基本介紹
- 中文名：第三代核電站
- 外文名：Advanced Pressurized-Water Reactor
- 運行狀態：已運行
- 特點：安全性更高
- 代表堆型：AP1000、CAP1400、EPR
- 提出地區：美國、歐洲
中國首座,第一代,第二代,第三代,第四代,型號分類,AP1000,EP1000,技術差異,性能比較,在中國,背景,發展進程,降溫系統,國產化,
中國首座
世界首批AP1000核電機組是中美兩國最大的能源高科技合作項目。目前，浙江三門、山東海陽各建2台，作為實現第三代核電自主化的依託。而AP1000機組的誕生地——美國也在投入建設四台這樣的機組。
第三代核電站與此同時，中國首台EPR核電機組也在廣東台山開展了兩台機組的建設工作，這是繼FA3、OL3之後的第三座核電機組。
第一代
自50年至60年代初蘇聯、美國等建造的第一批單機容量在300MWe左右的核電站，如美國的希平港核電站和英第安角1號核電站，法國的舒茲(Chooz)核電站，德國的奧珀利海母(Obrigheim)核電站,日本的美浜1號核電站等。第一代核電廠屬於原型堆核電廠，主要目的是為了通過試驗示範形式來驗證其核電在工程實施上的可行性。
第二代
上世紀70年代，因石油漲價引發的能源危機促進了核電發展，世界上商業運行的400多台機組大部分在這段時期建成，稱為第二代核電機組。第二代核電廠主要是實現商業化、標準化、系列化、批量化，以提高經濟性。自60年代末至70年代世界上建造了大批單機容量在600－1400MWe的標準化和系列化核電站，以美國西屋公司為代表的Model 212（600MWe，兩環路壓水堆，堆芯有121合組件，採用12英尺燃料組件）、Model 312（1000MWe，3環路壓水堆，堆芯有157盒組件，採用12英尺燃料組件，），Model 314 （1040MWe，3環路壓水堆，堆芯有157盒組件，採用14英尺燃料組件），Model 412（1200MWe，4環路壓水堆，堆芯有193盒組件，採用12英尺燃料組件，）、Model 414（1300MWe，4環路壓水堆，堆芯有193盒組件，採用14英尺燃料組件）、System80（1050MWe，2環路壓水堆）以及一大批沸水堆（BWR）均可劃入第二代核電站範疇。法國的CPY，P4，P4′?也屬於Model 312，Model 414一類標準核電站。日本、韓國也建造了一批Model 412、BWR、System80等標準核電站。
第二代核電站是世界正在運行的439座核電站（2007年9月統計數）主力機組，總裝機容量為3.72億千瓦。還共有34台在建核電機組，總裝機容量為0.278億千瓦。在三里島核電站和車諾比核電站發生事故之後，各國對正在運行的核電站進行了不同程度的改進，在安全性和經濟性都有了不同程度的提高。
不過如今，從事核電的專家們對第二代核電站進行了反思，當時認為發生堆芯熔化和放射性物質大量往環境釋放這類嚴重事故的可能性很小，不必把預防和緩解嚴重事故的設施作為設計上必須的要求，因此，第二代核電站應對嚴重事故的措施比較薄弱。
第三代
對於第三代核電站類型有各種不同看法。美國核電用戶要求檔案（URD）和歐洲核電用戶要求檔案（EUR）提出了下一代核電站的安全和設計技術要求，它包括了改革型的能動（安全系統）核電站和先進型的非能動（安全系統）核電站，並完成了全部工程論證和試驗工作以及核電站的初步設計，它們將成為下一代（第三代）核電站的主力堆型。
第三代核電站
第三代核電站第四代
