核安全 論文 最終版

1、核能發(fā)展歷史及中國核電發(fā)展歷程1、第一代核能發(fā)電機組20世紀50年代初開始，利用已有的軍用核電技術(shù)建造以發(fā)電為目的的反應(yīng)堆，由建造試驗堆轉(zhuǎn)入示范階段例如，美國西屋電氣公司開發(fā)的民用壓水堆核電廠，希平港（shippingport）核電廠在美國建成；以及通用電氣公司（GE）開發(fā)的民用沸水堆核電廠，第一個建在美國加利福尼亞灣洪保德灣，以及隨后1960年7月建成德累斯頓（Dresden-I）。前蘇聯(lián)1954年在莫斯科附近奧布寧斯克建成第一座ASP-1壓力管式石墨水冷核電廠，英國1956年建成第一座產(chǎn)钚、發(fā)電兩用的石墨氣冷核電廠卡德霍爾核電廠。這一時期核電的安全性和經(jīng)濟性得到了驗證，相對于常規(guī)發(fā)電系統(tǒng)的

2、優(yōu)越性明顯的顯現(xiàn)出來。此時，又是世界各國經(jīng)濟快速發(fā)展的時期，電力需求也以十年翻一翻的速度增長，給核電發(fā)展提供了一個廣闊的市場。核電迅速實現(xiàn)了標準化、批量化的建設(shè)和發(fā)展。2、第二代核能發(fā)電機組（1）概況第二代核能發(fā)電是商用核電廠大發(fā)展的時期，從上世紀60年代中期到90年代末，即使目前在興建的核電廠，還大多屬于第二代的核能發(fā)電機組。前后形成兩次核電廠建設(shè)高潮，一次是在美國輕水堆核電廠的經(jīng)濟性得到驗證之后，另一次是在1973年世界第一次石油危機后，使得各國將核電作為解決能源問題的有力措施。第二代核電廠的建設(shè)形成了幾個主要的核電廠類型，他們是壓水堆核電廠，沸水堆核電廠，重水堆（CANDU）核電廠，氣冷

3、堆核電廠，以及壓力管式石墨水冷堆核電廠。建成441座核電廠，最大的單機組功率做到150萬千瓦，總的運行業(yè)績達到上萬個堆年。期間僅出現(xiàn)過兩次較大的事故，即三里島核電廠事故和切爾諾貝利核電廠事故。氣冷堆核電廠由于其建造費用和發(fā)電成本競爭不過輕水堆核電廠，上世紀70年代末已停止興建。石墨水冷堆核電廠由于其安全性能存在較大缺陷，切爾諾貝利核電廠事故以后，不再興建。從上世紀80年代開始，世界核電進入一個緩慢的發(fā)展時期。造成這種局面的原因主要有：1979年世界發(fā)生了第二次石油危機，各國經(jīng)濟發(fā)展的速度迅速減緩；同時大規(guī)模的節(jié)能措施和產(chǎn)業(yè)結(jié)構(gòu)調(diào)整，使得電力需求的增長率大幅度降低，1980年僅增長1.7%，19

4、82年為負增長-2.3%，1983年以前美國共取消了108臺核電機組及幾十臺火電機組的合同。兩次核電廠事故對世界核電的發(fā)展產(chǎn)生重大影響，公眾接受問題成為核電發(fā)展的主要關(guān)注點，一些歐洲國家如瑞士、意大利、奧地利、瑞典、德國等相繼暫停發(fā)展核電；同時嚴格的審批程序，以及為預(yù)防事故所采取的提高安全的措施，使核電廠的建設(shè)工期拖長，投資增加，導(dǎo)致核電的經(jīng)濟競爭力下降，特別是投資風(fēng)險的不確定性，阻礙了核電的進一步發(fā)展。3、第三代核能發(fā)電機組（1）背景從九十年代開始人們逐漸加大了對化學(xué)燃料發(fā)電引起的環(huán)境污染，特別是對溫室效應(yīng)引起的全球變暖的關(guān)注，使得核能發(fā)電重新提上儀事日程。同時，各核工業(yè)發(fā)達國家從80年代末

