第三代核電站的安全性明顯優(yōu)于第二代核電站。由于安全是核電發(fā)展的前提，世界各國除了對正在運行的第二代機組進行延壽與補充性建一些二代加的機組外，目前新一批的核電建設重點是采用更安全、更先進的第三代核電機組。由我國國家核電技術公司（現(xiàn)國家電投）引進的美國非能動AP1000核電站、中國廣核集團公司引進的法國EPR核電站以及國家電力投資集團公司自主研發(fā)的CAP1400核電站都屬于第三代核電站。
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臺，作為實現(xiàn)第三代核電自主化的依托。而AP1000機組的誕生地——美國也在投入建設四臺這樣的機組。
與此同時，中國首臺EPR核電機組也在臺山市開展了兩臺機組的建設工作，這是繼FA3、OL3之后的第三座核電機組。
第一代
自50年至60年代初蘇聯(lián)、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。第一代核電廠屬于原型堆核電廠，主要目的是為了通過試驗示范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(fā)的能源危機促進了核電發(fā)展，世界上商業(yè)運行的400多臺機組大部分在這段時期建成，稱為第二代核電站。第二代核電廠主要是實現(xiàn)商業(yè)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，以美國西屋電氣公司為代表的Model212（600MWe，兩環(huán)路壓水堆，堆芯有121合組件，采用12英尺燃料組件）、Model312（1000MWe，3環(huán)路壓水堆，堆芯有157盒組件，采用12英尺燃料組件，），Model314（1040MWe，3環(huán)路壓水堆，堆芯有157盒組件，采用14英尺燃料組件），Model412（1200MWe，4環(huán)路壓水堆，堆芯有193盒組件，采用12英尺燃料組件，）、Model414（1300MWe，4環(huán)路壓水堆，堆芯有193盒組件，采用14英尺燃料組件）、System80（1050MWe，2環(huán)路壓水堆）以及一大批沸水堆（BWR）均可劃入第二代核電站范疇。法國的CPY，P4，P4′也屬于Model312，Model414一類標準核電站。日本、韓國也建造了一批Model412、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(tǒng)計數(shù)）主力機組，總裝機容量為3.72億千瓦。還共有34臺在建核電機組，總裝機容量為0.278億千瓦。在三里島核電站和切爾諾貝利核電站發(fā)生事故之后，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(fā)生堆芯熔化和放射性物質大量往環(huán)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
對于第三代核電站類型有各種不同看法。美國核電用戶要求文件（URD）和歐洲核電用戶要求文件（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(tǒng)）核電站和先進型的非能動（安全系統(tǒng)）核電站，并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。
第四代
第四代核能系統(tǒng)概念（有別于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，始見于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(fā)展第四代核能系統(tǒng)的設想得到進一步明確；2000年1月，美國能源部發(fā)起并約請阿根廷、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(fā)新一代核能技術的國際合作問題，取得了廣泛共識，并發(fā)表了“九國聯(lián)合聲明”。隨后，由美國、法國、日本、英國等核電發(fā)達國家組建了“第四代核能系統(tǒng)國際論壇（GIF）”，擬于2-3年內定出相關目標和計劃；這項計劃總的目標是在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(tǒng)（Gen-IV）。
第四代核能系統(tǒng)將滿足安全、經濟、可持續(xù)發(fā)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(tǒng)的基礎技術和學科的研發(fā)工作。
世界各國在回顧三十余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切爾諾貝利核事故的經驗教訓之后，為使今后建造的核電站在安全性、經濟性、安全審評穩(wěn)定性以及保護核電業(yè)主投資等方面有大的改進，首特點
先是美國電力公司發(fā)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計劃，編制了一份美國核電用戶要求文件(URD)，繼而歐洲10家核電公司也編寫了歐洲核電用戶要求(EUR)文件。
URD和EUR規(guī)范了第三代核電站的設計技術基礎，其要點如下：
1）ALWR計劃的目標：為未來的ALWR提供一整套設計的綜合要求、穩(wěn)定的審批基準、支持ALWR電廠的發(fā)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(wěn)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系數(shù)、采用最好的材料及水質、改進的人機交互系統(tǒng)、采用成熟的診斷監(jiān)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(tǒng)應滿足執(zhí)照設計基準要求及安全裕量基準、堆芯損壞頻率小于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(tǒng)；采用現(xiàn)實源項分析；控制可燃氫氣的濃度；在累積發(fā)生頻率大于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于25雷姆等要求。
4）第三代壓水堆核電站有兩種類型：改進型電廠（如EPR）和非能動型電廠(如AP1000)。URD對兩種類型的核電站又分別提出了專用要求，其要點如下：
改進型核電廠：更簡化的專設安全系統(tǒng)；至少有兩條隔離的和獨立的交流電源與電網(wǎng)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。
