[工程科技]AP1000和EPR简介.pdfVIP

AP1000和EPR简介 2004.7.30 1 目录 1 世界核电站可划分为四代 1．1 第1代核电站 1．2 第2代核电站 1．3 第3代核电站 1．4 第4代核电站 2 第 3代核电站最高层次的安全设计要求 2．1第 3代核电站的共同要求: 2．2改革型的能动（安全系统）核电站的要求 2．3先进型的非能动（安全系统）核电站的要求 3 AP1000和EPR的设计理念 4 AP1000 4.1AP1000开发情况 4．2 AP1000技术描述 5 EPR 5.1EPR开发情况 5．2 EPR技术描述 6 AP1000和EPR 设计自主化能力的初步分析 7 AP1000和EPR设备制造本地化能力的初步分析 8 EPR基础设计报告和AP1000设计控制文件的目录比较 9 AP1000和EPR的主要技术参数比较表 10AP1000和EPR核电站严重事故预防和缓解对策比较 附件： 第四代核电站超临界水反应堆（SCWR）简介 2 附表：AP1000设计许可证时间表 AP1000和EPR简介 1、世界核电站可划分为四代 1．1 第1代核电站： 自50年至60年代初苏联、美国等建造的第一批单机容量在300MWe 的原型核电站，如美国的希平港核电站和英第安角1号核电站，法国的舒 兹(Chooz)核电站，德国的奥珀利海母(Obrigheim)核电站,日本的美浜1 号核电站等。 1．2 第2代核电站： 自60年代末至70年代世界上建造了大批单机容量在600－1400MWe 的标准核电站，以美国为代表的Model212（600MWe，两环路压水堆）、Model 312（1000MWe，3环路压水堆，采用12英尺燃料组件），Model314 （1040MWe， 3环路压水堆，采用14英尺燃料组件），Model 412（1200MWe，4环路压 水堆，采用12英尺燃料组件）、Model414（1300MWe，4环路压水堆，采 用14英尺燃料组件）、System80（1050MWe，2环路压水堆）以及一大批沸 水堆（BWR）均可划入第2代核电站范畴。法国的CPY，P4，P4′´也属于 Model312，Model414一类标准核电站。日本、韩国也建造了一批Model 412、System80等标准核电站。它们是目前世界正在运行的439座核电站 （2002年6月统计数）主力机组。 1．3 第3代核电站: 对于第3代核电站类型有各种不同看法，国际原子能机构的出版物 曾导了世界各国正在研究开发的各种类型核电站，但这些核电站尚处方 案设想阶段，不能成为第3代核电站的代表。 美国核电用户要求文件（URD）和欧洲核电用户要求文件（EUR）提出 了下一代核电站的安全和设计技术要求，它包括了改革型的能动（安全 系统）核电站和先进型的非能动（安全系统）核电站，并完成了全部工 3 程论证和试验工作以及核电站的初步设计，它们将成为下一代（第3代） 核电站的主力堆型，这类典型的核电站见下表： 第3代核电站 美国 欧洲 能动核电站： System80+,APWR1000，ABWR EPR 非能动核电站： AP1000 EP1000 1．4 第4代核电站: 第4代核电站将满足安全、经济、可持续发展、极少的废物生成、燃 料增殖的风险低、防止核扩散等基本要求。第4代核电站包括三种快中子 反应堆系统和三种热中子反应堆系统： 第4代核电站 缩写 中子能谱 燃料循环 钠冷快堆系统(SodiumCooledFast ReactorSystem)