第三代反應堆的安全性和經濟性都將明顯優於第二代反應堆。這包括先進的核燃料管理技術，更高的熱效率、系統，標準化設計，從而降低維護和投資成本。世界上首個第三代核電站是 1996 年建造的日本柏崎刈羽核能發電廠（一座 ABWR）。由於安全是核電發展的前提，目前世界各國新建核電站普遍採用更安全、更經濟的第三代核電機組。 由於新型反應堆建設停滯不前，新建的第二代 第二代 反應堆設計繼續（但不斷下降），第三代反應堆數量相對較少。截止到 2017 年，第四代反應堆仍在研發階段，且在 2030 年之前開始商業執行的機會較低。 概述 世界核工業國在回顧三十餘年第二代核電場的建造和執行經驗，尤其總結美國三哩島核洩漏事故和前蘇聯切爾諾貝利核電廠事故的經驗教訓之後，為使今後建造的核電場在安全性、經濟性、安全審評穩定性以及保護核電業主投資等方面有大的改進，而積極推行研發第三代核反應爐。首先是美國電力公司發起建立先進輕水反應爐（ALWR）設計的技術基礎，為設計美國下一代先進輕水反應爐 ALWR，進行了一項先進輕水反應爐 ALWR 計劃，並編制了一份美國核電使用者要求檔案 URD，繼而歐洲 10 家核電公司也開始編寫歐洲核電使用者要求 EUR 檔案。 URD 和 EUR 規範第三代核電場的設計技術基礎，其要點如下： 目標：為未來的 ALWR 提供一整套設計的綜合要求、穩定的審批基準、支援 ALWR 電廠的發展。 政策：簡單化、設計裕量、人因、安全、設計基準與安全裕量、管理穩定性、標準化、成熟技術、可維護性、可建造性、品質保證、經濟性、預防人為破壞、睦鄰友好。 ALWR 高層安全設計要求，其要點如下： 抗事故能力：所有工況下都具有負的功率反應性係數、採用最好的材料及水質、改進的人機介面系統、採用成熟的診斷監測技術、須留給操縱員足夠的時間（30 分鐘或更長時間）來防止裝置的損壞及防止導致較長停機的電廠工況等。 防止爐心損壞：防止爐心損壞的專設安全系統應滿足執照設計基準要求及安全裕量基準、爐心損壞頻率小於 1105 爐 年等。 緩解事故能力：堅固而大容積的安全殼和相應的專設安全系統；採用現實源項分析；控制可燃氫氣的濃度；在累積發生頻率大於 106／爐年的嚴重事故條件下，在廠址邊界處 離開反應爐大約 05 英里，公眾個人的全身劑量小於 25 雷姆等要求。 第三代壓水反應爐核電站有兩種型別：改進型電廠（如 EPR）和非能動型電廠 如 AP1000。URD 對兩種型別的核電廠又分別提出專用要求，其要點如下： 改進型核電廠：更簡化的專設安全系統；至少有兩條隔離的和獨立的交流電源與電網相連；至少三十分鐘時間內，不考慮操縱員的干預；在喪失全部給水，至少在 2 小時內不應有燃料損壞；在喪失廠內外交流電源的 8 小時內，燃料沒有損壞等。 非能動型核電廠：不要求安全相關的交流電源；至少 72 小時內，不需要操作員干預；嚴重事故條件下，安全殼有足夠的設計裕量；不需要廠外應急計劃等。 第三代反應堆 執行中和建造中的第三代反應堆 開發商 反應堆名稱 型別 MWe 淨發電量 MWe 總發電量 備註 通用電氣 東芝 日立 ABWRUSABWR 沸水堆 1350 1420 自 1996 年以來在日本的柏崎執行。美國核管理委員會（NRC）1997 年認證批准。 韓國電力公社 APR1400 壓水堆 1400 1455 於 2016 年 1 月起在韓國執行。 CNNC 中國廣核集團 Hualong OneHPR1000 壓水堆 1090 1170 部分是中國 ACPR1000 和 ACP1000 設計的合併，但最終在以前的 CNP1000 和 CP1000 設計方面取得了漸進開發。最初被命名為 ACC1000，最終被命名為 華龍一號 或 HPR1000。 VVER1000428 壓水堆 990 1060 第一版 AES91 設計，設計用於 2007 年上線的田灣第 1 號和第 2 號機組。 