AP1000與EPR專設(shè)安全系統(tǒng)的差異性比較和分析

郭景任，楊孟嘉

（深圳中廣核工程設(shè)計(jì)有限公司，廣東 深圳 518045）

AP1000與EPR專設(shè)安全系統(tǒng)的差異性比較和分析

郭景任，楊孟嘉

（深圳中廣核工程設(shè)計(jì)有限公司，廣東 深圳 518045）

以美國(guó)西屋公司開發(fā)的先進(jìn)壓水堆（AP1000）和法德兩國(guó)聯(lián)合開發(fā)的歐洲壓水堆（EPR）為典型代表的第三代核電技術(shù)都在專設(shè)安全系統(tǒng)的設(shè)計(jì)上進(jìn)行了革新或改進(jìn)，旨在提高核電站的總體安全水平和可利用率。本文簡(jiǎn)要介紹了AP1000和EPR專設(shè)安全系統(tǒng)的組成和特點(diǎn)，比較了兩者之間的差異，并分析了這些差異對(duì)于核電站安全、設(shè)備可靠性及成本控制的影響。

核電站；AP1000；EPR；專設(shè)安全系統(tǒng)；差異性

自20世紀(jì)90年代開始，為了消除廣大公眾因切爾諾貝利核事故帶來(lái)的對(duì)核能利用的疑慮，提高核電應(yīng)用的安全性和經(jīng)濟(jì)性，世界核電界集中力量對(duì)核電站專設(shè)安全系統(tǒng)和嚴(yán)重事故的預(yù)防與后果緩解進(jìn)行了研究，美國(guó)和歐洲先后提出了符合“用戶要求”[1-2]的概念，并在此基礎(chǔ)上，開發(fā)了安全性、經(jīng)濟(jì)性更好的第三代核電技術(shù)。第三代核電技術(shù)通過(guò)采用非能動(dòng)安全系統(tǒng)或增加安全系統(tǒng)冗余度、增設(shè)緩解嚴(yán)重事故后果的工程措施以及應(yīng)用數(shù)字化儀控系統(tǒng)等先進(jìn)技術(shù)，降低核電站的嚴(yán)重事故風(fēng)險(xiǎn)，實(shí)現(xiàn)更高的安全目標(biāo)，使核電技術(shù)向更安全、更經(jīng)濟(jì)的方向發(fā)展。第三代核電技術(shù)問世以后，受到全球核電用戶的普遍關(guān)注，包括中國(guó)在內(nèi)的一些國(guó)家已經(jīng)選用或準(zhǔn)備選用第三代核電技術(shù)進(jìn)行新的核電機(jī)組建設(shè)。

第三代核電技術(shù)以美國(guó)西屋公司開發(fā)的先進(jìn)壓水堆（AP1000）和法德兩國(guó)聯(lián)合開發(fā)的歐洲壓水堆（EPR）為典型代表。AP1000在傳統(tǒng)成熟的兩環(huán)路壓水堆核電技術(shù)的基礎(chǔ)上，引入安全系統(tǒng)非能動(dòng)化理念。與傳統(tǒng)的壓水堆安全系統(tǒng)相比[3]，非能動(dòng)安全系統(tǒng)更加簡(jiǎn)單，它們不需要現(xiàn)有核電站中那些種類繁多的安全支持系統(tǒng)，使核電站安全系統(tǒng)的設(shè)計(jì)發(fā)生了革新性的變化。EPR主要以法國(guó)N4核電站和德國(guó)Konvoi核電站為參考，充分吸收了法國(guó)和德國(guó)多年核電設(shè)計(jì)、建造和運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)，通過(guò)漸進(jìn)式的模式改進(jìn)安全系統(tǒng)的設(shè)計(jì)，提高核電站的總體安全水平和可利用率。

1 AP1000專設(shè)安全系統(tǒng)的組成和特點(diǎn)

與傳統(tǒng)核電站相比，APl000的非能動(dòng)安全系統(tǒng)在電廠安全性和投資保護(hù)方面有了重大的提高，無(wú)需操縱人員行動(dòng)或交流電支持即可建立并長(zhǎng)期維持堆芯冷卻和安全殼的完整性。非能動(dòng)系統(tǒng)滿足單一故障準(zhǔn)則，可采用概率風(fēng)險(xiǎn)評(píng)價(jià)（PRA）來(lái)驗(yàn)證其可靠性。

