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1、精选优质文档-倾情为你奉上第三代反应堆EPR简介3G Reactor - EPR Introduction 设计公司 任俊生 1、概述 EPR（European Pressurised Reactor）是FRAMTOME和SIEMENS联合设计开发的面向二十一世纪的新一代改进型压水堆核电站，属于第三代核电站。它以法国N4 型和德国KONVOI 型核电站为主要的设计参考，并充分吸收了法国和德国核电发展多年的设计、建造和运行经验。EPR总体设计目标和安全指标都达到了第三代核电站的要求。 EPR 吸收了法国N4 型和德国KONVOI 型核电站的设计和运行经验，充分考虑到了当前的工业水平并采用了先进的
2、技术，提高了总体安全水平，在经济性上具有竞争力。EPR的研发得到了法国和德国核安全当局的支持和认可，得到了法国和德国科研机构的支持。 EPR是四环路大功率的核电机组，堆芯由241个1717的燃料组件组成，可采用最高50%的MOX组件，核功率为4250-4900MW，电功率为1600MW级。换料周期12-24个月，全寿期内电厂可用率大于87%，可达92%，60年设计寿命，职业辐射剂量48000 RCS运行压力（barabs） 155 RCS设计压力（barabs） 176 热工设计流量/每环路（m3/h） 28315 RPV入口/出口冷却剂温度（） 295.2/330 堆芯热工裕量 15 给水流
3、量（kg/s） 2630 给水温度（） 230 给水压力（barabs） 90 主蒸汽出口压力（barabs） 77.2 主蒸汽流量（kg/s） 2402 热效率(%) 36 设计寿命(y) 60 可利用率(%) 92 年非计划停堆数 1 中、低放废物量（m3/y） 46 堆芯损伤概率(CDF)（1/r*y） 1.2410-6 大量放射性释放频率(LRF)（1/r*y） 9.610-8 安全壳型式 双层安全壳（内层为预应力混凝土安全壳） 安全壳设计温度（C） 170 安全壳设计压力（Mpaabs） 0.53 安全自由容积（m3） 80000 安全壳内径(m) 46.8 EPR全厂三维效果图 3
4、 安全评价 3.1 设计基准事故安全分析 EPR根据事故发生的频率和对周围公众的潜在的放射性后果，把各种事故分成四类电厂工况（PCCS）和二类风险减少工况（RRCS）。与M310核电站最终安全分析报告中有关事故分析的章节相比，EPR设计基准事故分析的内容更深入。 对每一类事故发生的初始工况考虑更全面，许多事故不仅分析了电厂标准运行工况，而且分析了各种停堆工况。初始工况不同，电站的初始状态和某些保护信号就不同，这些都影响到事故的进程和后果，通过这样的分析就可把最不利的事故工况确定下来。 对每一个设计基准事故不仅分析了仅依靠安全系统使电站从事故发生到达“可控状态”的过程，而且还分析了电站从可控状态
5、如何达到安全停堆状态的方法。在M310核电站最终安全分析报告第十五章所作的事故分析中一般只分析到可控状态。 设计基准事故的分析不仅考虑单一故障准则，而且还考虑了一列安全系统的预防性维修假设，安全系统的设计采用了N+3的原则，这样即使考虑了单一故障和预防性维修，在极端的情况下至少还有一列安全系统可用，满足电厂的最低安全要求。 应急规程采用以状态导向的原则，在状态法中操纵人员的目标是保持6个状态要素处于良好的状态、或限制它们恶化的进程。在状态要素变坏的情况下，操纵员的动作应尽可能地使该状态恢复正常。 EPR设计基准事故的分析表明，在事故发生后操纵员有足够的时间识别与诊断事故，并作必要的准备，在事故
6、发生后30分钟在控制室采取缓解措施，或在事故发生后1小时采取就地操作，仍能满足安全验收准则的要求，满足30分钟不干预原则。 3.2 严重事故预防和缓解措施 EPR在纵深防御上的特点是充分吸取了在役核电站的经验，特别注重对严重事故的预防和缓解措施的设计，将在实际上消除早期放射性大剂量释放的风险，把现场外的应急措施限制在电站十分有限的范围内。EPR在考虑严重事故预防和缓解措施时，将事故分成两类：一类是可能造成堆熔的超设计基准事故（RRA），根据一级PSA的分析结果，针对最有可能造成堆熔的一些主导事故序列制定了专门的应对措施，防止事故发生或消除事故后果；一类是可能造成放射性大量释放的严重事故（RRB
