世界核电技术发展趋势及第三代核电技术的定位
[日期：2007-4-29] 来源： 作者：欧阳予 阅读：5028 评论：2
[摘要]
本文简要叙述世界核电技术发展的历程和展望, 着重讲:(1)国际上对第三代核电机组安全性和经济性的要求和为满足这些要求所采取的措施;(2)第三代压水堆AP-1000和EPR 为预防和缓解严重事故的安全设计特点;(3)第四代核能系统的开发规划和工作路线图;(4)我国核电技术的发展。
The Development Tendency of Nuclear Power Technologies in the World and
Position of the Third Generation Nuclear Power Technologies OU Yangyu
Abstract: This article briefly describes the development history in the
world and prospects of nuclear power technologies, stresses:(1) The safety and
economy requirements for the 3rd generation nuclear power units and measures
taken to satisfy these requirements.(2)The safety design features of PWR AP-1000
and EPR for preventing and mitigating severe accidents (3)The research and
development program on the 4th generation nuclear energy systems and its working
roadmap.(4) Nuclear power technology development in China.
一、引 言
核电站的开发与建设开始于上世纪50年代。1954年，前苏联建成电功率为五千千瓦的实验性核电站；1957年，美国建成电功率为九万千瓦的希平港原型核电站; 这些成就证明了利用核能发电的技术可行性。国际上把上述实验性和原型核电机组称为第一代核电机组。
上世纪60年代后期，在试验性和原型核电机组基础上，陆续建成电功率在30万千瓦以上的压水堆、沸水堆、重水堆等核电机组，它们在进一步证明核能发电技术可行性的同时，使核电的经济性也得以证明:可与火电、水电相竞争。上世纪70年代，因石油涨价引发的能源危机促进了核电的发展，目前世界上商业运行的四百多座核电机组绝大部分是在这段时期建成的，称为第二代核电机组。
1979年以前，人们普遍认为核电是安全清洁的能源。1979年和1986年分别发生在三里岛和切尔诺贝利核电站的严重事故的负面影响，使核电发展进入低潮，社会公众增大了对核电安全性的顾虑，电业投资者也放慢了投资步伐。但中国、法国、日本和韩国等国家发展核电的方针仍然没有改变，认为核电站的安全性是能够改进、提高的。上世纪80年
代，虽然美国撤销了不少拟建的核电项目，但没有放弃发展核电事业的可行性研究。美国能源部和电力研究院的研究结果认为：以已有的核电经验和技术水平为基础，美国能够设计出新一代核电机组，其安全性能为社会公众和电力投资者所认可，其经济性具备参与市场竞争的能力。进而美国电力研究院于90年代出台了“先进轻水堆用户要求”文件，即URD 文件（Utility
Reguirements
Document ），用一系列定量指标来规范核电站的安全性和经济性。欧洲出台的“欧洲用户对轻水堆核电站的要求”，即EUR （European Utility Requirements ）文件，也表达了与URD 文件相同或相似的看法。国际原子能机构也对其推荐的核安全法规（NUSS 系列）进行了修订补充，进一步明确了防范与缓解严重事故、提高安全可靠性和改善人因工程等方面的要求。
切尔诺贝利事故已经过去20年，期间世界400多座核电机组又积累了8000多堆年的运行经验，且无重大事故发生。这说明核电站改进措施已见成效，核电安全性和经济性都有所提高。但公众和用户对发展核电事业仍有些许疑虑，因而必须着力解决以下问题：
（1） 进一步降低堆芯熔化和放射性向环境释放的风险，使发生严重事故的概率减小到极至，以消除社会公众的顾虑;
（2） 进一步减少核废料（特别是强放射性和长寿命核废料）的产量，寻求更佳的核废料处理方案，减少对人员和环境的剂量影响；
（3） 降低核电站每单位千瓦的造价和缩短建设周期，提高机组热效率和可利用率，提高寿期, 以进一步改善其经济性。
美国URD 文件、欧洲EUR 文件和国际原子能机构NUSS 建议法规修订第二版就主要依据上述目标而提出的。国际上通常把满足URD 文件或EUR 文件的核电机组称为第三代核电机组; 对第三代核电机组, 要求能在2010年前进行商用建造。
与此同时，为了从更长远的核能的可持续性发展着想，以美国为首一些工业发达国家已经联合起来组成“第四代国际核能论坛”（Generation 4
International Nuclear Energy
Forum, 简称GIF ）, 进行第四代核能利用系统的研究和开发。第四代是指安全性和经济性都更加优越，废物量极少，无需厂外应急，并具有防核扩散能力的核能利用系统，它的商用化估计要到2030年左右方能实现。
二、第三代核电机组的发展目标
第三代核电机组的设计原则，是在采用第二代核电机组已积累的技术储备和运行经验的基础上，针对其不足之处，进一步采用经过开发验证是可行的新技术，以显著改善其安全性和经济性，满足URD 文件或EUR 文件和IAEA 法规第二版的要求；同时，应能在2010年前进行商用核电站的建造。统观各国已提出的设计方案，有下列特点：
