AP1000與EPR專設安全系統的差異性比較和分析

郭景任，楊孟嘉

（深圳中廣核工程設計有限公司，廣東 深圳 518045）

AP1000與EPR專設安全系統的差異性比較和分析

郭景任，楊孟嘉

（深圳中廣核工程設計有限公司，廣東 深圳 518045）

以美國西屋公司開發的先進壓水堆（AP1000）和法德兩國聯合開發的歐洲壓水堆（EPR）為典型代表的第三代核電技術都在專設安全系統的設計上進行了革新或改進，旨在提高核電站的總體安全水平和可利用率。本文簡要介紹了AP1000和EPR專設安全系統的組成和特點，比較了兩者之間的差異，并分析了這些差異對于核電站安全、設備可靠性及成本控制的影響。

核電站；AP1000；EPR；專設安全系統；差異性

自20世紀90年代開始，為了消除廣大公眾因切爾諾貝利核事故帶來的對核能利用的疑慮，提高核電應用的安全性和經濟性，世界核電界集中力量對核電站專設安全系統和嚴重事故的預防與后果緩解進行了研究，美國和歐洲先后提出了符合“用戶要求”[1-2]的概念，并在此基礎上，開發了安全性、經濟性更好的第三代核電技術。第三代核電技術通過采用非能動安全系統或增加安全系統冗余度、增設緩解嚴重事故后果的工程措施以及應用數字化儀控系統等先進技術，降低核電站的嚴重事故風險，實現更高的安全目標，使核電技術向更安全、更經濟的方向發展。第三代核電技術問世以后，受到全球核電用戶的普遍關注，包括中國在內的一些國家已經選用或準備選用第三代核電技術進行新的核電機組建設。

第三代核電技術以美國西屋公司開發的先進壓水堆（AP1000）和法德兩國聯合開發的歐洲壓水堆（EPR）為典型代表。AP1000在傳統成熟的兩環路壓水堆核電技術的基礎上，引入安全系統非能動化理念。與傳統的壓水堆安全系統相比[3]，非能動安全系統更加簡單，它們不需要現有核電站中那些種類繁多的安全支持系統，使核電站安全系統的設計發生了革新性的變化。EPR主要以法國N4核電站和德國Konvoi核電站為參考，充分吸收了法國和德國多年核電設計、建造和運行經驗，通過漸進式的模式改進安全系統的設計，提高核電站的總體安全水平和可利用率。

1 AP1000專設安全系統的組成和特點

與傳統核電站相比，APl000的非能動安全系統在電廠安全性和投資保護方面有了重大的提高，無需操縱人員行動或交流電支持即可建立并長期維持堆芯冷卻和安全殼的完整性。非能動系統滿足單一故障準則，可采用概率風險評價（PRA）來驗證其可靠性。

APl000反應堆的非能動安全系統比典型壓水堆的安全系統顯著地簡化，這些非能動系統中所包含的設備部件大大減少，從而減少了所需的試驗、檢查和維護。它們不需要能動支持系統，其就位狀況很容易被監測。

AP1000專設安全系統由下列系統組成[4－5]：①非能動堆芯冷卻系統；②非能動安全殼冷卻系統；③裂變產物去除與控制系統；④安全殼隔離系統；⑤主控制室應急可居留系統。

1.1 非能動堆芯冷卻系統

AP1000非能動堆芯冷卻系統包括非能動余熱去除系統和安全注入系統（圖1）。與傳統壓水堆應急堆芯冷卻系統相比，AP1000非能動堆芯冷卻系統除了具有安全注射和應急硼化功能外，還具有堆芯應急衰變熱導出和安全殼pH控制功能，替代了傳統壓水堆輔助（應急）給水系統和安全殼噴淋系統的部分功能。其主要設計特點為：

（1）在反應堆冷卻劑系統中，引入了一個非能動熱交換器。當冷卻劑泵失效時，水流自然循環到該熱交換器，將熱量帶至安全殼內的換料水箱。整個傳熱過程無需動力。當換料水箱達到飽和時，向安全殼蒸發，非能動安全殼冷卻系統動作，冷凝水沿殼壁流回換料水池，可實現長時間的堆芯冷卻。

（2）安全注入系統由兩臺堆芯補給水箱、兩臺安注箱和安全殼內的換料水箱組成，連接在反應堆冷卻劑環路上，系統中充滿硼水，依靠重力和氣體儲能的釋放注射。當正常上充水系統失效時，可應付小泄漏；由于失水事故而引起大泄漏時，提供堆芯應急冷卻，最終將反應堆冷卻劑系統全部淹沒。

