欧洲先进压水堆epr技术

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1、1.欧洲先进压水堆发展情况简介1993年5月，法M和徳W的核安全当局提出在未来压水堆设计屮采用共同的安全方法，通过降低堆芯熔化和严重事故概率和提高安全壳能力來提高安全性，从放射性保护、废物处理、维修改进、减少人为失误等力‘面根木改善运行条件。1998年，完成fEPR基木设计。2000年3月，法国和德国的核安全当局的技术支持单位IPSN和GRS完成了EPR:基本设计的评审工作，并于2000年11月颁发了-•套适用于未来核电站设计建造的详细技术导则。EPR是法马通和两门子联合开发的反应堆。2001年1月，法马通公司与两门子核电部合并，组成法马通先进核能公司(FiamatoincANP，AREVA

2、集团的子公司)。法国电力公司和德国各主耍电力公司参加/项B的没计。法德两国核安全当局协调了EPR的核安全标准，统一了技术规范。新一代核反应堆EPR己经完成了技术开发层而的工作，现已进入建设阶段。截止2009年1月，世界上尚无已投产发电的EPR堆型商业核电站，在建的EPR堆型核电站冇法国的弗拉芒维尔核电站，芬兰的奥尔基卢奥托核电站(OlkiklOto3)。以及位于中国广东江门的台山核电站。台山核电站目前处于施工准备阶段，核岛主体土建工程将于2009年g天正式开始、2.欧洲先进压水堆EPR设计特点EPR为单堆布界四环路机组，电功率1525MWC，设计寿命60年，双层安全壳设计，外层采川加强型的混

3、凝土壳抵御外部灾害，内层为预应力混凝土。EPR主要的设计特点包拈：(1)安全性和经济性高EPR通过主耍安全系统4列布界，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，米提髙纵深防御的没计安全水乎。没计了严重事故的应对措施，保证安全克短期和长期功能，将堆芯熔融物稳定在安全壳内，避免放射性释放。EPR考虑内部事件的堆芯熔化概率6.3X10-7/堆年，在电站寿期内可用率平均达到90%,正常伶堆换料和检修吋间16天，运行维护成木比现在运行的电站低10%，经济性髙。建造EPR的投资费川低丁•GOO欧元/千瓦，发电成本低于3欧分/kWh。(2)严

4、:單: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罝3个安全阀(3X3(X)t/h)的基础上，EPR专门设界了针对严重事故工况的卸压装界(900t/h),安全阀和卸压装界都通过卸压箱排到安全壳内。当堆芯温度人于6506C吋，操纵员肩动专设卸压装置，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。针对氢气燃烧和爆炸的危险，EPR在设计中采用火容积安全壳（80000m3）。在设备间布/40台大型氢复合器，在反应堆厂房升降机部位也安装了4台氢复合器。通过计算

5、分析氢气产生量、氢气分布和燃烧导致的压力载荷，结果表明采取上述措施后氢气产生的危险不会威胁安全壳的完整性。对于蒸汽爆炸事故，EPR在RPV设计屮没冇设罝特殊的装罝。通过选择相关事故和边界条件，计算判断RPV封头允许承受的载荷能力，分析论证导致安全壳早期失效的压力容器内蒸汽爆炸己基本消除，不需要没置特殊的装置对付蒸汽爆炸事故。己做的试验显示熔融物不会像以前假没的那样爆炸（极低的概率和/或爆炸性）。进一步的试验仍在进行中。对于堆芯熔融物，在EPR设H•中，RPV失效前堆坑rt保持干燥，RPV失效后堆芯熔融物暂吋滞衍在堆坑内，然后•进入专用的展开隔室中展开。堆坑和展开隔室装冇保护材料，保护熔融物中

6、残余的锆，降低丫氧化物的密度和温度，改善了展开条件，在展开区域没有氣化锆防护层，防护层底下没有冷却管线，安全克内换料水箱的水非能动地流入并淹没熔融物，从两边对熔融物进行冷却，避免底板熔穿和安全克失效。对于安全壳内热S排出，EPR设计冇带外部循环的安全壳喷淋系统，2个系列，可以在较短的吋间P、J降低安全壳温度和压力。该系统可以从喷淋工作模式切换至直接冷却熔融物的工作模式，并能长时间防止蒸汽产生，长期地将熔融物和安全壳中的热量导出。（3）仪控系统和主控室设计EPR的仪控系统和主控室采川成熟的设计，充分吸取己运行电站数字化仪控系统、人机接门等经验反馈，吸取先进技术没备的优点，仪控采用4列布置，分别

7、位于安全厂房的不问区域，避免发生井模失效。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。EPR是法马通和两门子联合开发的反应堆。2（X）1年丨月，法马通公司与两门子核电部合并，组成法马通先进核能公司（FiamatoincANP，AREVA集团的子公司）。法国电力公司和德国各主要电力公司参加了项目的没计。法德两国核安全当局协调了EPR的核安全标准，统一了技术规范。新一代核反应堆