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核电安全

166

郭景任，杨孟嘉

（深圳中广核工程设计有限公司，广东 深圳 518045）

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

中图分类号：TL36　文献标志码：A　文章编号：1674-1617(2009)02-0166-06

C o m p a r i s o n a n d a n a l y s i s o n t h e d i f f e r e n c e s b e t w e e n

A P1000a n d E P R e n g i n e e r e d s a f e t y s y s t e m

GUO Jing-ren，YANG Meng-jia

(China Nuclear Power Design Co.，Ltd.，Shenzhen of Guangdong Prov. 518045，China)

Abstract:The third generation nuclear power technology, represented by Advanced Pressurized Water Reactor (AP1000) designed by Westinghouse and European Pressurized Reactor (EPR) designed and developed by France and Germany, makes evolution or improvement on the engineered safety system in order to enhance the overall safety and availability of NPP. This article gives a brief introduction on the composition and features of the engineered safety system in AP1000 and EPR, makes comparison between the two, and analyzes the impact of the differences on safety, equipment reliability and cost control of NPP.

Key words: Nuclear power plant; AP1000; EPR; engineered safety system; difference

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

收稿日期：2008-10-14

作者简介：郭景任（1971—），男，辽宁朝阳人，高级工程师，硕士研究生，核电站专设安全系统设计和分析。

淋系统用于去除安全壳中的裂变产物。安全壳大气中活性物质的去除完全靠沉淀、扩散、热迁移等自然过程。事故后，如安全壳内放射性活度升高，由防火系统提供的非能动安全壳喷淋系统在安全壳外充氮罐的压力作用下进行喷淋，以限制裂变产物的释放。绝大多数非气态活性物质最终沉积在安全壳地坑冷却水中。

1.4　安全壳隔离系统

该系统具有两道屏障，一道在安全壳外，一道在安全壳内。与传统压水堆核电站相比，P1000的安全壳机械贯穿件（包括闸门）数量大大减少，正常状态隔离阀处于关闭状态的比例更高。正常打开的隔离阀也由故障自动关闭，不要求贯穿件具有支持事故后缓解的功能。

1.5　非能动主控制室可居留系统

该系统在电厂事故后为主控制室提供新鲜空气并进行冷却和增压。在接收到主控制室高辐射信号以后，该系统自动启动，隔离正常的控制室通风通道并开始增压。系统中的空气来自一组压缩空气贮存箱，可以维持工作人员继续居留至少2　EPR专设安全系统的组成和特点EPR为改进型第三代压水堆核电站。EPR的目标是在确保安全水平明显提高的同时使核电更具竞争力。它充分吸收了几千个堆·年的运行经验反馈，并把过去40年压水堆运行过程中所积累的所有技术经验都吸纳到E P R里来，从而获取最大的利益。E P R提高了事故预防水平并显著降低了堆芯熔化概率，其安全水平的提高表现在以下两个方面：①安全系统的设计更加简化，实现了4重冗余，并提供多种备用功能以便在安全系统的所有冗余（设备、系统）都失效时承担起相应的安全功能；②在设计上考虑了严重事故预防和事故后果的缓解。

E P R的专设安全设施主要包括[5,7]：①安全壳系统；②应急堆芯冷却系统；③应急给水系统。

2.1　安全壳系统

E P R采用双层安全壳，外层是钢筋混凝土壳，内层是带钢衬里的预应力混凝土壳。其设计的主要特点是：

（1）考虑了严重事故工况，能够承受燃料组

图1　AP1000非能动堆芯冷却系统简图Fig. 1　AP1000 passive core cooling system