三代核电技术叫什么？
三代核电技术叫第三代核电站。世界首批AP1000核电机组是中美两国最大的能源高科技合作项目。目前，浙江三门、山东海阳各建2台，作为实现第三代核电自主化的依托。而AP1000机组的诞生地——美国也在投入建设四台这样的机组。简介AP1000 是由美国西屋公司开发的先进的非能动的压水堆（Advanced Passive PWR）。2002年3月，美国核管会已经完成AP1000设计的预认证审查（Pre-certification Review），AP600有关的试验和分析程序可以用于AP1000设计。2004年12月获得了美国核管会授予的最终设计批准。AP1000为单堆布置两环路机组，电功率1250MWe，设计寿命60年，主要安全系统采用非能动设计，布置在安全壳内，安全壳为双层结构，外层为预应力混凝土，内层为钢板结构。
三代核电技术叫什么？
三代核电技术叫第三代核电站。第三代核电站的安全性明显优于第二代核电站。由于安全是核电发展的前提，世界各国除了对正在运行的第二代机组进行延寿与补充性建一些二代加的机组外，目前新一批的核电建设重点是采用更安全、更先进的第三代核电机组。由我国国家核电技术公司（现国家电力投资集团公司）引进的美国非能动AP1000核电站、中国广核集团公司引进的法国EPR核电站以及国家电力投资集团公司自主研发的CAP1400核电站都属于第三代核电站。国产化：我国第三代核电自主化依托项目工程建设总体上进展顺利，安全、质量、进度都处于全面受控状态。在此过程中，我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，为实现我国第三代核电AP1000的自主化、批量化建设打下了坚实的基础。核岛筏基大体积混凝土一次性整体浇注技术、核岛钢制安全壳底封头成套技术、模块设计和制造技术、主管道制造技术、核岛主设备大型锻件制造技术，这几项关键技术标志着我国核电技术达到新的水平。在建的三门核电站和海阳核电站均为第三代核电站，其主管道均由我国烟台台海玛努尔核电设备有限公司提供，烟台台海玛努尔核电设备有限公司是全球唯一具备二代和三代核电站主管道生产能力的企业。以上内容参考 百度百科-第三代核电站
第三代核电技术是什么?
第三代核电技术就是指满足URD或EUR，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发电厂相竞争、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。也就是说，三代核电在安全问题上做到了“设计兜底”。核电技术是利用核裂变或核聚变反应所释放的能量发电的技术。因为受控核聚变存在技术障碍，核电站都是采用核裂变技术。五、六十年代建造的验证性核电站为第一代核电技术；70、80年代标准化、系列化、批量建设的核电站称为第二代；第三代是指90年代开发研究成熟的先进轻水堆；第四代核电技术是指待开发的核电技术，其主要特征是防止核扩散，具有更好的经济性，安全性高和废物产生量少。
第四代核电技术有哪些特点
第四代核电技术有什么特征?
核电发展的趋势是安全水平更加卓越、经济性更好、核燃料利用率更高、废物产生量更少。本世纪初，美国提出并创立第四代先进核能系统国际合作研发论坛(GIF)，致力于研发可持续利用的清洁、安全、经济的先进核能系统。目前的研究表明，快堆核能系统是先进核能系统及其核燃料循环体系成熟度和研究基础最高的堆型之一。
快中子堆是由快中子引起链式裂变反应并可实现核燃料增殖的反应堆，在运行中既消耗易裂变材料，又生产新易裂变材料，而且所产可多于所耗，能实现易裂变材料的增殖。相比热中子堆，快堆对资源的利用率可以提高数十倍。我国坚持热堆-快堆-聚变堆的“三步走”核能发展战略，我国实验快堆已于2010年7月达到临界，2011年7月并网发电。我国成为继美、英、法、俄等国之后，世界上第八个拥有快堆技术的国家。随着实验快堆的临界发电，下一步，我国将开发60万千瓦或更大功率的快堆商用核电站。
