法国政府在做出了快速扩展核电装机容量的决定。
通过大力发展核电，法国的能源自给率由上世纪７０年代的２０％提高到现在的５０％。
法国因此每年减少石油进口8800万吨，节约240亿欧元。
上世纪70年代，法国是一个电力净进口国，现在充足的电力不仅满足了国内的需求，还可向欧洲邻国出口。
2.压水堆核电技术发展1962年1月由法国和比利时共同开发并建设舒兹电厂，1967年4月3日并网发电，9月4日达到245MWe。
经过少许改进，反应堆出力提高到305MWe。
这是法国第一座容量为300MWe的压水堆核电站，该机组属于原型机，1991年退役。
(1)三环路技术70年代初，法国从美国西屋公司引进了非标准三环路核电技术，建成六台非标准的90万千瓦三环路核电站。
所谓“非标准的90万千瓦三环路核电站”是当时的特殊产物：由于没有统一的技术标准和技术评价体系，各供应商在满足法规的基础上提出不同的设计来满足不同业主的需求，此时业主要求是更多地强调当地的需要和当地的厂址条件。
因此，各电站的设计在堆芯设计、电功率、总体布置、系统配置等方面各有不同。
1970年10月，法开始建设费森内姆电厂（880MWe）。
这是法国电力公司第一次按交钥匙方式发出的核蒸汽供应系统订单。
该电厂参考美国西屋公司技术，从1971年5月11日破土动工，1977年并网发电。
法马通公司在初步掌握核电技术的基础上，又引进了美国西屋公司标准的三环路压水堆堆型-M312技术（采用12英尺燃料组件，装机容量约为90万千瓦，参考电站为美国North Anna1电站，该电站于1978年6月投入商运），在保持堆芯设计不做变化的同时，对总体布置、系统配置等方面作了较多的调整，将其开发成为法国的标准的90万千瓦的三环路核电技术，即CPY型压水堆核电站方案，并使之系列化。
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。
欧洲epr资质流程
欧洲EPR（European Pressurized Reactor）是一种核电厂反应堆Biblioteka 计标准，其资质流程 一般包括以下步骤：
1. 设计审查：首先，核电厂设计商需要提交EPR设计文件，包括设计规范、技术参数、安 全分析等。然后，欧洲核安全机构（European Nuclear Safety Regulators Group， ENSREG）将对设计文件进行审查，以确保其符合欧洲核安全标准。
4. 施工和建设：获得安全许可后，核电厂设计商可以开始施工和建设EPR核电厂。在建设 过程中，需要遵守相关的建设标准和规范，确保施工质量和安全。
5. 运营许可：在核电厂建设完成后，核电厂运营商需要向欧洲核安全机构申请运营许可。 这包括提交运营计划、安全管理体系等，以确保核电厂的安全运营。
欧洲epr资质流程
2. 安全评估：在设计审查过程中，ENSREG将进行安全评估，评估EPR设计的安全性和可 靠性。这包括对核反应堆的设计、控制系统、安全措施等进行综合评估。
欧洲epr资质流程
3. 安全许可：如果设计审查和安全评估通过，核电厂设计商可以获得欧洲核安全机构的安 全许可。这意味着核电厂设计符合欧洲核安全标准，并被允许建设和运营。
6. 运营监管：核电厂获得运营许可后，欧洲核安全机构将对核电厂进行定期的安全监管和 评估，以确保其符合安全标准和要求。
需要注意的是，欧洲EPR资质流程可能会因国家和地区的不同而有所差异。每个国家和地 区都有自己的核安全机构和相关法规，可能会有特定的程序和要求。因此，在实际操作中， 还需要根据具体情况进行详细了解和遵守相应的规定。
芬兰在建EPR启动热试
运 行许 可证 。
划 于 ２００９年 投 运 。进 度 延 期 已导 致 机 组 造 价
在 热试 阶段 ，将 在 不装 载 燃 料 的 情 况 下 对 大 幅上 升—— 从 最初 的 ３２亿 欧元 上升 至 ８５亿
机 组进 行 整体 测试 。一 回路水 的温 度 和压力 将 欧元 。
逐 步 提升 至机 组正 常运 行 时 的温度 和压 力 。这
（核 信 息 院 伍 浩松 戴 定 ）
２３
２０１１年福 岛 核事 故后 ，德 国做 出 了到 ２０２２
年关 闭 所 有 核 电机 组 的 决 定 。 贡 德 雷 明 根 Ｂ 关 闭之后 ，德 国 的在运 核 电机组 减 至 ７台 ，总 装 机 容 量 ９４４４ ＭＷｅ。根 据 目前 的 日程 安 排 ，菲 利普 斯堡 ２号 将是 下 一 台关 闭 的机组 。该 机 组 是 一 座 １３９２ ＭＷｅ压 水 堆 ，１９８５年 投 运 ，将 于 ２０１９年 关 闭。