7、），考虑了所有的严重事故现象，针对每一严重事故现象均有对应的缓解措施。 （1）严重事故的预防措施 EPR在严重事故的预防方面采用的措施主要有：增大主设备（压力容器、稳压器、蒸汽发生器等）的水装量，增大主系统的热惯性；安全系统4列冗余，并完全实体分隔，提高安全系统可靠性；设置四台应急柴油发电机，并增设两台非安全级柴油发电机作为备用，降低全厂断电的可能性；延长事故情况下操纵员的可不干预时间，减少人因失误；通过稳压器卸压阀实现一回路Bleed and Feed等等。 （2）严重事故的缓解措施 EPR以防止和缓解氢的产生及其后果、防止高压下的压力容器失效、稳定压力容器外的堆芯熔融物、防止安全壳超压、限
8、制放射性物质外泄等方面的考虑作为缓解严重事故后果的总体策略，制定对抗这些严重事故现象的保护方法和缓解措施，确定堆芯融化后对安全壳的主要威胁，采取必要的设计措施确保安全壳的完整性。EPR 具体采用的严重事故缓解措施包括： 采用大的安全壳容积（约80000m3），并在安全壳内安装非能动的氢气复合器，降低氢气爆炸风险。 利用高度可靠的稳压器卸压系统，避免发生堆芯熔融物的高压熔喷，并降低由此导致的安全壳直接加热的风险。 采用干式堆腔设计，避免大量的水直接与堆芯熔融物接触，防止压力容器外的蒸汽爆炸。 利用RPV失效后堆芯熔融物在堆坑暂时停留、堆芯熔融物在170m2的展开区展开、在堆坑和展开区安装牺牲材料
9、、用来自IRWST 的水淹没滞留区内的熔融物等措施，实现熔融物的降温和冷却、通过能动的冷却系统（CHRS包括喷淋系统和底板冷却系统）实现熔融物和安全壳的长期冷却。 3.3 EPR的概率安全分析结果 EPR在设计中充分利用PSA作为设计辅助工具，在整个设计过程中根据PSA的分析结果不断对系统设计和系统配置进行比较和优化，以达到电厂设计平衡，总体上提高电厂的安全水平。EPR的概率安全分析包括了1级和2级概率安全评价（PSA），电厂运行状态包括功率运行和停堆工况，并给出了内部火灾和水淹事件的分析结果。EPR的PSA结果表明：在所有的电厂运行工况下，内部事件及部分外部事件导致的堆芯熔化频率（CDF）约
10、为1.2410-6/堆年；在功率工况下和停堆工况下，内部事件及部分外部事件导致的安全壳大量放射性释放频率（LRF）约为9.610-8/堆年，满足第三代核电站的相应要求。 4综合评述 EPR是改进型的核电站，总体上采用传统的设计理念和思路。EPR主回路、主设备、安全系统、辅助系统及其它主要系统的设计都是参考成熟的有运行经验的设计。在EPR核电站设计中，FRMATOME和SIEMENS根据多年压水堆设计的经验反馈，在传统设计的基础上对系统的设计、布置和运行进行了适当的改进和优化。通过这些改进和优化，EPR核电站的瞬态特性以及抵御事故和灾害的能力得到了显著改善和提高。此外，EPR核电站在设计中全面考
11、虑了严重事故的预防和缓解措施。根据多年严重事故预防和缓解研究的成果，EPR核电站针对“消除高压堆熔、控制氢气风险、稳定安全壳内的堆芯熔融物、保证安全壳热量去除和完整性以及限制放射性物质外泄”等严重事后果的总体策略，在设计上做了全面的考虑和深入的分析。EPR总体设计目标达到了EUR的相应要求。 EPR的建造成本受到两方面因素的影响。一方面主要安全系统和相关系统配置增加使EPR的总建造成本相应提高；另一方面通过提高输出功率，利用规模效应和适当压缩建设工期降低单位造价。此外，EPR还通过采用如下措施使发电成本得以下降：压缩大修工期，发展在线维修，提高可用率；提高蒸汽参数，提高汽轮发电机组出力；实行长周期燃料循环，提高核燃料燃耗深度，减少乏燃料的产出降低核燃料成本；减低核废物存放、处置成本等。EPR双层安全壳专心-专注-专业