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　　核電正在成為日益重要的清潔能源。但人類在核能利用方面，曾有讓人心生畏懼的案例，遠有切爾諾貝利，近有福島核事故,安全成為核電的生命線。

　　目前我國在建核電裝機容量居世界第一。核電建設“必須絕對保證安全”，這是我國對核電建設開發明確提出的頂層要求。

　　很多人都擔心核電站的輻射威脅，實際上正常運行的核電站對周圍居民的輻射影響遠遠低于天然輻射，而一旦發生事故，其專設的安全系統通過多道安全屏障起到保護作用，能夠避免放射性物質向環境的釋放。尤其是我國研發的具有自主知識產權的第三代核電站CAP1400，采用了先進的非能動安全設計技術，是符合國際最高安全標準的商用壓水堆核電站。

　　據了解，CAP1400采用的三道非能動安全系統設計，在事故情況下，僅利用自然力和過程就可以依次保障各道安全屏障的完整性，防止放射性物質向外部環境釋放，確保核電站安全。

　　那么，當核電站在現實中真的發生事故后，這些安全系統能否發揮作用呢？可靠性又如何呢？又如何去驗證它們的安全性能？

　　“我們針對保障核電站安全的非能動系統，設計出一套較完整的安全驗證系統與實驗平臺，并形成了一套安全試驗驗證體系。”國核華清（北京）核電技術研發中心有限公司總經理、清華大學核能與新能源技術研究院研究員常華健告訴記者。

　　據了解，經過多年的技術研究，常華健所帶領的團隊針對CAP1400的各道非能動安全系統，設計并建成了由兩個大型整體試驗臺架和5個單項試驗臺架組成的非能動安全試驗驗證平臺。相比國際同類臺架，實現了較為完整的事故模擬和關鍵現象試驗研究，試驗模擬更為準確，失真度小，試驗數據及結果更為完整和可靠，在非能動系統特性及機理研究上取得重要進展，填補了國內空白，提升了我國核電技術的國際影響力，為相關核能技術開發提供了支持。在2017年北京市科學技術獎評選中，該項目榮獲一等獎。

　　非能動堆芯冷卻系統試驗裝置（ACME）

　　不需外部能量的“非能動安全系統”

　　防止反應堆堆芯過熱，是保護反應堆安全的重中之重。常華健告訴記者，日本福島核電站在地震發生時，反應堆已經緊急停堆，正常的鏈式核反應已經停止，但堆芯衰變熱仍在不斷產生，這時在正常情況下，核電站會用應急柴油發電機組和外部電網供電對反應堆進行冷卻，但是隨后而來的海嘯卻摧毀了這些設備，導致核反應堆得不到冷卻，造成堆芯溫度升高和過熱，進而引發了堆芯熔化的嚴重事故。

　　而所謂非能動安全系統，就是依靠重力、溫差和壓縮空氣等自然力來驅動的安全系統，通過蒸發、冷凝、對流、自然循環等這些自然過程來帶走熱量，因此它無需依賴泵等這些依靠外部電源的能動部件。

　　“發生事故之后，如果有電的情況優先使用能動的安全設備。即使像福島事故那樣的事情發生，即使動力電沒了，只要非能動系統正常啟動，依靠非能動安全系統的載熱能力，就可以保障反應堆的安全。”常華健說。

　　據了解，CAP1400有三道非能動安全防線。第一道是非能動堆芯冷卻系統，它設置實現系統可控降壓的自動降壓系統，以及多個不同壓力下對堆芯進行注水和冷卻的安注系統，確保堆芯充分冷卻、燃料組件始終被水淹沒，不會發生過熱燒毀。

　　核電站采用“縱深防御”的設計理念，即使第一道防線失效，仍有第二道防線。堆內熔融物滯留措施是非能動壓水堆獨特的設計，通過淹沒壓力容器底部，用壓力容器外部水的沸騰換熱帶走熱量的方式，將高達2000多攝氏度的熔融物保持在反應堆壓力容器內，防止放射性的泄漏。

　　為保證核電站安全的萬無一失，即使前面兩道防線失效，仍有非能動安全殼冷卻系統確保核電站的最后一道防線。與傳統的二代核電站安全殼內的冷卻噴淋相比，三代非能動核電站的反應堆廠房不再是半球體，或是長方體，而是類似酒瓶狀——拱形圓柱體上疊加了一個直徑稍小的圓柱體結構。

　　“第三代核電站反應堆安全殼由金屬殼體和混凝土殼兩層組成，安全殼上面稍小的圓柱體是重力排水水箱，儲存有至少保障72小時冷卻的水，它可以利用重力對金屬安全殼外表面進行灑水降溫。”常華健介紹說。