APl000反應(yīng)堆的非能動(dòng)安全系統(tǒng)比典型壓水堆的安全系統(tǒng)顯著地簡(jiǎn)化，這些非能動(dòng)系統(tǒng)中所包含的設(shè)備部件大大減少，從而減少了所需的試驗(yàn)、檢查和維護(hù)。它們不需要能動(dòng)支持系統(tǒng)，其就位狀況很容易被監(jiān)測(cè)。

AP1000專設(shè)安全系統(tǒng)由下列系統(tǒng)組成[4－5]：①非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)；②非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)；③裂變產(chǎn)物去除與控制系統(tǒng)；④安全殼隔離系統(tǒng)；⑤主控制室應(yīng)急可居留系統(tǒng)。

1.1 非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)

AP1000非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)包括非能動(dòng)余熱去除系統(tǒng)和安全注入系統(tǒng)（圖1）。與傳統(tǒng)壓水堆應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)相比，AP1000非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)除了具有安全注射和應(yīng)急硼化功能外，還具有堆芯應(yīng)急衰變熱導(dǎo)出和安全殼pH控制功能，替代了傳統(tǒng)壓水堆輔助（應(yīng)急）給水系統(tǒng)和安全殼噴淋系統(tǒng)的部分功能。其主要設(shè)計(jì)特點(diǎn)為：

（1）在反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)中，引入了一個(gè)非能動(dòng)熱交換器。當(dāng)冷卻劑泵失效時(shí)，水流自然循環(huán)到該熱交換器，將熱量帶至安全殼內(nèi)的換料水箱。整個(gè)傳熱過(guò)程無(wú)需動(dòng)力。當(dāng)換料水箱達(dá)到飽和時(shí)，向安全殼蒸發(fā)，非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)動(dòng)作，冷凝水沿殼壁流回?fù)Q料水池，可實(shí)現(xiàn)長(zhǎng)時(shí)間的堆芯冷卻。

（2）安全注入系統(tǒng)由兩臺(tái)堆芯補(bǔ)給水箱、兩臺(tái)安注箱和安全殼內(nèi)的換料水箱組成，連接在反應(yīng)堆冷卻劑環(huán)路上，系統(tǒng)中充滿硼水，依靠重力和氣體儲(chǔ)能的釋放注射。當(dāng)正常上充水系統(tǒng)失效時(shí)，可應(yīng)付小泄漏；由于失水事故而引起大泄漏時(shí)，提供堆芯應(yīng)急冷卻，最終將反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)全部淹沒。

（3）依靠安全殼內(nèi)的換料水箱提供冷卻水注入，保持破口事故后期堆芯的冷卻和余熱導(dǎo)出，與非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)一起建立起再循環(huán)，使堆芯保持淹沒。

1.2 非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)

AP1000非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)的主要功能與傳統(tǒng)壓水堆的安全殼噴淋系統(tǒng)相同，其作用是發(fā)生破口事故或主蒸汽管破裂事故發(fā)生在安全殼內(nèi)時(shí)，排出安全殼內(nèi)的熱量。其主要特點(diǎn)是。

（1）以鋼安全殼作為傳熱界面，將空氣從外層屏蔽殼入口引入，通過(guò)外部環(huán)廊到達(dá)底部，在空氣折流板底部轉(zhuǎn)向180°，進(jìn)入內(nèi)部環(huán)廊，再沿安全殼內(nèi)壁向上流動(dòng)。由于內(nèi)部環(huán)廊空氣被加熱以及水蒸氣的存在，內(nèi)、外環(huán)廊的空氣存在密度差，形成空氣的自然循環(huán)，空氣最終從屏蔽殼頂部煙囪排出。

（2）在安全殼頂部設(shè)有可供使用72 h的冷卻水貯存箱，水依靠重力向下流，在鋼安全殼弧頂和殼壁外側(cè)形成一層水膜。

（3）當(dāng)安全殼內(nèi)壓力或溫度過(guò)高時(shí)，系統(tǒng)自動(dòng)開啟。由水膜和空氣的自然循環(huán)導(dǎo)出安全殼內(nèi)的熱量，降低安全殼的壓力，保證安全殼不受損壞。

1.3 非能動(dòng)安全殼裂變產(chǎn)物去除系統(tǒng)

