革新型核能系統安全研究的回顧與探討*

吳宜燦1 中國科學院核能安全技術研究所 合肥 2300312 中國科學院中子輸運理論與輻射安全重點實驗室 合肥 230031

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革新型核能系統安全研究的回顧與探討*

吳宜燦
1 中國科學院核能安全技術研究所 合肥 230031
2 中國科學院中子輸運理論與輻射安全重點實驗室 合肥 230031

摘要核能利用從未止步，人類對核安全的認識也在不斷加深。在福島核事故 5 周年和切爾諾貝利核事故 30 周年之際，文章針對革新型核能系統，從安全目標、設計理念、安全評價和風險認知 4 個方面對核安全研究進行了回顧與思考，指出當前存在的問題及面臨的挑戰，探討未來發展趨勢，并提出“四項革新”的建議：（1）安全目標從技術重返社會；（2）通過革新型反應堆技術，避免無限制復雜化縱深防御來解決安全問題；（3）重視理論引導的安全評價方法，采用系統化評價體系；（4）在政府/工業界/社會之間建立“第三方”并通過其發揮橋梁和紐帶作用等。

關鍵詞安全目標，設計理念，安全評價，風險認知，第三方

DOI 10.16418/j.issn.1000-3045.2016.05.010

*資助項目：中科院戰略性先導科技專項（XDA03010 100、XDA03040000），國家磁約束核聚變能發展研究專項（ITER“973”、2014GB112000）, 國家自然科學基金重大研究計劃（91026004）

預出版日期：2016年3月30 日

科學界通常把裂變反應堆劃分為四代。第一代裂變反應堆是指 20 世紀 50 年代建設的原型核電站，證明了核能發電技術的可行性。第二代裂變反應堆是指20世紀70年代至今建設并運行的大部分商業核電站，證明了核能發電的經濟競爭力。第三代是指滿足《美國用戶要求文件》（URD）或《歐洲用戶要求文件》（EUR）具有更高安全性的新一代先進核電技術。第四代裂變反應堆是目前正在設計和研發的、在反應堆概念和燃料循環方面有重大創新的反應堆，其主要特征是可防止核擴散、具有更好的經濟性、安全性高和廢物產生量小［1］。文中所提革新型核能系統主要指第四代堆、聚變堆或者混合堆系統［2,3］，是未來核能重要發展方向。

2016 年是前蘇聯切爾諾貝利核事故 30 周年，也是日本福島核事故 5 周年，在此重新喚醒人們對核安全問題的關注和反思，確保核安全是相關方和每位參與者的共同責任。政府監管部門行使核安全監督權，承擔監督管理責任，確保安全目標的制定科學合理、切實可行是其行使職責的基礎；設計院、建設與運營單位共同組成的工業界，則更關心如何在確保實現安全目標的同時獲得更大的經濟利益；社會公眾在關心核電發展帶來利益的同時，更關注自身所要承擔的風險，因此，核能知識的公眾化普及對于獲得公眾的理解和支持尤為重要。

文章立足于核安全研究的發展歷程，針對革新型核能系統，主要從安全目標、設計理念、評價方法和風險公眾認知 4 個角度回顧相關研究，并嘗試探討以下 4 個問題：（1）革新型核能系統需要滿足什么樣的安全目標；（2）如何確保安全目標實現；（3）如何評價安全目標是否達到；（4）如何使得風險為公眾所理解和接受。最后在此基礎上提出“四項革新”建議。

1 發展現狀

2011 年的福島核事故對核安全基礎研究和技術發展產生了重要影響，迫使人類一方面進一步改進現有核安全設計，另一方面重新思考核安全的研究范疇和評價方法［4］。主要包括：

（1） 在核安全設計改進上，擴展了設計基準范疇，提出了設計擴展工況概念（DEC），進一步發展了除氫技術和非能動技術，增強備用電源的可用性，不斷完善核事故應急機制，同時積極開展各項先進反應堆設計和研發工作；

（2）在核安全研究范疇上，逐步認識到核安全問題不僅是“技術問題”，而且是“社會問題”，更加強調交叉學科研究，特別是與社會科學的結合［5］；

（3）在核安全評價方法上，針對多堆風險評價方法、災害性事件及其疊加情況下的風險評價技術、人因評價技術等，開展了許多基礎性研究工作。

與此同時，還應清醒地意識到存在的問題和面臨的挑戰。

2 問題與挑戰

目前我國在建核電機組均采用第三代核電技術。在“引進→消化→吸收→再創新”的基本思路指引下，我國已走出一條第三代核電技術的自主創新之路。在革新型核能系統方面，實現創新驅動戰略引領下的“跨越式發展”是當前主要的問題和挑戰。梳理革新型核能系統及其安全技術發展存在的問題，主要包括：

