发信人: Nweapon(革命), 信区: NSSE
标 题: 福岛事故后按第IV代安全目标发展大型先进压水堆
发信站: 饮水思源 (2014年04月20日00:18:05 星期天)
在福岛事故中，虽然放射性物质的暴露没有立即造成人员的死亡，但是由于大规模放射性
物质的释放所导致的灾难性环境后果，严重的社会危机，社会经济的破坏以及大量的撤离
者，至少有几十年才能恢复。在福岛事故三周年后，我们有必要对我国核电做进一步的思
考，并对大型先进压水堆的发展进行探讨。
1 福岛核事故对大型先进压水堆的启示
福岛事故中超设计基准地震没有引起安全系统的重要损害，但是随后的海啸导致了应急电
源失效，无外电源的时间超过了10天，福岛核电站设计有非能动的冷却系统对堆芯进行冷
却，其中的2号机组甚至非能动地冷却了3天，但是由于缺乏最终热阱，3台机组的堆芯冷却
相继失效，导致无法正常导出堆芯衰变热，衰变热积聚导致堆芯熔化，产生大量氢气，最
后致使安全壳失效，大规模放射性物质外泄。福岛事故的原因是多方面的，不仅包括设计
缺陷、设备失效和人因因素，还有对极端自然灾害估计不足的原因，比如福岛曾将海啸的
设计基准由3.1m提高到了5.7m，而实际海啸达到了15m；应急柴油机、DC电池组的位置过低
，没有可靠的防水淹设计；缺乏严重事故管理，核安全文化有待提高；道路损坏、余震、
后续海啸和早期的放射性释放导致外部救援难以开展等。但是最重要的原因还是由于全厂
断电（SBO）时间远超预期，外部救援无法及时到达，堆芯和乏燃料不能有效冷却。
根据IAEA最新的工况划分，大型先进压水堆的正常运行、预期运行瞬态和设计基准事故
工况的研究目前比较充分，对于扩展设计基准事故相对薄弱一些。在扩展设计基准事故中
，主要分为两个阶段，第一阶段是预防严重事故的发生，设计上要提高核电站应对地震和
海啸的能力，发生事故后要能够充分冷却堆芯和乏燃料。第二阶段要侧重于缓解事故，要
防止氢气爆炸，熔融物滞留，及时对安全壳过滤排放，以及处理出现的紧急情况。预防是
为了阻止堆芯融化，缓解是为了包容放射性。要预防严重事故的发生，就要实现在厂外救
援无法及时到达的情况下有效冷却堆芯和乏燃料，根据福岛事故，目前的大型先进压水堆
需要在这方面进一步加强研究。
自从美国三哩岛后，概率安全分析（PSA）已经广泛应用于核电设计中，但是目前社会上对
核电概率安全分析（PSA）认识还存在误区，认为分析得出的堆熔和释放概率越低说明核电
厂越安全，其实这是片面和不正确的。因为目前的PSA分析的任务时间只有24小时，前24小
时的安全并不能说明最终的安全情况。实际上PSA是系统工程的分析方法，用于对设计的分
析和优化。AP1000之所以选择了非能动安全而没有选择“非能动+能动”安全也是基于PSA
系统分析的结果，主要原因是因为非能动方式尽量避免了人因失误和设备故障。
在AP1000中，安全系统充分利用了自然循环、密度差、压缩空气、爆破阀等自然物理现
象和设备，通过PSA分析计算得出大量放射性物质释放的概率为5.94×10-8，比第II代核电
厂的5.3×10-6要低两个数量级，但是这并不能说明AP1000的安全性一定就比第II代核电厂
高，这主要是因为目前的非能动技术只能维持72小时的非能动安全，72小时后仍需要人为
的救援，在72小时之后的长期冷却阶段，非能动安全优势消失，大量放射性物质释放的概
率与第II代核电厂持平，安全性的优势仅保持了3天时间。
在福岛事故发生后，日本原子能协会从12个方面总结了事故教训，思考了对策并提出了建
议。这些教训和建议对世界范围内核电厂（包括非能动核电厂）的安全性提高都有着非常
重要的意义。在其中的第4条丧失全部冷却剂的教训中，明确的提出了考虑非能动的自然循
环冷却方式，在任何场合下都可排出堆芯余热。第7条乏燃料储存池冷却技术中，提出了建
立乏燃料池的自然循环冷却系统，即使丧失电源，也可导出衰变热。第9条安全法规和安全
设计的教训指出，对于外部事件，安全设计的考虑方法不充分。这些宝贵的教训和建议对
于我们提升现有的核电技术有着重要的指导意义。
2 按第IV代核能安全目标发展大型先进压水堆
为了满足二十一世纪的经济、环境和社会需求，一些国家共同提出了第IV代核能系统目标
，并且建立了框架结构，明确了第IV代核能研发方向，第IV代核能系统在四个方面定义了
