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伟德官方网站:努力建设好现一代核电站积极研发下一代核电技术

时间: 2016-06-24 来源: 作者:

1. 努力建设好现有一代的核电站

正当我国为解决能源保障与迫在眉睫的环保问题而开始大力发展核电的重要年代，于2011年3月11日发生日本福岛核电的严重事故给我国的核电发展带来重创，为从新审视核安全，关停了大部分新建和待建核电项目。幸好经过几年的艰苦努力终于在2015年又重新迎来了核电发展的新开端。

回想四年多以前当发生福岛核电事故时，现代媒体大量直观的信息给人们的视觉造成了震撼性的巨大冲击，连续发生的氢爆画面，大量的放射性污水流入海洋等等，立即激起了普遍的恐核反核意识，暂时淡忘了社会发展所面临的能源保障与迫在眉睫的环保问题。在当时的形势下，讲弃核的理由俯拾皆是，而坚持核能发展的论点却寸步难行。

近五年的时间过去了，一切正常的社会生活都在继续，于是冷静的分析思维又逐渐回归，因为毕竟生存的第一要务是发展，对我们这样的发展中国家更是如此。在各种人类社会活动中，包括能源的生产与利用，都不可避免地包含一定的风险。在我国的能源消费结构中至今仍是以煤为主，在煤炭的生产过程中，近十年以来全国煤矿直接工伤死亡达四万多人，就连安全记录最好的2014年死亡事故也超过一**，同时还造成大量的尘肺病患者，经过几年痛苦的生活后提前结束一生。目前我国已成为世界工厂和第一能源消费大国，全世界煤炭总产量的一半都是在我国经济比较发达和人口相对密集的有限地区内直接燃烧的，由此而造成极端气候条件越来越频发、跨省大面积的持续雾霾天气、在各种癌症死亡病例中近年来肺癌已跃居首位等等，所有这些紧急事态都在明确呼吁及早根本改善我国的能源结构，用大规模清洁能源取代煤炭及其他化石燃料。

如果能够冷静而实事求是地仔细观察核能的整体发展过程就不难发现，核电五、六十年的发展历史已充分证明了它是可以大规模利用的清洁、经济的可靠能源，即使把三次严重核电事故都考虑在内，这一结论也不会改变：

1973年发生的美国三里岛二号堆核电站堆芯部分融化，是世界上第一次发生的严重核电事故，虽然立刻造成了世界性的轰动，但实际上它未对环境造成任何实质性的放射性影响，也没有人员受到过量的放射性伤害；

2011年3月11日史无前例的东日本大地震及海啸，致使东电福岛第一核电站因堆芯烧毁发生数次氢爆和气体放射性裂变产物及废水的大量泄漏，但要仔细分析事故的全过程就会发现，虽然那次实际的地震强度比早期沸水堆抗震设计基准要求大两三倍，但日本54座核电站中当时正处于运行状态的反应堆无一例外地都完成了自动停堆过程，立刻使反应堆转入了安全状态，绝好地证明了包括最老的沸水堆在内的各种反应堆核电站都具有足够的抗震能力。约一小时后十几米浪高的海啸来袭，除福岛第一核电站外的其他反应堆也都未导致被破坏，就连福岛第一核电站的1#、2#、3#和4#反应堆也是在海啸袭击十八小时后，当蓄电池电源能量耗尽时反应堆才开始恶化和失控的。2012年日本政府组织了十三名权威专家对此次核灾难性事故进行了彻底调查，结果得出明确结论，即3.11地震与海啸是天灾，而东电福岛第一核电站的严重事故的发生则纯属人祸，东电公司在其第一核电站的设计与建造过程中多方降低技术要求，出于节省考虑，过分降低了厂址地面标高；放弃了对紧急备用柴油发电机厂房的保护与防水要求；把蓄电池组可靠电源的容量由常见的72小时减为实际上只有18小时；此外，在多年的运行过程中曾屡次发现安全隐患但一直瞒报不改，所以在紧急事故条件下安全冷却系统和安全注水阀门都打不开；事故发生后为了避免引起法律诉讼与赔偿责任而未能及时采取有效救援的大动作，因而失去了最后的挽救机会。上述这五个失误都完全是人为因素，而且哪怕其中有任何一个能够躲避，都有可能免于这场核灾难的发生，所以东电这种企业利益至上的文化行为才是造成这场严重事故的决定性因素，并把本来可以证明核电站能够抵抗地震与海啸袭击的宝贵机遇变成了对环境造成严重污染的核灾难和对公众心理造成震撼性的巨大冲击。尽管如此，在整个事故过程中并没有人员受到过度的辐射伤害，在核电站周围被撤离的居民中出现其死亡率高于其他正常生活人群，主要是由于紧急撤离使生活条件突然发生剧烈变化而产生极度悲观失望情绪所造成的。