（3）依靠安全殼內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出，與非能動安全殼冷卻系統一起建立起再循環，使堆芯保持淹沒。

1.2 非能動安全殼冷卻系統

AP1000非能動安全殼冷卻系統的主要功能與傳統壓水堆的安全殼噴淋系統相同，其作用是發生破口事故或主蒸汽管破裂事故發生在安全殼內時，排出安全殼內的熱量。其主要特點是。

（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，通過外部環廊到達底部，在空氣折流板底部轉向180°，進入內部環廊，再沿安全殼內壁向上流動。由于內部環廊空氣被加熱以及水蒸氣的存在，內、外環廊的空氣存在密度差，形成空氣的自然循環，空氣最終從屏蔽殼頂部煙囪排出。

（2）在安全殼頂部設有可供使用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形成一層水膜。

（3）當安全殼內壓力或溫度過高時，系統自動開啟。由水膜和空氣的自然循環導出安全殼內的熱量，降低安全殼的壓力，保證安全殼不受損壞。

1.3 非能動安全殼裂變產物去除系統

AP1000中沒有設計與安全相關的安全殼噴淋系統用于去除安全殼中的裂變產物。安全殼大氣中活性物質的去除完全靠沉淀、擴散、熱遷移等自然過程。事故后，如安全殼內放射性活度升高，由防火系統提供的非能動安全殼噴淋系統在安全殼外充氮罐的壓力作用下進行噴淋，以限制裂變產物的釋放。絕大多數非氣態活性物質最終沉積在安全殼地坑冷卻水中。

圖1 AP1000非能動堆芯冷卻系統簡圖Fig. 1 AP1000 passive core cooling system

1.4 安全殼隔離系統

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

1.5 非能動主控制室可居留系統

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

2 EPR專設安全系統的組成和特點

EPR為改進型第三代壓水堆核電站。EPR的目標是在確保安全水平明顯提高的同時使核電更具競爭力。它充分吸收了幾千個堆?年的運行經驗反饋，并把過去40年壓水堆運行過程中所積累的所有技術經驗都吸納到EPR里來，從而獲取最大的利益。EPR提高了事故預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在以下兩個方面：①安全系統的設計更加簡化，實現了4重冗余，并提供多種備用功能以便在安全系統的所有冗余（設備、系統）都失效時承擔起相應的安全功能；②在設計上考慮了嚴重事故預防和事故后果的緩解。

EPR的專設安全設施主要包括[5,7]：①安全殼系統；②應急堆芯冷卻系統；③應急給水系統。

2.1 安全殼系統

EPR采用雙層安全殼，外層是鋼筋混凝土殼，內層是帶鋼襯里的預應力混凝土殼。其設計的主要特點是：

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

（2）雙層安全殼之間的環廊保持負壓，保證沒有有害氣體向環境直接泄漏，泄漏到環廊內的氣體經過過濾處理后再向外排放。

（3）滿足生物屏蔽和防內部災害、外部災害的要求，在防外部災害的設計中，還特別考慮了抗飛機撞擊的能力。

（4）考慮嚴重事故工況，設有完善的可燃氣體控制系統，包括非能動的催化復合器和氫點火器，假定100%燃料包殼與水反應。

（5）設有專門的底板保護裝置，發生嚴重事故時，堆芯熔融物熔穿壓力容器后被導流到一個面積約170 m2的展開區，安全殼內換料水池的水以非能動的方式流到展開區，冷卻熔融物，防止底板熔穿，保持安全殼的完整性。

（6）在設計基準事故時，EPR不需要安全殼熱導出系統（即安全殼噴淋系統）。EPR安全殼熱導出系統在設計上是對付嚴重事故工況的系統，作為最終的緩解措施，在安全級系統失效而導致堆熔的情況下，從安全殼和安全殼內的換料水箱導出熱量，限制安全殼的壓力升高。

圖2 EPR安全系統示意圖Fig. 2 EPR engineered safety system

2.2 應急堆芯冷卻系統

EPR的應急堆芯冷卻系統主要指安注系統（SIS），在設計上，EPR的安注系統和余熱導出系統（RHRS）是共用的。因此，EPR的應急堆芯冷卻系統不但執行安全功能，還要執行正常運行的功能。其系統組成見圖2，主要設計特點如下：

