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(shè)計、嚴(yán)重事故預(yù)防和緩解措施開展分析，研究其在最嚴(yán)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(biāo)準(zhǔn)，實現(xiàn)"從設(shè)計上實際消除大規(guī)模放射性釋放"的安全標(biāo)準(zhǔn)，具有足夠的安全性。

1國際核電的核安全標(biāo)準(zhǔn)

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(yīng)堆潛在的主要危險，核電廠的安全包括正確運行、預(yù)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(yīng)堆的安全停閉，并保持在次臨界；保證停堆后導(dǎo)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(shè)計貫徹了縱深防御的原則，設(shè)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(shè)計基準(zhǔn)事故作出正確響應(yīng)，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(dǎo)致的個人死亡風(fēng)險大約為 2×10-10，遠(yuǎn)小于車禍、空難、火災(zāi)、爆炸、有毒氣體泄漏所造成的死亡風(fēng)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(yīng)堆事故所導(dǎo)致立即死亡的風(fēng)險，不應(yīng)超過美國社會成員所面對的其他事故所導(dǎo)致的立即死亡風(fēng)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(dǎo)致的癌癥死亡風(fēng)險，不應(yīng)超過其他原因所導(dǎo)致癌癥死亡風(fēng)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(rèn)識到多重事故疊加、加上誤操作會導(dǎo)致嚴(yán)重事故，雖然概率極低，但有可能發(fā)生。從 20 世紀(jì) 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(rèn)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(yán)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(shè)計的安全目標(biāo)，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(jì) 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(shè)計的核電廠提出全面要求，其中將安全目標(biāo)提高一個數(shù)量級，即每運行堆年嚴(yán)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(guān)概念，安全監(jiān)管機構(gòu)要求新建反應(yīng)堆應(yīng)對內(nèi)部事件時應(yīng)滿足下列安全目標(biāo)。

（1）必須實際消除會出現(xiàn)堆芯熔化、導(dǎo)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(yán)重事故，必須設(shè)計預(yù)案，保證只需對

公眾在一定地域 / 時期內(nèi)采取有限保護(hù)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(hù)所、無需長期限制食品消費），且必須通過指定預(yù)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(jìn)去，并要求證明這種情況下反應(yīng)堆能夠安全停堆；同時，還必須考慮超設(shè)計的外部危害（地震、洪水），以證明“陡邊效應(yīng)”不會嚴(yán)重影響核安全。

第三代反應(yīng)堆增設(shè)了反應(yīng)堆堆腔熔融物收集裝置（堆芯捕集器），或者設(shè)置防止反應(yīng)堆壓力容器熔穿的系統(tǒng)；設(shè)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(yán)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(shè)置雙層安全殼，并配備相應(yīng)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(yīng)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(shè)計上實際消除大規(guī)模放射性物質(zhì)釋放”的安全目標(biāo)。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(hù)、無需長期的食品消費限制”的目標(biāo)。

2 我國核電與國際接軌，執(zhí)行國際最高核安全標(biāo)準(zhǔn)

2017 年，我國批準(zhǔn)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(yù)防與應(yīng)對核事故，安全利用核能，保護(hù)公眾和從業(yè)人員的安全與健康，保護(hù)生態(tài)環(huán)境，促進(jìn)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(biāo)做了明確的規(guī)定，包括與上述要求一致的基本安全目標(biāo)。國務(wù)院已于 2012 年 10 月批準(zhǔn)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(yuǎn)景目標(biāo)》提出的安全目標(biāo)包括：具有較完善的嚴(yán)重事故預(yù)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(shè)機組，提出了“實際消除”的安全目標(biāo)，以確保即使在嚴(yán)重的堆芯嚴(yán)重?fù)p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(biāo)準(zhǔn)的原則。

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

（1）全面貫徹縱深防御原則和合理可行盡量低（ALARA）原則：設(shè)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(shè)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(yù)計運行事件及事故提供多層次的保護(hù)，以實現(xiàn)控制反應(yīng)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(yù)防嚴(yán)重事故的發(fā)生，確保核電廠安全。設(shè)置燃料包殼、反應(yīng)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(hù)措施，防止放射性物質(zhì)釋放到環(huán)境。

