目前国内AP、CPR、EPR三种核电站的比较
CPR1000与AP1000安全系统的差异性比较和分析
CPR1000与AP1000安全系统的差异性比较和分析作者：苏晋来源：《科技视界》2018年第03期【摘要】作为非能动设计的代表堆型——AP1000，其安全系统设计理念与传统核电站存在着很大的区别。
本文从CPR1000堆型的安全注入系统以及AP1000的非能动堆芯冷却系统的系统组成、系统功能和系统运行几个方面着手，进行一个简要的介绍，在介绍的同时对比二者之间存在的差异，并对相应的差异进行比较分析，供核电专业技术人员参考。
【关键字】CPR1000；AP1000；非能动堆芯冷却系统；安全注入系统；差异中图分类号： TG316 文献标识码： A 文章编号：2095-2457（2018）03-0126-003Comparison and Analysis of Differences between CPR1000 and AP1000 Safety SystemsSU Jin（Nuclear Nuclear Power Operations Management Co.， Ltd.， Jiaxing， Zhejiang 314300，China）【Abstract】As the representative reactor design of APAM， the design concept of safety system is quite different from the traditional nuclear power plant. In this paper， a brief introduction is given from the aspects of system configuration， system function and system operation of the CPR1000 reactor safety injection system and AP1000 passive core cooling system. The differences between the two are introduced ， And comparative analysis of the corresponding differences for nuclear power professional and technical personnel for reference.【Key words】CPR1000； AP1000； Passive core cooling system； Safety injection system；Difference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。
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。
中国成为世界上核电在建规模最大国家
中国成为世界上核电在建规模最大国家根据国家发展和改革委员会26日晚发布的一份报告，2008年，中国新核准14台百万千瓦级核电机组，核准在建的核电机组24组，总装机容量达2540万千瓦，是世界上核电在建规模最大的国家。
据国家能源局负责人最近宣布，为优化能源结构，发展清洁能源，促进低碳经济发展，减少二氧化碳等温室气体的排放，我国将大幅度增加核电在能源构成中的比重。
核电，发展空间大2008年我国核电装机容量占电力总装机量的1.3％，发电量占总发电量的2％，与全球核电国家平均17％左右的水平有很大差距。
在世界主要发达国家中，核电已经成为主要电源之一，例如法国核电量占总发电量的76％，韩国为36％，德国为28％，日本为25％，美国为19％，俄罗斯也达到17％。
与发达国家相比，我国的核电具有很大的发展空间。
2009年9月25日，国家能源局局长张国宝在国新办发布会上表示，目前新能源发展规划正处在部委会签阶段，其中核电发展目标在原来2020年达到4000万千瓦的基础上要大幅度进行调高。
分析人士认为，新规划将会把我国到2020年的核电装机容量提升到一倍，达到8000万千瓦，总投资规模约为9000亿元。
我国现有6座核电站开始建设，另有4座核电站获得批准。
核电站建设周期约4－5年，在2015年之前我国将相继建成9至10座核电站。
迎来跨越式发展契机核电是一种经济环保的能源，被称为“最干净、最方便、最安全、成本最低”的电力资源。
从投入产出分析来看，虽然建造核电站一次性投资很大，但是运行之后的费用远低于火电，先进国家煤电成本平均是核电成本的1.4倍。
从欧美国家各种发电方式的总成本来看，作为世界核电发电占比最高的国家，2002年法国核电的总成本为煤电的84％～70％，为天然气发电成本的105％～75％；美国200 1年核电发电成本为煤电发电成本的114％，为天然气发电成本的64％。
