1.AP1000與EPR簡介

1.1 AP1000

西屋公司在已開發(fā)的非能動先進(jìn)壓水堆AP600的基礎(chǔ)上開發(fā)了AP1000。

2002年3月，核管會已經(jīng)完成AP1000設(shè)計(jì)的預(yù)認(rèn)證審查（Pre-certification Review），AP600有關(guān)的試驗(yàn)和分析程序可以用于AP1000設(shè)計(jì)。2004年12月獲得了美國核管會授予的最終設(shè)計(jì)批準(zhǔn)。

AP1000為單堆布置兩環(huán)路機(jī)組，電功率1250MWe，設(shè)計(jì)壽命60年，主要安全系統(tǒng)采用非能動設(shè)計(jì)，布置在安全殼內(nèi)，安全殼為雙層結(jié)構(gòu)，外層為預(yù)應(yīng)力混凝土，內(nèi)層為鋼板結(jié)構(gòu)。AP1000主要的設(shè)計(jì)特點(diǎn)包括：

（1）主回路系統(tǒng)和設(shè)備設(shè)計(jì)采用成熟電站設(shè)計(jì)

AP1000堆芯采用西屋的加長型堆芯設(shè)計(jì)，這種堆芯設(shè)計(jì)已在比利時(shí)的Doel 4號機(jī)組、Tihange 3號機(jī)組等得到應(yīng)用；燃料組件采用可靠性高的Performance+；采用增大的蒸汽發(fā)生器（D125型），和正在運(yùn)行的西屋大型蒸汽發(fā)生器相似；穩(wěn)壓器容積有所增大；主泵采用成熟的屏蔽式電動泵；主管道簡化設(shè)計(jì)，減少焊縫和支撐；壓力容器與西屋標(biāo)準(zhǔn)的三環(huán)路壓力容器相似，取消了堆芯區(qū)的環(huán)焊縫，堆芯測量儀表布置在上封頭，可在線測量。

（2）簡化的非能動設(shè)計(jì)提高安全性和經(jīng)濟(jì)性

AP1000主要安全系統(tǒng)，如余熱排出系統(tǒng)、安注系統(tǒng)、安全殼冷卻系統(tǒng)等，均采用非能動設(shè)計(jì)，系統(tǒng)簡單，不依賴交流電源，無需能動設(shè)備即可長期保持核電站安全，非能動式冷卻顯著提高安全殼的可靠性。安全裕度大。針對嚴(yán)重事故的設(shè)計(jì)可將損壞的堆芯保持在壓力容器內(nèi)，避免放射性釋放。

在AP1000設(shè)計(jì)中，運(yùn)用PRA分析找出設(shè)計(jì)中的薄弱環(huán)節(jié)并加以改進(jìn)，提高安全水平。AP1000考慮內(nèi)部事件的堆芯熔化概率和放射性釋放概率分別為5.1×10-7/堆年和5.9×10-8/堆年，遠(yuǎn)小于第二代的1×10-5/堆年和1×10-6/堆年的水平。

簡化非能動設(shè)計(jì)大幅度減少了安全系統(tǒng)的設(shè)備和部件，與正在運(yùn)行的電站設(shè)備相比，閥門、泵、安全級管道、電纜、抗震廠房容積分別減少了約50%，35%，80%，70%和45%。同時(shí)采用標(biāo)準(zhǔn)化設(shè)計(jì)，便于采購、運(yùn)行、維護(hù)，提高經(jīng)濟(jì)性。西屋公司以AP600的經(jīng)濟(jì)分析為基礎(chǔ)，對AP1000作的經(jīng)濟(jì)分析表明，AP1000的發(fā)電成本小于3.6美分/kWh，具備和天然氣發(fā)電競爭的能力。AP1000隔夜價(jià)低于1200美元/千瓦（包括業(yè)主費(fèi)用和廠址費(fèi)用）。

