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《中國核能行業(yè)智庫叢書（第四卷）》已完成出版發(fā)行，這是一本發(fā)產(chǎn)業(yè)先聲的智慧文萃，是行業(yè)專家們從不同角度、不同深度對產(chǎn)業(yè)前途命運進行思考的思想文庫。即日起，協(xié)會微信公眾號將精選大部分文章與廣大讀者共享。今天推出的文章是《中國三代核電足夠安全》

葉奇蓁

課題首席專家

中國工程院院士，中國核工業(yè)集團科技委副主任，國防科學技術(shù)工業(yè)局專家委委員，核安全專家委員會委員等。

《中國三代核電足夠安全》

文章摘要

報告針對我國自主三代壓水堆技術(shù)"華龍一號"（HPR1000）與"國和一號"（CAP1400）的安全設計、嚴重事故預防和緩解措施開展分析，研究其在最嚴重事故工況下的安全保證措施。研究結(jié)果表明，中國三代核電滿足國際核電最高安全標準，實現(xiàn)"從設計上實際消除大規(guī)模放射性釋放"的安全標準，具有足夠的安全性。

1國際核電的核安全標準

核能發(fā)電時，核裂變過程中生成的大量裂變產(chǎn)物和放射性是反應堆潛在的主要危險，核電廠的安全包括正確運行、預防事故或緩解事故后果，以確保廠區(qū)工作人員、公眾和環(huán)境免遭過量輻射的危害。為保證核電安全必須提供手段，確保在運行或事故工況下反應堆的安全停閉，并保持在次臨界；保證停堆后導出堆芯余熱； 將放射性物質(zhì)包容在第三道屏障安全殼內(nèi)，使其事故工況下釋放值低于可接受限值。同時為使上述手段具有有效、可靠的執(zhí)行功能，核電廠的設計貫徹了縱深防御的原則，設置多重防御措施，使得個別或組合的失效或差錯都可以得到改正或補救。

目前全球運行的 400 余座核電廠都具有上述安全手段，能對各種假想事故、以及罕見的設計基準事故作出正確響應，保障核電廠的安全運行。核電廠近兩萬堆年的運行業(yè)績證明，核電廠的安全實踐是成功有效的，放射性排出物僅為容許排放限值的 0.01% ～ 50%，甚至更少，是在天然放射性本底的自然變化范圍之內(nèi)。核電廠導致的個人死亡風險大約為 2×10-10，遠小于車禍、空難、火災、爆炸、有毒氣體泄漏所造成的死亡風險。

為量化評價核電廠對公眾和社會的影響，美國核能管理委員會提出“兩個千分之一”原則，即：（1）對緊鄰核電廠的正常個體成員，由于反應堆事故所導致立即死亡的風險，不應超過美國社會成員所面對的其他事故所導致的立即死亡風險總和的千分之一。（2）對核電廠鄰近區(qū)域的人口，由于核電廠運行所導致的癌癥死亡風險，不應超過其他原因所導致癌癥死亡風險總和的千分之一。1979 年 3 月發(fā)生的美國三哩島核事故，使人們開始認識到多重事故疊加、加上誤操作會導致嚴重事故，雖然概率極低，但有可能發(fā)生。從 20 世紀 70 年代起，概率安全分析方法有了大跨步發(fā)展，WASH-1400、NUREG-1050、NUREG-1150 在國際上被公認為概率分析發(fā)展的里程碑，最終形成了文件 SECY-01-0009，規(guī)定每運行堆年嚴重堆芯損壞頻率小于 10-4，每運行堆年大規(guī)模放射性釋放頻率小于 10-5，作為核電廠設計的安全目標，以滿足“兩個千分之一”的原則。

1986 年 4 月蘇聯(lián)切爾諾貝利核事故后，20 世紀 90 年代初美國發(fā)表了“用戶要求文件（URD）”，隨即歐洲發(fā)表了“歐洲用戶要求文件（EUR）”，對新設計的核電廠提出全面要求，其中將安全目標提高一個數(shù)量級，即每運行堆年嚴重堆芯損壞頻率小于 10-5，每運行堆年大規(guī)模放射性釋放頻率小于 10-6。同時德國和法國首先提出了“實際消除大規(guī)模放射性物質(zhì)釋放”的相關概念，安全監(jiān)管機構(gòu)要求新建反應堆應對內(nèi)部事件時應滿足下列安全目標。

