对中国核电安全发展的思考

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1、化工知识　　当前，中国核电发展总体形势良好，虽然存在一些安全风险，但不能因噎废食。　　福岛核事故的发生，将核电安全推至舆论焦点，安全问题也成为核电发展关键。福岛核事故一周年之际，我国核电安全所面临的挑战有哪些？又需采取什么措施予以应对？国务院研究室综合司副司长范必提出了他的观点。　　一、确保核电安全必须采用先进技术　　从表面上看，福岛核事故的起因是九级特大地震引发的海啸，是不可抗力造成的。但国际原子能机构认为，任何事故都是可以避免的，关键是要采用先进技术与进行科学的管理。因此，对核事故原因分析，不应停留在自然灾害

2、层面，而应当从核电站安全系统技术特点等方面进行深刻反思。　　造成这次福岛核事故，有企业应急措施迟缓、政府监管和反应不力等原因，但从根本上看，能动型安全系统失灵是主因。按照核电站的运行规则，出现事故后首先要实现停堆，然后将堆芯余热导出，这是确保核电站安全最关键的一步。如不能及时导出余热，就会发生堆芯熔化，严重的会引发爆炸、泄漏。在解决余热导出问题上，有两种技术路线，一种是能动型安全系统，一种是非能动型安全系统。能动型系统主要依靠外部电网或备用电源驱动，一旦全厂失电，冷却系统即告失效；非能动系统不依赖电源，而是依靠重

3、力、对流、蒸发、凝结等物质固有的自然规律来带出余热。福岛核电站使用的是能动型余热导出系统，地震后反应堆实现了自动停堆，并利用柴油机驱动冷却系统工作。然而一小时后，海啸摧毁了柴油发电系统，导致其后一系列严重事故。　　上世纪六七十年代全球开发的核电站，包括压水堆、沸水堆、重水堆、石墨堆等，使用的都是能动型安全系统，这些电站占世界在役核电站的绝大部分。核电界早已认识到，“能动型”安全系统在失去电源时存在“不能动”的隐患，虽然出现的概率很低，但必须予以解决。前苏联切尔诺贝利和美国三哩岛事故后，美国和欧洲分别制定了核电用户

4、要求文件（URD和EUR），明确要求新建核电站堆芯熔化概率和大量放射性物质向环境释放的概率，要比原有核电机组降低两个数量级，以预防和缓解严重事故。符合这一标准的核电技术被称为三代核电技术。　　经过长期探索，科学家对能动型安全系统作了很大改进，有的新建机型达到了三代标准，如法国的EPR。同时，科学家开发出了不依赖电力的“非能动”核电技术，极大地提高了核电站的固有安全性，成为第三代核电技术的重要发展趋势。目前，具有代表性的机型有美国西屋公司开发的非能动先进压水堆AP1000，以及GE与日立联合开发的经济简化型沸水堆E

5、SBWR，俄罗斯开发的半非能动型压水堆等。中国在第三代核电招标中，经过多方比选，引进了AP1000机型。一旦发生事故，可以在72小时内无需电源和人工干预而自动冷却，遇到类似日本这次自然灾害能够避免发生重大核事故。同时在抵御恐怖主义、人为破坏核电站方面也有相当优势。这次事故表明，以非能动技术代替能动技术将是核电发展的主要方向，我国应当统一技术路线，坚持引进消化吸收AP1000技术，并自主开发新的机型。　　一些人士担心，AP1000虽然安全理念先进，但最早也要在2013年建成发电，在首堆没有建成、其它国家没有运行经验

6、的情况下，我国批量建设AP1000是否可行。经专家研究认为，这是完全可行的。因为AP1000的核蒸汽供应系统（除主泵外）都是基于二代的成熟技术，AP1000与二代的差别主要是安全系统。AP1000的非能动安全系统已在美国经过严格的台架实验验证，获得了美国核管会的审查批准，二代技术能动型安全系统也是采用同样的方法进行验证。所有的核电安全系统，不论是传统的能动型的还是新的非能动型，都无法进行事故实况下的破坏性试验。即便AP1000运行若干年，对验证非能动的安全系统也没有实质意义。国际上以往推出的新机型，都是在首堆建设

7、的同时梯次推进、批量化建设。如法国的EPR，在芬兰首堆建设的同时，在法国、中国、美国、印度进行批量化建设。我国AP1000依托项目一次建设4台，事实上已开始批量化。目前，美国已有6台AP1000项目签订了EPC总包合同，14台正在申请建造许可证。随着主泵耐久性实验的完成，AP1000进行批量化建设时机已经成熟，条件完全具备。　　二、我国核安全面临的挑战　　经过长期努力，我国建立了符合国际标准、比较完善的核安全管理和核事故应急体系，核电建设和运行总体上保持了安全稳定。但是对安全问题仍然不能掉以轻心。近年来，我国核电

8、呈快速发展态势。与日本相比，我国在役机组数量较少，但在建、拟建机组数量较多，安全质量控制压力持续加大，核电发展配套能力、核安全监管和应急体系亟待加强，长期安全隐患不容忽视。　　第一，采用能动安全系统的二代核电机组上得过多。在这一轮核电发展中，从2005年至今，国家已核准核电机组34台，装机容量3702万千瓦，其中28台是二代机型。另有16台机组已批准允许开展前期工作，其中