我国第三代核电技术一览
我国率先掌握第三代核电若干关键技术
ｄ ａ ａ ｏ ｃｕｓｏ ｈ ｔ ｈ ｒ ｅ ｉｔ ｓ ｍｅ ａ ｔｒ ｔｏ ｓ ｎ ａ ｐ ｃｓ ｆ ｃ ｖ ｒ ｇ ｏ ｈ ｃ ｎ ｓ ａ ｄ ｉ ｍｅ ｅ ， ｒ ｗｓ ｃ ｎ ｌ ｉｎ ｔ ａ ｔ ｅ ｅ ｘ ｓ ｏ ｌｅ ａｉ ｎ ｉ ｓ ｅ ｔ ｏ ｏ ｅ ａ ｅ ｆ ｔ ｉ ｋ ｅ ｓ ｎ ｄ ａ ｔｒ
混凝 土 一次性 整体 浇注 的先进技 术 ， 国成 为首个 成功 掌握 此项技 术 的 国家 。 我
核 电站核 岛筏基是 核反 应堆 厂房 的基础 部分 ， 大 体积 混凝 土一 次性 整体 浇 注 ， 以实 现核 电站 其 可 核 岛基础 的一次 整体成 形 ， 有无 接 口 、 具 防渗好 等技 术优 点 ， 特别适 合 安全 性能 要求 较高 的核 电施 工 。 但 由于浇注后 的养 护是 难点 ， 一直是 施工 的一大 关键 。 该项 技术 的成功 实施 ， 以有效缩 短工 期 ， 可 为未 来 第 三代核 电 的批 量化 建设带 来 巨大 的经 济价值 。
（ ） 岛钢制安 全壳底 封头 成套 制造技 术 ２核
２０ ０ ９年 １ ２月 ２ １日， 门核 电站一 号 机组 核 岛 钢制 安 全壳 底 封 头成 功 实现 整 体 吊装 就位 ， 三 这一 底封 头 的钢材 制造 、 形钢板 压 制 、 弧 现场 拼装 焊接 、 焊接材 料 生产 、 体运输 吊装 等都是 由中 国企 业 自 整
我国率先掌握第三代核电五大关键技术
展 ， 常规 岛 结构 设 计对 新 技 术 的要 求 也不 断提 高 ，设计人 员应加 强有关技 术 的开发和应 用 。 （ １ ）半速 汽 机 发 电机 是 现 在 和 将 来 核 电站 的主 导 机 型 ， 对 于 欧 洲 百 万 级 半 速 机 组 ，弹
簧 隔 振 的弹 性 基 础 是 最 佳 的 结 构 型 式 。采 用 Ｓ ＡＲＤＹＮＥ Ｓ ２ ０ 国 际通 用 的成 熟 软件 Ｔ 和 ＡＰ ０ ０
Ｓ ２ ０ 成 熟 的专业 软 件 进行 优 化 设计 ，并配 ＡＰ ０ ０
合物 模试验 使技术 经济指 标更优 。 （ ２ ）抗 震 性 能 分 析 是 常 规 岛 结 构 设 计 的 重
点 ， 由于２ ０ 年 ８ 前 国 内没 有 规 范 明确 常规 ０８ 月
量 蕊
酗
我国率先掌握第三代核电五大关键技术
房 相 关设 备 震动 输 入 的重 要 依据 ，在 核 电站 动 力 分析 中是 一个 重 要 的部 分 。 目前三 代 核 电基 本 采用 半 地 下室 布 置 ，主 厂 房基 础采 用 筏基 ，
结 构计 算 模 型宜 计 入地 基 与 结构 的相 互 作用 ，
４ 结语
在 中 国核 电全面 进 入 “ 二代 半 ”同 时大力
关于第三代核电站
关于第三代核电站关于第三代核电站前⾔能源危机与环境危机⽇益紧迫，使⽤新的清洁、安全、⾼效能源成为⼈类不争的共识。
除了煤炭、⽯油、天然⽓、⽔⼒资源外，如风能、太阳能、潮汐能、地热能等等新能源逐渐引起⼈们的重视，但是由于技术问题、开发成本及场地等因素，这些能源很难在近期内实现⼤规模的⼯业化⽣产和利⽤；⽽同各种化⽯能源相⽐起来，核能对环境和⼈类健康的危害更⼩，更是⼀种安全、可靠、清洁的能源，且在经济上具有竞争⼒的最为现实的替代能源。
第三代核反应堆是在汲取了第⼆代反应堆运⾏经验和事故教训后，于20世纪90年代后期发展出的安全性更⾼的先进反应堆技术，通常把满⾜《美国⽤户要求⽂件(URD)》或《欧洲⽤户要求⽂件(EUR)》价标准的核电⼚称为第三代核电站。
⽬前，世界上在建和规划待建的核电站，⼤部分将采⽤第三代核电技术。
近年来，我国核电产业发展取得了举世瞩⽬的成绩，核电技术研发和⼯程应⽤⾛在世界前列。
以“华龙⼀号”正式投产和“国和⼀号”成功研发（及其⽰范⼯程的开⼯建设）为标志，我国成为继美国、法国、俄罗斯等核电强国后⼜⼀个拥有独⽴⾃主三代核电技术和全产业链的国家。
核电站⼯作原理核电站是利⽤核分裂（核裂变）或核融合（核聚变）反应所释放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。
核电站常见的堆型有四种：压⽔堆、沸⽔堆、重⽔堆和快堆。
压⽔堆核电站发电原理图沸⽔堆核电站发电原理图现在⽐较普遍使⽤的核电站是压⽔反应堆核电站，我国在运、在建的第三代核电站采⽤的都是压⽔堆核电站，它的⼯作原理是：⽤铀制成的核燃料在“反应堆”的设备内发⽣裂变⽽产⽣⼤量热能，再⽤处于⾼压⼒下的⽔把热能带出，在蒸汽发⽣器内（进⾏热能交换，将热能传递给⼆回路供给的主给⽔）产⽣蒸汽，蒸汽推动汽轮机带着发电机⼀起旋转，电就源源不断地产⽣出来，并通过电⽹送到四⾯⼋⽅。
核电站由三个回路组成。
压⽔堆压⽔堆核电站由三个回路组成。
⼀回路：反应堆堆芯因核燃料裂变产⽣巨⼤的热能，由主泵泵⼊堆芯的⽔被加热成327度、155个⼤⽓压的⾼温⾼压⽔，⾼温⾼压⽔流经蒸汽发⽣器内的传热Ｕ型管，通过管壁将热能传递给Ｕ型管外的⼆回路主给⽔，释放热量后⼜被主泵送回堆芯重新加热再进⼊蒸汽发⽣器。
第三代核电技术及发展
我国第三代核电发展历史在CPR1000体系的形成和运用过程中，共经历了中国核电工业制度变迁的三个阶段，如表1。
1977年到1986年，是中国对核电行业深入探索的阶段。
中国政府并没有因为先前苏南核电的失败放弃发展核电的信心，促成了中国与法国的第一次技术和商业合作，我国引入了法国的核电技术路线M310，并与法国核电公司充分合作，建成了在中国核电历史上占据重要地位的大亚湾核电站。
1979年，中广核集团引进了法国核电技术路线M310型压水堆。