（1）革新型反應堆安全特性利用與應用擴展不足。同傳統反應堆相比，革新型反應堆在安全性、經濟性、廢物最小化以及防核擴散等方面有重大改進，應充分利用這些安全特性并積極拓展其應用領域，改變核能產品單一的現狀，滿足除發電以外的多樣化需求。

（2）核安全評價方法學研究缺少突破性進展與自主化工具。若將傳統核安全評價方法應用于革新型反應堆，就會發現它們具有完全不同的設計特點。為此必須在方法學上，發展適用于革新型反應堆的理論而非經驗化、系統化的核安全評價方法。同時，核安全作為國家安全的重要組成部分，自主發展核安全評價相關軟件工具不僅能夠確保國家戰略安全和信息安全，而且對于實施核電“走出去”戰略具有重要意義。

（3）核安全監管科學發展滯后與“第三方”評價不足。2015年曝出的 “德國大眾汽車排放作弊”事件，Nature 雜志刊文提出應將監管作為一門科學來進行發展，并提出了監管科學（Regulatory Science）的概念［6］。我國核能的發展逐步形成了政府、運營單位和設計院組成的“鐵三角”［7］，政府作為“裁判員”，運營單位和設計院構成的工業界作為“運動員”?！安门袉T”和“運動員”主導著政策制定和核能發展，公眾在其中處于比較被動的角色。因此在政府、工業界和公眾之間迫切需要“背靠核能，面向公眾”的“第三方”。

（4）風險溝通機制亟待完善，核安全文化尚未建立。雖然我國民用核安全保持著良好的運行紀錄，但是“欲思其利，必慮其害；欲思其成，必慮其敗”，必須足夠重視核事故應急相關工作，包括計算機仿真與事故應急決策支持技術發展、核應急設備研發、快速響應能力的核應急隊伍建設與人員培訓等。核安全文化是核安全的最后一道屏障，需要結合中國傳統文化以及習近平總書記提出的“理性、協調、并進”的中國核安全觀，逐步構建適合于我國國情的核安全文化，且使之“內化于心，外化于行”。

3 發展建議

3.1 理念革新：安全目標從技術重返社會

早期輻射安全目標多為定性描述，即不明顯增加個人風險和社會風險。三哩島事故后，美國核管會（NRC）發布的《核電安全目標政策聲明》提出了“兩個千分之一”概念：緊鄰核電廠的個人或居民急性死亡風險不超過其他原因導致急性死亡的千分之一；因核電廠運行導致癌癥死亡的風險不超過其他原因致癌風險總和的千分之一［8］。

隨著概率安全分析（PSA）方法的建立，技術安全目標由此增加了基于 PSA 的定量指標——概率安全目標，包括堆芯損傷頻率（CDF）和放射性早期大規模釋放頻率（LERF）。其中，第二代反應堆的 CDF 為小于 10-4/（堆·年），LERF 為小于 10-5/（堆·年）；第三代反應堆安全目標為 CDF 小于 10-5/（堆·年），LERF 小于 10-6/（堆·年）。

嚴格地說，這樣的定量概率安全目標是在美國當時的廠址、環境和人口條件下從兩個“千分之一”推導出來的，但目前大多數其他國家只是簡單地引用了這個概率安全目標，缺乏充分的指導意義［8］。此外，這一安全目標的實施在很大程度上依賴于 PSA 技術的成熟和完善，PSA 分析結果中的不確定性始終是一個重要挑戰［9］。更重要的是，此安全目標僅考慮了對公眾的保護，卻未考慮對環境和社會的可持續發展的影響［10］。

回顧核安全目標的確定過程可以看出，其經歷了從社會到技術的發展。核安全目標從最開始就是保護人類和環境，著眼于社會風險，因此不應以 CDF、LERF 等技術上的中間準則作為核安全目標的唯一考量，核安全目標應從技術重回社會。目前國內外已有了一些初步實踐，如 2002 年第四代核能系統論壇（GIF）建議在第四代堆的安全目標中消除場外應急的需求［1］，2007 年國際原子能機構（IAEA） 在提出的“技術中立”中建議采用社會風險作為指標［11］，2011 年我國核安全規劃中也提出了“從設計上實際消除大規模放射性釋放的可能性”的要求［12］。雖然這些探索在具體實踐上仍未達成共識，但將核安全的社會性作為安全目標的重要組成的思路是一致的，也是未來的發展方向。

