核动力厂“分代”

为了形象地描述，根据核动力厂技术、经济和安全要求的发展，常常将核动力厂按“代”进行划分。

一、第一代

第一代是指20世纪50-60年代建成的试验堆和原型堆核动力厂，如苏联的第一原子能电站和美国的希平港压水堆核电厂等，目前仅有较少的第一代反应堆在运行。第一代核动力厂属于原型堆核动力厂，主要目的是为了通过试验示范形式来验证核电在工程实施上的可行性。

二、第二代

第二代是指20世纪60年代末期后投入商业运行的核电机组，如PWR、BWR、CAN-DU和WWER等。第二代核动力厂主要是实现核电商业化、标准化、系列化、批量化，以提高经济性。

自20世纪60年代末至70年代世界上建造了大批容量在600-1400MWe的标准化和系列化核动力厂，以美国西屋公司为代表的两环路600MWe、三环路1000MWe和四环路1200MWe压水堆核电厂。美国通用电力公司建造的一大批沸水堆（BWR）也可划入第二代核动力厂范畴。核动力厂和我国已建成的大亚湾核电厂和秦山核动力厂也都属于第二代核动力范畴。

法国建造的一大批CPY、N4核动力厂和我国已建成的大亚湾核电厂和秦山核动力厂也都属于第二代核动力厂范畴。第二代核动力厂是目前世界正在运行的400多座核动力厂的主力机组。在三哩岛核动力厂和切尔诺贝利核动力厂发生事故之后，各国对正在运行的核动力厂进行了不同程度的改进，在安全性和经济性都有了不同程度的提高。美国由电力公司发起编制了适用下一代轻水核动力厂用户要求文件（URD），欧洲10家核电公司也编写了欧洲核电用户要求（EUR）文件。

三、第三代

第三代是指以满足美国核电用户要求文件（EUR）和欧洲核电用户要求文件（EUR）为设计要求的，具有预防和缓解严重事故措施，经济上能与天然气机组相竞争的核电机组，它包括了改革性的能动（安全系统）核动力厂和先进型的非能动（安全系统）核动力厂，并完成了全部工程论证和试验工作以及核动力厂的初步设计，它们将成为下一代（第三代）核动力厂的主力堆型。我国引进的非能动AP1000核动力厂以及广核集团引进的法国EPR核动力厂都属于第三代核动力厂。

四、第四代

第四代是指目前正进行概念设计和研究开发的，可望约在2030年建成在经济性和安全性均更加优越、废物量极少、无需场外应急并具有防核扩散能力的核能利用系统1。

本词条内容贡献者为:

宋培峰 - 高级工程师 - 环境保护部核与辐射安全中心