5、到90年代初陸續(xù)開始積極為核電的復(fù)蘇而努力，著手制訂以更安全、更經(jīng)濟為目標的設(shè)計標準規(guī)范，理順核電廠的安全審批程序。其中，美國率先制訂了先進輕水堆核電廠的電力公司要求文件（URD），西歐國家相繼制訂了歐洲電力公司要求文件(EUR)。為了進一步提高核電廠的安全性，嚴重事故的預(yù)防和緩解，就成為新一代核電技術(shù)開發(fā)的核心。如果計算到1986年切爾諾貝利事故時為止，世界商用核電廠累計約4000堆年的運行歷史，其間發(fā)生過兩次嚴重事故，發(fā)生概率達到510-4/堆年。這說明，嚴重事故發(fā)生概率雖然低，但并不是不可能發(fā)生的；同時亦說明，單純考慮設(shè)計基準事故，不考慮嚴重事故的預(yù)防和緩解，不足以確保工作人員、公眾和環(huán)

6、境的安全。美國最早開展嚴重事故的研究，1975年WASH-1400報告首次將概率安全分析技術(shù)應(yīng)用到核電廠，提出了以事件發(fā)生頻率為依據(jù)的事故分類方法。WASH-1400報告首次指出，核電廠風(fēng)險主要并非來自設(shè)計基準事故，而是導(dǎo)致堆芯熔化的嚴重事故。WASH-1400還首次建立了安全殼失效模式和放射性物質(zhì)釋放模式。在這種背景下，一些發(fā)達國家的核電設(shè)備供應(yīng)商利用自己的技術(shù)儲備和經(jīng)驗積累，開始開發(fā)符合電力公司要求文件要求的，具備嚴重事故預(yù)防和緩解措施的先進輕水堆核電廠。同時在提高核電廠的經(jīng)濟性方面亦采取了一系列措施，主要有提高單堆容量，降低單位造價；加深燃耗，延長換料周期，縮短停堆換料時間，提高核電廠的

7、可利用率；延長核電廠的壽命至60年；以及采用模塊化設(shè)計，縮短建造周期等。（2）第三代核電機組的設(shè)計原則和特點第三代核電機組的設(shè)計原則，是在采用第二代核電機組已積累的技術(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)濟性，滿足URD文件或EUR文件和IAEA新建議法規(guī)的要求；同時，應(yīng)能在2010年前進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： 在安全性上，滿足URD文件的要求，主要是：堆芯熔化事故概率1.0 X 10-5堆年；大量放射性釋放到環(huán)境的事故概率1.0 X 10-6堆年；應(yīng)有預(yù)防和緩解嚴重事故的設(shè)施。核燃料熱工安全余

8、量15%。 在經(jīng)濟性上，要求能與聯(lián)合循環(huán)的天然氣電廠相競爭；機組可利用率87%；設(shè)計壽命為60年；建設(shè)周期不大于54個月。 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)濟性。這是革新型的重大改進，是代表核安全發(fā)展方向的。 單機容量進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容量（千瓦數(shù)）的加大而減少的（在單機容量為150萬-170萬千瓦前均如此）。因此，歐洲法馬通、德國電站聯(lián)盟聯(lián)合設(shè)計的EPR機組的電功率為160萬-17

9、0萬千瓦，日本三菱提出的NP-21型壓水堆核電機組的電功率為170萬千瓦，俄羅斯也正在設(shè)計單機電功率為150萬千瓦的VVER型第三代核電機組，美國西屋公司和燃燒公司也在原單機容量為65萬千瓦的AP-600型的基礎(chǔ)上改進，設(shè)計出單機電功率為110120萬千瓦的AP-1000型機組。 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)計和機組供應(yīng)商提出的第三代核電機組無一例外地均采用整體數(shù)字化儀表控制系統(tǒng)。

10、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)濟性有顯著影響。因此，新的核電機組從設(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)計標準化和設(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。（3）第三代核電廠的主要類型 先進壓水堆核電廠在國際上，目前已比較成熟的第三代核電壓水堆有AP-1000、ERP和ESB-WR、ABWR、AP600與AP1000先進的非能動的壓水