8个目标：可持续性、经济性、安全性以及防扩散和实物保护能力。表1给出了下一代核能
系统的发展目标。
要达到第IV代核能的全部目标，需要做到核燃料的增殖，现在的压水堆是做不到的，但是
对于第IV代核能的安全目标，目前的压水堆是可以做到的，这也是目前大型先进压水堆的
发展方向，即尽量做到不需要厂外应急的固有安全，这可以通过长期非能动安全来实现。
事故后的厂外应急不能保证核电的绝对安全，福岛事故也证明了这一点，即使在福岛事故
发生后，在厂外应急阶段，由于设备问题和人因问题，福岛核电厂仍发生了数次故障导致
了放射性物质的再次外泄。
福岛事故说明了核电厂全厂断电（SBO）时间大大超过预期的可能性是存在的，而厂外
的有效救援不一定会及时到达，即使到达也不一定会有效，要保证反应堆的安全，实现堆
芯和乏燃料水池的长期非能动冷却是一种很好的选择。目前第III代的安全目标，对大型压
水堆的安全只侧重于72小时之内，概率安全分析也只分析24小时，但是核电的长期安全同
样也需要关注，更需要加强。大型先进压水堆的发展要做到无需厂外救援也可以保证核电
安全。要实现这个目的，需要为核电厂的堆芯和乏燃料提供最终的空气热阱，实现长期非
能动安全，以大大降低核电厂对厂外应急的要求。
目前AP1000仅靠72小时的非能动冷却无法满足下一代的安全目标，根据福岛事故的教训
和下一代核能系统的安全目标，如果AP1000在设计上具有长期非能动冷却的能力，将更能
覆盖福岛类超设计基准事故，对提升安全理念也有着十分重要的作用。
大型先进压水堆核电站如果实现不需要厂外应急的第IV代安全目标，就需要使用空气做
为最终热阱，在目前的第III代核电站中，AP1000由于具有较大的钢制安全壳，本身就有很
大的空气热阱，只要通过重新匹配堆芯功率、安全壳、屏蔽厂房，改进非能动安全壳冷却
系统设计，使安全壳冷却水蒸发完后，空气可以带走堆芯热量，就可以实现长期非能动冷
却。AP1000的长期非能动安全性更易于实现，这也间接证明了当初中国引进AP1000的正确
性。对于预应力混凝土安全壳和乏燃料水池可以考虑新型非能动安全系统，增加空气热阱
。使核电厂实现不需要厂外应急的第IV代安全要求，使大量放射性物质释放的概率一直维
持在很低的水平，这也是非能动安全内涵的一种发展与体现。
目前国内核电安全研究的发展还不是很好，还处于头痛医头，脚痛医脚的阶段，只以满
足安全局要求，过关为标准，从未想过主动提高安全性，有工程创新而缺少理念创新，有
功率提升而缺少实质性安全进步；另一方面核安全局也缺乏核电安全发展的高标准规划和
要求。第IV代核电的目标包括可持续性，经济性，安全性，防扩散等几个方面。其中的安
全性目标也可以用来指导现有核电安全的发展，这个安全目标用目前的技术是可以做到的
。
3 核电理念创新与走出去
纵观历史，核电每一次发生重大事故，都促进了核电安全理念发展，福岛事故也是如此
，安全理念的提升才是真正的福岛改进项，目前加泵、加柴油机，增加标高，还是低层次
的改进；放眼未来，站在历史的高度看今朝，目前的第III代机型也需要持续提升安全性才
能保证自身的竞争力。
AP1000引进之初，我们就定下了消化吸收再创新的目标，那什么才算再创新呢，设计思
想的进步和安全理念的提升才能称得上是再创新。中国选择AP1000是因为大家认同他的非
能动安全理念，认为这是核电的发展方向，西屋公司输出的是理念，这实际上是销售的最
高境界，只有拥有强大的技术能力和创新能力才有实力输出理念；什么时候中国能象西屋
公司一样输出理念而不仅是劳动力，才是一种高层次的走出去。我们需要在AP1000的基础
上提出更先进的理念而不是落后的理念。如果技术理念落后于世界先进水平是很难走出去
的，就算在国内建的再多也没有用。
4 结束语
第III代大型先进压水堆需要继续增强长期安全性，根据福岛事故的经验教训，满足第
IV代核能系统安全目标，在长期阶段也可以实现非能动安全的大型先进压水堆可以更好地
覆盖福岛事故。目前可以将第IV代核能系统的安全目标做为大型先进压水堆的发展方向。
本文作者邮箱: yecheng@snerdi.com.cn
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┃命革┃
