第四代核能系统的研究开发
第四代核能介绍
第四代核能介绍面对能源危机、雾霾围城，核能以绿色、高效、低碳排放和可规模生产的突出优势，成为较为理想的替代能源。
作为一种可大规模替代化石燃料的清洁能源，核能在目前的世界能源结构中占有重要地位。
然而，由于现有大规模应用的热中子反应堆存在资源利用率低、放射性废物不断积累和潜在核安全问题，开发更加清洁、高效、安全的新型核能系统对核能可持续发展意义重大。
2014年1月，“第四代核能系统国际论坛组织（ＧＩＦ）”官方发布的“第四代核能系统技术路线更新图”，选出了6种创新反应堆概念及其支持性的燃料循环供进一步的合作研究与开发。
一：气冷快堆（GFR）——快中子谱、氦冷反应堆和闭合燃料循环；二：超高温反应堆（VHTR）——采用一次通过式铀燃料循环的石墨慢化氦冷反应堆；三：超临界水冷反应堆（SCWR）——在水的热力学临界点以上运行的高温高压水冷反应堆；四：钠冷快堆（SFR）——快中子谱、钠冷堆和有效管理锕系元素和转化铀-238的闭式燃料循环；五：铅冷快堆（LFR）——快中子谱、铅或铅/铋低共熔液态金属冷却反应堆和有效转化铀-238和管理锕系元素的闭合燃料循环；六：熔盐反应堆（MSR）——在超热中子谱反应堆中用循环的熔盐燃料混合物生产裂变电力和使用全部锕系元素再循环的燃料循环。
以上反应堆预计在今后30年内可投入使用。
相对的优点包括基建费用减少，核安全性提高，核废物产生量最小，并且进一步减小了武器材料扩散的风险。
而其中，铅基反应堆备受关注。
铅基材料（铅、铅铋或铅锂合金等）作为反应堆冷却剂，能使反应堆的物理特性和安全运行具有显著优势，铅基反应堆主要特点如下。
第一，中子经济性优良，发展可持续性好。
铅基材料具有低的中子慢化能力及小的俘获截面，因此铅基反应堆可设计成较硬的中子能谱而获得优良的中子经济性，可利用更多富余中子实现核废料嬗变和核燃料增殖等多种功能，也可设计成长寿命堆芯，不仅能提高资源利用率和经济性，也有利于预防核扩散。
第四代核能系统的特点及其热力循环
第四代核能系统的特点及其热力循环第四代核能系统的特点第四代核反应堆技术有别于第三代先进反应堆。
它在拓宽核能和平利用空间，提高核安全性、经济性等方面提出了一系列更加新颖的规划设想，包括更合理的核燃料循环、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。
2002年第四代核能系统国际论坛选择了以下6种技术方案作为第四代核反应堆重点开发对象。
1.超临界水冷堆（SCWR）SCWR是在水的热力学临界点以上运行的高温、高压水冷堆。
SCWR效率比目前轻水堆高1/3，采用沸水堆的直接循环，简化了系统。
在相同输出功率下，由于采用稠密栅格布置以及超临界水的热容大，因此SCWR只有一般轻水堆的一半大小。
超临界水冷堆及其系统因为反应堆的冷却剂不发生想变，而且采用直接循环，可以大大简化系统。
SCWR参考堆热功率1700MWt，运行压力25MPa，堆芯出口温度510℃，使用氧化铀燃料。
SCWR的非能动安全特性与简化沸水堆相似。
SCWR结合了轻水反应堆和超临界燃煤电厂两种成熟技术。
由于系统简化和热效率高（近效率达44%），发电成本可望降低30%，SCWR在经济上有很大竞争力。
日本提出的热中子谱超临界水堆系统是较为典型的压力容器式反应堆。
该方案取消了蒸汽发生器、稳压器和二回路相关系统，整个装置是一个简单的闭式直接循环系统。
超临界压力水通过反应堆堆芯加热直接引入汽轮机发电，实现了直接循环，使系统大大简化。
系统压力约25.0MPa，反应堆的冷却剂入口温度为280℃，出口温度为530℃。