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核電站屬于第三代核電站的非能動型核電站，廣東核電集團公司引進的法國EPR核電站屬于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是由美國西屋電氣公司開發(fā)的先進的非能動的壓水堆（AdvancedPassivePWR）。
2002年3月，美國核管會已經完成AP1000設計的預認證審查（Pre-certificationReview），AP600有關的試驗和分析程序可以用于AP1000設計。2004年12月獲得了美國核管會授予的最終設計批準。
AP1000為單堆布置兩環(huán)路機組，電功率1250MWe，設計壽命60年，主要安全系統(tǒng)采用非能動設計，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電氣公司及其工業(yè)合作伙伴GENESI（一個意大利企業(yè)集團，包括ANSALDO和FIAT），啟動了一項名為EPP（歐洲非能動型核電站）的計劃，以評估西屋公司非能動核電站技術在歐洲的應用前景。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），并期望在歐洲獲得設計許可。對于安全系統(tǒng)和安全殼，基準電站設計基本上采用了西屋電氣公司簡化壓水堆（SPWR）的設計，而在EP1000基準設計中的輔助系統(tǒng)設計部分，則是根據(jù)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年前的切爾諾貝利嚴重事故的慘痛教訓后，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(fā)預防和緩解嚴重事故的對策和措施，經過了十多年的努力，才達到了工程應用的程度。為此，國際原子能機構頒發(fā)了新的安全法規(guī)（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(guī)，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(guī)（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(guī)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，大量放射性釋放概率分別為5.94×10-8和9.6×10-8/堆年，遠比第二代核電站低一至二數(shù)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(xiàn)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(shù)字化儀表控制系統(tǒng)和控制室、寬裕的操作員可不干預時間以及模塊化設計和建造技術等方面。
性能比較
1、AP1000和EPR的安全系統(tǒng)采用了兩種完全不同的設計理念
AP1000安全系統(tǒng)采用“非能動”的設計理念，更好地達到“簡化”的設計方針。安全系統(tǒng)利用物質的自然特性：重力、自然循環(huán)、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(tǒng)，大大簡化了安全系統(tǒng)（它們只在發(fā)生事故時才動作），大大降低了人因錯誤。“非能動”安全系統(tǒng)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(tǒng)在傳統(tǒng)第二代壓水堆核電技術的基礎上，采用“加”的設計理念，即用增加冗余度來提高安全性。安全系統(tǒng)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(tǒng)的復雜性。核電站安全系統(tǒng)的設計基本上屬于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
由于AP1000和EPR的安全系統(tǒng)采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(fā)生事故后的堆芯損壞頻率為5.0894×10-7/堆年比EPR的1.18×10-6/堆年小2.3倍，大量放射性釋放概率為5.94×10-8/堆年也比EPR的9.6×10-8/堆年小1.6倍（而且AP1000采用的設備可靠性數(shù)據(jù)均比較保守）；
核電站發(fā)生事故后，AP1000操作員可不干預時間高達72小時，而EPR為半小時；
AP1000在發(fā)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(huán)境釋放的概率降到最低；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，然后采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(yōu)于EPR。
3、成熟性
AP1000的最大特點是安全系統(tǒng)采用了非能動技術，西屋電氣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(tǒng)已達到成熟性的要求。反應堆和反應堆冷卻劑系統(tǒng)設計采用與第二代核電站相似的成熟技術。AP1000的冷卻劑屏蔽電機泵的功率比過去屏蔽電機泵產品都大，屬于首次設計的大型泵，但它們的功率已相當接近。EMD屏蔽電機泵制造廠EMD公司，生產過大量（約1500臺）不同功率、不同尺寸的屏蔽泵用于軍工、早期的核電站和其他工業(yè)部門，取得了很好的使用業(yè)績，設計和制造技術是成熟、可信的。可以說，AP1000屏蔽電機泵主要問題是加快首臺泵制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(tǒng)的冗余度和多樣性。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(fā)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(fā)生器、主冷卻劑泵等）的試驗還未完成，都有待在試驗臺架上和現(xiàn)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(tǒng)采用非能動的理念，安全系統(tǒng)配置簡化、安全支持系統(tǒng)減少、安全級設備和抗震廠房減少、IE級應急柴油機系統(tǒng)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(tǒng)及其設備數(shù)量得到大量的減少，例如AP1000的安全級泵和閥門分別為6臺（包括4臺主泵）和599臺，EPR則為88臺和7000臺。再加上模塊化設計和建造新技術的采用，由此派生出了設計簡化、系統(tǒng)設置簡化、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(yōu)勢在批量建造若干臺（譬如8至10臺）后AP1000核電機組將會越來越明顯。
