[科普中國(guó)]-第三代核電站

第三代核電站的安全性明顯優(yōu)于第二代核電站。由于安全是核電發(fā)展的前提，世界各國(guó)除了對(duì)正在運(yùn)行的第二代機(jī)組進(jìn)行延壽與補(bǔ)充性建一些二代加的機(jī)組外，目前新一批的核電建設(shè)重點(diǎn)是采用更安全、更先進(jìn)的第三代核電機(jī)組。由我國(guó)國(guó)家核電技術(shù)公司（現(xiàn)國(guó)家電力投資集團(tuán)公司）引進(jìn)的美國(guó)非能動(dòng)AP1000核電站、中國(guó)廣核集團(tuán)公司引進(jìn)的法國(guó)EPR核電站以及國(guó)家電力投資集團(tuán)公司自主研發(fā)的CAP1400核電站都屬于第三代核電站。

中國(guó)首座世界首批AP1000核電機(jī)組是中美兩國(guó)最大的能源高科技合作項(xiàng)目。目前，浙江三門、山東海陽各建2臺(tái)，作為實(shí)現(xiàn)第三代核電自主化的依托。而AP1000機(jī)組的誕生地——美國(guó)也在投入建設(shè)四臺(tái)這樣的機(jī)組。

與此同時(shí)，中國(guó)首臺(tái)EPR核電機(jī)組也在廣東臺(tái)山開展了兩臺(tái)機(jī)組的建設(shè)工作，這是繼FA3、OL3之后的第三座核電機(jī)組。1

第一代自50年至60年代初蘇聯(lián)、美國(guó)等建造的第一批單機(jī)容量在300MWe左右的核電站，如美國(guó)的希平港核電站和英第安角1號(hào)核電站，法國(guó)的舒茲(Chooz)核電站，德國(guó)的奧珀利海母(Obrigheim)核電站,日本的美浜1號(hào)核電站等。第一代核電廠屬于原型堆核電廠，主要目的是為了通過試驗(yàn)示范形式來驗(yàn)證其核電在工程實(shí)施上的可行性。

第二代上世紀(jì)70年代，因石油漲價(jià)引發(fā)的能源危機(jī)促進(jìn)了核電發(fā)展，世界上商業(yè)運(yùn)行的400多臺(tái)機(jī)組大部分在這段時(shí)期建成，稱為第二代核電機(jī)組。第二代核電廠主要是實(shí)現(xiàn)商業(yè)化、標(biāo)準(zhǔn)化、系列化、批量化，以提高經(jīng)濟(jì)性。自60年代末至70年代世界上建造了大批單機(jī)容量在600－1400MWe的標(biāo)準(zhǔn)化和系列化核電站，以美國(guó)西屋公司為代表的Model 212（600MWe，兩環(huán)路壓水堆，堆芯有121合組件，采用12英尺燃料組件）、Model 312（1000MWe，3環(huán)路壓水堆，堆芯有157盒組件，采用12英尺燃料組件，），Model 314 （1040MWe，3環(huán)路壓水堆，堆芯有157盒組件，采用14英尺燃料組件），Model 412（1200MWe，4環(huán)路壓水堆，堆芯有193盒組件，采用12英尺燃料組件，）、Model 414（1300MWe，4環(huán)路壓水堆，堆芯有193盒組件，采用14英尺燃料組件）、System80（1050MWe，2環(huán)路壓水堆）以及一大批沸水堆（BWR）均可劃入第二代核電站范疇。法國(guó)的CPY，P4，P4′?也屬于Model 312，Model 414一類標(biāo)準(zhǔn)核電站。日本、韓國(guó)也建造了一批Model 412、BWR、System80等標(biāo)準(zhǔn)核電站。

第二代核電站是世界正在運(yùn)行的439座核電站（2007年9月統(tǒng)計(jì)數(shù)）主力機(jī)組，總裝機(jī)容量為3.72億千瓦。還共有34臺(tái)在建核電機(jī)組，總裝機(jī)容量為0.278億千瓦。在三里島核電站和切爾諾貝利核電站發(fā)生事故之后，各國(guó)對(duì)正在運(yùn)行的核電站進(jìn)行了不同程度的改進(jìn)，在安全性和經(jīng)濟(jì)性都有了不同程度的提高。

