张欣：福岛事故未平，法国又炸，中国四代堆安全吗
【文/ 观察者网特约作者 张欣】
不久前，法国弗拉芒维尔核电站发生爆炸，法国官方称，目前没有核泄漏风险，已经排除人为破坏的可能。据英国《独立报》报道，有5人在爆炸中受伤，多是吸入爆炸烟尘所致。为何法国核电站发生爆炸，却没有像日本福岛核电站那样产生核泄漏的风险呢？
为何法国核电站爆炸没发生日本福岛那样的核泄漏
反应堆停堆后，链式反应虽然停止，但产热不会立即降低到零。在相当长一段时间内，剩余裂变和裂变产物衰变会持续产生剩余功率，停堆后两个小时仍可达额定热功率的1%。这对于百万千瓦核电站来说仍是极其巨大的热量，可能导致堆芯熔化、压力边界和安全壳破损等事故，引起放射性物质大规模释放的严重后果。所以核电站均设置余热排出系统，用以停堆后将余热导出，确保反应堆安全。
余热排出系统分为能动余热排出系统和非能动余热排出系统两大类。二者的区别是能动余热排出系统必须依靠外部电源，而非能动余热排出系统不需要电源。在全厂断电等事故中，正常电源和可靠电源供电同时丧失，常规能动余热排出系统因电源丧失而失去外部驱动力，余热排出功能失效。非能动余热排出系统的作用是在反应堆事故停堆后，不依靠外界驱动力，通过回路工质的自然循环可靠地导出堆芯余热，将反应堆停堆后的余热输送到最终热阱，以防止燃料包壳烧毁和堆芯熔化，确保断电事故下系统的安全。非能动余热排出系统的工作过程只依靠重力、冷热工质的密度差以及回路压差，提高了反应堆的固有安全性。
法国弗拉芒维尔核电站一号反应堆
除少数三代非能动先进轻水堆外，目前大多数水冷堆，在紧急停堆后，如果没有能动降温措施，难以通过被动安全措施充分释放残余的衰变热，美国三里岛核事故就说明了这个问题。从三里岛事故的原因和过程看，其主要教训是能动安全系统需要大量人工操作，而人性不可靠可能因操作失误造成严重后果。
日本福岛核事故发生时，虽然由于地震引发的海啸导致福岛核电站断电(核电专业术语即SBO，“全厂断电”)，而主动降温冷却系统需要电力来驱动，断电直接导致主动降温措施失效，堆芯温度不断上升。而在海啸退去后，如果日本东电及时用海水去冷却反应堆，也能一定程度上取得降温的效果，虽然这种做法会对机组造成永久性损害进而报废，带来较大经济损失。
正是处于经济利益的考量，导致日本东电在核事故处理中犹豫不决，加上福岛核电厂长期缺乏核应急演习，没有准备应急发电装置，反应堆内没有消氢系统，这些管理和设备上的缺陷叠加在一起，让东电失去了避免反应堆堆芯熔毁的机会，最终导致1、2、3、4号机组相继发生氢气爆炸，酿成了堪比切尔诺贝利核事故的7级核事故，根据IAEA的报告，放射性物质总泄漏量已经超过了切尔诺贝利。
法国核电站爆炸之所以没有核泄漏的风险，主要原因在于爆炸发生点远离核反应堆——发生爆炸的是法国弗拉芒维尔核电站的轮机房，该厂房属于常规岛，与反应堆有物理隔绝，仅有间接热力传递，因此这次事故与核安全系统无关，并不会带来核泄漏的风险。
核反应堆的安全性随着技术进步而提升
要说明的是，即便将来发生了类似于日本福岛核电站的情况，目前的第三代反应堆都可以避免发生类似于日本福岛那样的灾难。原因就在于核电技术的进步。
正如在诸多领域，科学技术在实践中不断完善改进，核电技术也是不断发展进步的，从第一代核电反应堆的发电功率仅仅相当于同期火力发电机组的零头，到第二代核反应堆的可以实现商业化发电，都显示出核电技术在不断发展。
第二代核反应堆单一核电机组的发电能力大幅提升达到千兆瓦级，是第一代核电机组的上百倍，是核能发电商用的绝对主力，全球现役核电机组中，绝大多数仍然来自第二代核反应堆。
但第二代核反应堆也存在一定安全缺陷，发生堆芯熔化事故和大量放射性物质释放的概率相对偏高，前苏联切尔诺贝利核电站、日本福岛核电站都采用第二代核反应堆（日本福岛核电站因超设计基准的全厂断电引发严重事故）。
由于美国三里岛核电厂因为一些列的误操作引发堆芯融毁事故，切尔诺贝利核电站因设计缺陷和违规操作引发严重事故的现实，使核电界从实践和理论的角度开始认识到，二代核电反应堆发生堆芯熔化事故和大量放射性物质释放的概率相对偏高，并汲取了第二代反应堆运行经验和事故教训发展出第三代反应堆。
美国三里岛核电站
其实，第三代反应堆更像是个商业概念，主要是在二代反应堆的基础上进一步提高安全性和经济性。从技术上讲，是将二代堆的“超设计基准事故”纳入了安全设计基准事故范围。换言之，第二代反应堆和第三代反应堆设计基于同样的原理，虽然在技术上没有实现飞跃，但也完善了安全性能。因此，现在的核电学术界逐渐用“严重事故”代替“超设计基准事故”，严重事故缓解措施也成了三代堆的最重要特征。
第三代核反应堆做了哪些改进
非能动安全技术是20世纪80年代发展起来的新技术，以经济、简单、可靠见长，应用于第三代核电站，以成为第三代核电反应堆的突出特点之一。
国际非能动核安全，一般按照以下几个方面来衡量：
一是处理事故时不需要进行液（气）体移动或交换；
二是处理事故时不需要机械部件移动；
