压水堆安全性分析[1]
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确定可能产生堆芯熔化或大规模早期释放的 事故的序列。
最后，安全系统和土建的设计也充分考虑最 大程度降低外部灾害的风险，例如地震、水 灾、火灾、甚至飞机撞击。为此，安全系统
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压水堆安全性分析[1]
2.针对有关设备和系统采取的设计选项
反应堆冷却剂系统的设计，采用锻造管道及部件， 使用高性能材料，结合采取早期泄漏检测，并加强 在役检查，实质性地根除了任何大破口事故的风险。
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压水堆安全性分析[1]
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。
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压水堆安全性分析[1]
1.从设计阶段就开始考虑扩展运行条件的范围
根据概率安全评估，强调应重视停堆状态。 EPR首次在确定反应堆防护与保护系统的规 模时对这些特殊状态做了系统考虑。
尽管EPR安全分析法主要是以纵深防御概念 (确定论方法的一部分)为基础，但它还采用 了概率分析方法作为补充。这使得人们能够
世界上多数核电厂采用压水堆，是由于： 1.压水堆以轻水作慢化剂及冷却剂，反应 堆体积小，技术十分成熟。 2.压水堆采用低富集度铀作燃料，铀的浓 缩技术已经过关。 3.压水堆核电厂有放射性的一回路系统与 二回路系统分开，放射性冷却剂不会进入 二回路而污染汽轮机，运行、维护方便， 需要处理的放射性废气、废水、废物量较 少。
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压水堆安全性分析[1]
高能堆芯熔融物与水相互作用的预防：
反应堆压力容器的高机械强度足以排除任何 反应所造成的损害，即使是压力容器内部高 能的堆芯熔融物和冷却剂之间的相互作用。
偶发的堆芯熔化事件，情况会随着堆芯熔融 物在压力容器外扩展而加重，堆芯熔融物可 能与部分安全壳相接触，也就是说反应堆堆 坑和堆芯熔融物展开区在正常运行中要保持 干燥(无水)。堆芯熔融物在安全壳内部专门区 域内展开时，只有当它已经出现部分冷却、 表面固化、放射性减少的时候，才可使之与 有限的水接触以使其进一步降温。
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。
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4、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。
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AP 1000
————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。
压水堆安全性分析[1]
AP1000的设计规范：
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。
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3.从设计上进一步提高操纵员操作的可靠性
在短期的偶发事件和事故中，所需的保护和安全防 护动作是自动的。主设备容量增加(反应堆压力容器、 蒸汽发生器、稳压器)，也增大了反应堆的惯性，在 30 min以内不需主控室操纵员采取行动，在1h以内 不需采取就地操作行动。
(2) 采取措施确保反应堆安全壳的完整性。例如：堆 芯熔化物在安全壳内部的滞留、稳定和冷却；适当 的安全壳冷却。
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1.从实质上根除了可能导致早期大规模 释放的情况
➢高压熔堆的预防 ➢高能堆芯熔融物与水相互作用的预防 ➢ 反应堆安全壳内氢爆轰的预防
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从首批全计算机化主控室的N4电站所获得的反馈经 验分析，在数字仪控领域所取得的进步，使EPR在人 机接口方面具有高性能、高可靠性和最优化设计的 特点。反应堆的质量及有关电厂状态数据的采集， 使得操纵员能够实时提高行动的可靠性。
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二、 限制严重事故后果的设计选项
EPR减轻严重事故后果的策略包括： (1) 从实际上消除可能导致早期大规模释放的情况。 例如：高压堆芯熔化，高能堆芯熔融物和水的相互 作用，反应堆安全壳内氢爆轰；
压水堆安全性分析
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2020/11/14
压水堆安全性分析[1]
压水反应堆（Pressurized Water Reactor，缩写 为PWR）是美国贝蒂斯原子能实验室（Bettis Atomic Power Laboratory）开发成功的一种轻 水核反应堆
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压水堆安全性分析[1]
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
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。
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。
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。
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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。
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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 （2）简化的非能动设计提高安全性和经济性 （3）严重事故预防与缓解措施 （4）仪控系统和主控室设计 （5）建造中大量采用模块化建造技术
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1、主回路系统和设备设计采用成熟电站设计
➢安全壳排热系统和长期余热排出装置
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堆芯熔化物在安全壳内 部的贮留、稳定和冷却：
EPR堆坑设计，考虑堆
芯熔融物在压力容器外
扩张的情况下，收集堆
芯熔融物，然后把它转
运至堆芯熔融物展开、
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安全壳排热系统和长期余热排出装置：
在偶发严重事故中，为了防止安全壳失去其长期 完整性，必须有措施控制安全壳内的压力并阻止 在余热效应作用下压力升高。带有热交换器的双 列喷淋系统和专门的热阱用于执行这一功能。由 于安全壳体积大(80000m3),充许操纵员有较长时 间(至少有12h)来部署这一系统。
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演讲完毕，谢谢听讲!