1987年开工的大亚湾核电站是中国与法国核电的首次接轨，由此也加深了中法两国的核电项目合作，使中国核电工作者有机会从近距离了解核电的管屈伟平第三代核电技术及发展理、建设及运做等流程。
进入中国核电工业整体低迷的阶段以后，中国广东核电集团仍然果断大胆地继续研究M310技术，从而使岭澳项目一举成为整个中国核电低迷阶段唯一的亮点，更开拓了关于整个CPR1000系列的前进方向，同时赢得了国际核电组织的认可，为集团在国际上的声望打下了坚实的基础。
1997年，中广核集团以大亚湾核电站为参考建成了岭澳核电站一期。
该电站对M3l0技术路线进行了52项重要技术改进。
按照国际标准，实现了项目管理自主化、建筑安装施工自主化、调试和生产准备自主化，实现了部分设计自主化和部分设备制造国产化，形成了拥有自主表1 我国CPR1000发展的三个阶段知识产权的核电技术路线CPR1000。
由于CPR1000通过了国际原子能机构的认证，在国际核电领域也得到了较高的认同，扩大了我国核电在国际核电领域的影响力，对我国未来的核电发展起到了积极的作用。
CPR1000模仿早期的M310，并根据中国的国情完善和修改了技术，形成了属于自己的技术路线，之后得到了国际原子能机构的认可。
CPR1000路线己逐渐成为我国自主核电工业的一面旗帜。
由于大亚湾项目的顺利投产和良好运营，该运营商中国广东核电集团发现了一条可行的发展方案，并迅速抓住契机，从1994年开始，就大力投入到对大亚湾核电项目所使用的M3l0技术路线的改进和创新当中去，逐渐形成了拥有自主产权的中国压水堆核电技术路线一一CPR1000，并首次应用在岭澳项目中。
三代核电反应堆压力容器结构对比
三代核电反应堆压力容器结构对比通过对国外核电技术的引进、消化和创新，我国核电已经走上了蓬勃发展的道路，目前我国主要建造的核电厂以三代核电为主。
主要分为CAP1000、AP1000和华龙一号等堆型，而其中反应堆压力容器是安置核反应堆并承受巨大运行压力的密闭主容器。
文章对比了以上几种堆型的反应堆压力容器结构特点，并分析了其中的优缺点。
标签：压力容器；AP1000；华龙一号1 概述我国的核电技术路线是在上世纪80年代确定走引进、消化、研发、创新的道路的。
经过20余年的努力，通过对引进的二代法国压水堆技术的消化吸收，取得了巨大的技术进步，实现了60万千瓦压水堆核电厂的设计能力。
21世纪初，我国又引进了目前世界上最先进的三代核电技术AP1000，并买断了西屋关于AP1000的技术资料，为形成具有自主知识产权的核电技术创造了条件。
目前我国在建和已经运行的堆型主要是AP1000、CAP1400和华龙一号。
AP1000是美国西屋公司研发的一种先进的“非能动型压水堆核电技术”；而CAP1400是国家核电技术公司吸收消化AP1000技術创新开发出的更大功率的非能动大型先进压水堆核电机组；华龙一号是我国吸收和创新最先进核电技术的产物，目前主要有两种分别是中核集团和中广核集团自主研发的具有完整自主知识产权的先进压水堆核电技术ACP1000和ACPR1000+。
ACP1000是中核集团在CP1000的基础上吸收AP1000核电技术研制的。
ACPR1000+是中广核在推进CPR1000核电技术的同时研发出来的。
反应堆压力容器是安置核反应堆并承受巨大运行压力的密闭容器，也称反应堆压力壳。
本文通过对比以上四种三代核电堆型反应堆压力容器的结构差异，为以后三代乃至四代核电反应堆压力容器设计提供充足的数据支持。
2 结构参数对比2.1 设计总参数如表1为四种堆型的反应堆压力容器的设计总参数，从表中看出，相比于AP1000和CAP1000，华龙一号采用了更高的水压试验压力，体现了更高的安全性，同时采用12根堆测接管以便于放置更多的测量设备来监测反应堆的运行。
第三代核电技术
第三代核电技术第三代核电技术简介核电是一种利用核反应产生能量的技术，被认为是清洁、高效的能源之一。
随着科技的进步和对能源的需求增加，第三代核电技术逐渐引起人们的关注。
本文将介绍第三代核电技术的概念、特点以及与第一代和第二代核电技术的比较。
第三代核电技术，即“三代核电技术”是指在第一代和第二代核电技术的基础上进行了一系列改进的核电技术。
它的出现主要是为了提高核电的安全性、经济性和可持续性。
第三代核电技术相对于第一代和第二代核电技术有以下几个显著的特点。
首先，第三代核电技术采用了更先进的反应堆设计。
相比于第一代和第二代核电技术中的压水堆和沸水堆，第三代核电技术引入了新型的压水堆反应堆和高温气冷堆反应堆等。
这些反应堆能更好地控制核反应、降低事故的发生概率，并提高核电站的运行效率。
其次，第三代核电技术采用了更高水平的被动安全措施。
被动安全措施是指在发生事故时不需要人为干预就能自动保持核反应堆的安全。
相比于第一代和第二代核电技术中的主动安全措施，第三代核电技术采用了多重被动安全措施，如自冷却、自维持等，能够更有效地防止事故向外泄漏。
第三，第三代核电技术注重与其他能源形式的集成。
与第一代和第二代核电技术主要依赖核能单独发电不同，第三代核电技术更加注重与其他可再生能源形式的集成，例如风能、太阳能等。
通过与其他能源的集成，可以在供应能量的同时减少对核燃料的需求。
第四，第三代核电技术减少了核废料的产生量。
相比于第一代和第二代核电技术中产生的大量放射性废料，第三代核电技术通过优化核燃料的利用效率，降低了核废料的产生量。
这不仅减少了对核废料的处理和储存成本，也减少了核废料对环境和人类健康的潜在危害。
与第一代和第二代核电技术相比，第三代核电技术在核电的安全性、经济性和可持续性方面都有了显著的提高。
然而，第三代核电技术仍然存在一些挑战和争议。
例如，核事故的影响仍然很大，核废料的长期储存和处理问题仍然没有得到解决。
因此，尽管第三代核电技术有很大的潜力，但在推广和应用过程中仍需谨慎对待。
