四代核電技術

　　核電技術起步于上世紀中期，迄今已發展至第三代，第四代核電技術尚處于開發階段。總體而言，６０年來，核電技術一代比一代安全。

    第一代核電技術：即早期原型反應堆，主要目的是為通過試驗示范形式來驗證核電在工程實施上的可行性。

    上世紀５０年代中期至６０年代初，蘇聯建成５兆瓦石墨沸水堆核電站，美國建成６０兆瓦原型壓水堆核電站，法國建成６０兆瓦天然鈾石墨氣冷堆核電站，加拿大建成２５兆瓦天然鈾重水堆核電站，這些核電站均屬于第一代核電站，最終發現輕水堆（包括壓水堆和沸水堆）實用優勢明顯，輕水堆也因此成為核電發展的主線。第一代核電站現已退出歷史舞臺，不再使用。

    第二代核電技術：上世紀６０年代中期以后投入運行的大部分核電站是基于第二代核電技術，它實現了商業化、標準化等，包括壓水堆、沸水堆和重水堆等，單機組的功率水平在第一代核電技術基礎上大幅提高，達到千兆瓦級。

    在第二代核電技術高速發展期，平均１７天就有一座核電站投入運行，主要原因是在當時石油危機的背景下，人們普遍看好核電。美、蘇、日和西歐各國均制定了龐大的核電規劃。美國成批建造了５００至１１００兆瓦的壓水堆、沸水堆，并出口其他國家；蘇聯建造了１０００兆瓦石墨堆和４４０兆瓦、１０００兆瓦ＶＶＥＲ型壓水堆；日本和法國引進、消化了美國的壓水堆、沸水堆技術，其核電發電量均增加了２０多倍。

    １９７９年美國三里島核電站事故和１９８６年蘇聯切爾諾貝利核電站事故催生了第二代改進型核電站，其主要特點是增設了氫氣控制系統、安全殼泄壓裝置等，安全性能得到顯著提升。此前建設的所有核電站均為一代改進堆或二代堆，如日本福島第一核電站的部分機組反應堆。我國目前運行的核電站大多為第二代改進型。

    第三代核電技術：指滿足《美國用戶要求文件（ＵＲＤ）》或《歐洲用戶要求文件（ＥＵＲ）》，具有更高安全性、更高功率的新一代先進核電站。比如，ＵＲＤ對新建核電站的主要要求包括：功率更大（１０００至１５００兆瓦）；壽命更長（由４０年延長至６０年）；建設周期更短（４８至５２個月）；經濟性更好（造價大幅度降低）；安全性更高。世界核能協會說，第三代核電站與第二代核電站的最大區別在于，事故發生時，第三代核電站不依賴人為操作或外界系統的干預，而依靠重力、自然循環等自然規律來實現保護功能。

    第三代核電站主要堆型包括先進沸水堆（ＡＢＷＲ）、先進非能動式壓水堆１０００（ＡＰ１０００）、歐洲壓水堆（ＥＰＲ）、先進壓水堆（ＡＰＷＲ）、經濟簡化型沸水堆（ＥＳＢＷＲ）和先進壓水堆１４００（ＡＰＲ１４００）等。中國已引進ＡＰ１０００等技術，分別在浙江三門和山東海陽等地開工建造。

    第四代核電技術：目前仍處于開發階段，目標是在２０３０年左右投入應用。第四代核電技術有六種設計概念，包括三種快中子堆和三種熱中子堆。三種快中子堆分別是帶有先進燃料循環的鈉冷快堆（ＳＦＲ）、鉛冷快堆（ＬＦＲ）和氣冷快堆（ＧＦＲ）；三種熱中子堆分別是超臨界水冷堆（ＳＣＷＲ）、超高溫氣冷堆（ＶＨＴＲ）和熔鹽堆（ＭＳＲ）。這些設計的目的是要達到大幅減少核廢料、更充分利用鈾資源、降低核電站建造和運營成本，以及更好控制核擴散，即保證核技術的和平利用。