11、堆電廠。緊湊布置的反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)。反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)采用二環(huán)路，各有一臺蒸汽發(fā)生器、兩臺屏蔽式電動泵、一條熱管段和兩條冷管段組成，泵的吸入管直接連在蒸汽發(fā)生器下端，省去泵的單獨支撐。非能動的安全系統(tǒng)。由重力、自然循環(huán)和儲能等按自然規(guī)律來驅(qū)動的安全系統(tǒng)。包括非能動余熱派出系統(tǒng)、非能動安全注射系統(tǒng)，以及非能動的安全殼冷卻系統(tǒng)。非能動余熱排出熱交換器的進口與反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)熱管段相連，出口與蒸汽發(fā)生器出口腔相連。在冷卻劑泵失效時，水流自然循環(huán)到該熱交換器，將反應(yīng)堆余熱帶到安全殼內(nèi)換料水箱。非能動安全注射系統(tǒng)有兩臺堆芯補水箱、兩臺安注箱和位于安全殼的換料水箱組成。與反應(yīng)堆冷卻劑環(huán)路連接并充滿硼水，靠重

12、力注射。當(dāng)正常上充水系統(tǒng)故障時，可應(yīng)付小泄漏；由于失水事故而引起大泄漏時，提供堆芯應(yīng)急冷卻，最終將反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)全部淹沒。非能動安全殼冷卻劑系統(tǒng)以鋼安全殼作為傳熱界面，首先利用位于安全殼屏蔽廠房頂部的水箱，噴淋鋼安全殼外表面；隨后將空氣從安全殼屏蔽構(gòu)筑物頂部引入，沿導(dǎo)流板，經(jīng)安全殼底部，再沿鋼安全殼外表面向上流動，導(dǎo)出鋼安全殼內(nèi)部的熱量，作為最終熱阱。熔融物堆內(nèi)滯留。在嚴重事故下將堆芯熔融物保持在堆內(nèi)，通過壓力容器外表進行冷卻是AP1000緩解嚴重事故的重要策略。反應(yīng)堆的堆腔設(shè)計成能在事故工況下將堆腔淹沒到冷卻劑環(huán)路高度以上，同時在反應(yīng)堆保溫層與壓力容器之間設(shè)計有通路，水進入通路，帶走熱量，

13、加熱后的水或蒸汽從堆腔上部流出。在安全殼內(nèi)設(shè)置氫氣點火器和氫復(fù)合器來防止氫氣爆燃。EPR歐洲壓水堆核電廠是通過對現(xiàn)有技術(shù)較為成熟的壓水堆加以改進?；旧先匀谎赜媚軇拥陌踩到y(tǒng)，增加其冗余度；降低燃料棒的線功率密度，提高安全余量；加大單機組容量，電功率達到1500-1600MWe，以降低單位功率造價；并采取相應(yīng)的嚴重事故預(yù)防和緩解措施，其特點如下：簡化冗余的安全系統(tǒng)結(jié)構(gòu)。安全系統(tǒng)采用n+2的概念，4系列的安注系統(tǒng)，安全殼內(nèi)設(shè)置硼化水儲存水箱，余熱派出系統(tǒng)與低壓安注系統(tǒng)組合在一起。雙層安全殼。內(nèi)層為金屬襯里預(yù)應(yīng)力鋼筋混凝土安全殼，外層為鋼筋混凝土安全殼，兩層之間設(shè)有過瀘排放系統(tǒng)，以防止安全殼超壓，

14、并保護環(huán)境。 限制嚴重事故后果的設(shè)計。在穩(wěn)壓器頂部設(shè)有專門的卸壓閥，其卸壓能力可保證一次側(cè)快速減壓至5bar,以防止嚴重事故情況下高壓熔堆。堆芯熔融物擴散及捕集，用以在堆芯熔融物在壓力容器外擴展時，收集熔融物，并轉(zhuǎn)運至熔融物冷卻區(qū)（堆芯捕集器），其下部有循環(huán)冷卻水通道，用以保護核島基礎(chǔ)底板；換料水箱中的水靠重力注入熔融物，使其冷卻固定。安全殼內(nèi)裝有氫復(fù)合器，以便在任何時候使氫的平均濃度保持在10%以下，從而避免發(fā)生氫爆的危險。APWR和APWR+（USAPWR）是日本三菱公司與美國西屋公司合作開發(fā)的新一代壓水堆核電廠。APWR同樣是通過對現(xiàn)有四環(huán)路壓水堆核電廠進行優(yōu)化改進，采用257個1717