可以看到核电发电成本已经具备了与传统发电方式抗衡的能力。
三代核电反应堆压力容器结构对比
三代核电反应堆压力容器结构对比通过对国外核电技术的引进、消化和创新，我国核电已经走上了蓬勃发展的道路，目前我国主要建造的核电厂以三代核电为主。
主要分为CAP1000、AP1000和华龙一号等堆型，而其中反应堆压力容器是安置核反应堆并承受巨大运行压力的密闭主容器。
文章对比了以上几种堆型的反应堆压力容器结构特点，并分析了其中的优缺点。
标签：压力容器；AP1000；华龙一号1 概述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60万千瓦压水堆核电厂的设计能力。
21世纪初，我国又引进了目前世界上最先进的三代核电技术AP1000，并买断了西屋关于AP1000的技术资料，为形成具有自主知识产权的核电技术创造了条件。
目前我国在建和已经运行的堆型主要是AP1000、CAP1400和华龙一号。
AP1000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”；而CAP1400是国家核电技术公司吸收消化AP1000技術创新开发出的更大功率的非能动大型先进压水堆核电机组；华龙一号是我国吸收和创新最先进核电技术的产物，目前主要有两种分别是中核集团和中广核集团自主研发的具有完整自主知识产权的先进压水堆核电技术ACP1000和ACPR1000+。
ACP1000是中核集团在CP1000的基础上吸收AP1000核电技术研制的。
ACPR1000+是中广核在推进CPR1000核电技术的同时研发出来的。
反应堆压力容器是安置核反应堆并承受巨大运行压力的密闭容器，也称反应堆压力壳。
本文通过对比以上四种三代核电堆型反应堆压力容器的结构差异，为以后三代乃至四代核电反应堆压力容器设计提供充足的数据支持。
2 结构参数对比2.1 设计总参数如表1为四种堆型的反应堆压力容器的设计总参数，从表中看出，相比于AP1000和CAP1000，华龙一号采用了更高的水压试验压力，体现了更高的安全性，同时采用12根堆测接管以便于放置更多的测量设备来监测反应堆的运行。
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。
核工程与核技术专业《核电站系统与设备》复习题
一、填空题（共20分，每题2分）得分1.通常将一回路及核岛辅助系统、专设安全设施和厂房称为核岛。
2.反应堆冷却剂系统可分为冷却系统、压力调节系统和超压保护系统。
3.压水堆本体由堆芯、堆芯支撑结构、反应堆压力容器及控制棒传动机构组成。
4.燃料组件骨架由24根控制棒导向管、1根中子注量率测量管与上下管座焊接而成。
5.蒸汽发生器是分隔一、二回路工质的屏障，它对于核电厂的安全运行十分重要。
6.稳压器的基本功能是建立并维持一回路系统的压力，避免冷却剂在反应堆内发生容积沸腾。
7.放射性废水有可复用废水和不可复用废水，可复用废水经过处理分离成水和硼酸再利用，这是硼回收系统的任务。
8.专设安全设施包括：安全注射系统、安全壳、安全壳喷淋系统、安全壳隔离系统、安全壳消氢系统、辅助给水系统和应急电源。
9.安全注入系统通常分为高压安全注入系统、蓄压箱注入系统、低压安全注入系统。
10.反应堆硼和水补给系统是一个两台机组共用的系统。
11.核电站运行中产生的放射性废气分为含氢废气和含氧废气。
12.核电厂主要厂房包括：反应堆厂房（安全壳）、燃料厂房、核辅助厂房、汽轮机发电厂房、控制厂房。
13.核电厂设计一般遵循的安全设计原则有：多道屏障、纵深防御、单一故障原则、抗自然灾害、辐照剂量标准。
14.燃料组件由燃料元件、定位架格和组件骨架组成。
15.堆芯支撑结构包括下部支撑结构、上部支撑结构和堆芯仪表支撑结构16.阻力塞棒是封闭的不锈钢管，其长度较短，约20 cm17.大亚湾压水堆核电厂的控制棒组件中黑棒采用的中子吸收剂材料为__ Ag-In-Gr(银-铟-镉)___，灰棒材料为___不锈钢__，控制棒驱动采用___电磁步进式______方式；18. 大亚湾核电厂的蒸汽发生器采用的是在压水堆核电站最为常见的__立式自然循环U型管蒸汽发生器；19.天然铀所含有的三种同位素中，属于易裂变核素的是铀-235 ；20.反应堆冷却剂泵主要分为两大类型分别是屏蔽电机泵和轴封泵；21. 蒸汽发生器传热管面积占一回路承压边界面积的80％左右;22.压水堆核电厂使用较广泛的有三种: 立式U型管自然循环蒸汽发生器、卧式自然循环蒸汽发生器、立式直流蒸汽发生器23. 现代压水堆采用硼酸控制反应性。
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与CPR1000在电气系统上的差异分析
AP1000与CPR1000在电气系统上的差异分析摘要：电气系统因其涉及核电站安全控制系统，是核电站的重要组成部分，而二代核电CPR1000和三代核电AP1000在电气系统的布置和要求方面，存在较大差异。