第四代核能系統概念（有別於核電技術或先進反應堆），最先由美國能源部的核能、科學與技術辦公室提出，始見於1999年6月美國核學會夏季年會，同年11月的該學會冬季年會上，發展第四代核能系統的構想得到進一步明確； 2000年1月，美國能源部發起並約請阿根廷、巴西、加拿大、法國、日本、韓國、南非和英國等9個國家的政府代表開會，討論開發新一代核能技術的國際合作問題，取得了廣泛共識，並發表了“九國聯合聲明”。隨後，由美國、法國、日本、英國等核電已開發國家組建了“第四代核能系統國際論壇（GIF）”，擬於2-3年內定出相關目標和計畫；這項計畫總的目標是在2030年左右，向市場推出能夠解決核能經濟性、安全性、廢物處理和防止核擴散問題的第四代核能系統（Gen-IV）。
第四代核能
第四代核能第四代核能系統將滿足安全、經濟、可持續發展、極少的廢物生成、燃料增殖的風險低、防止核擴散等基本要求。
世界各國都在不同程度上開展第四代核電能系統的基礎技術和學課的研發工作。
世界各國在回顧三十餘年第二代核電站的建造和運行經驗，尤其總結了美國三哩島核電站和車諾比核電站事故的經驗教訓之後，為使今後建造的核電站在安全性、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，首特點
先是美國電力公司發起建立先進輕水堆（ALWR）設計的技術基礎，為設計美國下一代先進輕水堆(ALWR)，推行一項先進輕水堆ALWR計畫，編制了一份美國核電用戶要求檔案(URD)，繼而歐洲10家核電公司也編寫了歐洲核電用戶要求(EUR)檔案。
第三代核電站
第三代核電站URD和EUR規範了第三代核電站的設計技術基礎，其要點如下：
1）ALWR計畫的目標：為未來的ALWR提供一整套設計的綜合要求、穩定的審批基準、支持ALWR電廠的發展。
2）ALWR 的14條政策：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、質量保證、經濟性、預防人為破壞、睦鄰友好。
3）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、改進的人機界面系統、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)來防止設備的損壞及防止導致較長停堆的電廠工況等。
防止堆芯損壞：防止堆芯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、堆芯損壞頻率小於1×10-5/堆年等。
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10-6/堆年的嚴重事故條件下，在廠址邊界處(離開反應堆大約0.5英里)，公眾個人的全身劑量小於25雷姆等要求。
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；不需要廠外應急計畫等。
以上概括了第三代核電站的特點，我國國家引進的美國非能動AP1000核電站屬於第三代核電站的非能動型核電廠，廣東核電集團公司引進的法國EPR核電站屬於第三代核電站的改進性核電廠。AP1000和EPR基本上都滿足了上述URD和EUR的相關要求。
型號分類
AP1000
AP1000 是由美國西屋公司開發的先進的非能動的壓水堆（Advanced Passive PWR） 。
2002年3月，美國核管會已經完成AP1000設計的預認證審查（Pre-certification Review），AP600有關的試驗和分析程式可以用於AP1000設計。2004年12月獲得了美國核管會授予的最終設計批准。
AP1000 為單堆布置兩環路機組，電功率1250MWe，設計壽命60年，主要安全系統採用非能動設計，布置在安全殼內，安全殼為雙層結構，外層為預應力混凝土，內層為鋼板結構。
EP1000