15、的燃料組件，電功率為1530MWe，其主要特點如下：四個系列專設(shè)安全系統(tǒng)。APWR將應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)和安全殼噴淋系統(tǒng)均設(shè)計成450%的機械系列，并將出水管線直接注入壓力容器。換料水池設(shè)置在安全殼內(nèi)；安注箱經(jīng)優(yōu)化設(shè)計，將加大注水范圍，以滿足早期迅速大量注入冷卻水，盡早再淹沒堆芯；及至堆芯再淹沒后，以較小流量長期注水使堆芯冷卻下來。APWR+是在APWR基礎(chǔ)上進行改進，將燃料組件有效長度從3.7米增加到4.3米，核電廠的電功率增加到1750MWe,換料周期為24個月，可利用率的目標為95%。與APWR相比，APWR+有下列特點：將堆芯核儀表改成從反應(yīng)堆上部插入方式，取消下部儀表管座。安全系統(tǒng)的特點

16、是利用蒸汽發(fā)生器二次側(cè)卸壓，以導(dǎo)出衰變熱；同時使得系統(tǒng)壓力可以快速下降，減少一次側(cè)的失水。由于一次側(cè)壓力在堆芯有水覆蓋的情況下，降到低壓安注泵接入壓力，因此可以取消高壓安注泵。此外，在大破口失水事故時，一回路系統(tǒng)被低壓安注泵注入的大量水淹沒，破口出來的蒸汽被回路淹沒水凝結(jié)，其結(jié)果有可能導(dǎo)致取消安全殼噴淋系統(tǒng)。鑒于換料水池位于安全殼運轉(zhuǎn)層上，即使低壓安注泵實效，換料水池的水亦能依靠重力非能動地流入堆芯。安全殼通風(fēng)系統(tǒng)的冷卻水源采用多樣化設(shè)計，以提高其可靠性。在主蒸汽管道破裂時，為了保證堆芯硼酸的注入，硼酸注入箱利用減壓沸騰原理維持硼注入箱壓力，非能動地注入堆芯.安全注入系統(tǒng)采用4系列反應(yīng)堆直接注

17、入方式；并通過安裝在安注箱內(nèi)的流量調(diào)節(jié)設(shè)備,在發(fā)生失水事故時，調(diào)節(jié)安注流量，有效地利用冷卻水。采用安全殼內(nèi)設(shè)置換料水池，將穩(wěn)壓器排放管路連接到換料水池，以及非能動氫復(fù)合器，熔融物堆內(nèi)滯留及堆外冷卻等緩解嚴重事故措施。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

18、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組的要求，故有的專家認為，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)濟性如何,還是問題。這

19、種創(chuàng)新型的反應(yīng)堆必有一系列的技術(shù)難點需要解決，故有必要建原型堆考驗后，才能商用建造。先進沸水堆核電廠）ABWR是改進型（先進）沸水堆，由美國通用電氣公司和日本東芝公司和日立聯(lián)合開發(fā)。已有兩個機組在日本柏崎刈羽核電廠建成，稱柏崎刈羽6號和7號機組，電功率1315MWe，分別在1996年12月和1997年7月投產(chǎn)運行。下圖示出ABWR核電廠的模型圖。ABWR的主要特點如下：采用先進的燃料和堆芯設(shè)計。采用最新的鋯襯墊燃料設(shè)計，燃料棒沿軸向采用分區(qū)富集度布置，使軸向功率分布趨于均勻。采用內(nèi)置式再循環(huán)泵。取消堆外再循環(huán)系統(tǒng)，簡化了結(jié)構(gòu)。采用濕式電機結(jié)構(gòu)，電機的線圈浸在水中，不需要軸密封。采用電力水力組合