三代核电技术“华龙一号”核岛低压开关柜设计
Design and Research 设计与研究三代核电技术“华龙一号”核岛低压开关柜设计The three generation nuclear power technology - design of low voltage switchgear for nuclear islandof Hualong No. 1杨金国(厦门ABB低压电器设备有限公司，福建厦门361000)摘要:核电作为一种清洁、高效、优质的现代能源，在世界能源转型过程中发挥重要作用，自2011年日本福岛核电站泄 漏事故爆发后，核电安全可靠运行已被提高到前所未有的高度。
“华龙一号”核电厂是我国具备自主知识产权,采用国际最高 安全标准研发设计的三代核电机型，创新性地采用了 “能动与非能动相结合的安全设计理念”，不仅可抵御大飞机撞击，也可抵御相当于9级的地震震级，同时安全性得到了进一步提升。
核岛380VAC低压开关柜作为给核电站核岛电机、电加热器、照明、配电箱以及其他分配电盘等设备供电的重要核电设备,为核电站的安全可靠运行保驾护航。
在“华龙一号”项目中，进 行了结构优化升级设计和技术突破创新,本文将重点针对核岛380VAC低压开关柜核级鉴定、试验样机选型设计原则、保护 配合曲线分析等方面进行介绍和探讨。
关键词:核岛380VAC低压开关柜;试验样机选型;元器件选型;高抗震强度中图分类号:TM591文献标识码:A文章编号=1005-1937(2017)02-015-05核岛380VAC低压柜用于核岛交流0.4kV，50Hz的配电和电动机控制系统中。
为电动机、电加热器、照明和其他用电设备分配电源，以及提供保护、控制和监测功能。
全球首堆“华龙一号”项目一福清核电工程5、6号机组，其核岛低压柜包括核级和非核级设备，核级设备即EE*系统接有与核安 全相关的重要应急负荷，根据中压应急母线段的不 同来源，分为A列和B列，布置于核岛电气厂房内 两个实体隔离的独立区域。
第三代核电技术“华龙一号”核岛1E级低压开关柜鉴定
Technology and Equipment 工艺与装备第三代核电技术“华龙一号”核岛IE级低压开关柜鉴定Qualification of nuclear island class 1E low voltage switchgear for the third generation nuclear powertechnology "Hualong No.1M陈江勇(厦门ABB低压电器设备有限公司，福建厦门361000)摘要:“华龙一号”是我国具有自主知识产权，采用国际最高安全标准研发的第三代核电技术。
核岛1E级380VAC低 压开关柜参与执行核反应堆紧急停堆、堆芯及安全壳排热等重要的安全功能，其性能及可靠性直接影响核电站的安全运行, 因此需通过严格的鉴定，以确保在事故工况下能够执行其预期安全相关功能。
本文重点介绍“华龙一号”首堆一福清核电5/ 6#机组核岛1E级380VAC低压开关柜的鉴定，对其他核电厂核岛1E级开关柜的设计、制造及鉴定具有重大的借鉴意义。
关键词:1E级380VAC低压开关柜;鉴定;抗震试验;事故环境中图分类号:TM591文献标识码:A文章编号：1005-1937 (2019)01-029-05Abstract: "Hualong No. 1" is the third generation nuclear power technology developed by China with independent intellectual property rights and adopting the highest international safety standards. The nuclear island class IE 380VAC low—voltage switchgear participates in the implementation of important safely functions such as emergency shutdown of nuclear reactor, core and shell heat exhaust. Its performance and reliability directly affect the safe operation of nuclear power plant. Therefore, strict qualification is needed to ensure that the expected safety-related functions can be performed under accident conditions. This paper focuses on the qualification of nuclear island class IE 380VAG low—voltage switchgear for Fuqing Nuclear Power Plant Unit 5/6#, the first reactor of Hua- long No. 1, which can be used for reference in the design, manufacture and qualification of class IE switchgear for other nuclear power plants.Key Words：IE 380V A C low voltage switchgear q ualification; s eismic test; a ccident environment核岛IE级380VAC低压开关柜主要用于为电 机、加热器、阀门、配电箱等用电设备供电，以及提 供保护、控制及监测等功能,这些低压开关柜安装 在核岛安全壳外具有采暖和通风的区域，为K3类 设备,需按照RCC-E(2005)[1]完成K3类鉴定，根据 项目技术规格书要求,鉴定主要依据RCC-E(2005) B卷“鉴定和认可”的相关规定。