再见，see you again
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前建造的核电厂的所有经验反馈。就安全性 而言，EPR根据法马通和西门子当时已经建造 的96座反应堆的经验反馈，采取改进的方法。 这种设计原则，使AREVA(阿海珐)的EPR成为 继现役最先进的法国N4和德国Konvoi反应堆 之后的最新一代反应堆。
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Байду номын сангаас
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EPR为提高安全水平不断进行了多种设 计选择，并为此采用了双重措施：
压力容器内，避免放射性释放。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
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压水堆安全性分析[1]
3、严重事故预防与缓解措施
(1)采取改进措施，旨在进一步降低已经很低 的堆芯熔化概率； (2)在已知严重事故概率已大幅降低的情况下， 采取措施进一步限制严重事故的后果。
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一、降低堆芯熔化概率的设计选择
（1） 从设计阶段就开始考虑扩展运行条件的 范围 （2） 针对有关设备和系统采取的设计选项 （ 3）从设计上进一步提高操纵员操作的可靠 性
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高压熔堆的预防：
除了通常的反应堆冷却剂系统的卸压系统，EPR 装有专门用于在偶发严重事故中防止高压熔堆的 阀门。这些阀门保证在即使发生稳压器卸压管线 故障的情况下，也能快速卸压。它们的卸压能力 保证一次侧快速减压至几百千帕，在压力容器熔 穿事件中通过堆芯熔融物的分散来排除任何反应 堆安全壳增压的风险。
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反应堆安全壳内氢爆轰的预防：
安全壳预应力混凝土内壳的设计要能够抵挡 由于氢气燃烧所产生的压力，另外在安全壳 内装有氢气复合器以便任何时候氢的平均浓 度保持在10%以下。
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2.保持安全壳的完整性
➢堆芯熔化物在安全壳内部的贮留、稳定和 冷却
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、Tihange 3 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。
新机组采用的先进反应堆技术：
➢EPR
➢AP1000
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EPR
（欧洲压水堆）
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EPR是20世纪90年代初由法马通公司和西门子
公司成立的合资企业开发的。在开发过程中，
所追求的目标不仅要考虑各种技术解决方法 的协调一致，还要考虑充分吸取2家供应商先
同上几代反应堆相比，EPR的安全系统采用实体隔离， 使安全系统得到简化，冗余和多样性得到优化。实 际上这些系统的结构简单，依据反应堆是带功率运 行还是处于停堆状态，把所需进行的配置上的变化 降至最小。
由于安注压力低于二次侧安全阀的整定压力，因此 对蒸汽发生器传热管破裂的事故管理得到改进。这 样带来了双重好处，可以避免发生液体释放并大大 降低二次侧安全阀卡在“开”位上的危险。
最后，安全系统和土建的设计也充分考虑最 大程度降低外部灾害的风险，例如地震、水 灾、火灾、甚至飞机撞击。为此，安全系统
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2.针对有关设备和系统采取的设计选项
反应堆冷却剂系统的设计，采用锻造管道及部件， 使用高性能材料，结合采取早期泄漏检测，并加强 在役检查，实质性地根除了任何大破口事故的风险。
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压水堆安全性分析[1]
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。
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1.从设计阶段就开始考虑扩展运行条件的范围
根据概率安全评估，强调应重视停堆状态。 EPR首次在确定反应堆防护与保护系统的规 模时对这些特殊状态做了系统考虑。
尽管EPR安全分析法主要是以纵深防御概念 (确定论方法的一部分)为基础，但它还采用 了概率分析方法作为补充。这使得人们能够
世界上多数核电厂采用压水堆，是由于： 1.压水堆以轻水作慢化剂及冷却剂，反应 堆体积小，技术十分成熟。 2.压水堆采用低富集度铀作燃料，铀的浓 缩技术已经过关。 3.压水堆核电厂有放射性的一回路系统与 二回路系统分开，放射性冷却剂不会进入 二回路而污染汽轮机，运行、维护方便， 需要处理的放射性废气、废水、废物量较 少。
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高能堆芯熔融物与水相互作用的预防：
反应堆压力容器的高机械强度足以排除任何 反应所造成的损害，即使是压力容器内部高 能的堆芯熔融物和冷却剂之间的相互作用。
