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　　一、世界核電站可劃分為四代

　　第一代核電站：

　　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。

　　第二代核電站：

　　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，采用12英尺燃料組件）、Model 312（1000MWe，3環路壓水堆，堆芯有157盒組件，采用12英尺燃料組件，），Model 314 （1040MWe，3環路壓水堆，堆芯有157盒組件，采用14英尺燃料組件），Model 412（1200MWe，4環路壓水堆，堆芯有193盒組件，采用12英尺燃料組件，）、Model 414（1300MWe，4環路壓水堆，堆芯有193盒組件，采用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范疇。法國的CPY，P4，P4′′也屬于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。

　　第二代核電站是目前世界正在運行的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。

　　第三代核電站:

　　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）核電站和先進型的非能動（安全系統）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，這類典型的核電站見下表：

  　　第三代核電站的安全性和經濟性都將明顯優于第二代核電站。由于安全是核電發展的前提，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，接下來新一批的核電建設重點是采用更安全、更經濟的先進第三代核電機組。我國國家引進的美國非能動AP1000核電站以及廣東核電集團公司引進的法國EPR核電站都屬于第三代核電站。

　　第四代核能系統:

　　第四代核能系統概念（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，發展第四代核能系統的設想得到進一步明確； 2000年1月，美國能源部發起并約請阿根廷、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，討論開發新一代核能技術的國際合作問題，取得了廣泛共識，并發表了“九國聯合聲明” 。隨后，由美國、法國、日本、英國等核電發達國家組建了“第四代核能系統國際論壇（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（Gen-IV）。

　　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。

　　目前，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。
第四代核電能系統包括三種快中子反應堆系統和三種熱中子反應堆系統：

　　二、第三代核電站的特點以及與第二代核電站的主要差別

　　1、第三代核電站的特點

        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電站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、安全審評穩定性以及保護核電業主投資等方面有大的改進，首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系數、采用最好的材料及水質、改進的人機界面系統、采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；采用現實源項分析；控制可燃氫氣的濃度；在累積發生頻率大于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對兩種類型的核電廠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；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。

　　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廠，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。

　　2、第二代核電核電站與第三代核電站的主要技術差異

　　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、先進的數字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、模塊化設計和建造技術等方面。

　　三、AP1000和EPR的性能比較

　　1、AP1000和EPR的安全系統采用了兩種完全不同的設計理念

　　AP1000安全系統采用“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，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，增加了安全系統的復雜性。核電站安全系統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據均比較保守）；

　　核電站發生事故后，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明顯優于EPR。

　　3、 成熟性

　　AP1000的最大特點是安全系統采用了非能動技術，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公司有豐富的制造經驗，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部門，取得了很好的使用業績,設計和制造技術是成熟、可信的。可以說，目前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、蒸汽發生器和主冷卻劑泵等）都加大了容量和尺寸。但目前一些主要核設備（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，都有待在試驗臺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 安全系統采用非能動的理念，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冗余度和系統配置來提高安全性；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，于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 關于AP1000 的最終設計批準書（FDA）。根據美國有關法律舉行聽證會后，NRC 于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，并于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。

　　根據目前掌握的資料，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。