不過如今，從事核電的專家們對(duì)第二代核電站進(jìn)行了反思，當(dāng)時(shí)認(rèn)為發(fā)生堆芯熔化和放射性物質(zhì)大量往環(huán)境釋放這類嚴(yán)重事故的可能性很小，不必把預(yù)防和緩解嚴(yán)重事故的設(shè)施作為設(shè)計(jì)上必須的要求，因此，第二代核電站應(yīng)對(duì)嚴(yán)重事故的措施比較薄弱。

第三代對(duì)于第三代核電站類型有各種不同看法。美國(guó)核電用戶要求文件（URD）和歐洲核電用戶要求文件（EUR）提出了下一代核電站的安全和設(shè)計(jì)技術(shù)要求，它包括了改革型的能動(dòng)（安全系統(tǒng)）核電站和先進(jìn)型的非能動(dòng)（安全系統(tǒng)）核電站，并完成了全部工程論證和試驗(yàn)工作以及核電站的初步設(shè)計(jì)，它們將成為下一代（第三代）核電站的主力堆型。

第四代第四代核能系統(tǒng)概念（有別于核電技術(shù)或先進(jìn)反應(yīng)堆），最先由美國(guó)能源部的核能、科學(xué)與技術(shù)辦公室提出，始見于1999年6月美國(guó)核學(xué)會(huì)夏季年會(huì)，同年11月的該學(xué)會(huì)冬季年會(huì)上，發(fā)展第四代核能系統(tǒng)的設(shè)想得到進(jìn)一步明確； 2000年1月，美國(guó)能源部發(fā)起并約請(qǐng)阿根廷、巴西、加拿大、法國(guó)、日本、韓國(guó)、南非和英國(guó)等9個(gè)國(guó)家的政府代表開會(huì)，討論開發(fā)新一代核能技術(shù)的國(guó)際合作問題，取得了廣泛共識(shí)，并發(fā)表了“九國(guó)聯(lián)合聲明”。隨后，由美國(guó)、法國(guó)、日本、英國(guó)等核電發(fā)達(dá)國(guó)家組建了“第四代核能系統(tǒng)國(guó)際論壇（GIF）”，擬于2-3年內(nèi)定出相關(guān)目標(biāo)和計(jì)劃；這項(xiàng)計(jì)劃總的目標(biāo)是在2030年左右，向市場(chǎng)推出能夠解決核能經(jīng)濟(jì)性、安全性、廢物處理和防止核擴(kuò)散問題的第四代核能系統(tǒng)（Gen-IV）。1

第四代核能系統(tǒng)將滿足安全、經(jīng)濟(jì)、可持續(xù)發(fā)展、極少的廢物生成、燃料增殖的風(fēng)險(xiǎn)低、防止核擴(kuò)散等基本要求。

世界各國(guó)都在不同程度上開展第四代核電能系統(tǒng)的基礎(chǔ)技術(shù)和學(xué)課的研發(fā)工作。

世界各國(guó)在回顧三十余年第二代核電站的建造和運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)，尤其總結(jié)了美國(guó)三哩島核電站和切爾諾貝利核電站事故的經(jīng)驗(yàn)教訓(xùn)之后，為使今后建造的核電站在安全性、經(jīng)濟(jì)性、安全審評(píng)穩(wěn)定性以及保護(hù)核電業(yè)主投資等方面有大的改進(jìn)，首特點(diǎn)

先是美國(guó)電力公司發(fā)起建立先進(jìn)輕水堆（ALWR）設(shè)計(jì)的技術(shù)基礎(chǔ)，為設(shè)計(jì)美國(guó)下一代先進(jìn)輕水堆(ALWR)，推行一項(xiàng)先進(jìn)輕水堆ALWR計(jì)劃，編制了一份美國(guó)核電用戶要求文件(URD)，繼而歐洲10家核電公司也編寫了歐洲核電用戶要求(EUR)文件。