（1）必須實際消除會出現(xiàn)堆芯熔化、導致早期或大量放射性泄漏的事故。

（2）對無法完全排除堆芯熔化可能性的嚴重事故，必須設計預案，保證只需對

公眾在一定地域 / 時期內(nèi)采取有限保護措施（無需永久遷居、核電站周邊地區(qū)無需緊急撤離、只需為有限的人員提供庇護所、無需長期限制食品消費），且必須通過指定預案，保證有足夠的時間來實施這些措施。

（3）在外部事件方面，監(jiān)管機構(gòu)傾向于要求將大飛機蓄意撞擊考慮進去，并要求證明這種情況下反應堆能夠安全停堆；同時，還必須考慮超設計的外部危害（地震、洪水），以證明“陡邊效應”不會嚴重影響核安全。

第三代反應堆增設了反應堆堆腔熔融物收集裝置（堆芯捕集器），或者設置防止反應堆壓力容器熔穿的系統(tǒng)；設置冷卻熔化堆芯的安全殼內(nèi)換料水箱；采用全非能動或能動 + 非能動的安全系統(tǒng)驅(qū)動手段，以防止全廠斷電帶來的嚴重后果；為緩解類似“9·11”恐怖襲擊的墜機所造成的事故后果，設置雙層安全殼，并配備相應的冷卻系統(tǒng)，外層用以防止外部事件的破壞，內(nèi)層用以防止內(nèi)部事故引發(fā)的放射性外泄。所有這些安全手段結(jié)合在一起，使反應堆高壓熔融事故頻率與二代 + 相比減少了十倍以上，并保證事故發(fā)生時幾乎所有的安全功能均基本可控。

2011 年 3 月日本福島核事故后，為防止核事故對周圍公眾和環(huán)境造成不可接受的影響，國際原子能機構(gòu)（IAEA）再次強調(diào)要“從設計上實際消除大規(guī)模放射性物質(zhì)釋放”的安全目標。從而實現(xiàn)“無需永久遷居、核電站周邊地區(qū)無需緊急撤離、有限的人員庇護、無需長期的食品消費限制”的目標。

2 我國核電與國際接軌，執(zhí)行國際最高核安全標準

2017 年，我國批準發(fā)布了《中華人民共和國核安全法》，在第一章第一條中明確規(guī)定了“為了保障核安全，預防與應對核事故，安全利用核能，保護公眾和從業(yè)人員的安全與健康，保護生態(tài)環(huán)境，促進經(jīng)濟社會可持續(xù)發(fā)展”。

我國國家核安全局發(fā)布的核安全規(guī)定 HAF102-2016 對核安全目標做了明確的規(guī)定，包括與上述要求一致的基本安全目標。國務院已于 2012 年 10 月批準發(fā)布的《核安全與放射性污染防治“十二五”規(guī)劃及 2020 年遠景目標》提出的安全目標包括：具有較完善的嚴重事故預防和緩解措施，其中堆芯損壞頻率CDF ＜ 10-5( 堆年），大規(guī)模放射性釋放頻率 LRF ＜ 10-6（堆年）。國家核安全局對于“十三五”及后續(xù)建設機組，提出了“實際消除”的安全目標，以確保即使在嚴重的堆芯嚴重損壞工況下，有效包容放射性，不會對環(huán)境和公眾造成不可接受的影響。

中國現(xiàn)行的核安全法律法規(guī)完全符合我國國情，與國際接軌，博采眾長，體現(xiàn)國際最高核安全標準的原則。

“華龍一號”（HPR1000）、“國和一號”（CAP1400）是我國自主研發(fā)的先進三代壓水堆核電站，其設計全面貫徹國家有關核安全的法律和法規(guī)，體現(xiàn)國際最高核安全標準。

