由福島核事故看中國核電

馬如冰 邵一窮

（1.中國核電工程有限公司，中國 北京 100840；2.中國核工業建設集團公司，中國 北京 100037）

1 日本福島核事故進程

2011 年3 月11 日，在日本東部海域發生了9.0 級大地震，地面運動超過了反應堆保護系統設定值，導致了反應堆自動停堆[1]。但同時，連接電廠和變電站的電纜在地震中受到損壞，導致喪失全部廠外電。應急柴油發電機按照預期啟動并加載，逐漸將機組帶入冷停堆狀態。

遺憾的是，地震發生后約1 小時，前后共計七波海嘯抵達福島第一核電廠，基于建筑物上的水位值，海嘯最高達到大約14 至15 米的高度，遠超核電廠設計基準和福島1～4 號機組的廠坪標高。海嘯淹沒了核電廠1～4 號機組周圍的區域，水深高于地表4 至5 米，淹沒損壞了一系列設備，造成了1～4 號機組全廠電力喪失以及最終熱阱的喪失。隨后沒有熱阱的堆芯/乏燃料水池過熱、熔化，并導致了放射性物質的大量釋放[2]。

2 國內核電廠廠址條件與日本不同

分析日本福島核電廠放射性事故的起因，是地震導致了海嘯，海嘯淹沒核電廠相關系統，最終核電廠失去冷卻能力，從而造成了堆芯熔毀以及放射性的釋放。而我國的核電廠，均能在很大程度上抵御廠址區域的地震，同時周圍海域發生海嘯的可能性較低，現有標高能抵御可能發生的海嘯。以下分兩節詳細說明。

2.1 核電廠抗震情況說明

日本位于環太平洋地震帶上，屬于典型的多地震國家。太平洋板塊與歐亞大陸板塊在日本東部海域發生強烈碰撞形成日本島鏈，同時太平洋板塊向歐亞大陸板塊下部俯沖形成日本東側的深海溝。伴隨板塊碰撞和俯沖運動，構造應力不斷地積累，最終造成破裂產生大地震，這就是日本3.11 地震發生的構造背景。

而我國的地震活動，無論在地震頻度和地震強度方面遠低于處于板塊碰撞帶的日本。我國核電廠選址時絕大部分廠址，尤其是當前規劃核電廠建設的長江中下游地區，具備較為穩定的地質結構，多處于低地震活動區，基本可以排除大規模地震發生的可能性[3]。另外，我國核電反應堆在設計時有較大的抗震裕量。

2.2 核電廠抵御海嘯能力

從沿海地區的歷史地震分布中可以看出，我國的渤海、黃海以及東南沿海地區都有地震活動記載，這些歷史地震多屬于中等強度地震。根據區域地震構造應力場、地震地質以及海域物探等研究，這些地震大多數是由水平構造應力作用下斷層發生走滑運動形成的，垂直位移相對較小，因而伴隨這些地震并沒有伴隨發生顯著的海嘯。

部分專家利用模型對可能的海嘯影響進行了分析計算，包括對我國沿海周邊可能的海嘯源估計以及這些海嘯源對核電廠廠址影響的計算。計算表明，我國濱海核電廠址可能受海嘯影響產生的增水值很小，估計的可能最大值也僅有2m 左右[5]。

3 國內核電機組對安全的考慮

國內核電廠的廠址條件與日本相比要優越許多，核電廠本身設計也比日本福島核電廠要可靠。日本福島核電廠采用的是上世紀六七十年代設計的沸水堆核電機組，而國內運行的多是上世紀九十年代以后建造的二代改進型核電機組。后續新建的核電廠均采用先進的三代核電機組，具備完善的嚴重事故預防和緩解設施。

本章從設計時的縱深防御著手，隨后詳細介紹三代核電機組的預防與緩解設施。

3.1 縱深防御原則

為了達到核安全目標，核電廠設置安全設施和措施時采用了多層次設防的總的指導原則，這就是縱深防御原則。縱深防御分為五個層次：

第一層：高質量的設計、施工及運行，使偏離正常運行狀態的情況很少發生。

第二層：設置停堆保護系統和相應的支持系統，防止運行中出現的偏差發展成為事故。

第三層：設置專設安全設施，限制設計基準事故的后果，防止發生堆芯熔化的嚴重事故。

第四層：利用特殊設計設施，進行事故處置。

第五層：廠外應急設施和措施。

我國核電廠的設計和審查中，嚴格遵照了縱深防御原則。嚴重事故的預防和緩解作為其中的重要環節，在后續兩節中詳細描述。特別需要說明的是，目前壓水堆核電機組均采用了大體積安全殼設計方案，在極不可能發生的嚴重事故后，安全殼很大程度上能包容裂變產物的釋放，減輕對工作人員和公眾造成的放射性危害。

3.2 嚴重事故的預防

目前國內在運二代改進型核電廠以及在建/擬建三代壓水堆核電廠（AP1000、華龍一號）均采用了三道實體屏障和事故預防階段的縱深防御措施，貫徹縱深防御原則以確保反應堆的安全功能。

以自主知識產權的華龍一號為例，為保證實現安全功能所設置的功能子項如下：

1）確保停堆；

2）防止重返臨界；

3）維持冷卻劑裝量；

4）維持堆芯冷卻劑流量；

5）維持熱阱；

6）維持安全殼完整性；

7）確保電源和水源供應。

為了實現這些功能，設置了大量相關系統。這些設置確保了反應堆預防嚴重事故的能力，使核電廠發生堆芯熔毀事故的可能性降到一個極低的水平。

3.3 嚴重事故的緩解

福島事故發生前，國內核電業界已經在關注嚴重事故的緩解，并對二代改進型核電廠進行了大量的改進工作，如安全殼內消氫系統、安全殼過濾排放系統等。福島事故發生后，擬建三代核電廠均具備完善的嚴重事故緩解措施。仍以華龍一號為例，配備的嚴重事故緩解設施如下：

1）防止高壓熔堆的設施；

2）安全殼內可燃氣體控制設施；

3）安全殼過濾排放設施；

4）熔融物壓力容器內保持設施；

5）非能動安全殼冷卻設施；

6）非能動二次側冷卻設施；

7）嚴重事故管理導則。

這些嚴重事故緩解措施的應用，使得核電廠即便發生了可能性極低的嚴重事故，仍能夠有很強的能力將放射性裂變產物包容在安全殼內，避免向環境的擴散。

4 結論

通過對福島核事故起因和進程的分析，對比我國核電廠廠址條件，認為我國核電廠發生由于地震和海嘯導致的放射性釋放的可能性極小。

由于我國核電堆型與日本福島核電廠堆型不同，且在縱深防御原則指導下，設置了較為完善的嚴重事故預防與緩解措

施，因此能夠有效預防嚴重事故的發生并能切實緩解嚴重事故后果。我國核電廠具有很高的安全性，發生大規模放射性釋放的可能性是極低的。

［1］張之華,等.日本福島核事故的思考與警示[J].原子能科學技術,2012,09.

［2］Nuclear Emergency Response Headquarter Government of Japan,The Accident at TEPCO’s Fukushima Nuclear Power Stations[Z].2011,06.

［3］常向東.對福島核事故的認識與思考[R].環境保護部核與輻射安全中心“核新論壇”,2012.

［4］俞冀陽,俞而俊.核電廠事故分析[M].清華大學出版社,1991.

［5］內陸核電廠安全、環境問題及核能發展中的幾個重要問題研究[J].2015.