URD和EUR規(guī)范了第三代核電站的設(shè)計(jì)技術(shù)基礎(chǔ)，其要點(diǎn)如下：

1）ALWR計(jì)劃的目標(biāo)：為未來的ALWR提供一整套設(shè)計(jì)的綜合要求、穩(wěn)定的審批基準(zhǔn)、支持ALWR電廠的發(fā)展。

2）ALWR 的14條政策：簡(jiǎn)單化、設(shè)計(jì)裕量、人因、安全、設(shè)計(jì)基準(zhǔn)與安全裕量、管理穩(wěn)定性、標(biāo)準(zhǔn)化、成熟技術(shù)、可維護(hù)性、可建造性、質(zhì)量保證、經(jīng)濟(jì)性、預(yù)防人為破壞、睦鄰友好。

3）ALWR高層安全設(shè)計(jì)要求，其要點(diǎn)如下：

抗事故能力：所有工況下都具有負(fù)的功率反應(yīng)性系數(shù)、采用最好的材料及水質(zhì)、改進(jìn)的人機(jī)界面系統(tǒng)、采用成熟的診斷監(jiān)測(cè)技術(shù)、須留給操縱員足夠的時(shí)間（30分鐘或更長(zhǎng)時(shí)間)來防止設(shè)備的損壞及防止導(dǎo)致較長(zhǎng)停堆的電廠工況等。

防止堆芯損壞：防止堆芯損壞的專設(shè)安全系統(tǒng)應(yīng)滿足執(zhí)照設(shè)計(jì)基準(zhǔn)要求及安全裕量基準(zhǔn)、堆芯損壞頻率小于1×10-5/堆年等。

緩解事故能力：堅(jiān)固而大容積的安全殼和相應(yīng)的專設(shè)安全系統(tǒng)；采用現(xiàn)實(shí)源項(xiàng)分析；控制可燃?xì)錃獾臐舛龋辉诶鄯e發(fā)生頻率大于10-6/堆年的嚴(yán)重事故條件下，在廠址邊界處(離開反應(yīng)堆大約0.5英里)，公眾個(gè)人的全身劑量小于25雷姆等要求。

4）第三代壓水堆核電站有兩種類型：改進(jìn)型電廠（如EPR）和非能動(dòng)型電廠(如 AP1000)。URD對(duì)兩種類型的核電廠又分別提出了專用要求，其要點(diǎn)如下：

改進(jìn)型核電廠：更簡(jiǎn)化的專設(shè)安全系統(tǒng)；至少有兩條隔離的和獨(dú)立的交流電源與電網(wǎng)相連；至少三十分鐘時(shí)間內(nèi)，不考慮操縱員的干預(yù)；在喪失全部給水，至少在2小時(shí)內(nèi)不應(yīng)有燃料損壞；在喪失廠內(nèi)外交流電源的8小時(shí)內(nèi)，燃料沒有損壞等。

非能動(dòng)型核電廠：不要求安全相關(guān)的交流電源；至少72小時(shí)內(nèi)，不需要操作員干預(yù)；嚴(yán)重事故條件下，安全殼有足夠的設(shè)計(jì)裕量；不需要廠外應(yīng)急計(jì)劃等。

以上概括了第三代核電站的特點(diǎn)，我國(guó)國(guó)家引進(jìn)的美國(guó)非能動(dòng)AP1000核電站屬于第三代核電站的非能動(dòng)型核電廠，廣東核電集團(tuán)公司引進(jìn)的法國(guó)EPR核電站屬于第三代核電站的改進(jìn)性核電廠。AP1000和EPR基本上都滿足了上述URD和EUR的相關(guān)要求。

型號(hào)分類AP1000AP1000 是由美國(guó)西屋公司開發(fā)的先進(jìn)的非能動(dòng)的壓水堆（Advanced Passive PWR） 。

2002年3月，美國(guó)核管會(huì)已經(jīng)完成AP1000設(shè)計(jì)的預(yù)認(rèn)證審查（Pre-certification Review），AP600有關(guān)的試驗(yàn)和分析程序可以用于AP1000設(shè)計(jì)。2004年12月獲得了美國(guó)核管會(huì)授予的最終設(shè)計(jì)批準(zhǔn)。

