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中图分类号：F205 文献标识码：A 文章编号：1008-2603（2011）02-0001-06
积极发展核电是中国的能源战略。但核电的发展又必须是以安全为第一原则。回首核电发展历史，1979年美国的三哩岛核电厂事故和1986年前苏联的切尔诺贝利核电厂事故，是熟悉与不熟悉核电的人们谈及核电都言必称及的人类两大核电教训。而2011年3月11日本的发生9级大地震及其引发的海啸导致福岛核电站事故，正在成为核电发展史上的又一悲剧，人类关于核电历史教训又多了一个最新实例。这一核电严重事故再次引起了全球对核电发展安全性的高度关注。短短一个月时间，福岛核电站严重事故被日本政府从4级核事故调整为7级核事故。这是否会对中国核电发展产生负面影响呢？而如何面对和减缓重大自然灾害对核电安全的影响，再一次成为了全人类共同关注的重大问题。吸取人类核电3次重大事故的教训，又好又快安全发展中国核电是一项历史性的重大课题。
一、中国核电发展的安全典型特征
（一）中国核电发展概况
目前中国正在运行的核电机组共12座，主要贯彻1983年国家在北京回龙观地区现华北电力大学附近召开的会议所确定的压水堆为主的技术路线。包括秦山3座国产、2座从俄罗斯引进和大亚湾4座从法国引进的压水堆，还有从加拿大引进的秦山2座重水堆，最新的是去年10月在广东岭澳建成的自主设计的二代加压反应堆CPR1000。中国在建的核电机组共49座，也以二代加压水堆为主，还有少量的先进非能动压水堆AP1000和欧洲压水堆EPR。
（二）中国核电标准安全特征
政策、法规和标准是核电安全性的先导前提。核电站设计包括与核电相关的较为完整的法规、标准、规范和准则，除我国的HAF、GB和EJ等之外，还包括ASME、RCC等国际的标准规范体系的适用和改造。经过近二十年的努力，核电标准化建设从无到有，做了大量的工作，已基本上满足了核电建设的要求。
核电站涉及核安全和辐射安全，因此，核电建设和运行有严格的审批程序，其重要一环就是审核所采用标准。核电法规和标准的成熟性、科学性和合理性，决定了所建核电厂的安全性和可靠性，并且在从选址到退役的全过程中，从技术上和管理上对核电厂发挥着核安全的重要保障，核电标准在核电各个阶段都起着重要作用。核电标准将对与安全性密切相关的核电机械设备的设计建造及鉴定做出严格要求。核安全审评的依据是一套成熟的核安全法规和标准，用来进行核安全管理。设计建造标准、运行标准及其有关的管理标准直接关系着核电站的安全稳定运行。
实事求是地说，正是由于中国核电标准的制定和执行，有了中国核电标准的保驾护航，才保障了近二十年来中国核电的安全，并为其进一步发展奠定了良好的基础。特别是变核电战略“适度发展核电”为“积极发展核电”以来，更是重视核电标准建设与发展。特别重视了极小概率的核电严重事故标准的制定，并加强了对原有核电事故标准的修改，新标准要求更加明确和严格。例如：2006年6月由本文作者周涛担任评审委员会主席的《核电站氢气浓度控制标准》就对其前身1998版做了较大修改，提出严重事故下氢气的产生和消除问题，明确要求各核电站需要有氢气复合器或氢气点火器装置。由此看来，中国核电标准的制定和执行，是中国核电发展的基本前提和保障。
（三）中国核电技术安全特征
先进的技术是核电安全性的基础，没有先进的技术，就是“巧妇难为无米之炊”。中国核电就是在追求安全中得到不断发展的。
1.中国核电回路结构的安全特征
中国采用的压水堆的热交换有两个回路，堆芯加热冷却水经过蒸汽发生器加热二回路水，产生蒸汽驱动汽轮机。日本福岛核电站采用的是沸水堆，沸水堆和压水堆在回路上有很大的不同。沸水堆热交换只有一个回路，堆芯加热冷却水直接驱动汽轮机。由上可知，沸水堆驱动汽轮机的蒸汽放射性比压水堆强，一旦发生泄漏会产生较大影响。沸水堆蒸汽回路的压力较小，所以整个蒸汽回路的设计抗压能力要比压水堆小得多。
