第三代反應堆

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（英語：Passive nuclear safety）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。

柏崎刈羽核能發電廠

日本一座三代爐模型

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，且在2030年之前開始商業運行的機會較低^[1]。

概述

世界核工業國在回顧三十餘年第二代核電場的建造和運行經驗，尤其總結美國三哩島核泄漏事故和前蘇聯切爾諾貝爾核電廠事故的經驗教訓之後，為使今後建造的核電場在安全性、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，而積極推行研發第三代核反應爐。首先是美國電力公司發起建立先進輕水反應堆（ALWR）設計的技術基礎，為設計美國下一代先進輕水反應堆(ALWR)，進行了一項先進輕水反應堆ALWR計劃，並編制了一份美國核電用戶要求文件(URD)，繼而歐洲10家核電公司也開始編寫歐洲核電用戶要求(EUR)文件。

URD和EUR規範第三代核電場的設計技術基礎，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、品質保證、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機的電廠工況等。

• 防止爐心損壞：防止爐心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、爐心損壞頻率小於1×10-5/爐* 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／爐年的嚴重事故條件下，在廠址邊界處(離開反應爐大約0.5英里)，公眾個人的全身劑量小於25雷姆等要求。

第三代壓水反應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。

第三代反應堆

運行中和建造中的第三代反應堆

開發商	反應堆名稱	類型	MWe (淨發電量)	MWe (總發電量)	備註
通用電氣/東芝/日立	ABWR/US-ABWR	沸水堆	1350	1420	自1996年以來在日本的柏崎運行。美國核管理委員會（NRC）1997年認證批准[2]。
韓國電力公社	APR-1400	壓水堆	1400	1455	於2016年1月起在韓國古里（英語：Kori Nuclear Power Plant）運行。
CNNC/中國廣核集團	Hualong One/HPR-1000		1090	1170	部分是中國ACPR-1000和ACP-1000設計的合併，但最終在以前的CNP-1000和CP-1000設計方面取得了漸進開發[3]。最初被命名為「ACC-1000」，最終被命名為「華龍一號」或「HPR-1000」[4]。
阿夫里坎托夫機械工程實驗設計局（英語：OKBM Afrikantov）	VVER-1000/428		990	1060	第一版AES-91設計，設計用於2007年上線的田灣第1號和第2號機組。
	VVER-1000/428M		1050	1126	AES-91設計的另一版本，也是田灣（此時為第3號和第4號機組，目前正在建設中，預計在2018年完成）。
	VVER-1000/412			1000	首先構建AES-92設計，用於印度庫丹庫拉姆核電站（英語：Kudankulam_Nuclear_Power_Plant）。
	VVER-1000/466(B)		1011		這是原本要在擬議的Belene核電廠（英語：Belene Nuclear Power Plant）建造的第一個AES-92設計，但建設後來停止了。這種類型的機組後來在布什爾核電站建成。
	BN-800（英語：BN-800 reactor）	FBR	789	864	自2016年以來Beloyarsk（英語：Beloyarsk Nuclear Power Station）全面（100％電力）商業運行的示範性鈉冷快速增殖反應堆。

• 進步型沸水式反應堆(ABWR) - 由通用電氣設計，在日本於1996年第一次運行。美國核管理委員會（NRC）1997年8月認證批准。^[2]
• ACP1000：中國核工業集團自主研發具有自主知識產權的三代核電技術。
• ACPR1000：中國廣核集團基於CPR1000改進而成。
• 國和一號（CAP1400）：國電投基於CAP1000再度改進而成。

第三代+核反應堆

和NRC在1990年代認證的第三代先進的反應堆設計相比，第三代+的設計在安全上和經濟上提供了顯著的改善^[5]。

運行中和建造中的第三代+核反應堆

開發商	反應堆名稱	類型	MWe (淨發電量)	MWe (毛發電量)	備註
西屋/東芝	AP1000	壓水堆	1117	1250	2005年12月設計方案得到美國核管理委員會批准[2]。第1台機組在2018年6月30日在中國三門併網發電[6]。
SNPTC/西屋	CAP1400		1400	1500	西屋公司允許中國開發>1350 MWe的後繼堆型。中國實際着手開發設計CAP1700與CAP2100
阿海琺	EPR		1660	1750	第一台機組在中國台山於2018年12月13日商業運營。
壓水堆試驗設計局（英語：OKB Gidropress）	VVER-1200/392M		1114	1200	VVER-1200系列也稱作AES-2006/MIR-1200設計。最初是基於VVER-TOI（英語：VVER-TOI）計劃。2016年8月5日首先在新沃羅涅日第二核電廠（英語：Novovoronezh Nuclear Power Plant II）併網發電。[7]
	VVER-1200/491		1085	1170	2018年8月9日首次在列寧格勒第二核電廠併網發電。
	VVER-1200/513		?	1200	VVER-1200標準化版本。基於VVER-1300/510設計（是VVER-TOI（英語：VVER-TOI）計劃的當前參考設計）。期望於2022年由土耳其的阿庫尤核電站首先併網發電。
	VVER-1200/509		1114	1200	阿庫尤核電站一號機組建設中。
	VVER-1200/523		1080	1200	孟加拉國路布爾核能發電廠兩套機組建設中，規劃2023年、2024年分別併網發電。[8]
	VVER-1300/510		1115	1255	VVER-1300設計也稱作AES-2010設計。有時被誤稱為VVER-TOI（英語：VVER-TOI）設計。VVER-1300/510基於VVER-1200/392M（是VVER-TOI（英語：VVER-TOI）項目的參考設計）。首堆建在庫爾斯克核電廠[9][10]
巴巴原子研究中心（英語：Bhabha Atomic Research Centre）(BARC)	IPHWR-700（英語：IPHWR-700）	重水壓水堆（英語：Pressurized heavy water reactor）	630	700	印度本土540MWe重水堆的後繼堆型。2021年1月10日Kakrapar Atomic Power Station（英語：Kakrapar Atomic Power Station）三號機組首先併網發電。[11]

• AP1000：美國西屋電氣公司基於二代反應堆AP600改進而成的非能動壓水堆。2005年12月設計方案得到美國核管理委員會批准^[2]。
• 加壓壓水堆(EPR)：法國法馬通(現今阿海琺)和德國西門子公司聯合開發的第三代壓水反應堆^[5]。
• 華龍一號（HPR1000）：由中國核工業集團及中國廣核集團聯合研發，是兩個集團分別研製的ACP1000與ACPR1000+兩種三代核電技術融合的結果。其技術方案已被中國部分核電站機組所採用。

參看

• 核技術主題

• 核反應堆
  • 第一代反應堆
  • 第二代反應堆
  • 第四代反應堆