法 电表 示 ，目前 正 在 开展 热 态 功 能 试 验 的 准备工作 ，预计这项工作将在 ７月启动 。热试 将在 与运 行 工况 类似 的 温度 和压 力下 检 测各 个 系统 的性 能 。 目前 预 计 该 机 组 将 于 ２０１８年 第 四季 度完 成 装料 和首 次 临界 。
弗 拉芒 维 尔 ３号 机 组 是 法 国 唯 一 在 建 机 组 ，采用 １６５０ ＭＷｅ的欧 洲压 水堆 （ＥＰＲ）技术 。
（核 信 息 院 伍 浩松 戴 定 ）
法 国 在 建 ＥＰＲ 完 成 冷 试
【普氏核新 闻快报 ２０１８年 １月 ９日报道】 法 国 电力公 司 （ＥＤＦ）２０１８年 １月 ８ 日宣 布 ，弗 拉芒维尔 ３号机组已于 １月 ６日完成冷态功能 试验 。
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。
EPR先进的核反应堆
EPR先进的核反应堆EPR —先进的核反应堆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 ANP，AREVA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。
EPR核电站三维超清晰模型图(标注各个设备名称)
1. 核反应堆建筑,内外壳层
2. 环形吊车
3. 热量排除喷雾装置
4. 孵化设备
5. 换料机
6. 蒸汽发生器 8.
7. 主蒸汽管 主给水管 9. 控制棒驱动 容10. 反应堆压力器 11. 反应堆冷却剂泵 12. 核反应堆冷却管道 14.13. CVCS 换热器 解剖摊开区域
15.16. 防范燃料储水槽 去除残余热量系统 安全注射储能水箱18. 稳压器 ,换热器 19. 主蒸汽隔离阀 17.20. 给水隔离阀 21. 主蒸汽安全性和22. 第2区保障建筑安全阀排气消声 , 24. 计算机房 23. 主按室 25. 第2区紧急给水存储池, ，26. 防护建筑物23区 泵、3区 7. 紧急的给水28. 介质向上安全注射泵，3区 29. 防护建筑物，4区 30. 开关设备，4区 31. I & C 陈列柜 32. 电池室，4区 33. 紧急给水存储池，4区 34. C CWS 换热器，4区 35. 低压安全注射泵，4区 36. 组件冷却水换热器，4区37. 密封除热系统泵，4区 区 38. 密封除热系统交换器，34409. 燃料厂房 . 燃料厂房起重机 41. 用过的燃料过渡池 42. 用过的燃料和燃料转移池
43. 燃料转运通道 44. 用过的燃料池冷却器 45. 用过的燃料池冷却泵 46. 核能辅楼 47. C VCS 泵 48. 硼酸水槽 49. 延迟基础 50. 冷却储罐 51. 排气烟道。
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。
第三代反应堆AP 1000和EPR的堆芯核设计
基金项 Ｉ ｉ １ １ ：大型先进压水堆核 电站国家重大专项 （ ２ ０ １ １ Ｚ Ｘ ０ ６ ０ ０ ２ － ０ １ ０ ）
第三代反应堆ＡＰ １ ｏ ｏ Ｏ 和Ｅ Ｐ Ｒ 的堆芯核设计
韩向臻 攸国顺 孙 微 环境保护部核 － ５ － 辐射 安全 中心核与辐射安 全研 究所，北京 １ ０ ０ ０ ８ ２
捅 要
Ａ Ｐ １ ０ ０ ０ 和Ｅ Ｐ 趴 差 两 种 三 代 堆 型 的 堆 芯 核 设
பைடு நூலகம்
隙 ，提供 更 多燃料 棒生长 空 间等 。 表１ Ａ Ｐ Ｉ Ｏ ０ ０ 和Ｅ Ｐ Ｒ 总体 参数的比较
一
关 键 词
堆 芯核 设计 ；燃料 组件 ；燃 料 管理
３堆芯设计
Ａ Ｐ１ ０ ０ ０ 和Ｅ Ｐ Ｒ是我 国正 在发 展 的 两种 第 三 代 核 电 站 。 这 两 种 核 电堆 型 的设 计 理 念 有较 大 的 差异 ，Ａ Ｐｌ ｏ ｏ ｏ ￣ Ｉ 入 安全 系 统非 能 动 理 念 ，大 大 降 低 了 发 生 人 因错 误 的 可 能性 ；Ｅ Ｐ Ｒ 在 传统 设计 的基 础 上对 系统 的 设 计 、布 置和运 行进 行 了适 当的改 进和优 化 ， 增 加安全 系统 多重 性 ，增大 了单机 容 量 ，经 济性 能得 到 了改善 和提 高 。 由于设计理 念 的 不 同 ，ＡＰ １ ０ ０ ０ ￣ Ｎ Ｅ Ｐ Ｒ两 种堆 型 的堆 芯 核 设 计也存 在较 大差异 。 燃料组 件 呈 ｌ ７ Ｘ １ ７ 方 阵 排 列 ， 包 含 ２ ６ ４ 根燃 料 棒 ，２ ４ 根 控 制 棒 导 向管 ，１ 根中 央 测 量 管 。