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附 录

渐进型（Evolutionary）设计：基本 原型堆（或示范堆）的工程验证。通过安
上传承了现有堆型的设计，通过经验反馈 全评审的难度也大。至今还没有大型创新

和采用新技术（包括非能动技术），改进 型先进压水堆建成，说明它极具挑战性。
反应堆的安全性能。渐进型反应堆在商业 创新型先进压水堆的代表——AP1000 首
化应用之前需要进行工程确认性试验。 堆目前尚处在建设阶段，现在评价其技术
创新型 (Innovative) 设计：与现有堆 性能还为时过早。

型有显著的区别。在商业化应用之前，需 非能动安全与能动安全
进行大量的验证和试验，包括建设示范电 能动安全系统与非能动安全系统孰优
厂或者原型堆电厂。 孰劣，一直是核电界的热门话题。对这两
IAEA按照先进堆（三代）的评价标准， 种安全系统的全面评价，涉及安全性、经

筛选了 19 项大型先进轻水堆的设计。 济性和对核电站运行性能的影响等方面。
这 19 项绝大部分都属于渐进型设计 安全性能评价
（包括韩国、欧洲、俄罗斯开发的先进压 非能动安全系统的主要优点：一是不
水堆，已经投入运行的先进沸水堆，中核 依赖外部能源供应，只靠自然力（自然循

集团设计的 CNP1000 等）。AP1000 从概 环、重力、压力储能）应对严重故障；二
念性设计阶段就被定位为创新型先进堆。 是对电站设备失效和人因错误不敏感。在
最有代表性的渐进型先进压水堆是韩国的 理论上，它的安全性优于能动系统。
标准堆和现已走出国门的 APR—1400。 非能动安全系统的主要缺点有：低驱

先进轻水堆绝大部分属于渐进型。渐进型 动力自然循环过程与反应堆中的热交换过
设计看来是当代先进堆发展的主流。 程耦合，使非能动系统中的热工水力过程
从现有堆型（二代）发展到先进堆（三 变得极其复杂。这种过程容易受环境条件
代）是一个持续改进的渐进过程，之间很 的微小变化的影响而偏离预期的运行状

难认定“代沟”，在安全性上也很难区分 态，发生所谓“物理过程失效”。
出显著性差异。在国际正式文件中，也都 IAEA 组织的一次非能动安全系统应
避免采用“代际”的提法。这样比较科学。 用国际会议的结论指出：应该对非能动安
我国现有的二代核电是在三里岛核 全设备和系统的潜在失效模式进行仔细评

事故 20 年后，高起点起步、引进国际成 估，以确定可能出现的新故障机理。
熟先进技术、经过持续技术改进发展起来 另外，非能动安全系统缺乏试验数据
的，良好的安全性已经过长期工程实践的 和运行经验。IAEA 的一份技术文件指出，
验证，很可能实际的安全性已经达到先进 过去 30 〜 40 年全球对能动安全系统中的

堆的水平。 热工水力过程、评价软件、设计工具已进
创新型先进堆从概念性设计到商业化 行了十分详尽的研究，积累了大量的试验
应用，需要进行大量的试验和验证，以及 数据和运行经验，而对非能动安全系统中

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