ap1000、cpr、epr1000的比较 核电技术

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1、核电技术核电机组的比较一、AP1000核电机组n简介nAP1000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。 AP1000核电机组n主要特点n 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。 n 2、进一步提高了核电站的安全

2、性，同时也能 显著降低核电机组建设以及长期运营的成本。 n 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 ： n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

3、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 ：n简化的非能动设计提高安全性和经济性nAP1000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。n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

4、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5.110-7/堆年和5.910-8/堆年，远小于第二代的110-5/堆年 和110- 6/堆年的水平。n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

5、括业主费用和厂址费用）。 1、AP1000主要的设计特点包括 ：n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

6、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 ：n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

7、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

8、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 ：n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 ：n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

9、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。 二、EP1000核电机组n1994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

10、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 1、EP1000主要的设计特点包括 ：n主要特点n与核岛施工相关的设计特点如下：保持压水堆技术的延续性，并在N4 和Konvoi基础上的改进型设计；独立机组；一次侧采用四个环路;四个 独立的机械和电气安全系统，在实体的布

11、置上，采用实体隔离理念； 反应堆厂房、四个安全厂房和核燃料厂房设计在同一筏基上（如图1 所示）；反应堆厂房、2号和3号安全厂房、核燃料厂房采用掩体设计 技术；反应堆厂房安全壳采用双层带有金属衬里设计；燃料棒采用 17X17正方形排列，241个核燃料组件和89根控制棒的堆芯设计；主蒸 汽阀和给水阀站采用两两分离设计；应急柴油发电机、重要厂房用水 采用实体隔离设计；采用墙体处理技术，取消了现场预制储罐；吸收 和应用了先进的模块化施工理念;设计过程中应用了3D技术，并将3D 模型应用到现场施工管理；文件系统采用KKS编码；仪控系统采用 DCS设计；设计寿命60年。n核岛厂房布置特点n 核岛组成:核岛

12、厂房由反应堆厂房、四个安全厂房、核辅助厂房、 核燃料厂房、废物厂房、两个柴油机厂房和进出厂房组成，如图1所 示。1、EP1000主要的设计特点包括 ：n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、EP1000主要的设计特点包括 ：n安全壳具有非常高的密封性 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

13、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 。1、EP1000主要的设计特点包括 ：n 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

14、（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6.310-7/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 ：n经济性高 EPR的发电成本很低，比N4系列反应堆低10%8。主要优化措施是： （1） EPR的功率（约1600兆瓦

15、）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；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

16、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/MWh9，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。 1、EP1000主要的设计特点包括 ：n仪控系统和主控室设计 EPR的仪控系统和主控室采用成熟的设计，充分 吸取已运行电站数字化仪控系统、人机接口等经 验反馈，吸取先进技术设备的优点。仪控采用4列 布置，分别位于安全厂房的不同区域，避免发生 共模失效。主控室与N4机组的高度计算机化控制 室相同，专门设有用于维护和诊断工作的人机接 口。 虽然核电被认为是是代替火电厂、减少温室气体 以及减少废气污染的最有效手段。但目前全世界 很多国家都有团体和专家反对建核电站，主要是 对核电安全问题的担忧。实际上笔者认为成本问 题才是核电发展会遇到的最大困难。 三、CPR1000核电机组nCPR1000是中广核集团(中国广东核电集团有限公司)在引进、消化、 吸收国外先进