2.中国核电堆芯结构的安全特征
沸水堆和压水堆在结构设计上也有较大区别。压水堆的控制棒组件安装在堆芯上部，控制棒是自上往下插入。如果出现机械或者电气故障，可以手动将抓取器打开，让控制棒依靠重力落下插到底，消除堆内的反应性。即使控制棒在下插过程中，因为导向管变形卡在半路，温度较高的燃料棒上部反应性也能得到相应控制，而暂时不能控制的下部也还有冷却剂发挥作用。
由于沸水堆堆芯顶部要安装汽水分离器等设备，故控制棒需从堆芯底部向上插入。在插入过程中，平均反应性逐渐降低，功率峰逐渐向燃料组件顶部靠拢，此时，燃料组件顶部的温度可能是升高的。堆芯内的冷却剂是从堆芯下部注入，在运行过程中冷却剂会沸腾成为蒸汽去推动汽轮机，因此堆芯内冷却剂不断地被消耗，必须不断地补充水，水从汽轮机处冷凝得来，由泵送回堆芯内。由主泵保证一回路内冷却剂的流动使堆芯内热量分布均匀，并能充分带走燃料棒的热量。由于此次福岛核电站丧失厂内电和厂外电，泵全部失效，无法对堆芯内失去的冷却剂进行补充，导致堆内水位降低，从而使燃料组件裸露，失去冷却剂的保护，燃料棒温度骤然升高，温度分布为上高下低。温度高的部分先露出水面，导致上部燃料棒快速融化，进而出现一回路破损导致失水事故（LOCA）。
3.中国核电安全系统设计特征
中国压水堆核电站拥有非能动措施来导出堆芯余热，并确保事故下核电安全性。所谓非能动[1]即只利用重力，自然循环和压缩气体等简单的物理学原理，不需要泵、风机、柴油机或者其他旋转机械，也不需要安全交流电源。当一些简单的阀门自动开启后，可将非能动安全系统连成一体，可以进行热交换冷却反应堆。核电站设置了多道安全屏障和专设安全系统，安全系统均采用冗余设计（一个部件出现故障并不影响安全功能）。在失去外电源的情况下，由应急柴油机可靠地供电。大亚湾核电站、岭澳核电站各机组在已分别配备应急柴油机的前提下，还采取专门增加了一台备用柴油机供电等措施来防止事故扩大发生堆芯融化的情况。福岛核电站丧失厂内电和厂外电后，没有及时注水，注水后开始效果不佳，导致事故的进一步发展。
目前中国已经引进了最先进的新一代核电站AP1000，其安全理念更是使用了非能动安全的概念。与传统压水堆应急堆芯冷却系统相比，AP1000非能动堆芯冷却系统除了具有安全注射和应急硼化功能外，还具有堆芯应急衰变热导出和安全壳PH控制功能，替代了传统压水堆辅助（应急）给水系统和安全壳喷淋系统的部分功能。
非能动余热排出系统，主要负责将反应堆冷却剂系统各种工况下的堆芯热量导出，包括电厂瞬态、事故以及停堆工况。非能动余热排出热交换器位于换料水箱内，与入口管线、出口管线、反应堆冷却剂系统管道以及反应堆压力容器一起，组成一个非能动余热排出的循环回路。其结构如图1[2]：
图1 AP1000非能动堆芯冷却系统简图
AP1000热交换器布置的位置比主系统回路高，以便提供一定的自然循环能力。在正常运行条件下，非能动余热排出系统热交换器浸没在安全壳内换料水贮存箱中，压力为一回路冷却剂压力并充满一回路冷却剂，在接收到相关动作信号后自动投入。非能动余热排出系统在全厂断电事故发生后2小时内完全可以导出堆芯衰变热，保证反应堆处于安全状态[3]。AP1000还在反应堆顶部建有一个数千吨的硼酸水箱，一旦发生像福岛这样备用电源全部丧失的极端事故，可让能终止核反应的硼酸水直接倾斜而下，实现停止核反应的降温目的。
4.中国核电抗震抗海啸的安全特征
核电站防自然现象的设计基准规定，安全相关的结构、系统和部件的设计应考虑能抵抗诸如地震、龙卷风、飓风、洪水、海啸和涨潮等自然现象产生的影响，而不丧失执行安全功能的能力。对于这些结构、系统和部件的设计基准应适当考虑在厂址及其周边区域历史记录到的最严重的自然现象，在历史记录基础上，要留有充分的裕量，以考虑精确度、频度和持续时间的不确定性；应考虑正常工况和自然现象所导致的事故工况的适当组合；要区别对待所执行的安全功能的重要性。中国核电站在设计和建设之初，都按照国际规定和国家标准，从选址到设计建造，均对厂址的地震、地质、水文（包括地震引发的海啸）、气象（特别是极端气象）等厂址自然条件、外部人为事件的影响以及核应急条件进行充分论证，以确认厂址适宜建设核电厂。
