中國首座
2010年3月國家核電技術公司黨組書記、董事長王炳華表示，世界上第一座第三代将在并網運行，屆時“中美兩國技術人員将向社會公衆貢獻一個可靠保障的反應堆”。
據悉，王炳華指的是其中在浙江三門新建的AP1000核電站機組，第一台在2013年将并網運行。同時國家核電技術公司與美國西屋公司開始合作。截至2008年12月，國家核電已經完成了AP1000内陸核電站的總體設計、關鍵系統設計、關鍵設備的總體設計。工程進展總體順利，兩個項目共計18個裡程碑節點目标完全可以實現。
“這将是世界上第一座第三代AP1000核電站，比美國提前了兩年半。”國家環保部核安全和環境專家委員會委員林誠格接受媒體采訪時表示。
針對人們質疑中國在此次工程合作中的作用有多大時，王炳華提出了反駁。首先，在未來合同執行中，中國政府将派1000人到美國西屋公司，與美國西屋公司共同參與研發和設計；其次，到目前為止中國有近80名工程技術人員正在西屋公司從事相關領域的工程設計；已與美國西屋公司簽署了LPP——進一步發展核能的框架合作協議。
分類
第一代
自50年至60年代初蘇聯、美國等建造的第一批單機容量在300MWe左右的核電站，如美國的希平港核電站和英第安角1号核電站，法國的舒茲(Chooz)核電站，德國的奧珀利海母(Obrigheim)核電站,日本的美浜1号核電站等。第一代核電廠屬于原型堆核電廠，主要目的是為了通過試驗示範形式來驗證其核電在工程實施上的可行性。
第二代
上世紀70年代，因石油漲價引發的能源危機促進了核電發展，世界上商業運行的400多台機組大部分在這段時期建成，稱為第二代核電機組。第二代核電廠主要是實現商業化、标準化、系列化、批量化，以提高經濟性。自60年代末至70年代世界上建造了大批單機容量在600－1400MWe的标準化和系列化核電站，以美國西屋公司為代表的Model 212（600MWe，兩環路壓水堆，堆芯有121合組件，采用12英尺燃料組件）、Model 312（1000MWe，3環路壓水堆，堆芯有157盒組件，采用12英尺燃料組件，），Model 314 （1040MWe，3環路壓水堆，堆芯有157盒組件，采用14英尺燃料組件），Model 412（1200MWe，4環路壓水堆，堆芯有193盒組件，采用12英尺燃料組件，）、Model 414（1300MWe，4環路壓水堆，堆芯有193盒組件，采用14英尺燃料組件）、System80（1050MWe，2環路壓水堆）以及一大批沸水堆（BWR）均可劃入第二代核電站範疇。法國的CPY，P4，P4′?也屬于Model 312，Model 414一類标準核電站。日本、韓國也建造了一批Model 412、BWR、System80等标準核電站。
第二代核電站是世界正在運行的439座核電站（2007年9月統計數）主力機組，總裝機容量為3.72億千瓦。還共有34台在建核電機組，總裝機容量為0.278億千瓦。在三裡島核電站和切爾諾貝利核電站發生事故之後，各國對正在運行的核電站進行了不同程度的改進，在安全性和經濟性都有了不同程度的提高。
不過如今，從事核電的專家們對第二代核電站進行了反思，當時認為發生堆芯熔化和放射性物質大量往環境釋放這類嚴重事故的可能性很小，不必把預防和緩解嚴重事故的設施作為設計上必須的要求，因此，第二代核電站應對嚴重事故的措施比較薄弱。
第三代
對于第三代核電站類型有各種不同看法。
美國核電用戶要求文件（URD）和歐洲核電用戶要求文件（EUR）提出了下一代核電站的安全和設計技術要求，它包括了改革型的能動（安全系統）核電站和先進型的非能動（安全系統）核電站，并完成了全部工程論證和試驗工作以及核電站的初步設計，它們将成為下一代（第三代）核電站的主力堆型。
第四代
