标题：第三代核电站
简介
第三代核电站的安全性和经济性都将明显优于第二代核电站。由于安全是核电发展的前提，世界各国除第三代核电站(19张)了对正在运行的第二代机组进行延寿与补充性建一些二代加的机组外，接下来新一批的核电建设重点是采用更安全、更经济的先进第三代核电机组。我国国家引进的美国非能动AP1000核电站以及广东核电集团公司引进的法国EPR核电站都属于第三代核电站。
对于第三代核电站类型有各种不同看法。美国核电用户要求文件（URD）和欧洲核电用户要求文件（EUR）提出了下一代核电站的安全和设计技术要求，它包括了改革型的能动（安全系统）核电站和先进型的非能动（安全系统）核电站，并完成了全部工程论证和试验工作以及核电站的初步设计，它们将成为下一代（第三代）核电站的主力堆型。第三代核电站的安全性和经济性都将  第三代核电站明显优于第二代核电站。由于安全是核电发展的前提，世界各国除了对正在运行的第二代机组进行延寿与补充性建一些二代加的机组外，接下来新一批的核电建设重点是采用更安全、更经济的先进第三代核电机组。我国国家引进的美国非能动AP1000核电站以及广东核电集团公司引进的法国EPR核电站都属于第三代核电站。
中国将拥有全球首座第三代核电站
2010年3月国家核电技术公司党组书记、董事长王炳华表示，世界上第一座第三代AP1000核电站将在2013年并网运行，届时“中美两国技术人员将向社会公众贡献一个完美、先进，具有绝对安全可靠保障的反应堆”。 
据悉，王炳华指的是其中在浙江三门新建的AP1000核电站机组，第一台在2013年将并网运行。三年前，国家核电技术公司与美国西屋公司开始合作。截至2008年12月，国家核电已经完成了AP1000内陆核电站的总体设计、关键系统设计、关键设备的总体设计。目前，工程进展总体顺利，今年两个项目共计18个里程碑节点目标完全可以实现。 
“这将是世界上第一座第三代AP1000核电站，比美国提前了两年半。”国家环保部核安全和环境专家委员会委员林诚格接受媒体采访时表示。 
针对人们质疑中国在此次工程合作中的作用有多大时，王炳华提出了反驳。首先，在未来合同执行中，中国政府将派1000人到美国西屋公司，与美国西屋公司共同参与研发和设计；其次，到目前为止中国有近80名工程技术人员正在西屋公司从事相关领域的工程设计；已与美国西屋公司签署了LPP——进一步发展核能的框架合作协议。
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核电站(7张)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。
第二代核电站上世纪70年代，因石油涨价引发的能源危机促进了核电发展，目前世界上商业运行的400多台机组大部分在这段时期建成，称为第二代核电机组。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。
不过如今，从事核电的专家们对第二代核电站进行了反思，当时认为发生堆芯熔化和放射性物质大量往环境释放这类严重事故的可能性很小，不必把预防和缓解严重事故的设施作为设计上必须的要求，因此，第二代核电站应对严重事故的措施比较薄弱。
第三代核电站对于第三代核电站类型有各种不同看法。  第三代核电站美国核电用户要求文件（URD）和欧洲核电用户要求文件（EUR）提出了下一代核电站的安全和设计技术要求，它包括了改革型的能动（安全系统）核电站和先进型的非能动（安全系统）核电站，并完成了全部工程论证和试验工作以及核电站的初步设计，它们将成为下一代（第三代）核电站的主力堆型。
第四代核能系统第四代核能系统概念（有  第四代核能别于核电技术或先进反应堆），最先由美国能源部的核能、科学与技术办公室提出，始见于1999年6月美国核学会夏季年会，同年11月的该学会冬季年会上，发展第四代核能系统的设想得到进一步明确； 2000年1月，美国能源部发起并约请阿根廷、巴西、加拿大、法国、日本、韩国、南非和英国等9个国家的政府代表开会，讨论开发新一代核能技术的国际合作问题，取得了广泛共识，并发表了“九国联合声明”。随后，由美国、法国、日本、英国等核电发达国家组建了“第四代核能系统国际论坛（GIF）”，拟于2-3年内定出相关目标和计划；这项计划总的目标是在2030年左右，向市场推出能够解决核能经济性、安全性、废物处理和防止核扩散问题的第四代核能系统（Gen-IV）。 