為此，需要對革新型核能系統安全進行理念革新，即人類對核能的安全期望來源于社會，發展于技術，最終服務于社會，安全目標要從技術重返社會。

3.2 技術革新：擺脫“縱深防御”無限復雜化

核能系統的發展長期以來一直將“縱深防御”（ Defense-In-Depth, DID）作為最基本的安全哲學理念。DID 理念自 20 世紀 40 年代由美國杜邦公司化學工程師提出以來，一直被認為是基于當時認知下的優秀工程思想［13］。但長期以來運行經驗反饋，尤其是三次核事故，使得 DID 的層級不斷加深，且不堪重負。DID 已由最初的三層逐步擴展到五層，以滿足不斷提高的安全目標?？梢哉f，整個反應堆安全的發展過程就是 DID 逐步加深的過程。

這個特點在福島事故之后表現尤為突出。各個國家、組織提出的安全加強手段就是加強第四、五層 DID 的具體表現［14-16］。如：在 IAEA 和西歐核管會（WENRA）最新的 DID 分層中，將第四層進行了拆分，強調各層之間的獨立性；關于設計基準和工況劃分的更改，強調設計擴展工況作為設計基準進行考慮，并加強實際消除工況的應對，要求針對極低頻率的工況提供附加安全措施；此外加強對極端外部災害考慮，消除陡邊效應（cliff edge effect）。

無線技術的發展使得人們對于無線設備的續航能力提出了更高的要求，然而傳統的供電或者充電模式阻礙了應用的發展。比如，對數量龐大的傳感器節點進行有線充電或者更換電池時成本較大(例如無線傳感器網絡中)；甚至有時在許多關鍵應用中不能進行充電或更換電池操作(例如植入人體的醫療設備)。目前，針對這樣一個緊迫的問題，一種有效的做法是致力于降低無線網絡的能耗，優化傳輸協議。包括節能電路的設計，節能通信技術、節能協議以及節能軟件、應用等的設計開發。

安全目標的提高擴大了 DID 的范圍，繼而需要通過增加防御手段和系統來實現?？墒菬o限制增強 DID 未必帶來最終的安全：一方面，無限制增加 DID，意味著建造成本增加，競爭力下降，沒有核電更妄談核安全；另一方面，陷進“復雜的系統→復雜的安全問題→為解決這些安全問題設置新的復雜系統→系統更復雜”的怪圈［17］，墮入“推舟于陸也，勞而無功”的困境。究其原因，DID 的實質是對復雜系統認知不足的一種工程妥協。

實際上，先進反應堆發展初期就已經意識到這個問題。最早闡述先進壓水堆的兩篇經典文件：1986 年 NRC 發布的有關先進核電廠的政策聲明［18］以及1992 年URD 文件［19］，均明確提出核電系統簡單化的目標。盡管如此，卻依然走在系統不斷復雜化的道路上。根本原因是采用了高溫高壓水作為冷卻劑，進而帶來兩方面重大安全挑戰。

（1）冷卻劑喪失事故（LOCA）。LOCA 事故直接導致堆芯冷卻劑喪失，自 20 世紀 60 年代以來被認為是最大可信事故，花費巨額經費進行實驗研究。

（2）安全殼失效事故。水作冷卻劑可能導致氫氣爆炸、燃料與冷卻劑的相互作用（蒸汽爆炸）、高壓熔融物噴射等現象，進而可能造成安全殼的多種模式失效，且失效概率高。

這些挑戰的存在，使得壓水堆在安全目標不斷提升的情況下，不得不加大縱深防御的考慮范圍，從而使防御手段和系統復雜度迅速增加。

面對上述困境，解決途徑主要有兩條。

（1）采用非能動技術，簡化設計。非能動技術，實質上是利用自然法則給設計“瘦身”，依靠重力、自然對流、蒸發、冷凝等自然現象，簡化設計，減少人為干預，降低人為失誤風險，在提高安全性同時節省成本。

（2）通過采用革新型反應堆技術，善用反應堆自身安全特性。以鉛基反應堆為例，鉛或鉛鉍具有高沸點、高密度、化學性質不活潑、對 I、Cs 滯留能力強等特點，從而帶來可常壓運行、安全裕量大、無 LOCA 事故、堆芯熔融后漂浮可冷卻、無氫爆、放射性釋放小等安全優勢［20-24］。利用安全特性本身就可加強 DID 中的重要環節，同時可減少額外的、不必要的手段。此外，革新型反應堆采用先進的設計理念，實現安全的“built-in，not added on”［25］。“added on”作為傳統的做法，指早期的核電廠采用系統安全分析工具對相對成熟的設計進行安全評價，然后通過增加額外的設計進行修補。而“built-in”則是指安全評價在早期介入設計，及早發現設計漏洞，提出并開發新的安全規程和設計改進，早“發現”早“治療”。