（3）嚴(yán)重事故預(yù)防與緩解措施

AP1000設(shè)計(jì)中考慮了以下幾類嚴(yán)重事故：

堆芯和混凝土相互反應(yīng)；高壓熔堆；氫氣燃燒和爆炸；蒸汽爆炸；安全殼超壓；安全殼旁路。

為防止堆芯熔融物熔穿壓力容器和混凝土底板發(fā)生反應(yīng)，AP1000采用了將堆芯熔融物保持在壓力容器內(nèi)設(shè)計(jì)（IVR）。在發(fā)生堆芯熔化事故后，將水注入到壓力容器外璧和其保溫層之間，可靠地冷卻掉到壓力容器下封頭的堆芯熔融物。在AP600設(shè)計(jì)時(shí)已進(jìn)行過IVR的試驗(yàn)和分析，并通過核管會的審查。對于AP1000，這些試驗(yàn)和分析結(jié)果仍然適用，但需作一些附加試驗(yàn)。由于采用了IVR技術(shù)，可以保證壓力容器不被熔穿，從而避免了堆芯熔融物和混凝土底板發(fā)生反應(yīng)。

針對高壓熔堆事故，AP1000主回路設(shè)置了4列可控的自動卸壓系統(tǒng)（ADS），其中3列卸壓管線通向安全殼內(nèi)換料水儲存箱，1列卸壓管線通向安全殼大氣。通過冗余多樣的卸壓措施，能可靠地降低一回路壓力，從而避免發(fā)生高壓熔堆事故。

針對氫氣燃燒和爆炸的危險(xiǎn)，AP1000在設(shè)計(jì)中使氫氣從反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)逸出的通道遠(yuǎn)離安全殼壁，避免氫氣火焰對安全殼璧的威脅。同時(shí)在環(huán)安全殼內(nèi)部布置冗余、多樣的氫點(diǎn)火器和非能動自動催化氫復(fù)合器，消除氫氣，降低氫氣燃燒和爆炸對安全殼的危險(xiǎn)。

對于蒸汽爆炸事故，由于AP1000設(shè)置冗余多樣的自動卸壓系統(tǒng)，避免了高壓蒸汽爆炸發(fā)生。而在低壓工況下，由于IVR技術(shù)的應(yīng)用，堆芯熔融物沒有和水直接接觸，避免了低壓蒸汽爆炸發(fā)生。

對于由于喪失安全殼熱量排出引起的安全殼超壓事故，AP1000非能動安全殼冷卻系統(tǒng)的兩路取水管線的排水閥在失去電源和控制時(shí)處于故障安全位置，同時(shí)設(shè)置一路管線從消防水源取水，確保冷卻的可靠性。事故后長期階段僅靠空氣冷卻就足以帶出安全殼內(nèi)的熱量，有效防止安全殼超壓。由于采用了IVR技術(shù)，不會發(fā)生堆芯熔融物和混凝土底板的反應(yīng)，避免了產(chǎn)生非凝結(jié)氣體引起的安全殼超壓事故。

針對安全殼旁路事故，AP1000通過改進(jìn)安全殼隔離系統(tǒng)設(shè)計(jì)、減少安全殼外LOCA發(fā)生等措施來減少事故的發(fā)生。

（4）儀控系統(tǒng)和主控室設(shè)計(jì)

AP1000儀控系統(tǒng)采用成熟的數(shù)字化技術(shù)設(shè)計(jì)，通過多樣化的安全級、非安全級儀控系統(tǒng)和信息提供、操作避免發(fā)生共模失效。主控室采用布置緊湊的計(jì)算機(jī)工作站控制技術(shù)，人機(jī)接口設(shè)計(jì)充分考慮了運(yùn)行電站的經(jīng)驗(yàn)反饋。

（5）建造中大量采用模塊化建造技術(shù)