第四代核能系统将满足安全、经济、可持续发展、极少的废物生成、燃料增殖的风险低、防止核扩散等基本要求。 
目前，世界各国都在不同程度上开展第四代核电能系统的基础技术和学课的研发工作。 
第四代核电能系统包括三种快中子反应堆系统和三种热中子反应堆系统：
第四代核能系统代号中子能谱燃料循环钠冷快堆系统(Sodium Cooled Fast Reactor System)SFR快闭式铅合金冷却快堆系统(Lead Alloy-Cooled Fast Reactor System)LFR快闭式气冷快堆系统(Gas-Cooled Fast Reactor System)GFR快闭式超高温堆系统(Very High Temperature Reactor System)VHTR热一次超临界水冷堆系统(Supercritical Water Cooled Reactor System)SCWR热和快一次/闭式熔盐堆系统(Molten Salt Reactor System)MSR热闭式
特点
世界各国在回顾三十余年第二代核电站的建造和运行经验，尤其总结了美国三哩岛核电站和切尔诺贝利核电站事故的经验教训之后，为使今后建造的核电站在安全性、经济性、安全审评稳定性以及保护核电业主投资等方面有大的改进，首  第三代核电站先是美国电力公司发起建立先进轻水堆（ALWR）设计的技术基础，为设计美国下一代先进轻水堆(ALWR)，推行一项先进轻水堆ALWR计划，编制了一份美国核电用户要求文件(URD)，继而欧洲10家核电公司也编写了欧洲核电用户要求(EUR)文件。 
URD和EUR规范了第三代核电站的设计技术基础，其要点如下： 
1）ALWR计划的目标：为未来的ALWR提供一整套设计的综合要求、稳定的审批基准、支持ALWR电厂的发展。 
2）ALWR 的14条政策：简单化、设计裕量、人因、安全、设计基准与安全裕量、管理稳定性、标准化、成熟技术、可维护性、可建造性、质量保证、经济性、预防人为破坏、睦邻友好。 
3）ALWR高层安全设计要求，其要点如下： 
抗事故能力：所有工况下都具有负的功率反应性系数、采用最好的材料及水质、改进的人机界面系统、采用成熟的诊断监测技术、须留给操纵员足够的时间（30分钟或更长时间)来防止设备的损坏及防止导致较长停堆的电厂工况等。 
防止堆芯损坏：防止堆芯损坏的专设安全系统应满足执照设计基准要求及安全裕量基准、堆芯损坏频率小于1×10-5/堆年等。 
缓解事故能力：坚固而大容积的安全壳和相应的专设安全系统；采用现实源项分析；控制可燃氢气的浓度；在累积发生频率大于10-6/堆年的严重事故条件下，在厂址边界处(离开反应堆大约0.5英里)，公众个人的全身剂量小于25雷姆等要求。 
4）第三代压水堆核电站有两种类型：改进型电厂（如EPR）和非能动型电厂(如 AP1000)。URD对两种类型的核电厂又分别提出了专用要求，其要点如下： 
改进型核电厂：更简化的专设安全系统；至少有两条隔离的和独立的交流电源与电网相连；至少三十分钟时间内，不考虑操纵员的干预；在丧失全部给水，至少在2小时内不应有燃料损坏；在丧失厂内外交流电源的8小时内，燃料没有损坏等。 
非能动型核电厂：不要求安全相关的交流电源；至少72小时内，不需要操作员干预；严重事故条件下，安全壳有足够的设计裕量；不需要厂外应急计划等。 
以上概括了第三代核电站的特点，我国国家引进的美国非能动AP1000核电站属于第三代核电站的非能动型核电厂，广东核电集团公司引进的法国EPR核电站属于第三代核电站的改进性核电厂。AP1000和EPR基本上都满足了上述URD和EUR的相关要求。
分类
AP1000AP1000 是由美国西屋公司开发的先进的非能动的压水堆（Advanced Passive PWR） 。 
