第三代反应堆EPR简介

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17×17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1.24×10-6/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1EPR的主要技术性能参数

EPR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。