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2012年12月11日10:48 | 中國發展門戶網 www.chinagate.cn | 給編輯寫信 字號：T|T

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。

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