AP1000在建造中大量采用模塊化建造技術(shù)。模塊建造是電站詳細(xì)設(shè)計(jì)的一部分，整個(gè)電站共分4種模塊類型，其中結(jié)構(gòu)模塊122個(gè)，管道模塊154個(gè)，機(jī)械設(shè)備模塊55個(gè)，電氣設(shè)備模塊11個(gè)。模塊化建造技術(shù)使建造活動處于容易控制的環(huán)境中，在制作車間即可進(jìn)行檢查，經(jīng)驗(yàn)反饋和吸取教訓(xùn)更加容易，保證建造質(zhì)量。平行進(jìn)行的各個(gè)模塊建造大量減少了現(xiàn)場的人員和施工活動。

通過與前期工程平行開展的按模塊進(jìn)行混凝土施工、設(shè)備安裝的建造方法，AP1000的建設(shè)周期大大縮短至60個(gè)月，其中從第一罐混凝土到裝料只需36個(gè)月。

1.2歐洲先進(jìn)壓水堆EPR技術(shù)

1.2.1歐洲先進(jìn)壓水堆發(fā)展情況簡介

1993年5月，法國和德國的核安全當(dāng)局提出在未來壓水堆設(shè)計(jì)中采用共同的安全方法，通過降低堆芯熔化和嚴(yán)重事故概率和提高安全殼能力來提高安全性，從放射性保護(hù)、廢物處理、維修改進(jìn)、減少人為失誤等方面根本改善運(yùn)行條件。1998年，完成了EPR基本設(shè)計(jì)。2000年3月，法國和德國的核安全當(dāng)局的技術(shù)支持單位IPSN和GRS完成了EPR基本設(shè)計(jì)的評審工作，并于2000年11月頒發(fā)了一套適用于未來核電站設(shè)計(jì)建造的詳細(xì)技術(shù)導(dǎo)則。目前EPR正在進(jìn)行補(bǔ)充設(shè)計(jì)。

1.2.2歐洲先進(jìn)壓水堆EPR設(shè)計(jì)特點(diǎn)

EPR為單堆布置四環(huán)路機(jī)組，電功率1525MWe，設(shè)計(jì)壽命60年，雙層安全殼設(shè)計(jì)，外層采用加強(qiáng)型的混凝土殼抵御外部災(zāi)害，內(nèi)層為預(yù)應(yīng)力混凝土。EPR主要的設(shè)計(jì)特點(diǎn)包括：

（1）安全性和經(jīng)濟(jì)性高

EPR通過主要安全系統(tǒng)4列布置，分別位于安全廠房4個(gè)隔開的區(qū)域，簡化系統(tǒng)設(shè)計(jì)，擴(kuò)大主回路設(shè)備儲水能力，改進(jìn)人機(jī)接口，系統(tǒng)地考慮停堆工況，來提高縱深防御的設(shè)計(jì)安全水平。設(shè)計(jì)了嚴(yán)重事故的應(yīng)對措施，保證安全殼短期和長期功能，將堆芯熔融物穩(wěn)定在安全殼內(nèi)，避免放射性釋放。

EPR考慮內(nèi)部事件的堆芯熔化概率6.3×10-7/堆年，在電站壽期內(nèi)可用率平均達(dá)到90%，正常停堆換料和檢修時(shí)間16天，運(yùn)行維護(hù)成本比現(xiàn)在運(yùn)行的電站低10%，經(jīng)濟(jì)性高。建造EPR的投資費(fèi)用低于1300歐元/千瓦，發(fā)電成本低于3歐分/kWh。

（2）嚴(yán)重事故預(yù)防與緩解措施

EPR設(shè)計(jì)中考慮了以下幾類嚴(yán)重事故：

高壓熔堆；氫氣燃燒和爆炸；蒸汽爆炸；堆芯熔融物；安全殼內(nèi)熱量排出。

為避免高壓熔堆事故發(fā)生，在為對付設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故設(shè)置3個(gè)安全閥（3×300t/h）的基礎(chǔ)上，EPR專門設(shè)置了針對嚴(yán)重事故工況的卸壓裝置（900t/h），安全閥和卸壓裝置都通過卸壓箱排到安全殼內(nèi)。當(dāng)堆芯溫度大于650℃時(shí)，操縱員啟動專設(shè)卸壓裝置，可以有效避免壓力容器超壓失效，并防止壓力容器失效后堆芯熔融物的散射。

