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问题：我国第三代核电机组与现有的核电机组有哪些区别？我国正在建设的第三 
我国正在建设的第三代核组与现有的核电机组有哪些本质上的区别？哪些技术包括关键技术已经完全实现了国产化？
回答：第三代核组的发展目标   第三代核电机组的设计原则，是在采用第二代核电机组已积累的技术储备和运行经验的基础上，针对其不足之处，进一步采用经过开发验证是可行的新技术，以显著改善其安全性和经济性，满足URD文件或EUR文件和IAEA法规第二版的要求；同时，应能在2010年前进行商用核电站的建造。统观各国已提出的设计方案，有下列特点： 　　1、在安全性上，应具有预防和缓解严重事故的设施,以满足下列指标要求：　　a. 堆芯熔化事故概率≤1.0 X 10-5堆·年；　　b, 大量放射性释放到环境的事故概率≤1.0 X 10-6堆·年；　　核燃料热工安全余量≥15%。　　2、在经济性上，要求能与联合循环的天然气电厂相竞争;　　机组可利用率≥87%；　　设计寿命为60年　　建设周期不大于54个月。　　3、采用非能动安全系统　　即利用物质的重力，流体的对流，扩散等天然原理，设计不需要专设动力源驱动的安全系统，以适应在应急情况下冷却和带走堆芯余热的需要。这样，既使系统简化，设备减少，又提高了安全度和经济性。这是革新型的重大改进，是代表核安全发展方向的。　　4、单机容量进一步大型化　　研究和工程建造经验表明，轻水堆核电站的单位千瓦比投资是随单机容量（千瓦数）的加大而减少的（在单机容量为150万-170万千瓦前均如此）。因此，欧洲法马通ANP设计的EPR机组的电功率为160万-170万千瓦，日本三菱提出的NP-21型压水堆核电机组的电功率为170万千瓦，俄罗斯也正在设计单机电功率为150万千瓦的WWER型第三代核电机组，美国西屋公司和燃烧公司也在原单机容量为65万千瓦的AP-600型的基础上改进，设计出单机电功率为110－120万千瓦的AP-1000型机组。　　5、采用整体数字化控制系统　　国外近年来新建成投产的核电机组，如法国的N4、英国的Sizewell、捷克的Temelin、日本的ABWR均采用了数字化仪控系统。经验证明，采用数字化仪表控制系统可显著提高可靠性，改善人因工程，避免误操作。世界各国核电设计和机组供应商提出的第三代核电机组无一例外地均采用整体数字化仪表控制系统。我国10MW高温气冷试验堆和田湾核电站均已采用整体数字化控制系统。　　6、施工建设模块化以缩短工期　　核电建设工期的长短对其经济性有显著影响。因此，新的核电机组从设计开始就考虑如何缩短工期。有效办法之一就是改变传统的把单项设备逐一运往工地安装方式，向模块化方向发展：以设计标准化和设备制造模块化的方式尽可能在制造厂内（条件较工地好）组装好，减少现场施工量以缩短工期。美国和日本联合建设的ABWR机组已成功地采用了这种技术。美国AP-1000也将采用模块化设计、建造技术，据称其工期可缩短为48个月。德国、美国、南非正在研究设计的高温气冷堆，也是往模块化方向发展。　　在美国，为了实现第三代核电机组能在2010年前建造，在能源部的倡仪下，组建了一个审评各种新型号的核电机组能否在2010年前实施建造的工作小组，称为“近期项目实施组”（Near-Term-Deploement Group，-NTDG组），广泛收集了电站用户和反应堆设计制造厂家等对已经出笼的反应堆新型号的意见，包括对其设计完成的深度，获得核安全当局批准的能力，与现有基础设施的匹配性、安全性和经济性指标的可信程度等方面的意见。根据意见反馈结果，NTDG组提出了对8个型号的堆型在2010年前能否实施建造的结论性看法，分为：能（can），大概能（probably can），有可能（possibly can）和不能（can not ）四个等级，见表1。序号 型号名称 设计单位 堆型 电功率MW 技术特点和设计深度 能否在2010年前实施建造 1 ABWR GeneralElectric 沸水堆 1350 改进型沸水堆，已于1997年在日本建成 能 2 AP-600 Westinghouse 压水堆 610 具有非能动安全系统，设计已获得NRC批准 大概能 3 AP-1000 Westinghouse 压水堆 1090 具有非能动安全系统，设计已获得NRC批准 大概能 4 PBMR Exelin 高温气冷堆 110 球型耐高温燃料组件模块式反应堆 大概能 5 SWR1000 FramatomANP 沸水堆 1013 满足EUR文件要求 有可能 6 ESBWR