AP1000核電廠在日本福島核事故條件下的響應(yīng)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(yán)重核事故，深刻影響了世界核電發(fā)展進(jìn)程以及公眾對(duì)核電的信心和信任，后果非常嚴(yán)重，教訓(xùn)也相當(dāng)深刻。AP1000作為第三代非能動(dòng)壓水堆核電技術(shù)，革命性地采用了非能動(dòng)設(shè)計(jì)理念，專設(shè)安全設(shè)施不依賴于交流電源，有效降低了設(shè)備故障和人因失誤引發(fā)嚴(yán)重事故的可能。經(jīng)評(píng)估分析，AP1000核電廠不僅能夠抵御類似福島的超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故，還能夠在類似福島核事故疊加極低概率嚴(yán)重事故的情況下實(shí)現(xiàn)堆芯和乏燃料長(zhǎng)期冷卻，避免放射性物質(zhì)釋放到環(huán)境中。

關(guān)鍵詞：福島核事故? 全廠斷電? AP1000? 非能動(dòng)? 超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故

中圖分類號(hào)：TL93? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ?文獻(xiàn)標(biāo)識(shí)碼：A? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? 文章編號(hào)：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(fā)生的日本福島核事故是繼1979年美國(guó)三哩島核事故、1986年前蘇聯(lián)切爾諾貝利核事故之后的世界第三起嚴(yán)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(fā)展進(jìn)程以及公眾對(duì)核電的信心和信任，后果非常嚴(yán)重，教訓(xùn)也相當(dāng)深刻。

從事故性質(zhì)看，福島核事故是一起由極端外部事件疊加導(dǎo)致全廠斷電而引發(fā)的群堆共模嚴(yán)重事故[1]。超強(qiáng)地震與超大海嘯的疊加造成長(zhǎng)時(shí)間的全廠斷電，堆芯和乏燃料長(zhǎng)期得不到冷卻，最終導(dǎo)致嚴(yán)重事故的發(fā)生，造成外層反應(yīng)堆廠房和乏燃料廠房破損，放射性物質(zhì)大量釋放到環(huán)境中。大地震及其引發(fā)的大海嘯，實(shí)質(zhì)只是導(dǎo)致了全廠斷電事故的發(fā)生，對(duì)全廠斷電事故應(yīng)對(duì)不力才是導(dǎo)致事故升級(jí)的根本原因，這其中既包括早期沸水堆的設(shè)計(jì)缺陷，也包括日本政府、東京電力公司等機(jī)構(gòu)在應(yīng)對(duì)事故時(shí)的種種人因失誤與能力缺失。

1.1 自然災(zāi)害因素

超強(qiáng)地震疊加超大海嘯的極端外部自然災(zāi)害是導(dǎo)致事故發(fā)生的直接誘因。福島第一核電站海嘯設(shè)防高度為5.7m，福島第二核電站海嘯設(shè)防高度為5.2m，海嘯數(shù)據(jù)是基于8.0級(jí)地震設(shè)防[3]。因此，引發(fā)事故的9.0級(jí)大地震和最大浪高達(dá)到約14m的大海嘯，遠(yuǎn)遠(yuǎn)超出了電站的設(shè)計(jì)基準(zhǔn)，同時(shí)也超過了世界所有在運(yùn)、在建二代及三代核電站的設(shè)計(jì)基準(zhǔn)。

1.2 設(shè)計(jì)缺陷

福島第一核電站是20世紀(jì)60年代設(shè)計(jì)建造的早期沸水堆電站，當(dāng)時(shí)并沒有形成嚴(yán)重事故的清晰概念，更談不上預(yù)防和緩解嚴(yán)重事故的安全措施。

（1）專設(shè)安全設(shè)施為能動(dòng)設(shè)計(jì)，嚴(yán)重依賴于交流電源。這次事故中，強(qiáng)地震加大海嘯不僅毀壞了外電網(wǎng)，還使得廠區(qū)自備的應(yīng)急柴油發(fā)電機(jī)失效，全部交流電源喪失，最重要的專設(shè)安全設(shè)施應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)不能正常投用，堆芯長(zhǎng)時(shí)間得不到冷卻。

（2）安全殼內(nèi)沒有任何消氫設(shè)計(jì)。由于設(shè)計(jì)年代較早，設(shè)計(jì)認(rèn)為堆芯極不可能熔化，安全殼設(shè)計(jì)中未考慮裝針對(duì)嚴(yán)重事故氫氣風(fēng)險(xiǎn)的相關(guān)系統(tǒng)，沒有有效的氫氣濃度監(jiān)測(cè)和消氫措施，致使事故中安全殼和乏燃料廠房?jī)?nèi)的氫氣濃度持續(xù)上升，與廠房?jī)?nèi)的氧氣發(fā)生化學(xué)反應(yīng)，從而導(dǎo)致1-4號(hào)機(jī)組接連發(fā)生爆炸，安全殼廠房受損，放射性大量釋入大氣環(huán)境[1]。

