AP1000与EPR专设安全系统的差异性比较和分析
CPR1000与AP1000安全系统的差异性比较和分析
CPR1000与AP1000安全系统的差异性比较和分析作者：苏晋来源：《科技视界》2018年第03期【摘要】作为非能动设计的代表堆型——AP1000，其安全系统设计理念与传统核电站存在着很大的区别。
本文从CPR1000堆型的安全注入系统以及AP1000的非能动堆芯冷却系统的系统组成、系统功能和系统运行几个方面着手，进行一个简要的介绍，在介绍的同时对比二者之间存在的差异，并对相应的差异进行比较分析，供核电专业技术人员参考。
【关键字】CPR1000；AP1000；非能动堆芯冷却系统；安全注入系统；差异中图分类号： TG316 文献标识码： A 文章编号：2095-2457（2018）03-0126-003Comparison and Analysis of Differences between CPR1000 and AP1000 Safety SystemsSU Jin（Nuclear Nuclear Power Operations Management Co.， Ltd.， Jiaxing， Zhejiang 314300，China）【Abstract】As the representative reactor design of APAM， the design concept of safety system is quite different from the traditional nuclear power plant. In this paper， a brief introduction is given from the aspects of system configuration， system function and system operation of the CPR1000 reactor safety injection system and AP1000 passive core cooling system. The differences between the two are introduced ， And comparative analysis of the corresponding differences for nuclear power professional and technical personnel for reference.【Key words】CPR1000； AP1000； Passive core cooling system； Safety injection system；Difference核电厂的安全注入系统在发生LOCA及失控冷却等事故时对于保证堆芯冷却，带走衰变热量以及防止重返临界起着至关重要的作用。
第一代与第四代解释
一、世界核电站可划分为四代第一代核电站：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左右的核电站，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。
第一代核电厂属于原型堆核电厂，主要目的是为了通过试验示范形式来验证其核电在工程实施上的可行性。
第二代核电站：第二代核电厂主要是实现商业化、标准化、系列化、批量化，以提高经济性。
自60年代末至70年代世界上建造了大批单机容量在600－1400MWe的标准化和系列化核电站，以美国西屋公司为代表的Model 212（600MWe，两环路压水堆，堆芯有121合组件，采用12英尺燃料组件）、Model 312（1000MWe，3环路压水堆，堆芯有157盒组件，采用12英尺燃料组件，），Model 314 （1040MWe，3环路压水堆，堆芯有157盒组件，采用14英尺燃料组件），Model 412（1200MWe，4环路压水堆，堆芯有193盒组件，采用12英尺燃料组件，）、Model 414（1300MWe，4环路压水堆，堆芯有193盒组件，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）均可划入第二代核电站范畴。
