核电站的安全结构设计与纵深设防

杨君+李愿军

摘  要：本文对核电站安全结构设计的“多重屏障”和“纵深设防”概念进行研究，提出在核电工业大力发展的政策指引下，需进一步明确政府严格监管力度以及企业在核安全方面的责任和义务。核安全的监管应建立在国家层面的核法规框架之内，系统而独立的核安全法规建设是新世纪我国核电工业稳步快速发展的基石。

关键词：核电站;结构设计;核安全;纵深设防;核安全法规

中图分类号： 文献标识码：A

一、引言

核能的发现与和平利用是科学进步与发展的一个重要里程碑，也成为世界各国经济发展的引擎。核电站与其它能源工程一样，可能因为设计不当、机械故障、运行管理失误及其它不可抗力造成各种不同程度的事故①。在全世界反应堆的整个历史中，曾经发生过各种类型的核事故。美国在1943至1967年的25年间共发生在核设施上的事故有326起，全世界发生堆芯熔化事故共有19次，其中有13次是发生在研究、实验堆上的，占总数的69%。有4次是发生在生成堆上的，有两次是发生在核电站上（其中一次发生在实验性核电站）。至今最为严重的核电站安全事故有1979年3月28日美国三里岛二号堆的堆芯熔化事故。1986年4月26日苏联（Three Mile Island）切尔诺贝利（Chernobyl）发生4号机组爆炸。2011年3月11日日本东北海域发生9级大地震，大地震引发的海啸使有世界第一大核电站之称的福岛（Fukushima）4号机组连续发生爆炸②，使世界再次陷入核恐怖之中。商用核工业的安全问题再次引发全球的高度关注。核电站的安全性是核工业发展的生命，“多重屏障、纵深设防”（multibarrier system and defence indepth concept）是核安全设计的指导方针。

二、核电站的结构设计与堆型

核电站的能量主要来自于核反应堆芯中核燃料（235U、 239Pu或233U）的裂变反应。在裂变过程中，可裂变的重核（235U、 239Pu或233U）吸收中子后可分裂成两个裂变碎片，这种裂变过程可产生巨大的能量，并释放出2～3个中子以及β和γ射线，这种裂变反应持续进行也就不断的释放出能量，实现可控的链式裂变反应，就可使1Kg的235U释放出2700吨煤所释放出的能量，这种能量被利用来产生蒸汽推动发电机。所有的核电机组都是围绕这一目的而设计的，但由于核燃料、冷却剂、冷却方式、中子慢化剂的不同，反应堆又分有许多种不同的堆型（表1），如：

（1）轻水慢化反应堆：这类堆包括压水堆（PWR）和滞水堆（BWR），以及用核过热的改进型反应堆;

（2）重水慢化反应堆：这类堆也用重水冷却，但这不是必不可少的;

（3）有机冷却反应堆：这类反应堆石墨是慢化剂，钠是冷却剂;

（4）钠-石墨反应堆：这类反应堆中，石墨是慢化剂，钠是冷却剂;

（5）气冷反应堆：这类反应堆用天然铀或浓缩铀作燃料，并用二氧化碳和氮作冷却剂;

（6）快增殖反应堆：冷却剂通常用钠，在实验系统中曾用过钠-钾合金;

（7）液体燃料反应堆：这类反应堆包括热中子增殖堆（水均匀堆），液态金属和熔盐燃料热，中子堆，以及某些快中子堆方案。

核反应堆的堆型结构存在先天性的安全缺陷，虽然核电站的技术水平在不断提高，并有重大突破，但要确保安全上的万无一失，还有很多工作要做。目前很多核工业国家对不同类型的先进压水堆进行了研发并取得了进展，这些改进型（evolutionary）先进压水堆核电机组具有代表性的有美国system 80+以及非能动型①（passive）AP1000、法国EPR（The European pressurized Reactor）、日本APWR以及APWR+、韩国KSNP+以及APR1400等。以原子核裂变而获取能量的反应堆，通常划分为四代：

第一代反应堆主要是1970年投入运行的各种原型堆，如UNGG、Shipping pont、Magnex、Fermi I;

第二代反应堆包括1970至1995年投入运行的各类商用反应堆，如压水堆、滞水堆、WWER和CANDV;

