美国三里岛核电站

其实，第三代反应堆更像是个商业概念，主要是在二代反应堆的基础上进一步提高安全性和经济性。从技术上讲，是将二代堆的“超设计基准事故”纳入了安全设计基准事故范围。换言之，第二代反应堆和第三代反应堆设计基于同样的原理，虽然在技术上没有实现飞跃，但也完善了安全性能。因此，现在的核电学术界逐渐用“严重事故”代替“超设计基准事故”，严重事故缓解措施也成了三代堆的最重要特征。

第三代核反应堆做了哪些改进

非能动安全技术是20世纪80年代发展起来的新技术，以经济、简单、可靠见长，应用于第三代核电站，以成为第三代核电反应堆的突出特点之一。

国际非能动核安全，一般按照以下几个方面来衡量：

一是处理事故时不需要进行液（气）体移动或交换；

二是处理事故时不需要机械部件移动；

三是处理事故时不需要外部控制指令；

四是处理事故时不需要外部电源。

实际上核反应堆从燃料棒保护壳，波动管，蓄压箱，紧急停止装置等数个方面会尽可能按照以上指标进行多重保障。由于以往核电站事故的前车之鉴，核大国竞相研发更为安全的三，四代反应堆的安全因素，从而催生出了更高安全性的反应堆。

就具体技术路线而言，各国都有各自的改进做法，最典型的是法国阿海珐EPR的专设安全设施加法路线和美国西屋公司AP1000的非能动安全设施减法路线。以西屋的AP1000为例，其被动安全措施采用了以下几项：

一是在紧急停止时，通过自重力和反应气压，使得冷却液自动到位；

二是通过热传导，对流以及蒸发进行被动散热；

三是所有的泵和阀门误操作均不会造成安全事故；

四是少数被动安全相关的阀门靠电池驱动；

五是整个被动安全系统无需外部交流电接入。

即便是在紧急堆芯熔毁情景下，冷却水流动依靠自然热力驱动在堆内循环，不需要像日本福岛核电站那样需要外部电源。而且冷却水具有自动减压功能，冷却水的储水池也能自动供水。

我国引进的第三代核电站反应堆AP1000以及以此为基础发展来的完全自主知识产权的核电反应堆CAP1400是目前世界上应用非能动安全技术最彻底的核电压水堆，除了能动余热排出系统外还设置了非能动堆芯余热排出系统、非能动堆芯安全注水系统、非能动安全壳冷却系统等，使得反应堆的固有安全性大大提高，能够实现事故后自动停堆。

这一系列的设计，使得AP1000具有相当的安全性。AP1000/CAP1400通过非能动技术已经能够实现事故后72小时无人值守而不发生大规模放射性物质泄漏，足以应对三里岛那种人因操作失误引起的严重事故和福岛那种全厂断电引起的严重事故。

AP1000 非能动安全系统