法国的CPY，P4，P4′´也属于Model 312，Model 414一类标准核电站。
日本、韩国也建造了一批Model 412、BWR、System80等标准核电站。
第二代核电站是目前世界正在运行的439座核电站（2007年9月统计数）主力机组，总装机容量为3.72亿千瓦。
还共有34台在建核电机组，总装机容量为0.278亿千瓦。
在三里岛核电站和切尔诺贝利核电站发生事故之后，各国对正在运行的核电站进行了不同程度的改进，在安全性和经济性都有了不同程度的提高。
第三代核电站:对于第三代核电站类型有各种不同看法。
关于第三代核电站
关于第三代核电站关于第三代核电站前⾔能源危机与环境危机⽇益紧迫，使⽤新的清洁、安全、⾼效能源成为⼈类不争的共识。
除了煤炭、⽯油、天然⽓、⽔⼒资源外，如风能、太阳能、潮汐能、地热能等等新能源逐渐引起⼈们的重视，但是由于技术问题、开发成本及场地等因素，这些能源很难在近期内实现⼤规模的⼯业化⽣产和利⽤；⽽同各种化⽯能源相⽐起来，核能对环境和⼈类健康的危害更⼩，更是⼀种安全、可靠、清洁的能源，且在经济上具有竞争⼒的最为现实的替代能源。
第三代核反应堆是在汲取了第⼆代反应堆运⾏经验和事故教训后，于20世纪90年代后期发展出的安全性更⾼的先进反应堆技术，通常把满⾜《美国⽤户要求⽂件(URD)》或《欧洲⽤户要求⽂件(EUR)》价标准的核电⼚称为第三代核电站。
⽬前，世界上在建和规划待建的核电站，⼤部分将采⽤第三代核电技术。
近年来，我国核电产业发展取得了举世瞩⽬的成绩，核电技术研发和⼯程应⽤⾛在世界前列。
以“华龙⼀号”正式投产和“国和⼀号”成功研发（及其⽰范⼯程的开⼯建设）为标志，我国成为继美国、法国、俄罗斯等核电强国后⼜⼀个拥有独⽴⾃主三代核电技术和全产业链的国家。
核电站⼯作原理核电站是利⽤核分裂（核裂变）或核融合（核聚变）反应所释放的能量产⽣电能的发电⼚。
⽬前商业运转中的核能发电⼚都是利⽤核裂变反应⽽发电。
核电站常见的堆型有四种：压⽔堆、沸⽔堆、重⽔堆和快堆。
压⽔堆核电站发电原理图沸⽔堆核电站发电原理图现在⽐较普遍使⽤的核电站是压⽔反应堆核电站，我国在运、在建的第三代核电站采⽤的都是压⽔堆核电站，它的⼯作原理是：⽤铀制成的核燃料在“反应堆”的设备内发⽣裂变⽽产⽣⼤量热能，再⽤处于⾼压⼒下的⽔把热能带出，在蒸汽发⽣器内（进⾏热能交换，将热能传递给⼆回路供给的主给⽔）产⽣蒸汽，蒸汽推动汽轮机带着发电机⼀起旋转，电就源源不断地产⽣出来，并通过电⽹送到四⾯⼋⽅。
核电站由三个回路组成。
压⽔堆压⽔堆核电站由三个回路组成。
⼀回路：反应堆堆芯因核燃料裂变产⽣巨⼤的热能，由主泵泵⼊堆芯的⽔被加热成327度、155个⼤⽓压的⾼温⾼压⽔，⾼温⾼压⽔流经蒸汽发⽣器内的传热Ｕ型管，通过管壁将热能传递给Ｕ型管外的⼆回路主给⽔，释放热量后⼜被主泵送回堆芯重新加热再进⼊蒸汽发⽣器。
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。
AP1000简介汇编要点
第三代核电站与AP1000一、世界核电站可划分为四代第一代核电站：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左右的核电站，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。
第一代核电厂属于原型堆核电厂，主要目的是为了通过试验示范形式来验证其核电在工程实施上的可行性。
第二代核电站：第二代核电厂主要是实现商业化、标准化、系列化、批量化，以提高经济性。
自60年代末至70年代世界上建造了大批单机容量在600－1400MWe的标准化和系列化核电站，以美国西屋公司为代表的Model 212（600MWe，两环路压水堆，堆芯有121合组件，采用12英尺燃料组件）、Model 312（1000MWe，3环路压水堆，堆芯有157盒组件，采用12英尺燃料组件，），Model 314 （1040MWe，3环路压水堆，堆芯有157盒组件，采用14英尺燃料组件），Model 412（1200MWe，4环路压水堆，堆芯有193盒组件，采用12英尺燃料组件，）、Model 414（1300MWe，4环路压水堆，堆芯有193盒组件，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）均可划入第二代核电站范畴。