（1）全面貫徹縱深防御原則和合理可行盡量低（ALARA）原則：設計上采用 縱深防御措施和多重實體屏障，盡最大可能保證縱深防御各道措施的相互獨立性， 對設備系統(tǒng)故障或人員活動，以及廠外事件等引起的各種瞬變、預計運行事件及事故提供多層次的保護，以實現(xiàn)控制反應性、排出堆芯熱量和乏燃料熱量、包容放射性物質(zhì)，將事故消除或限制在初發(fā)階段，防止事故擴展，預防嚴重事故的發(fā)生，確保核電廠安全。設置燃料包殼、反應堆冷卻劑系統(tǒng)壓力邊界和安全殼多重實體屏障， 保證每一道屏障的有效性，并為之提供保護措施，防止放射性物質(zhì)釋放到環(huán)境。

（2）完善的專設安全設施應對設計基準事故：為了可靠保障三大安全功能的執(zhí)行，設置完善的專設安全設施，用于緩解設計基準事故。專設安全設施符合單一故障準則、可靠性、獨立性、多樣性等原則；為確保專設安全系統(tǒng)即使在全部失去廠內(nèi)外電源（SBO）時，亦能執(zhí)行其安全功能，中國三代核電的安全系統(tǒng)采用全非能動或能動 + 非能動的驅(qū)動方式。此外，還編制了應急運行規(guī)程，以指導操縱員進行設計基準事故下的核電廠操作。

（3）完善的嚴重事故預防和緩解措施應對設計擴展工況。

包括一回路緊急卸壓系統(tǒng)、氫復合系統(tǒng)、堆芯熔融物堆內(nèi)滯留系統(tǒng)、安全殼余熱導出系統(tǒng)和安全殼隔離系統(tǒng)等。可預防安全殼的直接加熱、蒸汽爆炸、大量氫氣爆燃、安全殼底板熔穿、安全殼晚期超壓、安全殼旁路型事故，以及安全殼事故打開（特別是停堆狀態(tài)下）等嚴重事故。充分汲取三哩島、切爾諾貝利和福島核事故經(jīng)驗教訓，設計可靠、有效的嚴重事故預防和緩解措施，包括能動和非能動的堆腔充水淹沒系統(tǒng)和堆芯余熱導出系統(tǒng)，有效地防止安全殼超壓，將放射性物質(zhì)包容在安全殼內(nèi)，即使失去全廠電源，也能確保 72 小時內(nèi)，無需人工干預，緩解嚴重事故。此外，還設置完善的事故管理體系，包括應急運行規(guī)程、嚴重事故管理導則等。

（4）設置雙重安全殼：第一，外層防止外部災害襲擊：包括外部人為事件和外部自然事件；考慮到超設計的外部危害（地震、洪水），并確保“陡邊效應”不會嚴重影響核安全；將大飛機蓄意撞擊考慮進去，并確保在這種情況下反應堆能夠安全停堆。第二，內(nèi)層防止內(nèi)部事故造成的放射性外泄，確保將放射性物質(zhì)包容在安全殼內(nèi)。內(nèi)外安全殼間的中間環(huán)廊，保持負壓環(huán)境，形成對放射性物質(zhì)的雙重包容。

（5）福島核事故后，為應對類似核事故的發(fā)生，中國三代核電增設了應急水源、應急電源或移動電源的設施，以應對大范圍的自然災害或長時間的事故后果。

（6）確定論和概率論相結(jié)合：按照 HAF102、HAD102/17 和國標等相關法規(guī)的要求，對設計基準事故、沒有造成堆芯明顯損傷的設計擴展工況（DEC-A）和堆芯熔化的設計擴展工況（DEC-B，即嚴重事故）進行了全面的確定論安全分析。確定論安全評價采用保守分析原則，驗證了安全系統(tǒng)的設計滿足總體安全要求，設計基準事故后果滿足法規(guī)要求，且堆芯設計滿足 15% 的熱工余量；概率安全評價（PSA）技術(shù)貫穿于我國自主三代核電的整個設計過程，進行核電廠整體安全水平的評估，確認滿足法規(guī)要求的概率安全目標；識別設計薄弱環(huán)節(jié)，采取措施彌補安全短板。