（1）EPR安注系統由中壓安注系統、低壓安注系統和安注箱組成，其中，低壓安注系統和余熱導出系統共用同一套系統。安注系統由4個系列組成，每個系列的容量為100%，各對應一個環路，系列之間沒有交叉連接，設備之間實體隔離。

（2）EPR換料水箱設置在安全殼內，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安注的切換。概率風險分析結果顯示，該項設計改進降低了堆芯損壞概率。

（3）在電站正常運行期間，EPR安注系統處于直接安注的備用狀態，管道中充滿安全殼內換料水箱的含硼水。接收到安注信號后，安注系統自動啟動，只需啟動安注泵，不需要進行任何閥門切換，即可實現安注功能。

（4）在多樣性設計方面，低壓安注系統的第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提供冷卻。維修冷停堆工況下發生失去全部冷卻水情況時，低壓安注系統的第1系列和第4系列仍可以工作，為反應堆冷卻劑系統提供補水。

2.3 應急給水系統

當蒸汽發生器主給水系統失效時，應急給水系統確保向蒸汽發生器供水，并且與蒸汽發生器大氣釋放閥（或安全閥）一起作用將堆芯的余熱排出，使電廠恢復并保持在安全狀態。

EPR的應急給水系統包括4個相同系列，分別布置在4個安全廠房內，每個系列包括一個儲水箱和一臺電動泵。應急給水系統的4臺電動泵由4臺應急柴油發電機作為應急電源，另外還有2臺小的柴油發電機作為發生全廠斷電時第1、4區安全廠房中的電動泵的備用電源。應急給水系統具有專門的入口管嘴，可將應急給水分配至蒸汽發生器冷、熱兩側的環行下降空間。應急給水系統與主給水系統間的實體分隔以及相關的設計可以消除水錘現象的威脅，并使溫度分層的影響降至最低。

3 AP1000與EPR專設安全系統之間的差異分析

（1）采用了不同的設計理念來提高安全性

AP1000是在傳統成熟的壓水堆核電技術的基礎上，采用非能動安全系統，使核電站設計發生了革新性的變化。安全系統的設計采用加壓氣體、重力流、自然循環以及對流等自然驅動力，而不是用泵、風機或柴油發電機等能動部件，可以在沒有交流電源、設備冷卻水、廠用水以及供暖、通風與空調等安全級支持系統的條件下保持正常運行功能。

EPR壓水堆核電站采用循序漸進式而不是革新式的設計改進，專設安全系統沿用傳統壓水堆核電站使用的能動安全系統，根據現役核電站的設計、建設和運行經驗，在傳統設計的基礎上對系統的設計、布置和運行進行了適當的改進和優化，增加安全系統冗余度，安全系統全部采用4×100%的配置。在EPR的設計中，還特別注重嚴重事故的預防和事故后果的緩解，消除了放射性大劑量釋放的風險，把應急措施限制在電站十分有限的范圍內。

（2）通過不同方式實現了可操作性、可維修性和高可用率[8]

AP1000由于采用非能動的安全系統，大大簡化了系統設計，操作員操縱安全系統所要求的動作的數量和復雜程度都達到了最小，提高了可操作性，減少了人員干預產生的誤動作；非能動安全系統減少了部件數量，降低了相關維修要求；特別是，由于安全系統的技術規范大大簡化，降低了監督要求。這些都保證了高可用率、運行靈活性以及改進實施維修的能力。

EPR專設安全系統的設計也遵循簡單和冗余的原則，其中，冗余系統設計提供后備的功能。對于EPR，重要的安全系統和它們的支持功能設備(安全注入系統、應急給水系統、設備冷卻系統、應急電源)都是以4系列布置。這樣設置不僅可以達到非常高的安全水平，其高冗余度還可以在運行和維修方面節約成本；其4個系列設計能夠滿足預防性維修的需要：在發生破口事故的情況下，一個系列與破口環路連接，一個系列發生單一故障而失效，一個系列在預防性維修，還有一個系列足夠對付破口事故。EPR反應堆設計在整個壽期內的平均可用率因子可達到91%以上，EPR標準的停堆換料檢修時間（包括所有必要的維護在內）只有16天。