1、在安全性上，应具有预防和缓解严重事故的设施, 以满足下列指标要求：
a. 堆芯熔化事故概率≤1.0 X 10-5堆·年；
b, 大量放射性释放到环境的事故概率≤1.0 X 10-6堆·年； 核燃料热工安全余量≥15%。
2、在经济性上，要求能与联合循环的天然气电厂相竞争; 机组可利用率≥87%；
设计寿命为60年
建设周期不大于54个月。
3、采用非能动安全系统
即利用物质的重力，流体的对流，扩散等天然原理，设计不需要专设动力源驱动的安全系统，以适应在应急情况下冷却和带走堆芯余热的需要。这样，既使系统简化，设备减少，又提高了安全度和经济性。这是革新型的重大改进，是代表核安全发展方向的。
4、单机容量进一步大型化
研究和工程建造经验表明，轻水堆核电站的单位千瓦比投资是随单机容量（千瓦数）的加大而减少的（在单机容量为150万-170万千瓦前均如此）。因此，欧洲法马通ANP 设计的EPR 机组的电功率为160万-170
万千瓦，日本三菱提出的NP-21型压水堆核电机组的电功率为170万千瓦，俄罗斯也正在设计单机电功率为150万千瓦的WWER 型第三代核电机组，美国西屋公司和燃烧公司也在原单机容量为65万千瓦的AP-600型的基础上改进，设计出单机电功率为110－120万千瓦的AP-1000型机组。
5、采用整体数字化控制系统
国外近年来新建成投产的核电机组，如法国的N4、英国的Sizewell 、捷克的Temelin 、日本的ABWR 均采用了数字化仪控系统。经验证明，采用数字化仪表控制系统可显著提高可靠性，改善人因工程，避免误操作。世界各国核电设计和机组供应商提出的第三代核电机组无一例外地均采用整体数字化仪表控制系统。我国10MW 高温气冷试验堆和田湾核电站均已采用整体数字化控制系统。
6、施工建设模块化以缩短工期
核电建设工期的长短对其经济性有显著影响。因此，新的核电机组从设计开始就考虑如何缩短工期。有效办法之一就是改变传统的把单项设备逐一运往工地安装方式，向模块化方向发展：以设计标准化和设备制造模块化的方式尽可能在制造厂内（条件较工地好）组装好，减少现场施工量以缩短工期。美国和日本联合建设的ABWR 机组已成功地采用了这种技术。美国AP-1000也将采用模块化设计、建造技术，据称其工期可缩短为48个月。德国、美国、南非正在研究设计的高温气冷堆，也是往模块化方向发展。
在美国，为了实现第三代核电机组能在2010年前建造，在能源部的倡仪下，组建了一个审评各种新型号的核电机组能否在2010年前实施建造的工作小组，称为“近期项目实施组”（Near-Term-Deploement Group ，-NTDG 组），广泛收集了电站用户和反应堆设计制造厂家等对已经出笼的反应堆新型号的意见，包括对其设计完成的深度，获得核安全当局批准的能力，与现有基础设施的匹配性、安全性和经济性指标的可信程度等方面的意见。根据意见反馈结果，NTDG 组提出了对8个型号的堆型在2010年前能否实施建造的结论性看法，分为：能（can ），大概能（probably can），有可能（possibly can）和不能（can not ）四个等级，见表1。
从上表的意见来看，定为“能”的，只有一种型号（ABWR ）一种型号，因为事实上它已经有两套在日本建成发电；定为“大概能的”，有三种型号（AP-6000,AP-1000,PBMR ）；定为“有可能”的，也有三种型号（SWR-1000,ESBWR,GT-MHR ）; 定为“不能”的，有一种型号（IRIS ）。 现在, 美国工业界和电站业主(用户) 在能源部的支持下, 正在选定第三代的商用系列发展堆型。
这里认为在2010年前尚不能实施建造的的IRIS 堆型，即“国际创新保安反应堆”（International Reactor Innovative
and
secure ）, 是由美国、英国、日本、意大利等的工业界，研究院所和高等院校共同推出的一种模块式一体化压水反应堆，其特点是将反应堆堆芯和蒸汽发生器、主泵等一并放置于一个压力容器内，这些设备之间没有管道联接，从而消灭了传统压水堆由于主管道破裂而发生“失水事故”的可能，再加上它设有高度非能动热输出能力的安全系统，又有能耐严重事故下压力值的压力容器和球形安全壳，因而使大量放射性释放环境
几乎不可能，可能不需厂外应急。堆芯核燃料一次装料可连续运行4年乃至8年而不需换料，这就有利于防止核扩散，且高放射性废物量也大大减少。这些实际上已在相当程度上符合第四代核电机组的要求，故有的专家认为，IRIS 堆可以说是属于第四代的，或是介于第三代与第四代之间的。
由于一体化，整个核蒸汽供应系统均在一个压力容器内，故可以在设备制造厂内把它作为一个模块制造完成后运往工地安装，以缩短工期。但由于压力容器不能过大，每个模块的功率也受限不能大，一般电功率只300MW 左右, 故其经济性如何, 还是问题。
这种创新型的反应堆必有一系列的技术难关需要解决，故有必要建原型堆考验后，才能商用建造。
三、第三代压水堆AP-1000和EPR 核安全系统的基本特征
在国际上，目前已比较成熟的第三代核电压水堆有AP-1000、ERP 和System80+三个型号，System80+虽已经美国NRC 批准，但美国已放弃不用（未列入上述八种型号）。现仅就AP-1000和ERP 对预防和缓解严重事故的措施作一简要介绍。
1、AP-1000采用非能动的预防和缓解严重事故的措施, 主要有：
1.1设置熔融堆芯滞留设施（IVR ）, 在发生堆芯融化事故时，堆腔淹没系统将水注入堆内的同时，也注入压力容器外壁与堆坑绝热层之间的空间，以冷却从堆芯落到压力容器下封头上的堆芯熔融物，保证下封
头不被熔穿，使堆芯熔融物保持在反应堆压力容器内，避免堆芯熔融物与安全壳混凝土底板发生放热反应（图1），这样来防止安全壳底板直接受热破损和蒸汽爆炸的发生。
