核电EPR技术简介
EPR-与CPR1000的差别
EPR与CPR1000核电站的差别
CNPEC
2.4 重反射层 EPR核电站设 有重反射层 （见图）， CPR1000没 有重反射层。
CNPEC
EPR与CPR1000核电站的差别
2.5 稳压器的差别 EPR核电站的稳压器的容积是75m3，CPR1000核 电站的稳压器容积约40m3。 2.6 EPR与CPR1000核电站反应堆冷却剂系统的 水装量差别 EPR反应堆冷却剂回路的水装量是463m3。 CPR1000反应堆冷却剂回路的水装量约283m3。
CNPEC
EPR核电站与 CPR1000核电站的差别
骆邦其
中广核设计公司 200EPR与CPR1000核电站的主要差别 反应堆冷却剂系统的差别 燃料组件的差别 专用安全设施的差别 辅助冷却系统（PTR)的差别 核辅助系统的差别 燃料管理方式的差别 安全壳的差别 核电站布置的差别
直接注入压力容器
上充泵/高压安注泵分离
不是
是
不是
不是
CNPEC
EPR与CPR1000核电站的差别
不是 不是 不是 是 是 不是 不是 是 不是
取消浓硼注入箱 备用系统 换料水箱位于安全壳内 是 安注模式不需要切换 是 应急给水/辅助给水分离 是 应急给水多样(汽动+电动) 不是（4列） 余热导出设计压力 > 6MPa 是 双层安全壳 是 设置氢气复合器 是 LBB技术 是
1. 2. 3. 4. 5. 6. 7. 8. 9.
CNPEC
EPR与CPR1000核电站的差别
1. EPR与CPR1000核电站的主要差别 EPR与CPR1000核电站的主要差别见表1。 表1 EPR与CPR1000核电站的主要差别 EPR CPR1000 URD要求 反应堆热工裕量 蒸汽发生器堵管裕量10% 稳压器容/功率>17dm3/MW > 15% <15% 是 是 不是 不是
AP1000和EPR两种核电技术的比较
AP1000和EPR两种核电技术的比较1、AP1000和EPR的安全系统采用了两种完全不同的设计理念AP1000安全系统采用“非能动”的设计理念，更好地达到“简化”的设计方针。
安全系统利用物质的自然特性：重力、自然循环、压缩气体的能量等简单的物理原理，不需要泵、交流电源、1E级应急柴油机，以及相应的通风、冷却水等支持系统，大大简化了安全系统（它们只在发生事故时才动作），大大降低了人因错误。
“非能动”安全系统的设计理念是压水堆核电技术中的一次重大革新。
EPR安全系统在传统第二代压水堆核电技术的基础上，采用“加”的设计理念，即用增加冗余度来提高安全性。
安全系统全部由两个系列增加到四个系列，EPR在增加安全水平的同时，增加了安全系统的复杂性。
核电站安全系统的设计基本上属于第二代压水堆核电技术，是一种改良性的变化。
2、AP1000和EPR的安全性的比较由于AP1000和EPR的安全系统采用了两种完全不同的设计理念AP1000 和E PR的安全性有较大的差别。
AP1000在发生事故后的堆芯损坏频率为5.0894×10-7/堆年比EPR的1.18×10-6 /堆年小2.3倍，大量放射性释放概率为5.94×10-8/堆年也比EPR的9.6×10-8/堆年小1.6倍（而且AP1000采用的设备可靠性数据均比较保守）；核电站发生事故后，AP1000操作员可不干预时间高达72小时，而EPR为半小时；AP1000 在发生堆芯熔化事故时，能有效地防止反应堆压力容器（第二道屏障）熔穿，将堆芯放射性熔融物保持在反应堆压力容器内，使放射性向环境释放的概率降到最低；而EPR不防止反应堆压力容器熔穿，堆芯放射性熔融物暂时滞留在堆腔内，然后采取措施延缓熔融物和安全壳（第三道屏障）底板的混凝土相互作用，防止安全壳底板熔穿。
AP1000的人因失误占堆熔频率的7.74%，共因失效占堆熔频率的57%，而EP R分别为29%和94%，AP1000 明显优于EPR。
