第三代核電站是目前世界各國(guó)在建和計(jì)劃建設(shè)的主要核電站堆型，它們?cè)诎踩陨弦草^二代堆有很大的提升，第三代核電站都有哪些技術(shù)特點(diǎn)呢?全世界各國(guó)都有哪些第三核電站呢?本文帶大家一探究竟。

三代(或三代+)反應(yīng)堆是在汲取了第二代反應(yīng)堆運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)和事故教訓(xùn)后，于20世紀(jì)90年代后期發(fā)展出的安全性更高的先進(jìn)反應(yīng)堆技術(shù)，通常把滿足URD或者EUR評(píng)價(jià)標(biāo)準(zhǔn)的核電廠稱(chēng)為第三代核電站。目前，世界上在建和規(guī)劃待建的核電站，大部分將采用第三代核電技術(shù)。

近年來(lái)，我國(guó)核電產(chǎn)業(yè)發(fā)展取得了舉世矚目的成績(jī)，核電技術(shù)研發(fā)和工程應(yīng)用走在世界前列。以“華龍一號(hào)”開(kāi)工建設(shè)和CAP1400成功研發(fā)為標(biāo)志，我國(guó)成為繼美國(guó)、法國(guó)、俄羅斯等核電強(qiáng)國(guó)后又一個(gè)擁有獨(dú)立自主三代核電技術(shù)和全產(chǎn)業(yè)鏈的國(guó)家。

我國(guó)大陸在運(yùn)的38臺(tái)核電機(jī)組在技術(shù)層面都屬于“二代”或者“二代+”;在建的20臺(tái)機(jī)組中，有10臺(tái)屬于“第三代”技術(shù);今后新建的機(jī)組將全部采用“第三代”技術(shù)，預(yù)計(jì)三代核電將在“十三五”后期進(jìn)入批量化建設(shè)階段。同時(shí)，具備完全自主知識(shí)產(chǎn)權(quán)的“華龍一號(hào)”已實(shí)現(xiàn)出口且具有競(jìng)爭(zhēng)優(yōu)勢(shì)，隨著示范工程的開(kāi)工，自主開(kāi)發(fā)的CAP1400具備走出去的潛力，在“一帶一路”沿線建設(shè)發(fā)展中充滿機(jī)會(huì)。

第三代核電技術(shù)特點(diǎn)

北美、日本、歐洲、俄羅斯、中國(guó)等反應(yīng)堆供應(yīng)商在規(guī)劃或在建的有十幾種滿足(URD、EUR)的三代核反應(yīng)堆，它們?cè)跐M足用戶(hù)要求文件(URD、EUR)的基礎(chǔ)上，每種堆型采用不同的設(shè)計(jì)理念：AP1000采用安全系統(tǒng)“非能動(dòng)化”和簡(jiǎn)化系統(tǒng)的設(shè)計(jì)理念;EPR采用安全系統(tǒng)增加冗余度(安全系統(tǒng)全部采用4x100%的設(shè)置)的設(shè)計(jì)理念。“華龍一號(hào)”采用“能動(dòng)與非能動(dòng)”相結(jié)合的安全設(shè)計(jì)理念。三代核電綜合來(lái)講具有以下特點(diǎn)：

(1)更長(zhǎng)的設(shè)計(jì)壽命：反應(yīng)堆具有更高的可用性和更長(zhǎng)的操作壽命，通常反應(yīng)堆設(shè)計(jì)壽命是60年。

第三代核電站的設(shè)計(jì)壽命延長(zhǎng)至60年，在設(shè)計(jì)壽命期間(60年)無(wú)需更換反應(yīng)堆壓力容器，并且在設(shè)計(jì)中提供了更換其他主設(shè)備包括蒸汽發(fā)生器的可能性，其反應(yīng)堆壓力容器等不可更換設(shè)備的設(shè)計(jì)壽命達(dá)到60 年，一般通過(guò)延壽三代核電站壽命可以達(dá)到80年，這樣提高了核電站的經(jīng)濟(jì)性。