AP1000中沒有設(shè)計(jì)與安全相關(guān)的安全殼噴淋系統(tǒng)用于去除安全殼中的裂變產(chǎn)物。安全殼大氣中活性物質(zhì)的去除完全靠沉淀、擴(kuò)散、熱遷移等自然過(guò)程。事故后，如安全殼內(nèi)放射性活度升高，由防火系統(tǒng)提供的非能動(dòng)安全殼噴淋系統(tǒng)在安全殼外充氮罐的壓力作用下進(jìn)行噴淋，以限制裂變產(chǎn)物的釋放。絕大多數(shù)非氣態(tài)活性物質(zhì)最終沉積在安全殼地坑冷卻水中。

圖1 AP1000非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)簡(jiǎn)圖Fig. 1 AP1000 passive core cooling system

1.4 安全殼隔離系統(tǒng)

該系統(tǒng)具有兩道屏障，一道在安全殼外，一道在安全殼內(nèi)。與傳統(tǒng)壓水堆核電站相比，AP1000的安全殼機(jī)械貫穿件（包括閘門）數(shù)量大大減少，正常狀態(tài)隔離閥處于關(guān)閉狀態(tài)的比例更高。正常打開的隔離閥也由故障自動(dòng)關(guān)閉，不要求貫穿件具有支持事故后緩解的功能。

1.5 非能動(dòng)主控制室可居留系統(tǒng)

該系統(tǒng)在電廠事故后為主控制室提供新鮮空氣并進(jìn)行冷卻和增壓。在接收到主控制室高輻射信號(hào)以后，該系統(tǒng)自動(dòng)啟動(dòng)，隔離正常的控制室通風(fēng)通道并開始增壓。系統(tǒng)中的空氣來(lái)自一組壓縮空氣貯存箱，可以維持工作人員繼續(xù)居留至少72 h。

2 EPR專設(shè)安全系統(tǒng)的組成和特點(diǎn)

EPR為改進(jìn)型第三代壓水堆核電站。EPR的目標(biāo)是在確保安全水平明顯提高的同時(shí)使核電更具競(jìng)爭(zhēng)力。它充分吸收了幾千個(gè)堆?年的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)反饋，并把過(guò)去40年壓水堆運(yùn)行過(guò)程中所積累的所有技術(shù)經(jīng)驗(yàn)都吸納到EPR里來(lái)，從而獲取最大的利益。EPR提高了事故預(yù)防水平并顯著降低了堆芯熔化概率，其安全水平的提高表現(xiàn)在以下兩個(gè)方面：①安全系統(tǒng)的設(shè)計(jì)更加簡(jiǎn)化，實(shí)現(xiàn)了4重冗余，并提供多種備用功能以便在安全系統(tǒng)的所有冗余（設(shè)備、系統(tǒng)）都失效時(shí)承擔(dān)起相應(yīng)的安全功能；②在設(shè)計(jì)上考慮了嚴(yán)重事故預(yù)防和事故后果的緩解。

EPR的專設(shè)安全設(shè)施主要包括[5,7]：①安全殼系統(tǒng)；②應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)；③應(yīng)急給水系統(tǒng)。

2.1 安全殼系統(tǒng)

EPR采用雙層安全殼，外層是鋼筋混凝土殼，內(nèi)層是帶鋼襯里的預(yù)應(yīng)力混凝土殼。其設(shè)計(jì)的主要特點(diǎn)是：

（1）考慮了嚴(yán)重事故工況，能夠承受燃料組件內(nèi)鋯氧化產(chǎn)生的氫燃燒可能造成的壓力。

（2）雙層安全殼之間的環(huán)廊保持負(fù)壓，保證沒有有害氣體向環(huán)境直接泄漏，泄漏到環(huán)廊內(nèi)的氣體經(jīng)過(guò)過(guò)濾處理后再向外排放。

（3）滿足生物屏蔽和防內(nèi)部災(zāi)害、外部災(zāi)害的要求，在防外部災(zāi)害的設(shè)計(jì)中，還特別考慮了抗飛機(jī)撞擊的能力。

（4）考慮嚴(yán)重事故工況，設(shè)有完善的可燃?xì)怏w控制系統(tǒng)，包括非能動(dòng)的催化復(fù)合器和氫點(diǎn)火器，假定100%燃料包殼與水反應(yīng)。