法国EPR的技术特点与前景展望
４ ．堆芯 换料 计划 停堆 时 间缩短 ， 反应 使
堆利 用率提 高。 ５ Ｅ Ｒ的发 电成 本低 于天然 气 和其他 主 ．Ｐ 要 的可竞 争能 源 。而 且在 核 电成本 中 已纳 入 了与废物贮 存 和 设施退 役有 关 的外部 成本 。 据法 国财 政部 介绍 ，与 目前 的核 电机 组 相 比 ，Ｅ Ｒ 的安全 性将 提 高 ｌ Ｐ ０倍 。造 价下 降 ｌ％ ，预 计 Ｅ Ｒ 的 发 电 成 本 将 降 至 约 ０ Ｐ ３欧分／Ｗｈ ｋ ，比天 然气 低 ２ ％。产 生 的废 物 ０ 量将 减少 ｌ ％～３ ％。 建设周 期更 短 ，从浇 ５ ０ 筑 第 一罐水 泥 到调试 只 需 ５ ７个 月 。 法 国电力 公司 （ ＤＦ Ｅ ）于 ２ ０ ０ ６年 ５月发 布 的一 则 消息称 ，Ｅ Ｒ单堆 的隔 夜造 价预计 Ｐ
３ 燃 料 可 以充 分使用 。 发 电量相 同 的 ． 在 情况 下 ，Ｅ Ｒ可 以节省 １％的铀 ，并 由此 减 Ｐ ７ 少废 物量 。
通 先进 核 能 公司 ，Ｆａ ｔｍｅＡＮ ｒｍａｏ Ｐ）和德 国 西 门子 公 司 （ ｉ ｅ ｓ Ｓｍ ｎ ）联合 设计 的一种 第三 代 反应 堆 。Ｅ Ｒ设计 耗 时 ｌ 多 ，耗 资 １ Ｐ ０年 ． ５ 亿 欧元 。法 国和 德 国的一些 电力 公司也 参与 了设计 ，以便在 ２ ２ 年之 后替换 两 国 的核 ００ 电机 组 。两 国核 安 全 机 构 也 参 与 了有 关 工 作 ，以便 对安全 标准 进行协 调 ，并 为 新反应
（ 水灾 、火灾 等 ）或 外 部事件 （ 震 ）造成 地 某一 系统 失灵 时 ，另 一系统 可代替 有故障 系
发并 在 ２ ４ ０ ５年前 完成 建造 是不切 实 际的 。 Ｅ ＤＦ打算 用 Ｅ Ｒ 来填补 第 四代 反应堆 与现 Ｐ
我国第三代核电技术一览
我国第三代核电技术一览我国的核电技术路线是在上世纪80年代确定走引进、消化、研发、创新的道路的。
经过20余年的努力，通过对引进的二代法国压水堆技术的消化吸收，取得了巨大的技术进步，实现了60万千瓦压水堆机组设计国产化，基本掌握了百万千瓦压水堆核电厂的设计能力。
目前我国有五种第三代核电技术拟投入应用，他们分别是 AP1000、华龙一号、CAP1400、法国核电技术(EPR)以及俄罗斯核电技术(VVER)。
北极星电力网小编整理五种核电技术及特点供核电业界人士参考。
1、AP1000AP1000是美国西屋公司研发的一种先进的“非能动型压水堆核电技术”。
西屋公司在已开发的非能动先进压水堆AP600的基础上开发了AP1000。
该技术在理论上被称为国际上最先进的核电技术之一，由国家核电技术公司负责消化和吸收，且多次被核电决策层确认为日后中国主流的核电技术路线。
国家核电技术公司的AP1000和中广核集团与中核集团共推的华龙一号被默认为中国核电发展的两项主要推广技术，两者一主一辅，AP1000技术主要满足国内市场建设和需求，华龙一号则代表中国核电出口国外。
作为国内首个采用AP1000技术的依托项目三门核电一号机组原计划于2013年底并网发电，但由于负责AP1000主泵制造的美国EMD公司多次运抵中国的设备都不合格，致使三门一号核电机组如今已经延期2年。
目前，除在建的两个项目(三门、海阳)外，三门二期、海阳二期、广东陆丰、辽宁徐大堡、以及湖南桃花江等内陆核电项目均拟选用AP1000技术。
AP1000技术主要目标工程包括：海阳核电厂1-2号机组、三门核电厂1-2号机组、红沿河核电厂二期项目5-6号机组、三门核电厂二期项目、海阳核电厂二期项目、徐大堡核电厂一期项目以及陆丰核电厂一期项目等。
其中海阳核电厂1-2号机组和三门核电厂1-2号机组为正在建设的核电项目，其余五个为有望核准的核电项目。