針對氫氣燃燒和爆炸的危險(xiǎn)，EPR在設(shè)計(jì)中采用大容積安全殼（80000m3）。在設(shè)備間布置了40臺大型氫復(fù)合器，在反應(yīng)堆廠房升降機(jī)部位也安裝了4臺氫復(fù)合器。通過計(jì)算分析氫氣產(chǎn)生量、氫氣分布和燃燒導(dǎo)致的壓力載荷，結(jié)果表明采取上述措施后氫氣產(chǎn)生的危險(xiǎn)不會威脅安全殼的完整性。

對于蒸汽爆炸事故，EPR在RPV設(shè)計(jì)中沒有設(shè)置特殊的裝置。通過選擇相關(guān)事故和邊界條件，計(jì)算判斷RPV封頭允許承受的載荷能力，分析論證導(dǎo)致安全殼早期失效的壓力容器內(nèi)蒸汽爆炸已基本消除，不需要設(shè)置特殊的裝置對付蒸汽爆炸事故。已做的試驗(yàn)顯示熔融物不會像以前假設(shè)的那樣爆炸（極低的概率和/或爆炸性）。進(jìn)一步的試驗(yàn)仍在進(jìn)行中。

對于堆芯熔融物，在EPR設(shè)計(jì)中，RPV失效前堆坑內(nèi)保持干燥，RPV失效后堆芯熔融物暫時(shí)滯留在堆坑內(nèi)，然后進(jìn)入專用的展開隔室中展開。堆坑和展開隔室裝有保護(hù)材料，保護(hù)熔融物中殘余的鋯，降低了氧化物的密度和溫度，改善了展開條件。在展開區(qū)域設(shè)有氧化鋯防護(hù)層，防護(hù)層底下設(shè)有冷卻管線，安全殼內(nèi)換料水箱的水非能動地流入并淹沒熔融物，從兩邊對熔融物進(jìn)行冷卻，避免底板熔穿和安全殼失效。

對于安全殼內(nèi)熱量排出，EPR設(shè)計(jì)有帶外部循環(huán)的安全殼噴淋系統(tǒng)，2個(gè)系列，可以在較短的時(shí)間內(nèi)降低安全殼溫度和壓力。該系統(tǒng)可以從噴淋工作模式切換至直接冷卻熔融物的工作模式，并能長時(shí)間防止蒸汽產(chǎn)生，長期地將熔融物和安全殼中的熱量導(dǎo)出。

（3）儀控系統(tǒng)和主控室設(shè)計(jì)

EPR的儀控系統(tǒng)和主控室采用成熟的設(shè)計(jì)，充分吸取已運(yùn)行電站數(shù)字化儀控系統(tǒng)、人機(jī)接口等經(jīng)驗(yàn)反饋，吸取先進(jìn)技術(shù)設(shè)備的優(yōu)點(diǎn)。儀控采用4列布置，分別位于安全廠房的不同區(qū)域，避免發(fā)生共模失效。主控室與N4機(jī)組的高度計(jì)算機(jī)化控制室相同，專門設(shè)有用于維護(hù)和診斷工作的人機(jī)接口。

2 第二代與第三代核電站的銜接特點(diǎn)

2.1 SYSTEM80、M314和AP1000

從上世紀(jì)80年代中期開始，美國西屋公司致力于開發(fā)改進(jìn)型壓水堆——非能動先進(jìn)壓水堆。當(dāng)時(shí)根據(jù)電力市場環(huán)境條件和電力公司的建議，選擇了600MWe級的容量作設(shè)計(jì)（AP600）。西屋公司投入了巨大的人力，完成了大量的設(shè)計(jì)文件和試驗(yàn)研究。AP600設(shè)計(jì)經(jīng)過美國核管會的技術(shù)審查，于1998年9月獲得最終設(shè)計(jì)許可（Final Design Approval）。1999年12月，核管會向西屋公司頒發(fā)了最終設(shè)計(jì)認(rèn)證證書（Final Design Certification）。