第四代核能系統概念（有别于核電技術或先進反應堆），最先由美國能源部的核能、科學與技術辦公室提出，始見于1999年6月美國核學會夏季年會，同年11月的該學會冬季年會上，發展第四代核能系統的設想得到進一步明确；2000年1月，美國能源部發起并約請阿根廷、巴西、加拿大、法國、日本、韓國、南非和英國等9個國家的政府代表開會，讨論開發新一代核能技術的國際合作問題，取得了廣泛共識，并發表了“九國聯合聲明”。随後，由美國、法國、日本、英國等核電發達國家組建了“第四代核能系統國際論壇（GIF）”，拟于2-3年内定出相關目标和計劃；這項計劃總的目标是在2030年左右，向市場推出能夠解決核能經濟性、安全性、廢物處理和防止核擴散問題的第四代核能系統（Gen-IV）。
第四代核能系統将滿足安全、經濟、可持續發展、極少的廢物生成、燃料增殖的風險低、防止核擴散等基本要求。
世界各國都在不同程度上開展第四代核電能系統的基礎技術和學課的研發工作。
第四代核電能系統包括三種快中子反應堆系統和三種熱中子反應堆系統。
特點
世界各國在回顧三十餘年第二代核電站的建造和運行經驗，尤其總結了美國三哩島核電站和切爾諾貝利核電站事故的經驗教訓之後，為使今後建造的核電站在安全性、經濟性、安全審評穩定性以及保護核電業主投資等方面有大的改進，首
先是美國電力公司發起建立先進輕水堆（ALWR）設計的技術基礎，為設計美國下一代先進輕水堆(ALWR)，推行一項先進輕水堆ALWR計劃，編制了一份美國核電用戶要求文件(URD)，繼而歐洲10家核電公司也編寫了歐洲核電用戶要求(EUR)文件。
URD和EUR規範了第三代核電站的設計技術基礎，其要點如下：
1）ALWR計劃的目标：為未來的ALWR提供一整套設計的綜合要求、穩定的審批基準、支持ALWR電廠的發展。
2）ALWR的14條政策：簡單化、設計裕量、人因、安全、設計基準與安全裕量、管理穩定性、标準化、成熟技術、可維護性、可建造性、質量保證、經濟性、預防人為破壞、睦鄰友好。
3）ALWR高層安全設計要求，其要點如下：
抗事故能力：所有工況下都具有負的功率反應性系數、采用最好的材料及水質、改進的人機界面系統、采用成熟的診斷監測技術、須留給操縱員足夠的時間（30分鐘或更長時間)來防止設備的損壞及防止導緻較長停堆的電廠工況等。
防止堆芯損壞：防止堆芯損壞的專設安全系統應滿足執照設計基準要求及安全裕量基準、堆芯損壞頻率小于1×10-5/堆年等。
緩解事故能力：堅固而大容積的安全殼和相應的專設安全系統；采用現實源項分析；控制可燃氫氣的濃度；在累積發生頻率大于10-6/堆年的嚴重事故條件下，在廠址邊界處(離開反應堆大約0.5英裡)，公衆個人的全身劑量小于25雷姆等要求。
4）第三代壓水堆核電站有兩種類型：改進型電廠（如EPR）和非能動型電廠(如AP1000)。URD對兩種類型的核電廠又分别提出了專用要求，其要點如下：
改進型核電廠：更簡化的專設安全系統；至少有兩條隔離的和獨立的交流電源與電網相連；至少三十分鐘時間内，不考慮操縱員的幹預；在喪失全部給水，至少在2小時内不應有燃料損壞；在喪失廠内外交流電源的8小時内，燃料沒有損壞等。
非能動型核電廠：不要求安全相關的交流電源；至少72小時内，不需要操作員幹預；嚴重事故條件下，安全殼有足夠的設計裕量；不需要廠外應急計劃等。
以上概括了第三代核電站的特點，我國國家引進的美國非能動AP1000核電站屬于第三代核電站的非能動型核電廠，廣東核電集團公司引進的法國EPR核電站屬于第三代核電站的改進性核電廠。AP1000和EPR基本上都滿足了上述URD和EUR的相關要求。
型号分類
AP1000
AP1000是由美國西屋公司開發的先進的非能動的壓水堆（Advanced Passive PWR）。
2002年3月，美國核管會已經完成AP1000設計的預認證審查（Pre-certification Review），AP600有關的試驗和分析程序可以用于AP1000設計。2004年12月獲得了美國核管會授予的最終設計批準。
AP1000為單堆布置兩環路機組，電功率1250MWe，設計壽命60年，主要安全系統采用非能動設計，布置在安全殼内，安全殼為雙層結構，外層為預應力混凝土，内層為鋼闆結構。
EP1000