燃 料 芯 块 由稍 加 富 集 的 ＵＯ ， 粉 末 经 冷 压 后 烧结 而 成 ，两 端 为浅 碟 型 ，并 在 两端 外 圆 柱 面 上 留 有倒 角 。燃 料 包 壳 为 Ｚ Ｉ ＲＬ Ｏ合金 。Ａ Ｐ１ ０ ０ ０ 燃料 组 件 的格 架 包括 １ ０ 层结 构 格架 （ 顶 部格 架 、底 部 格架 、８ 层 中间 格 架 ） 、４ 层 中 间搅 混 格 架 以 及 １ 层 保 护 格 架 。其 中 ，顶 部 和底 部格 架 的材 料 为 Ｉ Ｎｃ ０Ｎ Ｅ Ｌ ，中 间格 架和 中间搅 混格 架 的材 料为Ｚ Ｉ Ｒ Ｌ Ｏ合金 。Ｚ Ｉ ＲＬ Ｏ合金 具 备 较 低 中 子 吸收 截面 ，有 良好 的中 子经济 性能 ；较 高 的 抗冷 却剂 、燃料 和 裂变产 物腐 蚀能 力 ；更 好 的抗辐 照生 长和 蠕 变的性 能 ，在运 行温 度 下 有高 机械 强度和 延 展性 。有利 干加 深燃料 的 燃耗 。Ｉ Ｎｃ Ｏ ＮＥ Ｌ 合 金具 有 丰富 的 压水 堆 使 用经 验 ，可确保 满 足反应 堆运 行对 材料 的 要求。
反应堆压力容器与堆芯基础知识
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反应堆压力容器与堆内构件
燃料组件有265根燃料棒，以17×17方式 排列。燃料棒由燃料芯块堆叠、塞紧并 封焊在包壳管中。新燃料棒预先用惰性 气体加压。通常用部分含有可燃毒物 （钆）的低浓缩铀作为燃料。排列中的 24个位置安装有导向管，连接在定位格 架、顶部和底部管嘴上。导向管用于插 入RCCA的吸收棒、测量装置或中子源棒。 否则，应安装阻力塞组件以限制冷却剂 旁流。
CNPEC
EPR核电站简介 核电站简介 -压力容器与堆内构件 压力容器与堆内构件
骆邦其 中广核设计公司 2007.5
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反应堆压力容器与堆内构件
1. 2. 3. 4. 反应堆压力容器 堆内构件 燃料组件和相关构件 仪表和控制
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反应堆压力容器与堆内构件
反应堆压力容器是容纳反应堆的容器，由于它能 够承受较高的压力，所以叫反应堆压力容器。 反应堆压力容器在安全壳的位置见图1，与其 它设备的相对位置见图2。 反应堆压力容器与堆内构件由容器、堆内构件、 控制棒组件、燃料组件等组成。 1. 反应堆压力容器 EPR核电站的反应堆压力容器由16 MN D5材料制 造，EPR核电站的压力容器示意图见图3。压力 容器的参数见表1。
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CNPEC
反应堆压力容器与堆内构件
落入堆芯(见图20)。 在EPR中，所有控制棒组件(RCCA)机械性能相同， 但它们分成五个控制组和一个停堆组。五个控 制组用来控制因功率水平和/或堆芯平均温度 变化引起的反应性变化和轴向偏移变化。停堆 组只用于反应堆停堆或停堆状态，通过全部插 入或全部抽出堆芯来实现。 EPR核电站反应堆由36组控制棒和52组停堆棒组 成。图21给出控制棒组件在堆内的布置图。 （3）阻力塞组件
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。
世界现行核电站反应堆堆型
中国
1080
3
单堆布置
177
福建福清核电站5、6号 中核/中广核 机组，广西防城港核电 站5、6号机组
4
第二代+
CNP650/CNP1000
中国核工业集团
5
第二代+
CANDU 6
中国核工业集团
6
第三代
AP1000
7
第三代
EPR
Advanced Passive PWR的简称，该机型为 西屋公司设计的3代核电机型。AP1000采用 减法理念，通过非能动技术简化设备，在 提高安全的同时降低了成本，迎合了业 美国西屋 主，受到了青睐。AP1000的特点是双环 路，屏蔽泵，非能动冷却系统，模块化建 设和系统简化。但是屏蔽泵放大的工程难 度不小。 欧洲先进型压水堆，加法理念，反应堆较 德国西门子和法国法 复杂，相应提高了成本。EPR单堆功率最 玛通联合开发 大，四环路机组，燃料组件数目241。 国核技 ACP1000在国内没有建成项目。
中国
650/1000
2
单堆布置
157
中核集团
加拿大
700
2
单堆布置
157
中核集团
秦山核电站三期
