核电安全及三代核电.pdf

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1、-1-核电安全与三代核电 郑 岩 核电是人类利用能源重要组成部分，在石化能源探明储量有限、环保要求严格的今天，显得核电发展尤为需要。核电是五大能源的载体，在可控状态的核电工艺，是原子能、热能、动能、机械能、电能同时转换，输出洁净能源广泛利用，为人类造福。核电是潜在的危险源，一旦出现较大事故，其危害严重和惨烈、沉痛而深远、广泛又无法逆转。核电的安全要万倍警觉、千倍防范、百倍布控，力求核事故伤害和财产损失在有限范围内。核电是科技进步的标志，从1938 年德国发现核裂变，到1939 年法国居里和意大利费米证实裂变链式反应，至1942 年费米实现裂变反应可控。核能首先被战事军用，延至1950 年方转为

2、和平利用，出现核能发电技术。历经一代、二代核电的实践和改进，安全风险在逐步缩小，设施完备在不断增多；人类在核电灾难后，认识更清醒，设计更合理，审批更慎重。现在，启动第三代核电，研发第四代核电，是全球利用核能向安全王国大步跨越。一、核电安全是全球顶级事项 核电事故的偶然性、必然性、危害性众人皆知；各国重视核安全，政府关注核安全，人们恐惧核事故，担心核辐射后患，这是客观事实。因为核泄漏事故较其他事故的危害和影响广、深、大、长、远。由于核电事故的影响，英国核电停建十多年，美国冻结新建核电30 年，因福岛核电事故，我国于2011 年 3 月 16 日理智的缓建十多座核电站，停止审批核电新项目，待核电安

3、全规划出台方可复原，这是为子孙后代负责的明智之举。对核电的BOP 的安全，要认识安全原理，分析事故规律，掌握安全辩证法，剖析事故因果关系，知晓多重原因论，抑制危险源扩延，预测事故链生成，防范能量逸散，避免误入禁区等，是各国共同研究安全的永恒课题。对核岛及其相关系统，更要加倍、深化、细致研究核安全理念，设计更完善、更有效、更信赖的核安全设施。这是全球人类的共同期待。-2-核电装置国，应遵守1997 年维也纳公约，缔约国无论该国社会制度和宪法条款，均要承担和平利用核能所产生的核损害的民事责任。核反应堆及核电的BOP 的安全，人们已认识到特殊性、复杂性、严重性、重要性。核电建设和运营是一国之事，核电

4、事端的危害却无国界，可成为全球公害，危及人类安定生活和健康生存，核电建设和运营的国家均要高度重视核电安全。二、核电事故引发核电建设思考 日本福岛第一核电站的四座核堆连续出现严重事故，引起加速兴建和计划大发展的中国核电事业的审视、思考、研讨和决策。中国核电建设方针不应改变，但必须头脑清醒，必要安全投入，严密审批程序；地方避免争抢立项、急速抢建，无序攀比的短期行为。否则，危害无穷，殃害子孙，振兴中华受阻。1、核电规划、选址、设计、制造、施工、运营等均须逆向思考：中国核电不会有误操作？切尔诺贝利核事故就是答案；中国沿海不会出现地震和海啸？福岛核电站的遭遇就是镜子；中国新建的核堆一次回路介子不能外泄？

5、阿根廷阿图查1 号核电系统50 吨重水泄漏已成现实；中国有先进设备和技术就可避免核伤亡？美国三哩岛及法韩英的核泄漏事故已有例证。2、中国人口之众，密度之大，灾害之频世人皆知。核灾在中国泛滥，其应对难以言表。所以核电选址，不能用一般规则和风险评估，而必须考虑不可抗力或战争要素的灾害降临，出现各种事故链，导致核泄漏时，较易应对的最佳选择。中国内陆核电站，在人口稠密的渔米之乡是否正确？坐落海岸线地势低的核电厂能否安渡灾关？3、日本福岛核反应堆是先进的沸水堆（ABWR），核安全防范有五道防线。但在大地震海啸后，四台核堆停电停水、安全壳内水循环中断，温度失控，出现爆炸、核乏料池辐射物外逸等顶级事故。五道

