第三代核電機(jī)組的設(shè)計原則，是在采用第二代核電機(jī)組已積累的技術(shù)儲備和運行經(jīng)驗的基礎(chǔ)上，針對其不足之處，進(jìn)一步采用經(jīng)過開發(fā)驗證是可行的新技術(shù)，以顯著改善其安全性和經(jīng)濟(jì)性，滿足URD文件或EUR文件和IAEA法規(guī)第二版的要求；同時，應(yīng)能在2010年前進(jìn)行商用核電站的建造。統(tǒng)觀各國已提出的設(shè)計方案，有下列特點：

　　1、在安全性上，應(yīng)具有預(yù)防和緩解嚴(yán)重事故的設(shè)施,以滿足下列指標(biāo)要求：

　　a. 堆芯熔化事故概率≤1.0 X 10-5堆·年；

　　b, 大量放射性釋放到環(huán)境的事故概率≤1.0 X 10-6堆·年；

　　核燃料熱工安全余量≥15%。

　　2、在經(jīng)濟(jì)性上，要求能與聯(lián)合循環(huán)的天然氣電廠相競爭;

　　機(jī)組可利用率≥87%；

　　設(shè)計壽命為60年

　　建設(shè)周期不大于54個月。

　　3、采用非能動安全系統(tǒng)

　　即利用物質(zhì)的重力，流體的對流，擴(kuò)散等天然原理，設(shè)計不需要專設(shè)動力源驅(qū)動的安全系統(tǒng)，以適應(yīng)在應(yīng)急情況下冷卻和帶走堆芯余熱的需要。這樣，既使系統(tǒng)簡化，設(shè)備減少，又提高了安全度和經(jīng)濟(jì)性。這是革新型的重大改進(jìn)，是代表核安全發(fā)展方向的。

　　4、單機(jī)容量進(jìn)一步大型化

　　研究和工程建造經(jīng)驗表明，輕水堆核電站的單位千瓦比投資是隨單機(jī)容量（千瓦數(shù)）的加大而減少的（在單機(jī)容量為150萬-170萬千瓦前均如此）。因此，歐洲法馬通ANP設(shè)計的EPR機(jī)組的電功率為160萬-170萬千瓦，日本三菱提出的NP-21型壓水堆核電機(jī)組的電功率為170萬千瓦，俄羅斯也正在設(shè)計單機(jī)電功率為150萬千瓦的WWER型第三代核電機(jī)組，美國西屋公司和燃燒公司也在原單機(jī)容量為65萬千瓦的AP-600型的基礎(chǔ)上改進(jìn)，設(shè)計出單機(jī)電功率為110－120萬千瓦的AP-1000型機(jī)組。

　　5、采用整體數(shù)字化控制系統(tǒng)

　　國外近年來新建成投產(chǎn)的核電機(jī)組，如法國的N4、英國的Sizewell、捷克的Temelin、日本的ABWR均采用了數(shù)字化儀控系統(tǒng)。經(jīng)驗證明，采用數(shù)字化儀表控制系統(tǒng)可顯著提高可靠性，改善人因工程，避免誤操作。世界各國核電設(shè)計和機(jī)組供應(yīng)商提出的第三代核電機(jī)組無一例外地均采用整體數(shù)字化儀表控制系統(tǒng)。我國10MW高溫氣冷試驗堆和田灣核電站均已采用整體數(shù)字化控制系統(tǒng)。

　　6、施工建設(shè)模塊化以縮短工期

　　核電建設(shè)工期的長短對其經(jīng)濟(jì)性有顯著影響。因此，新的核電機(jī)組從設(shè)計開始就考慮如何縮短工期。有效辦法之一就是改變傳統(tǒng)的把單項設(shè)備逐一運往工地安裝方式，向模塊化方向發(fā)展：以設(shè)計標(biāo)準(zhǔn)化和設(shè)備制造模塊化的方式盡可能在制造廠內(nèi)（條件較工地好）組裝好，減少現(xiàn)場施工量以縮短工期。美國和日本聯(lián)合建設(shè)的ABWR機(jī)組已成功地采用了這種技術(shù)。美國AP-1000也將采用模塊化設(shè)計、建造技術(shù)，據(jù)稱其工期可縮短為48個月。德國、美國、南非正在研究設(shè)計的高溫氣冷堆，也是往模塊化方向發(fā)展。

