「第三代核电」第三代核电技术的国家

今天我们来聊聊第三代核电,以下6个关于第三代核电的观点希望能帮助到您找到想要的新能源资讯。

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第三代核电技术是什么?

第三代核电技术就是指满足URD或EUR，具有更好安全性的新一代先进核电站技术。它具有在经济上能与联合循环的天然气机组发电厂相竞争、在能源转换系统方面大量采用二代成熟技术的优势。

第三代技术与第二代技术最为根本的一个差别，就是第三代核电技术把设置预防和缓解严重事故作为了设计核电站必须要满足的要求。也就是说，三代核电在安全问题上做到了“设计兜底”。

核电技术是利用核裂变或核聚变反应所释放的能量发电的技术。因为受控核聚变存在技术障碍，核电站都是采用核裂变技术。

五、六十年代建造的验证性核电站为第一代核电技术；70、80年代标准化、系列化、批量建设的核电站称为第二代；第三代是指90年代开发研究成熟的先进轻水堆；第四代核电技术是指待开发的核电技术，其主要特征是防止核扩散，具有更好的经济性，安全性高和废物产生量少。

三代核电技术叫什么？

三代核电技术叫第三代核电站。

世界首批AP1000核电机组是中美两国最大的能源高科技合作项目。目前，浙江三门、山东海阳各建2台，作为实现第三代核电自主化的依托。而AP1000机组的诞生地——美国也在投入建设四台这样的机组。

简介

AP1000 是由美国西屋公司开发的先进的非能动的压水堆（Advanced Passive PWR）。

2002年3月，美国核管会已经完成AP1000设计的预认证审查（Pre-certification Review），AP600有关的试验和分析程序可以用于AP1000设计。2004年12月获得了美国核管会授予的最终设计批准。

AP1000为单堆布置两环路机组，电功率1250MWe，设计寿命60年，主要安全系统采用非能动设计，布置在安全壳内，安全壳为双层结构，外层为预应力混凝土，内层为钢板结构。

第三代核电技术是中国自主研发的吗？

第三代核电技术是中国自主研发的。

1、中国的华龙一号是我国在吸收了AP1000与EPR的特点后，完全具有知识产权的第三代核电技术。

2、第一代核电厂属于原型堆核电厂，是为了通过试验形式来验证核电工程实施上的可行性。在时间上主要是20世纪5、60年代的苏联与美国的一些堆型。

3、第二代核电厂主要是在第一代的基础上实现商业化、标准化、系列化、批量化，以提高经济性。在时间上自60年代末至70年代世界上建造的大批单机容量在600－1400MWe的标准化和系列化核电站。

4、第三代核电厂要求在第二代的基础上更加提高安全与经济性。目前第三代核电主要包括：美国的AP1000（大量采用非能动的安全设置），欧洲的EPR（采用增加能动安全系统保证安全），中国的华龙一号（兼有AP1000以及EPR的特点）。

中国有没有第三代核电站

中国现有核电站6座。 分别是： 浙江省的秦山（一期）核电站、秦山核电二期工程和秦山核电三期工程，广东省的大亚湾核电站和岭澳核电站，以及江苏省的田湾核电站。

未建成或在建： 三门核电工程项目 （浙江南部） 阳江核电站 （广东阳江） 烟台海阳核电站、威海乳山核电站、威海荣成核电站 。

中国自主创新的第三代核电项目正在浙江三门和山东海阳进行建设，和正在运行发电的第二代核电机组相比，预防和缓解堆芯熔化成为设计上的必须要求，而这一点也正是作为第二代核电站的福岛核电站事故中暴露出来的弱点。据悉，中国第三代核电站将装备有蓄水池，这样的“大水箱”在紧急情况下能释放出大量的水，从而达到降温等应急需求。

核电站，是利用核裂变或核聚变反应所释放的的能量产生电能的发电厂。目前商业运转中的核能发电厂都是利用核裂变反应而发电。核电站一般分为两部分：利用原子核裂变生产蒸汽的核岛（包括反应堆装置和一回路系统）和利用蒸汽发电的常规岛（包括汽轮发电机系统），使用的燃料一般是放射性重金属：铀、钚。