20、的控制棒驅(qū)動機構(gòu)。正常運行時用電力驅(qū)動控制棒，而緊急停堆時利用液壓驅(qū)動使控制棒迅速插入，從而實現(xiàn)快速停堆和精細調(diào)節(jié)的功能。采用三個獨立的應(yīng)急堆芯冷卻和余熱排出系統(tǒng)，每個系統(tǒng)負責(zé)堆芯一個區(qū)。每個區(qū)都有二個高壓堆芯充水系統(tǒng)、一個堆芯隔離冷卻系統(tǒng)、三個余熱排出/低壓堆芯充水系統(tǒng)。采用鋼筋混凝土結(jié)構(gòu)的安全殼，具有必要的強度，以承受壓力，內(nèi)部襯有鋼襯里，保證安全殼的氣密性。ESBWR經(jīng)濟簡化型沸水堆。1992年美國通用電氣公司開始設(shè)計自然循環(huán)的沸水堆，其特點系統(tǒng)采用非能動的安全系統(tǒng)，電功率670MWe，稱簡化型沸水堆（SBWR）。這一開發(fā)計劃后來改變了，轉(zhuǎn)向設(shè)計一個大功率、經(jīng)濟規(guī)模的，采用成熟技術(shù)和AB

21、WR設(shè)備的ESBWR。ESBWR的設(shè)計基于自然循環(huán)和非能動安全特性，以提高核電廠的性能和簡化設(shè)計。下圖給出ESBWR的系統(tǒng)示意圖，由于容器外區(qū)的水與圍板以內(nèi)的水汽混合物的密謀差，加上煙囪效應(yīng)，構(gòu)成主冷冷卻劑的自然循環(huán)。經(jīng)濟簡化型沸水堆核電廠系統(tǒng)圖ESBWR的安全系統(tǒng)是非能動的。它包括：自動卸壓系統(tǒng)，由安裝在主蒸汽管道上的10個安全釋放閥和8個卸壓閥組成，分別將蒸汽排放到抑壓池和干井。重力驅(qū)動的冷卻系統(tǒng)，在自動卸壓系統(tǒng)將反應(yīng)堆容器卸壓后，補給水靠重力流入容器。分離的冷凝系統(tǒng)，它由4個獨立的高壓環(huán)路組成，每個環(huán)路有一臺熱交換器，在反應(yīng)堆停閉和全廠失電后，蒸汽將在管側(cè)冷凝，熱交換器管束放在安全殼外的

22、大水池中，通過自然循環(huán)導(dǎo)出余熱。非能動安全殼冷卻系統(tǒng)，由4條安全相關(guān)的獨立的高壓環(huán)路組成，每個環(huán)路有一臺熱交換器與安全殼相通，凝結(jié)水及釋放閥管線淹沒在抑壓池內(nèi)，熱交換器設(shè)置在安全殼外的大水池內(nèi)，通過自然循環(huán)導(dǎo)出失水事故后安全殼內(nèi)的熱量。先進坎度（CANDU）型重水堆（ACR）核電廠。ACR除繼續(xù)保持CANDU型重水堆的水平壓力管，不停堆裝卸料，獨立的低溫、低壓重水慢化回路等特點外，在設(shè)計上作了如下改進：i）采用低富集度（1.65%）的二氧化鈾燃料組件，使燃耗增加三倍，乏燃料減少2/3；ii）采用輕水冷卻劑回路，提高蒸汽的壓力和溫度，提高核電廠的熱效率；iii）除了控制棒停堆系統(tǒng)外，還采用了在慢

23、化劑中注入液態(tài)硝酸釓的第二停堆系統(tǒng)；iv）將輕水屏蔽水箱作為嚴重事故時的后備熱阱；v）全堆芯具有負的冷卻劑空穴系數(shù)；vi）安全殼采用鋼襯里預(yù)應(yīng)力混凝土結(jié)構(gòu)。4.第四代核能系統(tǒng) 經(jīng)濟競爭力、核電廠安全性、核廢物處理和核武器擴散，是未來核能發(fā)展面臨的四個主要挑戰(zhàn)，經(jīng)繼續(xù)受到政府和工業(yè)決策者的重視，并成為公眾關(guān)注的重要部分?？紤]到新一代核能系統(tǒng)的發(fā)展需要相當(dāng)長的周期，也由于對新的核能系統(tǒng)的要求已逐漸明確，國際核能界認為有必要啟動下一代核能系統(tǒng)第四代核能系統(tǒng)的研究工作。第四代核能系統(tǒng)應(yīng)具有一下特點：1. 具有競爭力的總發(fā)電成本。總發(fā)電成本是第四代核能系統(tǒng)的主要經(jīng)濟要求，因為它是未來電力供應(yīng)中一個最重要

