核科普】一代至四代核电技术简介2014-02-20核电观察-第一代核电技术1954年前苏联建成电功率为 5MW 的实验性核电厂，1957 年美国建成电功率为 90MW 的希平港原型核电厂，这些证明了核能用于发电是可行的，国际上把上述 实验性和原型核电机组称为第一代核电机组早期原型堆代表： 德累斯顿费米一号（美）Magnox希平港（美）第二代核电技术20世界60年代后期，在实验性和原型核电机组基础上，陆续建成电功率在 300MW 以上的压水堆、沸水堆、重水堆等核电机组，它们在进一步证明核能发电技术可 行的同时，使核电的经济性也得以证明，可与火电、水电相竞争目前世界上商 运的400 多台核电机组绝大部分是在这段时间建成的，它们称为第二代核电机组第二代核电堆型代表：PWR （压水堆）VVER （压水堆）BWR （沸水堆）CANDU （重水堆）I 电观察If第三代核电技术20世纪 90 年代，美国电力研究院出台了“先进轻水堆用户要求”文件，即 URD(U tility Requiremen ts Documen t),用一系列定量指标来规范核电厂的安全 性和经济性随后，欧洲出台的“欧洲用户对轻水堆核电厂的要求”，即 EUR(European Utility Requirements) ,也表达了类似的看法。
国际上通常把 URD 或 EUR 文件的核电机组称为第三代核电机组URD和EUR的主要关注点为：1) 进一步降低堆芯融化和放射性向环境释放的风险,使发生严重事故的概率减 少到极致,以消除社会公众的顾虑2) 进一步减少核废物(特别是强放射性和长寿命核废物)的排放量,寻求更加 的核废物处理方案,减少对人员和环境的放射性影响3）降低核电厂每单位千瓦的造价，缩短建设周期，提高机组热效率和可利用率 延长寿期，以进一步改善其经济性第三代核电堆型代表：AP1000— 非能动先进压水堆EPR— 欧洲压水堆APR1400— 韩国先进压水堆APWR— 先进压水堆（日本三菱）ABWR—先进沸水堆（GE）ESBWR—经济简化型沸水堆（GE）mini II it~ > ■-号<1鷲pf Him L4Hii1iiviH巴扌立卡核电站1号机組安全壳钢衬己成形（團：阿联酋核戢公司一亍第四代核电技术 第四代核电技术是指安全性和经济性都更加优越，废物量极少，无需厂外应急， 并具有防核扩散能力的核能利用系统华能石岛湾核电是清华大学参与的高温 气冷堆项目；中核集团中国原子能科学研究院自主研发的的中国实验快堆（钠冷） 已于2011 年 7 月并网发电。
第四代核电堆型代表：钠冷快堆 极高温气冷堆 铅冷快堆 气冷快堆 熔盐堆 超临界水堆（核电观察注释：荣成石岛湾在建高温气冷堆不是第四代核反应堆）（摘自核景论坛，核电观察做适当编辑，版权归原作者所有，转载请注明出处保护原创，尊重版权，你我共同的责任）如果觉得此文有价值，请您不要吝啬，点击右上角【...】可将此文与朋友分享点击标题下方的蓝色“核电观察”字样即可添加关注，我们定期为您推送原创 和推荐佳作欢迎给核电观察投稿，回复“投稿”索取投稿地址回复“走出去”查看中国核电出海的现状回复“技术路线”查看中国核电技术路线图核电观察，核能行业的中立观察者举报。