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1、第30卷第3期核科学与工程Vol.30No.32010年9月ChineseJournalofNuclearScienceandEngineeringSep.2010EPR与CPR1000严重事故缓解措施比较郑华(中广核工程有限公司,广东深圳518045)摘要:简述了EPR的严重事故缓解措施,包括严重事故专用卸压阀,安全壳内换料水箱(IRWST),可燃气体控制系统,堆芯熔融物捕集、稳定和冷却系统,严重事故下安全壳内热量导出系统,双层安全壳,严重事故专用仪表和控制系统,严重事故下不间断供电系统,严重事故运
2、行策略等,并与CPR1000严重事故缓解措施比较,提出CPR1000严重事故缓解措施改进方向。关键词:严重事故;欧洲压水堆;CPR1000中图分类号:TL364.1文献标志码:A文章编号:02580918(2010)03025008ComparisonofsevereaccidentmitigationmeasuresbetweenEPRandCPR1000ZHENGHua(ChinaNuclearPowerEngineeringCo.,Ltd.,ShenzhenofGuangdongProv.518
3、045,China)Abstract:SevereaccidentmitigationmeasuresofEPRareintroduced,andcomparedwiththoseofCPR1000,includingsevereaccidentdedicateddepressurizationvalves,incontainmentrefuelingwaterstoragetank(IRWST),combustiblegascontrolsystem,coremeltstabilizationandcooli
4、ngsystem,containmentheatremovalsystem,doublecontainment,dedicatedinstrumentationandcontrols,severeaccidentuninterruptiblepowersupplysystem,operatingstrategiesforsevereaccidentandsoon.ImprovementsofCPR1000severeaccidentmitigationmeasuresareproposed.Keywords:se
5、vereaccident;EPR;CPR1000EPR是FRAMATOME(现AREVANP)体设计目标和安全指标需达到EUR对第三和SIEMENS联合设计的改进型核电站,它以代核电站的要求,包括对严重事故预防和缓法国N4型和德国KONVOI型核电站为主要解的要求。的设计参考,并充分吸收了法国和德国核电EUR第2卷第1章第2.1节第4.4条为[1]发展多年的设计、建造和运行经验。EPR总严重事故!,除要求优先通过简单而鲁棒的收稿日期:2009814;修回日期:20091126作者简介:郑华(1979
6、),男,江苏省徐州市人,工程师,现从事核电站总体安全研究工作250设计预防严重事故外,还要求在设计中考虑一1EPR主要的严重事故缓解措施些严重事故序列,以确保满足总体概率安全目标。EUR特别强调预防一次安全壳的早期失EPR主要的严重事故缓解措施包括严重效(如氢气爆炸、压力容器高压下失效、蒸汽爆事故专用卸压阀,安全壳内换料水箱(IRW炸、反应性事故等)和通过安全壳系统缓解严重ST),可燃气体控制系统,堆芯熔融物捕集、稳事故后果(如滞留和冷却堆芯碎片、熔融堆芯与定和冷却系统,严重事故下安全壳内热量导出混凝土相互作用
7、、限制安全壳系统的泄漏、延长系统,双层安全壳,严重事故专用仪表和控制系需要操纵员干预或进行事故管理的宽限时间统,严重事故下不间断供电系统,严重事故运行[23]等)。策略等,如图1、图2所示。CPR1000是以中国广东核电集团从法国引进的百万千瓦核电机组为基础,结合多项重大技术改进形成的具有自主品牌的中国大型商用压水堆技术方案。根据∀核动力厂设计安全规定#(HAF102)的要求,CPR1000核电厂已采取一些严重事故缓解措施,基本满足国家核安全局∀第二代改进型核电项目核安全审评原则#[6]要求,但还需持续改进。EP
8、R等先进核电厂设计可为改进CPR1000严重事故缓解措施提供借鉴和参考。本文简介EPR主要的严重事故缓解措施,并与CPR1000对比,提出CPR1000严重事故缓解措施改进建议。图1EPR主要的严重事故缓解措施Fig.1MainsevereaccidentmitigationmeasuresofEPR图2EPR主要的严重事故缓解措施安全壳热量导出
