问核电站分代是一什么为标准？

   核电站大划代于发展资料：    第一代核电站　　20世纪50年至60年代初，苏联、美国等建造了第一批单机容量在300mwe左右的核电站，如美国的希平港核电站和英第安角1号核电站，法国的舒兹(chooz)核电站，德国的奥珀利海母(obrigheim)核电站，日本的美浜1号核电站等。第一代核电厂属于原型堆核电厂，主要目的是为了通过试验示范形式来验证其核电在工程实施上的可行性。      第二代核电站　　20世纪70年代，因石油涨价引发的能源危机促进了核电发展，世界上已经商业运行的400多台机组大部分在这段时期建成，称为第二代核电机组。第二代核电厂主要是实现商业化、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单机容量在600－1400mwe的标准化和系列化核电站，以美国西屋公司为代表的model 212（600mwe，两环路压水堆，堆芯有121合组件，采用12英尺燃料组件）、model 312（1000mwe，3环路压水堆，堆芯有157盒组件，采用12英尺燃料组件，），model 314 （1040mwe，3环路压水堆，堆芯有157盒组件，采用14英尺燃料组件），model 412（1200mwe，4环路压水堆，堆芯有193盒组件，采用12英尺燃料组件，）、model 414（1300mwe，4环路压水堆，堆芯有193盒组件，采用14英尺燃料组件）、system80（1050mwe，2环路压水堆）以及一大批沸水堆（bwr）均可划入第二代核电站范畴。法国的cpy，p4，p4′也属于model 312，model 414一类标准核电站。日本、韩国也建造了一批model 412、bwr、system80等标准核电站。　　第二代核电站是世界正在运行的439座核电站（2007年9月统计数）主力机组，总装机容量为3.72亿千瓦。还共有34台在建核电机组，总装机容量为0.278亿千瓦。在三里岛核电站和切尔诺贝利核电站发生事故之后，各国对正在运行的核电站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。　　从事核电的专家们对第二代核电站进行了反思，当时认为发生堆芯熔化和放射性物质大量往环境释放这类严重事故的可能性很小，不必把预防和缓解严重事故的设施作为设计上必须的要求，因此，第二代核电站应对严重事故的措施比较薄弱。      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）提出了第三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，它们将成为第三代核电站的主力堆型。　　     我国自主创新的第三代核电项目正在浙江三门和山东海阳进行建设，和正在运行发电的第二代核电机组相比，预防和缓解堆芯熔化成为设计上的必须要求，而这一点也正是作为第二代核电站的福岛核电站事故中暴露出来的弱点。据悉，我国第三代核电站将装备有蓄水池，这样的“大水箱”在紧急情况下能释放出大量的水，从而达到降温等应急需求。　　通过总结经验教训，美国、欧洲和国际原子能机构都出台了新规定，把预防和缓解严重事故作为设计上的必须要求，满足以上要求的核电站称为第三代核电站。　　     世界上技术比较成熟、可以据以建造第三代核电机组的设计，主要有美国的ap1000(压水堆)和abwr(沸水堆)，以及欧洲的epr(压水堆)等型号，它们发生严重事故的概率均比第二代核电机组小100倍以上。美国、法国等国家已公开宣布，今后不再建造第二代核电机组，只建设第三代核电机组。而我国有13台第二代核电机组正在运行发电，未来重点放在建设第三代核电机组上，并开发出具有我国自主知识产权的中国品牌的第三代先进核电机组。为此，国务院决定以浙江三门和山东海阳两个核电项目作为第三代核电自主化依托工程，建设4套第三代ap1000压水堆核电机组。国家中长期科技发展规划纲要已将“大型先进压水堆核电站”列为重大专项。第四代核能系统　　         第四代核能系统概念（有别于核电技术或先进反应堆），最先由美国能源部的核能、科学与技术办公室提出，始见于1999年6月美国核学会夏季年会，同年11月的该学会冬季年会上，发展第四代核能系统的设想得到进一步明确； 2000年1月，美国能源部发起并约请阿根廷、巴西、加拿大、法国、日本、韩国、南非和英国等9个国家的政府代表开会，讨论开发新一代核能技术的国际合作问题，取得了广泛共识，并发表了“九国联合声明”。随后，由美国、法国、日本、英国等核电发达国家组建了“第四代核能系统国际论坛（gif）”，拟于2-3年内定出相关目标和计划；这项计划总的目标是在2030年左右，向市场推出能够解决核能经济性、安全性、废物处理和防止核扩散问题的第四代核能系统（gen-iv）。　　      第四代核能系统将满足安全、经济、可持续发展、极少的废物生成、燃料增殖的风险低、防止核扩散等基本要求。　　　     世界各国都在不同程度上开展第四代核电能系统的基础技术和学课的研发工作。　　