　　在美國，為了實現(xiàn)第三代核電機(jī)組能在2010年前建造，在能源部的倡儀下，組建了一個審評各種新型號的核電機(jī)組能否在2010年前實施建造的工作小組，稱為“近期項目實施組”（Near-Term-Deploement Group，-NTDG組），廣泛收集了電站用戶和反應(yīng)堆設(shè)計制造廠家等對已經(jīng)出籠的反應(yīng)堆新型號的意見，包括對其設(shè)計完成的深度，獲得核安全當(dāng)局批準(zhǔn)的能力，與現(xiàn)有基礎(chǔ)設(shè)施的匹配性、安全性和經(jīng)濟(jì)性指標(biāo)的可信程度等方面的意見。根據(jù)意見反饋結(jié)果，NTDG組提出了對8個型號的堆型在2010年前能否實施建造的結(jié)論性看法，分為：能（can），大概能（probably can），有可能（possibly can）和不能（can not ）四個等級，見表1。

　　從上表的意見來看，定為“能”的，只有一種型號（ABWR）一種型號，因為事實上它已經(jīng)有兩套在日本建成發(fā)電；定為“大概能的”，有三種型號（AP-6000,AP-1000,PBMR）；定為“有可能”的，也有三種型號（SWR-1000,ESBWR,GT-MHR）;定為“不能”的，有一種型號（IRIS）。

　　現(xiàn)在,美國工業(yè)界和電站業(yè)主(用戶)在能源部的支持下,正在選定第三代的商用系列發(fā)展堆型。

　　這里認(rèn)為在2010年前尚不能實施建造的的IRIS堆型，即“國際創(chuàng)新保安反應(yīng)堆”（International Reactor Innovative and secure）,是由美國、英國、日本、意大利等的工業(yè)界，研究院所和高等院校共同推出的一種模塊式一體化壓水反應(yīng)堆，其特點是將反應(yīng)堆堆芯和蒸汽發(fā)生器、主泵等一并放置于一個壓力容器內(nèi)，這些設(shè)備之間沒有管道聯(lián)接，從而消滅了傳統(tǒng)壓水堆由于主管道破裂而發(fā)生“失水事故”的可能，再加上它設(shè)有高度非能動熱輸出能力的安全系統(tǒng)，又有能耐嚴(yán)重事故下壓力值的壓力容器和球形安全殼，因而使大量放射性釋放環(huán)境幾乎不可能，可能不需廠外應(yīng)急。堆芯核燃料一次裝料可連續(xù)運行4年乃至8年而不需換料，這就有利于防止核擴(kuò)散，且高放射性廢物量也大大減少。這些實際上已在相當(dāng)程度上符合第四代核電機(jī)組的要求，故有的專家認(rèn)為，IRIS堆可以說是屬于第四代的，或是介于第三代與第四代之間的。

　　由于一體化，整個核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)均在一個壓力容器內(nèi)，故可以在設(shè)備制造廠內(nèi)把它作為一個模塊制造完成后運往工地安裝，以縮短工期。但由于壓力容器不能過大，每個模塊的功率也受限不能大，一般電功率只300MW左右,故其經(jīng)濟(jì)性如何,還是問題。

　  這種創(chuàng)新型的反應(yīng)堆必有一系列的技術(shù)難關(guān)需要解決，故有必要建原型堆考驗后，才能商用建造。

　　資料來源：節(jié)選自歐陽予院士在“在第七界核電工業(yè)展覽會暨三代核電技術(shù)報告會”上的發(fā)言