（3）嚴重事故預防和緩解措施不同

AP1000的非能動安全系統能夠在無操縱人員行動以及無交流電源的條件下維持長期的事故緩解。對于極限設計基準事故，在安全殼內用于再循環冷卻的堆芯冷卻劑裝量以及堆芯的硼化足以維持至少30天時間。對于堆芯熔化的超設計基準事故，APl000為防止壓力容器失效，考慮了用安全殼內換料水貯存箱內的水淹沒反應堆腔和反應堆壓力容器的事故管理策略。在假想的嚴重事故期間，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入安全殼。將堆芯熔融物保留在壓力容器內可以防止容器外嚴重事故現象，如堆外蒸汽爆炸和堆芯物質與混凝土的化學反應的發生，進而保護了安全殼的完整性。對APl000先進核電站進行堆芯熔融物堆內滯留（IVR）的分析結果表明，采用設計成能增加底封頭表面和充分水淹的堆腔的冷卻極限的APl000反應堆隔熱層，APl000核電站通過反應堆壓力容器外的冷卻為IVR提供了足夠的失效裕度。

EPR在設計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，并采用一個專門的擴散區域使堆芯熔融物得以長期冷卻，還加強了安全殼結構的強度以抵御不太可能出現的壓力積聚，確保在短期和長期堆芯熔化事故時防止大規模放射性釋放的發生。

EPR設有防止高壓熔堆的專用卸壓閥，經高溫運行鑒定，即使在發生穩壓器卸壓管線故障的情況下，這些閥也能保證反應堆冷卻系統快速卸壓。

EPR考慮了發生堆芯熔融物在壓力容器外擴展的情況，設有專門的堆芯擴散冷卻區，并且表面覆蓋有“可犧牲材料”作保護層，其下部裝有循環水冷卻通道，保護核島基礎底板免受任何損害。

（4）通過不同方式控制發電成本，提高經濟性

AP1000采用非能動專設安全系統，設計、系統設置以及工藝布置更加簡化，施工量減少了，工期縮短了。與傳統壓水堆相比，AP1000所需的閥門、泵、安全級管道、電纜、抗震廠房容積分別減少50%、35%、80%、70%和45%，減少了所用設備部件的采購量，降低了安裝成本，縮短了施工時間，減少了維修量。而且，AP1000設計中廣泛采用了現代的模塊化設計和施工技術，可以有效地縮短建造工期。

EPR專設安全系統設計采取4個冗余系列，總投資費用略有增加，但通過提高輸出電功率，可以降低發電成本。EPR選定熱功率輸出為4 500 MW，設計中，通過給蒸汽發生器提供一個預熱區，提高了汽輪機入口處主蒸汽的壓力，效率可以達到36%，對應的凈電功率達到了1 630 MW。

另外，根據在法國和德國最新建造的大部分核電站的經驗，EPR核電站的建造時間控制在4～5年，通過對EPR核電站布置的優化，采用先進的計劃、施工和安裝方法還可以縮短工期，控制工程造價，以提高電站的經濟性。

4 結論

西屋公司AP1000核電站設計采用了非能動安全系統設計，與傳統壓水堆核電站相比系統設計顯著簡化，而且不再需要大規模的傳統壓水堆核電站中所使用的支持系統，不再依賴于應急交流電源。AP1000非能動安全系統的簡化設計不僅可以降低造價、縮短建造工期，而且可以減少維修需要、實現運行靈活性、實現高的可用率，使AP1000具有良好的經濟競爭性。

EPR是法馬通公司（FRAMTOME）和西門子公司（SIEMENS）聯合設計開發的面向21世紀的新一代改進型壓水堆核電站，全面滿足了歐洲用戶要求（EUR）。在安全系統設計上保持了壓水堆技術的延續性，充分吸收了法國和德國核電站發展多年的設計、建造和運行經驗，并充分考慮到了當前的工業水平，采用了先進的設計和建造技術。EPR采用四個系列、獨立通道的安全系統設計不僅大大提高了總體安全水平，而且改進了可維修性，提高了可用率。另外EPR還通過提高功率規模、提高發電效率、降低運行和維修成本等途徑提高了經濟性。

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

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

[3] 陳濟東. 大亞灣核電站系統及運行[M]. 北京：原子能出版社，1994.

[4] AP1000設計成熟度及對中廣核工程適應性研究報告,大亞灣核電站內部文件, 2003.

[5] EPR設計成熟度及對中廣核工程適應性研究報告，大亞灣核電站內部文件, 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. 世界先進反應堆-歐洲壓水堆介紹[J]. 中國電力，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，遼寧朝陽人，高級工程師，碩士研究生，核電站專設安全系統設計和分析。