被推荐的第四代先进核能系统中还包括高温气冷堆、超临界水堆、熔盐堆。高温气冷堆具备固有安全特性，任何事故情况下都不会发生堆芯熔化事故，且产生的高温能够多用途利用，并可采用模块化方式建造大大缩短工期。我国高温气冷堆研发建设已经走在了世界前列，全球首座20万千瓦示范工程已经开工建设。我国的熔盐堆、超临界水堆、核能聚变堆、聚变裂变混合堆科研开发工程也在积极研究中。
连云港核电站叫什么
连云港核电站叫“田湾核电站”。
江苏田湾核电站是中俄两国在加深政治互信、发展经济贸易、加强两国战略协作伙伴关系方针推动下，在核能领域开展的高科技合作，是两国间迄今最大的技术经济合作项目。
田湾核电站采用的俄AES-91型核电机组是在总结VVER-1000/V320型机组的设计、建造和运行经验基础上，按照国际现行核安全法规，并采用一些先进技术而完成的改进型设计，在安全标准和设计性能上具有起点高、技术先进的特点。
连云港核电站在哪个位置
连云港核电站就是田湾核电站，在江苏省连云港市高公岛乡柳河村田湾境内。田湾核电站是中俄两国在核能领域开展的高科技合作，不仅是中俄两国之间迄今最大的技术经济合作项目，也是中国九五计划开工的重点核电建设工程之一。田湾核电站的建设管理和建成后的商业运营是江苏核电有限公司。【摘要】连云港核电站在哪个位置【提问】连云港核电站就是田湾核电站，在江苏省连云港市高公岛乡柳河村田湾境内。田湾核电站是中俄两国在核能领域开展的高科技合作，不仅是中俄两国之间迄今最大的技术经济合作项目，也是中国九五计划开工的重点核电建设工程之一。田湾核电站的建设管理和建成后的商业运营是江苏核电有限公司。【回答】【回答】
世界核电站用的是第几代技术？
所谓第一代核电技术，是指实验性核电机组。第二代则是指商业核电机组，目前世界上大多数核电站都是属于第二代技术，包括发生严重事故的三哩岛核电站（压水堆）、切尔诺贝利核电站（石墨水冷堆），以及遭受海啸袭击后发生严重事故的福岛核电站（沸水堆）。第三代技术的含义与前面的又有不同，是指事故融堆的几率不高于十的负六次方数量级（第二代技术的融堆几率为十的负五次方数量级）。大亚湾、秦山二期、秦山三期（重水堆）等核电站都属于第二代技术，岭澳二期、阳江、宁德等核电站属于在第二代技术基础上加以改进的“二代加”，连云港、三门、台山等核电站则是第三代技术。包括在建的核四厂，台湾岛上的所有核电机组都是沸水堆堆型，都属于第二代技术。尽管中国已拥有已投入商运的属第三代技术的核电机组，但与美、俄、法、日、德、英等国家相比，中国还只能算刚起步的阶段，部分核心技术还掌握在别人的手里；部分设备只能依靠进口，自己根本没有能力制造……
世界核电站用的是第几代技术，中国的核电技术又怎样。
目前世界核电技术分为三代，中国运行核电站均为二代（或称二代加），AP1000和EPR属于三代核电，山东荣城高温气冷堆属四代技术。【其他】第一代核电技术，是指实验性核电机组。第二代则是指商业核电机组，目前世界上大多数核电站都是属于第二代技术，包括发生严重事故的三哩岛核电站（压水堆）、切尔诺贝利核电站（石墨水冷堆），以及遭受海啸袭击后发生严重事故的福岛核电站（沸水堆）。第三代技术的含义与前面的又有不同，是指事故融堆的几率不高于十的负六次方数量级（第二代技术的融堆几率为十的负五次方数量级）。大亚湾、秦山二期、秦山三期（重水堆）等核电站都属于第二代技术，岭澳二期、阳江、宁德等核电站属于在第二代技术基础上加以改进的“二代加”，连云港、三门、台山等核电站则是第三代技术。包括在建的核四厂，台湾岛上的所有核电机组都是沸水堆堆型，都属于第二代技术。
认识核电站|带你完全认识核电站
核电站(nuclear power plant)是利用核分裂(nuclear fission)或核融合(nuclear fusion)反应所释放的能量产生电能的发电厂。大亚湾核电站是中国大陆第一座商用核电站。
