核电厂的代际演进

来源：陕西省核学会

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核电厂的代际演进

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世界核电走过了半个多世纪，经历着技术创新的代际演进。第一代核电厂主要指上世纪五六十年代美苏英法少数国家建造的核能发电试验装置、原型电厂。

这些核电厂具有明显的研究探索性，尚没有系统、规范的安全标准作为设计依据，但从工程实践上验证了发展核电的可行性。

第二代核电厂是按照较为系统的核安全标准设计的，实现了商业化、批量化。第二代核电技术支撑了上个世纪世界核电大发展，为改善能源结构做出了很大贡献。三哩岛和切尔诺贝利核电厂事故后，美欧先后提出了“用户要求文件”URD和EUR，要求核电厂安全性与经济性相统一、先进性与成熟性相统一。

依照用户要求文件提出的需求，在已有经验和技术的基础上，先后研究开发出一批先进轻水堆，如美国的AP1000、法国的EPR、韩国的APR1400、日本的ABWR等，利用这些核电技术建造的核电厂统称为第三代核电厂。

通过实施国家科技重大专项，我国开发了具有自主知识产权的大型先进非能动压水堆CAP1400，也是第三代核电技术。

当前，第三代核电技术成为世界核电发展的主流，福岛事故后各国新开工的核电机组基本都采用第三代核电技术。

第三代核电技术的基本特征表现为：安全指标更高，例如事故条件下反应堆堆芯熔化的概率、大规模放射性释放的概率，比第二代核电厂要低两个数量级，安全壳能够抗商用大飞机撞击；反应堆中大量使用可燃毒物，提高燃料燃耗，减少核废物的产生量；设计理念更为简化，施工建设模块化，工期进一步缩短；采用数字化仪控系统，电厂运行易于操作，能有效防止人因失误的影响；电厂可利用率进一步提高，电厂在役时间将提高到60年以上。

第三代核电技术的创新性突出表现为三个方面：一是革新型的核电设计采用非能动安全的理念，在设计基准事故和超设计基准事故条件下，利用重力、对流等自然力驱动安全系统，可以不依赖于能动部件和人员操作；二是具备更为灵活的负荷跟踪能力，部分三代核电机型能在半小时内实现从25%到100%的功率提升；三是具有更大的单机功率，三代核电机组的电功率一般都达到了百万千瓦以上。创新引领核电未来。

为了不断拓宽核能和平利用空间，持续提高核电的安全性、经济性、可靠性，人们还提出了“第四代核能系统”的概念，在减少核废物、防止核扩散以及消除严重事故、避免厂外应急等方面提出了一系列更新颖的规划设想。

有关国家组建了“第四代核能系统国际论坛”，选择了超临界水冷堆、超高温气冷堆、熔盐堆系统、气冷快堆、钠冷快堆、铅冷快堆等技术方案作为重点开发对象。

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