GeneralElectric 沸水堆 1380 无再循环泵，自然循环，具有非能动安全系统 有可能 7 GT-MHR 美General Atomic 及俄库尔恰托夫院 高温气冷堆 288 使用武器钚为主做核燃料，模块式反应堆 有可能 8 IRIS Westinghouse 压水堆 300 模块式、一体化反应堆 不能 　　从上表的意见来看，定为“能”的，只有一种型号（ABWR）一种型号，因为事实上它已经有两套在日本建成发电；定为“大概能的”，有三种型号（AP-6000,AP-1000,PBMR）；定为“有可能”的，也有三种型号（SWR-1000,ESBWR,GT-MHR）;定为“不能”的，有一种型号（IRIS）。　　现在,美国工业界和电站业主(用户)在能源部的支持下,正在选定第三代的商用系列发展堆型。　　这里认为在2010年前尚不能实施建造的的IRIS堆型，即“国际创新保安反应堆”（International Reactor Innovative and secure）,是由美国、英国、日本、意大利等的工业界，研究院所和高等院校共同推出的一种模块式一体化压水反应堆，其特点是将反应堆堆芯和蒸汽发生器、主泵等一并放置于一个压力容器内，这些设备之间没有管道联接，从而消灭了传统压水堆由于主管道破裂而发生“失水事故”的可能，再加上它设有高度非能动热输出能力的安全系统，又有能耐严重事故下压力值的压力容器和球形安全壳，因而使大量放射性释放环境几乎不可能，可能不需厂外应急。堆芯核燃料一次装料可连续运行4年乃至8年而不需换料，这就有利于防止核扩散，且高放射性废物量也大大减少。这些实际上已在相当程度上符合第四代核电机组的要求，故有的专家认为，IRIS堆可以说是属于第四代的，或是介于第三代与第四代之间的。　　由于一体化，整个核蒸汽供应系统均在一个压力容器内，故可以在设备制造厂内把它作为一个模块制造完成后运往工地安装，以缩短工期。但由于压力容器不能过大，每个模块的功率也受限不能大，一般电功率只300MW左右,故其经济性如何,还是问题。　这种创新型的反应堆必有一系列的技术难关需要解决，故有必要建原型堆考验后，才能商用建造。　　资料来源：节选自欧阳予院士在“在第七界核电工业展览会暨三代核电技术报告会”上的发言 第三代核电机组的国产化　　AP1000核电机组总体介绍　　随着世界核电发展和公众对核电的要求，美国核电用户要求文件（URD）和欧洲核电要求文件（EUR）提出了下一代核电站的安全和设计要求。　　AP1000压水堆核电机组是美国为主的第三代核电机组，它是美国西屋电气公司和燃烧公司在AP600基础上，于2002年联合开发成功，向美国电力公司推荐的美国恢复核电的选型机组。其特点是，为了满足美国核电业主和公众对安全和经济要求，采用全部非能动的安全系统。　　根据美国核电用户要求文件（URD）规定，西屋公司从安全可靠性和可利用率有效性两方面确定了AP1000核电机组的设计目标。且建造工期（1300MWe电站）小于54个月，投资单位造价小于每千瓦1300美元，上网电价控制在每千瓦时4美分以内。　　AP1000核电机组自主设计能力　　我国核电建设通过30年发展，已具备CPWR－300、CPWR-600和CPWR-1000压水堆核电厂工程自主设计能力，并已形成核电站设计、科研试验、设备制造、施工安装到调试运行等完整的核电工程配套体系。　　目前，我国已具有设计、制造30万、60万、100万级反应堆容器、蒸汽发生器、稳压器、对内构件、常规岛辅助设备、仪表与控制系统设备的经验和业绩；具有设计、制造30万、60万级控制棒驱动机构、装卸料机、核电汽轮发电机组的能力；具有设计、制造30万级燃料组件的能力。有些产品已实现系统化、标准化生产。仅反应堆冷却剂泵机组还完全依赖进口。　　我国计划先引进四台AP1000核电机组，通过引进消化吸收再创新，全面掌握第三代核电设计技术。以后的5号、6号机组全部由中方承担设计。目前中方设计院已全面开展AP1000核电工程翻版设计。到2010年完成初步设计。　　AP1000国产化综合分析　　AP1000核岛主设备除了屏蔽电机泵以外，通过1号、2号机组引进消化吸收，掌握设计制造技术，3号、4号机组由国内企业参加制造，5号、6号机组开始全面实现设计制造国产化。　　常规岛主辅助设备从1号、2号机组开始引进技术，国内设计制造。　　数字化仪控系统设备与西屋公司合作，通过4台机组建设引进技术、消化吸收、合作生产，目标使5号、6号机组实现国产化。　　（作者系上海核工程研究设计院技术顾问、中原对外工程公司副总工程师，原任上海核工院副总工程师）　　（摘自《核电机组技术特点及国产化分析》）