6、防线全被突破，神秘的核电高度安保神话失灵，证明核电整体安全却有严重的薄弱环节。我国正建、拟建大批量大容量的二代核电站，应改变设计理念，打破传统套用，增大安全备率，加大必要冗余，应有地下安全备份等，国家制定特殊审定审查程序。-3-4、核电核乏料处置：有较大辐射能量的核乏料目前是深埋在千余米的地下处置库或再利用。美国、日本、前苏联等国家的核乏料的核辐射已有过公害，运行了半个世纪的强国核乏料却没进入地宫正寝，快速禁锢。中国不能走他们的老路，建设费用虽昂贵，地下核废料处理库的选址、审批、建设刻不容缓。打破西洋和东洋的框框，走中国之路，早期建设，迎接核电运营高潮的到来。同时加速快中子堆核电站的规划与建设

7、，提高核燃料利用率，减小核乏料数量。三、核电核泄漏事故等级 按国际原子能机构制定的国际核和放射事件分级表标准，核泄漏事故共分7 级。1 级 2 级：轻微、局部泄露；3 级：较重泄露。（1-3 级为事件级别）4 级：对场外不会造成明显危险的事故。核设施有部分损坏，堆芯部分熔化，和（或）一名或多名工作人员遭受很可能致死的过量辐射。有辐射物外逸，辐射剂量超标，对人构成伤害。5 级：具有场外风险的核事故。导致核装置严重损坏，和（或）外泄的放射性物质活度达到一定水平放射性物质“释放量有限”，可能需要部分执行应急计划对策。核设施损坏面较大，对周围环境造成核辐射污染。（如 1979年美国三哩岛核电事故）6

8、级：重大核泄漏事故；有“相当数量”的放射物外泄。可能需要全面执行应急计划对策，严重的健康影响。（如1957 年苏联车里雅宾斯克核废料事故）7 级：特大核泄漏事故。涉及放射性物质“大量外泄”。按放射性核素碘131 换算，放射物质活度达到每小时数万万亿贝克勒尔；可能有急性健康影响；大范围地区有慢性健康影响；有长期的环境后果，对公众健康和环境造成广泛影响。（如1986 年前苏联切尔诺贝利核事故和2011 年日本福岛核电站事故）四、核电安全常规评价 遵照墨菲法则、遵循逆向思维、考量战事要素、防控恐怖袭击等，要从事故理念、设计标准、选厂方略、设备功能、自控逻辑、软件管理、防-4-范机制、核料能效、乏料处

9、置、灾害叠加、应对敏捷、预案得力的各国核能界，在审批核电项目时，要特别严格进行风险评估，要有战略高度缩小极端事件的后果。使用概率风险评价（PRA），以风险信息为导向的常规决策。是通过技术能力和充分性的同行审评程序，从设计、审批、采购、建造、运行和维修之间的关联，充分评审功率运行时内部事件的大量放射性早期释放频率（LERF）的范围；应用能力类别，采用风险量、给定要素，在不同的事故序列间、不同的事故序列、始发事件、基本事件和最终状态类别之间强化能力识别及处置；并对始发事件、事故序列、成功准则、系统、人员可靠性、数据、水患、定量化、放射性早期释放频率等进行全面分析。对人员差错概率、人员失效事件、人员

10、可靠性分析，界面系统与RCS 接口的系统发生破口的隔离失效举施；超压破损、烧毁爆炸使安全壳旁通及失去厂电，内部火灾等事件的安全设施。认真审定技术要求和支撑要求及核设施保证大纲是否齐备。避免出现丧失衰变热移出的瞬态引起的事故、丧失冷却剂事故、全厂断电事故、安全壳旁通事故；制定事件发生后系统、功能和操纵员失效或成功的组合，堆芯损伤或大量放射性早期释放的举措；编制安全功能以及系统失效或成功的各种组合，安全系统自启动逻辑关系；大量放射性早期释放，向环境释放频率和浓度的控制程序、防控步骤。1999年国际原子能机构建议：对已有核电厂，堆芯损坏概率应低于104堆年，放射性失控外泄概率应低于105堆年；对未来