1.2在一回路设置非能动安全注射系统和多级的非能动自动泄压系统（ADS ），当事故安全注射时即泄压，以防止高压熔堆。AP-1000多级自动泄压系统的特征是除了稳压器上已有的三组安全泄压阀外, 还设有大容量的自动爆破开启的阀门, 以保证非能动泄压。(图2)
1.3设置非能动的安全壳冷却系统（PCCS ），事故时依靠钢安全壳外壁气流通道的空气对流和冷却水蒸发，带走安全壳内的热量，防止安全壳内超温超压。冷却水的水箱设在安全壳头顶上，水依靠重力下流。（图3）
1.4设置非能动的堆芯余热排出系统（PDHRS ），利用一回路再循环水的自然对流和换料水箱内水的热容量来排出堆芯余热。（图4）
1.5在安全壳内设置氢点火器和氢复合器来防止氢气燃爆。
美国西屋公司自八十年代以来，在能源部和NRC 的支持下，耗资六
亿多美元对非能动安全系统的功能、机理和可靠性等进行了大量的研究、开发、试验、验证和分析论证工作，其形成的设计文件已通过美国NRC 的审查批准，2004年9月获得了最终设计批准书（FDA ）。
2、EPR 的预防和缓解严重事故措施主要有：
2.1为了降低发生严重事故的概率，在采用传统的第二代安全设计的基础上，增加和强化专设安全系统，例如，安全注射、堆芯余热排出等系统由二系列增加为四系列，
相应的应急安全电源等支持系统也由二
系列增加为四系列，并增强实体隔离和多样性等措施。
2.2设置堆芯熔融物稳定设施来避免熔融物烧穿安全壳底板。见图5-A ，图5-B 。具体说，当堆芯熔融物烧穿压力容器下封头而落到堆坑底部时，熔融物将融化塞（Melt
plug ）融化打开，往散布室（Spreading compartment）散布，由换料水箱来的水和位于散布室及相关通道中的牺牲混凝土（Sacrificial concret, 具有吸热反应特性）吸收其热量，再由安全壳将热量排走，以使堆芯熔融物保持（retention ）稳定，不再蔓延，这个过程是自动的（非能动的）。但是它只能保持约12个小时的冷却使安全壳压力不超限值；为了继续长时间冷却安全壳底板和堆芯熔融物，使安全壳不超压，则需要启动由泵驱动的能动的安全壳冷却系统（CHRS ），见图6。
2.3为了防止在严重事故时发生高压熔堆和安全壳被直接加热，要使一回路降压。具体做法是除了在稳压器顶部装有第二代核电站已有的三只安全阀外，再并联增设两台电动的大排量泄压阀；当压力容器内温度超过650℃时，将这两台电动阀开启，直接向安全壳内排放流体，降低一回路压力，并降低氢的生成量。大排量泄压阀是要用电力驱动的能动设备。
2.4在安全壳内放置了被动催化式复合器以控制氢的浓度，通过测量安全壳内的压力来监测氢复合器的功能和氢的爆燃。
由法国和德国专家联合组成的核反应堆咨询委员会对EPR 预防核缓解严重事故的措施审评后认为：对于EPR 设计中针对“严重事故的预防和缓解”的概念和所采取的措施，原则上可以接受，满足“技术导则”（咨询委员会审议通过的审评依据文件）中有关实现“堆芯熔融物保持概念（A
Melt retention concept）”的大部分技术要求。一些详细内容尚需随着详细设计的进展给予进一步的说明。
四、第四代核能系统的研究开发
近年来，世界各国提出了许多新概念的反应堆设计和燃料循环方案。2000年1月，在美国能源部的倡议下，十个有意发展核能利用的国家派专家联合组成了“第四代国际核能论坛”（GIF ），于2001年7月签署了合约（Charter ），约定共同合作研究开发第四代核能系统（Gen Ⅳ）。这十个国家是：美国、英国、瑞士、南非、日本、法国、加拿大、巴西、韩国和阿根廷。第四代核能系统开发的目标是要在2030年左右创新地开发出新一代核能系统，使其在安全性、经济性、可持续发展性、防核扩散、防恐怖袭击等方面都有显著的先进性和竞争能力；它不仅要考虑用于发电或制氢等的核反应堆装置，还应把核燃料循环也包括在内，组成完整的核能利用系统。
GIF 主要是由各国政府部门支持的科研院所、高等院校和工业界的
专家所组成，自2000年至2002年三年中，先后有100多名专家开过八次研讨会，提出了第四代核能系统的具体技术目标，主要是：
1、核电机组比投资不大于1000美元/KW，发电成本不大于3美分/KWh，建设周期不超过三年；
2、非常低的堆芯熔化概率和燃料破损率，人为错误不会导致严重事故，不需要厂外应急措施；
3、尽可能减少核从业人员的职业剂量，尽可能减少核废物产生量，对核废物要有一个完整的处理和处置方案，其安全性要能为公众所接受；
4、核电站本身要有很强的防核扩散能力，核电和核燃料技术难于被恐怖主义组织所利用，这些措施要能用科学方法进行评估；
5、要有全寿期和全环节的管理系统；
6、要有国际合作的开发机制。
GIF 在2002年5月在巴黎举行的研讨会上，选定了六种反应堆型的概念设计，作为第四代核能系统的优先研究开发对象。这六种堆型中，有三种是热中子堆，有三种是快中子堆。
属于热中子堆的是：
超临界水冷堆（SCWR ， Supercritical water-cooled Reactor）
很高温气冷堆（VHTR ， Very-high-temperature gas-cooled reactor ）
熔盐堆（MSR ，Molten salt reactor）
属于快中子堆的是：
带有先进燃料循环的钠冷快堆（SFR, Sodium-cooled fast reactor ） 铅冷快堆（LFR, Lead-cooled fast reactor）
气冷快堆（GFR, Gas-cooled fast reactor）
无论对这六种堆型中的任何一种来说，要从现在的概念设计进展到商用示范，都有大量的研究开发工作要做，需要相当长的时间。
参加GIF 的十个国家的专家对上述六种核能利用系统的研究开发工作大纲和分工合作进行了研究协调，提出了初步的工作“路线图”（Roadmap ），认为从现在的概念设想转变成商业实施（产业化），需要经过四个步骤的工作：
