AP1000核電廠在日本福島核事故條件下的響應分析

邱志超

摘? ?要：日本福島核事故是迄今為止世界第三起嚴重核事故，深刻影響了世界核電發展進程以及公眾對核電的信心和信任，后果非常嚴重，教訓也相當深刻。AP1000作為第三代非能動壓水堆核電技術，革命性地采用了非能動設計理念，專設安全設施不依賴于交流電源，有效降低了設備故障和人因失誤引發嚴重事故的可能。經評估分析，AP1000核電廠不僅能夠抵御類似福島的超設計基準事故，還能夠在類似福島核事故疊加極低概率嚴重事故的情況下實現堆芯和乏燃料長期冷卻，避免放射性物質釋放到環境中。

關鍵詞：福島核事故? 全廠斷電? AP1000? 非能動? 超設計基準事故

中圖分類號：TL93? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ?文獻標識碼：A? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? 文章編號：1674-098X（2019）05（c）-0118-04

1? 日本福島核事故概述及原因分析

2011年3月11日發生的日本福島核事故是繼1979年美國三哩島核事故、1986年前蘇聯切爾諾貝利核事故之后的世界第三起嚴重核事故，造成了大量放射性泄漏和大面積核污染，深刻影響了世界核電發展進程以及公眾對核電的信心和信任，后果非常嚴重，教訓也相當深刻。

從事故性質看，福島核事故是一起由極端外部事件疊加導致全廠斷電而引發的群堆共模嚴重事故[1]。超強地震與超大海嘯的疊加造成長時間的全廠斷電，堆芯和乏燃料長期得不到冷卻，最終導致嚴重事故的發生，造成外層反應堆廠房和乏燃料廠房破損，放射性物質大量釋放到環境中。大地震及其引發的大海嘯，實質只是導致了全廠斷電事故的發生，對全廠斷電事故應對不力才是導致事故升級的根本原因，這其中既包括早期沸水堆的設計缺陷，也包括日本政府、東京電力公司等機構在應對事故時的種種人因失誤與能力缺失。

1.1 自然災害因素

超強地震疊加超大海嘯的極端外部自然災害是導致事故發生的直接誘因。福島第一核電站海嘯設防高度為5.7m，福島第二核電站海嘯設防高度為5.2m，海嘯數據是基于8.0級地震設防[3]。因此，引發事故的9.0級大地震和最大浪高達到約14m的大海嘯，遠遠超出了電站的設計基準，同時也超過了世界所有在運、在建二代及三代核電站的設計基準。

1.2 設計缺陷

福島第一核電站是20世紀60年代設計建造的早期沸水堆電站，當時并沒有形成嚴重事故的清晰概念，更談不上預防和緩解嚴重事故的安全措施。

（1）專設安全設施為能動設計，嚴重依賴于交流電源。這次事故中，強地震加大海嘯不僅毀壞了外電網，還使得廠區自備的應急柴油發電機失效，全部交流電源喪失，最重要的專設安全設施應急堆芯冷卻系統不能正常投用，堆芯長時間得不到冷卻。

（2）安全殼內沒有任何消氫設計。由于設計年代較早，設計認為堆芯極不可能熔化，安全殼設計中未考慮裝針對嚴重事故氫氣風險的相關系統，沒有有效的氫氣濃度監測和消氫措施，致使事故中安全殼和乏燃料廠房內的氫氣濃度持續上升，與廠房內的氧氣發生化學反應，從而導致1-4號機組接連發生爆炸，安全殼廠房受損，放射性大量釋入大氣環境[1]。

（3）安全殼設計理念存在缺陷，自由空間比較小，存在超壓失效風險。

（4）未考慮堆芯熔融物滯留設計。早期設計認為沸水堆堆芯極不可能熔化，更不會考慮堆芯熔融物穿透壓力容器壁的嚴重后果。

（5）沸水堆機組結構設計易導致放射性泄漏。與壓水堆機組不同，沸水堆產生的推動汽輪機的蒸汽是由核燃料直接加熱，事故狀態下若需要給反應堆緊急降壓，只能將帶有放射性的蒸汽直接排放，從而導致放射性釋放到外界。

