韩国近年开发的APR(Advanced Power Reactor)1400成为世界首创的大容量商用压水堆(APWR)。它是从1992年6月着手开发，在2O多年核电建造与运行经验基础上，融合世界先进技术开发而成的。

　　2002年5月7日，韩国国家核电管理部门——KINS为APR1400颁发了标准设计许可证(DC)。目前韩国正筹备建造下一代大容量核电站——新古里3号、4号机组。

　　一、APR1400的主要特性

　　韩国型下一代反应堆，是能与目前世界其他正在开发中的下一代新型压水堆媲美的新型大容量反应堆。它最大限度地反映了美国、欧洲先进国家在下一代反应堆中欲采用的最新设计概念及安全特性，满足了下一代新型压水堆的设计安全性和经济性的基本条件。其主要特性有：

　　1、APR1400的设计寿命是60年，比现存40年延长了50%。

　　2、APR1400的厂址设计条件对抗震要求从现存的0.2g提升到0.3g，提高了50%。而且安全壳与辅助厂房都布置在单一共同基垫上，进一步提高了抗震能力。

　　3、为在发生重大事故时，有效应对堆芯损伤，APR1400采用了安全壳内部核燃料再装水槽 (IRWST)、被动型氢再结合器、氢点火器等缓解设备。

　　4、为了比现存机组大幅度提高安全注入系统(SIS)的性能，APR1400将2系列低温管注入(CLI)方式改为4系列反应堆直接注入(DVI)方式，并安装“Fluidic Device”来提高安全余量。

　　5、APR1400把加压器的放出管路(Line)与IRWST连接在一起，把阀门打开时有可能导致的安全壳放射污染降低到最小；为设计简单化，提高有效应对重大事故能力和运行、维护检修等能力，采用POSRV制造了安全减压设备。

　　6、改善现存模拟主控室，APR1400采用了人体工程学数字方式的主控室。在主控室内，配置了小型工作站和大屏幕信息显示板，通过电脑处理信息和图像，可实时监控各种运行数据。为了安全停堆，还另行安装和运行远程控制操作板。

　　下表是APR1400与EPR、N4主要指标对比：

主要性能
APR1400
EPR
N4

1. 热功率(MWt)
4,000
4,250/4,500
4,250

2. 电功率(MWe)
1,450
1,500～1,600
1,450

3. 效率(%)
36.3
36
34

4. Primary环路数
2
4
4

5. 燃料棒束数量
241
241
205

6. 燃烧率(GWd/t)
60
> 60
45

7. 2次测压力(bar)
70.3
78
71

8. 抗震安全度(g)
0.3
0.25
0.15

9. 设计寿命(年)
60
60
40



　　二、更加提高的经济性

　　为满足缩短建设工期、设备容量大型化、设计寿命延长等条件， APR1400新开发了适合大型化和最优化的多种核心技术，比现存的1,000MWe级韩国标准型核电OPR1000，经济性更加提高。其主要核心技术是：

　　1、 现存1,000MWe级韩国标准型核电的建设工期是62个月, 而APR1400只有48个月(Nth)。为缩短工期开发，应用了许多新工艺，这不仅节省了总建设成本，而且通过延长设计寿命(40年——60年)，降低了年折旧费。

　　2、APR1400比现存1,000MWe级韩国标准型核电机组，增加了40%的反应堆功率，达到1,400MWe。另外采用了能够缩短燃料再装时间和故障率极低的高可靠性设备，增加了机组的可利用性。

　　3、 把再装堆芯核燃料的平均放出燃烧度提高到60,000(MWD/MTU)，并通过强化核燃料集合体的热传递性能、长周期循环等方案，提高了燃料利用率。

　　4、 APR1400可节省运行和维护检修费。为最大可能防止操作员人为的失误和操作带来的不便，采用了经过改善的人机接口系统MMIS(Man-Machine Interface System)，最高地提升了质量和自动化水平。