我国第三代核电站掌握多项关键技术
６ 面 临 的 问题
１ 基 建 期 设 备 全 寿命 周 期 体 系 的 建 立 。企 ）
业基建 期往往受工期 、 人员 、 供求关 系等 问题 困 扰 ， 法有 效关 注设备 资产体 系 的建立 ， 无 仅将设 备 视 为固定资 产处 理 ， 理过 于粗。运 营 单 位 的 ） 设 备 资产管理 停 留在 陈 旧模 式 上 ， 由于没 有 建 立
设备采购 、 运行维护等全寿命管理 ， 管理过程更加 可 控 、 控 、 控 。企业设 备全 寿命周 期管 理 的实 在 能
施 是一 项 系统 的长 期工 程 ， 及 的部 门 、 涉 环节 多 ，
不可 能一蹴 而 就 ， 观念 转 变 、 程优化更 不是 短期 流
完善的设备资产管理体系， 设备资产账物不符 、 有 账 无物 、 有物无 账等情 况很 多 ， 清查工 作量 大 。 ３ 资产管理人员。实 现设 备资产 的全寿命 ） 管理 和 闭环管 理 ， 仅 要 求 管理 制 度 和 软件 系统 不
的 手 中从 图纸 变 成 现 实 。
去年 ３月浙江三门核电站刚开工 ， 而在短短一年多之后 ， 电站厂房 已初具 规模 ， 核 建设 速度之快 则得益 于创新 的施
工方法 。这种施工的方 式就像 “ 搭积木” 一样 ， 以大大缩 短核 电站的建设 周期 ， 可 而这也 正是第三代 核 电技术 的优点之
建成发 电； 按照 国产标准设计 的首批 内陆第三代核电机组也将于今年年底开工。而在此基础上 ， 我国 自主研发 的大型先
进压水堆核 电站技术也 已经完成初步设计。
国家核电技术公司副总经理 孙汉 虹说 ：完全具有 自主知识产 权的 中国人 自己的核 电技 术 ， 在 ２ １ “ 将 ０ ３年开 工建设 ，
第三代核电
2011年7月第21期科技视界SCIENCE &TECHNOLOGY VISION 科技视界Science &technology vision目前,世界各国除了对正在运行的第二代机组进行延寿与补充性建一些二代加的机组外,接下来新一批的核电建设重点是采用更安全、更经济的先进第三代核电机组。
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。
资料图院AP1000效果图第三代核电站的安全性和经济性都将明显优于第二代核电站。
世界各国除了对正在运行的第二代机组进行延寿与补充性建一些二代加的机组外,接下来新一批的核电建设重点是采用更安全、更经济的先进第三代核电机组。
AP1000的优劣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核电厂在安全系统设计上的最大创新点着眼于“非能动”。
在发生自然灾害或者意外事故的情况下,机组可利用自然物理现象,即重力、自然循环(蒸发、冷凝和密度差)等,驱动应急堆芯冷却系统及其他安全系统,从而防止发生类似福岛核电站因断电而导致的一系列危机状况。
这一机型拥有的其他优势还包括:设计寿命为60年,比二代核电技术的设计寿命长20年;反应堆燃料元件换料周期为18个月,而采用二代技术的机型周期则是12个月;此外,由于简化了核岛系统,并采用模块化设计和建造,AP1000的建设工期也得以缩短。
由此看来,相比二代技术,AP1000确实在理论设计方面显现出不少优势,然而因为缺乏工程实践,这一机型的安全性也不可避免地受到了质疑。
优势:安全性:核电站安全目标有两个指标,一是反应堆堆芯熔化率(简称堆熔概率),二是大规模释放放射性物质的概率(简称释放概率)。
如果以每核反应堆每年来计算的话,二代堆的堆熔概率为10-4,也就是每堆每年出现万分之一的可能性;而释放概率为10-5,也就是每堆每年有10万分之一的可能会发生核物质大规模释放。
复兴一号小结
复兴一号小结2020年4月24日，国家能源局发布《关于2020年核电建设情况与进展的通报》。
2020年1月至4月，我国完成了3台AP1000核电机组、4台CAP1400核电机组以及6台CAP1400重水堆核电机组建设任务。
其中，新开工建设6台AP1000核电机组、新开工建设2台CAP1400核电机组（后续将根据需要),另外两台AP1000核电机组（后续将根据需要）将在年内开工建设。
我国将力争在2025年前建成全球首个实现清洁能源大规模发展目标的核电强国。
从2016年1月至今，我国已累计开工建设3台AP1000核电机组以及6台CAP1400核电机组;2019年3月至7月完成4台CAP1400核电机组的建设任务，并于2020年2月18日顺利实现了首堆启动运行。
一、“复兴一号”核电工程概况“复兴一号”(Rotorsport-A)是中国自主研发的三代核电技术，属于三代核电技术中的先进轻水堆核电技术(CFP1000)型号，由中国核工业集团公司、国家核电技术公司(CFC)、法国电力公司(PERRA)共同建设。
该型号位于中核集团(CPR)在浙江三门核电基地投入使用后的二期工程上。
“复兴一号”作为中国第三代核电技术中第三代压水堆核电技术发展的主设计验证平台，具有世界先进水平；同时作为 CFC+CAP1400/Rotorsport-A这两种类型压水堆核电站设计验证平台之间衔接与集成的基础，可为CAP1400/Rotorsport-A与CAP1400/Rotorsport-B提供重要支撑。