為此，需要進行技術革新，即不能無限制復雜化DID 來解決安全問題，革新型反應堆技術才是最終出路。同時積極利用革新型反應堆安全特性，拓展革新型反應堆在海水淡化、高溫制氫、區域供熱以及空間電源等方面的應用，同時充分發揮在模塊化、分布式能源建設方面的優勢。

3.3 方法革新：系統化安全評價方法

目前用于壓水堆安全分析的確定論方法，是利用已有長期運行經驗逐步“堆砌”而成的，是一種實證主義的方式?；诖艘呀浶纬闪艘惶谆就ㄓ玫脑O計基準、保守假設和驗收準則，并在各國的評審標準中都會有明確體現，如我國 1989 年發布的《HAD102-01核電廠設計總的安全準則》的附錄 II 中就明確列出了“典型的假設始發事件清單”，并認為“可視作匯編特定核電廠的假設始發事件清單時的起點”。

但若將目光移至革新型反應堆，就會發現它們具有完全不同的設計特點。例如聚變堆面臨高能中子、大量中低放廢料、極為復雜結構、極端服役環境、放射性氚等安全挑戰［26］，而完全無臨界的風險，導致壓水堆已有設計基準、保守假設和驗收準則是完全不適用的。同時由于缺乏運行經驗，利用“堆砌”方法同樣也不可行。

基于壓水堆實證主義形成的安全評價方法，在革新型核能系統上已不再適用。因此，已有一些研究試圖通過補充理論化的方式形成新的方法體系，代表成果有：技術中立框架（TNF）、風險指引績效依賴（Risk-informed Performance-based）執照申請方法、技術中立安全需求（TNSR）等［27］。同時，GIF 在總結全世界經驗的基礎上，提出了理論化而非經驗化的、適用于革新性反應堆的 ISAM（Integrated Safety Assessment Methodology）［28］，集成了多角度的見解，旨在早期指導設計。

為此，先進反應堆的安全評價應進行方法革新，即不能只采用類似壓水堆的實證主義，必須重視理論引導，采用系統化評價體系。

3.4 措施革新：建立并發揮“第三方”作用

目前政府、營運單位和設計院構成了中國核能產業的“鐵三角”［7］。政府和工業界（含營運單位和設計院）主導著政策制定和核能發展，公眾在其中處于比較被動的角色。福島核事故之后，公眾參與的呼聲越來越高。人類也逐漸認識到核安全不僅是技術問題，而且是社會問題。不能忽略目前“鐵三角”之外社會公眾的存在，政府、工業界（包括運營單位和設計院）和公眾應重構核能產業“新鐵三角”。

我國核安全的公眾溝通工作相對滯后。2015 年 8 月中科院核能安全技術所開展一項社會調查表明：在 2 600 余份的有效調查問卷中，60% 的受眾表示核安全使用方面未被充分告知。由此可見，過去的“鐵三角”與公眾之間存在著巨大的鴻溝。在新“鐵三角”尚未有效建立之際，有必要通過引入“第三方”機構使其成為“鐵三角”與公眾之間的潤滑劑。

調查還顯示，在與社會溝通信任度方面，工業界排名在政府及官媒、國際核能組織、環保組織和科學家之后，僅有不超過 15% 的信任度，此結果與經濟合作與發展組織（OECD）的調查結果中核電運營者的信任度 11% 類似，均屬較低水平。因此，工業界亟需通過“第三方”提高其社會公信力。

另外，政府和公眾之間由于視角不同、標準不一，存在對立。調查顯示，有 72% 的公眾支持新建核電廠，但是只有不超過 36% 的公眾支持在家鄉建設。因此“建在誰家邊上”，僅由政府決策是不行的，必須擴大公眾的參與面，需要由“第三方”搭建政府和公眾之間的“橋梁”。

因此，在政府、工業界和公眾之間迫切需要“背靠核能，面向公眾”的“第三方”?！暗谌健本邆淙缦绿攸c：利益無關，不受各方金錢左右；觀點獨立，不受外界壓力影響；科學專業，有強大的技術后援力量；持續廣泛，能夠服務于核安全的方方面面。“第三方”不僅能夠作為政府的技術后援和智庫，而且還能夠擔當起工業界和公眾之間的認知橋梁，增強工業界的公信力。