AP1000 為單堆布置兩環(huán)路機(jī)組，電功率1250MWe，設(shè)計(jì)壽命60年，主要安全系統(tǒng)采用非能動(dòng)設(shè)計(jì)，布置在安全殼內(nèi)，安全殼為雙層結(jié)構(gòu)，外層為預(yù)應(yīng)力混凝土，內(nèi)層為鋼板結(jié)構(gòu)。2

EP10001994年，歐洲用戶集團(tuán)會(huì)同西屋公司及其工業(yè)合作伙伴GENESI（一個(gè)意大利企業(yè)集團(tuán)，包括ANSALDO和FIAT），啟動(dòng)了一項(xiàng)名為EPP（歐洲非能動(dòng)型核電站）的計(jì)劃，以評(píng)估西屋公司非能動(dòng)核電站技術(shù)在歐洲的應(yīng)用前景。已完成以下主要工作：（1）評(píng)估了歐洲用戶要求（EUR）對(duì)西屋核島設(shè)計(jì)的影響；（2）確定了滿足EUR的1000MWe級(jí)非能動(dòng)核電站的基準(zhǔn)設(shè)計(jì)（EP1000），并期望在歐洲獲得設(shè)計(jì)許可。對(duì)于安全系統(tǒng)和安全殼，基準(zhǔn)電站設(shè)計(jì)基本上采用了西屋公司簡(jiǎn)化壓水堆（SPWR）的設(shè)計(jì)，而在EP1000基準(zhǔn)設(shè)計(jì)中的輔助系統(tǒng)設(shè)計(jì)部分，則是根據(jù)AP600進(jìn)行設(shè)計(jì)的。但是，EP1000同樣具有滿足EUR和歐洲取證許可要求的特點(diǎn)

技術(shù)差異美國(guó)、法國(guó)、俄羅斯等國(guó)都是在吸取20年前的切爾諾貝利嚴(yán)重事故的慘痛教訓(xùn)后，認(rèn)識(shí)到預(yù)防和緩解嚴(yán)重事故的極端重要性，花大力氣進(jìn)行研究開發(fā)預(yù)防和緩解嚴(yán)重事故的對(duì)策和措施，經(jīng)過了十多年的努力，才達(dá)到了工程應(yīng)用的程度。為此，國(guó)際原子能機(jī)構(gòu)頒發(fā)了新的安全法規(guī)（第二版）對(duì)預(yù)防和緩解嚴(yán)重事故提出了嚴(yán)格要求，我國(guó)國(guó)家核安全局也頒布了新的安全法規(guī)，對(duì)預(yù)防和緩解嚴(yán)重事故提出了新的要求。

第二代核電技術(shù)在安全上不滿足國(guó)際原子能機(jī)構(gòu)安全法規(guī)（第二版）對(duì)預(yù)防和緩解嚴(yán)重事故的要求，也不符合我國(guó)新頒布的安全法規(guī)對(duì)預(yù)防和緩解嚴(yán)重事故的要求，當(dāng)然也不滿足URD和EUR的要求，但第三代核電技術(shù)能滿足這些要求的。這是第二代核電核電站與第三代核電站在技術(shù)上的主要差異。

例如AP1000和EPR的堆芯損壞頻率（CDF）分別為5.0894×10-7和1.18×10-6/堆年，大量放射性釋放概率分別為5.94×10-8和9.6×10-8/堆年，遠(yuǎn)比第二代核電站低一至二數(shù)量級(jí)。

第二代核電核電站與第三代核電站技術(shù)上存在差異還體現(xiàn)在：先進(jìn)的燃料管理技術(shù)、先進(jìn)的反應(yīng)堆設(shè)計(jì)技術(shù)、先進(jìn)的人因工程、先進(jìn)的數(shù)字化儀表控制系統(tǒng)和控制室、寬裕的操作員可不干預(yù)時(shí)間以及、模塊化設(shè)計(jì)和建造技術(shù)等方面。