偶发的堆芯熔化事件，情况会随着堆芯熔融 物在压力容器外扩展而加重，堆芯熔融物可 能与部分安全壳相接触，也就是说反应堆堆 坑和堆芯熔融物展开区在正常运行中要保持 干燥(无水)。堆芯熔融物在安全壳内部专门区 域内展开时，只有当它已经出现部分冷却、 表面固化、放射性减少的时候，才可使之与 有限的水接触以使其进一步降温。
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。
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4、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。
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AP 1000
————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。
压水堆安全性分析[1]
AP1000的设计规范：
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。
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压水堆安全性分析[1]
3.从设计上进一步提高操纵员操作的可靠性
在短期的偶发事件和事故中，所需的保护和安全防 护动作是自动的。主设备容量增加(反应堆压力容器、 蒸汽发生器、稳压器)，也增大了反应堆的惯性，在 30 min以内不需主控室操纵员采取行动，在1h以内 不需采取就地操作行动。
(2) 采取措施确保反应堆安全壳的完整性。例如：堆 芯熔化物在安全壳内部的滞留、稳定和冷却；适当 的安全壳冷却。
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压水堆安全性分析[1]
1.从实质上根除了可能导致早期大规模 释放的情况
➢高压熔堆的预防 ➢高能堆芯熔融物与水相互作用的预防 ➢ 反应堆安全壳内氢爆轰的预防
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从首批全计算机化主控室的N4电站所获得的反馈经 验分析，在数字仪控领域所取得的进步，使EPR在人 机接口方面具有高性能、高可靠性和最优化设计的 特点。反应堆的质量及有关电厂状态数据的采集， 使得操纵员能够实时提高行动的可靠性。
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压水堆安全性分析[1]
二、 限制严重事故后果的设计选项
EPR减轻严重事故后果的策略包括： (1) 从实际上消除可能导致早期大规模释放的情况。 例如：高压堆芯熔化，高能堆芯熔融物和水的相互 作用，反应堆安全壳内氢爆轰；
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压水堆安全性分析[1]
压水反应堆（Pressurized Water Reactor，缩写 为PWR）是美国贝蒂斯原子能实验室（Bettis Atomic Power Laboratory）开发成功的一种轻 水核反应堆
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压水堆安全性分析[1]
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
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。
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。
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。
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压水堆安全性分析[1]
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。
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压水堆安全性分析[1]
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 （2）简化的非能动设计提高安全性和经济性 （3）严重事故预防与缓解措施 （4）仪控系统和主控室设计 （5）建造中大量采用模块化建造技术
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压水堆安全性分析[1]
1、主回路系统和设备设计采用成熟电站设计
➢安全壳排热系统和长期余热排出装置
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压水堆安全性分析[1]
堆芯熔化物在安全壳内 部的贮留、稳定和冷却：
EPR堆坑设计，考虑堆
芯熔融物在压力容器外
扩张的情况下，收集堆
芯熔融物，然后把它转
运至堆芯熔融物展开、
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压水堆安全性分析[1]
安全壳排热系统和长期余热排出装置：
在偶发严重事故中，为了防止安全壳失去其长期 完整性，必须有措施控制安全壳内的压力并阻止 在余热效应作用下压力升高。带有热交换器的双 列喷淋系统和专门的热阱用于执行这一功能。由 于安全壳体积大(80000m3),充许操纵员有较长时 间(至少有12h)来部署这一系统。
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压水堆安全性分析[1]
演讲完毕，谢谢听讲!