11、核电厂的要求则提高了一个量级，分别为105堆年和106堆年。权威机构还要倾听产业界、学术界、监督机构和公众的意见，吸取有价值成分，进行最后决策。五、应对极端事件发生 强烈地震、海啸台风、水灾泛滥、干旱枯水等自然灾害；战争对抗、恐怖袭击、有意误炸的暴力行为；叠加失误、事故扩大、核堆毁坏的人为事件等。发生频次少，却终有出现，列举如下事实：自然灾害引发的核电事故：-5-2011 年 3 月 11 日福岛核电站事故：没有抵挡巨浪围堤、没有可靠备用电源、防止事故扩大的决策失误等原因，海啸降临之际，直毁福岛核电站，成为核害之源。暴力行为引发的核电事故：1987 年 11 月 17 日，伊拉克飞机轰炸伊朗南

12、部在建的布歇赫尔核电站，三天两炸，包括核专家及德国工程师等11 人身亡，数人受伤。若运行的核电被狂轰，其后果不想得知。人为事件导致的核电事故：1957 年英国的温德斯凯尔核电站事件，英国十几年核电发展停滞不前。1979 年 3 月 28 日，美国宾夕法尼亚州的三哩岛核电站，2 号机组反应堆燃料棒发生熔毁及核泄漏事故，惊动白宫，总统前往，人员疏散。由此美国30 年核电建设叫停；此间，美国核能界只好走增容延寿的危险之路。1986 年 4 月 26 日，在乌克兰境内的切尔诺贝利核电站发生了世界最严重的核岛爆炸事故。先后6 万多人受核辐射死于非命，百年噩梦挥之不醒。历史长河里：十字军东征能否再现，希特

13、勒式狂人能否再生，萨达姆式肆疟核电站能否重演，美国百层国贸双塔会否再袭陨落，美国五角大楼能否再次撞毁，这些智者难以预料；地壳板块微动，两极冰山溶化，浅层地震，近域海啸，谁能阻挡。上述极端事件有铁的事实，事故灾难令人战栗，我们要温故知新。为此，我国不能否定核电建设和运营的规划前景。但是，前车之鉴却提示核电审批决策层，除常规核电安全风险评定外，核电站应建在何处，必须认真思索。无论在沿海还是在内陆，不应在人口稠密处、民众饮水之源旁，建起新的核电站，也包括安全裕度较大的第三代核电站。六、核电回顾与展望 2010 年底世界运营核电机组442 台，总装机容量3.7 亿千瓦，发电量占世界发电总量的16%。我

14、国运行核电机组13 台，装机1080 万千瓦。美国有核堆64 座，75.7%建在内陆，封杀新建核电30 年后又重新启动；前苏联核电站建在内陆100%；我国内陆5 座核电正在安全论证；世界各国建设先-6-进的第三代堆型核电站正在启动。1954年 6 月 27日世界最早核电站莫斯科西南110 公里的奥布宁斯克核电站投运，5MW 容量；1957 年底，美国将核潜艇压水堆和常规蒸汽发电技术结合，建成了60MW 希平港原型压水堆核电站；1960 年美国西屋公司设计第一座全面商业化的PWR（压水堆）250MWe 的扬基罗核电站投运；同年，通用电气设计的首座商业化BWR（沸水堆）250MWe 的德累斯顿1

15、号核电站投入运营。半个世纪后的2011 年，世界在建或刚投运大型核电机组：芬兰第五台核电机组，奥尔基洛托3 号欧洲压水堆三代（EPR）1600MWe 核电机组；法国弗拉芒维尔建设1630MWe（PWR）核电机组；俄国正建五台大型1070MWe核电机组，其中一台是快堆（FBR）核电机组；日本敦贺3#、4#在建机组是1500MWe（APWR）核电机组；中国台湾龙门2 号建（ABWR）1300MWe 核电机组；美国布朗斯弗里1 号（BWR）1065MWe 核电站；韩国新古里3 号（PWR）1360MWe 核电机组；中国广东台山建设（EPR）1700MWe 核电站，浙江三门建设（AP-1000）125

