目前国内AP、CPR、EPR三种核电站的比较
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核电技术
核电机组的比较
ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ
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：
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。
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。
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。
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。
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）。
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：
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。
核电机组的比较
ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ
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：
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。
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。
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。
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。
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）。
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：
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。