第一步：可存在性（生命力，Viability ）研究。研究明确要使该方案切实可行的关键所在，并证明其原则可行。
第二步：性能研究。工程规模的研究开发和优化，使其性能达到期望的水平。
第三步：系统示范。建造中等或较大规模的示范系统以验证设计。
第四步：商用实施。
目前，GIF 的十个国家的参加单位只对第一步和第二步做了初步安排和分工，尚未安排第三步和第四步。目前尚不能确定究竟那一种堆型系统能成功，但按照GIF 对第四代的展望计划，将在2020年前后选定一种或几种堆型，2025年前后建成创新的原型机组系统示范，如果在原型机组上能成功地显示这种创新技术在安全性和经济性上的优越性，确实能与其他能源的发电机组竞争，那么大约从2030年起就可广泛地采用第四代核电机组系统，而在那时，现在正在运行的第二代核电机组均将达到60年寿期（批准延寿后）的退役年限。可以用第四代机组去取代。
五、我国核电技术的发展
自1974年3月周恩来总理批准建造功率为30万千瓦的压水堆设计方案以来，我国核电研究开发和设计建造工作已经走过了三十年历程。目前我国大陆已经有9套核电机组运行，装机容量达到6990MW ，到今年年底将有11套机组运行，总功率9110MW 。2004年，国务院已批准了8套核电机组的建设。其中四套是第二代改进的项目，四套是第三代核电自主化的依托项目。2005年，又决定再开展四套第二代改进机组的建设前期工作。核电在我国已由起步进入了发展阶段。
周总理在批准第一座30万千瓦核电站核电方案时指出，建设这座核电站的目的不仅在于发电，更重要的是通过自主研究、设计、建造、
运行，掌握技术，积累经验，培训人员，为今后核电在我国的发展打下良好基础。今天，这个目标已基本达到。我国核电队伍经过秦山、大亚湾（包括岭澳）和田湾三个基地建设和总包出口核电机组到国外的锻炼，已经有能力自主设计30万千瓦和60万千瓦的核电机组，基本有能力自主设计100万千瓦的核电机组。但是我们的技术水平还属于国际上第二代压水堆的核电技术水平。我国中央领导在广泛听取了各有关部门和专家的意见后，做出了我国应积极推进核电发展的决定, 并指出：今后我国核电发展应尽快实行大型机组的自主化、国产化，要执行“采用先进技术，统一技术路线”的方针。因此，我们应当在适当继续建造一些第二代改进型机组的同时，以提高核电的安全性和经济性为根本目标，尽快实现我国核电技术的升级换代，即从第二代上升到第三代水平；通过自主开发与引进技术相结合，尽快达到自主设计和建造第三代百万千瓦大型压水堆核电机组的目标，形成先进的、标准化的、能批量建造的产业规模，优质高速发展核电。与此同时，我们还应该看到，国际上已比较成熟的第三代核电机组都还有不足之处和发展空间。例如，AP-1000的非能动安全系统是先进的, 但它单机容量只能到1200MW ，是有发展空间的；EPR 的单机功率虽然已达1600MW ，但它的能动安全系统相当复杂，不是发展方向。我国已选定AP-1000为第三代核电自主化依托项目的机型, 我们在与国外厂家合作, 消化吸收引进技术, 建设第三代核电机组的同时，还应针对其不足之处和发展空间, 立专项同时进行改进和创新，开发出具有我国知识产权的中国品牌的更加先进的大型核电机组。为此，我国中长期科技发展规划已将“大型先进压水堆和高温气冷堆核电站”
列为重大专项。这是国家要全力保证的重大工程，成功后将要产业化批量建造的。
另外，我认为，“大型先进压水堆”重大专项再往前发展，应是第四代的超临界水冷堆，它的发电热效率能达44%，单机电功率能达1700MW 。在这方面我们也应适当做些前瞻性预研。
总之，我国核电正面临着前所未有的良好发展机遇，我们必须珍惜这个机遇，努力做好工作，为我国核科技和核工业的发展以及国际的核能利用做出应有的贡献。
作者简介：欧阳予，中国科学院院士、中国核工业集团科技委及中国广东核电集团科技委高级顾问、国务院核电自主化工作领导小组专家组组长
世界核电技术发展趋势及第三代核电技术的定位
[日期：2007-4-29] 来源： 作者：欧阳予 阅读：5028 评论：2
[摘要]
本文简要叙述世界核电技术发展的历程和展望, 着重讲:(1)国际上对第三代核电机组安全性和经济性的要求和为满足这些要求所采取的措施;(2)第三代压水堆AP-1000和EPR 为预防和缓解严重事故的安全设计特点;(3)第四代核能系统的开发规划和工作路线图;(4)我国核电技术的发展。
The Development Tendency of Nuclear Power Technologies in the World and
Position of the Third Generation Nuclear Power Technologies OU Yangyu
Abstract: This article briefly describes the development history in the
world and prospects of nuclear power technologies, stresses:(1) The safety and
economy requirements for the 3rd generation nuclear power units and measures
taken to satisfy these requirements.(2)The safety design features of PWR AP-1000
and EPR for preventing and mitigating severe accidents (3)The research and
development program on the 4th generation nuclear energy systems and its working
roadmap.(4) Nuclear power technology development in China.
