一、什么是核电站的第一、二、三、四代
1、 核电发展简史
自1954年前苏联建成电功率为5兆瓦的实验性核电站以来，核电技术不断进步，其发展进程可以划分为第一、二、三、四代。
图：第一、二、三、四代核电站
2、 第一代核电站证明了技术上的可行性
第一代核电站是指各国在上世纪五十年代开发建设的实验性原型核电站，证明了利用核能发电的技术可行性。
第一代核电站有：
1954年，前苏联建成电功率为5兆瓦的奥布涅斯克实验性核电站;
1956年，英国建成卡德豪尔石墨气冷堆原型核电站;
1957年，美国建成希平港压水堆原型核电站;
1960年，美国建成德累斯顿沸水堆原型核电站;
1962年，加拿大建成重水堆原型核电站。
3、 第二代核电站证明了商业运行上的可行性
第二代核电站是指上世纪七十年代到现在正在运行的大部分商业核电站，它证明了发展核电站在商业运行上是可行的，也使世界核电得到了较快发展。
4、 吸取第二代核电在安全上的教训对规模发展核电提出的新要求
在上世纪七十至八十年代期间，世界核电先后发生了美国三哩岛、苏联切尔诺贝利以及日本福岛核电站三起严重事故，不断增加了人民对核电安全的关注度。
针对公众对核电安全性、经济性的疑虑，美国电力研究院在美国能源部和核管会的支持下，制定出了《美国用户要求文件(URD)》，对新建核电站的安全性、经济性和先进性提出了要求。随后，欧洲也出台了《欧洲用户要求文件(EUR)》，表达了与URD文件相同或相似的要求。
URD对新建核电站的主要要求：
① 更大的功率(100~150万千瓦);
② 更高的安全性(大量放射性向环境释放的概率小于10-6 /堆*年);
③ 更长的寿命(由40年延长至60年);
④ 更短的建设周期(48~52个月);
⑤ 更好的经济性(批量化之后大幅度降低造价)。
5、 第三代核电站的优越性
第三代核电站技术是指满足《美国用户要求文件(URD)》或《欧洲用户要求文件(EUR)》，具有更高安全性的新一代先进核电站技术。它具有以下优越性：
① 在设计上必须具有预防和缓解严重事故的设施;
② 在经济上能与联合循环的天然气机组相竞争;
③ 在能源转换系统方面大量采用二代的成熟技术，可以在近期进行商用建造。
6、 第四代核电站着眼于核能更长远发展
第四代核电技术是指目前正进行概念设计和研究开发的，在反应堆和燃料循环方面有重大创新的核电站，其安全性和经济性更加优越、废物量较少、无需厂外应急、具有防扩散能力。
第四代核电技术最快能在2030年以后开始商业应用。
国际上一些工业发达国家已组成第四代核能国家论坛(GIF)，协调和组织进行第四代核能利用系统的研究和开发，我国也已参加。GIF初步确定六种候选堆型，包括：超临界水冷堆、极高温气冷堆、带燃料循环的钠冷快堆、气冷快堆、铅冷快堆和熔盐堆。
图：六种候选堆型示意图
二、第三代核电技术是当今国际上核电发展的主流
1、第二代核电技术在安全上的教训
由于第二代核电的设计没有把预防和缓解严重事故作为必须措施，全世界核电站运行50多年以来发生过三次严重事故：1979年的美国三哩岛核电站堆芯熔化事故、1986年的前苏联切尔诺贝利核电站大量放射性向环境释放事故，以及2011年日本福岛核电站因9.0级地震并引发海啸导致的核泄漏事故。
三次事故说明：第二代核电技术设计低估了发生严重事故的可能性。因此，第三代核电把预防和缓解严重事故作为设计上必须要满足的要求。这是第三代和第二代在安全要求上的根本差别。
2、第三代核电的设计目标
①第三代核电机组有更高安全目标
堆芯热工安全裕量>15%
堆芯熔化概略≤1.0*10-5/堆*年
大量放射性向环境释放概率≤1.0*10-6/堆*年
②第三代核电机组有更好的经济性，能与联合循环的天然气电厂相竞争
机组额定功率 100~150万KW(e)
可利用因子>87%
换料周期 18~24月
电站寿命 60年
建设周期 48~52月
3、国际上第三代核电机组的主要机型
目前，具有代表性的第三代核电技术有如下7种机型
4、世界主要核电国家在建核电机组
注：①以上数据中，中国台湾游2台在建核电机组，2台ABWR三代核电机组
②中国的统计数据截止2013年12月底，其他国家的数据来源于国际原子能机构，截至2014年3月27日
三、第三代核电站的安全特点
我国核电站当前的安全要求：《核动力厂设计安全规定》+《“十二五”期间新建核电项目安全要求》。
概率安全分析报告是国家核安全局许可证审批必须提交的文件之一。通常采用概率分析方法评估堆芯熔化概率和大量放射性向环境释放概率。
AP1000的堆芯熔化概率和大量放射性向环境释放概率比现有的第二代核电机组约小100倍，即安全性提高了近100倍。
图：第三代与第二代核电厂堆芯熔化概率和大量放射性向环境释放概率的比较
第三代核电技术采用了很多预防和缓解严重事故的措施。
图：AP1000利用压力容器外部自然循环冷却能够讲堆芯熔融物保持在压力容器里
图：EPR的堆芯熔融物捕集系统
四、为实现第三代核电安全目标的两种设计思路
1、EPR的“加法”思路
EPR采取了“增加专设安全系统”的思路，即在第二代的基础上再增加和强化专设安全系统。例如，安全注射、堆芯余热排出、应急安全电源灯系统都由二系列增加为四系列，同时增设堆芯熔融物捕集和冷却系统以防止安全壳熔穿。
图：EPR的厂房布置示意图
2、AP1000“减法”设计思路
AP1000采用“非能动技术”的路线，利用自然界物质固有的规律来保障安全：利用物质的重力，流体的自然对流、扩散、蒸发、冷凝等原理在事故应急时冷却反应堆厂房(安全壳)和带走堆芯余热。
图：AP1000非能动安全壳冷却示意图
3、AP1000“减法”设计思路的优越性
AP1000和EPR的核级系统、设备，以及某些非核级设备的特征和数量的比较：
① 械设备(以泵和阀门为例)
②安全级电气设备
AP1000与EPR相比安全级电缆缩短了85%，安全级电气设备基本上限于直流设备。取消了1E级的应急柴油发电机组。
③ AP1000和EPR的建造工作量的比较
土建施工中核安全级的构筑物混凝土浇筑量每台机组AP1000约为5万立方米，EPR约为20万立方米。