為此，需要對整個安全構架進行“措施革新”，隨著對安全目標的關注重新回到社會，在政府、工業界和社會之間應建立“第三方”并通過其發揮橋梁和紐帶作用。

致謝：本工作得到中科院戰略性先導科技專項、國家磁約束核聚變能發展研究專項和國家自然科學基金重大研究計劃等資助，以及裂變/聚變設計研究（FDS）團隊其他成員的協助，在此表示感謝。

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吳宜燦 中科院核能安全技術所所長，研究員，博士生導師，中科院中子輸運理論與輻射安全重點實驗室主任， FDS團隊負責人。長期從事核能科學與工程、輻射醫學物理及應用、計算機仿真與軟件工程等多學科交叉研究。主持國際熱核聚變實驗堆（ITER）國際合作計劃重大專項、國家“863”、“973”計劃、中科院戰略性先導科技專項等項目20余項。在學術刊物和國際會議上累計發表學術論文200余篇、國際學術會議邀請報告30余次。曾獲國家能源科技進步獎一等獎和中國核能行業協會科學技術獎一等獎等10余項、國家發明專利30余項。兼任國際能源署（IEA）聚變能環境安全與經濟合作協議執委會主席、國際原子能機構（IAEA）顧問專家、ITER 核安全專家組成員、中國輻射防護學會副理事長等學術職務。E-mail: yican.wu@fds.org.cn

Wu Yican The leader of FDS Team, the director of Institute of Nuclear Energy Safety Technology （INEST）, Chinese Academy of Sciences and the director of Key Laboratory of Neutronics and Radiation Safety, Chinese Academy of Sciences. His research involves nuclear science and engineering, medical physics and application, computer simulation and software engineering, and other interdisciplinary research. As the leader/chief-scientist of projects, he was/is in charge of more than 20 domestic or international scientific research projects, such as the projects under the national “863” （High-Tech） and “973” （Basic Research） program of China, the Strategic Priority Research Program of Chinese Academy of Sciences, and the international cooperation program of International Thermonuclear Experimental Reactor （ITER）. He has published more than 200 papers in academic journals and international conferences. He gave invited talks at international conferences for more than 30 times and did more than 30 patented inventions. He won more than 10 important science and technology awards, such as the First Prize of Science and Technology Progress Award for National Energy, the First Prize of Science and Technology Award of China Nuclear Energy Association, etc.. He holds a number of important positions or works as expert member in domestic or international organizations, such as the International Atomic Energy Agency （IAEA）, Ministry of Science and Technology of China, National Energy Bureau, Chinese Nuclear Society and China Society of Radiation Protection, etc.. He is also currently serving as the Executive Committee （ExCo） Chair of International Energy Agency （IEA） Implementing Agreement on Environmental, Safety and Economic Aspects of Fusion Power, ExCo Vice Chair of IEA Implementing Agreement on Nuclear Technology of Fusion Reactor, and also a member of Working Group on Licensing for Design Review of International Thermonuclear Experimental Reactor （ITER） Organization and China’s Coordinator for Generation-IV International Forum. E-mail: yican.wu@fds.org.cn

專題：空間科技助力“一帶一路”建設Progress on CAS Strategic Priority Research Program

Review and Discussion on Nuclear Safety Research of Innovative Nuclear Energy System

Wu Yican
（1 Institute of Nuclear Energy Safety Technology, Chinese Academy of Sciences, Hefei 230031, China; 2 Key Laboratory of Neutronics and Radiation Safety, Chinese Academy of Sciences, Hefei 230031, China）

AbstractIt is known that the evolution of the public perception of nuclear safety is continuing with the development of nuclear energy. As a commemoration of the 30thanniversary of Chernobyl nuclear disaster and also the 5thanniversary of Fukushima nuclear disaster, inthis paper the history of nuclear safety R&D was reviewed for the innovative nuclear energy systems, mainly concentrating on four aspects including safety goal, safety criteria, safety assessment, and risk perception. On this basis, the key challenges were summarized as well as the development trend. Furthermore, “four innovations” were proposed for the nuclear safety R&D in the future: “innovation of safety goal”ensuring the safety goal to be society-based rather than technology-based; “innovation of safety design” implementing the innovative reactor technology for inherent safety rather than only increasing the complexity of defense in depth; “innovation of safety assessment” relying on the theoretical guidance and systematic assessment; and “innovation of risk perception” establishing the “third party” evaluation system to interact among government, industry, and society.

Keywordssafety goal, safety criteria, safety assessment, risk perception, third-party