中国三代核电足够安全

文章摘要

报告针对我国自主三代压水堆技术"华龙一号"（HPR1000）与"国和一号"（CAP1400）的安全设计、严重事故预防和缓解措施开展分析，研究其在最严重事故工况下的安全保证措施。研究结果表明，中国三代核电满足国际核电最高安全标准，实现"从设计上实际消除大规模放射性释放"的安全标准，具有足够的安全性。

1国际核电的核安全标准

核能发电时，核裂变过程中生成的大量裂变产物和放射性是反应堆潜在的主要危险，核电厂的安全包括正确运行、预防事故或缓解事故后果，以确保厂区工作人员、公众和环境免遭过量辐射的危害。为保证核电安全必须提供手段，确保在运行或事故工况下反应堆的安全停闭，并保持在次临界；保证停堆后导出堆芯余热； 将放射性物质包容在第三道屏障安全壳内，使其事故工况下释放值低于可接受限值。同时为使上述手段具有有效、可靠的执行功能，核电厂的设计贯彻了纵深防御的原则，设置多重防御措施，使得个别或组合的失效或差错都可以得到改正或补救。

目前全球运行的 400 余座核电厂都具有上述安全手段，能对各种假想事故、以及罕见的设计基准事故作出正确响应，保障核电厂的安全运行。核电厂近两万堆年的运行业绩证明，核电厂的安全实践是成功有效的，放射性排出物仅为容许排放限值的 0.01% ～ 50%，甚至更少，是在天然放射性本底的自然变化范围之内。核电厂导致的个人死亡风险大约为 2×10-10，远小于车祸、空难、火灾、爆炸、有毒气体泄漏所造成的死亡风险。

为量化评价核电厂对公众和社会的影响，美国核能管理委员会提出“两个千分之一”原则，即：（1）对紧邻核电厂的正常个体成员，由于反应堆事故所导致立即死亡的风险，不应超过美国社会成员所面对的其他事故所导致的立即死亡风险总和的千分之一。（2）对核电厂邻近区域的人口，由于核电厂运行所导致的癌症死亡风险，不应超过其他原因所导致癌症死亡风险总和的千分之一。1979 年 3 月发生的美国三哩岛核事故，使人们开始认识到多重事故叠加、加上误操作会导致严重事故，虽然概率极低，但有可能发生。从 20 世纪 70 年代起，概率安全分析方法有了大跨步发展，WASH-1400、NUREG-1050、NUREG-1150 在国际上被公认为概率分析发展的里程碑，最终形成了文件 SECY-01-0009，规定每运行堆年严重堆芯损坏频率小于 10-4，每运行堆年大规模放射性释放频率小于 10-5，作为核电厂设计的安全目标，以满足“两个千分之一”的原则。

1986 年 4 月苏联切尔诺贝利核事故后，20 世纪 90 年代初美国发表了“用户要求文件（URD）”，随即欧洲发表了“欧洲用户要求文件（EUR）”，对新设计的核电厂提出全面要求，其中将安全目标提高一个数量级，即每运行堆年严重堆芯损坏频率小于 10-5，每运行堆年大规模放射性释放频率小于 10-6。同时德国和法国首先提出了“实际消除大规模放射性物质释放”的相关概念，安全监管机构要求新建反应堆应对内部事件时应满足下列安全目标。

（1）必须实际消除会出现堆芯熔化、导致早期或大量放射性泄漏的事故。

（2）对无法完全排除堆芯熔化可能性的严重事故，必须设计预案，保证只需对

公众在一定地域 / 时期内采取有限保护措施（无需永久迁居、核电站周边地区无需紧急撤离、只需为有限的人员提供庇护所、无需长期限制食品消费），且必须通过指定预案，保证有足够的时间来实施这些措施。

（3）在外部事件方面，监管机构倾向于要求将大飞机蓄意撞击考虑进去，并要求证明这种情况下反应堆能够安全停堆；同时，还必须考虑超设计的外部危害（地震、洪水），以证明“陡边效应”不会严重影响核安全。

