由福岛核事故看中国核电

马如冰 邵一穷

（1.中国核电工程有限公司，中国 北京 100840；2.中国核工业建设集团公司，中国 北京 100037）

1 日本福岛核事故进程

2011 年3 月11 日，在日本东部海域发生了9.0 级大地震，地面运动超过了反应堆保护系统设定值，导致了反应堆自动停堆[1]。但同时，连接电厂和变电站的电缆在地震中受到损坏，导致丧失全部厂外电。应急柴油发电机按照预期启动并加载，逐渐将机组带入冷停堆状态。

遗憾的是，地震发生后约1 小时，前后共计七波海啸抵达福岛第一核电厂，基于建筑物上的水位值，海啸最高达到大约14 至15 米的高度，远超核电厂设计基准和福岛1～4 号机组的厂坪标高。海啸淹没了核电厂1～4 号机组周围的区域，水深高于地表4 至5 米，淹没损坏了一系列设备，造成了1～4 号机组全厂电力丧失以及最终热阱的丧失。随后没有热阱的堆芯/乏燃料水池过热、熔化，并导致了放射性物质的大量释放[2]。

2 国内核电厂厂址条件与日本不同

分析日本福岛核电厂放射性事故的起因，是地震导致了海啸，海啸淹没核电厂相关系统，最终核电厂失去冷却能力，从而造成了堆芯熔毁以及放射性的释放。而我国的核电厂，均能在很大程度上抵御厂址区域的地震，同时周围海域发生海啸的可能性较低，现有标高能抵御可能发生的海啸。以下分两节详细说明。

2.1 核电厂抗震情况说明

日本位于环太平洋地震带上，属于典型的多地震国家。太平洋板块与欧亚大陆板块在日本东部海域发生强烈碰撞形成日本岛链，同时太平洋板块向欧亚大陆板块下部俯冲形成日本东侧的深海沟。伴随板块碰撞和俯冲运动，构造应力不断地积累，最终造成破裂产生大地震，这就是日本3.11 地震发生的构造背景。

而我国的地震活动，无论在地震频度和地震强度方面远低于处于板块碰撞带的日本。我国核电厂选址时绝大部分厂址，尤其是当前规划核电厂建设的长江中下游地区，具备较为稳定的地质结构，多处于低地震活动区，基本可以排除大规模地震发生的可能性[3]。另外，我国核电反应堆在设计时有较大的抗震裕量。

2.2 核电厂抵御海啸能力

从沿海地区的历史地震分布中可以看出，我国的渤海、黄海以及东南沿海地区都有地震活动记载，这些历史地震多属于中等强度地震。根据区域地震构造应力场、地震地质以及海域物探等研究，这些地震大多数是由水平构造应力作用下断层发生走滑运动形成的，垂直位移相对较小，因而伴随这些地震并没有伴随发生显著的海啸。

部分专家利用模型对可能的海啸影响进行了分析计算，包括对我国沿海周边可能的海啸源估计以及这些海啸源对核电厂厂址影响的计算。计算表明，我国滨海核电厂址可能受海啸影响产生的增水值很小，估计的可能最大值也仅有2m 左右[5]。

3 国内核电机组对安全的考虑

国内核电厂的厂址条件与日本相比要优越许多，核电厂本身设计也比日本福岛核电厂要可靠。日本福岛核电厂采用的是上世纪六七十年代设计的沸水堆核电机组，而国内运行的多是上世纪九十年代以后建造的二代改进型核电机组。后续新建的核电厂均采用先进的三代核电机组，具备完善的严重事故预防和缓解设施。

本章从设计时的纵深防御着手，随后详细介绍三代核电机组的预防与缓解设施。

3.1 纵深防御原则

为了达到核安全目标，核电厂设置安全设施和措施时采用了多层次设防的总的指导原则，这就是纵深防御原则。纵深防御分为五个层次：

第一层：高质量的设计、施工及运行，使偏离正常运行状态的情况很少发生。

第二层：设置停堆保护系统和相应的支持系统，防止运行中出现的偏差发展成为事故。

第三层：设置专设安全设施，限制设计基准事故的后果，防止发生堆芯熔化的严重事故。

第四层：利用特殊设计设施，进行事故处置。

第五层：厂外应急设施和措施。

我国核电厂的设计和审查中，严格遵照了纵深防御原则。严重事故的预防和缓解作为其中的重要环节，在后续两节中详细描述。特别需要说明的是，目前压水堆核电机组均采用了大体积安全壳设计方案，在极不可能发生的严重事故后，安全壳很大程度上能包容裂变产物的释放，减轻对工作人员和公众造成的放射性危害。

3.2 严重事故的预防

目前国内在运二代改进型核电厂以及在建/拟建三代压水堆核电厂（AP1000、华龙一号）均采用了三道实体屏障和事故预防阶段的纵深防御措施，贯彻纵深防御原则以确保反应堆的安全功能。

以自主知识产权的华龙一号为例，为保证实现安全功能所设置的功能子项如下：

1）确保停堆；

2）防止重返临界；

3）维持冷却剂装量；

4）维持堆芯冷却剂流量；

5）维持热阱；

6）维持安全壳完整性；

7）确保电源和水源供应。

为了实现这些功能，设置了大量相关系统。这些设置确保了反应堆预防严重事故的能力，使核电厂发生堆芯熔毁事故的可能性降到一个极低的水平。

3.3 严重事故的缓解

福岛事故发生前，国内核电业界已经在关注严重事故的缓解，并对二代改进型核电厂进行了大量的改进工作，如安全壳内消氢系统、安全壳过滤排放系统等。福岛事故发生后，拟建三代核电厂均具备完善的严重事故缓解措施。仍以华龙一号为例，配备的严重事故缓解设施如下：

1）防止高压熔堆的设施；

2）安全壳内可燃气体控制设施；

3）安全壳过滤排放设施；

4）熔融物压力容器内保持设施；

5）非能动安全壳冷却设施；

6）非能动二次侧冷却设施；

7）严重事故管理导则。

这些严重事故缓解措施的应用，使得核电厂即便发生了可能性极低的严重事故，仍能够有很强的能力将放射性裂变产物包容在安全壳内，避免向环境的扩散。

4 结论

通过对福岛核事故起因和进程的分析，对比我国核电厂厂址条件，认为我国核电厂发生由于地震和海啸导致的放射性释放的可能性极小。

由于我国核电堆型与日本福岛核电厂堆型不同，且在纵深防御原则指导下，设置了较为完善的严重事故预防与缓解措

施，因此能够有效预防严重事故的发生并能切实缓解严重事故后果。我国核电厂具有很高的安全性，发生大规模放射性释放的可能性是极低的。

［1］张之华,等.日本福岛核事故的思考与警示[J].原子能科学技术,2012,09.

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

［3］常向东.对福岛核事故的认识与思考[R].环境保护部核与辐射安全中心“核新论坛”,2012.

［4］俞冀阳,俞而俊.核电厂事故分析[M].清华大学出版社,1991.

［5］内陆核电厂安全、环境问题及核能发展中的几个重要问题研究[J].2015.