再见，see you again
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2020/11/14
压水堆安全性分析[1]
前建造的核电厂的所有经验反馈。就安全性 而言，EPR根据法马通和西门子当时已经建造 的96座反应堆的经验反馈，采取改进的方法。 这种设计原则，使AREVA(阿海珐)的EPR成为 继现役最先进的法国N4和德国Konvoi反应堆 之后的最新一代反应堆。
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Байду номын сангаас
压水堆安全性分析[1]
EPR为提高安全水平不断进行了多种设 计选择，并为此采用了双重措施：
压力容器内，避免放射性释放。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
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3、严重事故预防与缓解措施
(1)采取改进措施，旨在进一步降低已经很低 的堆芯熔化概率； (2)在已知严重事故概率已大幅降低的情况下， 采取措施进一步限制严重事故的后果。
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一、降低堆芯熔化概率的设计选择
（1） 从设计阶段就开始考虑扩展运行条件的 范围 （2） 针对有关设备和系统采取的设计选项 （ 3）从设计上进一步提高操纵员操作的可靠 性
压水堆安全性分析[1]
高压熔堆的预防：
除了通常的反应堆冷却剂系统的卸压系统，EPR 装有专门用于在偶发严重事故中防止高压熔堆的 阀门。这些阀门保证在即使发生稳压器卸压管线 故障的情况下，也能快速卸压。它们的卸压能力 保证一次侧快速减压至几百千帕，在压力容器熔 穿事件中通过堆芯熔融物的分散来排除任何反应 堆安全壳增压的风险。
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压水堆安全性分析[1]
反应堆安全壳内氢爆轰的预防：
安全壳预应力混凝土内壳的设计要能够抵挡 由于氢气燃烧所产生的压力，另外在安全壳 内装有氢气复合器以便任何时候氢的平均浓 度保持在10%以下。
PPT文档演模板
压水堆安全性分析[1]
2.保持安全壳的完整性
➢堆芯熔化物在安全壳内部的贮留、稳定和 冷却
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、Tihange 3 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。
新机组采用的先进反应堆技术：
➢EPR
➢AP1000
PPT文档演模板
压水堆安全性分析[1]
EPR
（欧洲压水堆）
PPT文档演模板
压水堆安全性分析[1]
EPR是20世纪90年代初由法马通公司和西门子
公司成立的合资企业开发的。在开发过程中，
所追求的目标不仅要考虑各种技术解决方法 的协调一致，还要考虑充分吸取2家供应商先
同上几代反应堆相比，EPR的安全系统采用实体隔离， 使安全系统得到简化，冗余和多样性得到优化。实 际上这些系统的结构简单，依据反应堆是带功率运 行还是处于停堆状态，把所需进行的配置上的变化 降至最小。
由于安注压力低于二次侧安全阀的整定压力，因此 对蒸汽发生器传热管破裂的事故管理得到改进。这 样带来了双重好处，可以避免发生液体释放并大大 降低二次侧安全阀卡在“开”位上的危险。