第三代反应堆增设了反应堆堆腔熔融物收集装置（堆芯捕集器），或者设置防止反应堆压力容器熔穿的系统；设置冷却熔化堆芯的安全壳内换料水箱；采用全非能动或能动 + 非能动的安全系统驱动手段，以防止全厂断电带来的严重后果；为缓解类似“9·11”恐怖袭击的坠机所造成的事故后果，设置双层安全壳，并配备相应的冷却系统，外层用以防止外部事件的破坏，内层用以防止内部事故引发的放射性外泄。所有这些安全手段结合在一起，使反应堆高压熔融事故频率与二代 + 相比减少了十倍以上，并保证事故发生时几乎所有的安全功能均基本可控。

2011 年 3 月日本福岛核事故后，为防止核事故对周围公众和环境造成不可接受的影响，国际原子能机构（IAEA）再次强调要“从设计上实际消除大规模放射性物质释放”的安全目标。从而实现“无需永久迁居、核电站周边地区无需紧急撤离、有限的人员庇护、无需长期的食品消费限制”的目标。

2 我国核电与国际接轨，执行国际最高核安全标准

2017 年，我国批准发布了《中华人民共和国核安全法》，在第一章第一条中明确规定了“为了保障核安全，预防与应对核事故，安全利用核能，保护公众和从业人员的安全与健康，保护生态环境，促进经济社会可持续发展”。

我国国家核安全局发布的核安全规定 HAF102-2016 对核安全目标做了明确的规定，包括与上述要求一致的基本安全目标。国务院已于 2012 年 10 月批准发布的《核安全与放射性污染防治“十二五”规划及 2020 年远景目标》提出的安全目标包括：具有较完善的严重事故预防和缓解措施，其中堆芯损坏频率CDF ＜ 10-5( 堆年），大规模放射性释放频率 LRF ＜ 10-6（堆年）。国家核安全局对于“十三五”及后续建设机组，提出了“实际消除”的安全目标，以确保即使在严重的堆芯严重损坏工况下，有效包容放射性，不会对环境和公众造成不可接受的影响。

中国现行的核安全法律法规完全符合我国国情，与国际接轨，博采众长，体现国际最高核安全标准的原则。

“华龙一号”（HPR1000）、“国和一号”（CAP1400）是我国自主研发的先进三代压水堆核电站，其设计全面贯彻国家有关核安全的法律和法规，体现国际最高核安全标准。

（1）全面贯彻纵深防御原则和合理可行尽量低（ALARA）原则：设计上采用 纵深防御措施和多重实体屏障，尽最大可能保证纵深防御各道措施的相互独立性， 对设备系统故障或人员活动，以及厂外事件等引起的各种瞬变、预计运行事件及事故提供多层次的保护，以实现控制反应性、排出堆芯热量和乏燃料热量、包容放射性物质，将事故消除或限制在初发阶段，防止事故扩展，预防严重事故的发生，确保核电厂安全。设置燃料包壳、反应堆冷却剂系统压力边界和安全壳多重实体屏障， 保证每一道屏障的有效性，并为之提供保护措施，防止放射性物质释放到环境。

（2）完善的专设安全设施应对设计基准事故：为了可靠保障三大安全功能的执行，设置完善的专设安全设施，用于缓解设计基准事故。专设安全设施符合单一故障准则、可靠性、独立性、多样性等原则；为确保专设安全系统即使在全部失去厂内外电源（SBO）时，亦能执行其安全功能，中国三代核电的安全系统采用全非能动或能动 + 非能动的驱动方式。此外，还编制了应急运行规程，以指导操纵员进行设计基准事故下的核电厂操作。
（3）完善的严重事故预防和缓解措施应对设计扩展工况。

包括一回路紧急卸压系统、氢复合系统、堆芯熔融物堆内滞留系统、安全壳余热导出系统和安全壳隔离系统等。可预防安全壳的直接加热、蒸汽爆炸、大量氢气爆燃、安全壳底板熔穿、安全壳晚期超压、安全壳旁路型事故，以及安全壳事故打开（特别是停堆状态下）等严重事故。充分汲取三哩岛、切尔诺贝利和福岛核事故经验教训，设计可靠、有效的严重事故预防和缓解措施，包括能动和非能动的堆腔充水淹没系统和堆芯余热导出系统，有效地防止安全壳超压，将放射性物质包容在安全壳内，即使失去全厂电源，也能确保 72 小时内，无需人工干预，缓解严重事故。此外，还设置完善的事故管理体系，包括应急运行规程、严重事故管理导则等。