一、引 言
核电站的开发与建设开始于上世纪50年代。1954年，前苏联建成电功率为五千千瓦的实验性核电站；1957年，美国建成电功率为九万千瓦的希平港原型核电站; 这些成就证明了利用核能发电的技术可行性。国际上把上述实验性和原型核电机组称为第一代核电机组。
上世纪60年代后期，在试验性和原型核电机组基础上，陆续建成电功率在30万千瓦以上的压水堆、沸水堆、重水堆等核电机组，它们在进一步证明核能发电技术可行性的同时，使核电的经济性也得以证明:可与火电、水电相竞争。上世纪70年代，因石油涨价引发的能源危机促进了核电的发展，目前世界上商业运行的四百多座核电机组绝大部分是在这段时期建成的，称为第二代核电机组。
1979年以前，人们普遍认为核电是安全清洁的能源。1979年和1986年分别发生在三里岛和切尔诺贝利核电站的严重事故的负面影响，使核电发展进入低潮，社会公众增大了对核电安全性的顾虑，电业投资者也放慢了投资步伐。但中国、法国、日本和韩国等国家发展核电的方针仍然没有改变，认为核电站的安全性是能够改进、提高的。上世纪80年
代，虽然美国撤销了不少拟建的核电项目，但没有放弃发展核电事业的可行性研究。美国能源部和电力研究院的研究结果认为：以已有的核电经验和技术水平为基础，美国能够设计出新一代核电机组，其安全性能为社会公众和电力投资者所认可，其经济性具备参与市场竞争的能力。进而美国电力研究院于90年代出台了“先进轻水堆用户要求”文件，即URD 文件（Utility
Reguirements
Document ），用一系列定量指标来规范核电站的安全性和经济性。欧洲出台的“欧洲用户对轻水堆核电站的要求”，即EUR （European Utility Requirements ）文件，也表达了与URD 文件相同或相似的看法。国际原子能机构也对其推荐的核安全法规（NUSS 系列）进行了修订补充，进一步明确了防范与缓解严重事故、提高安全可靠性和改善人因工程等方面的要求。
切尔诺贝利事故已经过去20年，期间世界400多座核电机组又积累了8000多堆年的运行经验，且无重大事故发生。这说明核电站改进措施已见成效，核电安全性和经济性都有所提高。但公众和用户对发展核电事业仍有些许疑虑，因而必须着力解决以下问题：
（1） 进一步降低堆芯熔化和放射性向环境释放的风险，使发生严重事故的概率减小到极至，以消除社会公众的顾虑;
（2） 进一步减少核废料（特别是强放射性和长寿命核废料）的产量，寻求更佳的核废料处理方案，减少对人员和环境的剂量影响；
（3） 降低核电站每单位千瓦的造价和缩短建设周期，提高机组热效率和可利用率，提高寿期, 以进一步改善其经济性。
美国URD 文件、欧洲EUR 文件和国际原子能机构NUSS 建议法规修订第二版就主要依据上述目标而提出的。国际上通常把满足URD 文件或EUR 文件的核电机组称为第三代核电机组; 对第三代核电机组, 要求能在2010年前进行商用建造。
与此同时，为了从更长远的核能的可持续性发展着想，以美国为首一些工业发达国家已经联合起来组成“第四代国际核能论坛”（Generation 4
International Nuclear Energy
Forum, 简称GIF ）, 进行第四代核能利用系统的研究和开发。第四代是指安全性和经济性都更加优越，废物量极少，无需厂外应急，并具有防核扩散能力的核能利用系统，它的商用化估计要到2030年左右方能实现。
二、第三代核电机组的发展目标
第三代核电机组的设计原则，是在采用第二代核电机组已积累的技术储备和运行经验的基础上，针对其不足之处，进一步采用经过开发验证是可行的新技术，以显著改善其安全性和经济性，满足URD 文件或EUR 文件和IAEA 法规第二版的要求；同时，应能在2010年前进行商用核电站的建造。统观各国已提出的设计方案，有下列特点：
1、在安全性上，应具有预防和缓解严重事故的设施, 以满足下列指标要求：
a. 堆芯熔化事故概率≤1.0 X 10-5堆·年；
b, 大量放射性释放到环境的事故概率≤1.0 X 10-6堆·年； 核燃料热工安全余量≥15%。
2、在经济性上，要求能与联合循环的天然气电厂相竞争; 机组可利用率≥87%；
设计寿命为60年
建设周期不大于54个月。
3、采用非能动安全系统
即利用物质的重力，流体的对流，扩散等天然原理，设计不需要专设动力源驱动的安全系统，以适应在应急情况下冷却和带走堆芯余热的需要。这样，既使系统简化，设备减少，又提高了安全度和经济性。这是革新型的重大改进，是代表核安全发展方向的。
4、单机容量进一步大型化
研究和工程建造经验表明，轻水堆核电站的单位千瓦比投资是随单机容量（千瓦数）的加大而减少的（在单机容量为150万-170万千瓦前均如此）。因此，欧洲法马通ANP 设计的EPR 机组的电功率为160万-170