（3）安全殼設(shè)計(jì)理念存在缺陷，自由空間比較小，存在超壓失效風(fēng)險(xiǎn)。

（4）未考慮堆芯熔融物滯留設(shè)計(jì)。早期設(shè)計(jì)認(rèn)為沸水堆堆芯極不可能熔化，更不會(huì)考慮堆芯熔融物穿透壓力容器壁的嚴(yán)重后果。

（5）沸水堆機(jī)組結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)易導(dǎo)致放射性泄漏。與壓水堆機(jī)組不同，沸水堆產(chǎn)生的推動(dòng)汽輪機(jī)的蒸汽是由核燃料直接加熱，事故狀態(tài)下若需要給反應(yīng)堆緊急降壓，只能將帶有放射性的蒸汽直接排放，從而導(dǎo)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(tài)指示、局部位置不可到達(dá)，一些緩解事故的干預(yù)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(xiǎn)救災(zāi)活動(dòng)嚴(yán)重受阻，電站受損程度遠(yuǎn)遠(yuǎn)超出了預(yù)期[2]。

（7）放射性廢水處理設(shè)施設(shè)計(jì)不足。在事故初期，為緩解事故后果，向1-4號(hào)機(jī)組的安全殼和乏燃料水池內(nèi)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(xiàn)。由于放射性廢水處理設(shè)施準(zhǔn)備不足，時(shí)至今日，廠內(nèi)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(zāi)害因素和設(shè)計(jì)缺陷外，電站運(yùn)營(yíng)方和政府機(jī)構(gòu)表現(xiàn)出的種種失職和無能也進(jìn)一步擴(kuò)大了事故后果。

（1）營(yíng)運(yùn)方失職，核安全意識(shí)淡薄。

東京電力公司作為世界知名核電運(yùn)營(yíng)商，在事故前后及處理過程中的表現(xiàn)卻令世人大跌眼鏡，難以置信。

首先是核安全意識(shí)淡薄，歷史表現(xiàn)極其不堪，安全記錄和試驗(yàn)數(shù)據(jù)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(fā)生爆炸后并未在第一時(shí)間向日本政府匯報(bào)真實(shí)情況，而是選擇隱瞞實(shí)情，從而導(dǎo)致政府部門和自衛(wèi)隊(duì)錯(cuò)過了最佳救援時(shí)機(jī)，事故才一發(fā)不可收拾。

（2）日本政府處置失當(dāng)，核應(yīng)急管理經(jīng)驗(yàn)缺失。

日本政府對(duì)于本次事故的發(fā)生和處理同樣難辭其咎。

首先是對(duì)營(yíng)運(yùn)方的核安全監(jiān)管和執(zhí)法長(zhǎng)期嚴(yán)重失職;其次是未能做到信息公開，核應(yīng)急經(jīng)驗(yàn)缺失。核事故應(yīng)急的關(guān)鍵在于能否及時(shí)向社會(huì)和公眾公開事故信息;最后是盲目拒絕國(guó)際援助，貽誤了抗災(zāi)救險(xiǎn)的寶貴時(shí)機(jī)[1]。

2? AP1000相關(guān)系統(tǒng)設(shè)計(jì)

2.1 AP1000專設(shè)安全系統(tǒng)設(shè)計(jì)

AP1000核電廠與傳統(tǒng)壓水堆核電廠的最大區(qū)別，是在專設(shè)安全系統(tǒng)的設(shè)計(jì)中引入了“非能動(dòng)”理念。非能動(dòng)安全系統(tǒng)利用重力、自然循環(huán)、壓縮氣體的儲(chǔ)能等自然驅(qū)動(dòng)力，無需操縱人員的行動(dòng)控制，實(shí)現(xiàn)堆芯冷卻和安全殼熱量導(dǎo)出;取消了安全級(jí)的應(yīng)急柴油發(fā)電機(jī)組，啟動(dòng)與運(yùn)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(tǒng)（如1E級(jí)交流電源、安全級(jí)的冷卻水系統(tǒng)）;系統(tǒng)閥門數(shù)量大幅減少，并遵循“失效安全”準(zhǔn)則，在失去電源或收到安全保護(hù)信號(hào)時(shí)自動(dòng)開啟，提高了系統(tǒng)運(yùn)行的可靠性[3]。AP1000非能動(dòng)安全系統(tǒng)示意如圖1所示。

2.2 其他相關(guān)系統(tǒng)設(shè)計(jì)

除了堆芯應(yīng)急冷卻系統(tǒng)，福島核事故過程中還涉及了其他安全相關(guān)的系統(tǒng)和設(shè)備，包括乏燃料池冷卻系統(tǒng)、應(yīng)急柴油發(fā)電機(jī)、1E級(jí)蓄電池組、主控室應(yīng)急可居留系統(tǒng)、廠內(nèi)備用水源等。