【三门核电站】浙江三门核电站是我国首个采用三代核电技术的核电项目。
第三代核反应堆-EPR
第三代核反应堆-EPREPR是法马通和西门子联合开发的反应堆。
2001年1月，法马通公司与西门子核电部合并，组成法马通先进核能公司（Framatome ANP，AREV A集团的子公司）。
法国电力公司和德国各主要电力公司参加了项目的设计。
法德两国核安全当局协调了EPR的核安全标准，统一了技术规范。
新一代核反应堆EPR已经完成了技术开发层面的工作，现已进入建设阶段。
一、EPR实现了三大目标：1、满足了欧洲电力公司在“欧洲用户要求文件”中提出的全部要求。
2、达到了法国核安全局对未来压水堆核电站提出的核安全标准。
3、提高核电的经济竞争力，EPR的发电成本将比N4系列低10%。
二、EPR的主要特征1、EPR是目前国际上最新型反应堆（法国N4和德国近期建设的Konvoi 反应堆）的基础上开发的，吸取了核电站运行三十多年的经验。
2、EPR是渐进型、而不是革命型的产品，保持了技术的连续性，没有技术断代问题。
EPR采纳了法国原子能委员会和德国核能研发机构的技术创新成果。
3、EPR是新一代反应堆，具有更高的经济和技术性能：降低发电成本，充分利用核燃料（UO2或MOX），减少长寿废物的产量，运行更加灵活，检修更加便利，大量降低运行和检修人员的放射性剂量。
4、EPR属压水堆技术。
法国在运行的核电站都是压水堆。
目前，全球共有440台在运行的核电机组，其中209台是压水堆。
压水堆是上国际上使用最广泛的堆型。
5、EPR可使用各类压水堆燃料：低富集铀燃料（5%）、循环复用的燃料（源于后处理的再富集铀，或源于后处理的钚铀氧化物燃料MOX）。
EPR堆芯可全部使用MOX燃料装料。
这样，一方面可实现稳定乃至减少钚存量的目标，同时也可降低废物的产量；6、EPR的电功率约为1600兆瓦。
具有大规模电网的地区适于建设这种大容量机组。
另外，人口密度大、场址少的地区也适于采用大容量机组。
未来20年，半数以上的新核电站将建在这类地区。
7、EPR的技术寿期为60年，目前在运行的反应堆的技术寿期为40年。
核电EPR技术简介
核电EPR技术简介2010-01-09 10:21前几天看到台山核电开工的新闻，了解到台山核电使用的是EPR技术，单机容量竟然达到了175万千瓦，为目前世界上单机容量搜集了一些资料如下。
欧洲先进压水堆EPR技术1. 欧洲先进压水堆发展情况简介1993年5月，法国和德国的核安全当局提出在未来压水堆设计中采用共同的安全方法，通过降低堆芯熔化和严重事故概率和提高废物处理、维修改进、减少人为失误等方面根本改善运行条件。
1998年，完成了EPR基本设计。
2000年3月，法国和德国的核成了EPR基本设计的评审工作，并于2000年11月颁发了一套适用于未来核电站设计建造的详细技术导则。
EPR是法马通和西门子联合开发的反应堆。
2001年1月，法马通公司与西门子核电部合并，组成法马通先进核能公司（Framato 力公司和德国各主要电力公司参加了项目的设计。
法德两国核安全当局协调了EPR的核安全标准，统一了技术规范。
新一代核反现已进入建设阶段。
截止2009年1月，世界上尚无已投产发电的EPR堆型商业核电站，在建的EPR堆型核电站有法国的弗拉芒维尔核电站，芬兰的位于中国广东江门的台山核电站。
台山核电站目前处于施工准备阶段，核岛主体土建工程将于2009年夏天正式开始。
2.欧洲先进压水堆EPR设计特点EPR为单堆布置四环路机组，电功率1525MWe，设计寿命60年，双层安全壳设计，外层采用加强型的混凝土壳抵御外部灾害，包括：（1）安全性和经济性高EPR通过主要安全系统4列布置，分别位于安全厂房4个隔开的区域，简化系统设计，扩大主回路设备储水能力，改进人机接口设计安全水平。
设计了严重事故的应对措施，保证安全壳短期和长期功能，将堆芯熔融物稳定在安全壳内，避免放射性释放。