第三代反应堆主要是指ABWR、AP600、AP1000、EPR模块式高温气冷堆;

第四代核能系统把反应堆和燃料循环方面的重大创新和开发作为目标，其特点是高安全性、经济性、可靠性以及少放射性废物和核不扩散限制，现经筛选后确定有六种堆型：

WHTR：用氮气冷却特高温（1000～12000C）反应堆，主要用于制氢或制氢发电用;

GFR：用氮气作载热剂的快中子反应堆;

SFR： 用钠作载热剂的快中子反应堆;

LFR：用铅合金作载热剂的快中子反应堆;

SCWR：超临界水堆;

MSR：熔盐反应堆。

我国第一座核电站秦山一期于1985年3月20日开工，1991年12月15日开网发电，其技术现状与路线如下图所示（图1）：

中国压水堆核电站的主要技术参数如表2所示。

2007年国家发展与改革委员会公布了我国《核电中长期发展规划（2005-2020）》，迈出了“积极发展核电”的重要一步，提出2020年核电装机容量应达到4000Mw。近期目标（2010年以前）是开发和引进美国西屋公司AP1000堆型，远期目标（2030年）前是参与国际合作开发PBMR（The pebble-bed module reactor）和IRSI（The international Reactor innovative  & secure）非能动型先进轻水堆或先进气冷堆。

三、核电站安全的基本原则与保障

核电站总的安全目标在建立并维持一套有效的防护措施，以保证人员、社会及环境免遭放射性危害。国际原子能机构（IAEA）下设国际核安全咨询组（INSAG），该组织提出三个最重要的安全目标，即安全总目标、辐射防护目标及技术安全目标，并安排了一套由十二个基本安全原则所组成的基本安全原则（三个与安全处置有关，三个与纵深防御有关，还有六个是技术原则），它为众多的具体安全原则提供了一个总的框架。表3给出了安全目标和安全原则的结构表达方式：

表3  INSAG的核电厂安全目标和安全原则

专注于设计防止核电站放射性物质泄漏的多重屏障主要有三道：

第一道屏障——燃料包壳（cladding）。燃料芯块叠装在锆合金管中，把管子密封起来，组成燃料棒，一般称锆管为燃料包壳，它把核燃料裂变后产生的放射性物质密封在燃料包壳之内，不使漏出，这是第一道屏障。

第二道屏障——压力壳pressure vessel，即反应堆冷却剂压力边界。燃料包壳密封万一破坏，放射性物质虽会漏到水中，但仍然在一回路系统密闭循环之内，这个密闭的一回路系统统称反应堆冷却剂压力边界（RCPB）①，主要由壁厚200um左右厚的压力壳（Pressure vessel）②和不锈钢无缝钢管，其循环主泵和蒸汽发生器也都各有特殊措施防止一回路水泄露。

第三道屏障-安全壳（containing vessel，containment）前包容反应堆的一种气密性的壳体或其他密闭装置，主要用于在事故情况下控制裂变产物不致向大气释出。它是一个圆筒形的大型预应力钢筋混凝土建筑物，内径37mm或39mm，高60m～70m，壁厚约1m，内衬一层6mm厚的不锈钢钢板以形成完全密封的大厅，一回路系统的设备都安装这里，如果一回路系统发生泄漏，安全壳可将漏出的放射性物质包含在大厅内。安全壳在设计上除了密封性能要求外，还要求有抗击外来冲击的能力，如承受喷气式飞机堕毁式的撞击，以及地震时冲击力。

核电站除设计时围绕保证三道屏障的完整性之外，进一步实施“纵深防御”战略。纵深防御概念为核电厂的安全措施和安全设施提供了总战略，其原则为补救潜在的人因差错或机械失效时防止放射性物质释放到环境中，这个概念包括防止损坏电厂和屏障本身来保护这些屏障，还包括进一步的措施使得在这些屏障不完全有效的情况下不致危及公众和环境。纵深防御也包括三个措施：

第一个措施首先是提高核电站的设计和制造质量，以确保核电站的运行安全。

第二个措施是设计一整套完整的保护系统，这些保护系统能对不正常的运行瞬态（OPTRAN，operational-transient）进行控制直至停止，从而保持各屏障的完整性。