（5）設(shè)有專門的底板保護(hù)裝置，發(fā)生嚴(yán)重事故時(shí)，堆芯熔融物熔穿壓力容器后被導(dǎo)流到一個(gè)面積約170 m2的展開區(qū)，安全殼內(nèi)換料水池的水以非能動(dòng)的方式流到展開區(qū)，冷卻熔融物，防止底板熔穿，保持安全殼的完整性。

（6）在設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故時(shí)，EPR不需要安全殼熱導(dǎo)出系統(tǒng)（即安全殼噴淋系統(tǒng)）。EPR安全殼熱導(dǎo)出系統(tǒng)在設(shè)計(jì)上是對(duì)付嚴(yán)重事故工況的系統(tǒng)，作為最終的緩解措施，在安全級(jí)系統(tǒng)失效而導(dǎo)致堆熔的情況下，從安全殼和安全殼內(nèi)的換料水箱導(dǎo)出熱量，限制安全殼的壓力升高。

圖2 EPR安全系統(tǒng)示意圖Fig. 2 EPR engineered safety system

2.2 應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)

EPR的應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)主要指安注系統(tǒng)（SIS），在設(shè)計(jì)上，EPR的安注系統(tǒng)和余熱導(dǎo)出系統(tǒng)（RHRS）是共用的。因此，EPR的應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)不但執(zhí)行安全功能，還要執(zhí)行正常運(yùn)行的功能。其系統(tǒng)組成見圖2，主要設(shè)計(jì)特點(diǎn)如下：

（1）EPR安注系統(tǒng)由中壓安注系統(tǒng)、低壓安注系統(tǒng)和安注箱組成，其中，低壓安注系統(tǒng)和余熱導(dǎo)出系統(tǒng)共用同一套系統(tǒng)。安注系統(tǒng)由4個(gè)系列組成，每個(gè)系列的容量為100%，各對(duì)應(yīng)一個(gè)環(huán)路，系列之間沒有交叉連接，設(shè)備之間實(shí)體隔離。

（2）EPR換料水箱設(shè)置在安全殼內(nèi)，與安全殼地坑合二為一，不但提高了水源的可靠性，而且取消了從直接安注到再循環(huán)安注的切換。概率風(fēng)險(xiǎn)分析結(jié)果顯示，該項(xiàng)設(shè)計(jì)改進(jìn)降低了堆芯損壞概率。

（3）在電站正常運(yùn)行期間，EPR安注系統(tǒng)處于直接安注的備用狀態(tài)，管道中充滿安全殼內(nèi)換料水箱的含硼水。接收到安注信號(hào)后，安注系統(tǒng)自動(dòng)啟動(dòng)，只需啟動(dòng)安注泵，不需要進(jìn)行任何閥門切換，即可實(shí)現(xiàn)安注功能。

（4）在多樣性設(shè)計(jì)方面，低壓安注系統(tǒng)的第1系列和第4系列裝備了雙冷卻盤管，可以由空氣冷卻的冷凍水系統(tǒng)提供冷卻。維修冷停堆工況下發(fā)生失去全部冷卻水情況時(shí)，低壓安注系統(tǒng)的第1系列和第4系列仍可以工作，為反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)提供補(bǔ)水。

2.3 應(yīng)急給水系統(tǒng)

當(dāng)蒸汽發(fā)生器主給水系統(tǒng)失效時(shí)，應(yīng)急給水系統(tǒng)確保向蒸汽發(fā)生器供水，并且與蒸汽發(fā)生器大氣釋放閥（或安全閥）一起作用將堆芯的余熱排出，使電廠恢復(fù)并保持在安全狀態(tài)。

EPR的應(yīng)急給水系統(tǒng)包括4個(gè)相同系列，分別布置在4個(gè)安全廠房?jī)?nèi)，每個(gè)系列包括一個(gè)儲(chǔ)水箱和一臺(tái)電動(dòng)泵。應(yīng)急給水系統(tǒng)的4臺(tái)電動(dòng)泵由4臺(tái)應(yīng)急柴油發(fā)電機(jī)作為應(yīng)急電源，另外還有2臺(tái)小的柴油發(fā)電機(jī)作為發(fā)生全廠斷電時(shí)第1、4區(qū)安全廠房中的電動(dòng)泵的備用電源。應(yīng)急給水系統(tǒng)具有專門的入口管嘴，可將應(yīng)急給水分配至蒸汽發(fā)生器冷、熱兩側(cè)的環(huán)行下降空間。應(yīng)急給水系統(tǒng)與主給水系統(tǒng)間的實(shí)體分隔以及相關(guān)的設(shè)計(jì)可以消除水錘現(xiàn)象的威脅，并使溫度分層的影響降至最低。

