第三代核电站的要求
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（即第三代核电站）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。
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。
第三代主要先进堆型介绍：按照URD和和其他相关文件要求，近十年来世界主要核电国家开发了一系列第三代核电堆型，这些堆型按其设计特征可以分为改进型和革新型。主要有三种核电堆型：AP1000、EPR、ABWR。 3.1 AP1000
AP1000是美国西屋公司开发的一种双环路，电功率为1117MW的第三代先进型PWR机组，他是1999年12月获得NRC设计许可证的AP600的设计，主要特征是高水平非动能安全系统的设计，并通过提高功率输出水平，降低发电成本。AP1000主要有以下几个特点：a.采用了既先进又成熟的技术，如反应堆采用Model 314技术和IFBA燃料组件，反应堆冷却剂泵采用全密封泵（屏蔽泵）等；b.采用非动能的安全系统，如非能动的堆芯冷却系统、非能动的安全壳冷却系统、主控室可滞留系统和安全壳隔离系统也通过非动能安全设计和实施实现其功能；c.反应堆冷却系统进行了若干改进以使其更可靠和便于维修；d.采用先进的全数字化仪控系统设计；e.设计改进大大简化了AP1000核电厂。使建造周期大大缩减。
3.2 欧洲先进压水堆EPR
1993年5月，法国和德国的核安全当局提出在未来压水堆设计中采用共同的安全方法，通过降低堆芯熔化和严重事故概率和提高安全壳能力来提高安全性， 从放射性保护、废物处理、维修改进、减少人为失误等方面根本改善运行条件。1998年，完成了EPR基本设计。2000年3月，法国和德国的核安全当局的 技术支持单位IPSN和GRS完成了EPR基本设计的评审工作，并于2000年11月颁发了一套适用于未来核电站设计建造的详细技术导则。 EPR是法马通和西门子联合开发的反应堆。2001年1月，法马通公司与西门子核电部合并，组成法马通先进核能公司（Framatome ANP，AREVA集团的子公司）。法国电力公司和德国各主要电力公司参加了项目的设计。法德两国核安全当局协调了EPR的核安全标准，统一了技术规范。 新一代核反应堆EPR已经完成了技术开发层面的工作，现已进入建设阶段。
EPR是法马通公司和西门子公司于1991年共同开发的，属于第三代改进型PWR，它的性能设计目标基于或高于法、德现有大型PWR核电厂所达到的最高水平，遵循EUR的相关要求，因此既有成熟型，也具有先进性。EPR具有以下几个设计特点：
1）EPR总体设计方案遵循法、德联合制定的“未来PWR核电厂通用安全方案的建议”，采用确定方法论与概率方法论相结合的双重策略；
2）EPR机组的设计热功率为4250MW，电功率为1500~1600MW，设计寿命60年，采用双层安全壳；
3）反应堆冷却系统主要部件体积大于现在运行的PWR机组，可以容纳较大的堆芯，以降低功率密度，增加热工安全裕量；
4）核电厂重要安全系统及其支持系统设计有四个冗余系列，并分别安装在四个独立的区域，每个系列与反应堆冷却系统地一个环路相连；
5）EPR设计考虑了严重事故预防和缓解的手段和措施； 6）采用先进的全数字化仪控设计和主控室设计，保护系统为四重冗余结构，采用“2/4”逻辑，具有较高的可靠性。 3.3 先进沸水堆（ABWR）
是目前唯一有运行电厂和经过运行考验的第三代先进型核电厂，除了具有BWR的特点和优点，如直接循环、大的负空泡反应性系数、采用流量+控制棒调节功率的方便、快捷外，还具有以下几个特征：
1）将原CE公司BWR安装在压力容器外侧的反应堆冷却剂再循环泵改为安装在压力容器内部的内置泵，实现了核蒸汽供应系统的一体化设计，大大降低了堆芯融化概率；
2）ABWR采用并改进了经验证的电动驱动和水力驱动相结合的电动-水力微动控制棒驱动系统（FM CRD），提高了正常运行反应性控制的精度和紧急停堆的快速、可靠性；
3）ABWR的应急堆芯冷却系统（ECCS）分三个区设置了3套独立的、冗余的、符合多样性要求的子系统，各区子系统配备独立的供电、控制保护以及其他支持系统，保证了事故条件下应急堆芯冷却系统抑制和缓解事故后果的可靠性和有效性；
4）ABWR带有弛压水池的抑压式安全壳设计，能保证在发生失水事故或严重事故时，通过弛压水池的非能动式设计有效抑制安全壳内压力上升，洗涤破口流量中夹带的破裂产物，并为ECCS系统提供重要的可靠水源。ABWR安全壳设计为缓解严重事故及其减轻放射性释放后果提供了重要的重要的有效保障；
5）ABWR的仪表和控制系统采用全数字化技和容错结构，有助于ABWR电站安全、高效、可靠运行；
6）ABWR采用控制栅元堆芯设计和运行方案，即在ABWR运行期间，仅由少部分固定的控制棒组成一个控制棒组在堆芯内移动来补偿整个运行寿期内的反应性变化。该设计简化了运行，提高了运行的可靠性和安全性；
7）ABWR可采用通过改变流量的谱移控制运行方式，从而增加燃料的利用率。
以上是对世界上3种第三代核电先进堆型特点及其先进性进行的介绍。目前的第三代堆型电厂，在亚洲的电力市场上是可行的的，因为电力公司获得保证能够收回全部正当成本。