（2）完善的專設(shè)安全設(shè)施應(yīng)對設(shè)計基準(zhǔn)事故：為了可靠保障三大安全功能的執(zhí)行，設(shè)置完善的專設(shè)安全設(shè)施，用于緩解設(shè)計基準(zhǔn)事故。專設(shè)安全設(shè)施符合單一故障準(zhǔn)則、可靠性、獨立性、多樣性等原則；為確保專設(shè)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(yīng)急運行規(guī)程，以指導(dǎo)操縱員進(jìn)行設(shè)計基準(zhǔn)事故下的核電廠操作。（3）完善的嚴(yán)重事故預(yù)防和緩解措施應(yīng)對設(shè)計擴展工況。

包括一回路緊急卸壓系統(tǒng)、氫復(fù)合系統(tǒng)、堆芯熔融物堆內(nèi)滯留系統(tǒng)、安全殼余熱導(dǎo)出系統(tǒng)和安全殼隔離系統(tǒng)等?？深A(yù)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(yán)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(xùn)，設(shè)計可靠、有效的嚴(yán)重事故預(yù)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(dǎo)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(yù)，緩解嚴(yán)重事故。此外，還設(shè)置完善的事故管理體系，包括應(yīng)急運行規(guī)程、嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則等。

（4）設(shè)置雙重安全殼：第一，外層防止外部災(zāi)害襲擊：包括外部人為事件和外部自然事件；考慮到超設(shè)計的外部危害（地震、洪水），并確保“陡邊效應(yīng)”不會嚴(yán)重影響核安全；將大飛機蓄意撞擊考慮進(jìn)去，并確保在這種情況下反應(yīng)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(fù)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(yīng)對類似核事故的發(fā)生，中國三代核電增設(shè)了應(yīng)急水源、應(yīng)急電源或移動電源的設(shè)施，以應(yīng)對大范圍的自然災(zāi)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(biāo)等相關(guān)法規(guī)的要求，對設(shè)計基準(zhǔn)事故、沒有造成堆芯明顯損傷的設(shè)計擴展工況（DEC-A）和堆芯熔化的設(shè)計擴展工況（DEC-B，即嚴(yán)重事故）進(jìn)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(shè)計滿足總體安全要求，設(shè)計基準(zhǔn)事故后果滿足法規(guī)要求，且堆芯設(shè)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(shè)計過程，進(jìn)行核電廠整體安全水平的評估，確認(rèn)滿足法規(guī)要求的概率安全目標(biāo)；識別設(shè)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(shè)計完全貫徹執(zhí)行了國際最高核安全標(biāo)準(zhǔn)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(dǎo)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(dāng)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(yuǎn)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(dá) 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(dá) 250 mSv，少數(shù)人甚至高達(dá) 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(yán)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(rèn)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(jìn)了三代核電技術(shù)的發(fā)展。

對于威脅安全殼完整性的嚴(yán)重事故現(xiàn)象，我國三代核電的設(shè)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(guān)設(shè)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(yù)防高壓熔堆。第一道防線，提供高度可靠的熱量導(dǎo)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(yīng)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(dǎo)致安全殼的早期失效。中國三代核電設(shè)計了氫復(fù)合系統(tǒng)或電點火氫復(fù)合系統(tǒng)，有效消除氫爆的風(fēng)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(jìn)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(dǎo)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(shè)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(shè)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(dǎo)致安全殼晚期失效的嚴(yán)重事故工況：堆芯熔融物—混凝土相互作用導(dǎo)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(shè)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(dǎo)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(jìn)行冷卻。從而消除了安全殼晚期失效的風(fēng)險。

總之，中國三代核電采取了全方位的嚴(yán)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(dǎo)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(shè)計上實際消除大量放射性釋放的安全目標(biāo)。

4 安全殼超壓保護(hù)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(dǎo)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(yīng)對嚴(yán)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(shè)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(shè)置安全殼超壓保護(hù)（安全殼濕式過濾排放）將作為后備保護(hù)，特別是在 72 小時以后，如果應(yīng)急電源、應(yīng)急水源得不到保障，通過安全殼超壓保護(hù)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(dǎo)出功能情況下的計算表明：在嚴(yán)重事故發(fā)生后約 226.8小時后安全殼大氣壓力達(dá)到安全殼濕式過濾排放系統(tǒng)設(shè)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 mm 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(jìn)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(hù)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(yīng)對任何嚴(yán)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(xí)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(zhǔn)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(shè)計建造和運行的經(jīng)驗，借鑒了國外三代核電先進(jìn)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(biāo)準(zhǔn)，實現(xiàn)“從設(shè)計上實際消除大規(guī)模放射性釋放”的安全標(biāo)準(zhǔn)。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(yán)錦泉、何國偉。