中国发生地震的强度和频度远低于日本，而且中国核电厂厂址选择和抗震设计遵循的规范是现行有效的、与国际通用的标准。对于厂址地震和设计地震水平的确定留有裕量，在设计上层层设防。抗震设计是保守、安全的。另外，核电厂包容堆芯的反应堆厂房结构设计条件严苛，考虑强烈地震作用、飞机撞击、外部爆炸、龙卷风等，结构刚度大、强度高，具有足够安全性。核电站地震监测系统也是完备、有效的。
已建、在建核电厂在总平面布置设计时均考虑了海啸增水对电厂运行安全的影响，取中国沿海发生最大海啸和风暴潮的最大值，采取了这些措施后，防波堤、防浪堤可以在最大台风浪的情况下保证护岸结构基本稳定，地震发生后也不丧失基本防浪功能。
AP1000抗震分类在抗震Ⅰ类（C-Ⅰ）和非抗震类（NS）之间增加了抗震Ⅱ类（C-Ⅱ）厂房结构的要求（防倒塌和与C-Ⅰ相互作用）。在设计中，AP1000具体考虑了NS和C-Ⅱ物项对C-Ⅰ物项的影响问题。AP1000中有特殊抗震要求的厂房结构的体积比传统的1000MWe级压水堆核电厂明显减小，给电厂布置带来更多灵活性。AP1000设计地震中以安全停堆地震SSE为唯一的设防基准，SSE地震通常为核电厂区可能遭遇的最大潜在地震震动，是确保核电厂抗震Ⅰ类结构、系统和部件的完整性和可运行性，防止发生不可接受的放射性泄漏的设计基准地震水平，使得抗震设计更为合理和经济[4]。抗震结构的地基岩土条件是抗震分析的下部边界条件，在中国AP1000选址为浙江三门和山东海阳。两处选址的地基条件均保证了AP1000抗震的安全性。
与其它核电厂设计一样，AP1000考虑的外部洪水主要由以下几类引起：可能最大洪水（PMF）、厂址及其周边区域可能最大降水（PMP）、海啸和地下水。AP1000的文件分析了主要厂房的防洪设计情况和相关措施，其中还特别分析了核岛地面以下部分的防水设计。
显然，AP1000具有良好的抗震和防洪能力，可以抵御自然灾害的破坏。
5.中国核电寿命的安全特征
中国核电站最早在90年代中旬建成，设计寿命为40年，目前还没有到达退役，但已经开始积极的延寿研究。2006年中国设计已经能使我国国产化核电站的设计寿命从40年延长到60年，核燃料换料周期从目前的12个月延长到18个月，机组可利用率将从目前的约75％提高到87％。而中国目前在建的核电站属于第三代核电站，设计寿命为60年。福岛核电站建于上世纪70年代属于第二代核电站，运行年限是30年，到今已运行四十年并远远超过了运行年限。运行数据多次被篡改，在出现多次设备老化的情况下，出于经济驱动，仍被批准延寿到2013年，这种做法是酿成福岛核电事故的一个重要原因。
（四）中国核电文化安全特征
在正常运行的情况下，核电厂对环境和公众的辐射影响微乎其微。尽管目前的核电厂具有很高的安全水平，但仍不能完全排除发生严重事故的可能性。一旦发生严重事故，从核电厂释放出来的放射性物质可能对环境和公众的健康与安全造成重大的后果。为预防事故的发生和缓解事故的后果，必须在核电厂的设计、建造、运行和核安全监管等方面贯彻“安全第一”的原则。要大力加强核安全文化的建设，全面提高核安全相关人员的核安全文化素养。这是世界核能发展所取得的宝贵经验，也是保证中国核能顺利发展，并实现保护环境、保护公众的目标的根本所在。
日本福岛核电站事故虽是天灾，但人祸的因素也无法回避。今年年初，日本原子能安全保安院先前要求东电自查，确认是否已充分检查核电站设施。东电2月28日向原子能安全保安院递交报告，承认没有检查核电站6个机组的33个部件。东电在报告中承认，一个配电装置11年来从未接受检查。这一装置的作用是向一座反应堆的温控系统分配电流。另外，冷却泵电机、柴油发电机和其他一些冷却系统部件没有做定期检查，伪造记录并上报。三次核电事故都沉痛地告诉人类，无论多么先进的核电技术，人类犯了错误，就会酿成更大灾难。前两次核电事故后，国际原子能机构要求必须建立可检查的安全文化，这是确保核电安全性的必须的要求。核安全文化建设是核电站安全运行的重要保障。