24、的競爭手段。第四代核能系統(tǒng)的總發(fā)電量成本必須比電廠所在地區(qū)或國家的其它發(fā)電方式更具有競爭力。此外，第四代核能系統(tǒng)還應(yīng)考慮開發(fā)除電力以外的廣泛的能源產(chǎn)品。2. 可接受的投資風(fēng)險水平。相對于其它主要的資本投資項目來說，第四代核能系統(tǒng)必須在投資規(guī)模和投資風(fēng)險兩個方面對投資者都具有足夠的吸引力。3. 較短的項目交付與建造時間。第四代核電廠的醒目交付期必須少于四年，項目建造期必須少于三年。也就是說，必須及大地縮短核電廠的項目交付和建造周期，才能使核能重新成為世界電力一個優(yōu)先選擇。4. 非常低的堆芯損壞頻率。堆芯融化頻率應(yīng)低于10-6（堆年）5. 不會出現(xiàn)嚴重堆芯損壞。6. 不需要場外應(yīng)急。在任何可信的事

25、故序列下，不會出現(xiàn)由于反射性的釋放、為保護公眾安全而采取的場外應(yīng)急。這是核能安全的一個改革性改進。7. 盡可能小的輻射照射。咋電廠的整個壽期內(nèi)，第四代反應(yīng)堆的設(shè)計必須能保證盡可能小的輻射照射。8. 人因錯誤性能。第四代反應(yīng)堆對于人因失效必須兼?zhèn)涓叨鹊娜蒎e性能。在目前的核電廠運行中發(fā)生的大量事故征兆和報告的誰家都涉及人因失誤，核電廠概率風(fēng)險也表明 人因失誤是核電廠風(fēng)險的重要組成部分，因此第四代反應(yīng)堆必須高度包容人因失誤。9. 核廢物的完整解決方案。第四代反應(yīng)堆對于所有的核廢物都必須具有完整的解決方案。10. 核廢物的完整解決方案的公眾接收性。對所有的核廢物（包括采礦和濃縮廠的廢料，來自加工、運行

26、、去污、退役的放射性廢物和非放射性有害廢物）都必須有完整的政治上和公眾可接受的解決方案，這些解決方案必須對現(xiàn)有的和以前的電站都是可行的。11. 廢物的最小化。第四代反應(yīng)堆必須在可信的程度上將廢物的產(chǎn)生量降低到最少的程度。12. 對武器擴散的最少吸引力。13. 內(nèi)在的和外在的防止核擴散能力。第四代核能系統(tǒng)應(yīng)當(dāng)在設(shè)計上最大限度地依賴內(nèi)在的或固有的機理防止核擴散。14. 評估防止核擴散的能力。必須按照建立的導(dǎo)則對反應(yīng)堆防止核擴散的能力進行評估。2002年，又召開了第二次第四代核能系統(tǒng)國際論壇，提出了應(yīng)重點關(guān)注和發(fā)展的第四代的第四代反應(yīng)堆堆型，共六種，即氣冷快堆、鈉冷快堆、鉛冷快堆、超高溫反應(yīng)堆、融鹽堆和超臨界水堆。4.中國第二代壓水堆改進型機組特點我國核電技術(shù)的引進是從引進法國機組開始的。法國百萬千瓦級核電技術(shù)的原型是美國西屋公司標準312堆型，通過改進批量化建設(shè)發(fā)展成為標準化的CPY技術(shù)。為了提高法國核電的出口競爭力，法瑪通公司在CPY的基礎(chǔ)上形成了安全性和經(jīng)濟性較好的M310堆型。大亞灣核電站引進的就是這種新型的M