1994年，歐洲用戶集團會同西屋公司及其工業合作夥伴GENESI（一個義大利企業集團，包括ANSALDO和FIAT），啟動了一項名為EPP（歐洲非能動型核電站）的計畫，以評估西屋公司非能動核電站技術在歐洲的套用前景。已完成以下主要工作：（1）評估了歐洲用戶要求（EUR）對西屋核島設計的影響；（2）確定了滿足EUR的1000MWe級非能動核電站的基準設計（EP1000），並期望在歐洲獲得設計許可。對於安全系統和安全殼，基準電站設計基本上採用了西屋公司簡化壓水堆（SPWR）的設計，而在EP1000基準設計中的輔助系統設計部分，則是根據AP600進行設計的。但是，EP1000同樣具有滿足EUR和歐洲取證許可要求的特點
技術差異
美國、法國、俄羅斯等國都是在吸取20年前的車諾比嚴重事故的慘痛教訓後，認識到預防和緩解嚴重事故的極端重要性，花大力氣進行研究開發預防和緩解嚴重事故的對策和措施，經過了十多年的努力，才達到了工程套用的程度。為此，國際原子能機構頒發了新的安全法規（第二版）對預防和緩解嚴重事故提出了嚴格要求，我國國家核安全局也頒布了新的安全法規，對預防和緩解嚴重事故提出了新的要求。
第二代核電技術在安全上不滿足國際原子能機構安全法規（第二版）對預防和緩解嚴重事故的要求，也不符合我國新頒布的安全法規對預防和緩解嚴重事故的要求，當然也不滿足URD和EUR的要求，但第三代核電技術能滿足這些要求的。這是第二代核電核電站與第三代核電站在技術上的主要差異。
例如AP1000和EPR的堆芯損壞頻率（CDF）分別為5.0894×10-7和1.18×10-6/堆年，大量放射性釋放機率分別為5.94×10-8和9.6×10-8/堆年，遠比第二代核電站低一至二數量級。
第二代核電核電站與第三代核電站技術上存在差異還體現在：先進的燃料管理技術、先進的反應堆設計技術、先進的人因工程、先進的數位化儀表控制系統和控制室、寬裕的操作員可不干預時間以及模組化設計和建造技術等方面。
性能比較
1、AP1000和EPR的安全系統採用了兩種完全不同的設計理念
AP1000安全系統採用 “非能動”的設計理念，更好地達到“簡化”的設計方針。安全系統利用物質的自然特性：重力、自然循環、壓縮氣體的能量等簡單的物理原理，不需要泵、交流電源、1E級應急柴油機，以及相應的通風、冷卻水等支持系統，大大簡化了安全系統（它們只在發生事故時才動作），大大降低了人因錯誤。“非能動”安全系統的設計理念是壓水堆核電技術中的一次重大革新。
EPR安全系統在傳統第二代壓水堆核電技術的基礎上，採用“加”的設計理念，即用增加冗餘度來提高安全性。安全系統全部由兩個系列增加到四個系列， EPR在增加安全水平的同時，增加了安全系統的複雜性。核電站安全系統的設計基本上屬於第二代壓水堆核電技術，是一種改良性的變化。
2、 AP1000和EPR的安全性的比較
由於AP1000和EPR的安全系統採用了兩種完全不同的設計理念AP1000 和EPR的安全性有較大的差別。
AP1000在發生事故後的堆芯損壞頻率為5.0894×10-7/堆年比EPR的1.18×10-6 /堆年小2.3倍，大量放射性釋放機率為5.94×10-8/堆年也比EPR的9.6×10-8/堆年小1.6倍（而且AP1000採用的設備可靠性數據均比較保守）；
核電站發生事故後，AP1000操作員可不干預時間高達 72小時，而EPR為半小時；
AP1000 在發生堆芯熔化事故時，能有效地防止反應堆壓力容器（第二道屏障）熔穿，將堆芯放射性熔融物保持在反應堆壓力容器內，使放射性向環境釋放的機率降到最低；而EPR不防止反應堆壓力容器熔穿，堆芯放射性熔融物暫時滯留在堆腔內，然後採取措施延緩熔融物和安全殼（第三道屏障）底板的混凝土相互作用，防止安全殼底板熔穿。
AP1000的人因失誤占堆熔頻率的7.74%，共因失效占堆熔頻率的57%，而EPR分別為29%和94%，AP1000 明顯優於EPR。
3、 成熟性