中国核电对核安全文化的建设一直都十分重视，也在不断强化监督和人员素质培训。加强核电安全文化建设，最有效的方法是从管理制度入手，建立一整套符合核安全文化要求的管理制度，并制定实践中可以有效运行的核安全文化考核体系。在国际原子能机构对安全文化的定量评估规定的基础上，中国核电站也都形成了具有自己特色的核电安全文化。例如：大亚湾核电站结合实际情况，形成大亚湾特色的核安全文化。坚持“四个凡事”进行项目管理体系的建设和运行，做到“凡事有章可循、凡事有人负责、凡事有人监督、凡事有据可查”，坚持“预防问题、正常工作、一次做好、精益求精”为质量管理工作的基本原则，形成了特有的“蓝色透明”核安全文化。要求人员养成“质疑探索的态度、严谨求实的作风、沟通交流的习惯”，并始终贯彻“人人都是一道安全屏障”的安全理念。又如：国家核电技术有限公司同样重视核安全文化的建设。从2007年公司建立之初，就提出了“以核为先、以合为贵、以和为本”的“三和”文化理念。2010年3月，国家核电技术公司隆重举行三和文化理念系统发布会暨三和文化落地工程启动会。标志着国家核电成立近三年来，完成了包括理念识别系统、视觉识别系统和行为识别系统在内的三和文化框架体系，为助推三代核电自主化发展增添精神“核动力”。
二、中国核电发展存在的问题及进步
（一）现有核电技术标准存在的问题
我国现行核电设计技术标准由于技术来源的多样性使得标准的体系、门类较多。如大亚湾核电执行的法国RCC标准；AP1000必须符合美国ASME标准。核电建设前期工作的规程规范多为试行，且年代较远，已不能完全适应现阶段建设项目管理和项目可行性研究的要求。专门用于核电工程设计阶段的标准和规范，核岛、常规岛各自成体系，其中核电常规岛及BOP的设计主要参照火力发电厂相关设计标准和规范。现行标准与新版核安全法规不完全衔接，也存在与核电技术发展不同步的问题。与当前引进AP1000的消化、吸收和再创新及建设一批二代改进核电机组的新形势需要相比，我国核电标准还存在很大的差距，今后核电标准的发展和完善任务十分繁重。
2007年2月，中国核电标准建设领导小组正式成立。在此之后，该领导小组相继审定和初步完善了《核电标准建设工作规则》和《压水堆核电标准建设“十一五”规划》等。2010年6月11日，为进一步加强我国核电标准建设，充分发挥专家在核电专业领域标准化工作的作用，根据《中华人民共和国标准化法》和《能源领域行业标准化技术委员会管理实施细则（试行）》的相关规定，国家能源局成立核电行业标准化技术委员会。由此，以保障核电安全为目的的核电标准建设已经驶入快车道，对未来中国核电的安全发展具有积极推动作用。
（二）现有核电技术存在的问题
现有中国压水堆基本上都是在上个世纪建成，当时的核电标准还没有现在严格。对核电严重事故的发生虽有所重视，但限于当时核知识、技术水平，采取的措施还不先进，比如并没有强制安装氢气复合器或点火器，防止氢燃氢爆的能力不高。虽然发生堆芯熔化的概率只有万分之一，但要求比现在的AP1000大100倍。对防洪、防火和防震的技术还需要结合当地实际，强化安全措施，注重防止大灾发生的问题。
AP1000的主泵是屏蔽泵，加工精度高，配件是非商品级的，国产化难度大[5]。2009年11月国家核安全局了解到AP1000主泵测试在500小时结束之前已经失败。于是，中国敦促美国方面针对AP1000反应堆冷却剂泵作出修改。经过努力，在美国当地时间2010年5月17日，AP1000主泵测试试验最终在美国科蒂斯怀特公司（EMD）主泵制造厂取得成功。显然，如果设备设计方面存在问题，必须进行相应的设备修改，将会对工程的进度造成延误，给工程的顺利建设带来潜在的风险。AP1000主管道是锻件，是我国AP1000自主化依托项目中唯一没有引进国外技术的核岛关键设备，在我国尚无经验可谈[5]。直到2010年年末，海阳核电站2号机组主管道用超低碳控氮奥氏体不锈钢电渣锭成功冶炼出炉，标志着我国AP1000主管道可以大批量地进行生产。此前国内尚无一家企业能够独立生产出该材质的电渣钢锭，是三代核电国产化过程中的卡脖子工程。一些关键核级阀门等不属转让范围，如AP1000的爆破阀，国内制造供货的经验少，即使第五套后也还需要进口[5]。
