【科普】盘点第三代核电技术

我们经常提到第三代核电技术，那么什么才是第三代核电技术呢，下面，一起来看一下目前国内的第三代核电技术吧。

首先，我们要清楚一点，什么是第三代核电技术?业内许多介绍都是先入为主地判定哪些电站是第三代核电技术，固然会起到第三代核电技术科普作用，但让人理解，第三代和前几代不同之处，进而进行判断也是很重要的。

我们通过查询，对第三代核电技术看到如下标准。

类型主要包括改革型的能动(安全系统)核电站和先进型的非能动(安全系统)核电站，并能够完成全部工程论证和试验工作以及核电站的初步设计。

对于这两种类型，又有：

改进型核电厂：拥有更简化的专设安全系统;至少有两条隔离的和独立的交流电源与电网相连;至少三十分钟时间内，不考虑操纵员的干预;在丧失全部给水，至少在2小时内不应有燃料损坏;在丧失厂内外交流电源的8小时内，燃料没有损坏等。

非能动型核电厂：不要求安全相关的交流电源，一旦遭遇紧急情况，仅利用地球引力、物质重力等自然现象就可驱动核电厂的安全系统，巧妙地冷却反应堆堆芯，带走堆芯余热，并对安全壳外部实施喷淋，从而恢复核电站的安全状态。

简言之，第三代压水堆核电站就主要有两种：改进型电厂(如EPR)和非能动型电厂(如 AP1000)。

那么，对善于引进吸收的我国而言，具体有哪些第三代核电技术的应用呢?

首先，受到国内广泛认可的第三代核电站的代表是台山的EPR核电站以及三门的AP1000核电站，当然也包括华龙一号、CAP1400、俄罗斯改进VVER技术。

一、AP1000

AP1000是Advanced Passive PWR的简称，1000为其功率水平，为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”。

AP1000的技术特点是：

①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。

②设计简练，易于操作，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。

③AP1000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。

西屋公司当年是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。

▲AP1000技术示范项目—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，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740万平方米，可分别安装6台125万千瓦核电机组。全面建成后，装机总容量将达到750万千瓦。目前1、2号机组正在建设中。

二、法国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的核电特点是用增加冗余度来提高安全性，即提升安全系统的复杂性和多重性，提高安全系统的最大负荷和容错率，以此提升核电厂安全性。同时，提升单机容量，使系统效率最大化，从经济方面抵消增加安全系统的成本，甚至降低原发电成本。

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技术特点是：

①EPR属压水堆技术。

②EPR是目前国际上最新型反应堆(法国N4和德国近期建设的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。

③EPR是新一代反应堆，具有更高的经济和技术性能：降低发电成本，充分利用核燃料(UO2或MOX)，减少长寿废物的产量，运行更加灵活，检修更加便利，大量降低运行和检修人员的放射性剂量。

④EPR的电功率约为1600兆瓦。具有大规模电网的地区适于建设这种大容量机组。另外，人口密度大、场址少的地区也适于采用大容量机组。

⑤EPR可使用各类压水堆燃料：低富集铀燃料(5%)、循环复用的燃料(源于后处理的再富集铀，或源于后处理的钚铀氧化物燃料MOX)。EPR堆芯可全部使用MOX燃料装料。这样，一方面可实现稳定乃至减少钚存量的目标，同时也可降低废物的产量;

⑥EPR的技术寿期为60年，目前在运行的反应堆的技术寿期为40年。由于设备方面的改进，EPR运行40年无需更换重型设备。

当然，需要注意的是，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。该工程已于2009年底正式开工。建设两台单机容量为175万千瓦的压水堆核电机组，项目建成投产后年上网电量预计达260亿千瓦时。

▲法国EPR技术示范项目—台山核电站

台山核电项目是我国首个175万千瓦核电项目，一期工程机组是基于第三代核电EPR(欧洲压水堆)技术的CEPR(中国的EPR)技术机组，也是世界单机组容量最大的核电机组，核电汽轮机安装精度要求极高。台山核电2号机组项目于2010年4月开工建设，从2013年11月台山核电2号机组3个低压缸全部就位结束，到低压缸(LP3汽缸)扣盖一次成功，历经10个月。

三、华龙一号

“华龙一号”核电技术，实际上是中核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。

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。

“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。

▲“华龙一号”国内目标示范项目—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。

▲“华龙一号”国内目标示范项目—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。

四、CAP1400

CAP1400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。

▲CAP1400技术示范项目—山东荣成石岛湾核电站

石岛湾核电站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。

五、俄国VVER

VVER是前苏联所发展的压水动力堆的简称。VVER是俄语缩写，代表“water-water能量反应堆”(即水冷反应堆water-moderated能源)。在一些东欧国家，核电生产部分或全部依靠苏联设计的这种反应堆。

上世纪七、八十年代，前苏联主要建设的二代压水堆核电机型，是VVER-1000。九十年代初，苏联解体以后，俄罗斯跟世界各核电机组供应商一起，进行更安全更经济的新机型的改进研发，先后推出了AES-91(V-428)和AES-92(V-412)两种机型。两种机型都保持了VVER-1000的基本型式，两者基本相同。

VVER技术特点主要是卧式蒸汽发生器，使用六角燃料组件，没有压力容器底部的缝隙，和用高容量pressurisers提供一个大型反应堆冷却剂库存。

两种机型，分别在中国的田湾核电站和印度的库达库拉姆核电站，各建设两台。田湾核电站的两台AES-91型机组，已分别于2007年5月17日和8月16日建成投产，运行情况良好。印度库达库拉姆核电站的两台AES-92型机组，也分别于2010年9月和12月建成投产。

在AES-91和AES-92两种机型建设实践的基础上，吸收反馈经验，进行了综合改进、挖潜和标准化，推出了名义功率为120万千瓦的AES-2006型，属三代+的机型。

俄罗斯政府已确定AES-2006型为俄罗斯今后核电发展的主力机型，计划在2030年前要建成32台这种机组，现在已有4台机组，新沃罗涅日2厂(NVNPP)和列宁格勒2厂(LNPP)各2台机组，分别在2008年和2009年开工建设，于2012年和2013年建成。另外在保加利亚的Belene核电站的竞标中，俄罗斯战胜了捷克斯库达公司和西屋公司联队，以AES-92型中标，两台机组已于2008年开工建设。

目前，在俄罗斯和海外共运行着53座采用俄罗斯VVER技术的水冷核反应堆，其中28座是VVER一1000型反应堆。

▲俄国VVER技术示范项目—田湾核电站

田湾核电站是中国和俄罗斯技术合作项目，地点在江苏省连云港市田湾镇。田湾核电站于1999年10月20日正式开工建设，一期工程建设2台单机容量106万千瓦的俄罗斯AES-91型压水堆核电机组，设计寿命40年，年发电量达140亿千瓦时。

田湾核电站是中俄两国在加深政治互信、发展经济贸易、加强两国战略协作伙伴关系方针推动下，在核能领域开展的高科技合作，是两国间迄今最大的技术经济合作项目，也是我国“九五”计划开工的重点核电建设工程之一。

以上，就是对分布在国内各个核电厂的第三代核电技术利用，部分电站的列举可能并不完全符合第三代核电技术标准，但相比二代技术，这些电站已有计划地启用了对第三代技术的开发和利用。