EPR考虑内部事件的堆芯熔化概率×10-7/堆年，在电站寿期内可用率平均达到90%，正常停堆换料和检修时间16天，运行维护成造EPR的投资费用低于1300欧元/千瓦，发电成本低于3欧分/kWh。
第三代核电技术——AP1000与EPR
第三代核电技术——AP1000与EPR第三代核电技术——AP1000与EPRAP1000西屋公司在已开发的非能动先进压水堆AP600的基础上开发了AP1000。
2002年3月，核管会已经完成AP1000设计的预认证审查，AP600有关的试验和分析程序可以用于AP1000设计。
2004年12月获得了美国核管会授予的最终设计批准[5]。
AP1000为单堆布置两环路机组，电功率1250MWe，设计寿命60年，主要安全系统采用非能动设计，布置在安全壳内，安全壳为双层结构，外层为预应力混凝土，内层为钢板结构。
AP1000主要的设计特点包括：1．主回路系统和设备设计采用成熟电站设计[6]AP1000堆芯采用西屋的加长型堆芯设计，这种堆芯设计已在比利时的Doel 4号机组、Tihange3号机组等得到应用；燃料组件采用可靠性高的Performance+；采用增大的蒸汽发生器（D125型），和正在运行的西屋大型蒸汽发生器相似；稳压器容积有所增大；主泵采用成熟的屏蔽式电动泵；主管道简化设计，减少焊缝和支撑；压力容器与西屋标准的三环路压力容器相似，取消了堆芯区的环焊缝，堆芯测量仪表布置在上封头，可在线测量。
2．简化的非能动设计提高安全性和经济性AP1000主要安全系统，如余热排出系统、安注系统、安全壳冷却系统等，均采用非能动设计，系统简单，不依赖交流电源，无需能动设备即可长期保持核电站安全，非能动式冷却显著提高安全壳的可靠性。
安全裕度大。
针对严重事故的设计可将损坏的堆芯保持在压力容器内，避免放射性释放。
在AP1000设计中，运用PRA分析找出设计中的薄弱环节并加以改进，提高安全水平。
AP1000考虑内部事件的堆芯熔化概率和放射性释放概率分别为5.1×10-7/堆年和5.9×10-8/堆年，远小于第二代的1×10-5/堆年和1×10- 6/堆年的水平。
简化非能动设计大幅度减少了安全系统的设备和部件，与正在运行的电站设备相比，阀门、泵、安全级管道、电缆、抗震厂房容积分别减少了约50%，35%，80%，70%和45%。
核反应堆堆型EPR、AP1000、CPR1000比较
环保性
• EPR的堆芯设计有利于提高燃料的利用率， 减少铀的使用量，降低钚和长寿命废物的 产量；有利于控制和降低钚的储量；由于 EPR的技术寿期将达到60年，在生产同等电 力的情况下，EPR退役后的最终废物数量将 减少；利用核能有利于储备本世纪中叶将 逐渐枯竭的化石燃料。
AP1000
总体概况
• AP1000是西屋公司开发的一种双环路1000 MW的压水堆核电机组，其主要特点有：采 用非能动的安全系统，安全相关系统和部 件大幅减少、具有竞争力的发电成本、60 年的设计寿命、数字化仪空室、容量因子 高、易于建造(工厂制造和现场建造同步进 行)等，其设计与性能特点满足用户要求文 件（URD）的要求。
相对简单性能比 较
安全性——设计理念
• AP1000安全系统采用“非能动”的设计理 念，更好地达到“简化”的设计方针。安全系 统利用物质的自然特性：重力、自然循环、 压缩气体的能量等简单的物理原理，不需 要泵、交流电源、1E级应急柴油机，以及 相应的通风、冷却水等支持系统，大大简 化了安全系统（它们只在发生事故时才动 作），大大降低了人因错误。“非能动”安全 系统的设计理念是压水堆核电技术中的一 次重大革新。
•
