AP1000和EPR简介

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1、AP1000和EPR简介2004.7.301目录1世界核电站可划分为四代1．1第1代核电站1．2第2代核电站1．3第3代核电站1．4第4代核电站2第3代核电站最高层次的安全设计要求2．1第3代核电站的共同要求:2．2改革型的能动（安全系统）核电站的要求2．3先进型的非能动（安全系统）核电站的要求3AP1000和EPR的设计理念4AP10004.1AP1000开发情况4．2AP1000技术描述5EPR5.1EPR开发情况5．2EPR技术描述6AP1000和EPR设计自主化能力的初步分析7AP1000和EPR设备制造本地化能力的初步分析8EPR基础设计报告和AP1000设计控制文件的目录比较9A

2、P1000和EPR的主要技术参数比较表10AP1000和EPR核电站严重事故预防和缓解对策比较附件：第四代核电站超临界水反应堆（SCWR）简介2附表：AP1000设计许可证时间表AP1000和EPR简介1、世界核电站可划分为四代1．1第1代核电站：自50年至60年代初苏联、美国等建造的第一批单机容量在300MWe的原型核电站，如美国的希平港核电站和英第安角1号核电站，法国的舒兹(Chooz)核电站，德国的奥珀利海母(Obrigheim)核电站,日本的美浜1号核电站等。1．2第2代核电站：自60年代末至70年代世界上建造了大批单机容量在600－1400MWe的标准核电站，以美国为代表的Mode

3、l212（600MWe，两环路压水堆）、Model312（1000MWe，3环路压水堆，采用12英尺燃料组件），Model314（1040MWe，3环路压水堆，采用14英尺燃料组件），Model412（1200MWe，4环路压水堆，采用12英尺燃料组件）、Model414（1300MWe，4环路压水堆，采用14英尺燃料组件）、System80（1050MWe，2环路压水堆）以及一大批沸水堆（BWR）均可划入第2代核电站范畴。法国的CPY，P4，P4′´也属于Model312，Model414一类标准核电站。日本、韩国也建造了一批Model412、System80等标准核电站。它们是目前世界正

4、在运行的439座核电站（2002年6月统计数）主力机组。1．3第3代核电站:对于第3代核电站类型有各种不同看法，国际原子能机构的出版物曾导了世界各国正在研究开发的各种类型核电站，但这些核电站尚处方案设想阶段，不能成为第3代核电站的代表。美国核电用户要求文件（URD）和欧洲核电用户要求文件（EUR）提出了下一代核电站的安全和设计技术要求，它包括了改革型的能动（安全系统）核电站和先进型的非能动（安全系统）核电站，并完成了全部工3程论证和试验工作以及核电站的初步设计，它们将成为下一代（第3代）核电站的主力堆型，这类典型的核电站见下表：第3代核电站美国欧洲+能动核电站：System80,APWR10

5、00，ABWREPR非能动核电站：AP1000EP10001．4第4代核电站:第4代核电站将满足安全、经济、可持续发展、极少的废物生成、燃料增殖的风险低、防止核扩散等基本要求。第4代核电站包括三种快中子反应堆系统和三种热中子反应堆系统：第4代核电站缩写中子能谱燃料循环钠冷快堆系统(SodiumCooledFastReactorSystem)SFR快闭式铅合金冷却快堆系统(LeadAlloy-CooledFastReactorLFR快闭式System)气冷快堆系统(Gas-CooledFastReactorSystem)GFR快闭式超高温堆系统(VeryHighTemperatureReact

6、orSystem)VHTR热一次超临界水冷堆系统(SupercriticalWaterCooledReactorSCWR热和快一次／闭式System)熔盐堆系统(MoltenSaltReactorSystem)MSR热闭式2第3代核电站最高层次的安全设计要求2．1第3代核电站的共同要求:2．1．1、预防事故能力●系统应是简化的；●设计应有大的裕量；—燃料的设计裕量应比安全审评的燃料设计要求值大15%；—压力容器水装量，蒸汽发生器二次测水装量比现有核电站4大；—最大的反应堆压力容器冷却剂出口温度为316℃；●应堆应该设计成：在所有情况下，功率反应性系数都是负的；●在大量的LWR运行经验的基础上

7、，应规定采用现有的最好材料和水化学性能。●应提供经过重大改进的人机接口系统，这样将加强无错误的正常运行和迅速、准确诊断异常工况。●在电厂内应采用成熟的诊断监测系统，用于监测泄漏、振动、松动部件以及其他可能发生的问题，使关键转动设备和高压系统的故障降到最低程度。●为了安全和投资保护的目的，操纵员应有适当时间（在发生必须采取行动的指示之后，等于或大于30分）采取动作防止设备损坏或防止可能引起电厂长时期停役的工况。