（6）主控室沒有備用操控手段。事故中，由于主控室沒有備用操控手段和電站狀態指示、局部位置不可到達，一些緩解事故的干預措施只能就地操作，但由于受地震、海嘯、氫氣爆炸以及高溫、高輻射的影響，使得搶險救災活動嚴重受阻，電站受損程度遠遠超出了預期[2]。

（7）放射性廢水處理設施設計不足。在事故初期，為緩解事故后果，向1-4號機組的安全殼和乏燃料水池內注入了大量海水和淡水，在冷卻狀況逐漸得到控制之后，放射性廢水的泄漏以及大量放射性廢水的處理問題逐漸顯現。由于放射性廢水處理設施準備不足，時至今日，廠內大量放射性廢水的處理仍是最為棘手的問題。

1.3 人為因素

除自然災害因素和設計缺陷外，電站運營方和政府機構表現出的種種失職和無能也進一步擴大了事故后果。

（1）營運方失職，核安全意識淡薄。

東京電力公司作為世界知名核電運營商，在事故前后及處理過程中的表現卻令世人大跌眼鏡，難以置信。

首先是核安全意識淡薄，歷史表現極其不堪，安全記錄和試驗數據屢次造假;其次是事故處理猶豫，抱有僥幸心理，未把核安全放在首位;另外，東電高層在發生爆炸后并未在第一時間向日本政府匯報真實情況，而是選擇隱瞞實情，從而導致政府部門和自衛隊錯過了最佳救援時機，事故才一發不可收拾。

（2）日本政府處置失當，核應急管理經驗缺失。

日本政府對于本次事故的發生和處理同樣難辭其咎。

首先是對營運方的核安全監管和執法長期嚴重失職;其次是未能做到信息公開，核應急經驗缺失。核事故應急的關鍵在于能否及時向社會和公眾公開事故信息;最后是盲目拒絕國際援助，貽誤了抗災救險的寶貴時機[1]。

2? AP1000相關系統設計

2.1 AP1000專設安全系統設計

AP1000核電廠與傳統壓水堆核電廠的最大區別，是在專設安全系統的設計中引入了“非能動”理念。非能動安全系統利用重力、自然循環、壓縮氣體的儲能等自然驅動力，無需操縱人員的行動控制，實現堆芯冷卻和安全殼熱量導出;取消了安全級的應急柴油發電機組，啟動與運行無需交流電源，且不再需要其他壓水堆核電廠所使用的支持系統（如1E級交流電源、安全級的冷卻水系統）;系統閥門數量大幅減少，并遵循“失效安全”準則，在失去電源或收到安全保護信號時自動開啟，提高了系統運行的可靠性[3]。AP1000非能動安全系統示意如圖1所示。

2.2 其他相關系統設計

除了堆芯應急冷卻系統，福島核事故過程中還涉及了其他安全相關的系統和設備，包括乏燃料池冷卻系統、應急柴油發電機、1E級蓄電池組、主控室應急可居留系統、廠內備用水源等。

AP1000乏燃料池冷卻系統（SFS）與乏燃料安全相關的冷卻和屏蔽功能由池水完成。SFS不要求用來緩解設計基準事故。在不大可能發生的SFS長期失效的情況下，乏燃料的冷卻靠池水的熱容量來保證。至少在7d內，水位維持在乏燃料組件之上。初始的72h內由安全相關的水源供水。72h～7d內，由非能動安全殼輔助冷卻水儲存箱用重力自流方式向乏燃料池補水[3]。

設在輔助廠房4層的主控室應急可居留系統（VES ）在事故情況下向主控室提供可呼吸的空氣，防止放射性氣溶膠進入主控室，確保事故后72h內主控室可用。72h后，可運行主控室輔助風機，從VES吸入口抽取空氣，經管道送至主控室來確保主控室的可居留性。VES自動觸發，非能動運行，除了閥門一次性動作外，不需要廠外或廠內任何交流電源[3]。