3. 降低运行和检修人员的辐照剂量 EPR运行和检修人员的辐射防护工作将进 一步加强：集体剂量目标确定为0.4人希弗特/ 堆年，与目前经济合作与发展组织国家核电站 的平均剂量（1人希弗特/堆年）相比，将降低 一倍以上。 目前法国核电站检修人员的人希弗特集体 剂量水平约合人均剂量5毫希弗特/年 （5mSv）。换言之，法国核电站工作人员的 平均剂量等同于法国天然放射性当量。
• 5、EPR的电功率约为1600兆瓦。具有大规模电 网的地区适于建设这种大容量机组。另外，人 口密度大、场址少的地区也适于采用大容量机 组。 • 6、EPR可使用各类压水堆燃料：低富集铀燃料 （5%）、循环复用的燃料（源于后处理的再 富集铀，或源于后处理的钚铀氧化物燃料 MOX）。EPR堆芯可全部使用MOX燃料装料。 这样，一方面可实现稳定乃至减少钚存量的目 标，同时也可降低废物的产量； • 7、EPR的技术寿期为60年，目前在运行的反应 堆的技术寿期为40年。由于设备方面的改进， EPR运行40年无需更换重型设备。
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核电EPR技术简介2010-01-09 10:21前几天看到台山核电开工的新闻，了解到台山核电使用的是EPR技术，单机容量竟然达到了175万千瓦，为目前世界上单机容量最搜集了一些资料如下。
欧洲先进压水堆EPR技术1. 欧洲先进压水堆发展情况简介1993年5月，法国和德国的核安全当局提出在未来压水堆设计中采用共同的安全方法，通过降低堆芯熔化和严重事故概率和提高安全废物处理、维修改进、减少人为失误等方面根本改善运行条件。
1998年，完成了EPR基本设计。
2000年3月，法国和德国的核安全成了EPR基本设计的评审工作，并于2000年11月颁发了一套适用于未来核电站设计建造的详细技术导则。
EPR是法马通和西门子联合开发的反应堆。
2001年1月，法马通公司与西门子核电部合并，组成法马通先进核能公司（Framatome 力公司和德国各主要电力公司参加了项目的设计。
法德两国核安全当局协调了EPR的核安全标准，统一了技术规范。
新一代核反应堆现已进入建设阶段。
截止2009年1月，世界上尚无已投产发电的EPR堆型商业核电站，在建的EPR堆型核电站有法国的弗拉芒维尔核电站，芬兰的奥尔位于中国广东江门的台山核电站。
台山核电站目前处于施工准备阶段，核岛主体土建工程将于2009年夏天正式开始。
2.欧洲先进压水堆EPR设计特点EPR为单堆布置四环路机组，电功率1525MWe，设计寿命60年，双层安全壳设计，外层采用加强型的混凝土壳抵御外部灾害，内层包括：（1）安全性和经济性高EPR通过主要安全系统4列布置，分别位于安全厂房4个隔开的区域，简化系统设计，扩大主回路设备储水能力，改进人机接口，系设计安全水平。
设计了严重事故的应对措施，保证安全壳短期和长期功能，将堆芯熔融物稳定在安全壳内，避免放射性释放。
EPR考虑内部事件的堆芯熔化概率6.3×10-7/堆年，在电站寿期内可用率平均达到90%，正常停堆换料和检修时间16天，运行维护成建造EPR的投资费用低于1300欧元/千瓦，发电成本低于3欧分/kWh。
（2）严重事故预防与缓解措施EPR设计中考虑了以下几类严重事故：高压熔堆；氢气燃烧和爆炸；蒸汽爆炸；堆芯熔融物；安全壳内热量排出。
为避免高压熔堆事故发生，在为对付设计基准事故设置3个安全阀（3×300t/h）的基础上，EPR专门设置了针对严重事故工况的卸压过卸压箱排到安全壳内。
当堆芯温度大于650℃时，操纵员启动专设卸压装置，可以有效避免压力容器超压失效，并防止压力容器失针对氢气燃烧和爆炸的危险，EPR在设计中采用大容积安全壳（80000m3）。
在设备间布置了40台大型氢复合器，在反应堆厂房升降算分析氢气产生量、氢气分布和燃烧导致的压力载荷，结果表明采取上述措施后氢气产生的危险不会威胁安全壳的完整性。
对于蒸汽爆炸事故，EPR在RPV设计中没有设置特殊的装置。