法国的CPY，P4，P4′′也属于Model 312，Model 414一类标准核电站。
日本、韩国也建造了一批Model 412、BWR、System80等标准核电站。
第二代核电站是目前世界正在运行的439座核电站（2007年9月统计数）主力机组，总装机容量为3.72亿千瓦。
还共有34台在建核电机组，总装机容量为0.278亿千瓦。
在三里岛核电站和切尔诺贝利核电站发生事故之后，各国对正在运行的核电站进行了不同程度的改进，在安全性和经济性都有了不同程度的提高。
第三代核电站:对于第三代核电站类型有各种不同看法。
AP1000和EPR的安全性
AP1000和EPR的安全性AP1000的被动安全设计的确是一个很新的概念，如果其是一款电子信息产品，我是绝对支持其创新。
但是对于核电站来说，就不是了。
一个真正可以信赖的设计，显然应该经过设计原型的测试观察，然后才可能大规模应用。
现在国内一下子上马四个AP1000，并且可能不等待系统使用测试就继续上马更多的A P1000，实在是有点担心。
设计方当然把自己的产品吹得天花龙凤，但是真正的设计缺陷，只有他们自己才真正知道。
难道他们会把缺陷主动告诉中方，恐怕不太可能吧。
每个核电站的设计者都说自己的东西很安全，但还不是出了切尔诺贝利和三里岛事故。
上次参加一个Westinghouse在巴黎的的会议，可以看见法国专家对AP1000的极度质疑。
其中，在AP1000进行设计的时候，美国的飞机撞击规范还没有出来呢。
所以飞机撞击抵抗，也许就是后来改善加上去的吧。
另外，与EPR比较，AP1000少了堆芯融体的收集池，这是假定IRWST的水能保证堆芯的充分冷却。
但是，这一切毕竟是设计，并且是没有经过验证的设计。
EPR则从设计开始就考虑抗飞机的安全壳，其建筑布局上四个安全厂房的布置，以及柴油机房的布置，都是考虑这个事故的。
AP1000也就两个冷却泵，要是一个在维护，另一个坏了，可想而知。
实用文档实用文档我不知道除了中国之外有什么国家在建造AP1000。
但是现在英国，南非，阿布扎比，还有就是美国都要建造EPR了。
但是很难想象法国会被说服建造AP1000吧。
也许是因为我在做EPR的原因，作的比较不一定很中立。
总的来说，我觉得EPR设计是非常保守的，不能说是什么大创新，但是从安全这个角度来说，我觉得这是应该的。
AP1000创新理念固然是好，但是毕竟其还是有待验证，不能操之过急。
实用文档。
最新AP1000安全系统综述及其与EPR关键措施对比汇总
A P1000安全系统综述及其与E P R关键措施对比AP1000安全系统综述AP1000安全系统综述AP1000安全系统设计理念如下：•安全系统非能动化•降低维修要求•简化安全系统配置•减少安全支持系统•减少安全级设备及抗震厂房•提高可操作性本文不考虑传统安全系统，只对非能动安全系统作介绍。
一．AP1000非能动安全系统简介AP1000非能动安全系统的优点可概括如下:(1)极大地降低了人因失误发生的可能性非能动安全系统不需要操纵员的行动来缓解设计基准事故，减少了事故发生后，由于人为操作错误而导致事件升级的可能性。
AP1000在事故条件下允许操纵员的不干预时间高达72 h，而对于已经运行的第二代或二代+核电厂，此不干预时间仅为10^30 mina(2)大大地提高了系统运行的可靠性非能动安全系统利用自然力驱动，提高了系统运行的可靠性，而不需要采用泵、风机、柴油机、冷冻水机或其他能动机器，减少了因电源故障或者机械故障而引起的系统运行失效。
由于非能动安全系统只需少量的阀门连接，并能自动触发，同时这些阀门遵循“失效安全”的准则，在失去电源或接收到安全保护启动信号时开启。
(3)取消了安全级的交流应急电源非能动安全系统的启动和运行无需交流(AC)电源，AP1000的设计取消了安全级的应急柴油发电机组。
AP1000非能动安全系统子系统如下：•非能动堆芯冷却系统•非能动安全壳冷却系统•非能动主控制室应急可居留系统•非能动裂变产物去除系统•非能动氢复合子系统•非能动反应堆压力壳防熔穿系统二．非能动堆芯冷却系统AP1000的非能动堆芯冷却系统(PXS)由非能动堆芯余热排出系统和非能动安全注人系统两部分组成。