一、核反应堆原理
半个多世纪前，科学家们发现，用中子轰击铀原子核，会发生核裂变反应，出现质量亏损并释放出巨大的能量。根据爱因斯坦的相对论原理，物体的质量是其所包含能量的直接量度，原子核裂变反应所释放的能量为常规燃料的几百万倍。
第二次世界大战期间，核能最早被用来制造原子弹，显示出了它的巨大杀伤力。但是，核能对人类文明进步的巨大意义不是战争，而是解决人类日益紧迫的能源问题。如果把木炭、硝和硫磺混和，让它在瞬间发生氧化反应，就成了具有杀伤力的火药。把木炭放在火炉中缓慢燃烧，就成为人们日常生活使用的能量来源。同样，为了把核能作为生活的能源，必须解决如何控制核反应速率的问题。
原子弹采用浓缩度达百分之九十的金属铀，一定数量的金属铀瞬间集合在一起就发生核爆炸。为了让核燃料像普通火炉那样缓和地发生反应，并向外界供应能量，人们设计和建造了核反应堆，对核反应进行人为的控制。核电站中的锅炉，就是利用核反应堆提供的能量。
在核反应堆里，不是采用有危险性的高浓缩铀，而是浓缩度只有百分之三甚至更低的铀。这些铀不是金属状态，而是氧化物或碳化物状态，从源头上防止了发生核爆炸的可能。为了使核反应按照人要求的速率可控制地进行，在反应堆的核燃料元件中间插入许多吸收中子的控制棒。通过调整控制棒的位置控制中子的数量，就可以控制核电站的功率大小。
为了利用核反应产生的能量，采用水、氦气或液态钠这类冷却剂对核燃料棒进行冷却。被加热的冷却剂从核反应堆流出，进入蒸汽发生器中将热量传递给汽轮机回路的水，把这些水加热成蒸汽推动汽轮发电机组发出电能。除了沸水反应堆核电站，汽轮机的蒸汽是没有放射性的，不会造成环境污染。
二、核电站结构
一般来说，核电站的反应堆本体由堆芯、堆内构件、反应堆压力容器及控制棒系统组成。堆芯是实现可控制核裂变反应的区域，主要由核燃料组件、慢化剂、冷却剂、控制棒组件及中子源等组成。多数核电站的核燃料制成氧化物芯块装在金属包壳中，采用锆合金为包壳材料。除了快中子反应堆，核电站采用慢中子维持核反应，以提高中子引发裂变的几率，因此堆芯中还有使中子减速的慢化剂。堆芯的冷却剂将燃料棒冷却，并把热量从堆芯中载出。控制棒由吸收中子的铪、硼、镉等材料制成。
目前，世界上核电站常用的反应堆有压水堆(用加压普通水冷却和慢化)、重水堆(用重水冷却和慢化)、沸水堆(水在反应堆内加热成蒸汽后流出)、高温气冷反应堆(用氦气做冷却剂，石墨做慢化剂)和钠冷快中子反应堆(用液态钠做冷却剂，不用慢化剂)。
为了发出电力，除了沸水堆核电站，在反应堆冷却回路(一回路)之外，一般还有单独的水、汽回路(二回路)及其他各种辅助回路。快中子堆核电站在一回路和水汽回路之间还有中间钠回路，以防止放射性钠跟水发生反应。
二回路的高压蒸汽，推动汽轮发电机组发电。它的冷凝水由海水或冷却塔的冷水进行冷却，因此核电站的放射性水与外界是隔绝的，不会对环境造成污染。
三、核电站安全
为了防止核电站发生事故，在反应堆的设计中对可能发生的事故都作了详尽的分析并设置有相应的安全措施。对于目前世界上采用最多的压水堆核电站(我国的核电站基本上都采用这种堆型)，主要采取以下措施和设备保证安全：
(一)控制反应堆的反应速率，在发生事故时能够紧急停堆。这类措施包括精心设计的控制棒系统，注射吸收中子的含硼水。在核设计上采用负的温度系数，即反应堆温度升高时反应速率会自动减小。
(二)采用多回路冷却系统，保证反应堆有足够的传热能力。同时，配备多套的向反应堆注水系统，使反应堆在各种事故中仍然保持有一定的传热能力。
(三)采用多种办法防止事故扩大，防止放射性物质向外扩散。为此在核电站中设置了三道防护屏障：
1.核燃料包壳，防止二氧化铀和水接触将裂变产物释放到一回路水中。
2.反应堆压力壳和一回路管道，把放射性的水限制在压力边界内。设计压力壳所采用的安全系数，是各类压力容器中最高的。