装置热功率为2740MW，净效率高达44.4%，可输出1217MW 电功率SCWR待解决的技术问题：材料和结构要耐极高的温度、压力以及堆芯的辐射，这就带来了很多相关问题，涉及腐蚀问题、辐射分解作用和水化学作用以及强度和脆变等问题；SCWR的安全性，涉及非能动安全系统的设计，要克服堆芯再淹没时出现的正反应性；理论上有可能出现密度波以及热工水力学和自然循环相耦合的不稳定性。
中广核国家重点实验室科研项目清单
中广核国家重点实验室科研项目清单中广核国家重点实验室科研项目清单一、项目概述•中广核国家重点实验室是我国核能行业的重要研究机构之一，致力于推动核能科技的创新发展。
•以下是中广核国家重点实验室科研项目清单，展示了该实验室的多个重要科研项目。
二、核能材料研究1. 新能源材料开发•研究目标：开发高效、环保的新能源材料，提高能源利用效率。
•项目内容：探索新型材料的应用领域，提出高性能材料的合成方法。
2. 核电站结构材料研究•研究目标：提高核电站结构材料的性能和可靠性，确保核电站的安全运行。
•项目内容：研发新型结构材料，进行材料接口的力学性能测试。
三、核能安全研究1. 辐射安全评估•研究目标：评估核能领域中的辐射安全风险，制定相应的安全措施。
•项目内容：对核能系统中辐射源进行评估和监测，探索辐射防护技术。
2. 核废料处理与处置•研究目标：开发核废料处理与处置的新技术，降低核废料对环境和人类健康的影响。
•项目内容：研究核废料的稳定化处理方法，开展核废料地下处置技术研究。
四、核能系统优化1. 核能系统动力学研究•研究目标：优化核能系统的动力学性能，提高核能发电效率。
•项目内容：研究核能系统的动力学行为，优化控制策略，提高系统响应速度。
2. 核电站运行管理•研究目标：优化核电站的运行管理，提高设备可靠性和经济性。
•项目内容：建立核电站设备的监测和评估体系，提出运行管理策略。
五、核能科技前沿研究1. 第四代核能系统研究•研究目标：推进第四代核能系统的研发，开发更安全、高效的核能技术。
•项目内容：设计新型核反应堆，研究相应的核燃料材料。
2. 核能技术与工程应用前沿研究•研究目标：探索核能技术在其他领域的应用潜力，推动核能技术的交叉创新。
•项目内容：研究核能技术在医疗、环保等领域的应用，提出相应的技术方案。
以上是中广核国家重点实验室科研项目清单的部分内容，该实验室致力于核能科技的前沿研究，为我国核能事业的发展做出重要贡献。
第四代核反应堆系统说明介绍
第四代核反应堆系统简介绪言第四代核反应堆系统（Gen IV）是当前正在被研究的一组理论上的核反应堆，其概念最先是在1999年6月召开的美国核学会年会上提出的。
美国、法国、日本、英国等核电发达国家在2000年组建了Gen-IV国际论坛（GIF），并完成制定Gen IV研发目标计划。
预期在2030年之前，这些设计方案一般不可能投入商业运行。
核工业界普遍认同将，目前世界上在运行中的反应堆为第二代或第三代反应堆系统，以区别已于不久前退役的第一代反应堆系统。
在八项技术指标上，第四代核能系统国际论坛已开始正式研究这些反应堆类型。
这项计划主要目标是改善核能安全，加强防止核扩散问题，减少核燃料浪费和自然资源的利用，并降低建造和运行这些核电站的成本。
并在2030年左右，向商业市场提供能够很好解决核能经济性、安全性、废物处理和防止核扩散问题的第四代核反应堆。
图1 从第一代到第四代核能系统的时间跨越第一代核反应堆产生于上个世纪70 年代前,其主要目的是生产用于军事目的的铀;第二代核反应堆出现于70 年代,是目前大部分核电站使用的堆型,其目的是降低对石油国家的能源供应依赖;第三代核反应堆是在1979 年美国长岛和1986 年乌克兰切尔诺贝利核电站事故后出现的,主要是增加了安全性,但它并不能很好地解决核废料问题;第四代核反应堆则可以同时很好地解决安全和废料问题。
对于第四代核能系统标准且可靠的经济评价，一个完整的核能模式显得十分重要。