唯一直接造成人员辐射伤亡的是发生于1986年的切尔诺贝利严重核电事故，这是于前苏联解体过程中的政治动乱年代发生在特殊类型反应堆上的一起核电灾难，说特殊类型反应堆主要是因为它是在全世界所有反应堆中唯一在低负荷下具有正反应性温度系数的反应堆。在投产后不久的一次计划停堆过程中，为了验证低功率下可以提高发电效率继续提供厂用电的能力，在靠近正反应性温度系数的高危区间坚持连续运行超过了一整天，其间又出现了碘坑恢复后反应性自动增长等复杂的物理现象，不可理解的是进行这种试验居然没有物理工程师在现场配合监护，而只是由一个资深的电气工程师主导全部试验工作，为了顽固地把试验进行到底，竟一道一道地关闭了所有的控制保护线路，直至最后六道自动停堆保护系统也全被拆除，于是真正把这座反应堆变成了以前西方国家对其戏称的“运行的炸弹”，至此这场灾难性的严重事故已绝对不可避免。不管在技术层面如何难以理解，但它毕竟发生了。

然而，即使把切尔诺贝利事故造成的人员伤亡事例考虑在内，综合评价各个能源分支系统，各种社会调查都表明，“非核能源”的实际风险仍然成百上千倍地高于核电，证明了发展核电是破解迫在眉睫的环保与气候变化难题的有力措施，因而无论出于什么原因而延误核电的发展，或在发生核电严重事故后采取过于谨慎的限制措施，都会给社会发展和人们的健康带来附加的负面影响，因而从整体社会发展需要来衡量，核电发展是不应停顿的。

我国已确定了以压水堆为主的核电发展方针，目前的主力堆型AP-1000、CAP-1400以及华龙一号等都是按照最严格的国际核安全标准进行设计的，我国压水堆核电站平均负荷因数已达90%，其可靠性也已超过了超临界和超超临界压力的常规火电，多年来一直保持着良好的安全记录，在每座核电厂周围及临近大城市都进行了严格的放射性剂量监测，未发现环境本底放射性有明显变化，设备制造也已达到了每年装备八座左右百万千瓦级压水堆核电站的能力。一切发展条件齐备，如能按国家计划在保障安全的前提下加快发展核电，那么中国核电一定能够在国家能源保障及根本改善能源结构方面做出越来越多的实际贡献。

2.积极研发下一代核电技术

半个世纪以来我国的核电事业发展取得了举世瞩目的巨大进步与成就，由最初以技术引进为主所形成的“万国博览会”局面，发展成今日的“三足鼎立”，具备了第三代压水堆核电站全面自主的发展能力。我国的核电站运行一直保持着良好的安全记录，并已为国家能源保障及根本改善能源结构开始做出了实际贡献，为今后的核电事业发展打下了坚实的基础。

在今后的核能事业发展过程中，如再能从“三足鼎立”转为国家级的“一个拳头”，则更有利于加速发展国内核电并增强我国核电在国际市场上的竞争能力。完成这一重要的转化是完全可能的，原因在于：