PXS的主要作用就是在假想的设计基准事件下提供应急堆芯冷却，为此，PXS具有以下功能:·应急堆芯余热排出·RCS应急补水和硼化·安全注入·安全壳内pH值控制PXS安全相关功能的设计基于以下考虑(设计基准):<1> 即使在发生设计基准事件同时伴随不太可能的最大极限单一故障事件时，PXS也有多重的部件来执行其安全相关的功能。
AP1000、CPR、EPR1000的比较
1、EP1000主要的设计特点包括：
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。 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，运行维护成本比现在运行的电站低10%，经济性高。 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。
AP1000核电机组
主要特点 1、AP1000最大的特点就是设计简练，易于 操作，而且充分利用了诸多“非能动的安全体 系”，比如重力理论、自然循环、聚合反应等， 比传统的压水堆安全体系要简单有效得多。 2、进一步提高了核电站的安全性，同时也能 显著降低核电机组建设以及长期运营的成本。 3、AP1000在建设过程中，可利用模块化技 术，多头并进实施建设，极大地缩短了核电机组 建设工期。AP1000从开工建设到加载原料开始发 电，最快只需要36个月，建设成本方面的节约优 势明显。
建造中大量采用模块化建造技术 AP1000在建造中大量采用模块化建造技术。模块 建造是电站详细设计的一部分，整个电站共分4种 模块类型，其中结构模块122个，管道模块154个， 机械设备模块55个，电气设备模块11个。模块化 建造技术使建造活动处于容易控制的环境中，在 制作车间即可进行检查，经验反馈和吸取教训更 加容易，保证建造质量。平行进行的各个模块建 造大量减少了现场的人员和施工活动。 通过与前期工程平行开展的按模块进行混凝土施 工、设备安装的建造方法，AP1000的建设周期大 大缩短至60个月，其中从第一罐混凝土到装料只 需36个月。
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AP1000与EPR专设安全系统的差异性比较和分析摘要：以美国西屋公司开发的先进压水堆（AP1000）和法德两国联合开发的欧洲压水堆（EPR）为典型代表的第三代核电技术都在专设安全系统的设计上进行了革新或改进，旨在提高核电站的总体安全水平和可利用率。
本文简要介绍了AP1000和EPR专设安全系统的组成和特点，比较了两者之间的差异，并分析了这些差异对于核电站安全、设备可靠性及成本控制的影响。
关键词：核电站；AP1000；EPR；专设安全系统；差异性自20世纪90年代开始，为了消除广大公众因切尔诺贝利核事故带来的对核能利用的疑虑，提高核电应用的安全性和经济性，世界核电界集中力量对核电站专设安全系统和严重事故的预防与后果缓解进行了研究，美国和欧洲先后提出了符合“用户要求”[1-2]的概念，并在此基础上，开发了安全性、经济性更好的第三代核电技术。
第三代核电技术通过采用非能动安全系统或增加安全系统冗余度、增设缓解严重事故后果的工程措施以及应用数字化仪控系统等先进技术，降低核电站的严重事故风险，实现更高的安全目标，使核电技术向更安全、更经济的方向发展。
第三代核电技术问世以后，受到全球核电用户的普遍关注，包括中国在内的一些国家已经选用或准备选用第三代核电技术进行新的核电机组建设。
第三代核电技术以美国西屋公司开发的先进压水堆（AP1000）和法德两国联合开发的欧洲压水堆（EPR）为典型代表。
AP1000在传统成熟的两环路压水堆核电技术的基础上，引入安全系统非能动化理念。
与传统的压水堆安全系统相比[3]，非能动安全系统更加简单，它们不需要现有核电站中那些种类繁多的安全支持系统，使核电站安全系统的设计发生了革新性的变化。
EPR 主要以法国N4核电站和德国Konvoi核电站为考，充分吸收了法国和德国多年核电设计、建造和运行经验，通过渐进式的模式改进安全系统的设计，提高核电站的总体安全水平和可利用率。
