【核科普】一代至四代核電技術(shù)簡(jiǎn)介2014-02-20核電觀(guān)察-第一代核電技術(shù)1954年前蘇聯(lián)建成電功率為5MW的實(shí)驗(yàn)性核電廠(chǎng)，1957年美國(guó)建成電功率為90MW的希平港原型核電廠(chǎng)，這些證明了核能用于發(fā)電是可行的，國(guó)際上把上述實(shí)驗(yàn)性和原型核電機(jī)組稱(chēng)為第一代核電機(jī)組。早期原型堆代表：德累斯頓費(fèi)米一號(hào)（美）Magnox希平港（美）第二代核電技術(shù)20世界60年代后期，在實(shí)驗(yàn)性和原型核電機(jī)組基礎(chǔ)上，陸續(xù)建成電功率在300MW以上的壓水堆、沸水堆、重水堆等核電機(jī)組，它們?cè)谶M(jìn)一步證明核能發(fā)電技術(shù)可行的同時(shí)，使核電的經(jīng)濟(jì)性也得以證明，可與火電、水電相競(jìng)爭(zhēng)。目前世界上商運(yùn)的400多臺(tái)核電機(jī)組絕大部分是在這段時(shí)間建成的，它們稱(chēng)為第二代核電機(jī)組。第二代核電堆型代表:PWR（壓水堆）VVER（壓水堆）BWR（沸水堆）CANDU（重水堆）電觀(guān)察第三代核電技術(shù)20世紀(jì)90年代，美國(guó)電力研究院出臺(tái)了“先進(jìn)輕水堆用戶(hù)要求”文件，即URD(UtilityRequirementsDocument)，用一系列定量指標(biāo)來(lái)規(guī)范核電廠(chǎng)的安全性和經(jīng)濟(jì)性。隨后，歐洲出臺(tái)的“歐洲用戶(hù)對(duì)輕水堆核電廠(chǎng)的要求”，即EUR(EuropeanUtilityRequirements)，也表達(dá)了類(lèi)似的看法。國(guó)際上通常把URD或EUR文件的核電機(jī)組稱(chēng)為第三代核電機(jī)組。CANDU（重水堆）電觀(guān)察URD和EUR的主要關(guān)注點(diǎn)為：進(jìn)一步降低堆芯融化和放射性向環(huán)境釋放的風(fēng)險(xiǎn)，使發(fā)生嚴(yán)重事故的概率減少到極致，以消除社會(huì)公眾的顧慮。進(jìn)一步減少核廢物(特別是強(qiáng)放射性和長(zhǎng)壽命核廢物)的排放量，尋求更加的核廢物處理方案，減少對(duì)人員和環(huán)境的放射性影響。3）降低核電廠(chǎng)每單位千瓦的造價(jià)，縮短建設(shè)周期，提高機(jī)組熱效率和可利用率，延長(zhǎng)壽期，以進(jìn)一步改善其經(jīng)濟(jì)性。第三代核電堆型代表：AP1000—非能動(dòng)先進(jìn)壓水堆EPR—?dú)W洲壓水堆APR1400—韓國(guó)先進(jìn)壓水堆APWR—先進(jìn)壓水堆（日本三菱）ABWR—先進(jìn)沸水堆（GE）ESBWR—經(jīng)濟(jì)簡(jiǎn)化型沸水堆（GE）第四代核電技術(shù)第四代核電技術(shù)是指安全性和經(jīng)濟(jì)性都更加優(yōu)越，廢物量極少，無(wú)需廠(chǎng)外應(yīng)急，并具有防核擴(kuò)散能力的核能利用系統(tǒng)。（華能石島灣核電是清華大學(xué)參與的高溫氣冷堆項(xiàng)目；中核集團(tuán)中國(guó)原子能科學(xué)研究院自主研發(fā)的的中國(guó)實(shí)驗(yàn)快堆（鈉冷）已于2011年7月并網(wǎng)發(fā)電。）第四代核電堆型代表：鈉冷快堆極高溫氣冷堆鉛冷快堆氣冷快堆熔鹽堆超臨界水堆LiquidMetiiJGDoledFmtBneedtrReaGtorsLiquidMetiiJGDoledFmtBneedtrReaGtors(LMFER]點(diǎn)擊標(biāo)題下方的藍(lán)色“核電觀(guān)察”字樣即可添加關(guān)注，我們定期為您推送原創(chuàng)和推薦佳作。歡迎給核電觀(guān)察投稿，回復(fù)“投稿”