總起來說，我國三代核電的設計完全貫徹執(zhí)行了國際最高核安全標準的要求。

3 我國三代核電實現(xiàn)了“實際消除大量放射性釋放”的安全要求

歷史的經(jīng)驗表明：只要安全殼保持完整性，就不會發(fā)生大量放射性物質(zhì)向環(huán)境釋放。三哩島核事故導致 2/3 的堆芯熔化，堆芯裂變產(chǎn)物大量釋放，其中 133Xe：2.22×1018 Bq；135Xe：1.11×1017 Bq；131I：1.85×1017 Bq。由于安全殼內(nèi)壓力不高，安全殼泄漏率很小，泄漏到大氣中的惰性氣體很少。核電廠 80 公里半徑內(nèi) 200 萬居民受到集體劑量當量約 20 人·希沃特（men·Sv），平均每人 0.01 mSv，公眾最大個人劑量小于 1 mSv，遠低于允許的劑量限值。

切爾諾貝利核事故則完全相反，由于沒有安全殼，堆芯熔融所產(chǎn)生的大量放射性物質(zhì)釋放到環(huán)境中，總量達 12×1018 Bq，其中 6×1018 ～ 7×1018 Bq 為惰性氣體，包括 131I：1.3×1018 ～ 1.8×1018 Bq；134Cs：5×1016 Bq；137Cs：9×1016 Bq。24 萬人接受平均劑量約為 100 mSv，其中 10% 達 250 mSv，少數(shù)人甚至高達 500 mSv。在禁區(qū)30 公里范圍內(nèi)，事故20 小時后，撤離了4.9 萬人，之后的數(shù)天到數(shù)周陸續(xù)撤離6.7 萬人，切爾諾貝利核事故造成了嚴重的環(huán)境和生態(tài)問題。

從兩次事故比較可以看出，安全殼包容性對于事故發(fā)展和后果控制起著非常重要的作用。切爾諾貝利核事故使各國認識到“核事故無國界”，均將核安全視作核電發(fā)展的根本，并成立世界核電運營者協(xié)會，共同促進了三代核電技術(shù)的發(fā)展。

對于威脅安全殼完整性的嚴重事故現(xiàn)象，我國三代核電的設計采取了以下措施。

（1）壓力容器失效時的高壓熔噴（HPME），使熔融物直接沖擊安全相關設備或安全殼，對安全殼直接加熱（DCH）、從而使安全殼完整性受到早期威脅。中國三代核電采用冗余和多樣的系統(tǒng)預防高壓熔堆。第一道防線，提供高度可靠的熱量導出功能，以受控方式使一次側(cè)降壓；第二道防線，通過一回路卸壓系統(tǒng)對一次側(cè)直接降壓，防止高壓熔堆現(xiàn)象的發(fā)生。

（2）在堆芯熔化過程中，高溫的鋯包殼與水蒸氣反應產(chǎn)生氫氣，堆坑中熔融物中的金屬物質(zhì)的氧化也會產(chǎn)生氫氣。氫氣的聚集就會產(chǎn)生氫爆，導致安全殼的早期失效。中國三代核電設計了氫復合系統(tǒng)或電點火氫復合系統(tǒng)，有效消除氫爆的風險。

（3）高溫的堆芯熔融物與大量冷水接觸，相互作用下會產(chǎn)生大量水蒸氣，形成蒸汽脈沖或蒸汽爆炸。若在壓力容器內(nèi)發(fā)生蒸汽脈沖，它可能將部分熔融物碎片和水噴入堆坑，進入安全殼；如果在堆坑發(fā)生蒸汽脈沖或蒸汽爆炸，會形成沖擊波， 危及安全殼內(nèi)結(jié)構(gòu)以及安全殼的完整性，導致安全殼的早期損壞。中國三代核電加強了壓力容器自身的結(jié)構(gòu)強度設計，以抵御蒸汽爆炸的壓力脈沖沖擊，保證壓力容器外的其他設備、結(jié)構(gòu)不受影響。同時采用自動或手動措施實現(xiàn)堆腔注水或淹沒，降低堆芯溫度，以維持壓力容器的完整性。