3 AP1000與EPR專設(shè)安全系統(tǒng)之間的差異分析

（1）采用了不同的設(shè)計(jì)理念來(lái)提高安全性

AP1000是在傳統(tǒng)成熟的壓水堆核電技術(shù)的基礎(chǔ)上，采用非能動(dòng)安全系統(tǒng)，使核電站設(shè)計(jì)發(fā)生了革新性的變化。安全系統(tǒng)的設(shè)計(jì)采用加壓氣體、重力流、自然循環(huán)以及對(duì)流等自然驅(qū)動(dòng)力，而不是用泵、風(fēng)機(jī)或柴油發(fā)電機(jī)等能動(dòng)部件，可以在沒有交流電源、設(shè)備冷卻水、廠用水以及供暖、通風(fēng)與空調(diào)等安全級(jí)支持系統(tǒng)的條件下保持正常運(yùn)行功能。

EPR壓水堆核電站采用循序漸進(jìn)式而不是革新式的設(shè)計(jì)改進(jìn)，專設(shè)安全系統(tǒng)沿用傳統(tǒng)壓水堆核電站使用的能動(dòng)安全系統(tǒng)，根據(jù)現(xiàn)役核電站的設(shè)計(jì)、建設(shè)和運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)，在傳統(tǒng)設(shè)計(jì)的基礎(chǔ)上對(duì)系統(tǒng)的設(shè)計(jì)、布置和運(yùn)行進(jìn)行了適當(dāng)?shù)母倪M(jìn)和優(yōu)化，增加安全系統(tǒng)冗余度，安全系統(tǒng)全部采用4×100%的配置。在EPR的設(shè)計(jì)中，還特別注重嚴(yán)重事故的預(yù)防和事故后果的緩解，消除了放射性大劑量釋放的風(fēng)險(xiǎn)，把應(yīng)急措施限制在電站十分有限的范圍內(nèi)。

（2）通過(guò)不同方式實(shí)現(xiàn)了可操作性、可維修性和高可用率[8]

AP1000由于采用非能動(dòng)的安全系統(tǒng)，大大簡(jiǎn)化了系統(tǒng)設(shè)計(jì)，操作員操縱安全系統(tǒng)所要求的動(dòng)作的數(shù)量和復(fù)雜程度都達(dá)到了最小，提高了可操作性，減少了人員干預(yù)產(chǎn)生的誤動(dòng)作；非能動(dòng)安全系統(tǒng)減少了部件數(shù)量，降低了相關(guān)維修要求；特別是，由于安全系統(tǒng)的技術(shù)規(guī)范大大簡(jiǎn)化，降低了監(jiān)督要求。這些都保證了高可用率、運(yùn)行靈活性以及改進(jìn)實(shí)施維修的能力。

EPR專設(shè)安全系統(tǒng)的設(shè)計(jì)也遵循簡(jiǎn)單和冗余的原則，其中，冗余系統(tǒng)設(shè)計(jì)提供后備的功能。對(duì)于EPR，重要的安全系統(tǒng)和它們的支持功能設(shè)備(安全注入系統(tǒng)、應(yīng)急給水系統(tǒng)、設(shè)備冷卻系統(tǒng)、應(yīng)急電源)都是以4系列布置。這樣設(shè)置不僅可以達(dá)到非常高的安全水平，其高冗余度還可以在運(yùn)行和維修方面節(jié)約成本；其4個(gè)系列設(shè)計(jì)能夠滿足預(yù)防性維修的需要：在發(fā)生破口事故的情況下，一個(gè)系列與破口環(huán)路連接，一個(gè)系列發(fā)生單一故障而失效，一個(gè)系列在預(yù)防性維修，還有一個(gè)系列足夠?qū)Ω镀瓶谑鹿?。EPR反應(yīng)堆設(shè)計(jì)在整個(gè)壽期內(nèi)的平均可用率因子可達(dá)到91%以上，EPR標(biāo)準(zhǔn)的停堆換料檢修時(shí)間（包括所有必要的維護(hù)在內(nèi)）只有16天。