16、0MWe 核电站；山东石岛湾建高温气冷堆（HTR）200MWe示范机组；印度库坦库拉姆1 号（PWR）950MWe 核电站；伊朗布什尔1 号（PWR）950MWe 核电站。可见，有实力的国家纷纷建设大容量的先进第二代和第三代核电机组。七、核电四代堆型分类 第一代：早期原型堆上进行热能转换发电。第二代：标准化商用堆，已有40 多年历史，是全球442 座核电的主力；如：美欧日研制的PWR、BWR；俄罗斯的轻水堆WWER/AER；加拿大的CANDU堆型；中国自主产权的CPR1000 核电。（PWR 或 BWR，统称轻水反应堆LWR）。压水堆核电厂因其功率密度高、结构紧凑、安全易控、技术成熟、造价和发

17、电成本较低等特点，成为目前国际上最广泛采用的商用核电堆型，占轻水堆核电机组总数的3 4。截至2006 年底，全世界31 个国家和地区拥有运行核电机组435 台。全世界已经积累了13000 多堆年的核电运行-7-经验。我国已掌握了现在普遍采用的压水堆二代改进技术。第三代：先进轻水堆（ALWR）：ABWR、APWR、System80+、AP600、AP1000、EPR 及沸水堆：SWR-1000、ABWR-及ESBWR。在第三代核电发展中，世界出现两种走向：欧洲型：法、德合作开发的欧洲动力堆EPR。它立足于成熟技术、逐渐演进，加大堆芯安全裕度，增加能动安全系统，增强严重事故预防，强化缓解能力，提供

18、数字化、信息化、模块化，加大机组容量规模效应。称欧洲第三代核电为改良型，芬兰正在建造世界上第一座EPR 核电厂。美洲型：美国西屋公司研发的以非能动安全系统、简化设计、简约布置、模块化建造为主要特色的APl000。采用加压气体、重力流、自然循环流以及对流等自然驱动力；无需运行人员操作，安全支持系统就能保证安全运行，赢得3 昼夜特别处置时间。因其融入新概念而称为革新型。我国三门核电厂1 号机组的建设将成为APl000 的世界首堆工程。第四代：规划包括超临界水堆在内的6 种堆型。技术更先进、安全更可靠、裂变转聚变；燃料利用率高，由 1%到 90%的飞跃，大大减少核乏料数量及处置。我国已加入了研发行列

19、，已安排了超临界水堆关键科研课题的基础研究项目。八、第三代核电非能动技术 我国田湾核电站和法、德设计的EPR采用双层安全壳。美国西屋公司的 APl000则采用全新设计的非能动冷却安全壳及其辅助系统。1、PA1000的电厂主要参数 设计寿命60 年，电厂利用率93%，输出电功率1117MW,核蒸汽供应系统功率3415MW，电厂效率32.7%，设计地震烈度（地面加速度）0.3g，换料周期18 个月。核蒸汽供应系统：额定蒸汽流量1888.7kg/s，蒸汽压力5.61MPa，蒸汽温度271，给水温度226.7；蒸汽发生器125 型：设计压力一次侧17.13MPa、二次侧8.17MPa；在RCS(反应堆

20、冷却剂系统)稳定运行工况，冷却剂压力15.5MPa；设计温度一次侧343.3、二次侧315.6。-8-2、确保核电厂安全的三项基本功能：有效控制反应堆、排除堆芯衰变热、包容放射性物质和控制事故释放。3、非能动安全系统理念：出现单一基准事故，在没有操作员动作，没有厂内外交流电源的条件下，自动地建立和长期地维持堆芯冷却和安全壳的完整性。即不靠能动部件（继电器、动力阀门、水泵、风机、发动机等），而靠非动能部件（容器、热交换器、泵壳、阀体、管道等）内介质流动，是由重力、自然对流、自然循环、储能等驱动，实现核电厂安全功能。4、非能动安全系统内容：非动能堆芯冷却系统，非能动余热排除系统，非动能安全注射系统；反应堆冷却剂系统的自动泄压系统；非动能安全壳冷却系统；主控室应急可居留系统；安全壳隔离系统；安全壳氢气控制系统；非动能裂变产物泄漏控制系统等。