第一，我国核电三大巨头都是国企，同在党中央与国务院的统一领导之下，能够充分发挥具有中国特色社会主义政治体制的优越性，万众一心步调一致，集中精力高效办成大事业；

第二，三大巨头各自都有自己明显的强项，但同时也难免相对的弱项，与其千方百计弥补各个弱项而求全，不如集中精力继续发展自己的强项，以期使其达到国际上的最高水平。

目前普遍提及的第三代压水堆核电站在其安全冷却系统设计理念上实际包含两个不同的分支，一个是以我国华龙一号、俄罗斯的AES-2006和欧洲的EPR等等为代表的按渐进式发展理念设计出来的压水堆核电站，其安全冷却系统以能动方式运行为主，辅以非能动运行的系统做为备用。另一个是以美国的AP1000和我国的***、CAP1700为代表的按改进型发展理念设计出来的压水堆核电站，其各安全冷却系统的运行都采取了非能动的运行方式，排除了在运行过程中起作用的具有失误概率的因素，因而将严重事故风险概率比纯能动运行方式又降低了两个数量级。

在改进型设计理念中采用的是“能动启动＋非能动运行”的方式，所谓能动启动就是指当发生事故时，要由自动控制系统发出安全信号用以打开特定的能动阀门，以便启动相应的安全冷却系统。在能动启动方式中必然包含一定的失误概率，因而采用这种实质上只是部分非能动的原则，其结果只能降低严重事故的发生概率，而不能完全排除严重事故风险。在3.11福岛核电事故过程中，其1#堆上的非能动堆芯余热安全冷却系统和2#、3#堆上的非能动安全注水系统都因在事故条件下未能成功打开启动阀门，而失去了最后挽救核电站免于发生严重事故的宝贵机会。这一严酷事实也在提醒必须把压水堆安全冷却系统的这种部分非能动原则尽快提升为完全非能动原则，以便从安全冷却系统中排除所有明显带有失误概率的因素，而只依靠无失误概率的自然因素的作用来完成其全部安全功能。

“能动启动”是第三代压水堆核电站上述两种不同设计理念中共同存在的缺陷，但解决这一问题技术难度并不大，因为当发生各种事故时，反应堆系统内的温度场和压力分布都会突然发生剧烈变化，由此而形成的自然力作用范围广且力度大，其中有些无需经过信号转换或放大，直接即可用以改变某种特定阀门的开关状态，以自然启动相应的安全冷却系统。只是这一问题一直未被引起关注，而把事故工况下出现的这些自然力都看做是破坏性因素，因而只加以防范而未考虑积极利用。在“发展无严重事故风险核电站的曙光”（见2013年6月“和科学与工程”期刊）一文中给出了用自然力启动的压水堆核电站完全非能动安全冷却系统的具体设计方案，希望它仅仅是个开端，因为用自然力启动这个概念被认可后，定会陆续不断的推出各种新方案，完成压水堆核电站安全冷却系统设计的完全非能动化，实际上排除严重事故风险，免除为核电站周围居民制定紧急疏散撤离计划的必要性，这将为开发我国内陆广大核电市场和增强我国核电在国际市场上的竞争能力发挥重大作用。

目前我国的压水堆核电站设计理念与美、俄、法、韩、日等国大致处于同一水平，但如果能率先推出具有完全非能动安全冷却系统的压水堆核电站设计，将可能根本改变这一状况，为我国成为世界级的核强国提供有力的技术支撑。

3.以核安全为中心内容，重新审视第四代反应堆的设计理念

3.11日本福岛核电事故后核电安全受到了更大的关注，各国对现有核电站都进行了安全检查，对第三代压水堆核电站的设计也具体地提出了更高的要求，为核电今后的稳定发展起了推动作用，同样的安全审视也必然会促进第四代反应堆的健康发展。在现有的各种第四代反应堆设计理念中都有一些特殊的安全问题值得关注，例如：