对于采用新型核能系统的第四代核电站的经济评估，人们需要采用新的评价手段，因为它们的特性大大不同于目前的第二代和第三代核电站。
目前的经济模式不适合于比较不同的核技术或核电站，而是用于比较核能和化石能源。
第四代核反应堆的堆型最初，人们设想过多种反应堆类型。
但是经过筛选后，重点选定了几个技术上很有前途且最有可能符合Gen IV的初衷目标的反应堆。
它们为几个热中子核反应堆和三种快中子反应堆。
有关VHTR潜在的可供应高温工艺热以用于制氢的设想也正在研究中。
第四代核能技术的发展
第四代核能技术的发展随着全球对可再生能源的需求不断上升，核能作为一种清洁且高效的能源形式，重新回到了人们的视野中。
对于核能技术的研究与发展，特别是第四代核能技术，正成为各国能源战略的重要组成部分。
本文将深入探讨第四代核能技术的发展历程、特点、优势以及未来展望。
一、第四代核能技术的背景核能自20世纪中期开始广泛应用以来，经历了三代技术的发展。
前三代核电技术主要集中在提高反应堆效率和安全性方面，但仍然面临一些核心挑战，包括安全隐患、放射性废物处理和资源利用效率等问题。
在这种背景下，科学家们逐渐提出了第四代核能技术的概念，希望通过新型设计和材料，解决这些老问题。
二、第四代核能技术的主要特点第四代核能技术主要以高温气冷堆（HTGR）、快堆（SFR）、熔盐堆（MSR）和超临界水堆（SCWR）等为代表，其主要特点包括：1. 更高的安全性现代第四代核反应堆在设计上强调主动与被动安全机制。
被动安全系统依赖于自然的物理现象，如重力和热传导，能够在发生突发事件时自动采取措施，保护反应堆及周边环境。
例如，熔盐堆在高温下的液态盐冷却系统，不会发生“核心熔毁”事件，大大提高了运行安全性。
2. 更低的放射性废物产出第四代核能技术通过采用混合氧化物燃料（MOX）和钍燃料循环等方式，实现了更高的燃料利用效率，从而减少了放射性废物的产生。
例如，快中子反应堆能够充分利用铀-238，降低可用燃料的消耗并减少长半衰期放射性同位素的生成。
3. 更高的燃料利用率相较于传统反应堆，第四代核能技术的设计目标是最大限度地提高燃料利用率。
快堆等反应堆通过对铀、钚等可再生资源进行有效增殖，不仅可以减少对稀缺铀矿的依赖，还能够实现“燃料循环经济”，推动资源最优配置。
4. 多样化的应用形式第四代核能技术不仅仅局限于传统发电，它还具备广泛的应用潜力，如用于海水淡化、高温气冷堆还可用于工业过程中的热源需求。
在一些缺水或能源匮乏地区，核能应用可以显著提升地区的发展水平。
第四代核电技术 参数
第四代核电技术参数1.引言1.1 概述第四代核电技术是指相对于第三代核电技术而言的一种新一代的核能发电技术。
随着社会的发展和能源需求的增加，人们对于核电技术提出了更高的要求和期望。
第四代核电技术应运而生，旨在提高核能的利用效率、安全性、环保性和经济性。
与第三代核电技术相比，第四代核电技术具有许多突出特点。
首先，它采用了更先进的反应堆设计，能够更高效地转化核能为电能。
其次，第四代核电技术拥有更高的安全性能，采用了更多的被动安全系统，使其在应对突发事件时具有更强的抗灾能力。
此外，该技术还具有极强的环保性，能够大幅减少核废物的产生，并降低对环境的影响。
最后，第四代核电技术的经济性也得到了极大的改善，其建设、运营和维护成本相对较低，且具有更长的运行寿命。
第四代核电技术的出现将为解决能源短缺和环境污染问题提供新的解决方案。
它不仅能够满足日益增长的能源需求，还能够减少传统能源产生的污染物排放，从而保护环境和人类健康。
此外，由于第四代核电技术具有更高的安全性和抗灾能力，它将在一定程度上减少人类对核能的恐惧和担忧，为核能发展打开更加广阔的前景。