性能比較1、AP1000和EPR的安全系統(tǒng)采用了兩種完全不同的設(shè)計(jì)理念

AP1000安全系統(tǒng)采用 “非能動(dòng)”的設(shè)計(jì)理念，更好地達(dá)到“簡(jiǎn)化”的設(shè)計(jì)方針。安全系統(tǒng)利用物質(zhì)的自然特性：重力、自然循環(huán)、壓縮氣體的能量等簡(jiǎn)單的物理原理，不需要泵、交流電源、1E級(jí)應(yīng)急柴油機(jī)，以及相應(yīng)的通風(fēng)、冷卻水等支持系統(tǒng)，大大簡(jiǎn)化了安全系統(tǒng)（它們只在發(fā)生事故時(shí)才動(dòng)作），大大降低了人因錯(cuò)誤。“非能動(dòng)”安全系統(tǒng)的設(shè)計(jì)理念是壓水堆核電技術(shù)中的一次重大革新。

EPR安全系統(tǒng)在傳統(tǒng)第二代壓水堆核電技術(shù)的基礎(chǔ)上，采用“加”的設(shè)計(jì)理念，即用增加冗余度來提高安全性。安全系統(tǒng)全部由兩個(gè)系列增加到四個(gè)系列， EPR在增加安全水平的同時(shí)，增加了安全系統(tǒng)的復(fù)雜性。核電站安全系統(tǒng)的設(shè)計(jì)基本上屬于第二代壓水堆核電技術(shù)，是一種改良性的變化。

2、 AP1000和EPR的安全性的比較

由于AP1000和EPR的安全系統(tǒng)采用了兩種完全不同的設(shè)計(jì)理念A(yù)P1000 和EPR的安全性有較大的差別。

AP1000在發(fā)生事故后的堆芯損壞頻率為5.0894×10-7/堆年比EPR的1.18×10-6 /堆年小2.3倍，大量放射性釋放概率為5.94×10-8/堆年也比EPR的9.6×10-8/堆年小1.6倍（而且AP1000采用的設(shè)備可靠性數(shù)據(jù)均比較保守）；

核電站發(fā)生事故后，AP1000操作員可不干預(yù)時(shí)間高達(dá) 72小時(shí)，而EPR為半小時(shí)；

AP1000 在發(fā)生堆芯熔化事故時(shí)，能有效地防止反應(yīng)堆壓力容器（第二道屏障）熔穿，將堆芯放射性熔融物保持在反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)，使放射性向環(huán)境釋放的概率降到最低；而EPR不防止反應(yīng)堆壓力容器熔穿，堆芯放射性熔融物暫時(shí)滯留在堆腔內(nèi)，然后采取措施延緩熔融物和安全殼（第三道屏障）底板的混凝土相互作用，防止安全殼底板熔穿。3

AP1000的人因失誤占堆熔頻率的7.74%，共因失效占堆熔頻率的57%，而EPR分別為29%和94%，AP1000 明顯優(yōu)于EPR。

3、 成熟性

AP1000的最大特點(diǎn)是安全系統(tǒng)采用了非能動(dòng)技術(shù)，西屋公司為此做過大量試驗(yàn)、計(jì)算和驗(yàn)證工作，這些試驗(yàn)結(jié)果已全部被美國(guó)核管會(huì)接受，非能動(dòng)安全系統(tǒng)已達(dá)到成熟性的要求。反應(yīng)堆和反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)設(shè)計(jì)采用與第二代核電站相似的成熟技術(shù)。AP1000的冷卻劑屏蔽電機(jī)泵的功率比過去屏蔽電機(jī)泵產(chǎn)品都大，屬于首次設(shè)計(jì)的大型泵，但它們的功率已相當(dāng)接近。 EMD屏蔽電機(jī)泵制造廠EMD公司有豐富的制造經(jīng)驗(yàn)，生產(chǎn)過大量（約1500臺(tái)）不同功率、不同尺寸的屏蔽泵用于軍工、早期的核電站和其他工業(yè)部門，取得了很好的使用業(yè)績(jī),設(shè)計(jì)和制造技術(shù)是成熟、可信的。可以說，AP1000屏蔽電機(jī)泵主要問題是加快首臺(tái)泵制造進(jìn)度和進(jìn)行工程性驗(yàn)證。