1AP1000专设安全系统的组成和特点与传统核电站相比，APl000的非能动安全系统在电厂安全性和投资保护方面有了重大的提高，无需操纵人员行动或交流电支持即可建立并长期维持堆芯冷却和安全壳的完整性。
非能动系统满足单一故障准则，可采用概率风险评价（PRA）来验证其可靠性。
APl000反应堆的非能动安全系统比典型压水堆的安全系统显著地简化，这些非能动系统中所包含的设备部件大大减少，从而减少了所需的试验、检查和维护。
它们不需要能动支持系统，其就位状况很容易被监测。
AP1000专设安全系统由下列系统组成[4－5]：①非能动堆芯冷却系统；②非能动安全壳冷却系统；③裂变产物去除与控制系统；④安全壳隔离系统；⑤主控制室应急可居留系统。
1.1非能动堆芯冷却系统AP1000非能动堆芯冷却系统包括非能动余热去除系统和安全注入系统（图1）。
与传统压水堆应急堆芯冷却系统相比，AP1000非能动堆芯冷却系统除了具有安全注射和应急硼化功能外，还具有堆芯应急衰变热导出和安全壳pH控制功能，替代了传统压水堆辅助（应急）给水系统和安全壳喷淋系统的部分功能。
其主要设计特点为：（1）在反应堆冷却剂系统中，引入了一个非能动热交换器。
当冷却剂泵失效时，水流自然循环到该热交换器，将热量带至安全壳内的换料水箱。
整个传热过程无需动力。
当换料水箱达到饱和时，向安全壳蒸发，非能动安全壳冷却系统动作，冷凝水沿壳壁流回换料水池，可实现长时间的堆芯冷却。
（2）安全注入系统由两台堆芯补给水箱、两台安注箱和安全壳内的换料水箱组成，连接在反应堆冷却剂环路上，系统中充满硼水，依靠重力和气体储能的释放注射。
当正常上充水系统失效时，可应付小泄漏；由于失水事故而引起大泄漏时，提供堆芯应急冷却，最终将反应堆冷却剂系统全部淹没。
（3）依靠安全壳内的换料水箱提供冷却水注入，保持破口事故后期堆芯的冷却和余热导出，与非能动安全壳冷却系统一起建立起再循环，使堆芯保持淹没。
1.2非能动安全壳冷却系统AP1000非能动安全壳冷却系统的主要功能与传统压水堆的安全壳喷淋系统相同，其作用是发生破口事故或主蒸汽管破裂事故发生在安全壳内时，排出安全壳内的热量。
其主要特点是。
（1）以钢安全壳作为传热界面，将空气从外层屏蔽壳入口引入，通过外部环廊到达底部，在空气折流板底部转向180°，进入内部环廊，再沿安全壳内壁向上流动。
由于内部环廊空气被加热以及水蒸气的存在，内、外环廊的空气存在密度差，形成空气的自然循环，空气最终从屏蔽壳顶部烟囱排出。
（2）在安全壳顶部设有可供使用72 h的冷却水贮存箱，水依靠重力向下流，在钢安全壳弧顶和壳壁外侧形成一层水膜。
（3）当安全壳内压力或温度过高时，系统自动开启。
由水膜和空气的自然循环导出安全壳内的热量，降低安全壳的压力，保证安全壳不受损坏。
1.3非能动安全壳裂变产物去除系统AP1000中没有设计与安全相关的安全壳喷淋系统用于去除安全壳中的裂变产物。
安全壳大气中活性物质的去除完全靠沉淀、扩散、热迁移等自然过程。
事故后，如安全壳内放射性活度升高，由防火系统提供的非能动安全壳喷淋系统在安全壳外充氮罐的压力作用下进行喷淋，以限制裂变产物的释放。
绝大多数非气态活性物质最终沉积在安全壳地坑冷却水中。
1.4安全壳隔离系统该系统具有两道屏障，一道在安全壳外，一道在安全壳内。
与传统压水堆核电站相比，AP1000的安全壳机械贯穿件（包括闸门）数量大大减少，正常状态隔离阀处于关闭状态的比例更高。
正常打开的隔离阀也由故障自动关闭，不要求贯穿件具有支持事故后缓解的功能。
1.5 非能动主控制室可居留系统该系统在电厂事故后为主控制室提供新鲜空气并进行冷却和增压。
在接收到主控制室高辐射信号以后，该系统自动启动，隔离正常的控制室通风通道并开始增压。
系统中的空气来自一组压缩空气贮存箱，可以维持工作人员继续居留至少72 h。
图1AP1000非能动堆芯冷却系统简图2EPR专设安全系统的组成和特点EPR为改进型第三代压水堆核电站。
EPR的目标是在确保安全水平明显提高的同时使核电更具竞争力。
它充分吸收了几千个堆·年的运行经验反馈，并把过去40年压水堆运行过程中所积累的所有技术经验都吸纳到EPR里来，从而获取最大的利益。
EPR提高了事故预防水平并显著降低了堆芯熔化概率，其安全水平的提高表现在以下两个方面：①安全系统的设计更加简化，实现了重冗余，并提供多种备用功能以便在安全系统的所有冗余（设备、系统）都失效时承担起相应的安全功能；②在设计上考虑了严重事故预防和事故后果的缓解。