此外，AP1000核電廠還設計了其他廠內和廠外的縱深防御系統，滿足72h后的長期冷卻需求，廠內設施能力可滿足4～7d要求，比如非能動安全殼輔助冷卻水儲存箱、消防水箱和除鹽水箱等。福島核事故后作為安全裕度增強措施，AP1000設置了永久性補水和外電源接口，同時配置了移動電源和移動泵，可在需要時投入使用[3]。

綜上所述，AP1000核電廠采用非能動安全系統和完備的縱深防御系統，具有很高的安全性。

3? AP1000核電廠在福島核事故條件下的響應分析

3.1 AP1000核電廠在福島核事故條件下的響應過程

福島核事故后，國家核電技術公司和美國西屋公司分別對AP1000核電廠在福島核事故條件下的應對能力開展了全面的分析評估。評估表明：AP1000核電廠可以抵御類似福島的超設計基準事故的巨大沖擊;在事故后72h內，非能動安全系統將電廠逐步帶入安全停堆狀態，最大限度減少了操縱人員干預和對外部電源的依賴;反應堆堆芯或乏燃料池不會發生燃料破損;安全殼可維持其完整性，放射性不會泄漏到環境中;72h內無需廠外支援，72h后也僅需少量廠外援助，這樣大大降低了由于人因失誤引發嚴重事故的可能性。

下面根據AP1000核電廠的設計特點，按照福島核事故的發展序列分析其響應過程。

假定事故前AP1000核電廠正常運行。發生類似福島的超設計基準地震后，外部電網迅速解列，電廠喪失廠外交流電，安全級的控制棒驅動機構設計可保證控制棒自由下落，實現反應堆緊急停堆，同時汽輪機跳閘甩負荷。此時反應堆冷卻劑泵、主給水泵和循環水泵停運不可用，電廠通過以下動作來實現安全停堆和堆芯衰變熱導出：

（1）廠內備用柴油發電機自動投運，向要求的非安全系統供電;

（2）通過大氣釋放閥讓蒸汽發生器直接向大氣排放蒸汽;

（3）由啟動給水系統向蒸汽發生器供水;

（4）反應堆冷卻劑以自然循環方式流向蒸汽發生器;

（5）一回路水裝量和硼濃度由化學和容積控制系統來控制;

（6）手動啟動穩壓器電加熱器和化學和容積控制系統補水泵，一回路壓力由穩壓器電加熱器和輔助噴淋來控制。

約46min后，大海嘯來襲，淹沒了柴油發電機房，導致廠內外交流電全部喪失、啟動給水和化容系統不可用，1E級蓄電池組自動向特定負荷供電。當啟動給水低流量或蒸汽發生器寬量程低水位信號出現時，非能動余熱排出系統自動觸發投入運行，通過自然循環方式將堆芯余熱帶至安全殼，實現一回路的降溫降壓。非能動余熱排出系統運行一段時間后，反應堆冷卻劑壓力或溫度低至整定值時，將產生專設安全系統觸發信號，堆芯補水箱啟動，將含硼水注入反應堆冷卻劑系統，緩解反應性瞬變并提供要求的停堆裕度。由于反應堆冷卻劑系統沒有破口，不會降壓到觸發自動降壓系統和安注箱動作。在工況穩定后，將終止非能動堆芯冷卻系統的運行，啟動正常的停堆程序。

應當指出，海嘯發生后，安全殼和輔助廠房因設置了防水封堵措施，其相關安全監測和控制功能繼續保持，非能動安全系統不受海嘯影響，仍可持續運行。非能動余熱排出系統繼續排出堆芯衰變熱，保證反應堆在72h內維持安全停堆狀態。由于非能動余熱排出系統換熱產生的水蒸汽在安全殼穹頂凝結并回流至安全殼內換料水箱，維持安全殼內的長期水源。同時，安全殼內的熱量通過鋼制安全殼進行熱傳遞，并由非能動安全殼冷卻系統噴灑水形成的水膜和安全殼外自然對流的空氣排入大氣，以保證安全殼完整性、包容事故產生的所有放射性物質。