　　在發生核電站安全事故的情況下，通過向金屬殼外部自動提供冷卻水來使安全殼內部的溫度和壓力降低下來，保證安全殼的完整性，最大限度地達到將放射性物質保留在安全殼內的目的。

　　“有這三道非能動防護屏障，三代核電站的安全水平相比第二代提高了約100倍。”常華健說。

　　安全殼穹頂水發配試驗裝置

　　非能動實驗臺架挑戰重重

　　“相對于現有商用核電機組所采用的能動安全系統，非能動安全系統的設計原理發生了根本變化，事故進程和物理現象與原二代核電有較大區別。因此，CAP1400 安全評審要求對非能動安全系統設計全面開展試驗驗證。”常華健表示。

　　通過試驗來驗證核電站安全性是最為可靠的手段，但在真實核電站上直接進行事故研究是不現實的。因此，通常采用縮小比例的整體試驗臺架來研究系統級過程，而針對重要物理過程研究則采用單項試驗臺架。

　　“試驗驗證對于核電安全發展具有重要作用并已有廣泛研究，但對全面采用非能動理念的核電站而言，試驗研究難度依舊很大。”常華健表示。

　　首先，對于全新的非能動電站設計，事故現象的試驗研究是一個新領域，各道非能動安全系統作用于不同事故或事故的不同階段，設計各不相同，研究內容非常復雜，需要進行大跨度的系統性和局部性的試驗研究，需要優化組合后采用不同的整體和單項試驗臺架相互配合，從而確立可行的試驗方案。

　　其次，各研發機構對于熱工水力試驗具有各自的專長領域，往往只是針對某個系統甚至某個現象進行試驗研究。在 AP600 的開發過程中，對于非能動堆芯冷卻整體性能的驗證采用了世界上的三個綜合試驗臺架，由于各有一定的局限性，這三個臺架僅能分別研究事故的某些特定階段。對于非能動安全殼冷卻系統，各試驗臺架之間的比例、參數、模擬工況范圍等，都不能很好的統籌考慮臺架試驗的完整性、充分性和匹配性。

　　“而我國在商用壓水堆安全試驗技術上起步較晚，尤其是在復雜非能動系統事故瞬態過程的試驗研究方面，在引進 AP1000 技術時仍基本處于空白。”常華健說。

　　國際首個完整的核電安全試驗平臺

　　為了對 CAP1400 的安全特性進行全面可信的驗證，在國家科技重大專項支持下，研究團隊決定自主設計并建設全面的試驗驗證平臺，包括用于研究主回路及非能動堆芯冷卻系統和非能動安全殼冷卻系統的兩大整體試驗臺架 ACME（Advanced Core-cooling Mechanism Experiment） 和 CERT（Containment Safety Verification via Integral Test），研究非能動安全殼冷卻系統關鍵物理過程（殼外水分配、殼內冷凝、冷凝水膜耦合）以及嚴重事故下熔融物滯留系統關鍵傳熱過程（金屬層傳熱、壓力容器外部冷卻）的五個單項臺架。

　　“我們總共搭建了七個臺架，形成了具備對各道非能動安全系統進行全面驗證能力的試驗平臺。”常華健說。

　　為驗證我國自主研發的先進核電站的非能動堆芯冷卻系統的性能，科研團隊在大型綜合實驗設計等技術上多年攻關，建成了我國自主研發的非能動堆芯冷卻系統的整體性試驗臺架ACME，驗證了非能動堆芯冷卻系統的可靠性。

　　壓力容器的外部冷卻是核電站嚴重事故緩解的核心技術，這個試驗具有工況惡劣，模擬實際情況技術難度大等特點。研究團隊通過對于真實物理過程模擬技術的研究，采用與實際反應堆壓力容器相同的表面材料，完成了兩個單項試驗臺架的設計與建設，并驗證了堆內熔融物滯留技術的有效性。

　　由于非能動安全殼整體冷卻過程中的物理現象多且復雜，需要分別開展整體以及單項實驗研究。國際上原有實驗的技術條件與實際條件有明顯差距，為了達到驗證的目的，科研團隊大膽創新，設計并建造了世界上規模最大的安全殼整體性能試驗臺架CERT及三個高參數的單項試驗臺架，充分驗證了安全殼冷卻系統的可靠性。

　　“這七個試驗平臺功能互補、相互配合，構成了國際首個完整的核電非能動安全試驗平臺，大幅提高了非能動核電站整體安全性能的驗證水平。”常華健說，通過這些試驗模擬和對數據的研究分析，全面驗證了CAP1400核電站非能動安全系統的可靠性，為我國自主化核電技術發展奠定了堅實的試驗驗證技術基礎。