AP1000的最大特點是安全系統採用了非能動技術，西屋公司為此做過大量試驗、計算和驗證工作，這些試驗結果已全部被美國核管會接受，非能動安全系統已達到成熟性的要求。反應堆和反應堆冷卻劑系統設計採用與第二代核電站相似的成熟技術。AP1000的冷卻劑禁止電機泵的功率比過去禁止電機泵產品都大，屬於首次設計的大型泵，但它們的功率已相當接近。 EMD禁止電機泵製造廠EMD公司有豐富的製造經驗，生產過大量（約1500台）不同功率、不同尺寸的禁止泵用於軍工、早期的核電站和其他工業部門，取得了很好的使用業績,設計和製造技術是成熟、可信的。可以說，AP1000禁止電機泵主要問題是加快首台泵製造進度和進行工程性驗證。
EPR 最大特點是加大反應堆的熱功率以及增加安全系統的冗餘度和多樣性。設計理念是成熟的；EPR加大了反應堆的熱功率和尺寸，主要設備（反應堆壓力容器、堆內構件、蒸汽發生器和主冷卻劑泵等）都加大了容量和尺寸。但一些主要核設備（反應堆壓力容器和堆內構件、蒸汽發生器、主冷卻劑泵等）的試驗還未完成，都有待在試驗台架上和現場進行工程性試驗和驗證。
兩者的成熟性比較是不相上下的。
4、經濟性
AP1000 安全系統採用非能動的理念，安全系統配置簡化、安全支持系統減少、安全級設備和抗震廠房減少、IE級應急柴油機系統和很多能動設備被取消，以及大宗材料需求明顯降低。AP1000的安全系統及其設備數量得到大量的減少，例如AP1000的安全級泵和閥門分別為6台（包括4台主泵）和599台，EPR則為 88台和7000台。再加上模組化設計和建造新技術的採用，由此派生出了設計簡化、系統設定簡化、工藝布置簡化、施工量減少、工期縮短以及運行方便、維修簡單等一系列效應。從長遠觀點來看， AP1000不僅使安全性能得到顯著提高，而且費用和長期的運行費用也得到明顯降低，在經濟上也具有較強的競爭力。這種優勢在批量建造若干台（譬如8至 10台）後AP1000核電機組將會越來越明顯。
EPR是通過增加安全系統冗餘度和系統配置來提高安全性；但由於單機容量大，廠址利用率高，提高了它的經濟性。
5、安全審評
AP1000安全審評情況：西屋公司於2002年3月28日向美國核管會提交AP1000 標準設計的“標準設計證書”申請，該申請包括AP1000設計控制檔案、PSA報告等。美國核管會 於 2002年7月25受理該申請，並據聯邦法規10 CFR Part 52 及相關法規、嚴重事故政策等進行了審評，於2004年9月正式發布了“最終安全評價報告（FSER）”。9月23日，西屋公司獲得了NRC 關於AP1000 的最終設計批准書（FDA）。根據美國有關法律舉行聽證會後，NRC 於2005年12月30日向西屋公司頒發了AP－1000 標準設計的“標準設計證書”。
EPR的安全審評情況：芬蘭已從法國引進EPR, 在芬蘭建造OL3 核電廠。芬蘭核安全當局已完成EPR 初步安全分析報告的審評，並於2005年2月17日頒發“OL3 核電廠建造許可證”。據稱芬蘭核安全當局已把審評中未關閉的問題列入建造許可證條件。
根據掌握的資料，結合初步工程判斷，AP1000或EPR在核安全許可證申請和審評中，不會出現重大問題。
在中國
背景
迄今為止，中國所有的核電站都是建在沿海。中國能不能將核電站建在內陸？郁祖盛給記者舉出了一個數據：“全世界430個核電站中，70%以上在內陸。前蘇聯的壓水堆型核電站是100%，美國是75.7%。而AP1000本來就是為建在內陸而設計的。”
由於罕見的低溫雨雪冰凍災害，導致電纜被壓跨、鐵路運輸被迫中斷、火電廠缺乏燃料被迫停工，令人“觸目驚心”。加之，隨著我國中西部地區的經濟發展和社會進步，能源供應能力和日益增長的需求之間的矛盾不斷加劇，以及我國節能減排和保護環境面臨的巨大壓力，也促使國家下定決心在內陸地區建核電站。江西、湖南、湖北等都在計畫之列。