“复兴一号”核电工程于2017年7月开工建设。
工程设计于2019年3月至7月期间完成第一台机组示范运行准备;2020年2月18日首堆启动运行;2021年8月18日竣工投产。
二、“复兴一号”主要技术特点由中国核工业集团公司、中国核电工程有限公司和中国核动力研究设计院等单位共同设计、研制的CAP1400核电机组采用“美国、俄罗斯、法国、英国、日本、韩国、中国台湾地区”等六种设计方案的技术路线。
电新丨核电,清洁能源的重要选项
电新丨核电，清洁能源的重要选项—核电作为清洁的基荷电源，有望在能源转型与“双碳”建设过程中，实现稳健发展。
目前我国核电建设三代技术大规模推广、四代技术储备领先，未来核电产业链（上游原料、中游设备、下游运营商）发展值得长期关注。
核电技术发展回溯：三代正当时，四代渐峥嵘。
核电是利用核反应堆中核裂变所释放出的热能进行发电的方式，从第一座核电站建成至今，核电技术发展已经历四代主要技术变迁。
目前处在第三代技术广泛商业化应用，第四代技术加速储备与示范应用阶段。
我国装机容量20万千瓦的石岛湾高温气冷堆示范工程，是全球首座将四代核电技术成功商业化的示范项目，已于2021年12月20日成功并网发电。
全球核电发展螺旋上升，中国核电稳步发展。
从世界范围内看，核电发展主要经历了起步发展、迅速发展、缓慢发展和逐渐复苏四个阶段，核心拐点源自技术演进、能源需求与重大事件影响。
不同国家能源体系下核电的作用地位差别较大，在我国核电经历了技术突破、技术合作与自主可控等阶段发展，技术不断发展，在四代技术等领域逐渐达到国际领先水平；同时，核电在运、在建规模不断增长，截至2021年12月31日，我国运行核电机组共52台（不含台湾地区），同比增长6.12%，在运核电机组装机规模约为5326万千瓦(不含台湾地区)，同比增长6.78%。
多因素助推核电发展，增量空间前景广阔。
随着“双碳”发展与地区冲突加剧，近期能源价格飙升，导致多国调整核电政策以应对能源安全。
同时，核能也是部分国家构建未来零排放电力系统，实现能源转型的关键；核电作为基础负荷调节电力系统，使得其在新型电力系统构建过程中发展潜力巨大。
我们看好安全稳健地推进核能综合利用，使其与其它能源品种耦合发展。
根据《“十四五”规划和2035年愿景目标纲要》及《中国核能发展报告（2021）》，预计到2025年，我国在运核电装机达到7000 万千瓦左右；到2030年，核电在运装机容量达到1.2亿千瓦，核电发电量约占全国发电量的8%。
【核科普】一代至四代核电技术简介
【核科普】一代至四代核电技术简介2014-02-20核电观察第一代核电技术1954年前苏联建成电功率为5MW的实验性核电厂，1957年美国建成电功率为90MW的希平港原型核电厂，这些证明了核能用于发电是可行的，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。
早期原型堆代表：德累斯顿费米一号（美）Magnox希平港（美）第二代核电技术20世界60年代后期，在实验性和原型核电机组基础上，陆续建成电功率在300MW 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的同时，使核电的经济性也得以证明，可与火电、水电相竞争。
目前世界上商运的400多台核电机组绝大部分是在这段时间建成的，它们称为第二代核电机组。
第二代核电堆型代表：PWR (压水堆)VVER (压水堆)BWR (沸水堆)CANDU (重水堆)第三代核电技术20世纪90年代，美国电力研究院出台了“先进轻水堆用户要求”文件，即URD （Utility Requirements Document），用一系列定量指标来规范核电厂的安全性和经济性。
随后，欧洲出台的“欧洲用户对轻水堆核电厂的要求”，即EUR （European Utility Requirements）,也表达了类似的看法。
国际上通常把URD 或EUR文件的核电机组称为第三代核电机组。
URD和EUR的主要关注点为：1）进一步降低堆芯融化和放射性向环境释放的风险，使发生严重事故的概率减少到极致，以消除社会公众的顾虑。
2）进一步减少核废物（特别是强放射性和长寿命核废物）的排放量，寻求更加的核废物处理方案，减少对人员和环境的放射性影响。
3）降低核电厂每单位千瓦的造价，缩短建设周期，提高机组热效率和可利用率，延长寿期，以进一步改善其经济性。
第三代核电堆型代表：AP1000—非能动先进压水堆EPR—欧洲压水堆APR1400—韩国先进压水堆APWR—先进压水堆（日本三菱）ABWR—先进沸水堆（GE）ESBWR—经济简化型沸水堆（GE）第四代核电技术第四代核电技术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。
第三代核电技术
第三代核电技术第一篇：第三代核电技术概述第三代核电技术是指相对于以前的核电技术而言，基于更先进的设计思路和新的安全理念，采用更先进的核反应堆设计，更有效的燃料循环技术，更高效的安全控制和应急措施等综合技术，能够更好的满足社会对安全、环保和经济效益的要求。
第三代核电技术的核心在于反应堆本身的设计。
相对于以前的反应堆类型而言，第三代反应堆更加高效、稳定、安全和可靠。
例如欧洲压水堆（EPR）和沃尔法恩堆（AP1000）等第三代堆型，都采用多道隔离、多重保险、快速反应过程等技术，使得安全性能得到了大幅提升。
同时，第三代堆型还在燃料循环和废物处理等方面做出了许多技术上的创新，例如无锡核电站等采用了“先进燃料棒技术”，使得燃料寿命更加长，使用效率更高，同时可有效减少核废物的产生。
此外，第三代核电技术还注重安全控制和应急措施。
