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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17X17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＜0.5manSv/堆年(目标值为0.3manSv/堆年)。

EPR安全系统及重要 的辅助系统采用4个系列的系统设置，在设计中遵循了简单性、实体隔离、多样 性和冗余原则，并着重考虑了严重事故的预防和缓解措施，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采用双层安全壳，安全厂房分区布置，实体隔离EPR的纵深防御是基于提高预防水平和全面考虑严重事故缓解措施两方面 来设计的，在堆芯设计、系统设计、保护和控制系统优化和安全壳设计等方面做 了大量的改进，提高了电站抵御内部和外部灾害以及防止和缓解严重事故的能 力，EPR的堆芯损坏频率（CDF）大大降低PSA分析结果表明：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CDF约为1.24X10-6/堆年EPR的仪控系统采用了标准成熟的DCS系统-TXS和TXP这是比较先进的数 字化仪控系统，因而系统的功能强大，数字化和智能化水平高同时从仪控系统 体系结构的设计方面也更好地体现了纵深防御的思想2、主要设计特征和性能参数EPR是在传统压水堆核电站的技术基础上，采用循序渐进式而不是革新式的 设计改进原则，专设安全系统也沿用传统压水堆核电站使用的能动安全系统，但 在系统设计和布置上进行了较大改进。

在EPR的设计中还特别注重对严重事故的 预防和缓解措施的设计，在实际上消除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，进一步提高纵深防御安全设计的预防水 平此外，EPR还从辐射防护、废物处理、维修改进和减少人为失误风险等方面 对运行条件进行了改善EPR有如下主要设计特点：☆ 系统设计相对简化如：将低压安注系统与余热排出系统合并；将安全 壳内换料水箱与地坑合并；尽可能避免事故工况下对设备进行功能切换；☆ 冗余和多样性安全系统和主要辅助系统采用4个系列的配置，并考虑 多样性设计；☆ 系统实体隔离设计上尽可能避免不同系列之间的交叉连接，并将冗余 系列布置在4个实体隔离的完全独立的安全厂房；☆ 从设计上全面考虑了严重事故的预防和缓解☆ 安全分析中不仅考虑了功率运行工况，而且全面系统地考虑停堆工况；☆ 通过降低堆芯功率密度和增大主回路设备储水能力，来延长从事故发生 至操作员动作的时间；☆采用先进的分散式计算机控制系统（即DCS系统），并改进人机接口；☆ 利用概率分析方法对核电站的性能进行系统性评估EPR核电站的主要技术性能参数见表1表1 EPR 的主要技术性能参数参数类别及名称数值反应堆热功率（MW）4590NSSS 功率（MW）4616电功率（MWe）1660环路数4燃料组件类型/数目17x17/241堆芯活性区咼度（cm）420平均线功率密度（W/cm）163.4换料周期12-24个月平均卸料燃耗（MWD/tU）>48000RCS运行压力（bar・abs）155RCS设计压力（bar・abs）176热工设计流量/每环路（m3/h）28315RPV入口/出口冷却剂温度（°C）295.2/330堆芯热工裕量>15给水流量（kg/s）2630给水温度（°C）230给水压力（bar・abs）90主蒸汽出口压力（bar・abs）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）1.24X10-6大量放射性释放频率（LRF）（1/r*y）9.6X10-8安全壳型式双层安全冗（内层为预应力混凝土安全冗）安全壳设计温度（P）170安全壳设计压力（Mpa・abs）0.53安全自由容积（m3）80000安全壳内径（m）46.8EPR全厂三维效果图3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），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（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、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）约为1.24X10-6/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9.6X10-8/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。