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我國第三代反應堆原圖鏈接來自 搜狐 的圖片

第三代反應堆的安全性和經濟性都將明顯優於第二代反應堆。這包括先進的核燃料管理技術，更高的熱效率、被動核安全系統，標準化設計，從而降低維護和投資成本。世界上首個第三代核電站是1996年建造的日本柏崎刈羽核能發電廠（一座ABWR）。由於安全是核電發展的前提，目前世界各國新建核電站普遍採用更安全、更經濟的第三代核電機組。

由於新型反應堆建設停滯不前，新建的第二代/第二代+反應堆設計繼續（但不斷下降），第三代反應堆數量相對較少。截止到2017年，第四代反應堆仍在研發階段，並且不被預期在2030年之前進入商業運行。

概述

世界各國在回顧三十餘年第二代核電站的建造和運行經驗，尤其總結了美國三哩島核泄漏事故和前蘇聯切爾諾貝利核電站事故的經驗教訓之後，為使今後建造的核電站在安全性、經濟性、安全審評穩定性以及保護核電業主投資等方面有大的改進，首先是美國電力公司發起建立先進輕水堆（ALWR）設計的技術基礎，為設計美國下一代先進輕水堆(ALWR)，推行一項先進輕水堆ALWR計劃，編制了一份美國核電用戶要求文件(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規範了第三代核電站的設計技術基礎，其要點如下：

目標：為未來的ALWR提供一整套設計的綜合要求、穩定的審批基準、支持ALWR電廠的發展。

政策：簡單化、設計裕量、人因、安全、設計基準與安全裕量、管理穩定性、標準化、成熟 技術、可維護性、可建造性、質量保證、經濟性、預防人為破壞、睦鄰友好。

ALWR高層安全設計要求，其要點如下：

抗事故能力：所有工況下都具有負的功率反應性係數、採用最好的材料及水質、改進的人機界面系統、採用成熟的診斷監測技術、須留給操縱員足夠的時間（30分鐘或更長時間）來防止設備的損壞及防止導致較長停堆的電廠工況等。

防止堆芯損壞：防止堆芯損壞的專設安全系統應滿足執照設計基準要求及安全裕量基準、堆芯損壞頻率小於1×10-5/堆* 年等。

緩解事故能力：堅固而大容積的安全殼和相應的專設安全系統；採用現實源項分析；控制可燃氫氣的濃度；在累積發生頻率大於10-6／堆年的嚴重事故條件下，在廠址邊界處(離開反應堆大約0.5英里)，公眾個人的全身劑量小於25雷姆等要求。

第三代壓水堆核電站有兩種類型：改進型電廠（如EPR）和非能動型電廠(如AP1000)。URD對兩種類型的核電廠又分別提出了專用要求，其要點如下：

改進型核電廠：更簡化的專設安全系統；至少有兩條隔離的和獨立的交流電源與電網相連；至少三十分鐘時間內，不考慮操縱員的干預；在喪失全部給水，至少在2小時內不應有燃料損壞；在喪失廠內外交流電源的8小時內，燃料沒有損壞等。

非能動型核電廠：不要求安全相關的交流電源；至少72小時內，不需要操作員干預；嚴重事故條件下，安全殼有足夠的設計裕量；不需要廠外應急計劃等。

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