Page 33 - 中国核能发展报告（2018）

核能发展蓝皮书

术总则。随后，西欧制定了 EUR（European Utility Requirements Document），
日本、韩国也制定了各自的文件 JURD、KURD 等，作为新堆型开发的指导原

则。国际上把符合这些文件技术要求的先进核电技术称为第三代技术。
第三代核电技术的主要要求如下：
燃料热工安全裕量：≥ 15%；

-5
堆芯融化概率：＜ 1.0×10 / 堆年；
-6
大量放射性释放概率：＜ 1.0×10 / 堆年；
失水事故：6 英寸以下破口，燃料不损坏；
设计寿命：60 年；
换料周期：18~24 个月；
机组可利用率：≥ 87%；

工作人员辐射剂量：＜ 100 人·雷姆 / 年；
建设周期（从浇灌第一罐混凝土至商业运行）：1300 MWe 机组为 54 个

月，600 MWe 机组为 42 个月。
典型的第三代核电技术包括：美国西屋电气公司（WH）开发的非能动
先进压水堆 AP600、AP1000；美国通用电气公司（GE）开发的先进沸水堆

ABWR；法国 AREVA 开发的欧洲压水堆 EPR；中国中核集团与中广核集团联
合开发的华龙一号，国电投集团开发的 CAP1400；俄罗斯的 VVER-1200；韩
国的 APR-1400；日本的 APWR 等。

与二代核电相比，第三代核电对核电安全性、经济性的要求更高，发生
严重事故的概率进一步降低，机组的设计寿命进一步延长。
在严重事故概率方面，三代机组的反应堆堆芯融化概率从原先二代核电
-5
-4
要求的＜ 1.0×10 / 堆年降低到＜ 1.0×10 / 堆年，大量放射性释放概率从原
-6
-5
来的＜ 1.0×10 / 堆年降低到了＜ 1.0×10 / 堆年。
在设计寿命上，三代机组在二代基础上增加了 20 年，对一些关键设
备材料的性能要求进一步提高。例如，反应堆压力容器锻件尺寸加大，对
锻件抗击性能的要求进一步提高；反应堆一回路的主管道由过去的铸件改
ഠ߶॓࿐໓ངԛϱഠϱಃ෮Ⴕ
为锻件等。

012