馬如冰 邵一窮

（1.中國核電工程有限公司，中國 北京 100840；2.中國核工業(yè)建設(shè)集團(tuán)公司，中國 北京 100037）

1 日本福島核事故進(jìn)程

2011 年3 月11 日，在日本東部海域發(fā)生了9.0 級大地震，地面運動超過了反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)設(shè)定值，導(dǎo)致了反應(yīng)堆自動停堆[1]。但同時，連接電廠和變電站的電纜在地震中受到損壞，導(dǎo)致喪失全部廠外電。應(yīng)急柴油發(fā)電機按照預(yù)期啟動并加載，逐漸將機組帶入冷停堆狀態(tài)。

遺憾的是，地震發(fā)生后約1 小時，前后共計七波海嘯抵達(dá)福島第一核電廠，基于建筑物上的水位值，海嘯最高達(dá)到大約14 至15 米的高度，遠(yuǎn)超核電廠設(shè)計基準(zhǔn)和福島1～4 號機組的廠坪標(biāo)高。海嘯淹沒了核電廠1～4 號機組周圍的區(qū)域，水深高于地表4 至5 米，淹沒損壞了一系列設(shè)備，造成了1～4 號機組全廠電力喪失以及最終熱阱的喪失。隨后沒有熱阱的堆芯/乏燃料水池過熱、熔化，并導(dǎo)致了放射性物質(zhì)的大量釋放[2]。

2 國內(nèi)核電廠廠址條件與日本不同

分析日本福島核電廠放射性事故的起因，是地震導(dǎo)致了海嘯，海嘯淹沒核電廠相關(guān)系統(tǒng)，最終核電廠失去冷卻能力，從而造成了堆芯熔毀以及放射性的釋放。而我國的核電廠，均能在很大程度上抵御廠址區(qū)域的地震，同時周圍海域發(fā)生海嘯的可能性較低，現(xiàn)有標(biāo)高能抵御可能發(fā)生的海嘯。以下分兩節(jié)詳細(xì)說明。

2.1 核電廠抗震情況說明

日本位于環(huán)太平洋地震帶上，屬于典型的多地震國家。太平洋板塊與歐亞大陸板塊在日本東部海域發(fā)生強烈碰撞形成日本島鏈，同時太平洋板塊向歐亞大陸板塊下部俯沖形成日本東側(cè)的深海溝。伴隨板塊碰撞和俯沖運動，構(gòu)造應(yīng)力不斷地積累，最終造成破裂產(chǎn)生大地震，這就是日本3.11 地震發(fā)生的構(gòu)造背景。

而我國的地震活動，無論在地震頻度和地震強度方面遠(yuǎn)低于處于板塊碰撞帶的日本。我國核電廠選址時絕大部分廠址，尤其是當(dāng)前規(guī)劃核電廠建設(shè)的長江中下游地區(qū)，具備較為穩(wěn)定的地質(zhì)結(jié)構(gòu)，多處于低地震活動區(qū)，基本可以排除大規(guī)模地震發(fā)生的可能性[3]。另外，我國核電反應(yīng)堆在設(shè)計時有較大的抗震裕量。

2.2 核電廠抵御海嘯能力

從沿海地區(qū)的歷史地震分布中可以看出，我國的渤海、黃海以及東南沿海地區(qū)都有地震活動記載，這些歷史地震多屬于中等強度地震。根據(jù)區(qū)域地震構(gòu)造應(yīng)力場、地震地質(zhì)以及海域物探等研究，這些地震大多數(shù)是由水平構(gòu)造應(yīng)力作用下斷層發(fā)生走滑運動形成的，垂直位移相對較小，因而伴隨這些地震并沒有伴隨發(fā)生顯著的海嘯。

部分專家利用模型對可能的海嘯影響進(jìn)行了分析計算，包括對我國沿海周邊可能的海嘯源估計以及這些海嘯源對核電廠廠址影響的計算。計算表明，我國濱海核電廠址可能受海嘯影響產(chǎn)生的增水值很小，估計的可能最大值也僅有2m 左右[5]。

3 國內(nèi)核電機組對安全的考慮

國內(nèi)核電廠的廠址條件與日本相比要優(yōu)越許多，核電廠本身設(shè)計也比日本福島核電廠要可靠。日本福島核電廠采用的是上世紀(jì)六七十年代設(shè)計的沸水堆核電機組，而國內(nèi)運行的多是上世紀(jì)九十年代以后建造的二代改進(jìn)型核電機組。后續(xù)新建的核電廠均采用先進(jìn)的三代核電機組，具備完善的嚴(yán)重事故預(yù)防和緩解設(shè)施。

本章從設(shè)計時的縱深防御著手，隨后詳細(xì)介紹三代核電機組的預(yù)防與緩解設(shè)施。

3.1 縱深防御原則

為了達(dá)到核安全目標(biāo)，核電廠設(shè)置安全設(shè)施和措施時采用了多層次設(shè)防的總的指導(dǎo)原則，這就是縱深防御原則?？v深防御分為五個層次：

