【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。(华能石岛湾核电是清华大学参与的高温气冷堆项目；中核集团中国原子能科学研究院自主研发的的中国实验快堆（钠冷）已于2011年7月并网发电。)

第四代核电堆型代表：

钠冷快堆

极高温气冷堆

铅冷快堆

气冷快堆

熔盐堆

超临界水堆

（核电观察注释：荣成石岛湾在建高温气冷堆不是第四代核反应堆）

（摘自核景论坛，核电观察做适当编辑，版权归原作者所有，转载请注明出处，保护原创，尊重版权，你我共同的责任）

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