三是处理事故时不需要外部控制指令；
四是处理事故时不需要外部电源。
实际上核反应堆从燃料棒保护壳，波动管，蓄压箱，紧急停止装置等数个方面会尽可能按照以上指标进行多重保障。由于以往核电站事故的前车之鉴，核大国竞相研发更为安全的三，四代反应堆的安全因素，从而催生出了更高安全性的反应堆。
就具体技术路线而言，各国都有各自的改进做法，最典型的是法国阿海珐EPR的专设安全设施加法路线和美国西屋公司AP1000的非能动安全设施减法路线。以西屋的AP1000为例，其被动安全措施采用了以下几项：
一是在紧急停止时，通过自重力和反应气压，使得冷却液自动到位；
二是通过热传导，对流以及蒸发进行被动散热；
三是所有的泵和阀门误操作均不会造成安全事故；
四是少数被动安全相关的阀门靠电池驱动；
五是整个被动安全系统无需外部交流电接入。
即便是在紧急堆芯熔毁情景下，冷却水流动依靠自然热力驱动在堆内循环，不需要像日本福岛核电站那样需要外部电源。而且冷却水具有自动减压功能，冷却水的储水池也能自动供水。
我国引进的第三代核电站反应堆AP1000以及以此为基础发展来的完全自主知识产权的核电反应堆CAP1400是目前世界上应用非能动安全技术最彻底的核电压水堆，除了能动余热排出系统外还设置了非能动堆芯余热排出系统、非能动堆芯安全注水系统、非能动安全壳冷却系统等，使得反应堆的固有安全性大大提高，能够实现事故后自动停堆。
这一系列的设计，使得AP1000具有相当的安全性。AP1000/CAP1400通过非能动技术已经能够实现事故后72小时无人值守而不发生大规模放射性物质泄漏，足以应对三里岛那种人因操作失误引起的严重事故和福岛那种全厂断电引起的严重事故。
AP1000 非能动安全系统
中国四代核电站安全性几何
不久前，部分网络媒体可能由于对相关内容的理解偏差，采用了“河南南阳、信阳、洛阳、平顶山四市将建核电项目”等标题，引起了社会各界和媒体的广泛关注。
对此，专家表示并非要建核电站，而是稳步推进核电项目前期工作。做好南阳、信阳等核电厂址保护工作，争取继续列入国家核电中长期发展规划。
那么，中国新建的核电站安全性到底怎么样呢？
核电站之所以饱受争议，其焦点就在于安全性和发生事故后可能带来的核污染，美国三里岛核电厂、前苏联切尔诺贝利核电站、日本福岛核电站先后发生严重事故都给加重了人民群众对核电站的担忧。
但实际上，中国四代核反应堆具有非常高的安全性。
60万千瓦高温气冷堆核电站厂房立体剖面图
以中国最近商业化的60万千瓦高温气冷堆核电站为例，该反应堆具有非常好的固有安全性，共有四道放射性实体屏障：
一是包覆燃料颗粒，每颗0.9毫米的微小燃料颗粒均由热解碳和碳化硅等多层材料包裹核材料。
二是石墨燃料元件，每个6厘米燃料球由超高纯石墨填充以1.2万颗微小燃料颗粒，在这种预处理情况下，其极限链式反应依然可控，辐射可控。在1620摄氏度以下基本可以包容所有裂变产物，完全包容气体裂变产物，同时还有比较完善的衰变热非能动载出系统。由于不会产生燃料大范围损坏、堆芯熔化的严重事故情况，所以HTR不专门设置三代轻水堆都有的严重事故管理规程，甚至可以取消厂外应急措施。
三是一回路压力边界，由于仅第一回路与堆芯燃料直接接触，并且预处理后的核燃料反应程度可控，一回路压力边界采用抗辐射，耐温耐压处理，可以保障辐射约束在一回路内。冷却剂采用加压氦气。
四是反应堆建筑物包容体，同样抗辐射，耐温耐压。
中国的高温气冷堆诚然也并非什么都好。高温气冷堆与成熟商用轻水堆比也有一些劣势，如单位堆芯功率密度低，核废料处理难，核材料加工要求高，经济效能不够高，燃料小球循环必须畅通，否则会导致功率下降甚至停堆，而且分离式燃料球，局部高温可能性增加，对稳定性，控制要求更高，而且降温用氦气需要采用主动氦风机，也会带来前所未有的一些安全挑战。
中国另一项正在发展的铅基堆也具有非常好的安全性，其设计在任何工况下均具有负反应性反馈，换言之，就是在任何故障情况下（包括中断内外部电源供给，外部热循环等），反应堆会自动趋向于降温，反应中止，也就是所谓的被动核安全。
同时由于铅铋基本身就是极好的中子吸收材料，所以对放射性具有自封闭效应（这一点优于第四代气冷堆设计），再加上铅铋基良好的热传导系数，可以有效对堆芯进行散热。不同于钠冷堆的钠冷却剂会与水反应爆燃，铅铋基具有良好的化学稳定性，而且整个系统可以更为紧凑，小巧，并且模块化，这一点上优于气冷和超高温反应堆。铅铋快堆的缺点在于其功率密度不如钠冷快堆，且铅铋冷却剂在高温下对热构件的腐蚀很严重，尤其是后一点，仍有大量技术难题尚待攻克，制约着铅铋快堆的发展。
总而言之，对核电站的安全性持保守态度无可厚非，但也不可因日本福岛的第二代核电站发生核事故，就认定中国开始商业化的第四代核能系统安全特性的核电站、和正在发展的第四代反应堆也会发生核事故。
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