(2)極低的嚴(yán)重事故概率：堆芯損傷頻率(CDF)限值小于1*10-5/堆年，大量放射性釋放頻率(LRF)限值為1*10-6/堆年。

美國(guó)核管會(huì)要求的堆芯損傷頻率(CDF)限值是1*10-4/堆年，美國(guó)用戶(hù)要求文件(URD)為1*10-5，目前美國(guó)大多數(shù)在役核電站的設(shè)計(jì)值是5*10-5，AP1000的CDF為5.08*10-7/堆年，遠(yuǎn)低于上述參考值。AP1000的大量放射性釋放頻率(LRF)為5.94*10-8/堆年，美國(guó)核管會(huì)要求的目標(biāo)值為1*10-5/堆年，URD為1*10-6/堆年，AP1000設(shè)計(jì)遠(yuǎn)遠(yuǎn)低于這些參考值。三代核電站設(shè)計(jì)了更多的緩解反應(yīng)堆發(fā)生嚴(yán)重事故的措施，極大降低了堆芯熔化及大量放射性物質(zhì)釋放的可能性。

(3)允許事故后不干預(yù)：采用非能動(dòng)的安全系統(tǒng)，事故工況下半個(gè)小時(shí)或更長(zhǎng)時(shí)間內(nèi)允許操縱員不采取任何手動(dòng)動(dòng)作;

三代堆的設(shè)計(jì)中包含了被動(dòng)或固有的安全特性，非能動(dòng)安全系統(tǒng)緩解設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故的功能不依賴(lài)于操縱員動(dòng)作。在第三代核電站的設(shè)計(jì)中考慮了操縱員響應(yīng)寬容時(shí)間，比如在AP1000設(shè)計(jì)中對(duì)于在始發(fā)事件疊加單一故障的LDB(許可證設(shè)計(jì)基準(zhǔn))假設(shè)下分析的瞬態(tài)和事故(包括失去全部交流電源)，在需要?jiǎng)幼鞯氖及l(fā)信號(hào)發(fā)出后的至少72小時(shí)內(nèi)無(wú)需操縱員手動(dòng)操作。由于非能動(dòng)安全設(shè)施的使用，使得反應(yīng)堆在發(fā)生事故初期可以不需要進(jìn)行人為的干預(yù)，這樣減少了誤操作的可能性，提高了反應(yīng)堆運(yùn)行的安全性。

(4)更強(qiáng)的安全殼結(jié)構(gòu)：強(qiáng)化了安全殼的結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)，可抵御商用大飛機(jī)的撞擊。

第三代核電站一般都采用了雙層安全殼設(shè)計(jì)。AP1000與華龍一號(hào)內(nèi)層均為鋼制安全殼，是包容放射性物質(zhì)的最后一道屏障，抵御各種事故下及可能的嚴(yán)重事故下內(nèi)部的高溫高壓，并且具備非能動(dòng)安全殼冷卻功能;外層為高強(qiáng)度混凝土安全殼，抵御包括飛機(jī)撞擊在內(nèi)的各種外部災(zāi)害的作用，保護(hù)內(nèi)殼及其內(nèi)部結(jié)構(gòu)不受影響。EPR雙層安全殼均為混凝土形式，外層采用加強(qiáng)型的混凝土殼抵御外部災(zāi)害，內(nèi)層為預(yù)應(yīng)力混凝土。上述外層安全殼設(shè)計(jì)均可以抵御商用飛機(jī)撞擊，有效應(yīng)對(duì)核設(shè)施遭遇恐怖襲擊的可能，提高了運(yùn)行的安全性。

第三代核電技術(shù)發(fā)展現(xiàn)狀

在上世紀(jì)90年代，世界各國(guó)核電站開(kāi)發(fā)商開(kāi)始研發(fā)滿足三代核電標(biāo)準(zhǔn)的核電站，如ABWR、System80+、AP600等，其中ABWR已在亞洲建成數(shù)座。近年來(lái)在三代核電技術(shù)研發(fā)方面取得較大進(jìn)展的有西屋公司的AP1000技術(shù)、歐洲壓水堆EPR、俄羅斯研發(fā)的VVER-1200、韓國(guó)電力公司公司開(kāi)發(fā)的APR1400，中國(guó)國(guó)家核電技術(shù)公司聯(lián)合西屋開(kāi)發(fā)的CAP1000機(jī)組以及自主開(kāi)發(fā)的具有更大功率的CAP1400機(jī)組，上述都已經(jīng)投入運(yùn)行或在建。

還有一些三代核電站技術(shù)已經(jīng)完成設(shè)計(jì)，準(zhǔn)備投入市場(chǎng)，比如通用-日立的ESBWR、三菱的APWR、坎杜能源的EC6(PHWR)等。

目前世界三代核電站發(fā)展現(xiàn)狀統(tǒng)計(jì)如下，包括投入運(yùn)行、在建、計(jì)劃建設(shè)的情況：