EPR 最大特點(diǎn)是加大反應(yīng)堆的熱功率以及增加安全系統(tǒng)的冗余度和多樣性。設(shè)計(jì)理念是成熟的；EPR加大了反應(yīng)堆的熱功率和尺寸，主要設(shè)備（反應(yīng)堆壓力容器、堆內(nèi)構(gòu)件、蒸汽發(fā)生器和主冷卻劑泵等）都加大了容量和尺寸。但一些主要核設(shè)備（反應(yīng)堆壓力容器和堆內(nèi)構(gòu)件、蒸汽發(fā)生器、主冷卻劑泵等）的試驗(yàn)還未完成，都有待在試驗(yàn)臺(tái)架上和現(xiàn)場(chǎng)進(jìn)行工程性試驗(yàn)和驗(yàn)證。

兩者的成熟性比較是不相上下的。

4、經(jīng)濟(jì)性

AP1000 安全系統(tǒng)采用非能動(dòng)的理念，安全系統(tǒng)配置簡(jiǎn)化、安全支持系統(tǒng)減少、安全級(jí)設(shè)備和抗震廠房減少、IE級(jí)應(yīng)急柴油機(jī)系統(tǒng)和很多能動(dòng)設(shè)備被取消，以及大宗材料需求明顯降低。AP1000的安全系統(tǒng)及其設(shè)備數(shù)量得到大量的減少，例如AP1000的安全級(jí)泵和閥門分別為6臺(tái)（包括4臺(tái)主泵）和599臺(tái)，EPR則為 88臺(tái)和7000臺(tái)。再加上模塊化設(shè)計(jì)和建造新技術(shù)的采用，由此派生出了設(shè)計(jì)簡(jiǎn)化、系統(tǒng)設(shè)置簡(jiǎn)化、工藝布置簡(jiǎn)化、施工量減少、工期縮短以及運(yùn)行方便、維修簡(jiǎn)單等一系列效應(yīng)。從長(zhǎng)遠(yuǎn)觀點(diǎn)來看， AP1000不僅使安全性能得到顯著提高，而且費(fèi)用和長(zhǎng)期的運(yùn)行費(fèi)用也得到明顯降低，在經(jīng)濟(jì)上也具有較強(qiáng)的競(jìng)爭(zhēng)力。這種優(yōu)勢(shì)在批量建造若干臺(tái)（譬如8至 10臺(tái)）后AP1000核電機(jī)組將會(huì)越來越明顯。

EPR是通過增加安全系統(tǒng)冗余度和系統(tǒng)配置來提高安全性；但由于單機(jī)容量大，廠址利用率高，提高了它的經(jīng)濟(jì)性。

5、安全審評(píng)

AP1000安全審評(píng)情況：西屋公司于2002年3月28日向美國(guó)核管會(huì)提交AP1000 標(biāo)準(zhǔn)設(shè)計(jì)的“標(biāo)準(zhǔn)設(shè)計(jì)證書”申請(qǐng)，該申請(qǐng)包括AP1000設(shè)計(jì)控制文件、PSA報(bào)告等。美國(guó)核管會(huì) 于 2002年7月25受理該申請(qǐng)，并據(jù)聯(lián)邦法規(guī)10 CFR Part 52 及相關(guān)法規(guī)、嚴(yán)重事故政策等進(jìn)行了審評(píng)，于2004年9月正式發(fā)布了“最終安全評(píng)價(jià)報(bào)告（FSER）”。9月23日，西屋公司獲得了NRC 關(guān)于AP1000 的最終設(shè)計(jì)批準(zhǔn)書（FDA）。根據(jù)美國(guó)有關(guān)法律舉行聽證會(huì)后，NRC 于2005年12月30日向西屋公司頒發(fā)了AP－1000 標(biāo)準(zhǔn)設(shè)計(jì)的“標(biāo)準(zhǔn)設(shè)計(jì)證書”。

EPR的安全審評(píng)情況：芬蘭已從法國(guó)引進(jìn)EPR, 在芬蘭建造OL3 核電廠。芬蘭核安全當(dāng)局已完成EPR 初步安全分析報(bào)告的審評(píng)，并于2005年2月17日頒發(fā)“OL3 核電廠建造許可證”。據(jù)稱芬蘭核安全當(dāng)局已把審評(píng)中未關(guān)閉的問題列入建造許可證條件。