1994年，歐洲用戶集團會同西屋公司及其工業合作夥伴GENESI（一個意大利企業集團，包括ANSALDO和FIAT），啟動了一項名為EPP（歐洲非能動型核電站）的計劃，以評估西屋公司非能動核電站技術在歐洲的應用前景。已完成以下主要工作：（1）評估了歐洲用戶要求（EUR）對西屋核島設計的影響；（2）确定了滿足EUR的1000MWe級非能動核電站的基準設計（EP1000），并期望在歐洲獲得設計許可。對于安全系統和安全殼，基準電站設計基本上采用了西屋公司簡化壓水堆（SPWR）的設計，而在EP1000基準設計中的輔助系統設計部分，則是根據AP600進行設計的。但是，EP1000同樣具有滿足EUR和歐洲取證許可要求的特點
技術差異
美國、法國、俄羅斯等國都是在吸取20年前的切爾諾貝利嚴重事故的慘痛教訓後，認識到預防和緩解嚴重事故的極端重要性，花大力氣進行研究開發預防和緩解嚴重事故的對策和措施，經過了十多年的努力，才達到了工程應用的程度。為此，國際原子能機構頒發了新的安全法規（第二版）對預防和緩解嚴重事故提出了嚴格要求，我國國家核安全局也頒布了新的安全法規，對預防和緩解嚴重事故提出了新的要求。
第二代核電技術在安全上不滿足國際原子能機構安全法規（第二版）對預防和緩解嚴重事故的要求，也不符合我國新頒布的安全法規對預防和緩解嚴重事故的要求，當然也不滿足URD和EUR的要求，但第三代核電技術能滿足這些要求的。這是第二代核電核電站與第三代核電站在技術上的主要差異。
例如AP1000和EPR的堆芯損壞頻率（CDF）分别為5.0894×10-7和1.18×10-6/堆年，大量放射性釋放概率分别為5.94×10-8和9.6×10-8/堆年，遠比第二代核電站低一至二數量級。
第二代核電核電站與第三代核電站技術上存在差異還體現在：先進的燃料管理技術、先進的反應堆設計技術、先進的人因工程、先進的數字化儀表控制系統和控制室、寬裕的操作員可不幹預時間以及、模塊化設計和建造技術等方面。
性能比較
1、AP1000和EPR的安全系統采用了兩種完全不同的設計理念
AP1000安全系統采用“非能動”的設計理念，更好地達到“簡化”的設計方針。安全系統利用物質的自然特性：重力、自然循環、壓縮氣體的能量等簡單的物理原理，不需要泵、交流電源、1E級應急柴油機，以及相應的通風、冷卻水等支持系統，大大簡化了安全系統（它們隻在發生事故時才動作），大大降低了人因錯誤。“非能動”安全系統的設計理念是壓水堆核電技術中的一次重大革新。
EPR安全系統在傳統第二代壓水堆核電技術的基礎上，采用“加”的設計理念，即用增加冗餘度來提高安全性。安全系統全部由兩個系列增加到四個系列，EPR在增加安全水平的同時，增加了安全系統的複雜性。核電站安全系統的設計基本上屬于第二代壓水堆核電技術，是一種改良性的變化。
2、AP1000和EPR的安全性的比較
由于AP1000和EPR的安全系統采用了兩種完全不同的設計理念AP1000和EPR的安全性有較大的差别。
AP1000在發生事故後的堆芯損壞頻率為5.0894×10-7/堆年比EPR的1.18×10-6/堆年小2.3倍，大量放射性釋放概率為5.94×10-8/堆年也比EPR的9.6×10-8/堆年小1.6倍（而且AP1000采用的設備可靠性數據均比較保守）；
核電站發生事故後，AP1000操作員可不幹預時間高達72小時，而EPR為半小時；
AP1000在發生堆芯熔化事故時，能有效地防止反應堆壓力容器（第二道屏障）熔穿，将堆芯放射性熔融物保持在反應堆壓力容器内，使放射性向環境釋放的概率降到最低；而EPR不防止反應堆壓力容器熔穿，堆芯放射性熔融物暫時滞留在堆腔内，然後采取措施延緩熔融物和安全殼（第三道屏障）底闆的混凝土相互作用，防止安全殼底闆熔穿。
AP1000的人因失誤占堆熔頻率的7.74%，共因失效占堆熔頻率的57%，而EPR分别為29%和94%，AP1000明顯優于EPR。
3、成熟性
