一、世界核電站可劃分為四代

　　第一代核電站：

　　自50年至60年代初蘇聯(lián)、美國等建造的第一批單機(jī)容量在300MWe左右的核電站，如美國的希平港核電站和英第安角1號核電站，法國的舒茲(Chooz)核電站，德國的奧珀利海母(Obrigheim)核電站,日本的美浜1號核電站等。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。

　　第二代核電站：

　　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。法國的CPY，P4，P4′′也屬于Model 312，Model 414一類標(biāo)準(zhǔn)核電站。日本、韓國也建造了一批Model 412、BWR、System80等標(biāo)準(zhǔn)核電站。

　　第二代核電站是目前世界正在運(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，各國對正在運(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。

　　第三代核電站:

　　對于第三代核電站類型有各種不同看法。

　　美國核電用戶要求文件（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（安全系統(tǒng)）核電站和先進(jìn)型的非能動（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，這類典型的核電站見下表：

  　　第三代核電站的安全性和經(jīng)濟(jì)性都將明顯優(yōu)于第二代核電站。由于安全是核電發(fā)展的前提，世界各國除了對正在運(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，接下來新一批的核電建設(shè)重點(diǎn)是采用更安全、更經(jīng)濟(jì)的先進(jìn)第三代核電機(jī)組。我國國家引進(jìn)的美國非能動AP1000核電站以及廣東核電集團(tuán)公司引進(jìn)的法國EPR核電站都屬于第三代核電站。

　　第四代核能系統(tǒng):

　　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月美國核學(xué)會夏季年會，同年11月的該學(xué)會冬季年會上，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，美國能源部發(fā)起并約請阿根廷、巴西、加拿大、法國、日本、韓國、南非和英國等9個(gè)國家的政府代表開會，討論開發(fā)新一代核能技術(shù)的國際合作問題，取得了廣泛共識，并發(fā)表了“九國聯(lián)合聲明” 。隨后，由美國、法國、日本、英國等核電發(fā)達(dá)國家組建了“第四代核能系統(tǒng)國際論壇（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）。

　　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。

　　目前，世界各國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。
第四代核電能系統(tǒng)包括三種快中子反應(yīng)堆系統(tǒng)和三種熱中子反應(yīng)堆系統(tǒng)：

　　二、第三代核電站的特點(diǎn)以及與第二代核電站的主要差別

　　1、第三代核電站的特點(diǎn)

        世界各國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)，首先是美國電力公司發(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)測技術(shù)、須留給操縱員足夠的時(shí)間（30分鐘或更長時(shí)間)來防止設(shè)備的損壞及防止導(dǎo)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(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?；在累積發(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(diǎn)如下：

　　改進(jìn)型核電廠：更簡化的專設(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)，我國國家引進(jìn)的美國非能動AP1000核電站屬于第三代核電站的非能動型核電廠，廣東核電集團(tuán)公司引進(jìn)的法國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。

　　2、第二代核電核電站與第三代核電站的主要技術(shù)差異

　　美國、法國、俄羅斯等國都是在吸取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，國際原子能機(jī)構(gòu)頒發(fā)了新的安全法規(guī)（第二版）對預(yù)防和緩解嚴(yán)重事故提出了嚴(yán)格要求，我國國家核安全局也頒布了新的安全法規(guī)，對預(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)在安全上不滿足國際原子能機(jī)構(gòu)安全法規(guī)（第二版）對預(yù)防和緩解嚴(yán)重事故的要求，也不符合我國新頒布的安全法規(guī)對預(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。

　　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。

　　三、AP1000和EPR的性能比較

　　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”的設(shè)計(jì)理念，更好地達(dá)到“簡化”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單的物理原理，不需要泵、交流電源、1E級應(yīng)急柴油機(jī)，以及相應(yīng)的通風(fēng)、冷卻水等支持系統(tǒng)，大大簡化了安全系統(tǒng)（它們只在發(fā)生事故時(shí)才動作），大大降低了人因錯(cuò)誤?！胺悄軇印卑踩到y(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。

　　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)果已全部被美國核管會接受，非能動安全系統(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?！　MD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）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,設(shè)計(jì)和制造技術(shù)是成熟、可信的。可以說，目前AP1000屏蔽電機(jī)泵主要問題是加快首臺泵制造進(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。但目前一些主要核設(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)臺架上和現(xiàn)場進(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)采用非能動的理念，安全系統(tǒng)配置簡化、安全支持系統(tǒng)減少、安全級設(shè)備和抗震廠房減少、IE級應(yīng)急柴油機(jī)系統(tǒng)和很多能動設(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的安全級泵和閥門分別為6臺（包括4臺主泵）和599臺，EPR則為88臺和7000臺。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)簡化、系統(tǒng)設(shè)置簡化、工藝布置簡化、施工量減少、工期縮短以及運(yùn)行方便、維修簡單等一系列效應(yīng)。從長遠(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)的競爭力。這種優(yōu)勢在批量建造若干臺（譬如8至10臺）后AP1000核電機(jī)組將會越來越明顯。

　　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

　　AP1000安全審評情況：西屋公司于2002年3月28日向美國核管會提交AP1000 標(biāo)準(zhǔn)設(shè)計(jì)的“標(biāo)準(zhǔn)設(shè)計(jì)證書”申請，該申請包括AP1000設(shè)計(jì)控制文件、PSA報(bào)告等。美國核管會 于 2002年7月25受理該申請，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，于2004年9月正式發(fā)布了“最終安全評價(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)美國有關(guān)法律舉行聽證會后，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的安全審評情況：芬蘭已從法國引進(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，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)局已把審評中未關(guān)閉的問題列入建造許可證條件。

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