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标 题: 福岛事故后按第IV代安全目标发展大型先进压水堆
发信站: 饮水思源 (2014年04月20日00:18:05 星期天)
在福岛事故中，虽然放射性物质的暴露没有立即造成人员的死亡，但是由于大规模放射性
物质的释放所导致的灾难性环境后果，严重的社会危机，社会经济的破坏以及大量的撤离
者，至少有几十年才能恢复。在福岛事故三周年后，我们有必要对我国核电做进一步的思
考，并对大型先进压水堆的发展进行探讨。
1 福岛核事故对大型先进压水堆的启示
福岛事故中超设计基准地震没有引起安全系统的重要损害，但是随后的海啸导致了应急电
源失效，无外电源的时间超过了10天，福岛核电站设计有非能动的冷却系统对堆芯进行冷
却，其中的2号机组甚至非能动地冷却了3天，但是由于缺乏最终热阱，3台机组的堆芯冷却
相继失效，导致无法正常导出堆芯衰变热，衰变热积聚导致堆芯熔化，产生大量氢气，最
后致使安全壳失效，大规模放射性物质外泄。福岛事故的原因是多方面的，不仅包括设计
缺陷、设备失效和人因因素，还有对极端自然灾害估计不足的原因，比如福岛曾将海啸的
设计基准由3.1m提高到了5.7m，而实际海啸达到了15m；应急柴油机、DC电池组的位置过低
，没有可靠的防水淹设计；缺乏严重事故管理，核安全文化有待提高；道路损坏、余震、
后续海啸和早期的放射性释放导致外部救援难以开展等。但是最重要的原因还是由于全厂
断电（SBO）时间远超预期，外部救援无法及时到达，堆芯和乏燃料不能有效冷却。
根据IAEA最新的工况划分，大型先进压水堆的正常运行、预期运行瞬态和设计基准事故
工况的研究目前比较充分，对于扩展设计基准事故相对薄弱一些。在扩展设计基准事故中
，主要分为两个阶段，第一阶段是预防严重事故的发生，设计上要提高核电站应对地震和
海啸的能力，发生事故后要能够充分冷却堆芯和乏燃料。第二阶段要侧重于缓解事故，要
防止氢气爆炸，熔融物滞留，及时对安全壳过滤排放，以及处理出现的紧急情况。预防是
为了阻止堆芯融化，缓解是为了包容放射性。要预防严重事故的发生，就要实现在厂外救
援无法及时到达的情况下有效冷却堆芯和乏燃料，根据福岛事故，目前的大型先进压水堆
需要在这方面进一步加强研究。
自从美国三哩岛后，概率安全分析（PSA）已经广泛应用于核电设计中，但是目前社会上对
核电概率安全分析（PSA）认识还存在误区，认为分析得出的堆熔和释放概率越低说明核电
厂越安全，其实这是片面和不正确的。因为目前的PSA分析的任务时间只有24小时，前24小
时的安全并不能说明最终的安全情况。实际上PSA是系统工程的分析方法，用于对设计的分
析和优化。AP1000之所以选择了非能动安全而没有选择“非能动+能动”安全也是基于PSA
系统分析的结果，主要原因是因为非能动方式尽量避免了人因失误和设备故障。
在AP1000中，安全系统充分利用了自然循环、密度差、压缩空气、爆破阀等自然物理现
象和设备，通过PSA分析计算得出大量放射性物质释放的概率为5.94×10-8，比第II代核电
厂的5.3×10-6要低两个数量级，但是这并不能说明AP1000的安全性一定就比第II代核电厂
高，这主要是因为目前的非能动技术只能维持72小时的非能动安全，72小时后仍需要人为
的救援，在72小时之后的长期冷却阶段，非能动安全优势消失，大量放射性物质释放的概
率与第II代核电厂持平，安全性的优势仅保持了3天时间。
在福岛事故发生后，日本原子能协会从12个方面总结了事故教训，思考了对策并提出了建
议。这些教训和建议对世界范围内核电厂（包括非能动核电厂）的安全性提高都有着非常
重要的意义。在其中的第4条丧失全部冷却剂的教训中，明确的提出了考虑非能动的自然循
环冷却方式，在任何场合下都可排出堆芯余热。第7条乏燃料储存池冷却技术中，提出了建
立乏燃料池的自然循环冷却系统，即使丧失电源，也可导出衰变热。第9条安全法规和安全
设计的教训指出，对于外部事件，安全设计的考虑方法不充分。这些宝贵的教训和建议对
于我们提升现有的核电技术有着重要的指导意义。
2 按第IV代核能安全目标发展大型先进压水堆
为了满足二十一世纪的经济、环境和社会需求，一些国家共同提出了第IV代核能系统目标