综上所述，第四代核电技术作为一种新兴的核能发电技术，具有较高的发展前景。
它的出现不仅能够提高核能的利用效率和安全性，还能够减少环境污染和核废物的产生，并降低能源的开采成本。
相信随着技术的不断进步和应用的推广，第四代核电技术将在未来发展中起到越来越重要的作用。
1.2 文章结构文章结构部分内容如下：本文主要分为三个部分进行讨论，即引言、正文和结论。
在引言部分，首先对第四代核电技术进行概述，介绍其在能源领域的重要性和发展现状。
接着，说明本文的结构，简要介绍各个部分所涉及的内容和目的。
最后，明确本文的目的，即通过对第四代核电技术参数的探讨，揭示其在未来的前景和应用价值。
正文部分将分为两个部分进行阐述。
首先，讨论第四代核电技术的背景，介绍其起源和发展历程。
这一部分将概述第四代核电技术的研究和应用情况，重点探讨其在提高能源利用效率、减少核废料产生和提高核安全性等方面的优势。
高温气冷堆—第四代核电技术的重要途径
ｇａｓ
ｃｏｏｌｅｄ Ｒｅａｃｔｏｒ—Ｐｅｂｂｌｅ—ｂｅｄ
Ｍｏｄｕｌｅ。ＨＴＲ．ＰＭ）项目。该核电厂采用２ Ｘ ２５０ＭＷｕｈ双
模块球床反应堆，连接一台常规高温高压过热蒸汽透平发电机组．发电效率４２９６。作为配套设施，将建设大型氦气 实验回路和一条年产３０万个球型燃料元件的生产线。其安全目标是在技术上不需要场外应急。经济目标是揭示模块 式高温气冷堆的潜在经济性。 关键词：核电（Ｎｕｃｌｅａｒ Ｐｏｗｅｒ） 高温气冷堆（ＨＴＧＲ）
１引言
核能发展战略
在三哩岛和切尔诺贝利事故后，世界核能界积极研究开发新一代具有更好安全性的核电技术。在轻水堆技术 方面，发展了以增加安全系统冗余度为主要特征的先进轻水堆核电站女ｆｌＥＰＲ，ＡＢＷＲ以及Ｓｙｓｔｅｍ ８０＋，和以采用 非能动安全系统为主要特征的ＡＰｌ０００和ＥＳＢＷＲ，它们后来被统称为第三代核电技术。具有更高安全性能轻水堆 核电站，例如西屋公司的ＩＲＩＳ，原ＡＢＢ公司的ＰｌＵＳ也得到一定程度的发展。在气冷堆领域，于１９８０年代初，德国 ＳＩＥＭＥＮＳｆＩｎｔｅｒａｔｏｍ公司的Ｈ．Ｒｅｕｔｌｅｒ和Ｇ．Ｌｏｈｎｅｎ等提出模块式高温气冷堆概念，这种反应堆在丧失冷却剂事故下， 不采取任何应急冷却措施．燃料元件的最高温度不会超过其设计损坏限值。此后，气冷堆进入模块式高温气冷堆技 术发展阶段。这种反应堆具有固有安全特性。按照１９９２年ＩＡＥＡ关于先进核电系统的会议的说法．这类反应堆被称为 。超越下一代的核电厂。。其安全目标是：所有现实可设想的严重事故的后果都不得有显著的场外辐射影响…。 自２０００年以后提出的第四代核能系统的安全目标是在技术上排除场外应急的需要。模块式高温气冷堆成为第四代核 能系统技术的６个候选堆型之一拉）。 高温气冷堆采用氦气作冷却剂．石墨作慢化剂和结构材料。由许多微小的。包覆颗粒”核燃料弥散在石墨中组 成燃料元件。堆芯出口氦气温度可达到７００．９５０℃。因此．高温气冷堆能够充分利用常规化石能源电厂高效成熟的技 术成果。例如，采用高温高压过热蒸汽或者超临界蒸汽透平发电，发电效率可以达到４０－４５％，采用类似燃气轮机的 氦气透平发电技术可进一步提高发电效率。此外，高温热源可以用于稠油热采、水热化学裂解制氢、煤的气化和液 化、炼钢及化工过程，替代石油和天然气。 从２０世纪６０年代开始，英国、美国和德国开始研发高温气冷堆。１９６２年，英国与欧共体合作开始建造世界第一 座高温气冷堆龙堆（Ｄｒａｇｏｎ），其热功率２０兆瓦，该堆于１９６４年建成临界。其后，德国建成了电功率１５ＭＷ的实验 高温气冷堆ＡＶＲ堆和电功率３００ＭＷ的高温气冷堆核电站ＴＨＴＲ．３００，美国建成了电功率４０兆瓦的实验高温气冷堆桃 花谷（Ｐｅａｃｈ．Ｂｏｔｔｏｍ）堆和电功率３３０ＭＷ的圣符伦堡（Ｆｏｒｔ．Ｓｔ．Ｖｒａｉｎ）高温气冷堆核电站，这些电站大多采用钍．铀 燃料。日本于１９９１年开始建造热功率为３０兆瓦的高温气冷工程试验堆ＩＴＩＴＲ，１９９８年建成临界ｎ’。