根據(jù)掌握的資料，結(jié)合初步工程判斷，AP1000或EPR在核安全許可證申請(qǐng)和審評(píng)中，不會(huì)出現(xiàn)重大問題。

在中國(guó)背景迄今為止，中國(guó)所有的核電站都是建在沿海。中國(guó)能不能將核電站建在內(nèi)陸？郁祖盛給記者舉出了一個(gè)數(shù)據(jù)：“全世界430個(gè)核電站中，70%以上在內(nèi)陸。前蘇聯(lián)的壓水堆型核電站是100%，美國(guó)是75.7%。而AP1000本來就是為建在內(nèi)陸而設(shè)計(jì)的。”

由于罕見的低溫雨雪冰凍災(zāi)害，導(dǎo)致電纜被壓跨、鐵路運(yùn)輸被迫中斷、火電廠缺乏燃料被迫停工，令人“觸目驚心”。加之，隨著我國(guó)中西部地區(qū)的經(jīng)濟(jì)發(fā)展和社會(huì)進(jìn)步，能源供應(yīng)能力和日益增長(zhǎng)的需求之間的矛盾不斷加劇，以及我國(guó)節(jié)能減排和保護(hù)環(huán)境面臨的巨大壓力，也促使國(guó)家下定決心在內(nèi)陸地區(qū)建核電站。江西、湖南、湖北等都在計(jì)劃之列。

發(fā)展進(jìn)程中國(guó)政府從2003年起，就開始啟動(dòng)了第三代核電技術(shù)的招標(biāo)工作。在諸多國(guó)際競(jìng)標(biāo)者中，美國(guó)西屋聯(lián)合體以最先進(jìn)的第三代先進(jìn)壓水堆核電技術(shù)（AP1000）勝出。據(jù)稱，與美國(guó)西屋聯(lián)合體的一系列談判都是由國(guó)家核電（籌）來進(jìn)行的。

2006年12月16日，中美簽署兩國(guó)政府《關(guān)于在中國(guó)合作建設(shè)先進(jìn)壓水堆核電項(xiàng)目及相關(guān)技術(shù)轉(zhuǎn)讓的諒解備忘錄》，標(biāo)志著我國(guó)正式?jīng)Q定引進(jìn) AP1000作為我國(guó)第三代核電站的主力堆型。2007年7月24日，三代核電自主化依托項(xiàng)目核島合同在北京簽署，全球首臺(tái)AP1000核電機(jī)組落戶浙江三門核電站。

中國(guó)購買美國(guó)4臺(tái)先進(jìn)的AP1000核電機(jī)組，美方同時(shí)轉(zhuǎn)讓AP1000設(shè)計(jì)技術(shù)、設(shè)備制造和成套技術(shù)、建造技術(shù)等先進(jìn)的核電技術(shù)，中方將完全擁有在引進(jìn)AP1000核電技術(shù)基礎(chǔ)上改進(jìn)和開發(fā)的、輸出功率大于135萬千瓦的、大型非能動(dòng)核電站的知識(shí)產(chǎn)權(quán)。

最終，國(guó)家核電于2007 年7月24日，與美國(guó)西屋聯(lián)合體正式簽訂了4臺(tái)AP1000機(jī)組合同。合同執(zhí)行情況良好，技術(shù)轉(zhuǎn)讓工作正有序開展。林誠(chéng)格相信，“經(jīng)過4臺(tái)機(jī)組的消化吸收，中國(guó)就能實(shí)現(xiàn)AP1000技術(shù)的自主化、國(guó)產(chǎn)化。”

2012年9月26日，中國(guó)國(guó)家電監(jiān)會(huì)透露，中國(guó)也在積極推進(jìn)三代核電機(jī)組建設(shè)。2007年，中國(guó)決定走“引進(jìn)、消化、吸收、再創(chuàng)新”路子，引進(jìn)美國(guó)西屋公司三代AP1000核電技術(shù)，并成立了國(guó)家核電技術(shù)公司，作為技術(shù)引進(jìn)、工程建設(shè)和自主化發(fā)展的主要載體和研發(fā)平臺(tái)。已有浙江三門、山東海陽兩個(gè)依托項(xiàng)目開工建設(shè)。國(guó)家核電技術(shù)公司在充分消化吸收AP1000設(shè)計(jì)技術(shù)基礎(chǔ)上進(jìn)行的CAP1000初步設(shè)計(jì)已通過公司專家審查。