美国
1200
2
单堆布置
157
国核技
浙江三门核电站、山东 海阳核电站
欧洲
1650
4
单堆布置
241
中广核集团
广东台山核电站
中国
1000
2
单堆布置
157
国核技
暂无
中国
1000/1400
2
单堆布置
157
国核技
山东石岛湾核电站（计 划）
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。
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。
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EPR —先进的核反应堆
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 ANP，AREVA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。
由于设备方面的改进，EPR运行40年无需更换重型设备。
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（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，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。
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
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。
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。
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。
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，每台机组必须得到运行许可证方可继续运行十年。
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31000兆瓦，约占法国核电总装机容量的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年国内电力需求比现在将增加33%，约1400亿千瓦时（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是无法满足法国电力需求的。
考虑到节能措施，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600000兆瓦装机容量，才能实现增加330000兆瓦装机容量的目标。
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-VILLE建设EPR系列首台机组。
计划2007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）签署了一台欧洲压水堆（EPR）机组供货合同。
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。
西门子PG全面负责常规岛的建设，包括机电设备、汽轮机保护和调节系统的工程、设计、采购和供应，土木工程，安装和运行。
中国市场
2004年6月11日，AREVA与中国核工业集团公司和中国广东核电集团公司分别签署了合作意向书，为秦山二期扩建项目和岭澳二期项目提供技术服务和咨询。
此外，中国决定通过国际招标引进第三代技术，2004年9月28日，浙江三门和广东阳江四台机组核岛建设及技术转让招标书发标。
2005年2月28日，AREVA 入围中国这两个核电国产化依托项目的竞标行列。
美国市场
根据美国政府重新启动核能规划《核能2010》，EPR符合美国市场的要求。
美国核电站选址批准程序需要很长时间，如小功率核电机组运营商选用大功率、供电能力强的EPR，申报厂址的工作效率将提高。
另外，火电厂更新也可选择EPR。
结论
EPR是目前唯一在建的第三代反应堆。
EPR是渐进型反应堆，与最近建设的核电机组没有技术断代，是最新一代的压水反应堆。
EPR可提供安全、低价、无温室气体排放的电源，符合核安全当局的规定，满足电力公司的要求。
（丁顺明古新萍据《法国ENERPRESSE》第8686期编译）。