第一層：高質(zhì)量的設(shè)計、施工及運行，使偏離正常運行狀態(tài)的情況很少發(fā)生。

第二層：設(shè)置停堆保護(hù)系統(tǒng)和相應(yīng)的支持系統(tǒng)，防止運行中出現(xiàn)的偏差發(fā)展成為事故。

第三層：設(shè)置專設(shè)安全設(shè)施，限制設(shè)計基準(zhǔn)事故的后果，防止發(fā)生堆芯熔化的嚴(yán)重事故。

第四層：利用特殊設(shè)計設(shè)施，進(jìn)行事故處置。

第五層：廠外應(yīng)急設(shè)施和措施。

我國核電廠的設(shè)計和審查中，嚴(yán)格遵照了縱深防御原則。嚴(yán)重事故的預(yù)防和緩解作為其中的重要環(huán)節(jié)，在后續(xù)兩節(jié)中詳細(xì)描述。特別需要說明的是，目前壓水堆核電機組均采用了大體積安全殼設(shè)計方案，在極不可能發(fā)生的嚴(yán)重事故后，安全殼很大程度上能包容裂變產(chǎn)物的釋放，減輕對工作人員和公眾造成的放射性危害。

3.2 嚴(yán)重事故的預(yù)防

目前國內(nèi)在運二代改進(jìn)型核電廠以及在建/擬建三代壓水堆核電廠（AP1000、華龍一號）均采用了三道實體屏障和事故預(yù)防階段的縱深防御措施，貫徹縱深防御原則以確保反應(yīng)堆的安全功能。

以自主知識產(chǎn)權(quán)的華龍一號為例，為保證實現(xiàn)安全功能所設(shè)置的功能子項如下：

1）確保停堆；

2）防止重返臨界；

3）維持冷卻劑裝量；

4）維持堆芯冷卻劑流量；

5）維持熱阱；

6）維持安全殼完整性；

7）確保電源和水源供應(yīng)。

為了實現(xiàn)這些功能，設(shè)置了大量相關(guān)系統(tǒng)。這些設(shè)置確保了反應(yīng)堆預(yù)防嚴(yán)重事故的能力，使核電廠發(fā)生堆芯熔毀事故的可能性降到一個極低的水平。

3.3 嚴(yán)重事故的緩解

福島事故發(fā)生前，國內(nèi)核電業(yè)界已經(jīng)在關(guān)注嚴(yán)重事故的緩解，并對二代改進(jìn)型核電廠進(jìn)行了大量的改進(jìn)工作，如安全殼內(nèi)消氫系統(tǒng)、安全殼過濾排放系統(tǒng)等。福島事故發(fā)生后，擬建三代核電廠均具備完善的嚴(yán)重事故緩解措施。仍以華龍一號為例，配備的嚴(yán)重事故緩解設(shè)施如下：

1）防止高壓熔堆的設(shè)施；

2）安全殼內(nèi)可燃?xì)怏w控制設(shè)施；

3）安全殼過濾排放設(shè)施；

4）熔融物壓力容器內(nèi)保持設(shè)施；

5）非能動安全殼冷卻設(shè)施；

6）非能動二次側(cè)冷卻設(shè)施；

7）嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則。

這些嚴(yán)重事故緩解措施的應(yīng)用，使得核電廠即便發(fā)生了可能性極低的嚴(yán)重事故，仍能夠有很強的能力將放射性裂變產(chǎn)物包容在安全殼內(nèi)，避免向環(huán)境的擴散。

4 結(jié)論

通過對福島核事故起因和進(jìn)程的分析，對比我國核電廠廠址條件，認(rèn)為我國核電廠發(fā)生由于地震和海嘯導(dǎo)致的放射性釋放的可能性極小。

由于我國核電堆型與日本福島核電廠堆型不同，且在縱深防御原則指導(dǎo)下，設(shè)置了較為完善的嚴(yán)重事故預(yù)防與緩解措

施，因此能夠有效預(yù)防嚴(yán)重事故的發(fā)生并能切實緩解嚴(yán)重事故后果。我國核電廠具有很高的安全性，發(fā)生大規(guī)模放射性釋放的可能性是極低的。

［1］張之華,等.日本福島核事故的思考與警示[J].原子能科學(xué)技術(shù),2012,09.

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

［3］常向東.對福島核事故的認(rèn)識與思考[R].環(huán)境保護(hù)部核與輻射安全中心“核新論壇”,2012.

［4］俞冀陽,俞而俊.核電廠事故分析[M].清華大學(xué)出版社,1991.

［5］內(nèi)陸核電廠安全、環(huán)境問題及核能發(fā)展中的幾個重要問題研究[J].2015.