万千瓦，日本三菱提出的NP-21型压水堆核电机组的电功率为170万千瓦，俄罗斯也正在设计单机电功率为150万千瓦的WWER 型第三代核电机组，美国西屋公司和燃烧公司也在原单机容量为65万千瓦的AP-600型的基础上改进，设计出单机电功率为110－120万千瓦的AP-1000型机组。
5、采用整体数字化控制系统
国外近年来新建成投产的核电机组，如法国的N4、英国的Sizewell 、捷克的Temelin 、日本的ABWR 均采用了数字化仪控系统。经验证明，采用数字化仪表控制系统可显著提高可靠性，改善人因工程，避免误操作。世界各国核电设计和机组供应商提出的第三代核电机组无一例外地均采用整体数字化仪表控制系统。我国10MW 高温气冷试验堆和田湾核电站均已采用整体数字化控制系统。
6、施工建设模块化以缩短工期
核电建设工期的长短对其经济性有显著影响。因此，新的核电机组从设计开始就考虑如何缩短工期。有效办法之一就是改变传统的把单项设备逐一运往工地安装方式，向模块化方向发展：以设计标准化和设备制造模块化的方式尽可能在制造厂内（条件较工地好）组装好，减少现场施工量以缩短工期。美国和日本联合建设的ABWR 机组已成功地采用了这种技术。美国AP-1000也将采用模块化设计、建造技术，据称其工期可缩短为48个月。德国、美国、南非正在研究设计的高温气冷堆，也是往模块化方向发展。
在美国，为了实现第三代核电机组能在2010年前建造，在能源部的倡仪下，组建了一个审评各种新型号的核电机组能否在2010年前实施建造的工作小组，称为“近期项目实施组”（Near-Term-Deploement Group ，-NTDG 组），广泛收集了电站用户和反应堆设计制造厂家等对已经出笼的反应堆新型号的意见，包括对其设计完成的深度，获得核安全当局批准的能力，与现有基础设施的匹配性、安全性和经济性指标的可信程度等方面的意见。根据意见反馈结果，NTDG 组提出了对8个型号的堆型在2010年前能否实施建造的结论性看法，分为：能（can ），大概能（probably can），有可能（possibly can）和不能（can not ）四个等级，见表1。
从上表的意见来看，定为“能”的，只有一种型号（ABWR ）一种型号，因为事实上它已经有两套在日本建成发电；定为“大概能的”，有三种型号（AP-6000,AP-1000,PBMR ）；定为“有可能”的，也有三种型号（SWR-1000,ESBWR,GT-MHR ）; 定为“不能”的，有一种型号（IRIS ）。 现在, 美国工业界和电站业主(用户) 在能源部的支持下, 正在选定第三代的商用系列发展堆型。
这里认为在2010年前尚不能实施建造的的IRIS 堆型，即“国际创新保安反应堆”（International Reactor Innovative
and
secure ）, 是由美国、英国、日本、意大利等的工业界，研究院所和高等院校共同推出的一种模块式一体化压水反应堆，其特点是将反应堆堆芯和蒸汽发生器、主泵等一并放置于一个压力容器内，这些设备之间没有管道联接，从而消灭了传统压水堆由于主管道破裂而发生“失水事故”的可能，再加上它设有高度非能动热输出能力的安全系统，又有能耐严重事故下压力值的压力容器和球形安全壳，因而使大量放射性释放环境
几乎不可能，可能不需厂外应急。堆芯核燃料一次装料可连续运行4年乃至8年而不需换料，这就有利于防止核扩散，且高放射性废物量也大大减少。这些实际上已在相当程度上符合第四代核电机组的要求，故有的专家认为，IRIS 堆可以说是属于第四代的，或是介于第三代与第四代之间的。
由于一体化，整个核蒸汽供应系统均在一个压力容器内，故可以在设备制造厂内把它作为一个模块制造完成后运往工地安装，以缩短工期。但由于压力容器不能过大，每个模块的功率也受限不能大，一般电功率只300MW 左右, 故其经济性如何, 还是问题。
这种创新型的反应堆必有一系列的技术难关需要解决，故有必要建原型堆考验后，才能商用建造。
三、第三代压水堆AP-1000和EPR 核安全系统的基本特征
在国际上，目前已比较成熟的第三代核电压水堆有AP-1000、ERP 和System80+三个型号，System80+虽已经美国NRC 批准，但美国已放弃不用（未列入上述八种型号）。现仅就AP-1000和ERP 对预防和缓解严重事故的措施作一简要介绍。
1、AP-1000采用非能动的预防和缓解严重事故的措施, 主要有：
1.1设置熔融堆芯滞留设施（IVR ）, 在发生堆芯融化事故时，堆腔淹没系统将水注入堆内的同时，也注入压力容器外壁与堆坑绝热层之间的空间，以冷却从堆芯落到压力容器下封头上的堆芯熔融物，保证下封
头不被熔穿，使堆芯熔融物保持在反应堆压力容器内，避免堆芯熔融物与安全壳混凝土底板发生放热反应（图1），这样来防止安全壳底板直接受热破损和蒸汽爆炸的发生。