第四代核能技术的发展
第四代核能技术的发展核能作为一种重要的清洁能源，近年来在全球范围内得到了广泛的关注和应用。
随着人类对可持续发展目标的重视，传统核能技术逐渐显露出其安全性、经济性及环境友好性的问题。
而第四代核能技术应运而生，旨在克服现有核能技术的短板，提升核能的安全性和利用效率。
本文将深入探讨第四代核能技术的发展背景、特征、核心技术及其未来前景。
发展背景自20世纪50年代以来，核能技术经历了三个主要的发展阶段：第一代核电站主要用于研究和实验，第二代核电站则开始商业发电，第三代核电站在安全性和经济性方面进行了改进。
尽管第三代技术在一定程度上提高了核电站的安全性，但 Fukushima 核事故以及其他事故的发生，再次引发了对核安全的严重担忧，促使科研人员对第四代核能技术展开研究。
与此同时，全球气候变化问题日益严重，各国对减少温室气体排放的需求愈加迫切。
作为一种低碳能源，核能被视为实现这一目标的重要途径。
因此，开发更加安全、高效、可持续的第四代核能技术成为了科研界和政府部门的重要任务。
第四代核能技术的特征第四代核能技术具有以下几个显著特征：安全性：第四代核反应堆设计充分考虑了安全因素，通过引入主动和被动安全系统，有效地提高了反应堆在极端情况下（如地震、洪水等自然灾害或人为事故）下的安全性。
例如，一些设计采用自然循环冷却系统，当发生事故时，反应堆会自动停堆，从而避免可能发生的熔毁。
高效性：相较于前几代反应堆，第四代反应堆能够更有效地利用燃料，有望达到超过90%的燃料利用率。
这一特性不仅有助于减少对铀资源的消耗，还可以显著降低放射性废物的产生。
可持续性：第四代核电站以其高效的燃料循环，可以利用各种类型的燃料，包括“钍-铀”循环等，从而提升能源转化效率。
此外，第四代反应堆还可以利用已经存在的中短期废物进行发电，实现资源再利用。
灵活性：第四代核能技术可以与其他可再生能源以及传统能源形式相结合，例如与太阳能、风能等，并能够适应不同规模的需求。
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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。
第三代核能发电机组（1）背景从九十年代开始人们逐渐加大了对化学燃料发电引起的环境污染，特别是对温室效应引起的全球变暖的关注，使得核能发电重新提上仪事日程。
同时，各核工业发达国家从80年代末到90年代初陆续开始积极为核电的复苏而努力，着手制订以更安全、更经济为目标的设计标准规范，理顺核电厂的安全审批程序。
其中，美国率先制订了先进轻水堆核电厂的电力公司要求文件（URD），西欧国家相继制订了欧洲电力公司要求文件(EUR)。
为了进一步提高核电厂的安全性，严重事故的预防和缓解，就成为新一代核电技术开发的核心。
如果计算到1986年切尔诺贝利事故时为止，世界商用核电厂累计约4000堆·年的运行历史，其间发生过两次严重事故，发生概率达到5×10-4/堆·年。
这说明，严重事故发生概率虽然低，但并不是不可能发生的；同时亦说明，单纯考虑设计基准事故，不考虑严重事故的预防和缓解，不足以确保工作人员、公众和环境的安全。
美国最早开展严重事故的研究，1975年WASH-1400报告首次将概率安全分析技术应用到核电厂，提出了以事件发生频率为依据的事故分类方法。
WASH-1400报告首次指出，核电厂风险主要并非来自设计基准事故，而是导致堆芯熔化的严重事故。
WASH-1400还首次建立了安全壳失效模式和放射性物质释放模式。
