(三)第三代核電機組的設計原則是在採用第二代核電機組已累積的技術及 

      經驗基礎上進一步採用驗証過的新技術，改善其安全性和經濟性，其特點

如下:

1.在安全性上，應具有預防及緩和嚴重事故的設施,核燃料熱功安全餘量  

      ≥15%。

   2.在經濟性上，要求能與聯合循環的天然氣電廠競爭;機組可利用率 

         ≥87%；

3. 設計壽命為60年， 興建期間不大於54個月。

　4.單機容量進一步大型化

AP1000最大特色是在發生緊急事故時可採用自然的力量如重力、自然循環通風、熱傳導及壓縮空氣等控制操作系統，而不須依賴操作員啟動交流電源控制的設備。也就是說即使運轉員未採取任何行動，電廠在全黑狀況下仍能夠安全停機。圖4為非能動爐心冷卻系統。

                    圖4.非能動爐心冷卻系統

基本上核四廠是第三代較進步的電廠，核一核二及核三雖然運轉得很好卻是第二代核電廠，目前世界上多數運轉中的電廠屬於第二代。第二代的爐心熔毀率每年約為5E-5，第三代ABWR約為2.5E-6，中國大陸正在興建中的第三代進步型AP1000則約3E-7如圖5. 所示。

                                                    圖5. 安全度比較

(四)中國大陸對AP1000的技術轉移

　　發展核電是中國大陸能源結構調整的重要措施，隨著電力需求急劇增加，中國大陸對核電的目標是到2020年時核電裝機容量要達到4000萬千瓦。 AP1000是中國大陸第三代核電廠自主化的一個技術選項，2007年3月1日中國大陸的三門核電公司、海陽核電公司與西屋公司簽署了核島供貨協議，通過第三代核電技術的轉移，使中國大陸能形成自主建造第三代核電機組的能力，並在消化吸收引進技術的基礎上再創新。AP1000技術的引進使中國有獲得第三代壓式反應器技術的機會，設計技術在AP1000技術轉移中佔有非常重要的位置，通過現役及建設中的核電廠的施工經驗，中國大陸已具備自主設計建造100萬千瓦壓水式電廠的能力。中國大陸極缺電力，因此在繼續建造第二代改良型機組的同時，也積極提高核電的安全性和經濟性，即將第二代上升到第三代水平；通過自主開發與引進技術的結合，達到自主設計建造第三代百萬千瓦大型壓水式核電機組的目標。

         中國大陸興建中的浙江三門核電廠(圖6)是世界首座AP1000型核電廠，規劃建設6部125萬千瓦機組，第一期於2009年4月19日開工，正當台灣核四爭論不休時，三門一號機將於2014年發電。

 圖6. 中國大陸興建中的浙江三門世界首座AP1000型核電廠

(五)不需緊急計畫，爐心不會熔毀的第四代高溫氣冷式反應器    

        第四代反應器是未來核能發電的主力，無論是反應器的設計或是鈾燃料的循環都有重大的變革，由美國能源部倡議在2001年成立了第四代反應器國際論壇(GIF)，成員有12國，提出了六種第四代反應器的發展計劃，有兩種是高溫氣冷式反應器，以氦氣冷卻，兩種反應爐以液態金屬冷卻，另兩種分別是水及融鹽反應器。六種反應器中，四種使用快中子，五種為封閉式燃料循環，可將廢料再處理。被國際原子能機構認可的下一代核電技術與目前的核電技術相比概念完全不同，新一代核電技術的研發目標包括降低發電成本、縮短建造工期、確保無爐心安全事故、無需緊急應變計畫、放射性廢棄物產量減少及防範核擴散。

      超高温氣冷式反應器(VHTR)是第四代反應器其中一種，以石墨作中子緩和器並由氦氣冷卻，其鈾燃料只使用一次如圖7所示，反應器出口温度約1000℃，因此可用於生產氫氣、石化工業熱處理或其它供熱領域，VHTR系統效率高，可為高温能量密集系統提供熱處理也可與發電設備相結合，滿足熱電共生的需要，該系統還可採用鈾/鈽燃料循環減少放射性廢棄物，因此VHTR 提供了一個廣泛熱處理應用空間和高效率發電的選擇方案，同時保留了模組化高温氣冷式反應器的所有安全性能。球床式第四代反應器使用像撞球之燃料球，可自然冷卻，在無冷卻劑時爐心也不會熔毀，是超級安全的反應器如圖7，圖8所示。

三、小小安全結論

     新型反應器可不需緊急計畫，不會發生爐心熔毀，停滯20月之久的中國核電建設已經重啟，2012年12月21日，全球首座第四代核電廠在山東

石島灣開工(圖9),中國大陸已進入更安全的第四代核電站，台灣應有智者出來解說，否則非核家園後，沒有高科技能源的台灣就像滿清末年義和團用大刀打洋槍

，一個慘字!