　　5、APR1400将现存1,000MWe级机组的8%的蒸汽发生器堵管余量提高到10%，从而确保了更加稳定的运行余量。

　　6、 最大可达到1,450Mwe功率的大容量APR1400，其建设成本比现存1,000MWe级韩国标准型核电149万韩币/KW降低19%，降到121万韩币/KW。计划发电成本比现存1,000MWe级韩国标准型核电约39韩币/KWh降低13%，降到约34韩币/KWh。

　　三、更加强化的安全性

　　APR1400通过“采用更加严格的抗震设计要求”与“采用经改善的重大事故缓解应对设备”，比现存核机组具有了更强化的安全性。

　　1、 采用了更严格的抗震设计标准。其他下一代核电反应堆技术如：N4与EPR的抗震设计标准分别是0.15g和0.25g，而APR1400的抗震设计标准却是0.3g，因设计标准更高，所以安全度更高。

　　2、 采用了经改善的事故缓解应对安全设备。

　　·安全壳厂房内安装了核燃料再装水槽(IRWST)，从而确保了发生重大事故时，热消除源、安全注入系统(SIS)可持续得到冷却水源等诸多措施。

　　· 把现存核电的2系列低温管注入方式(CLI)，改成4系列的反应堆直接注入方式(DVI)，从而使安全注入系统性能得到明显改善。

　　·采用性能优化的“Fluidic Device"，从而有效使用安全注入冷却水，进一步增强了安全余量；并通过除掉大容量低压安全注入泵，运行余量得到显著改善。

　　·采用了被动型氢再结合器与氢点火器设备、为防止安全壳厂房直接加热(DCH)的"Convoluted Flow Path"设计、为缓解事故影响的反应堆共同结构改善设计，大幅度强化了安全性。

　　3、 堆芯安全性进一步提高。堆芯损伤频率(CDF)在现存的核电机组中，其频率是每一个反应堆一万年有一次可能发生。但是APR1400的CDF，其频率是十万年一次；放射线泄漏频率(LRF)在现存机组是每一个反应堆十万年有一次可能发生，而APR1400的频率是百万年一次。分别比现存核电机组安全性更提高了10多倍。

　　四、更加增强的亲环境性

　　二氧化碳、一氧化氮、甲烷等温室气体日益加速地球温室化的进程，成为给人类带来集中降雨、水面急速上升、异常气候、巨大的台风等各种环境灾难的主要原因。特别是二氧化碳在温室气体中所占的比率最高。甲烷和一氧化氮等气体在大自然中自然发生，因此现实上无法人为地去控制，但是二氧化碳能够被人为控制，因此抑制二氧化碳的排放量，成为防止地球温室化的主要对象。

　　APR1400核电机组可最大限度地抑制二氧化碳排放。它的最优化堆芯核设计与热水力设计，不仅可保障反应堆的安全性，而且可最大增加燃料的平均放出燃烧度。该机组采用了最新高燃烧长周期设计技术，因此平均放出燃烧度高达60,000(MWD/MTU)，且每单位功率所消耗的铀燃料降低到最小，从而最大限度地抑制了高放核废料的排放。

　　另外，APR1400采用60年的设计寿命，并采用了最新放射性废料的处理技术，因此相同的发电量，产生的放射性废料总量比现存核机组大有减少，亲环境性显著提高。

　　五、今后的展望

　　根据政府间气候变化专门委员会 (IPCC: Inter-governmental Panel on Climate Change)发表的今后核电发展展望，截止到2030年世界核电发电量预计增加2.5倍，占总发电量的27%；而到2050年，预计达到目前发电量的4倍。

　　另外，为满足社会对安全性和经济性越来越苛刻的要求，进一步加强核安全，进行长寿期的核电设计以及大型化设备容量势在必行。APR1400正是同时满足这种社会和技术要求而成功开发的下一代核反应堆。(李熙龙)