在这种背景下，一些发达国家的核电设备供应商利用自己的技术储备和经验积累，开始开发符合《电力公司要求文件》要求的，具备严重事故预防和缓解措施的先进轻水堆核电厂。
同时在提高核电厂的经济性方面亦采取了一系列措施，主要有提高单堆容量，降低单位造价；加深燃耗，延长换料周期，缩短停堆换料时间，提高核电厂的可利用率；延长核电厂的寿命至60年；以及采用模块化设计，缩短建造周期等。
（2）第三代核电机组的设计原则和特点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新建议法规的要求；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，满足URD文件的要求，主要是：堆芯熔化事故概率≤1.0 X 10-5堆·年；大量放射性释放到环境的事故概率≤1.0 X 10-6堆·年；应有预防和缓解严重事故的设施。
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、德国电站联盟联合设计的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。
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。
第二代核能发电机组第二代核能发电是商用核电厂大发展的时期，从上世纪60年代中期到90年代末，即使目前在兴建的核电厂，还大多属于第二代的核能发电机组。
前后形成两次核电厂建设高潮，一次是在美国轻水堆核电厂的经济性得到验证之后，另一次是在1973年世界第一次石油危机后，使得各国将核电作为解决能源问题的有力措施。
第二代核电厂的建设形成了几个主要的核电厂类型，他们是压水堆核电厂，沸水堆核电厂，重水堆（CANDU）核电厂，气冷堆核电厂，以及压力管式石墨水冷堆核电厂。
建成441座核电厂，最大的单机组功率做到150万千瓦，总的运行业绩达到上万个堆年。
期间仅出现过两次较大的事故，即三里岛核电厂事故和切尔诺贝利核电厂事故。
气冷堆核电厂由于其建造费用和发电成本竞争不过轻水堆核电厂，上世纪70年代末已停止兴建。
石墨水冷堆核电厂由于其安全性能存在较大缺陷，切尔诺贝利核电厂事故以后，不再兴建。
从上世纪80年代开始，世界核电进入一个缓慢的发展时期，除亚洲国家外，核电建设的规模都比较小。
造成这种局面的原因主要有：①1979年世界发生了第二次石油危机，各国经济发展的速度迅速减缓；同时大规模的节能措施和产业结构调整，使得电力需求的增长率大幅度降低，1980年仅增长1.7%，1982年为负增长-2.3%，1983年以前美国共取消了108台核电机组及几十台火电机组的合同。
②两次核电厂事故对世界核电的发展产生重大影响，公众接受问题成为核电发展的主要关注点，一些欧洲国家如瑞士、意大利、奥地利、瑞典、德国等相继暂停发展核电；同时严格的审批程序，以及为预防事故所采取的提高安全的措施，使核电厂的建设工期拖长，投资增加，导致核电的经济竞争力下降，特别是投资风险的不确定性，阻碍了核电的进一步发展。
中国第二代压水堆改进型机组特点我国核电技术的引进是从引进法国机组开始的。
法国百万千瓦级核电技术的原型是美国西屋公司标准312堆型，通过改进批量化建设发展成为标准化的CPY 技术。
为了提高法国核电的出口竞争力，法玛通公司在CPY的基础上形成了安全性和经济性较好的M310堆型。
大亚湾核电站引进的就是这种新型的M310堆型，同时我国开展了百万千瓦级大型商用核电技术的消化、吸收和创新工作。
岭澳一期核电站以大亚湾核电站为参考电站，维持热功率和其它主要运行参数不变，结合经验反馈和核安全技术发展要求，通过37项技术改进，进一步提高了电站安全水平和技术经济性能，总体性能达到了国际同类型在役核电站的先进水平。