近年來，隨著美國電力市場非管制化的發(fā)展以及天然氣價(jià)格的下跌，市場競爭要求進(jìn)一步降低發(fā)電成本。由于不能通過繼續(xù)改進(jìn)AP600設(shè)計(jì)達(dá)到新的目標(biāo)，西屋公司決定提高電功率至百萬千瓦級來提高非能動先進(jìn)壓水堆的市場競爭能力。

AP1000堆芯采用成熟的、經(jīng)工程驗(yàn)證的西屋公司加長堆芯設(shè)計(jì)（M314型），活性段高度14英尺，首爐裝料157個(gè)17×17 Performance+高性能燃料組件。

壓力容器內(nèi)徑3.98m，環(huán)鍛結(jié)構(gòu)；經(jīng)驗(yàn)證的堆芯圍筒，代替通常用的徑向反射層，采用全焊接結(jié)構(gòu)；堆芯測量系統(tǒng)經(jīng)上封頭穿出，取消下封頭貫穿件；通過材料改進(jìn)等措施保證壓力容器60年設(shè)計(jì)壽命；堆內(nèi)構(gòu)件和控制棒驅(qū)動機(jī)構(gòu)均應(yīng)用M314堆型成熟技術(shù)。

就反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)而言，M314與AP1000相比堆芯尺寸沒有太大的變化，但環(huán)路數(shù)不同，系統(tǒng)設(shè)置也變化極大。System80的反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)為兩環(huán)路，雖然與AP1000環(huán)路數(shù)相同，但System 80裝載177個(gè)型號為Turbo的燃料組件，燃料組件與其他堆芯相差很大，完全不兼容，AP1000的主泵為全密封屏蔽泵，直接倒掛在SG出口空腔，與System80相差甚大。

M314和System80原始設(shè)計(jì)中沒有考慮LBB準(zhǔn)則，而在AP1000設(shè)計(jì)中采用了LBB技術(shù)。很多在役的M314和System80電廠為了簡化系統(tǒng)，節(jié)約運(yùn)行維護(hù)費(fèi)用，提高電廠的安全性和經(jīng)濟(jì)性，應(yīng)用LBB技術(shù)進(jìn)行了改造。因此從第二代NPP過渡到采用LBB技術(shù)的第三代不存在技術(shù)上的問題。

AP1000相對于第二代NPP，采用了非能動的安全系統(tǒng)，大大提高了機(jī)組的安全性。

M314和System80的抗震設(shè)計(jì)輸入較低，而AP1000增大到0.3g，機(jī)組抗震能力提高，可適應(yīng)更廣泛的廠址。從抗震設(shè)計(jì)的角度，第三代NPP的結(jié)構(gòu)有所改進(jìn)，另外，M314和System80的設(shè)計(jì)中考慮OBE、SSE兩級地震水平，而在AP1000設(shè)計(jì)中，已將OBE從設(shè)計(jì)考慮中刪去，只按SSE進(jìn)行抗震設(shè)計(jì)。

M314、System 80的儀控系統(tǒng)主要采用的是模擬技術(shù)，其技術(shù)經(jīng)過多年的發(fā)展，已非常成熟。AP1000采用更先進(jìn)的數(shù)字化儀表和控制系統(tǒng)。

綜上所述，AP1000是革新型第三代核電站，與第二代相比變化很大。從M314過渡到AP1000，在反應(yīng)堆方面較容易，系統(tǒng)設(shè)置需做一定變動；從System 80過渡到AP1000，難度較大。

2.2 N4、M310和EPR

二十世紀(jì)七十年代，法國從美國西屋公司引進(jìn)M312核電技術(shù)，先后建造了一批M312核電機(jī)組（CPY型，M310型）；從1977年起，采用西屋公司M414核電技術(shù)，建造了20臺四環(huán)路的P4/P’4核電機(jī)組；從1984年起開發(fā)、建造N4型四環(huán)路150萬千瓦級核電機(jī)組。