自1954年，前苏联建成电功率为5兆瓦的实验性核电站以来，核电技术的发展可以划　　分为三个阶段。　　第一代核电技术是和平利用核能研发阶段的试验堆和原型堆。各国在上世纪五十年代开　　发建设了实验性原型核电站，证明了利用核能发电的技术是可行的。以第一代核电技术为基　　础的核电站有1954年前苏联建成的奥布涅斯克实验性核电站、1956年英国建成的卡德豪尔　　石墨冷气堆原型核电站、1957年美国建成希平港压水堆原型核电站、1962年加拿大建成的　　重水堆原型核电站等。　　第二代核电技术被广泛应用于上世纪七十年代至今仍在运行的大部分商业核电站，它们　　大部分已实现标准化、系列化和批量建设，主要种类有压水堆（PWR）、沸水堆（BWR）、　　重水堆（CANDU）和苏联设计的压水堆（VVER）和石墨水冷堆（RBMK）等。　　第二代核电站技术证明了发展核电在经济上是可行的。但是前苏联切尔诺贝利核电站和　　美国三哩岛核电站严重事故的发生，引起了公众对核电安全性的质疑，同时也让人们意识到　　第二代核电技术的不完善性，许多国家的核电发展也都因此一度停滞。　　第三代核电技术的诞生　　针对公众对核电安全性、经济性的疑虑，美国电力研究院在美国能源部和核管会的支持　　下，对进一步大力发展核电的可行性进行了研究，根据其研究成果制定出了《美国用户要求　　文件（URD）》，对新建核电站的安全性、经济型和先进性提出了要求。随后，欧洲也出台　　了《欧洲用户要求文件（EUR）》，表达了与URD文件相似的要求。　　第三代核电技术就是指满足URD或UAR，具有更好安全性的新一代先进核电站技术。　　它具有在经济上能与联合循环的天然气机组相竞争、在能源转换系统方面大量采用二代成熟　　技术的优势。第三代技术与第二代技术最为根本的一个差别，就是第三代核电技术把设置预　　防和缓解严重事故作为了设计核电站必须要满足的要求。　　截然相反的AP1000与EPR　　现今具有代表性的第三代核电技术大致有6种堆型。分别是美国西屋电气公司的先进非　　能动压水堆（AP1000）、法国阿海珐公司的欧洲压水堆（EPR）、美国通用电气公司的先进　　沸水堆（ABWR）和经济简化型沸水堆（ESBWR）、日本三菱公司的先进压水堆（APWR）　　和韩国电力工程公司的韩国先进压水堆（APR1400）。其中最具代表性的就是AP1000和EPR。　　作为第三代核电技术的代表，AP1000和EPR有一些不同。AP1000是在AP600的基础　　上产生的，因此与AP600有许多相似，但是它更加简洁，更多利用非能动技术。　　可以说，AP1000采用的是“减法”设计思路。它采用“非能动技术”理念，从根本上革新、　　利用自然界物质固有的规律来保障安全。利用物质的重力、流体的自然对流、扩散、蒸发、　　冷凝等原理在事故应急时冷却反应堆厂房和带走堆芯余热。按这种思路做出的设计，既简化　　了系统，减少了设备和部件，又大大提高了安全性。　　而EPR的产生思路与AP1000相反，它采取的是“增加专设安全系统”的“加法”思　　路。它在第二代的基础上再增加和强化专设安全系统，同时增设堆芯熔融物捕集和冷却系统　　以防止安全壳熔穿等。这样安全性能提高了，不过相应地核电站系统也就更为复杂，设备更　　多，工程量也更大了。　　第三代核电技术成为发展主流　　从目前的核电发展情况来看，说第三代核电技术是当今国际上核电发展的主流一点也不为过。因为世界上核电发达国家目前已经开工建设和已向核安全当局申请建设许可证的核电　　机组几乎都是第三代。而目前已向核安全当局申请建设许可证、在建和已运行的第三代核电　　站中，美国占了26座，日本有14座，俄罗斯有2座，法国和芬兰各有1座。其中美国有　　12台AP1000机组已向美国核监管委会申请建造运行许可证。6台AP1000机组的建造已经　　签订了总承包合同，其中三台计划在2016年商业运行；而法国更是宣布不会再新建第二代　　核电站。　　如今，第四代核电技术也进入了人们的视野，多个国家都在进行第四代核能利用系统的　　研究和开发。相信随着核电技术的不断发展，人类对核能的利用也会越来越好，核电也会迎　　来更大的发展。