3.厂房安全壳，是内层带钢壳的预应力混凝土结构。壳的外面可承受飞机撞击，内部可以承受堆芯的水全部蒸发成蒸汽所产生的压力。安全壳的强度，应保证在核事故和所在地的最大可能地震同时发生时，能够把产生的放射性物质封闭起来。
(四)为了把发生事故的几率减到最小，凡是与核安全相关的重要设备、电源、动力机械(如泵)都采用两套或三套，或采用多套设备并行的方式。
除了上述正常运行工况下采用的措施外，核电站的设计还考虑了因为设备失灵、操作失误及其他外来原因导致事故发生的可能，并采取了相应的措施。在设计中考虑了四种可能偏离正常工况的情形：
(一)正常运行或起动和停闭时经常发生的情况。
(二)反应堆的使用寿命内可能发生的故障(误把控制棒抽出、交流电丧失、部分冷却流量丧失、冷凝器冷却水丧失等)。在这种情况下，上述保护系统和三道屏障都不会损坏。
(三)任何特定的核电站寿命内不会发生，但在整个核工业30―40年内可能发生的不正常情况。这类事故中可能少量燃料棒包壳损坏，但压力壳和安全壳不受影响，放射性产物绝大部分被局限在安全壳内，对环境不会造成大影响。
(四)极限事故，就是几率非常小的假设事故，为此设计了应急堆芯冷却系统和安全壳内的喷淋系统。
应当说明的是，在核反应堆中辐照过的核燃料(乏燃料)从堆芯卸出后，由于含有大量的核裂变产物而具有很强的放射性，还会继续产生热量。因此，乏燃料必须贮存在有循环冷却水系统的贮存池里，否则乏燃料会由于自身发热不断升温，最终导致烧毁熔化使核事故后果增大。
由于核电站采用低浓缩的氧化铀，从源头上避免了核爆炸的可能性，核电站严重事故时发生的爆炸，一般为高温化学反应产生的氢气与氧气作用发生的化学爆炸，或蒸汽爆炸，跟原子弹爆炸不一样。
四、核电站事故
核事故分为七级，最低级别为l级核事故，最高级别为7级核事故。七个核事故等级又被划分为两个不同的阶段。最低影响的三个等级被称为核事件，最高的四个等级被称为核事故。
第7级核事故标准：大量核污染泄露到工厂以外，造成巨大健康和环境影响。这一级别到目前为止仅有一例，即1986年切尔诺贝利核事故。(编者注：2011年4月12日，日本原子能安全与保安院将福岛第一核电站的核泄漏等级由5级提高到了7级。)
第6级核事故标准：一部分核污染泄漏到工厂 外，需要立即采取措施来挽救各种损失。这一级别历史上仅有一例，为1957年前苏联Kyshtym核事故。
第5级核事故标准：有限的核污染泄漏到工厂外，需要采取一定措施来挽救损失。1979年美国三里岛核事故属于这个级别。
第4级核事故标准：非常有限但明显高于正常标准的核物质被散发到工厂外，或者反应堆严重受损，或者工厂内部人员遭受严重辐射。
第3级核事件标准：很小的内部事件，外部放射剂量在允许的范围之内，或者严重的内部核污染影响至少一名工作人员。
第2级核事件标准：这一级别对外部没有影响，但是内部可能有核物质污染扩散，或者直接过量辐射了员工，或者操作严重违反安全规则。
第1级核事件标准：这一级别对外部没有任何影响，仅为内部操作违反安全准则。
五、核事故防护
为了保证公众安全，国家对核事故有应急响应计划和应急组织。因此，在出现核事故时人们首先要避免恐慌，及时收听广播或收看电视，按照政府的指示行动。在可能有放射l生污染存在的情况下待在室内，关闭门窗及通风系统，以减少烟羽(沉降灰)中放射性物质的吸入和外照射，减少来自放射性沉积物的外照射。
事故早期(突发事件后的1～2天内)，对人员可以采用的防护措施有：隐蔽、呼吸道防护、服用稳定性碘、撤离、控制进出口通路等。呼吸道防护是用干或湿毛巾捂住鼻子，可防止或减少吸入放射性核素。服用稳定性碘，能防止或减少烟羽中放射性碘进入体内在甲状腺中沉积。
在事故中期阶段，已有相当大量的放射性物质沉积于地面。此时，个人除了可考虑中止呼吸道防护外，其他的早期防护措施可继续采取。为避免长时间停留而受到过高的累积剂量，主管部门可采取有计划地将人群由污染区向外搬迁，还应该考虑限制当地生产或贮存的食品和饮用水的销售和消费。根据这个时期对人员照射途径的特点，可采取的防护措施还有：畜牧业使用储存饲料，对人员体表去污，对伤病员救治等。
