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1，AP1000核电技术的简介

AP1000核电技术，中国第三代核电自主技术，中国引进消化吸收再创新和自主创新，在世界上率先掌握了第三代核电AP1000的五大核心关键技术，为推进中国核电产业技术水平的整体跨越，为实现中国第三代核电AP1000的自主化、批量化建设打下了坚实的基础。AP1000核电技术是目前唯一一项通过美国核管理委员会最终设计批准的第三代核电技术，这是目前全球核电市场中最安全、最先进的商业核电技术。

AP1000核电技术的简介

2，到底什么是第三代核电站

对于第三代核电站类型有各种不同看法。美国核电用户要求文件（URD）和欧洲核电用户要求文件（EUR）提出了下一代核电站的安全和设计技术要求，它包括了改革型的能动（安全系统）核电站和先进型的非能动（安全系统）核电站，并完成了全部工程论证和试验工作以及核电站的初步设计，它们将成为下一代（第三代）核电站的主力堆型。百科：http://baike.baidu.com/item/%E7%AC%AC%E4%B8%89%E4%BB%A3%E6%A0%B8%E7%94%B5%E7%AB%99

到底什么是第三代核电站

3，第三代核电与第四代核电的差别

第三代（GEN-Ⅲ）是指先进的轻水堆核电站，即1990年后期到2010年开始运行的核电站。第三代核电站采用标准化、最佳化设计和安全性更高的非能动安全系统，如先进的沸水堆（advanced boiling water reactors, ABWR）、系统80+、AP600、欧洲压水堆（European pressurized reactor, EPR）等。 第四代（GEN-Ⅳ）是待开发的核电站，其目标是到2030年达到实用化的程度，主要特征是经济性高（与天燃气火力发电站相当）、安全性好、废物产生量小，并能防止核扩散。 中国在第四代核电技术研究方面走在世界前列。
核电你可以理解为另一种火电，和水电完全不同。核电站只要不是运气衰到家，发生核泄露（全世界这几十年还是发生了几次的），辐射很小，一年积累没有你照次x光强。不过没结婚生小孩的一般不会让你们去核岛。核电特点：待遇好（工资很高、配套设施如球场健身房图书馆等齐全）、自动化程度最高，一般较偏僻，有辐射风险。水电特点：待遇较好（工资较高、配套不知道）、自动化程度较高，很偏僻（一般在所谓深山老林）……

第三代核电与第四代核电的差别

4，第三代核电技术是中国自主研发的吗

第三代核电技术指的是核电发展的阶段。第一代核电厂属于原型堆核电厂，是为了通过试验形式来验证百核电工程实施上的可行性。在时间上主要是20世纪5、60年代的苏联与美国的一些堆型。第二代核电厂主要是在第一代的基础上实现商业化、标准化、系列化、批量化，以提高经济性。在时间上自度60年代末至70年代世界上建造的大批单机容量在600－1400MWe的标准化和系列化核电内站。第三代核电厂要求在第二代的基础上更加提高安全与经济性。目前第三代核电主要包括：美国的AP1000（大量采用非能动的安全设置），欧洲的EPR（采用增加能动安全系统保证安全），中国的华龙一号（兼有AP1000以及EPR的特点）。中国的华龙一号是我国容在吸收了AP1000与EPR的特点后，完全具有知识产权的第三代核电技术。
是的，就是体型变大了。原来美国技术房间小的很。现在房间大的很。这样活就好干了，安装效率大大提高
没有什么叫第三代核电技术，而是第三代核电厂，我国自主研发的三代核电厂的代表是华龙一号，主要是采用一些自然循环技术，双安全壳等能进一步提高抗事故能力的技术应用，这使得比第二代更为安全，其熔堆概率和大规模放射性物质释放的概率提高了一个数量级，风险更低。当然，也进行一定优化，提高了经济性。但目前我国也正在研发第四代核电厂，准四代技术的代表，应属示范快堆、高温气冷堆。