第三个措施是有一套工程安全设施，在核电站发生事故甚至严重事故情况下，这些工程安全设施能够发挥作用，不使事故扩大，防止堆芯发生烧毁，保证第三道屏障即安全壳的完整性。最终目的就是使放射性物质的外逸在允许的范围之内（表4）。

表4 核电站纵深设防概貌

对策 事故预防 事故缓解

事件 正常运行 预期运行工况 设计基准与复杂运行工况 严重事故超设计基准

控制 正常运行活动 设计基准事故的控制 事故处理

规程 正常运行规程 应急运行规程 极限情况下的应急规程

防御设施 正常运行系统 专设安全设施 特殊设计设施 厂外应急准备

屏障状态 规定燃料允许工作范围 燃料破损 严重破损 燃料熔化 熔芯 安全壳失效

四、核安全的进一步讨论

在核电工业发展的规划蓝图中，应坚持“安全第一，质量第一”的原则，完善核电安全保障体系，加快法律法规建设。作为曾经的参与者之一，应该客观地说，后者仍然是我国核电工业发展的一块短板，我国核电产业将会以CNP1000、CPR1000和AP1000为优先选用的先进压水堆核电机组作为发展方向，并把AP1000作为未来核电技术路线的基本堆型进行开发，尽早形成我国核电技术路线，迎头赶上世界核能开发的时代潮流，况且第四代核能技术（Generation IV）的研发尚需几十年的努力。这种以政府为主导的推动型发展被认为是世界核电工业在中国展露的第一缕曙光，这是很令人感到振奋的。但是，我们也看到，世界最大的核工业国家美国自20世纪80年代至今没有新的核电站订单，而现有的核电站也先后达到设计寿期（通常为40年），所以核电工业在美国“一条腿和脚已经踏进了坟墓”。这里的主要原因有二：首先是现有的核能技术不可能做到安全上的“万无一失”，一旦出现安全故障只能束手无策，毫无办法。

1979年3月28日发生的三哩岛2号堆的核事故即为一例①。只要以核裂变方式获取能量的技术都存在这一问题;其次是核废物处理和处置。目前存放在华盛顿，南卡莱罗纳和爱德华州的政府工厂中有7000万加仑的高辐射军用废料;有6900万立方英尺的低辐射商用及军用废料存于南卡莱罗纳及肯塔基州的浅沟中;1.4亿吨的铀尾矿堆积如山，遍及南部，约7000吨商用反应堆产生的废燃料存放于反应堆所在地的冷水塘或“游泳池”中的支架上，而这些核废物的总毒性甚至达到上亿年。所以核废物处置被称之为“烫手的山芋”，核废物（包括核电站不同堆型运行中所产生的废液、废气，反应堆燃料等）的分类，运输，储存，处置及相关的法规建设都应先行一步，现在我们还没有做好这方面的准备。

我们现在的核电工业发展主要是政府主导的，而政府的监管职能被弱化或不到位，这就形成政府的大包大揽，政府出资企业受益，一旦出问题，企业推举幕后二政府走向前台总揽全局，受益是企业的，风险是政府的。这种发展模式是不可持续的，与世界各国的做法相悖。仍以美国为例，1946年美国国会通过了《原子能法》（Atomic Energy Act），规定设立原子能委员会（USAEC，United States Atomic Energy Commission），以发展和平利用原子能的计划，并设置了国会原子能委员会以监督原子能委员会的活动。1953年12月总统艾森豪威尔宣布期待已久的和平利用原子能计划，呼吁与其他国家协议以分享科技专门知识，当时美国大部分的核技术仍保留在高度机密状态。原子能委员会主席刘易斯·斯特劳斯（Lewis Strauss）是一位忠实的保守派，他坚持应由私营工业界发展商业核能，而不应该由政府负担。1954年，国会修改了原子能法案，认为核设施可为私人拥有，由院子能委员会发给执照。1957年国会又通过《普赖斯-安德森法案》（Price-Andersen Act）使电力公司在严重核意外事故发生时要承担相应的赔偿责任。1975年该法案经修改，实际上免去了政府在这个保险计划中的责任。