在事故晚期(恢复期)面临的问题是：是否和何时可以恢复社会正常生活，是否需要进一步采取防护措施。这时主要照射途径为，污染食品的食入和再悬浮物质的吸入引起内照射。因此，可采取的防护措施，包括控制进出口通路、避迁、控制食品和水，使用储存饲料和地区去污等。
核辐射会使分子发生电离，它对人体的危害主要是使人体细胞分子电离。如果它使细胞的染色体或遗传信息发生变异，就会导致遗传效应和癌症。
辐射对人体的影响，国际上通用希沃特(siev―ert)(有的地区译为“西弗”)来表示。1希沃特为1千克人体吸收1焦耳辐射能。由于这个单位较大，通常更多采用毫希(千分之一)或微希(百万分之一)。在我国某些天然放射性高的地区，每年的吸收总量可达3，7毫希，住砖房可达0.75毫希，一天一包烟为0.5―1毫希，每年摄人的水、粮食、蔬菜和空气为0.25毫希，胸透一次为0.02毫希，坐飞机从北京至欧洲往返一次为0.04毫希，我们每年日常生活所受的辐射剂量大约是2.5毫希。一次小于100毫希的辐射对人体无影响，只有大于250毫希我们才会发现它的影响。
有关中国核电站
核电站只需消耗很少的核燃料，就可以产生大量的电能，每千瓦时电能的成本比火电站要低20％以上。核电站还可以大大减少燃料的运输量。例如，一座100万千瓦的火电站每年耗煤三四百万吨，而相同功率的核电站每年仅需铀燃料三四十吨。核电的另一个优势是干净、无污染，几乎是零排放，对于发展迅速环境压力较大的中国来说，再合适不过。
2007年，中国核电总发电量628.62亿千瓦时，上网电量为592.63亿千瓦时，同比分别增长14.61％和14.39％。田湾核电站2台106万千瓦的机组分别于2007年5月和8月投入商运，中国核电运行机组达到11台，运行总装机容量达907.8万千瓦。
截至2007年底，中国电力装机容量达到7.13亿千瓦，全国电力供需继续保持总体平衡态势。同时，随着田湾核电站两台百万千瓦核电机组投产，目前全国核电装机容量已达885万千瓦。
2007年全国水电、火电装机容量均保持超过10％的增长，分别达到1.45亿千瓦和5.54亿千瓦。而风电并网生产的装机总容量则实现翻番，达到403万千瓦。
中国对于核电的发展已经开始放宽策，长期以来，中国方一直强调要“有限”发展核电产业。而在2003年以来，中国出现了全面性能源紧张。在这种情况下，国内关于大力发展核电产业的呼声日益强烈。高层关于发展核电的这一最新表态无疑是值得肯定的，因为它确立了核电产业的战略性地步，不但对解决中国长期性的能源紧张有积极意义，而且也是和平时期保持中国战略威慑能力的理想途径，可谓“一箭双雕”。
中国目前建成和在建的核电站总装机容量为870万千瓦，预计到2010年中国核电装机容量约为2000万千瓦，2020年约为4000万千瓦。到2050年，根据不同部门的估算，中国核电装机容量可以分为高中低三种方案：高方案为3.6亿千瓦（约占中国电力总装机容量的30％），中方案为2.4亿千瓦（约占中国电力总装机容量的20％），低方案为1.2亿千瓦（约占中国电力总装机容量的10％）。
中国国家发展改革委员会正在制定中国核电发展民用工业规划，准备到2020年中国电力总装机容量预计为9亿千瓦时，核电的比重将占电力总容量的4％，即是中国核电在2020年时将为3600-4000万千瓦。也就是说，到2020年中国将建成40座相当于大亚湾那样的百万千瓦级的核电站。
从核电发展总趋势来看，中国核电发展的技术路线和战略路线早已明确并正在执行，当前发展压水堆，中期发展快中子堆，远期发展聚变堆。具体地说就是，近期发展热中子反应堆核电站；为了充分利用铀资源，采用铀钚循环的技术路线，中期发展快中子增殖反应堆核电站；远期发展聚变堆核电站，从而基本上“永远”解决能源需求的矛盾。