，并且建立了框架结构，明确了第IV代核能研发方向，第IV代核能系统在四个方面定义了
8个目标：可持续性、经济性、安全性以及防扩散和实物保护能力。表1给出了下一代核能
系统的发展目标。
要达到第IV代核能的全部目标，需要做到核燃料的增殖，现在的压水堆是做不到的，但是
对于第IV代核能的安全目标，目前的压水堆是可以做到的，这也是目前大型先进压水堆的
发展方向，即尽量做到不需要厂外应急的固有安全，这可以通过长期非能动安全来实现。
事故后的厂外应急不能保证核电的绝对安全，福岛事故也证明了这一点，即使在福岛事故
发生后，在厂外应急阶段，由于设备问题和人因问题，福岛核电厂仍发生了数次故障导致
了放射性物质的再次外泄。
福岛事故说明了核电厂全厂断电（SBO）时间大大超过预期的可能性是存在的，而厂外
的有效救援不一定会及时到达，即使到达也不一定会有效，要保证反应堆的安全，实现堆
芯和乏燃料水池的长期非能动冷却是一种很好的选择。目前第III代的安全目标，对大型压
水堆的安全只侧重于72小时之内，概率安全分析也只分析24小时，但是核电的长期安全同
样也需要关注，更需要加强。大型先进压水堆的发展要做到无需厂外救援也可以保证核电
安全。要实现这个目的，需要为核电厂的堆芯和乏燃料提供最终的空气热阱，实现长期非
能动安全，以大大降低核电厂对厂外应急的要求。
目前AP1000仅靠72小时的非能动冷却无法满足下一代的安全目标，根据福岛事故的教训
和下一代核能系统的安全目标，如果AP1000在设计上具有长期非能动冷却的能力，将更能
覆盖福岛类超设计基准事故，对提升安全理念也有着十分重要的作用。
大型先进压水堆核电站如果实现不需要厂外应急的第IV代安全目标，就需要使用空气做
为最终热阱，在目前的第III代核电站中，AP1000由于具有较大的钢制安全壳，本身就有很
大的空气热阱，只要通过重新匹配堆芯功率、安全壳、屏蔽厂房，改进非能动安全壳冷却
系统设计，使安全壳冷却水蒸发完后，空气可以带走堆芯热量，就可以实现长期非能动冷
却。AP1000的长期非能动安全性更易于实现，这也间接证明了当初中国引进AP1000的正确
性。对于预应力混凝土安全壳和乏燃料水池可以考虑新型非能动安全系统，增加空气热阱
。使核电厂实现不需要厂外应急的第IV代安全要求，使大量放射性物质释放的概率一直维
持在很低的水平，这也是非能动安全内涵的一种发展与体现。
目前国内核电安全研究的发展还不是很好，还处于头痛医头，脚痛医脚的阶段，只以满
足安全局要求，过关为标准，从未想过主动提高安全性，有工程创新而缺少理念创新，有
功率提升而缺少实质性安全进步；另一方面核安全局也缺乏核电安全发展的高标准规划和
要求。第IV代核电的目标包括可持续性，经济性，安全性，防扩散等几个方面。其中的安
全性目标也可以用来指导现有核电安全的发展，这个安全目标用目前的技术是可以做到的
。
3 核电理念创新与走出去
纵观历史，核电每一次发生重大事故，都促进了核电安全理念发展，福岛事故也是如此
，安全理念的提升才是真正的福岛改进项，目前加泵、加柴油机，增加标高，还是低层次
的改进；放眼未来，站在历史的高度看今朝，目前的第III代机型也需要持续提升安全性才
能保证自身的竞争力。
AP1000引进之初，我们就定下了消化吸收再创新的目标，那什么才算再创新呢，设计思
想的进步和安全理念的提升才能称得上是再创新。中国选择AP1000是因为大家认同他的非
能动安全理念，认为这是核电的发展方向，西屋公司输出的是理念，这实际上是销售的最
高境界，只有拥有强大的技术能力和创新能力才有实力输出理念；什么时候中国能象西屋
公司一样输出理念而不仅是劳动力，才是一种高层次的走出去。我们需要在AP1000的基础
上提出更先进的理念而不是落后的理念。如果技术理念落后于世界先进水平是很难走出去
的，就算在国内建的再多也没有用。
4 结束语
第III代大型先进压水堆需要继续增强长期安全性，根据福岛事故的经验教训，满足第
IV代核能系统安全目标，在长期阶段也可以实现非能动安全的大型先进压水堆可以更好地
覆盖福岛事故。目前可以将第IV代核能系统的安全目标做为大型先进压水堆的发展方向。
本文作者邮箱: yecheng@snerdi.com.cn
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