發展進程
中國政府從2003年起，就開始啟動了第三代核電技術的招標工作。在諸多國際競標者中，美國西屋聯合體以最先進的第三代先進壓水堆核電技術（AP1000）勝出。據稱，與美國西屋聯合體的一系列談判都是由國家核電（籌）來進行的。
2006年12月16日，中美簽署兩國政府《關於在中國合作建設先進壓水堆核電項目及相關技術轉讓的諒解備忘錄》，標誌著我國正式決定引進 AP1000作為我國第三代核電站的主力堆型。2007年7月24日，三代核電自主化依託項目核島契約在北京簽署，全球首台AP1000核電機組落戶浙江三門核電站。
中國購買美國4台先進的AP1000核電機組，美方同時轉讓AP1000設計技術、設備製造和成套技術、建造技術等先進的核電技術，中方將完全擁有在引進AP1000核電技術基礎上改進和開發的、輸出功率大於135萬千瓦的、大型非能動核電站的智慧財產權。
最終，國家核電於2007 年7月24日，與美國西屋聯合體正式簽訂了4台AP1000機組契約。契約執行情況良好，技術轉讓工作正有序開展。林誠格相信，“經過4台機組的消化吸收，中國就能實現AP1000技術的自主化、國產化。”
2012年9月26日，中國國家電監會透露，中國也在積極推進三代核電機組建設。2007年，中國決定走“引進、消化、吸收、再創新”路子，引進美國西屋公司三代AP1000核電技術，並成立了國家核電技術公司，作為技術引進、工程建設和自主化發展的主要載體和研發平台。已有浙江三門、山東海陽兩個依託項目開工建設。國家核電技術公司在充分消化吸收AP1000設計技術基礎上進行的CAP1000初步設計已通過公司專家審查。
降溫系統
我國自主創新的第三代核電項目正在浙江三門和山東海陽進行建設，和正在運行發電的第二代核電機組相比，預防和緩解堆芯熔化成為設計上的必須要求，而這一點也正是作為第二代核電站的福島核電站事故中暴露出來的弱點。據悉，我國第三代核電站將裝備有蓄水池，這樣的“大水箱”在緊急情況下能釋放出大量的水，從而達到降溫等應急需求。
山東海陽核電站
山東海陽核電站通過總結經驗教訓，美國、歐洲和國際原子能機構都出台了新規定，把預防和緩解嚴重事故作為設計上的必須要求，滿足以上要求的核電站稱為第三代核電站。
世界上技術比較成熟、可以據以建造第三代核電機組的設計，主要有美國的AP1000(壓水堆)和ABWR(沸水堆)，以及歐洲的EPR(壓水堆)等型號，它們發生嚴重事故的機率均比第二代核電機組小100倍以上。美國、法國等國家已公開宣布，今後不再建造第二代核電機組，只建設第三代核電機組。而我國有13台第二代核電機組正在運行發電，未來重點放在建設第三代核電機組上，並開發出具有我國自主智慧財產權的中國品牌的第三代先進核電機組。為此，國務院決定以浙江三門和山東海陽兩個核電項目作為第三代核電自主化依託工程，建設4套第三代AP1000壓水堆核電機組。國家中長期科技發展規劃綱要已將“大型先進壓水堆核電站”列為重大專項。
國產化
我國第三代核電自主化依託項目工程建設總體上進展順利，安全、質量、進度都處於全面受控狀態。在此過程中，我國引進消化吸收再創新和自主創新，在世界上率先掌握了第三代核電AP1000的五大核心關鍵技術，為推進中國核電產業技術水平的整體跨越，為實現我國第三代核電AP1000的自主化、批量化建設打下了堅實的基礎。核島筏基大體積混凝土一次性整體澆注技術、核島鋼製安全殼底封頭成套技術、模組設計和製造技術、主管道製造技術、核島主設備大型鍛件製造技術，這幾項關鍵技術標誌著我國核電技術達到新的水平。在建的三門核電站和海陽核電站均為第三代核電站，其主管道均由我國煙臺台海瑪努爾核電設備有限公司提供，煙臺台海瑪努爾核電設備有限公司是全球唯一具備二代和三代核電站主管道生產能力的企業。