3.1Th熔盐增殖堆【1】

天然钍-232是单一同位素，没有裂变能力，因而以钍为增殖原料的热中子增殖堆必须用高加浓铀-235来启动。无论是以铀-233还是铀-235为核燃料，其放射性裂变产物的份额大体相同，只是极长半衰期的次锕系元素产额差别较大，而运行过核燃料的放射性水平在前一二百年主要是由裂变产物决定的，因而熔盐堆的燃料液体不可能是“清洁”或“低放射性水平”的，这种强放射性燃料液体不仅占据堆芯，同时又以全开放形式充满反应堆一回路的全部空间。燃料融化在固体燃料反应堆中是严重事故后果，但在熔盐堆中却是运行常态，全部气体裂变产物及相当一部分可挥发裂变产物在产生后直接脱离燃料液体，进入一回路空间，所有这些突出特征都为反应堆的安全运行提出了全新的挑战。

熔盐增殖堆必须与其化学后处理系统同步并联运行才能实现核燃料的转化或增殖，而实际上无论是对氟化物熔盐还是对全陶磁型的颗粒元件，至今都没有可用的化学后处理工艺，因而目前熔盐堆还只是处于原理设计研究阶段，谈建堆尚为时过早。在文献【1】“关于熔盐堆的一些理解误区”一文中，对热中子熔盐增殖堆做了更具体的一些描述。

3.2超临界压力水冷堆

这种反应堆设计是立足于压水堆核电站与超临界压力常规火电两种成功经验的结合而产生的新设计概念。常规火电技术的发展经历了中低参数饱和蒸汽、高压过热蒸汽、超临界压力蒸汽循环等几个阶段，在此过程中发电效率逐步有所提升。按照这种设计理念，压水堆核电站的蒸汽参数还仅仅处于火电发展的早期阶段，因而在压水堆核电站取得成功运行经验以后，应该与超临界压力蒸汽循环相结合以进一步提高发电效率。

但核反应堆与火电常规锅炉是物理本质完全不同的两种热源装备。在燃烧化石燃料的常规锅炉中，其燃烧中心温度达1700°C以上，因而其蒸汽参数能够提高到何种水平只取决于使用的耐热钢材。而在核反应堆中，热能来源于堆内由陶瓷和金属组成的燃料元件，从堆安全考虑它必须始终处于完好的固体状态，因而其温度受到很大的限制。另外，水在反应堆中不仅是载热剂，同时又是中子慢化剂，堆芯内水密度的变化直接影响热中子的产生速度及反应性的变化，是影响核反应堆安全至关重要的因素。在超临界压力水冷堆中，在堆芯内水的密度从冷态到堆功率运行状态，以及在各种过渡过程或事故工况下都发生很大的变化，由此而造成的反应性变化对反应堆安全的影响必须给予特殊的高度关注。

驱动的次临界铅冷快堆

开展这种堆型研发的主要目的是消除极长半衰期的放射性元素，以缓解放射性废物永久性存储的负担。因起初担心用过多次锕系元素装载堆芯恐怕影响临界反应堆的稳定运行性能，因而选择了次临界的快中子反应堆，然后依靠大功率粒子加速器驱动高功率散裂靶给出的中子流，共同形成一个临界状态可工作的反应堆。在这一系统中，反应堆的功率水平是与质子束流强度成正比变化的，堆内只有一个散裂靶，质子束流变化对堆芯反应性的影响相当于所有控制棒的整体效应，又因为快中子的寿命短，容易引起堆功率的快速变化，因而必须确保在运行过程中的每一瞬间质子束流的提升速率都严格控制在一定的限度之内，这一点对反应堆的安全至关重要。那种认为ADS铅冷快堆只是一个次临界装置能够保证安全是不符合实际的。

3.4高温气冷堆【2】

高温气冷堆以其确定性的固有安全性能，在各种反应堆中有可能率先获得在城市就近地区进行建造的许可，实现热电联供，为城市地区的能源保障及环境保护做出实际贡献。但目前我国开发的模块式高温气冷堆采用全陶磁型颗粒元件，尚没有可实际应用的化学后处理工艺，对其卸料元件只能采用开式燃料循环，其中的钚要等十万年，而次锕系元素更要等十三万年才能自然衰减到铀矿天然本底放射性水平，恢复自然界的辐射平衡。这种开式燃料循环在近期内必定限制高温堆的发展规模，从长远观点看问题，开式燃料循环更是不可接受的。另外，模块式高温气冷堆的单堆功率过小也影响其经济竞争能力。