（3）嚴(yán)重事故預(yù)防和緩解措施不同

AP1000的非能動(dòng)安全系統(tǒng)能夠在無(wú)操縱人員行動(dòng)以及無(wú)交流電源的條件下維持長(zhǎng)期的事故緩解。對(duì)于極限設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故，在安全殼內(nèi)用于再循環(huán)冷卻的堆芯冷卻劑裝量以及堆芯的硼化足以維持至少30天時(shí)間。對(duì)于堆芯熔化的超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故，APl000為防止壓力容器失效，考慮了用安全殼內(nèi)換料水貯存箱內(nèi)的水淹沒反應(yīng)堆腔和反應(yīng)堆壓力容器的事故管理策略。在假想的嚴(yán)重事故期間，用水冷卻壓力容器的外表面并防止在下封頭處的堆芯熔化碎片熔穿容器壁而進(jìn)入安全殼。將堆芯熔融物保留在壓力容器內(nèi)可以防止容器外嚴(yán)重事故現(xiàn)象，如堆外蒸汽爆炸和堆芯物質(zhì)與混凝土的化學(xué)反應(yīng)的發(fā)生，進(jìn)而保護(hù)了安全殼的完整性。對(duì)APl000先進(jìn)核電站進(jìn)行堆芯熔融物堆內(nèi)滯留（IVR）的分析結(jié)果表明，采用設(shè)計(jì)成能增加底封頭表面和充分水淹的堆腔的冷卻極限的APl000反應(yīng)堆隔熱層，APl000核電站通過(guò)反應(yīng)堆壓力容器外的冷卻為IVR提供了足夠的失效裕度。

EPR在設(shè)計(jì)中考慮了假想堆芯熔化事故，采取措施防范高壓熔堆和氫氣爆燃，并采用一個(gè)專門的擴(kuò)散區(qū)域使堆芯熔融物得以長(zhǎng)期冷卻，還加強(qiáng)了安全殼結(jié)構(gòu)的強(qiáng)度以抵御不太可能出現(xiàn)的壓力積聚，確保在短期和長(zhǎng)期堆芯熔化事故時(shí)防止大規(guī)模放射性釋放的發(fā)生。

EPR設(shè)有防止高壓熔堆的專用卸壓閥，經(jīng)高溫運(yùn)行鑒定，即使在發(fā)生穩(wěn)壓器卸壓管線故障的情況下，這些閥也能保證反應(yīng)堆冷卻系統(tǒng)快速卸壓。

EPR考慮了發(fā)生堆芯熔融物在壓力容器外擴(kuò)展的情況，設(shè)有專門的堆芯擴(kuò)散冷卻區(qū)，并且表面覆蓋有“可犧牲材料”作保護(hù)層，其下部裝有循環(huán)水冷卻通道，保護(hù)核島基礎(chǔ)底板免受任何損害。

（4）通過(guò)不同方式控制發(fā)電成本，提高經(jīng)濟(jì)性

AP1000采用非能動(dòng)專設(shè)安全系統(tǒng)，設(shè)計(jì)、系統(tǒng)設(shè)置以及工藝布置更加簡(jiǎn)化，施工量減少了，工期縮短了。與傳統(tǒng)壓水堆相比，AP1000所需的閥門、泵、安全級(jí)管道、電纜、抗震廠房容積分別減少50%、35%、80%、70%和45%，減少了所用設(shè)備部件的采購(gòu)量，降低了安裝成本，縮短了施工時(shí)間，減少了維修量。而且，AP1000設(shè)計(jì)中廣泛采用了現(xiàn)代的模塊化設(shè)計(jì)和施工技術(shù)，可以有效地縮短建造工期。

EPR專設(shè)安全系統(tǒng)設(shè)計(jì)采取4個(gè)冗余系列，總投資費(fèi)用略有增加，但通過(guò)提高輸出電功率，可以降低發(fā)電成本。EPR選定熱功率輸出為4 500 MW，設(shè)計(jì)中，通過(guò)給蒸汽發(fā)生器提供一個(gè)預(yù)熱區(qū)，提高了汽輪機(jī)入口處主蒸汽的壓力，效率可以達(dá)到36%，對(duì)應(yīng)的凈電功率達(dá)到了1 630 MW。