5，什么是第三代核电

第三代核电厂在核心部件上基本和第二代核电压水堆核电站没什么本质的区别，最主要的区别在于核安全设备上。第二台核电在发生事故时要靠外部应急电源驱动安全厂用水泵对反应堆进行冷却，三代核电在设计上将安全厂用水储存在高位，这样事故状态下不用水泵靠重力就可以进行堆心冷却了，不需要外部电源接入。其实中国核电和日本有很大的区别，核电厂选址都在远离地震带的位置，情况也和日本福岛的老型核电有很大区别，个人觉得未来能源主要还是要依靠核电。
符合美国核电用户要求文件（URD）或欧洲核电用户要求文件（EUR）的新型核电站。URD和EUR规范了第三代核电站的设计技术基础，其要点如下：　　1）ALWR计划的目标：为未来的ALWR提供一整套设计的综合要求、稳定的审批基准、支持ALWR电厂的发展。　　2）ALWR 的14条政策：简单化、设计裕量、人因、安全、设计基准与安全裕量、管理稳定性、标准化、成熟技术、可维护性、可建造性、质量保证、经济性、预防人为破坏、睦邻友好。　　3）ALWR高层安全设计要求，其要点如下：　　抗事故能力：所有工况下都具有负的功率反应性系数、采用最好的材料及水质、改进的人机界面系统、采用成熟的诊断监测技术、须留给操纵员足够的时间（30分钟或更长时间)来防止设备的损坏及防止导致较长停堆的电厂工况等。　　防止堆芯损坏：防止堆芯损坏的专设安全系统应满足执照设计基准要求及安全裕量基准、堆芯损坏频率小于1×10-5/堆年等。　　缓解事故能力：坚固而大容积的安全壳和相应的专设安全系统；采用现实源项分析；控制可燃氢气的浓度；在累积发生频率大于10-6/堆年的严重事故条件下，在厂址边界处(离开反应堆大约0.5英里)，公众个人的全身剂量小于25雷姆等要求。
我在山东海阳核电站工作，所建设的就是第三代核电ap1000。三代核电比二代更安全，经济性更好，用数据来说话的话，无论是安全性还是在经济性都有数量级的提高。目前三代技术是美国的ap1000和法国的epr，个人觉得ap1000的设计理念更加先进，就是常说的非能动。具体的区分我不清楚定义，可以从重要数据上进行比较

6，第三代核电站的特点

世界各国在回顾三十余年第二代核电站的建造和运行经验，尤其总结了美国三哩岛核电站和切尔诺贝利核电站事故的经验教训之后，为使今后建造的核电站在安全性、经济性、安全审评稳定性以及保护核电业主投资等方面有大的改进，首先是美国电力公司发起建立先进轻水堆（ALWR）设计的技术基础，为设计美国下一代先进轻水堆(ALWR)，推行一项先进轻水堆ALWR计划，编制了一份美国核电用户要求文件(URD)，继而欧洲10家核电公司也编写了欧洲核电用户要求(EUR)文件。URD和EUR规范了第三代核电站的设计技术基础，其要点如下：1）ALWR计划的目标：为未来的ALWR提供一整套设计的综合要求、稳定的审批基准、支持ALWR电厂的发展。2）ALWR 的14条政策：简单化、设计裕量、人因、安全、设计基准与安全裕量、管理稳定性、标准化、成熟技术、可维护性、可建造性、质量保证、经济性、预防人为破坏、睦邻友好。3）ALWR高层安全设计要求，其要点如下：抗事故能力：所有工况下都具有负的功率反应性系数、采用最好的材料及水质、改进的人机界面系统、采用成熟的诊断监测技术、须留给操纵员足够的时间（30分钟或更长时间)来防止设备的损坏及防止导致较长停堆的电厂工况等。防止堆芯损坏：防止堆芯损坏的专设安全系统应满足执照设计基准要求及安全裕量基准、堆芯损坏频率小于1×10-5/堆年等。缓解事故能力：坚固而大容积的安全壳和相应的专设安全系统；采用现实源项分析；控制可燃氢气的浓度；在累积发生频率大于10-6/堆年的严重事故条件下，在厂址边界处(离开反应堆大约0.5英里)，公众个人的全身剂量小于25雷姆等要求。4）第三代压水堆核电站有两种类型：改进型电厂（如EPR）和非能动型电厂(如 AP1000)。URD对两种类型的核电厂又分别提出了专用要求，其要点如下：改进型核电厂：更简化的专设安全系统；至少有两条隔离的和独立的交流电源与电网相连；至少三十分钟时间内，不考虑操纵员的干预；在丧失全部给水，至少在2小时内不应有燃料损坏；在丧失厂内外交流电源的8小时内，燃料没有损坏等。非能动型核电厂：不要求安全相关的交流电源；至少72小时内，不需要操作员干预；严重事故条件下，安全壳有足够的设计裕量；不需要厂外应急计划等。以上概括了第三代核电站的特点，我国国家引进的美国非能动AP1000核电站属于第三代核电站的非能动型核电厂，广东核电集团公司引进的法国EPR核电站属于第三代核电站的改进性核电厂。AP1000和EPR基本上都满足了上述URD和EUR的相关要求。

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