AP1000的最大特點是安全系統采用了非能動技術，西屋公司為此做過大量試驗、計算和驗證工作，這些試驗結果已全部被美國核管會接受，非能動安全系統已達到成熟性的要求。
反應堆和反應堆冷卻劑系統設計采用與第二代核電站相似的成熟技術。AP1000的冷卻劑屏蔽電機泵的功率比過去屏蔽電機泵産品都大，屬于首次設計的大型泵，但它們的功率已相當接近。EMD屏蔽電機泵制造廠EMD公司有豐富的制造經驗，生産過大量（約1500台）不同功率、不同尺寸的屏蔽泵用于軍工、早期的核電站和其他工業部門，取得了很好的使用業績,設計和制造技術是成熟、可信的。可以說，AP1000屏蔽電機泵主要問題是加快首台泵制造進度和進行工程性驗證。
EPR最大特點是加大反應堆的熱功率以及增加安全系統的冗餘度和多樣性。設計理念是成熟的；EPR加大了反應堆的熱功率和尺寸，主要設備（反應堆壓力容器、堆内構件、蒸汽發生器和主冷卻劑泵等）都加大了容量和尺寸。但一些主要核設備（反應堆壓力容器和堆内構件、蒸汽發生器、主冷卻劑泵等）的試驗還未完成，都有待在試驗台架上和現場進行工程性試驗和驗證。
兩者的成熟性比較是不相上下的。
4、經濟性
AP1000安全系統采用非能動的理念，安全系統配置簡化、安全支持系統減少、安全級設備和抗震廠房減少、IE級應急柴油機系統和很多能動設備被取消，以及大宗材料需求明顯降低。AP1000的安全系統及其設備數量得到大量的減少，例如AP1000的安全級泵和閥門分别為6台（包括4台主泵）和599台，EPR則為88台和7000台。再加上模塊化設計和建造新技術的采用，由此派生出了設計簡化、系統設置簡化、工藝布置簡化、施工量減少、工期縮短以及運行方便、維修簡單等一系列效應。從長遠觀點來看，AP1000不僅使安全性能得到顯着提高，而且費用和長期的運行費用也得到明顯降低，在經濟上也具有較強的競争力。這種優勢在批量建造若幹台（譬如8至10台）後AP1000核電機組将會越來越明顯。
EPR是通過增加安全系統冗餘度和系統配置來提高安全性；但由于單機容量大，廠址利用率高，提高了它的經濟性。
5、安全審評
AP1000安全審評情況：西屋公司于2002年3月28日向美國核管會提交AP1000标準設計的“标準設計證書”申請，該申請包括AP1000設計控制文件、PSA報告等。美國核管會于2002年7月25受理該申請，并據聯邦法規10CFR Part52及相關法規、嚴重事故政策等進行了審評，于2004年9月正式發布了“最終安全評價報告（FSER）”。9月23日，西屋公司獲得了NRC關于AP1000的最終設計批準書（FDA）。根據美國有關法律舉行聽證會後，NRC于2005年12月30日向西屋公司頒發了AP－1000标準設計的“标準設計證書”。
EPR的安全審評情況：芬蘭已從法國引進EPR,在芬蘭建造OL3核電廠。芬蘭核安全當局已完成EPR初步安全分析報告的審評，并于2005年2月17日頒發“OL3核電廠建造許可證”。據稱芬蘭核安全當局已把審評中未關閉的問題列入建造許可證條件。
根據掌握的資料，結合初步工程判斷，AP1000或EPR在核安全許可證申請和審評中，不會出現重大問題。
在中國
背景
迄今為止，中國所有的核電站都是建在沿海。中國能不能将核電站建在内陸？郁祖盛給記者舉出了一個數據：“全世界430個核電站中，70%以上在内陸。前蘇聯的壓水堆型核電站是100%，美國是75.7%。而AP1000本來就是為建在内陸而設計的。”
由于罕見的低溫雨雪冰凍災害，導緻電纜被壓跨、鐵路運輸被迫中斷、火電廠缺乏燃料被迫停工，令人“觸目驚心”。加之，随着我國中西部地區的經濟發展和社會進步，能源供應能力和日益增長的需求之間的矛盾不斷加劇，以及我國節能減排和保護環境面臨的巨大壓力，也促使國家下定決心在内陸地區建核電站。江西、湖南、湖北等都在計劃之列。
發展進程
中國政府從2003年起，就開始啟動了第三代核電技術的招标工作。在諸多國際競标者中，美國西屋聯合體以最先進的第三代先進壓水堆核電技術（AP1000）勝出。據稱，與美國西屋聯合體的一系列談判都是由國家核電（籌）來進行的。