通过选择相关事故和边界条件，计算判断RPV封头允许承受的载荷能力容器内蒸汽爆炸已基本消除，不需要设置特殊的装置对付蒸汽爆炸事故。
已做的试验显示熔融物不会像以前假设的那样爆炸（极低在进行中。
对于堆芯熔融物，在EPR设计中，RPV失效前堆坑内保持干燥，RPV失效后堆芯熔融物暂时滞留在堆坑内，然后进入专用的展开隔料，保护熔融物中残余的锆，降低了氧化物的密度和温度，改善了展开条件。
在展开区域设有氧化锆防护层，防护层底下设有冷却管线并淹没熔融物，从两边对熔融物进行冷却，避免底板熔穿和安全壳失效。
对于安全壳内热量排出，EPR设计有带外部循环的安全壳喷淋系统，2个系列，可以在较短的时间内降低安全壳温度和压力。
该系统物的工作模式，并能长时间防止蒸汽产生，长期地将熔融物和安全壳中的热量导出。
（3）仪控系统和主控室设计EPR的仪控系统和主控室采用成熟的设计，充分吸取已运行电站数字化仪控系统、人机接口等经验反馈，吸取先进技术设备的优点。
的不同区域，避免发生共模失效。
主控室与N4机组的高度计算机化控制室相同，专门设有用于维护和诊断工作的人机接口。
EPR是法马通和西门子联合开发的反应堆。
2001年1月，法马通公司与西门子核电部合并，组成法马通先进核能公司（Framatome力公司和德国各主要电力公司参加了项目的设计。
法德两国核安全当局协调了EPR的核安全标准，统一了技术规范。
新一代核反应堆现已进入建设阶段。
一、EPR实现了三大目标：1、满足了欧洲电力公司在“欧洲用户要求文件”中提出的全部要求。
2、达到了法国核安全局对未来压水堆核电站提出的核安全标准。
3、提高核电的经济竞争力，EPR的发电成本将比N4系列低10%。
二、EPR的主要特征1、EPR是目前国际上最新型反应堆（法国N4和德国近期建设的Konvoi 反应堆）的基础上开发的，吸取了核电站运行三十多年2、EPR是渐进型、而不是革命型的产品，保持了技术的连续性，没有技术断代问题。
EPR采纳了法国原子能委员会和德国核能3、EPR是新一代反应堆，具有更高的经济和技术性能：降低发电成本，充分利用核燃料（UO2或MOX），减少长寿废物的产量降低运行和检修人员的放射性剂量。
4、EPR属压水堆技术。
法国在运行的核电站都是压水堆。
目前，全球共有440台在运行的核电机组，其中209台是压水堆。
压5、EPR可使用各类压水堆燃料：低富集铀燃料（5%）、循环复用的燃料（源于后处理的再富集铀，或源于后处理的钚铀氧化物燃燃料装料。
这样，一方面可实现稳定乃至减少钚存量的目标，同时也可降低废物的产量；6、EPR的电功率约为1600兆瓦。
具有大规模电网的地区适于建设这种大容量机组。
另外，人口密度大、场址少的地区也适于采新核电站将建在这类地区。
7、EPR的技术寿期为60年，目前在运行的反应堆的技术寿期为40年。
由于设备方面的改进，EPR运行40年无需更换重型设主要性能单位EPR N4热功率MW 4250/4500 4250电功率MW 1500-1600 1450效率% 36 34一回路数 4 4燃料组件数241 205燃耗GWj/t ＞60 45二回路压力bar 78 71抗震安全度g 0.25 0.15技术寿期年60 40三、经济性能更高EPR的发电成本将更低，比N4系列反应堆低10%。
主要优化措施是：1、EPR的功率（约1600兆瓦）比近期建设的反应堆功率（约1450兆瓦）更高。
2、建设周期更短：从建造至商业运行计划用57个月。
3、能量效益提高到36%，这是轻水反应堆最好的指标。
4、EPR技术寿期将达到60年。
5、提高燃料的利用率。
在发电量相同的条件下，EPR将减少使用15%的铀，废物产量因此降低。
同样，也降低了核燃料循环（6、EPR降低了运行费：由于提高了人机接口的质量和主控室的功效，操作简化，通过运行支持系统，提升自动化水平，减少了人工干预；设备布局更合理，便于进入工作区，简化了检修，缩短了工期；可进行不停运的标准化保养维修；停堆换料期减至16天；反应堆寿期内可利用率可达到91%，法国在役反应堆的平均使用率为82%。