（4）设置双重安全壳：第一，外层防止外部灾害袭击：包括外部人为事件和外部自然事件；考虑到超设计的外部危害（地震、洪水），并确保“陡边效应”不会严重影响核安全；将大飞机蓄意撞击考虑进去，并确保在这种情况下反应堆能够安全停堆。第二，内层防止内部事故造成的放射性外泄，确保将放射性物质包容在安全壳内。内外安全壳间的中间环廊，保持负压环境，形成对放射性物质的双重包容。

（5）福岛核事故后，为应对类似核事故的发生，中国三代核电增设了应急水源、应急电源或移动电源的设施，以应对大范围的自然灾害或长时间的事故后果。

（6）确定论和概率论相结合：按照 HAF102、HAD102/17 和国标等相关法规的要求，对设计基准事故、没有造成堆芯明显损伤的设计扩展工况（DEC-A）和堆芯熔化的设计扩展工况（DEC-B，即严重事故）进行了全面的确定论安全分析。确定论安全评价采用保守分析原则，验证了安全系统的设计满足总体安全要求，设计基准事故后果满足法规要求，且堆芯设计满足 15% 的热工余量；概率安全评价（PSA）技术贯穿于我国自主三代核电的整个设计过程，进行核电厂整体安全水平的评估，确认满足法规要求的概率安全目标；识别设计薄弱环节，采取措施弥补安全短板。

总起来说，我国三代核电的设计完全贯彻执行了国际最高核安全标准的要求。

3 我国三代核电实现了“实际消除大量放射性释放”的安全要求

历史的经验表明：只要安全壳保持完整性，就不会发生大量放射性物质向环境释放。三哩岛核事故导致 2/3 的堆芯熔化，堆芯裂变产物大量释放，其中 133Xe：2.22×1018 Bq；135Xe：1.11×1017 Bq；131I：1.85×1017 Bq。由于安全壳内压力不高，安全壳泄漏率很小，泄漏到大气中的惰性气体很少。核电厂 80 公里半径内 200 万居民受到集体剂量当量约 20 人·希沃特（men·Sv），平均每人 0.01 mSv，公众最大个人剂量小于 1 mSv，远低于允许的剂量限值。

切尔诺贝利核事故则完全相反，由于没有安全壳，堆芯熔融所产生的大量放射性物质释放到环境中，总量达 12×1018 Bq，其中 6×1018 ～ 7×1018 Bq 为惰性气体，包括 131I：1.3×1018 ～ 1.8×1018 Bq；134Cs：5×1016 Bq；137Cs：9×1016 Bq。24 万人接受平均剂量约为 100 mSv，其中 10% 达 250 mSv，少数人甚至高达 500 mSv。在禁区30 公里范围内，事故20 小时后，撤离了4.9 万人，之后的数天到数周陆续撤离6.7 万人，切尔诺贝利核事故造成了严重的环境和生态问题。

从两次事故比较可以看出，安全壳包容性对于事故发展和后果控制起着非常重要的作用。切尔诺贝利核事故使各国认识到“核事故无国界”，均将核安全视作核电发展的根本，并成立世界核电运营者协会，共同促进了三代核电技术的发展。

对于威胁安全壳完整性的严重事故现象，我国三代核电的设计采取了以下措施。

（1）压力容器失效时的高压熔喷（HPME），使熔融物直接冲击安全相关设备或安全壳，对安全壳直接加热（DCH）、从而使安全壳完整性受到早期威胁。中国三代核电采用冗余和多样的系统预防高压熔堆。第一道防线，提供高度可靠的热量导出功能，以受控方式使一次侧降压；第二道防线，通过一回路卸压系统对一次侧直接降压，防止高压熔堆现象的发生。

（2）在堆芯熔化过程中，高温的锆包壳与水蒸气反应产生氢气，堆坑中熔融物中的金属物质的氧化也会产生氢气。氢气的聚集就会产生氢爆，导致安全壳的早期失效。中国三代核电设计了氢复合系统或电点火氢复合系统，有效消除氢爆的风险。