降溫系統(tǒng)我國(guó)自主創(chuàng)新的第三代核電項(xiàng)目正在浙江三門和山東海陽進(jìn)行建設(shè)，和正在運(yùn)行發(fā)電的第二代核電機(jī)組相比，預(yù)防和緩解堆芯熔化成為設(shè)計(jì)上的必須要求，而這一點(diǎn)也正是作為第二代核電站的福島核電站事故中暴露出來的弱點(diǎn)。據(jù)悉，我國(guó)第三代核電站將裝備有蓄水池，這樣的“大水箱”在緊急情況下能釋放出大量的水，從而達(dá)到降溫等應(yīng)急需求。

通過總結(jié)經(jīng)驗(yàn)教訓(xùn)，美國(guó)、歐洲和國(guó)際原子能機(jī)構(gòu)都出臺(tái)了新規(guī)定，把預(yù)防和緩解嚴(yán)重事故作為設(shè)計(jì)上的必須要求，滿足以上要求的核電站稱為第三代核電站。

世界上技術(shù)比較成熟、可以據(jù)以建造第三代核電機(jī)組的設(shè)計(jì)，主要有美國(guó)的AP1000(壓水堆)和ABWR(沸水堆)，以及歐洲的EPR(壓水堆)等型號(hào)，它們發(fā)生嚴(yán)重事故的概率均比第二代核電機(jī)組小100倍以上。美國(guó)、法國(guó)等國(guó)家已公開宣布，今后不再建造第二代核電機(jī)組，只建設(shè)第三代核電機(jī)組。而我國(guó)有13臺(tái)第二代核電機(jī)組正在運(yùn)行發(fā)電，未來重點(diǎn)放在建設(shè)第三代核電機(jī)組上，并開發(fā)出具有我國(guó)自主知識(shí)產(chǎn)權(quán)的中國(guó)品牌的第三代先進(jìn)核電機(jī)組。為此，國(guó)務(wù)院決定以浙江三門和山東海陽兩個(gè)核電項(xiàng)目作為第三代核電自主化依托工程，建設(shè)4套第三代AP1000壓水堆核電機(jī)組。國(guó)家中長(zhǎng)期科技發(fā)展規(guī)劃綱要已將“大型先進(jìn)壓水堆核電站”列為重大專項(xiàng)。

國(guó)產(chǎn)化我國(guó)第三代核電自主化依托項(xiàng)目工程建設(shè)總體上進(jìn)展順利，安全、質(zhì)量、進(jìn)度都處于全面受控狀態(tài)。在此過程中，我國(guó)引進(jìn)消化吸收再創(chuàng)新和自主創(chuàng)新，在世界上率先掌握了第三代核電AP1000的五大核心關(guān)鍵技術(shù)，為推進(jìn)中國(guó)核電產(chǎn)業(yè)技術(shù)水平的整體跨越，為實(shí)現(xiàn)我國(guó)第三代核電AP1000的自主化、批量化建設(shè)打下了堅(jiān)實(shí)的基礎(chǔ)。核島筏基大體積混凝土一次性整體澆注技術(shù)、核島鋼制安全殼底封頭成套技術(shù)、模塊設(shè)計(jì)和制造技術(shù)、主管道制造技術(shù)、核島主設(shè)備大型鍛件制造技術(shù)，這幾項(xiàng)關(guān)鍵技術(shù)標(biāo)志著我國(guó)核電技術(shù)達(dá)到新的水平。在建的三門核電站和海陽核電站均為第三代核電站，其主管道均由我國(guó)煙臺(tái)臺(tái)?，斉瑺柡穗娫O(shè)備股份有限公司提供，煙臺(tái)臺(tái)海瑪努爾核電設(shè)備有限公司是全球唯一具備二代和三代核電站主管道生產(chǎn)能力的企業(yè)。4

本詞條內(nèi)容貢獻(xiàn)者為:

宋培峰 - 高級(jí)工程師 - 環(huán)境保護(hù)部核與輻射安全中心