EPR的专设安全设施主要包括[5,7]：①安全壳系统；②应急堆芯冷却系统；③应急给水系统。
2.1安全壳系统EPR采用双层安全壳，外层是钢筋混凝土壳，内层是带钢衬里的预应力混凝土壳。
其设计的主要特点是：（1）考虑了严重事故工况，能够承受燃料组件内锆氧化产生的氢燃烧可能造成的压力。
（2）双层安全壳之间的环廊保持负压，保证没有有害气体向环境直接泄漏，泄漏到环廊内的气体经过过滤处理后再向外排放。
（3）满足生物屏蔽和防内部灾害、外部灾害的要求，在防外部灾害的设计中，还特别考虑了抗飞机撞击的能力。
（4）考虑严重事故工况，设有完善的可燃气体控制系统，包括非能动的催化复合器和氢点火器，假定100%燃料包壳与水反应。
（5）设有专门的底板保护装置，发生严重事故时，堆芯熔融物熔穿压力容器后被导流到一个面积约170 m2的展开区，安全壳内换料水池的水以非能动的方式流到展开区，冷却熔融物，防止底板熔穿，保持安全壳的完整性。
（6）在设计基准事故时，EPR不需要安全壳热导出系统（即安全壳喷淋系统）。
EPR安全壳热导出系统在设计上是对付严重事故工况的系统，作为最终的缓解措施，在安全级系统失效而导致堆熔的情况下，从安全壳和安全壳内的换料水箱导出热量，限制安全壳的压力升高。
2.2应急堆芯冷却系统EPR的应急堆芯冷却系统主要指安注系统（SIS），在设计上，EPR的安注系统和余热导出系统（RHRS）是共用的。
因此，EPR的应急堆芯冷却系统不但执行安全功能，还要执行正常运行的功能。
其系统组成见图2，主要设计特点如下：图2EPR安全系统示意图（1）EPR安注系统由中压安注系统、低压安注系统和安注箱组成，其中，低压安注系统和余热导出系统共用同一套系统。
安注系统由4个系列组成，每个系列的容量为100%，各对应一个环路，系列之间没有交叉连接，设备之间实体隔离。
（2）EPR换料水箱设置在安全壳内，与安全壳地坑合二为一，不但提高了水源的可靠性，而且取消了从直接安注到再循环安注的切换。
概率风险分析结果显示，该项设计改进降低了堆芯损坏概率。
（3）在电站正常运行期间，EPR安注系统处于直接安注的备用状态，管道中充满安全壳内换料水箱的含硼水。
接收到安注信号后，安注系统自动启动，只需启动安注泵，不需要进行任何阀门切换，即可实现安注功能。
（4）在多样性设计方面，低压安注系统的第1系列和第4系列装备了双冷却盘管，可以由空气冷却的冷冻水系统提供冷却。
维修冷停堆工况下发生失去全部冷却水情况时，低压安注系统的第1系列和第4系列仍可以工作，为反应堆冷却剂系统提供补水。
2.3应急给水系统当蒸汽发生器主给水系统失效时，应急给水系统确保向蒸汽发生器供水，并且与蒸汽发生器大气释放阀（或安全阀）一起作用将堆芯的余热排出，使电厂恢复并保持在安全状态。
EPR 的应急给水系统包括4个相同系列，分别布置在4个安全厂房内，每个系列包括一个储水箱和一台电动泵。
应急给水系统的4台电动泵由4台应急柴油发电机作为应急电源，另外还有2台小的柴油发电机作为发生全厂断电时第1、4区安全厂房中的电动泵的备用电源。
应急给水系统具有专门的入口管嘴，可将应急给水分配至蒸汽发生器冷、热两侧的环行下降空间。
应急给水系统与主给水系统间的实体分隔以及相关的设计可以消除水锤现象的威胁，并使温度分层的影响降至最低。
3AP1000与EPR专设安全系统之间的差异分析（1）采用了不同的设计理念来提高安全性AP1000是在传统成熟的压水堆核电技术的基础上，采用非能动安全系统，使核电站设计发生了革新性的变化。
安全系统的设计采用加压气体、重力流、自然循环以及对流等自然驱动力，而不是用泵、风机或柴油发电机等能动部件，可以在没有交流电源、设备冷却水、厂用水以及供暖、通风与空调等安全级支持系统的条件下保持正常运行功能。
EPR压水堆核电站采用循序渐进式而不是革新式的设计改进，专设安全系统沿用传统压水堆核电站使用的能动安全系统，根据现役核电站的设计、建设和运行经验，在传统设计的基础上对系统的设计、布置和运行进行了适当的改进和优化，增加安全系统冗余度，安全系统全部采用4×100%的配置。
在EPR的设计中，还特别注重严重事故的预防和事故后果的缓解，消除了放射性大剂量释放的风险，把应急措施限制在电站十分有限的范围内。