本文将通过对比，分析两代核电机组在电气系统上的差异。
关键词：核电站；电气系统；差异1．电气系统组成AP1000与CPR1000的电气系统，包含主变、厂变、备用柴油发电机组、中压/低压母线、直流电源等，基本内容差不多，主要包含：主变，均为3个单相+1个备用相；都有发电机出口开关；6KV中压母线AP1000机组共6段，全部非1E 级，而CPR1000共8段，其中2段为1E级，6段为非1E级；备用柴油发电机组AP1000机组共2台，非1E级，启动时间120S，而CPR1000共2台，1E级，启动时间10S；交流低压母线AP1000机组全部非1E级，而CPR1000机组为非1E级+1E级；直流及UPS均为非1E级+1E级。
2．技术规范要求AP1000的非能动安全系统设计，对交流供电系统无安全方面的要求，也无实体隔离要求。
1)厂外供电系统仅向机组提供正常启动和正常停堆用的电源，不需要冗余。
2)该系统中唯一的1E级设备是与反应堆主泵串联的2台断路器，确保主泵在失去交流电源后可靠断开。
其他设备不需要实体隔离，可以通用。
3)完成安全相关功能所必须的唯一电源时1E级直流和Uninterruptible Power Supply(UPS)不间断电源供电系统。
由于AP1000的直流负荷比CPR1000的直流负荷小得多，4组1000 AH的蓄电池组可满足安全相关功能72H的供电需求。
72H后还可由2台辅助柴油发电机向安全相关功能供电4天。
4)由于AP1000的屏蔽式主泵无大的飞轮惯性，故其要求在失去主交流时，供电系统应能保持大于3秒的供电时间，这一要求由发电机的惯性惰走发电来满足。
CPR1000机组对电源可用性的要求比较高，具体要求如下：1)蒸汽发生器冷却正常停堆模式（NS/SG）要求两路内电源、两路外电源必须可用；2)RRA冷却正常停堆模式（NS/RRA）要求三路电源必须可用；3)维修停堆模式（MCS）要求两路内电源、两路外电源必须可用；4)换料停堆模式（RCS）要求一路内电源、一路外电源必须可用；如可用的外电源是主变压器，则可用的内电源必须是B列6.6 kV应急交流电源系统（LHQ）；5)反应堆完全卸料模式（RCD）要求一路内电源、一路外电源必须可用。
核电各技术对比
核电各技术对比第一篇：核电各技术对比核电各种技术简单分析—中广核准员工论坛一、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。
目前国内AP1000、CPR、EPR1000三种核电站的比较
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。
1、EP1000主要的设计特点包括：
安全性高 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，系统地考虑停堆工况，来提高纵深防御的设 计安全水平。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、AP1000主要的设计特点包括：
仪控系统和主控室设计 AP1000仪控系统采用成熟的数字化技术设计，通过多样 化的安全级、非安全级仪控系统和信息提供、操作避免发 生共模失效。主控室采用布置紧凑的计算机工作站控制技 术，人机接口设计充分考虑了运行电站的经验反馈。
1、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
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
EPR与cPR堆型核电站主管道自动焊工艺差异性分析
图1 EPR与CPR堆型核电机组主管道环路布置图（左：EPR主管道环路布置图；右：CPR主管道环路布置图）①作者简介：聂岩（1984—），男，工程师，2006年毕业于哈尔滨工程大学核工程与核技术专业，H1H3U1U4C1C2图2 EPR与CPR主管道单个环路焊口分布示意图（左：EPR；右：CPR）3 EPR与CPR主管道自动焊工艺异同EPR与CPR堆型核电站主管道均采用钨极窄间隙惰性气体保护焊，配合国际先进的焊接设备，能实现对管道焊缝全位置自动焊。
自动焊工艺制定涵盖了焊接设备的选择、坡口型式的设计、焊接材料成分选择、焊接参数制定，以及保护气体选择等各个方面，下面从上述方面对EPR与CPR堆型核电站主管道自动焊工艺进行对比研究。
图3 EPR与CPR焊枪实物对比图（左：EPR焊枪；右：CPR焊枪）3.2 坡口型式设计坡口型式设计方面，二者均采用了窄坡口型式，这样大幅降低图4 EPR 自动焊典型坡口型式（工艺评定件）图5 CPR 自动焊典型坡口型式（工艺评定件）3.3 焊接材料成份根据母材的力学性能和化学成份特点，焊接材料选择方面，EPR与CPR均采用的是ER316L进行根部焊接，ER316L Si进行填充和盖面。