EPR是通過增加安全系統(tǒng)冗余度和系統(tǒng)配置來提高安全性；但由于單機容量大，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：西屋電氣公司于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設計控制文件、PSA報告等。美國核管會于2002年7月25受理該申請，并據(jù)聯(lián)邦法規(guī)10CFRPart52及相關法規(guī)、嚴重事故政策等進行了審評，于2004年9月正式發(fā)布了“最終安全評價報告（FSER）”。9月23日，西屋公司獲得了NRC關于AP1000的最終設計批準書（美國食品藥品監(jiān)督管理局）。根據(jù)美國有關法律舉行聽證會后，NRC于2005年12月30日向西屋電氣公司頒發(fā)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核電站。芬蘭核安全當局已完成EPR初步安全分析報告的審評，并于2005年2月17日頒發(fā)“OL3核電廠建造許可證”。據(jù)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(jù)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(xiàn)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。關于能不能將核電站建在內陸，郁祖盛給記者舉出了一個數(shù)據(jù)：“全世界430個核電站中，70%以上在內陸。蘇聯(lián)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。”
低溫雨雪冰凍災害，常常導致電纜被壓跨、鐵路運輸被迫中斷、火電廠缺乏燃料被迫停工。加之，隨著我國中西部地區(qū)的經濟發(fā)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(jié)能減排和保護環(huán)境面臨的巨大壓力，也促使國家下定決心在內陸地區(qū)建核電站。江西省、湖南省、湖北等都在計劃之列。
發(fā)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(lián)合體以最先進的第三代先進壓水堆核電技術（AP1000）勝出。據(jù)稱，與美國西屋聯(lián)合體的一系列談判都是由國家核電技術公司（籌）來進行的。
2006年12月16日，中美簽署兩國政府《關于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》，標志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，三代核電自主化依托項目核島合同在北京簽署，全球首臺AP1000核電機組落戶浙江三門核電站。
中國購買美國4臺先進的AP1000核電機組，美方同時轉讓AP1000設計技術、設備制造和成套技術、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(fā)的、輸出功率大于135萬千瓦的、大型非能動核電站的知識產權。
最終，國家核電技術公司于2007年7月24日，與美國西屋聯(lián)合體正式簽訂了4臺AP1000機組合同。合同執(zhí)行情況良好，技術轉讓工作正有序開展。林誠格相信，“經過4臺機組的消化吸收，中國就能實現(xiàn)AP1000技術的自主化、國產化。”
2012年9月26日，中國中華人民共和國國家電力監(jiān)管委員會透露，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(chuàng)新”路子，引進美國西屋公司三代AP1000核電技術，并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(fā)展的主要載體和研發(fā)平臺。已有浙江三門、山東海陽兩個依托項目開工建設。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(tǒng)
我國自主創(chuàng)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(fā)電的第二代核電站相比，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(jù)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。
通過總結經驗教訓，美國、歐洲和國際原子能機構都出臺了新規(guī)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(jù)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(fā)生嚴重事故的概率均比第二代核電站小100倍以上。美國、法國等國家已公開宣布，今后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臺第二代核電機組正在運行發(fā)電，未來重點放在建設第三代核電機組上，并開發(fā)出具有我國自主知識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托工程，建設4套第三代AP1000壓水堆核電機組。國家中長期科技發(fā)展規(guī)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托項目工程建設總體上進展順利，安全、質量、進度都處于全面受控狀態(tài)。在此過程中，我國引進消化吸收再創(chuàng)新和自主創(chuàng)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，為推進中國核能電力股份有限公司產業(yè)技術水平的整體跨越，為實現(xiàn)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、核島鋼制安全殼底封頭成套技術、模塊設計和制造技術、主管道制造技術、核島主設備大型鍛件制造技術，這幾項關鍵技術標志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臺海瑪努爾核電設備有限公司提供，煙臺臺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(yè)。
參考資料 >
我國第三代核電技術一覽 - 三代核電_北極星電力新聞網(wǎng).北極星電力新聞網(wǎng).2021-07-15