政府在核电工业中的主要职责是核安全的监管和控制，这机会是所有核工业国家的通用法则，国家对核电厂的管理首先是建立和健全相适应的核安全法规（Code），导则（Regulatory guide）和标准（Standard）。核技术是美国控制最严的一种技术。1947年，美国原子能委员会成立反应堆安全保障委员会，以审定拟建设核设施的危险性。1956年美国原子能委员会颁发《民用原子工业基本法》。1975年美国核管理委员会（United States Nuclear Regulatory Commission）成立后接管了制定核法规和管理民用核设施的权利。美国联邦法规（Code of Federal Regulations）共有50篇，其中第10篇（10CFR）为能源，美国核管理委员会制定的法规发表在第10篇第1卷（0～199部分）上。为便于贯彻执行有关法规，核管理委员会还制定了法规导则，这些导则共分10个部分：（1）动力反应堆导则，（2）研究和试验用反应堆导则，（3）核燃料和物资设备，（4）环境和厂址导则，（5）物料和核电厂保护导则，（6）产品导则，（7）放射性材料的包装和运输，（8）职业保健导则，（9）反垄断审查导则，（10）一般导则。这些导则提供了符合法规要求的指导和可行的解决办法，对许多技术问题明确了要求，具体达到的目标、数据和方法。

美国还有一系列国家标准（ANSO，American National Standard），由美国国家标准学会统一管理，但具体标准的制定由各专门学会和协会负责。与核电站有关的如美国机械工程师协会（受压容器及其他设备）、美国试验与材料协会（核材料及其他材料）、美国电气与电子工程协会（仪器仪表）、保健物理学会（环境监测）、国家防火协会和电子工业协会（电子设备）等制定的标准。而美国核学会（American Nuclear Society）中的标准委员会成立于1956年，是最初成立的7个国家标准委员会之一，核学会标准委员会秘书处下设有5个N委员会（N16-核临界安全，N17-研究堆，反应堆物理和辐射屏蔽，N18-核设计准则，N19-非放射性环境效应，N48-放射性废物管理）。现已颁布实行的需要遵从的核标准在1千个以上。

在严格核安全法规规范下，民用核工业始终保持世界工业界最好的安全记录。国际核安全的发展分为四个时期：1957～1967年为设计安全期，1967～1979年为建造安全期，1979～1986年为运行安全期，1986年及以后为国际安全合作期。未来核电站的安全依然需要国际政府间的合作和严格的法规监管。2007年我国也颁布了《民用核设备监督管理条例》，旨在加强对民用核安全设备的监督管理，保障其运行安全，预防核事故，保障工作人员和公众健康、保护环境、促进核能事业的发展，但确保核安全我们还有很长的路要走。

参考文献：

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[4] US NRC. Regulatory Guide 4.7 （Rev.1），1975 [S] .General site suitability Criteria for Nuclear Power station.

[5] 核科学技术情报研究所.世界核工业概览（上册）[M].北京：原子能出版社，1989.

[6] 国家核安全局.核安全综合报告，NNSA-0010[C].全国核安全研讨会文集，1990.

[7] 李愿军.核动力工程选址中的能动断层研究[D].国家地震局地质研究所，1994.

[8] 王秀清.世界核电复兴的里程碑—中国核电发展前沿报告[R].北京：科学出版社，2008.

① 非能动型压水反应堆AP1000是由美国西屋公司（Westinghouse）在AP600设计理念基础上提出的，2005年12月31日由美国核管理委员会（NRC）宣布批准AP1000设计许可证。Passively safe reactor即非能动安全反应堆或译为固有安全反应堆，意旨在极低概率事件条件下可实行自行安全停堆。

① RCPB，reactor cool and pressure boundary，反应堆冷却剂压力边界包括压力容器，一回路管道系统，泵，阀门等高压设备。

② 压力壳为核反应堆堆芯部分的厚壁容器外壳，通常其中还装有慢化剂，反射剂，热屏蔽层及控制棒。

① 美国三哩岛-2核电厂事故是世界核电史上发生的第一起严重事故，1978年12月投入商业运行，1979年3月28日发生失水熔堆事故，前后不到4个月，三哩岛-2核电厂的基建投资为8亿美元，而事故后的处理工作在10年间花去越10亿美元，通用公共事业公司（GPU）为这笔资金而大伤脑筋。

（本文审稿 张端丹）