为什么中国要购买美国ap1000的第三代核电技术，而不花钱在第四代中国核电技术上？

首先，中国自己的核电技术并不弱，所以，AP1000好不好自己能看的出来的，而且AP1000不是全新的技术，是在之前的AP系列中正常的发展，之前的AP系列在美国已经使用多年了。

中国引进AP1000是看中这个项目中的核心，非能动型压水堆核电技术，对中国还是没能完全掌握有引进价值

AP系列中的安全保护设施是很成熟的技术，所以完全可以信赖，因为非能动型压水堆核电技术并不会对安全性有影响，美国之所以没有投入商用主要是非能动型压水堆核电技术导致现有的配套设施不能匹配，对有完整核电体系的美国，重新建设配套设施成本太高，而不是安全性不好。

中国则没有这个担心，反正目前中国核电站也没几个，按新技术标准建设配套设施也没什么

中国自己的核电技术目前是集中全力发展可控核聚变，预计50年后投入使用，但是目前急需的可用技术却一般般，所以，引进这项技术是很明智的，我们直接跳过自己薄弱的裂变堆，直接发展聚变堆，为未来的自行设计埋下好的伏笔，是很合算的

况且，此次引进时机很好，美国在朝鲜问题上有求于我，所以才能很顺利的签下来，并且价格很合理，这次买卖不亏

第三代核电站的特点

世界各国在回顾三十余年第二代核电站的建造和运行经验，尤其总结了美国三哩岛核电站和切尔诺贝利核电站事故的经验教训之后，为使今后建造的核电站在安全性、经济性、安全审评稳定性以及保护核电业主投资等方面有大的改进，首先是美国电力公司发起建立先进轻水堆（ALWR）设计的技术基础，为设计美国下一代先进轻水堆(ALWR)，推行一项先进轻水堆ALWR计划，编制了一份美国核电用户要求文件(URD)，继而欧洲10家核电公司也编写了欧洲核电用户要求(EUR)文件。

URD和EUR规范了第三代核电站的设计技术基础，其要点如下：

1）ALWR计划的目标：为未来的ALWR提供一整套设计的综合要求、稳定的审批基准、支持ALWR电厂的发展。

2）ALWR 的14条政策：简单化、设计裕量、人因、安全、设计基准与安全裕量、管理稳定性、标准化、成熟技术、可维护性、可建造性、质量保证、经济性、预防人为破坏、睦邻友好。

3）ALWR高层安全设计要求，其要点如下：

抗事故能力：所有工况下都具有负的功率反应性系数、采用最好的材料及水质、改进的人机界面系统、采用成熟的诊断监测技术、须留给操纵员足够的时间（30分钟或更长时间)来防止设备的损坏及防止导致较长停堆的电厂工况等。

防止堆芯损坏：防止堆芯损坏的专设安全系统应满足执照设计基准要求及安全裕量基准、堆芯损坏频率小于1×10-5/堆年等。

缓解事故能力：坚固而大容积的安全壳和相应的专设安全系统；采用现实源项分析；控制可燃氢气的浓度；在累积发生频率大于10-6/堆年的严重事故条件下，在厂址边界处(离开反应堆大约0.5英里)，公众个人的全身剂量小于25雷姆等要求。

4）第三代压水堆核电站有两种类型：改进型电厂（如EPR）和非能动型电厂(如 AP1000)。URD对两种类型的核电厂又分别提出了专用要求，其要点如下：

改进型核电厂：更简化的专设安全系统；至少有两条隔离的和独立的交流电源与电网相连；至少三十分钟时间内，不考虑操纵员的干预；在丧失全部给水，至少在2小时内不应有燃料损坏；在丧失厂内外交流电源的8小时内，燃料没有损坏等。

非能动型核电厂：不要求安全相关的交流电源；至少72小时内，不需要操作员干预；严重事故条件下，安全壳有足够的设计裕量；不需要厂外应急计划等。

以上概括了第三代核电站的特点，我国国家引进的美国非能动AP1000核电站属于第三代核电站的非能动型核电厂，广东核电集团公司引进的法国EPR核电站属于第三代核电站的改进性核电厂。AP1000和EPR基本上都满足了上述URD和EUR的相关要求。

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