2002年3月，美国核管会已经完成AP1000设计的预认证审查（Pre-certification Review），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。 
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。
EP10001994年，欧洲用户集团会同西屋公司及其工业合作伙伴GENESI（一个意大利企业集团，包括ANSALDO和FIAT），启动了一项名为 EPP（欧洲非能动型核电站）的计划，以评估西屋公司非能动核电站技术在欧洲的应用前景。已完成以下主要工作：（1）评估了欧洲用户要求（EUR）对西屋核岛设计的影响；（2）确定了满足EUR的1000MWe级非能动核电站的基准设计（EP1000），并期望在欧洲获得设计许可。对于安全系统和安全壳，基准电站设计基本上采用了西屋公司简化压水堆（SPWR）的设计，而在EP1000基准设计中的辅助系统设计部分，则是根据AP600进行设计的。但是，EP1000同样具有满足EUR和欧洲取证许可要求的特点
技术差异
美国、法国、俄罗斯等国都是在吸取20年前的切尔诺贝利严重事故的惨痛教训后，认识到预防和缓解严重事故的极端重要性，花大力气进行研究开发预防和缓解严重事故的对策和措施，经过了十多年的努力，才达到了工程应用的程度。为此，国际原子能机构颁发了新的安全法规（第二版）对预防和缓解严重事故提出了严格要求，我国国家核安全局也颁布了新的安全法规，对预防和缓解严重事故提出了新的要求。 
第二代核电技术在安全上不满足国际原子能机构安全法规（第二版）对预防和缓解严重事故的要求，也不符合我国新颁布的安全法规对预防和缓解严重事故的要求，当然也不满足URD和EUR的要求，但第三代核电技术能满足这些要求的。这是第二代核电核电站与第三代核电站在技术上的主要差异。 
例如AP1000和EPR的堆芯损坏频率（CDF）分别为5.0894×10-7和1.18×10-6/堆年，大量放射性释放概率分别为5.94×10-8和9.6×10-8/堆年，远比第二代核电站低一至二数量级。 
第二代核电核电站与第三代核电站技术上存在差异还体现在：先进的燃料管理技术、先进的反应堆设计技术、先进的人因工程、先进的数字化仪表控制系统和控制室、宽裕的操作员可不干预时间以及、模块化设计和建造技术等方面。
性能比较
1、AP1000和EPR的安全系统采用了两种完全不同的设计理念 

在中国
背景迄今为止，中国所有的核电站都是建在沿海。中国能不能将核电站建在内陆？郁祖盛给记者举出了一个数据：“全世界430个核电站中，70%以上在内陆。前苏联的压水堆型核电站是100%，美国是75.7%。而AP1000本来就是为建在内陆而设计的。” 
去年初，由于罕见的低温雨雪冰冻灾害，导致电缆被压跨、铁路运输被迫中断、火电厂缺乏燃料被迫停工，令人“触目惊心”。加之，随着我国中西部地区的经济发展和社会进步，能源供应能力和日益增长的需求之间的矛盾不断加剧，以及我国节能减排和保护环境面临的巨大压力，也促使国家下定决心在内陆地区建核电站。目前，江西、湖南、湖北等都在计划之列。
发展进程中国政府从2003年起，就开始启动了第三代核电技术的招标工作。在诸多国际竞标者中，美国西屋联合体以最先进的第三代先进压水堆核电技术（AP1000）胜出。据称，与美国西屋联合体的一系列谈判都是由国家核电（筹）来进行的。
2006年12月16日，中美签署两国政府《关于在中国合作建设先进压水堆核电项目及相关技术转让的谅解备忘录》，标志着我国正式决定引进 AP1000作为我国第三代核电站的主力堆型。2007年7月24日，三代核电自主化依托项目核岛合同在北京签署，全球首台AP1000核电机组落户浙江三门核电站。
中国购买美国4台先进的AP1000核电机组，美方同时转让AP1000设计技术、设备制造和成套技术、建造技术等先进的核电技术，中方将完全拥有在引进AP1000核电技术基础上改进和开发的、输出功率大于135万千瓦的、大型非能动核电站的知识产权。 