VVER1000428M 壓水堆 1050 1126 AES91 設計的另一版本，也是田灣（此時為第 3 號和第 4 號機組，目前正在建設中，預計在 2018 年完成）。 VVER1000412 壓水堆 1000 首先構建 AES92 設計，用於。 VVER1000466 B 壓水堆 1011 這是原本要在擬議的建造的第一個 AES92 設計，但建設後來停止了。這種型別的機組後來在布什爾核電站建成。 FBR 789 864 自 2016 年以來全面（100％電力）商業執行的示範性鈉冷快速增殖反應堆。 進步型沸水式反應爐 ABWR 由通用電氣設計，在日本於 1996 年第一次執行。美國核管理委員會（NRC）1997 年 8 月認證批准。 ACP1000：中國核工業集團自主研發具有自主智慧財產權的三代核電技術。 ACPR1000：中國廣核集團基於 CPR1000 改進而成。 國和一號（CAP1400）：國電投基於 CAP1000 再度改進而成。 第三代 核反應堆 和 NRC 在 1990 年代認證的第三代先進的反應堆設計相比，第三代 的設計在安全上和經濟上提供了顯著的改善 httpwwwgnepenergygovpdfsFS_GenIVpdf DEAD URL Try httpnuclearenergygovpdfFilesfactSheetsNGNPGENIVFinalJan3107pdf。 執行中和建造中的第三代 核反應堆 開發商 反應堆名稱 型別 MWe 淨發電量 MWe 毛發電量 備註 西屋 東芝 AP1000 壓水堆 1117 1250 2005 年 12 月設計方案得到美國核管理委員會批准。第 1 臺機組在 2018 年 6 月 30 日在中國三門併網發電。 SNPTC 西屋 CAP1400 壓水堆 1400 1500 西屋公司允許中國開發 1350 MWe 的後繼堆型。中國實際著手開發設計 CAP1700 與 CAP2100 阿海琺 EPR 壓水堆 1660 1750 第一臺機組在中國台山於 2018 年 12 月 13 日商業運營。 VVER1200392M 壓水堆 1114 1200 VVER1200 系列也稱作 AES2006MIR1200 設計。最初是基於計劃。2016 年 8 月 5 日首先在併網發電。 VVER1200491 壓水堆 1085 1170 2018 年 8 月 9 日首次在列寧格勒第二核電廠併網發電。 VVER1200513 壓水堆 1200 VVER1200 標準化版本。基於 VVER1300510 設計（是計劃的當前參考設計）。期望於 2022 年由土耳其的阿庫尤核電站首先併網發電。 VVER1200509 壓水堆 1114 1200 阿庫尤核電站一號機組建設中。 VVER1200523 壓水堆 1080 1200 孟加拉國路布林核能發電廠兩套機組建設中，規劃 2023 年、2024 年分別併網發電。 VVER1300510 壓水堆 1115 1255 VVER1300 設計也稱作 AES2010 設計。有時被誤稱為設計。VVER1300510 基於 VVER1200392M（是專案的參考設計）。首堆建在 BARC 630 700 印度本土 540MWe 重水堆的後繼堆型。2021 年 1 月 10 日三號機組首先併網發電。 AP1000：美國西屋電氣公司基於二代反應堆 AP600 改進而成的非能動壓水堆。2005 年 12 月設計方案得到美國核管理委員會批准。 加壓壓水堆 EPR：法國法馬通 現今阿海琺 和德國西門子公司聯合開發的第三代壓水反應堆。 華龍一號（HPR1000）：由中國核工業集團及中國廣核集團聯合研發，是兩個集團分別研製的 ACP1000 與 ACPR1000 兩種三代核電技術融合的結果。其技術方案已被中國部分核電站機組所採用。 參看 核反應堆 第一代反應堆 第二代反應堆 第四代反應堆 參考文獻 Category 核電反應堆型別