7、EPR的发电成本将降至30欧元/MWh，比主要竞争对手—天然气低20%。
发电成本包括各种外部费用：研发费、乏燃料后处比，化石能源发电成本不含外部费用。
四、更高的安全性EPR满足法德两国核安全当局提出的“加强防范可能损坏堆芯的事件，缓解堆芯熔化的放射性影响”两方面的要求，具有更高的安1. 加强防范损坏堆芯的事件通过设计简单化、功能多样化和冗余系统确保安全功能。
自动化水平更加先进；EPR配置四个同样的安全系统，具有非正常状态独立发挥其安全功效。
这四个系统分别设在四个厂房，实行严格的分区实体保护。
因内部事件（水灾、火灾等）或外部事件（地震）造障系统行使安全职能，实现反应堆安全停堆。
这些结构性的安全系统将把在役压水堆极低的堆芯破损概率再降低一个10次方。
2. 安全壳具有非常高的密封性如果万一发生堆芯损坏事件，将对居民和环境采取防御性保护措施，使他们不受影响。
EPR的密封水平是国际上唯一的，反应堆厂房非常牢固，混凝土底座厚达6米，安全壳为双层，内壳为预应力混凝土结构，外壳米厚的安全壳可抵御坠机等外部侵袭。
即使发生概率极低的熔堆事故，压力壳被熔穿，熔化的堆芯逸出压力壳，熔融物仍封隔在专门的区域内冷却。
这一专门区域的内壁凝底板的密封性能。
EPR的熔堆事故影响严格限制在反应堆安全壳内，核电站周边的居民、土壤和含水层都受到保护。
3. 降低运行和检修人员的辐照剂量EPR运行和检修人员的辐射防护工作将进一步加强：集体剂量目标确定为0.4人希弗特/堆年，与目前经济合作与发展组织国家核比，将降低一倍以上。
目前法国核电站检修人员的人希弗特集体剂量水平约合人均剂量5毫希弗特/年（5mSv）。
换言之，法国核电站工作人员的平均剂五、EPR更加环保核电的优势是不排放二氧化碳、二氧化硫、二氧化氮、粉尘及其他温室效应气体，EPR在可持续发展方面取得了重要的进展：EPR的堆芯设计有利于提高燃料的利用率，减少铀的使用量，降低钚和长寿命废物的产量；有利于控制和降低钚的储量；由于EP 电力的情况下，EPR退役后的最终废物数量将减少；利用核能有利于储备本世纪中叶将逐渐枯竭的化石燃料。
六、EPR的发展前景成为法国核电站更新换代的保证目前，法国核反应堆的平均技术寿期为40年。
核电站运行有严格的规定，定期进行检查。
十年安排一次全面大修，每台机组必须2020年，法国最造建设的14台机组将达到40年以上的寿期。
2025年，其他34台机组也将达到40年以上的寿期（装机容量为的50%）。
据预测，未来核安全方面的要求会更加严格，在役老机组的检修费会更高。
最近几年，法国电力需求每年以1.6%的速度增长（法国工业部能源与原材料总局提供的数据），根据预测，2020年国内电力需求（140TWh）。
必须通过新增18000兆瓦装机容量，机组可使用率达到90%时，法国才能满足这种需求。
仅仅依靠可再生能源和节能能措施，预计2000年至2030年欧洲电力需求平均每年增长1.4%。
由于许多电厂这一时期将接近寿期，必须新建600000兆瓦装机量的目标。
2004年6月，法国政府宣布，核电将在国家能源结构中占有重要的比例。
2004年10月21日，法国电力公司决定在FLAMAN-VI 年开工，工期预计五年。
通过建设EPR，法国将继续保持世界一流的核电技术实力。
通过与外国电力运营商合作，继续优化法国和国外核电站的运行。
七、出口现状及前景芬兰市场2003年12月18日，由AREVA、西门子和芬兰电力公司（TVO）组成的奥尔基卢奥托3联队（Consortium OLKILUOTO 3）签同。
这是一项交钥匙工程，计划2009年投入商业运行。
根据合同，AREVA负责核岛设备、首炉燃料和一台ERP模拟机的供货，还负责部分土木工程、连接厂房和废物厂房的建设。