（3）高温的堆芯熔融物与大量冷水接触，相互作用下会产生大量水蒸气，形成蒸汽脉冲或蒸汽爆炸。若在压力容器内发生蒸汽脉冲，它可能将部分熔融物碎片和水喷入堆坑，进入安全壳；如果在堆坑发生蒸汽脉冲或蒸汽爆炸，会形成冲击波， 危及安全壳内结构以及安全壳的完整性，导致安全壳的早期损坏。中国三代核电加强了压力容器自身的结构强度设计，以抵御蒸汽爆炸的压力脉冲冲击，保证压力容器外的其他设备、结构不受影响。同时采用自动或手动措施实现堆腔注水或淹没，降低堆芯温度，以维持压力容器的完整性。

（4）导致安全壳晚期失效的严重事故工况：堆芯熔融物—混凝土相互作用导致的底板熔穿；安全壳长期排热的能力丧失。中国三代核电设置了堆腔注水淹没系统，以及非能动或者能动 + 非能动的安全壳热量导出系统。确保堆芯熔融物保持在压力容器内，并持续进行冷却。从而消除了安全壳晚期失效的风险。

总之，中国三代核电采取了全方位的严重事故缓解措施，确保了第三道屏障的完整性和安全壳热量导出，即使发生了堆芯熔融，亦能防止放射性物质外泄，从而完全实现了从设计上实际消除大量放射性释放的安全目标。

4 安全壳超压保护能够保障安全壳不受损，有利于防止安全壳晚期失效和放射性物质外泄

日本福岛核事故表明安全壳的损伤有可能导致放射性外泄到环境中，虽然福岛核电站所采用的 MARK-I 型沸水堆不同于我国压水堆机组，但是我们也要考虑我国三代核电技术应对严重事故，能否保证安全壳完整性，确保放射性有效包容。

事实上，我国自主三代核电技术采取的安全措施已足够做到“从设计上实际

消除大规模放射性释放”。为保障安全壳不受损害，又设置安全壳超压保护（安全壳湿式过滤排放）将作为后备保护，特别是在 72 小时以后，如果应急电源、应急水源得不到保障，通过安全壳超压保护系统有序排放，将有利于防止安全壳晚期失效，保障安全壳不受损，通过安全壳湿式过滤排放，有效控制放射性物质外泄。

针对失去安全壳热量导出功能情况下的计算表明：在严重事故发生后约 226.8小时后安全壳大气压力达到安全壳湿式过滤排放系统设定打开压力（0.583 MPa），安全壳内大气压力随着开启排放不断下降。随着时间的推移，堆芯余热将不断降低，有效减低安全壳内大气压力，防止安全壳晚期失效。

考虑到安全壳湿式过滤排放系统通过两级过滤，安全壳湿式过滤排放系统能够提供约为 99.99% 的气溶胶滞留率，这种滞留能力也适用于小于 0.5 mm 的小粒径气溶胶。在所有运行条件（包括超压运行）下，安全壳湿式过滤排放系统对碘分子的滞留率可大于 99.5%。进一步的试验证明，通过高效的过滤和降解，安全壳湿式过滤排放系统能够大大降低环境中的放射性剂量（3 ～ 4 个量级），采用过滤排放措施之后，放射性释放可控，并且满足法规要求，在非居住区范围之外无需采取撤离的紧急防护行动。

安全壳湿式过滤排放系统只是一种后备措施，以保证在任何情况下，应对任何严重事故，不对公众和环境带来不可接受的放射性伤害，不对生态和环境造成长期影响。这亦是一种“底线思维”的方法。正如习近平总书记多次强调：“要善于运用底线思维的方法，凡事从坏处准备，努力争取最好的结果，做到有备无患、遇事不慌，牢牢把握主动权”。

综上所述，中国三代核电吸取了我国核电设计建造和运行的经验，借鉴了国外三代核电先进理念，通过自主创新和科研试验，满足国际核电最高安全标准，实现“从设计上实际消除大规模放射性释放”的安全标准。中国三代核电具有足够的安全性。

注：本报告是中国核能行业协会重大问题联合研究《我国三代核电可实际消除大量放射性释放研究》课题的研究成果。课题组主要成员有：苏罡、章庆华、魏玮、孙金龙、毛亚蔚、严锦泉、何国伟。