在安全控制方面，第三代核电站采用多重安全系统，使得在各种事故情况下仍能保持反应堆的稳定性；在应急措施方面，第三代核电站配备了多种自动和手动应急措施，以提高事故发生时的反应速度和效率。
与此同时，第三代核电技术也在经济方面做出了大量优化。
采用更加高效稳定的反应堆设计和更加先进的燃料循环技术，可以使得核电站的经济性得到极大提升。
例如，沃尔法恩堆采用AP1000反应堆设计，每天可创造约25万美元的电费收入，同时燃料成本和运行费用也远低于以往的核电站类型。
总的来说，第三代核电技术的出现解决了以往核电技术的安全、环保和经济性问题，成为当前核电技术的主流发展方向之一。
第二篇：第三代核电技术在我国的现状和前景随着我国经济的高速发展和能源消耗的不断增加，如何保证能源供给和环境保护已成为亟需解决的问题。
在此背景下，我国优先发展核能成为不少专家和学者的共识。
而第三代核电技术，作为目前最先进的核电技术之一，也在我国得到了广泛的重视和研发投入。
截至目前，我国已有多个第三代核电站在建或计划建设。
例如广东台山核电站、福建海丰核电站等均采用了AP1000反应堆技术，而山东、浙江等地也在建设或计划建设更多的第三代核电站。
我国第三代核电技术基本成熟
体效 益 。 瓦 国 际发 明展
特 别 金 奖
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２ ０ １ ３年第 ５期
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７ ５
倍。 传 统 晶 硅 光 伏 发 电 的能 耗 收 回周 期 是 ６ ～ ７年 ， 该 发 明 的 聚 光 光 伏 发 电 的 能 耗 收 回周 期 仅 需 ６ ～ ７ 个 月。 而 且 ，无 论 是 电池 、 菲 尼 尔 镜 ，还 是 其 他 材
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技 术 分 别 在 美 国 和 国 内 申请 了 １ ０项 专 利 ，已 获
批 ３项 。
主 知 识 产 权 的先 进 压 水 堆 核 电站 Ａ Ｃ Ｐ １ ０ ０ ０ （ Ａ代
表 先 进 、Ｃ代 表 中 国 、Ｐ代 表 堆 型 为 压 水 堆 ． “ １ ０ ０ ０ ” 代 表机组容量为百万千瓦级 ） 的初 步设 计 ．
我国正在使用的五种第三代核电技术
我国正在使用的五种第三代核电技术作者：来源：《中国经济周刊》2015年第17期1. AP1000技术AP1000是美国西屋公司研发的一种“非能动型压水堆核电技术”。
2003 年，中共中央作出引进美国西屋 AP1000 技术、合作建设自主化依托项目 4 台机组、在消化吸收引进技术基础上自主创新、成立国家核电技术公司等4项决定。
目前我国应用AP1000技术的主要目标工程包括：山东海阳核电厂1、2号机组和浙江三门1、2号机组。
2. CAP1400CAP1400型压水堆核电机组是国家核电技术公司在消化、吸收、全面掌握我国引进的第三代先进核电AP1000非能动技术的基础上，通过再创新开发出具有我国自主知识产权、功率更大的非能动大型先进压水堆核电机组。
目前，我国应用CAP1400技术的项目为山东荣成CAP1400示范项目1、2号机组，单机容量140万千瓦，设计寿命60年。
该项目已于2014年7月开工建设。
3. 华龙一号“华龙一号”源自中广核 ACPR1000+与中核 ACP1000 两种自主开发的技术，而这两种技术都是由法国阿海珐公司二代 M310 技术改进而来，后者有近20年的发展历史。
“华龙一号”是在我国30余年核电科研、设计、制造、建设和运行经验的基础上，充分借鉴国际三代核电技术先进理念，采用国际最高安全标准研发设计的三代核电机型。
根据国家有关部门的批复，“华龙一号”将在福建福清 5、6 号机组上首堆示范落地。
4. 法国核电技术（EPR）EPR是与美国AP1000并列的当代先进的三代核电技术，是法马通核能公司和西门子联合开发的反应堆，是在国际上最新型反应堆（法国N4和德国建设的Konvoi反应堆）的基础上开发的，吸取了核电站运行30多年的经验。
广东台山核电站一期工程就采用的EPR技术，该工程已于2009年底正式开工。
5. 俄罗斯核电技术（VVER）VVER是前苏联所发展的压水动力堆的简称。
20世纪90年代，俄罗斯在VVER- 1000基础上先后推出了AES-91（V- 428）和AES-92（V- 412）两种机型。
三代核电技术
三代核电技术三代核电技术是指在人类利用核能发电的历史上的第三代核电技术。
它是继一代核电技术和二代核电技术之后的一种更先进、更安全、更高效的核能利用方式。
在这篇文章中，我将介绍三代核电技术的特点、发展和前景。
三代核电技术相对于前两代核电技术来说，具有以下几个显著特点。
首先，三代核电技术采用了更先进、更安全的反应堆设计。
传统的核电技术采用的是压水堆或沸水堆，而在三代核电技术中，更多地采用了锆合金和硅碳化等耐高温材料，提高了反应堆的安全性和耐久性。
其次，三代核电技术的设计更加注重核废料的处理和利用。
前两代核电技术产生的核废料处理一直是一个难题，但在三代核电技术中，通过对核废料进行再处理和回收利用，能够最大限度地减少核废料对环境造成的污染，达到可持续发展的目标。
再次，三代核电技术采用了更先进的安全措施。
核电站的安全问题一直是人们关注的焦点，而在三代核电技术中，采用了更多的passivet（被动式）安全措施，使得发生核事故的概率极低。
例如，采用了自动负反馈系统等技术，可以在反应堆温度过高时自动减弱核反应，避免核事故的发生。
三代核电技术的发展主要是为了解决前两代核电技术存在的问题。
一代核电技术和二代核电技术的核电站安全性较低、核废料处理存在难题等问题，限制了核能的广泛应用和发展。