2006年12月16日，中美簽署兩國政府《關于在中國合作建設先進壓水堆核電項目及相關技術轉讓的諒解備忘錄》。标志着我國正式決定引進AP1000作為我國第三代核電站的主力堆型。2007年7月24日，三代核電自主化依托項目核島合同在北京簽署，全球首台AP1000核電機組落戶浙江三門核電站。
中國購買美國4台先進的AP1000核電機組，美方同時轉讓AP1000設計技術、設備制造和成套技術、建造技術等先進的核電技術，中方将完全擁有在引進AP1000核電技術基礎上改進和開發的、輸出功率大于135萬千瓦的、大型非能動核電站的知識産權。
最終，國家核電于2007年7月24日，與美國西屋聯合體正式簽訂了4台AP1000機組合同。合同執行情況良好，技術轉讓工作正有序開展。林誠格相信，“經過4台機組的消化吸收，中國就能實現AP1000技術的自主化、國産化。”
2012年9月26日，中國國家電監會透露，中國也在積極推進三代核電機組建設。
2007年，中國決定走“引進、消化、吸收、再創新”路子，引進美國西屋公司三代AP1000核電技術，并成立了國家核電技術公司，作為技術引進、工程建設和自主化發展的主要載體和研發平台。已有浙江三門、山東海陽兩個依托項目開工建設。國家核電技術公司在充分消化吸收AP1000設計技術基礎上進行的CAP1000初步設計已通過公司專家審查。
降溫系統
我國自主創新的第三代核電項目
正在浙江三門和山東海陽進行建設，和正在運行發電的第二代核電機組相比，預防和緩解堆芯熔化成為設計上的必須要求，而這一點也正是作為第二代核電站的福島核電站事故中暴露出來的弱點。據悉，我國第三代核電站将裝備有蓄水池，這樣的“大水箱”在緊急情況下能釋放出大量的水，從而達到降溫等應急需求。
通過總結經驗教訓，美國、歐洲和國際原子能機構都出台了新規定，把預防和緩解嚴重事故作為設計上的必須要求，滿足以上要求的核電站稱為第三代核電站。
世界上技術比較成熟、可以據以建造第三代核電機組的設計，主要有美國的AP1000(壓水堆)和ABWR(沸水堆)，以及歐洲的EPR(壓水堆)等型号，它們發生嚴重事故的概率均比第二代核電機組小100倍以上。美國、法國等國家已公開宣布，今後不再建造第二代核電機組，隻建設第三代核電機組。而我國有13台第二代核電機組正在運行發電，未來重點放在建設第三代核電機組上，并開發出具有我國自主知識産權的中國品牌的第三代先進核電機組。為此，國務院決定以浙江三門和山東海陽兩個核電項目作為第三代核電自主化依托工程，建設4套第三代AP1000壓水堆核電機組。國家中長期科技發展規劃綱要已将“大型先進壓水堆核電站”列為重大專項。
AP1000主管道已實現國産化
AP1000是美國西屋公司開發的一種雙環路和百萬千瓦級的先進壓水堆核電機組，其反應堆一回路由1台反應堆壓力容器、1台穩壓器、2台大容量的蒸汽發生器、4台屏蔽式主泵、4條冷段和2條熱段管道組成。
由于主泵入口直接和蒸汽發生器下封頭焊接在一起，取消了第二代反應堆中蒸汽發生器與主泵入口之間的U型連接管道;同時，通過對主管道簡化設計，減少了焊縫和支撐。AP1000是在AP600的基礎上适當改進的結果，機組采用單堆布置方式，為了達到更高的電站功率，一方面加大了核蒸汽供應系統主要部件的尺寸，包括增加反應堆壓力容器的高度、堆芯長度，另一方面增大蒸汽發生器、穩壓器、汽輪機的尺寸和容量以及燃料組件的數目。
目前國内的兩座AP1000核電站主管道全部由煙台台海瑪努爾核電設備股份有限公司提供，煙台台海瑪努爾核電設備股份有限公司（THM）專業緻力于百萬千瓦級壓水堆核電廠一回路主管道的生産企業，同時提供各種類型複雜鑄件，大中小型鍛件及鍛坯，離心管，管坯，電渣重熔與真空自耗鋼錠，特種合金等。是目前全球唯一一家同時具備二代和三代核電主管道生産能力的制造企業。截止目前，公司已簽訂了二代半主管道16台機組、三代AP1000主管道2台機組供貨合同、34套核級泵葉輪供貨合同