1.2在一回路设置非能动安全注射系统和多级的非能动自动泄压系统（ADS ），当事故安全注射时即泄压，以防止高压熔堆。AP-1000多级自动泄压系统的特征是除了稳压器上已有的三组安全泄压阀外, 还设有大容量的自动爆破开启的阀门, 以保证非能动泄压。(图2)
1.3设置非能动的安全壳冷却系统（PCCS ），事故时依靠钢安全壳外壁气流通道的空气对流和冷却水蒸发，带走安全壳内的热量，防止安全壳内超温超压。冷却水的水箱设在安全壳头顶上，水依靠重力下流。（图3）
1.4设置非能动的堆芯余热排出系统（PDHRS ），利用一回路再循环水的自然对流和换料水箱内水的热容量来排出堆芯余热。（图4）
1.5在安全壳内设置氢点火器和氢复合器来防止氢气燃爆。
美国西屋公司自八十年代以来，在能源部和NRC 的支持下，耗资六
亿多美元对非能动安全系统的功能、机理和可靠性等进行了大量的研究、开发、试验、验证和分析论证工作，其形成的设计文件已通过美国NRC 的审查批准，2004年9月获得了最终设计批准书（FDA ）。
2、EPR 的预防和缓解严重事故措施主要有：
2.1为了降低发生严重事故的概率，在采用传统的第二代安全设计的基础上，增加和强化专设安全系统，例如，安全注射、堆芯余热排出等系统由二系列增加为四系列，
相应的应急安全电源等支持系统也由二
系列增加为四系列，并增强实体隔离和多样性等措施。
2.2设置堆芯熔融物稳定设施来避免熔融物烧穿安全壳底板。见图5-A ，图5-B 。具体说，当堆芯熔融物烧穿压力容器下封头而落到堆坑底部时，熔融物将融化塞（Melt
plug ）融化打开，往散布室（Spreading compartment）散布，由换料水箱来的水和位于散布室及相关通道中的牺牲混凝土（Sacrificial concret, 具有吸热反应特性）吸收其热量，再由安全壳将热量排走，以使堆芯熔融物保持（retention ）稳定，不再蔓延，这个过程是自动的（非能动的）。但是它只能保持约12个小时的冷却使安全壳压力不超限值；为了继续长时间冷却安全壳底板和堆芯熔融物，使安全壳不超压，则需要启动由泵驱动的能动的安全壳冷却系统（CHRS ），见图6。
2.3为了防止在严重事故时发生高压熔堆和安全壳被直接加热，要使一回路降压。具体做法是除了在稳压器顶部装有第二代核电站已有的三只安全阀外，再并联增设两台电动的大排量泄压阀；当压力容器内温度超过650℃时，将这两台电动阀开启，直接向安全壳内排放流体，降低一回路压力，并降低氢的生成量。大排量泄压阀是要用电力驱动的能动设备。
2.4在安全壳内放置了被动催化式复合器以控制氢的浓度，通过测量安全壳内的压力来监测氢复合器的功能和氢的爆燃。
由法国和德国专家联合组成的核反应堆咨询委员会对EPR 预防核缓解严重事故的措施审评后认为：对于EPR 设计中针对“严重事故的预防和缓解”的概念和所采取的措施，原则上可以接受，满足“技术导则”（咨询委员会审议通过的审评依据文件）中有关实现“堆芯熔融物保持概念（A
Melt retention concept）”的大部分技术要求。一些详细内容尚需随着详细设计的进展给予进一步的说明。
四、第四代核能系统的研究开发
近年来，世界各国提出了许多新概念的反应堆设计和燃料循环方案。2000年1月，在美国能源部的倡议下，十个有意发展核能利用的国家派专家联合组成了“第四代国际核能论坛”（GIF ），于2001年7月签署了合约（Charter ），约定共同合作研究开发第四代核能系统（Gen Ⅳ）。这十个国家是：美国、英国、瑞士、南非、日本、法国、加拿大、巴西、韩国和阿根廷。第四代核能系统开发的目标是要在2030年左右创新地开发出新一代核能系统，使其在安全性、经济性、可持续发展性、防核扩散、防恐怖袭击等方面都有显著的先进性和竞争能力；它不仅要考虑用于发电或制氢等的核反应堆装置，还应把核燃料循环也包括在内，组成完整的核能利用系统。
GIF 主要是由各国政府部门支持的科研院所、高等院校和工业界的
专家所组成，自2000年至2002年三年中，先后有100多名专家开过八次研讨会，提出了第四代核能系统的具体技术目标，主要是：
1、核电机组比投资不大于1000美元/KW，发电成本不大于3美分/KWh，建设周期不超过三年；
2、非常低的堆芯熔化概率和燃料破损率，人为错误不会导致严重事故，不需要厂外应急措施；
3、尽可能减少核从业人员的职业剂量，尽可能减少核废物产生量，对核废物要有一个完整的处理和处置方案，其安全性要能为公众所接受；
4、核电站本身要有很强的防核扩散能力，核电和核燃料技术难于被恐怖主义组织所利用，这些措施要能用科学方法进行评估；
5、要有全寿期和全环节的管理系统；
6、要有国际合作的开发机制。
GIF 在2002年5月在巴黎举行的研讨会上，选定了六种反应堆型的概念设计，作为第四代核能系统的优先研究开发对象。这六种堆型中，有三种是热中子堆，有三种是快中子堆。
属于热中子堆的是：