而通过引入更先进的设计、更安全的反应堆、更优化的核废料处理方法，三代核电技术显著提升了核电技术的安全性和可持续性。
三代核电技术已经在一些国家开始得到应用。
欧洲、中国、日本和美国等国家已经建设了一些使用三代核电技术的核电站，取得了显著的成果。
这些核电站在生产过程中，不仅能够提供可靠的电力供应，同时也能够减少对环境的污染，并大大降低了核事故的风险。
三代核电技术在未来的发展前景仍然广阔。
随着能源需求的增加和对环境保护的要求，核能将继续扮演重要的角色。
三代核电技术的进一步研发和推广将使核能发电成为更可靠、更安全、更清洁的能源选择。
总的来说，三代核电技术是人类利用核能发电的最新技术，相比前两代核电技术，它拥有更高的安全性、更优化的核废料处理和更先进的设计。
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我国第三代核电技术一览我国的核电技术路线是在上世纪80年代确定走引进、消化、研发、创新的道路的。
经过20余年的努力，通过对引进的二代法国压水堆技术的消化吸收，取得了巨大的技术进步，实现了60万千瓦压水堆机组设计国产化，基本掌握了百万千瓦压水堆核电厂的设计能力。
目前我国有五种第三代核电技术拟投入应用，他们分别是 AP1000、华龙一号、CAP1400、法国核电技术(EPR)以及俄罗斯核电技术(VVER)。
北极星电力网小编整理五种核电技术及特点供核电业界人士参考。
1、AP1000AP1000是美国西屋公司研发的一种先进的“非能动型压水堆核电技术”。
西屋公司在已开发的非能动先进压水堆AP600的基础上开发了AP1000。
该技术在理论上被称为国际上最先进的核电技术之一，由国家核电技术公司负责消化和吸收，且多次被核电决策层确认为日后中国主流的核电技术路线。
国家核电技术公司的AP1000和中广核集团与中核集团共推的华龙一号被默认为中国核电发展的两项主要推广技术，两者一主一辅，AP1000技术主要满足国内市场建设和需求，华龙一号则代表中国核电出口国外。
作为国内首个采用AP1000技术的依托项目三门核电一号机组原计划于2013年底并网发电，但由于负责AP1000主泵制造的美国EMD公司多次运抵中国的设备都不合格，致使三门一号核电机组如今已经延期2年。
目前，除在建的两个项目(三门、海阳)外，三门二期、海阳二期、广东陆丰、辽宁徐大堡、以及湖南桃花江等内陆核电项目均拟选用AP1000技术。
AP1000技术主要目标工程包括：海阳核电厂1-2号机组、三门核电厂1-2号机组、红沿河核电厂二期项目5-6号机组、三门核电厂二期项目、海阳核电厂二期项目、徐大堡核电厂一期项目以及陆丰核电厂一期项目等。
其中海阳核电厂1-2号机组和三门核电厂1-2号机组为正在建设的核电项目，其余五个为有望核准的核电项目。
【三门核电站】浙江三门核电站是我国首个采用三代核电技术的核电项目。
三门核电站在全球率先采用第三代先进压水堆AP1000技术，其1号机组是全球首座AP1000核电机组。
三门核电站位于浙江南部三门县，一期工程建设2004年7月获得国务院批准并于2009年4月19日开工建设，总投资250亿元，将首先建设两台目前国内最先进的100万千瓦级压水堆技术机组。
这是继中国第一座自行设计、建造的核电站——秦山核电站之后，获准在浙江省境内建设的第二座核电站。
三门核电站总占地面积740万立方米，可分别安装6台100万千瓦核电机组。
全面建成后，装机总容量将达到1200万千瓦以上，超过三峡电站总装机容量。
AP1000技术特点：AP1000主要的设计特点包括：主回路系统和设备设计采用成熟电站设计、简化的非能动设计提高安全性和经济性、严重事故预防与缓解措施、仪控系统和主控室设计、建造中大量采用模块化建造技术。
AP1000设计简练，易于操作，而且充分利用了诸多“非能动的安全体系”，比如重力理论、自然循环、聚合反应等，比传统的压水堆安全体系要简单有效得多。
这样既进一步提高了核电站的安全性，同时也能显著降低核电机组建设以及长期运营的成本。
其次，AP1000的经济性强。
采用模块化施工建设，建设周期可缩短。
由于很多系统和子系统在工厂而不用到电站装配，因此建设时间可缩短至3~4年。
AP1000 大型化单机容量以及达60年的设计寿命，可以能与联合循环的天然气电厂相竞争。
另外，因为独特的非能动安全系统，AP1000与正在运行的电站设备相比，阀门、泵、安全级管道、电缆、抗震厂房容积分别减少了约50%，35%，80%，70%和45%。
虽然部分产品的量减少了，但价值量基本不变。
2、华龙一号所谓“华龙一号”核电技术，指的是中核ACP1000和中广核ACPR1000+两种技术的融合，被称为“我国自主研发的三代核电技术路线”。
“华龙一号”现已通过国家能源局和国家核安全局的审查。
8月21日至22日，国家能源局、国家核安全局在北京组织召开“华龙一号”总体技术方案审查会。
会上，中核集团和中广核集团合作开发的自主三代核电“华龙一号”得到了国家权威的认可。
ACP1000技术是中核集团自主研发的具备完整自主知识产权的先进压水堆核电技术。
它是在中核集团完成设计的CP1000核反应堆的基础上，消化吸收引进的三代核电技术AP1000，借鉴国际先进核电技术的先进理念，充分考虑福岛核事故后最新的经验反馈，按照国际最先进法规的标准要求研制的一种拥有自主知识产权的第三代压水堆核电站。
CPR1000是中广核推出的中国改进型百万千瓦级压水堆核电技术方案。
是源于法国引进的百万千瓦级堆型——M310堆型。
而ACPR1000+是中广核在推进CPR1000核电技术标准化、系列化、规模化建设的同时，研发出的拥有自主知识产权的百万千瓦级三代核电技术。