关于AP1000采用的“压力容器内滞留”（IVR）技术，有专家指出[6]，爱达荷国家工程和环境实验室（INEEL）的J.H.Scobel计算的烧毁比（临界热通量与最大热通量之比）为1.1。但反应堆热工设计计算规定最小烧毁比不得低于1.3。法国AREVA公司更撰文指出：围绕IVR设想在最大热通量和临界热通量之间只有很小的裕量，涉及反应堆压力容器失效的危险，有严重的燃料冷却剂相互作用（FCI）引起早期安全壳破损的可能性。
上述例子说明，核电在发展，技术也在不断改进，但依旧是在前进过程之中。问题客观存在，因此，只有不断提高技术水平，解决问题，核电的安全发展才真正有可靠基础保障。
（三）现有核安全文化存在的问题
核电安全文化不同的中国公司有不同的特点，但随着核电发展速度的增快，越来越多的单位参与核电建设，如何使安全文化贯彻在核电建设和运行的始终，是一个急需解决的大问题。核电站的数量的增长、人的增长与安全文化的提高存在一个较大的差距。在花大资金引进技术的同时，必须花大的精力和时间来建设好具有中国特色的安全文化。
中国核安全文化的建设关键在落实，关键是层层落实和人人落实，重在行动。2009年海阳核电一施工现场发生钢筋架倒排事故，5名施工人员死亡。经过调查，发现是最后承包的施工单位缺乏资质。没有合格的基本资质，更谈不上具有相应的安全文化素质了。由此，我们也进一步想到，这种施工队为何能承担核电工程，其中管理者的责任及其对安全文化的素质，也必定存在一定问题。如果此时不从源头和现在狠抓，一旦核电运行，对未来和子孙后代带来的不利影响则难以估量。类似的例子还有，2009年，中核清原公司擅自把核废料的运输路线由霍连高速改为沪陕高速，并更换了运输车辆，受到国家核安全局的严厉批评。此事件说明了运输人员的安全意识淡漠，核安全文化也很不到位。从小看大，千里长堤溃于蚁穴，中国的核电刚刚起步，一定要从严监督，严肃安全文化建设，中国的核电发展才能长治久安。
三、结论
中国在运行和在建的核电站均以压水堆为主，由于设计和运行操作上的不同，中国的压水堆安全性能都明显优于日本福岛沸水堆。日本福岛核电站是老旧的、濒临退役的、安全理念不够完善的核电站，目前世界上商业主流运营的、带有安全壳的核电站已解决了最基本的安全性问题。因此，福岛核电事故不会对中国核电发展产生负面影响，反而会促进中国核电发展，尤其会投入更多的财力和人力去研究核电安全技术，不断去改进和完善核电技术。
1.中国核电正向更先进的第三代技术过渡，安全性正在得到不断的提高，但同时也注意人的因素的落实，注重社会心理影响，强化可督查安全文化建设。
2.核电厂的安全性是不能过分依赖外部电源和单纯运行人员的判断的，要检查核安全的多样性原则，注意创建和完善能动与非能动先进技术的有机结合的安全技术。
3.中国核电在进行已有二代核电延寿的同时，要强化安全第一的原则，安全是比延寿和经济性更重要的事项，该退役核电就坚决退役。
4.中国核电技术在引进的同时，一定要亲自验证符合国情、具有自主知识产权的先进技术。
中国核电的安全发展，关键还是三点：严格有效地执行完善的核电技术标准；积极发展先进的核电安全技术；努力建设中国特色的安全文化。三点相辅相成，中国的核电就能在安全中快速发展，能在快速发展中安全腾飞。
收稿日期：2011-03-20
标签：核电厂论文; 核安全论文; 压水堆论文; 压水堆核电站论文; 中国核电站论文; 核工程与核技术论文; 安全文化论文; 新能源论文; 抗震论文; 原子能论文; AP1000论文;