为了提高模块式高温气冷堆的综合性能，在文献【3】中提出了“S-CO2气轮机直接循环大功率高温气冷堆核电站”的设计概念，其主要特点是采用中等热工参数超临界压力二氧化碳气轮机直接循环（650°C，8MPa）,以大幅简化核电站系统与提高工程实施的现实性；采用预应力混凝土壳及在堆芯内用石墨块砌成均匀分布的燃料球通道以增加单堆功率和克服随机排列球床堆的一些缺点；用金属包壳陶瓷芯块的球型燃料元件取代全陶磁型颗粒元件，以便能对卸料元件进行化学后处理，并与快中子堆一起组成统一的燃料循环体系，共同满足确定性核安全、无时限的核燃料供应保障、最终放射性废物减量化及保持自然界的辐射平衡、防止核武扩散、经济竞争能力、立足于现有成熟技术等对现代核能体系提出的各项要求，因而可使大功率高温气冷堆在今后较长的时期之内都能发挥积极作用。

3.5钠冷快堆

世界各国的快中子堆研发工作，几乎都是从钠冷快堆起步的，已积累了400多堆年的实际运行经验，但遗憾的是其中以负面为主，各国都在研发工作中遇到了原来没有估计到的困难，除俄罗斯的两个中等规模钠冷快堆外，其他都未能达到长期稳定运行水平而提前关闭。

钠冷快堆的困难主要是由于液态金属钠本身的物理性能和细棒束稠密栅格堆芯结构所造成的：液态金属钠遇空气迅速自燃、遇水发生剧烈放热化学反应伴随生成大量氢气；对于大功率钠冷快堆来说，由于堆芯阻力加大使钠的自然循环能力不足以安全地载出堆芯余热，因而当发生突然停电或堆芯失去强制循环冷却等这些并不十分罕见的初始事件后必然引起堆芯熔毁，而在堆芯融化过程的初期，会有因钠被排挤出堆芯和熔融燃料由边缘向堆芯中心移动这两个正反应性效应引入，使堆芯融化过程中隐藏着巨大的安全风险，这些都是钠冷快堆今后发展难以回避的实际困难。在后福岛时代，对核安全已形成了高度甚至过度敏感的态势，任何具有较大安全风险的堆型都将难以被接受，而且今后核能的发展也的确难以承受再一次严重事故的冲击。

3.6铅冷快堆

最近二十余年的发展经验表明，BREST自然安全铅冷快堆核电站最具发展潜力与现实性，它选择了氮化物燃料元件芯块、液铅载热剂、耐热结构钢、水等组成的材料体系，各自都具有良好的化学稳定性和相互之间的相容性；堆芯内增殖比等于一，无需反应性燃耗储备，所以堆芯反应性的总储备量低于促使功率飞升所必需的数值；反应堆一回路常压高温，采用完全非能动的安全冷却系统；采用无水化学后处理工艺，可在核电站场地内设置卸料元件化学后处理及燃料元件再制系统设备，为实现反应堆的自然安全原则和全面满足为现代核能体系提出的各项要求奠定了坚实的技术基础。在各种有实际运行经验的反应堆中，自然安全铅冷快堆是唯一能够实现这些目标的堆型。但遗憾的是自然安全铅冷快堆项目至今尚未被正式列入我国的研究发展规划，因而适时地对自然安全铅冷快堆给予关注，将有利于尽早建成我国合理的现代核能体系。

【参考文献】

【1】关于熔盐堆的一些理解误区 2015年3月21日

【2】 S-CO2气轮机直接循环大功率高温气冷堆核电站 2015年6月13日

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