ER316LSi相比ER316L，提高了Si元素的含量，这样可以有效降低熔滴表面张力，改善金属的润湿性，从而抑制由于窄间隙坡口型式易伴随的侧壁未融合风险。
对比EPR与CPR焊材ER316LSi的化学成分要求可以发现，除Co元素外，CPR焊材化学成份要求均比EPR焊材化学成份要求严，二者化学成份对比表见表5。
图8 主管道焊接收缩量曲线主设备全部引入后，再进行各焊口的焊接。
EPR焊接逻辑的优点是能顺利应用到蒸发器更换过程中，CPR的优点是减少了蒸发器引入先决条件，增加了现场并行施工的时间段，压缩了施工工期。
在焊接工艺上，中广核工程有限公司开发的主管道自动焊工艺，与三代EPR主管道自动焊工艺具有高度的兼容性，完全能够应用在三代核电堆型主管道建造实施上。
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。
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核电机组的比较
一、AP1000核电机组
简介 AP1000是一种先进的“非能动型压水堆核 电技术”。用铀制成的核燃料在 “反应堆” 的设备内发生裂变而产生大量热能，再用 处于高压下的水把热能带出，在蒸汽发生 器内产生蒸汽，蒸汽推动汽轮机带着发电 机一起旋转，电就源源不断地产生出来， 并通过电网送到四面八方。采用这一原理 的核电技术就是压水堆核电技术。
1、AP1000主要的设计特点包括：
仪控系统和主控室设计 AP1000仪控系统采用成熟的数字化技术设 计，通过多样化的安全级、非安全级仪控 系统和信息提供、操作避免发生共模失效。 主控室采用布置紧凑的计算机工作站控制 技术，人机接口设计充分考虑了运行电站 的经验反馈。
1、AP1000主要的设计特点包括：
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。
1、AP1000主要的设计特点包括：
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。
1、AP1000主要的设计特点包括：
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%。同时采用标准化设计，便于采 购、运行、维护，提高经济性。西屋公司以AP600的经济分析为基础， 对AP1000作的经济分析表明，AP1000的发电成本小于3.6美分/kWh， 具备和天然气发电竞争的能力。AP1000隔夜价低于1200美元/千瓦 （包括业主费用和厂址费用）。
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。
Hale Waihona Puke 1、AP1000主要的设计特点包括：
针对氢气燃烧和爆炸的危险，AP1000在设计中使氢气从反应堆冷却剂 系统逸出的通道远离安全壳壁，避免氢气火焰对安全壳璧的威胁。同 时在环安全壳内部布置冗余、多样的氢点火器和非能动自动催化氢复 合器，消除氢气，降低氢气燃烧和爆炸对安全壳的危险。 对于蒸汽爆炸事故，由于AP1000设置冗余多样的自动卸压系统，避免 了高压蒸汽爆炸发生。而在低压工况下，由于IVR技术的应用，堆芯 熔融物没有和水直接接触，避免了低压蒸汽爆炸发生。 对于由于丧失安全壳热量排出引起的安全壳超压事故，AP1000非能动 安全壳冷却系统的两路取水管线的排水阀在失去电源和控制时处于故 障安全位置，同时设置一路管线从消防水源取水，确保冷却的可靠性。 事故后长期阶段仅靠空气冷却就足以带出安全壳内的热量，有效防止 安全壳超压。由于采用了IVR技术，不会发生堆芯熔融物和混凝土底 板的反应，避免了产生非凝结气体引起的安全壳超压事故。 针对安全壳旁路事故，AP1000通过改进安全壳隔离系统设计、减少安 全壳外LOCA发生等措施来减少事故的发生。
1、AP1000主要的设计特点包括：
严重事故预防与缓解措施 AP1000设计中考虑了以下几类严重事故： 堆芯和混凝土相互反应；高压熔堆；氢气燃烧和爆炸；蒸汽爆炸；安 全壳超压；安全壳旁路。 为防止堆芯熔融物熔穿压力容器和混凝土底板发生反应，AP1000采用 了将堆芯熔融物保持在压力容器内设计（IVR）。在发生堆芯熔化事 故后，将水注入到压力容器外璧和其保温层之间，可靠地冷却掉到压 力容器下封头的堆芯熔融物。在AP600设计时已进行过IVR的试验和 分析，并通过核管会的审查。对于AP1000，这些试验和分析结果仍然 适用，但需作一些附加试验。由于采用了IVR技术，可以保证压力容 器不被熔穿，从而避免了堆芯熔融物和混凝土底板发生反应。针对高 压熔堆事故，AP1000主回路设置了4列可控的自动卸压系统（ADS）， 其中3列卸压管线通向安全壳内换料水储存箱，1列卸压管线通向安全 壳大气。通过冗余多样的卸压措施，能可靠地降低一回路压力，从而 避免发生高压熔堆事故。