本次“华龙一号”融合方案评审获得通过，其形成的基础，源于国家能源局于去年4月份对两家核电集团的敦促，要求它们在各自的技术上尽快作出合理的融合，以便“增强中国在国际核电市场的竞争力”。
两种核电技术融合一体，毋庸置疑的是不仅可以促进我国三代自主核电技术的标准化生产，结束混乱的核电局面，最重要的是可以在资源上减少浪费。
按照中核和中广核目前达成的协议，“华龙一号”的堆芯选用中核集团ACP1000技术的177堆芯，单堆布置，核燃料采用中核集团开发的CF自主品牌。
在具体的项目上，可根据客户需求，配置个性化的专设安全系统。
在此之前，“华龙一号”的融合可谓经历了十八般“磨难”。
具体体现在两家核电集团在专设安全系统选择上出现的分歧。
中广核坚持自身的安全方案，采用的是“3系列”，即三套非能动安全装置。
而中核还是依然采用原本的“2加1系列”，即2套能动安全装置加一套非能动安全装置。
“华龙一号”的落地无疑会给自家“兄弟”国核技带来恐慌，然而相对于国核技的AP1000和其国产化技术 CAP1400以及CAP1700，“华龙一号”主攻国际市场，后者则主推国内市场，两者形成“一主一辅”的中国核电发展路线。
【福清核电站】福清核电工程是国家批准建设的重大能源工程之一，位于福建中部沿海福清市三山镇前薛村，共规划6台百万千瓦级二代改进型压水堆核电机组，实行一次规划，连续建设，总投资近千亿元。
1号机组于2008年11月正式动工，今年8月20日首次并网。
2号机组已从安装阶段向调试阶段过渡，计划2015年8月建成投产;3号机组处于安装高峰阶段，计划2016年2月建成投产;4号机组已完成土建主体工程，已进入安装阶段，计划于2017年3月建成投产。
5、6号机组积极推进前期准备工作，目前正在上报审批。
6台机组预计2020年底全建成，年发电总量可达450亿千瓦时。
【防城港核电站】防城港核电厂位于防城港市港口区光坡镇东面约8km的红沙澫南侧光岭至山鸡啼一带的丘陵及滩涂处。
核电厂以岭澳核电站为参考电站，按“翻版加改进”方式规划建设容量为6台百万千瓦级CPR1000二代改进型压水堆机组，一期建设2台CPR1000二代改进型压水堆机组，项目拟定投资约270亿元。
“华龙一号”特点：在设计创新上，“华龙一号”提出“能动和非能动相结合”的安全设计理念，采用177个燃料组件的反应堆堆芯、多重冗余的安全系统、单堆布置、双层安全壳，全面平衡贯彻了纵深防御的设计原则，设置了完善的严重事故预防和缓解措施等。
3、CAP1400CAP1400型压水堆核电机组是国家核电技术公司在消化、吸收、全面掌握我国引进的第三代先进核电AP1000非能动技术的基础上，通过再创新开发出具有我国自主知识产权、功率更大的非能动大型先进压水堆核电机组，也是中国“16个国家科技重大专项”之一的核电重大专项的核心内容。
CAP1400符合目前全球商用核电站的最高安全标准要求，也是最大的非能动压水堆核电站。
CAP1400将与“华龙一号”一道，成为中国核电技术竞逐海外市场的两大利器。
目前，我国应用CAP1400技术的项目为山东荣成CAP1400示范项目1-2号机组，单机容量140万千瓦，设计寿命60年。
该项目为有望核准的项目，现两台机组的前期工作进展顺利，预计今年内开工，2018年首台机组并网发电。
【石岛湾核电站】该项目工程位于山东省威海市所辖荣成市内，是由国家核电技术公司与中国华能公司共同投资建设两台140万千瓦级的CAP1400核电机组。
山东荣成石岛湾大型先进压水堆核电站重大专项CAP1400示范工程一号机组装机容量140万千瓦，建设总工期56个月，2018年年底建成投产;二号机组与一号机组开工时间间隔12个月，建设总工期为50个月。
CAP1400技术特点：CAP1400采用了非能动堆芯冷却系统、非能动安全壳冷却系统的组合设计。
其安全性比二代核电提高两个量级。
同时，CAP1400采用简化设计，与传统压水堆相比部件数量显著减少。
这样维修检查的压力减少，故障几率大幅降低。
对于反应堆安全保障的重中之重——钢制安全壳，CAP1400在设计中扩大了安全壳尺寸，获得了较大的自由容积、优化布置和更大的安全壳内压分析裕量。
在屏蔽厂房的设计上，采用钢板混凝土结构，具备抗大型商用飞机恶意撞击能力，并优化了空间布置，以提高人员可到达性和设备可维修性。
经济方面，CAP1400较目前二代核电的经济性主要体现在性能参数和建造成本上。
CAP1400具有更优的经济性;设计使用寿命为60年，较二代核电增加20年寿命。
基于AP1000的模块化技术，CAP1400优化了模块设计。
模块化建造缩短了建造周期：示范工程一号机组建造周期56个月，2号机组50个月。
模块化设计的同时，进行了简化设计，系统和部件数量大幅减少，降低了建造成本和运维成本。
同时，随着我国装备制造能力的提高，CAP1400对关键设备均进行了标准化和批量化设计，减少了建造成本。
4、法国EPR核电技术EPR是与美国AP1000并列的当代先进的三代核电技术，是法马通和西门子联合开发的反应堆，是在国际上最新型反应堆(法国N4和德国建设的Konvoi反应堆)的基础上开发的，吸取了核电站运行三十多年的经验。
EPR为单堆布置四环路机组，电功率1525MWe，设计寿命60年，双层安全壳设计，外层采用加强型的混凝土壳抵御外部灾害，内层为预应力混凝土。
EPR核电技术是我国出于政治关系的引进项目，不在目前国内新机组的技术选型考虑范围之内。
目前，全球采用此种技术建造的核电站共有3座，除位于中国广东江门的台山核电站外，还有2005年5月开工建设的芬兰奥尔基洛托核电站，2007年底开工的法国弗拉芒维尔核电站3号机组。
相较于另外两座屡屡延期的核电站，台山核电站的建设显得一帆风顺。
台山核电站一期工程由中国企业和全球拥有核电机组最多的法国电力公司共同投资建设。