最终，国家核电于2007 年7月24日，与美国西屋联合体正式签订了4台AP1000机组合同。目前，合同执行情况良好，技术转让工作正有序开展。林诚格相信，“经过4台机组的消化吸收，中国就能实现AP1000技术的自主化、国产化。”
2012年9月26日，中国国家电监会透露，中国也在积极推进三代核电机组建设。[1]2007年，中国决定走“引进、消化、吸收、再创新”路子，引进美国西屋公司三代AP1000核电技术，并成立了国家核电技术公司，作为技术引进、工程建设和自主化发展的主要载体和研发平台。目前，已有浙江三门、山东海阳两个依托项目开工建设。国家核电技术公司在充分消化吸收AP1000设计技术基础上进行的CAP1000初步设计已通过公司专家审查。[1]
世界首座亮相中国山东海阳核电站鸟瞰图
2010年3月国家核电技术公司党组书记、董  山东海阳核电站事长王炳华表示，世界上第一座第三代AP1000核电站将在2013年并网运行，届时“中美两国技术人员将向社会公众贡献一个完美、先进，具有绝对安全可靠保障的反应堆”。 这将是世界上第一座第三代AP1000核电站，比美国提前了两年半。 
王炳华指的是其中在浙江三门新建的AP1000核电站机组，第一台在2013年将并网运行。三年前，国家核电技术公司与美国西屋公司开始合作。截至2008 年12月，国家核电已经完成了AP1000内陆核电站的总体设计、关键系统设计、关键设备的总体设计。目前，工程进展总体顺利，今年两个项目共计18个里程碑节点目标完全可以实现。 
针对人们质疑中国在此次工程合作中的作用有多大时，王炳华提出了反驳。首先，在未来合同执行中，中国政府将派1000人到美国西屋公司，与美国西屋公司共同参与研发和设计；其次，到目前为止中国有近80名工程技术人员正在西屋公司从事相关领域的工程设计；已与美国西屋公司签署了LPP——进一步发展核能的框架合作协议。
中国第三代核电站将装“水箱” 可紧急降温目前，我国自主创新的第三代核电项目正在浙江三门和山东海阳进行建设，和正在运行发电的第二代核电机组相比，预防和缓解堆芯熔化成为设计上的必须要求，而这一点也正是作为第二代核电站的福岛核电站近期事故中暴露出来的弱点。据悉，我国第三代核电站将装备有蓄水池，这样的“大水箱”在紧急情况下能释放出大量的水，从而达到降温等应急需求。
通过总结经验教训，美国、欧洲和国际原子能机构都出台了新规定，把预防和缓解严重事故作为设计上的必须要求，满足以上要求的核电站称为第三代核电站。
目前，世界上技术比较成熟、可以据以建造第三代核电机组的设计，主要有美国的AP1000(压水堆)和ABWR(沸水堆)，以及欧洲的EPR(压水堆)等型号，它们发生严重事故的概率均比第二代核电机组小100倍以上。美国、法国等国家已公开宣布，今后不再建造第二代核电机组，只建设第三代核电机组。而我国有13台第二代核电机组正在运行发电，未来重点放在建设第三代核电机组上，并开发出具有我国自主知识产权的中国品牌的第三代先进核电机组。为此，国务院决定以浙江三门和山东海阳两个核电项目作为第三代核电自主化依托工程，建设4套第三代AP1000压水堆核电机组。国家中长期科技发展规划纲要已将“大型先进压水堆核电站”列为重大专项。
第三代核电站设备的国产化
目前，我国第三代核电自主化依托项目工程建设总体上进展顺利，安全、质量、进度都处于全面受控状态。在此过程中，我国引进消化吸收再创新和自主创新，在世界上率先掌握了第三代核电AP1000的五大核心关键技术，为推进中国核电产业技术水平的整体跨越，为实现我国第三代核电AP1000的自主化、批量化建设打下了坚实的基础。核岛筏基大体积混凝土一次性整体浇注技术、核岛钢制安全壳底封头成套技术、模块设计和制造技术、主管道制造技术、核岛主设备大型锻件制造技术，这几项关键技术标志着我国核电技术达到新的水平。目前在建的三门核电站和海阳核电站均为第三代核电站，其主管道均由我国烟台台海玛努尔核电设备股份有限公司提供，烟台台海玛努尔核电设备有限公司是目前全球唯一具备二代和三代核电站主管道生产能力的企业。