九十年代末，法國法瑪通公司和西門子公司聯(lián)合開發(fā)新一代壓水堆核電機(jī)組EPR，目標(biāo)是根據(jù)歐洲用戶要求（EUR）設(shè)計(jì)新一代核電機(jī)組，以替代二十一世紀(jì)退役核電站。其設(shè)計(jì)綜合了法國N4核電站和德國Konvoi核電站的優(yōu)點(diǎn)和運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)反饋，是全面滿足歐洲電力公司要求文件（EUR）的第三代改進(jìn)型先進(jìn)PWR核電站，已經(jīng)法國和德國核安全當(dāng)局審核批準(zhǔn)，具備了作出決定開工建造第一臺機(jī)組的條件，但尚未有具體建造計(jì)劃。

EPR合作開發(fā)單位選擇了在現(xiàn)有技術(shù)基礎(chǔ)上進(jìn)行改進(jìn)的方式開發(fā)EPR，在設(shè)計(jì)中也對非能動系統(tǒng)應(yīng)用進(jìn)行了研究，也采用了一些特殊的非能動部件。

EPR設(shè)備和部件設(shè)計(jì)盡可能吸收了法國N4和德國Konvoi機(jī)組的技術(shù)和經(jīng)驗(yàn)反饋。當(dāng)采用新技術(shù)時(shí)，通過配套的綜合研發(fā)和試驗(yàn)計(jì)劃對其進(jìn)行驗(yàn)證。主回路設(shè)計(jì)和布置與N4機(jī)組極其相近，可以看作經(jīng)過驗(yàn)證。堆內(nèi)構(gòu)件總體布置、材料與N4相似，堆芯測量裝置和控制棒導(dǎo)向管設(shè)計(jì)則以Konvoi設(shè)計(jì)為基礎(chǔ)，布置在壓力容器上封頭，避免在壓力容器底部使用貫穿件，下封頭空間供處理嚴(yán)重事故使用。

M310為大亞灣核電站和嶺澳核電站采用的堆型。采用12英尺燃料組件，三環(huán)路布置方式。

綜上所述，EPR為改進(jìn)型第三代核電站，基于能動設(shè)計(jì)思想。N4采用14英尺燃料組件、四環(huán)路布置方式，過渡到EPR相對較容易；M310采用12英尺燃料組件、三環(huán)路布置方式，過渡到EPR相對較難。

3 技術(shù)升級便捷程度分析比較

3.1 System80、M314和AP1000

AP1000屬第三代革新型先進(jìn)PWR核電站。采用成熟的技術(shù)，通過系統(tǒng)簡化、減少設(shè)備以及采用非能動專設(shè)安全設(shè)施，顯著提升了電廠安全性、經(jīng)濟(jì)性，滿足URD有關(guān)要求。由于采用非能動技術(shù)，技術(shù)難度較大，目前尚無工程經(jīng)驗(yàn)。

M314與AP1000反應(yīng)堆基本相同，都裝載157個(gè)燃料組件，堆芯尺寸沒有變化，但環(huán)路數(shù)不同，系統(tǒng)設(shè)置變化較大；雖然System 80環(huán)路數(shù)與AP1000相同，但反應(yīng)堆和主回路設(shè)置相差很大。從M314升級到AP1000比從System 80升級到AP1000稍容易一些。

3.2 N4、M310和EPR

由M310、N4發(fā)展至EPR，安全系統(tǒng)仍保持能動基礎(chǔ)，通過增加安全系列，采用多樣化設(shè)施，改進(jìn)技術(shù)，加強(qiáng)嚴(yán)重事故對策，提高設(shè)備可靠性，來提高安全性；并采取一些措施，來降低發(fā)電成本，滿足EUR對新一代核電機(jī)組要求。EPR屬第三代改進(jìn)型先進(jìn)PWR核電站。從N4升級到EPR比從M310升級到EPR稍容易一些。