另外，根據(jù)在法國(guó)和德國(guó)最新建造的大部分核電站的經(jīng)驗(yàn)，EPR核電站的建造時(shí)間控制在4～5年，通過(guò)對(duì)EPR核電站布置的優(yōu)化，采用先進(jìn)的計(jì)劃、施工和安裝方法還可以縮短工期，控制工程造價(jià)，以提高電站的經(jīng)濟(jì)性。

4 結(jié)論

西屋公司AP1000核電站設(shè)計(jì)采用了非能動(dòng)安全系統(tǒng)設(shè)計(jì)，與傳統(tǒng)壓水堆核電站相比系統(tǒng)設(shè)計(jì)顯著簡(jiǎn)化，而且不再需要大規(guī)模的傳統(tǒng)壓水堆核電站中所使用的支持系統(tǒng)，不再依賴于應(yīng)急交流電源。AP1000非能動(dòng)安全系統(tǒng)的簡(jiǎn)化設(shè)計(jì)不僅可以降低造價(jià)、縮短建造工期，而且可以減少維修需要、實(shí)現(xiàn)運(yùn)行靈活性、實(shí)現(xiàn)高的可用率，使AP1000具有良好的經(jīng)濟(jì)競(jìng)爭(zhēng)性。

EPR是法馬通公司（FRAMTOME）和西門子公司（SIEMENS）聯(lián)合設(shè)計(jì)開發(fā)的面向21世紀(jì)的新一代改進(jìn)型壓水堆核電站，全面滿足了歐洲用戶要求（EUR）。在安全系統(tǒng)設(shè)計(jì)上保持了壓水堆技術(shù)的延續(xù)性，充分吸收了法國(guó)和德國(guó)核電站發(fā)展多年的設(shè)計(jì)、建造和運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)，并充分考慮到了當(dāng)前的工業(yè)水平，采用了先進(jìn)的設(shè)計(jì)和建造技術(shù)。EPR采用四個(gè)系列、獨(dú)立通道的安全系統(tǒng)設(shè)計(jì)不僅大大提高了總體安全水平，而且改進(jìn)了可維修性，提高了可用率。另外EPR還通過(guò)提高功率規(guī)模、提高發(fā)電效率、降低運(yùn)行和維修成本等途徑提高了經(jīng)濟(jì)性。

[1] EPRI. ALWR Utility Requirement Documents (URD). U.S.A , 1993.

[2] European Utility Requirements (EUR) Document. Rev. C，2003.

[3] 陳濟(jì)東. 大亞灣核電站系統(tǒng)及運(yùn)行[M]. 北京：原子能出版社，1994.

[4] AP1000設(shè)計(jì)成熟度及對(duì)中廣核工程適應(yīng)性研究報(bào)告,大亞灣核電站內(nèi)部文件, 2003.

[5] EPR設(shè)計(jì)成熟度及對(duì)中廣核工程適應(yīng)性研究報(bào)告，大亞灣核電站內(nèi)部文件, 2004.

[6] AP1000 Design Control Document. Rev.14. 西屋電氣公司，2006.

[7] EPR Basic Design Report. AREVA公司，2006.

[8] 陳泓. 世界先進(jìn)反應(yīng)堆-歐洲壓水堆介紹[J]. 中國(guó)電力，2000，Vol.33（2）.

Comparison and analysis on the differences between AP1000 and EPR engineered safety system

GUO Jing-ren，YANG Meng-jia
(China Nuclear Power Design Co.，Ltd.，Shenzhen of Guangdong Prov. 518045，China)

The third generation nuclear power technology, represented by Advanced Pressurized Water Reactor (AP1000) designed by Westinghouse and European Pressurized Reactor (EPR) designed and developed by France and Germany, makes evolution or improvement on the engineered safety system in order to enhance the overall safety and availability of NPP. This article gives a brief introduction on the composition and features of the engineered safety system in AP1000 and EPR, makes comparison between the two, and analyzes the impact of the differences on safety, equipment reliability and cost control of NPP.

Nuclear power plant; AP1000; EPR; engineered safety system; difference

TL36

A

1674-1617(2009)02-0166-06

2008-10-14

郭景任（1971—），男，遼寧朝陽(yáng)人，高級(jí)工程師，碩士研究生，核電站專設(shè)安全系統(tǒng)設(shè)計(jì)和分析。