Реактор EPR относится к реакторам типа PWR (водоводяных реакторов с водой под давлением) мощностью 1628 МВт. Проектный срок службы энергоблока составляет 60 лет.

Реакторная установка EPR имеющая четыре петли расположена в контайменте с двойной оболочкой. Вокруг контаймента расположены здания систем безопасности и хранилище свежего и отработавшего топлива. Каждый из четырех каналов безопасности и обеспечивающие их работоспособность системы расположены в отдельных четырех зданиях. Разделение на четыре канала выполнено как по механической, так и по электрической части.

Проект EPR базируется на применении концепции глубокоэшелонированной защиты.

Проектная тепловая мощность активной зоны реактора типа EPR составляет 4250 МВт. В качестве ядреного топлива в основном используется диоксид урана UO2, однако допускается использовать до 50% топливных сборок со смешанным оксидным ядерным топливом (МОХ). Основные технические характеристики и режимы работы РУ выбраны для достижения с одной стороны высокого КПД и минимальной стоимости топливного цикла, а с другой стороны для достижения высокой маневренности и гибкости по отношению к длительности топливного цикла.

Разработка проекта активной зоны реактора выполнена с учетом следующих требований и допущений:

• давление в ПГ составляет 78 МПа с учетом консервативных оценок в отношении расхода теплоносителя;

• достигаемая глубина выгорания топлива как минимум 60Вт сут/кг U;

• длительность топливного цикла составляет 18 месяцев (может быть увеличена до 24 месяцев), при этом коэффициент готовности должен быть не менее 0,9 (допускается возможность использования двухгодичного топливного цикла);

• система управления активной зоной обеспечивает необходимую маневренность в соответствии с требованиями энергосистемы: обеспечивается возможность длительной работы в маневренном режиме (скорость изменения мощности 5%Nном/мин в диапазоне мощностей от 50 до 100% и 2,5%Nном/мин в диапазоне мощностей от 20 до 50%).

Активная зона реактора включает в себя 241 топливную сборку длинной 420 см, расположенных в квадратной решетке 17?17. Сборки разных видов топлива (UO2 или MOX) состоят из 264 стержней.

Топливные стержни выполнены из труб из сплава типа M5™ и предполагают как возможность применения топливных таблеток из обогащенного по изотопу 235 диоксида урана, в том числе с выгорающим поглотителем, либо МОХ топливо из обедненного урана с диоксидом плутония.

Исходя из нейтронно-физических характеристик активной зоны среднее обогащение плутония в сборках МОХ ограничивается значением 7%. В тоже время сборка МОХ может содержать зоны с плутонием различного обогащения (максимальное возможное обогащение 7,44%).

Температура плавления необлученного UO2 составляет 2800 oC, а необлученного топлива типа МОХ составляет 2737 oC.

Для аварийного останова реактора используются до 89 регулирующих стрежней.

Контроль активной зоны реализуется по трем направлениям:

• контроль температуры теплоносителя,

• контроль аксиального распределения энерговыделений,

• контроль положения регулирующих стержней с учетом обеспечения эффективности аварийной защиты.