（4）導致安全殼晚期失效的嚴重事故工況：堆芯熔融物—混凝土相互作用導致的底板熔穿；安全殼長期排熱的能力喪失。中國三代核電設置了堆腔注水淹沒系統(tǒng)，以及非能動或者能動 + 非能動的安全殼熱量導出系統(tǒng)。確保堆芯熔融物保持在壓力容器內(nèi)，并持續(xù)進行冷卻。從而消除了安全殼晚期失效的風險。

總之，中國三代核電采取了全方位的嚴重事故緩解措施，確保了第三道屏障的完整性和安全殼熱量導出，即使發(fā)生了堆芯熔融，亦能防止放射性物質(zhì)外泄，從而完全實現(xiàn)了從設計上實際消除大量放射性釋放的安全目標。

4 安全殼超壓保護能夠保障安全殼不受損，有利于防止安全殼晚期失效和放射性物質(zhì)外泄

日本福島核事故表明安全殼的損傷有可能導致放射性外泄到環(huán)境中，雖然福島核電站所采用的 MARK-I 型沸水堆不同于我國壓水堆機組，但是我們也要考慮我國三代核電技術(shù)應對嚴重事故，能否保證安全殼完整性，確保放射性有效包容。

事實上，我國自主三代核電技術(shù)采取的安全措施已足夠做到“從設計上實際

消除大規(guī)模放射性釋放”。為保障安全殼不受損害，又設置安全殼超壓保護（安全殼濕式過濾排放）將作為后備保護，特別是在 72 小時以后，如果應急電源、應急水源得不到保障，通過安全殼超壓保護系統(tǒng)有序排放，將有利于防止安全殼晚期失效，保障安全殼不受損，通過安全殼濕式過濾排放，有效控制放射性物質(zhì)外泄。

針對失去安全殼熱量導出功能情況下的計算表明：在嚴重事故發(fā)生后約 226.8小時后安全殼大氣壓力達到安全殼濕式過濾排放系統(tǒng)設定打開壓力（0.583 MPa），安全殼內(nèi)大氣壓力隨著開啟排放不斷下降。隨著時間的推移，堆芯余熱將不斷降低，有效減低安全殼內(nèi)大氣壓力，防止安全殼晚期失效。

考慮到安全殼濕式過濾排放系統(tǒng)通過兩級過濾，安全殼濕式過濾排放系統(tǒng)能夠提供約為 99.99% 的氣溶膠滯留率，這種滯留能力也適用于小于 0.5 ?m 的小粒徑氣溶膠。在所有運行條件（包括超壓運行）下，安全殼濕式過濾排放系統(tǒng)對碘分子的滯留率可大于 99.5%。進一步的試驗證明，通過高效的過濾和降解，安全殼濕式過濾排放系統(tǒng)能夠大大降低環(huán)境中的放射性劑量（3 ～ 4 個量級），采用過濾排放措施之后，放射性釋放可控，并且滿足法規(guī)要求，在非居住區(qū)范圍之外無需采取撤離的緊急防護行動。

安全殼濕式過濾排放系統(tǒng)只是一種后備措施，以保證在任何情況下，應對任何嚴重事故，不對公眾和環(huán)境帶來不可接受的放射性傷害，不對生態(tài)和環(huán)境造成長期影響。這亦是一種“底線思維”的方法。正如習近平總書記多次強調(diào)：“要善于運用底線思維的方法，凡事從壞處準備，努力爭取最好的結(jié)果，做到有備無患、遇事不慌，牢牢把握主動權(quán)”。

綜上所述，中國三代核電吸取了我國核電設計建造和運行的經(jīng)驗，借鑒了國外三代核電先進理念，通過自主創(chuàng)新和科研試驗，滿足國際核電最高安全標準，實現(xiàn)“從設計上實際消除大規(guī)模放射性釋放”的安全標準。中國三代核電具有足夠的安全性。

注：本報告是中國核能行業(yè)協(xié)會重大問題聯(lián)合研究《我國三代核電可實際消除大量放射性釋放研究》課題的研究成果。課題組主要成員有：蘇罡、章慶華、魏瑋、孫金龍、毛亞蔚、嚴錦泉、何國偉。

（本文刊載結(jié)束）