正常運行的乏燃料池冷卻系統可能由于地震失效，導致水池溫度升高。通過蒸發，乏燃料水池的熱容量可維持乏燃料72h的冷卻。72h后，可啟動輔助柴油發電機向非能動安全殼冷卻系統（PCS）再循環泵供電，為非能動安全殼冷卻水儲存箱和乏燃料池供水，以滿足乏燃料和非能動安全系統的冷卻需求。若72h后輔助柴油發電機由于地震或海嘯失效，此時可將移動電源和移動水泵投入運行，向非能動安全殼冷卻水儲存箱和乏燃料池注水。非能動安全殼輔助冷卻水貯存箱的水量可保證4～7d的電廠冷卻用水。另外，還可從除鹽水箱、消防水箱、常規島造水車間水箱、自備水廠等廠內水源取水。7d后，可用廠外水源繼續冷卻電廠，如消防車、排水等。停堆34d后，堆芯衰變熱降到9MW以下，安全殼僅靠殼外空氣的自然對流就可帶走衰變熱，此時不再需要外部水源補給，電廠實現長期自然冷卻[3]。

3.2 AP1000核電廠應對類似福島核事故疊加極低概率嚴重事故的緩解能力

AP1000在設計中考慮了嚴重事故條件下所能產生的事故現象與進程，并設置了包括非能動安全系統等專設安全設施來預防和緩解可能產生的事故后果。從安全分析角度，如果在發生類似福島核事故的同時，出現了極低概率的嚴重事故，AP1000的設計能夠滿足預防與緩解嚴重事故的能力要求，防止放射性物質釋放到環境中。

若在類似福島核事故的同時發生一回路失水事故（LOCA），AP1000核電廠通過非能動堆芯冷卻系統向一回路進行補水和降壓，堆芯補水箱、安注箱和換料水箱根據各自觸發條件分別向反應堆緊急補水。當換料水箱水位低至一定限值時，安全殼再循環爆破閥自動打開，系統從安全殼地坑向堆芯注水，并通過自動泄壓系統的四級閥門排出熱量，以實現堆芯的長期冷卻。同時非能動余熱排出系統產生的蒸汽通過安全殼穹頂的冷凝，回流至安全殼內換料水箱，維持安全殼內的長期水源。非能動安全殼冷卻系統可以繼續保證安全殼的完整性。

將堆芯熔融物保持在壓力容器內設計技術（IVR）是AP1000核電廠采用的一項對付嚴重事故的重要策略。若在類似福島核事故的同時進一步發生極不可能的堆芯熔化事故，AP1000核電廠通過堆腔淹沒系統（見圖2），將換料水箱內的水以非能動方式注入堆腔，冷卻壓力容器外壁面，使堆芯熔融物滯留在壓力容器內，并保證壓力容器不被熔穿，避免堆芯熔融物和混凝土底板發生反應，使放射性向環境釋放的概率降至最低[3]。

4? 結語

日本福島核事故是一起由極端外部事件疊加導致全廠斷電而引發的群堆共模嚴重事故。超強地震疊加超大海嘯的極端外部自然災害是導致事故發生的直接誘因，對全廠斷電事故的應對不力是導致事故升級的根本原因。AP1000作為典型的第三代非能動壓水堆核電技術，采用了革新型的非能動設計理念，專設安全設施不依賴于交流電源，大幅度降低了設備故障和人因失誤引發嚴重事故的可能。經評估分析，AP1000核電廠不僅能夠抵御類似福島的超設計基準事故，還能夠在類似福島核事故疊加極低概率嚴重事故的情況下保證全廠安全。

參考文獻

[1] 張祿慶.日本福島核事故原因初探及啟示[N].中國核工業報， 2011， 1（1）：3-5.

[2] 王中堂， 柴國旱. 日本福島核事故[M]. 北京： 原子能出版社， 2014.

[3] 林誠格. 非能動安全先進壓水堆核電廠技術[M]. 北京： 原子能出版社， 2010.