超临界水冷堆（SCWR ， Supercritical water-cooled Reactor）
很高温气冷堆（VHTR ， Very-high-temperature gas-cooled reactor ）
熔盐堆（MSR ，Molten salt reactor）
属于快中子堆的是：
带有先进燃料循环的钠冷快堆（SFR, Sodium-cooled fast reactor ） 铅冷快堆（LFR, Lead-cooled fast reactor）
气冷快堆（GFR, Gas-cooled fast reactor）
无论对这六种堆型中的任何一种来说，要从现在的概念设计进展到商用示范，都有大量的研究开发工作要做，需要相当长的时间。
参加GIF 的十个国家的专家对上述六种核能利用系统的研究开发工作大纲和分工合作进行了研究协调，提出了初步的工作“路线图”（Roadmap ），认为从现在的概念设想转变成商业实施（产业化），需要经过四个步骤的工作：
第一步：可存在性（生命力，Viability ）研究。研究明确要使该方案切实可行的关键所在，并证明其原则可行。
第二步：性能研究。工程规模的研究开发和优化，使其性能达到期望的水平。
第三步：系统示范。建造中等或较大规模的示范系统以验证设计。
第四步：商用实施。
目前，GIF 的十个国家的参加单位只对第一步和第二步做了初步安排和分工，尚未安排第三步和第四步。目前尚不能确定究竟那一种堆型系统能成功，但按照GIF 对第四代的展望计划，将在2020年前后选定一种或几种堆型，2025年前后建成创新的原型机组系统示范，如果在原型机组上能成功地显示这种创新技术在安全性和经济性上的优越性，确实能与其他能源的发电机组竞争，那么大约从2030年起就可广泛地采用第四代核电机组系统，而在那时，现在正在运行的第二代核电机组均将达到60年寿期（批准延寿后）的退役年限。可以用第四代机组去取代。
五、我国核电技术的发展
自1974年3月周恩来总理批准建造功率为30万千瓦的压水堆设计方案以来，我国核电研究开发和设计建造工作已经走过了三十年历程。目前我国大陆已经有9套核电机组运行，装机容量达到6990MW ，到今年年底将有11套机组运行，总功率9110MW 。2004年，国务院已批准了8套核电机组的建设。其中四套是第二代改进的项目，四套是第三代核电自主化的依托项目。2005年，又决定再开展四套第二代改进机组的建设前期工作。核电在我国已由起步进入了发展阶段。
周总理在批准第一座30万千瓦核电站核电方案时指出，建设这座核电站的目的不仅在于发电，更重要的是通过自主研究、设计、建造、
运行，掌握技术，积累经验，培训人员，为今后核电在我国的发展打下良好基础。今天，这个目标已基本达到。我国核电队伍经过秦山、大亚湾（包括岭澳）和田湾三个基地建设和总包出口核电机组到国外的锻炼，已经有能力自主设计30万千瓦和60万千瓦的核电机组，基本有能力自主设计100万千瓦的核电机组。但是我们的技术水平还属于国际上第二代压水堆的核电技术水平。我国中央领导在广泛听取了各有关部门和专家的意见后，做出了我国应积极推进核电发展的决定, 并指出：今后我国核电发展应尽快实行大型机组的自主化、国产化，要执行“采用先进技术，统一技术路线”的方针。因此，我们应当在适当继续建造一些第二代改进型机组的同时，以提高核电的安全性和经济性为根本目标，尽快实现我国核电技术的升级换代，即从第二代上升到第三代水平；通过自主开发与引进技术相结合，尽快达到自主设计和建造第三代百万千瓦大型压水堆核电机组的目标，形成先进的、标准化的、能批量建造的产业规模，优质高速发展核电。与此同时，我们还应该看到，国际上已比较成熟的第三代核电机组都还有不足之处和发展空间。例如，AP-1000的非能动安全系统是先进的, 但它单机容量只能到1200MW ，是有发展空间的；EPR 的单机功率虽然已达1600MW ，但它的能动安全系统相当复杂，不是发展方向。我国已选定AP-1000为第三代核电自主化依托项目的机型, 我们在与国外厂家合作, 消化吸收引进技术, 建设第三代核电机组的同时，还应针对其不足之处和发展空间, 立专项同时进行改进和创新，开发出具有我国知识产权的中国品牌的更加先进的大型核电机组。为此，我国中长期科技发展规划已将“大型先进压水堆和高温气冷堆核电站”
列为重大专项。这是国家要全力保证的重大工程，成功后将要产业化批量建造的。
另外，我认为，“大型先进压水堆”重大专项再往前发展，应是第四代的超临界水冷堆，它的发电热效率能达44%，单机电功率能达1700MW 。在这方面我们也应适当做些前瞻性预研。
总之，我国核电正面临着前所未有的良好发展机遇，我们必须珍惜这个机遇，努力做好工作，为我国核科技和核工业的发展以及国际的核能利用做出应有的贡献。
作者简介：欧阳予，中国科学院院士、中国核工业集团科技委及中国广东核电集团科技委高级顾问、国务院核电自主化工作领导小组专家组组长