AP1000乏燃料池冷卻系統(tǒng)（SFS）與乏燃料安全相關(guān)的冷卻和屏蔽功能由池水完成。SFS不要求用來緩解設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故。在不大可能發(fā)生的SFS長(zhǎng)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(nèi)，水位維持在乏燃料組件之上。初始的72h內(nèi)由安全相關(guān)的水源供水。72h～7d內(nèi)，由非能動(dòng)安全殼輔助冷卻水儲(chǔ)存箱用重力自流方式向乏燃料池補(bǔ)水[3]。

設(shè)在輔助廠房4層的主控室應(yīng)急可居留系統(tǒng)（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(jìn)入主控室，確保事故后72h內(nèi)主控室可用。72h后，可運(yùn)行主控室輔助風(fēng)機(jī)，從VES吸入口抽取空氣，經(jīng)管道送至主控室來確保主控室的可居留性。VES自動(dòng)觸發(fā)，非能動(dòng)運(yùn)行，除了閥門一次性動(dòng)作外，不需要廠外或廠內(nèi)任何交流電源[3]。

此外，AP1000核電廠還設(shè)計(jì)了其他廠內(nèi)和廠外的縱深防御系統(tǒng)，滿足72h后的長(zhǎng)期冷卻需求，廠內(nèi)設(shè)施能力可滿足4～7d要求，比如非能動(dòng)安全殼輔助冷卻水儲(chǔ)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(qiáng)措施，AP1000設(shè)置了永久性補(bǔ)水和外電源接口，同時(shí)配置了移動(dòng)電源和移動(dòng)泵，可在需要時(shí)投入使用[3]。

綜上所述，AP1000核電廠采用非能動(dòng)安全系統(tǒng)和完備的縱深防御系統(tǒng)，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(yīng)分析

3.1 AP1000核電廠在福島核事故條件下的響應(yīng)過程

福島核事故后，國(guó)家核電技術(shù)公司和美國(guó)西屋公司分別對(duì)AP1000核電廠在福島核事故條件下的應(yīng)對(duì)能力開展了全面的分析評(píng)估。評(píng)估表明：AP1000核電廠可以抵御類似福島的超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故的巨大沖擊;在事故后72h內(nèi)，非能動(dòng)安全系統(tǒng)將電廠逐步帶入安全停堆狀態(tài)，最大限度減少了操縱人員干預(yù)和對(duì)外部電源的依賴;反應(yīng)堆堆芯或乏燃料池不會(huì)發(fā)生燃料破損;安全殼可維持其完整性，放射性不會(huì)泄漏到環(huán)境中;72h內(nèi)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(fā)嚴(yán)重事故的可能性。

下面根據(jù)AP1000核電廠的設(shè)計(jì)特點(diǎn)，按照福島核事故的發(fā)展序列分析其響應(yīng)過程。

假定事故前AP1000核電廠正常運(yùn)行。發(fā)生類似福島的超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)地震后，外部電網(wǎng)迅速解列，電廠喪失廠外交流電，安全級(jí)的控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)設(shè)計(jì)可保證控制棒自由下落，實(shí)現(xiàn)反應(yīng)堆緊急停堆，同時(shí)汽輪機(jī)跳閘甩負(fù)荷。此時(shí)反應(yīng)堆冷卻劑泵、主給水泵和循環(huán)水泵停運(yùn)不可用，電廠通過以下動(dòng)作來實(shí)現(xiàn)安全停堆和堆芯衰變熱導(dǎo)出：

（1）廠內(nèi)備用柴油發(fā)電機(jī)自動(dòng)投運(yùn)，向要求的非安全系統(tǒng)供電;

（2）通過大氣釋放閥讓蒸汽發(fā)生器直接向大氣排放蒸汽;

（3）由啟動(dòng)給水系統(tǒng)向蒸汽發(fā)生器供水;

（4）反應(yīng)堆冷卻劑以自然循環(huán)方式流向蒸汽發(fā)生器;

（5）一回路水裝量和硼濃度由化學(xué)和容積控制系統(tǒng)來控制;

（6）手動(dòng)啟動(dòng)穩(wěn)壓器電加熱器和化學(xué)和容積控制系統(tǒng)補(bǔ)水泵，一回路壓力由穩(wěn)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(fā)電機(jī)房，導(dǎo)致廠內(nèi)外交流電全部喪失、啟動(dòng)給水和化容系統(tǒng)不可用，1E級(jí)蓄電池組自動(dòng)向特定負(fù)荷供電。當(dāng)啟動(dòng)給水低流量或蒸汽發(fā)生器寬量程低水位信號(hào)出現(xiàn)時(shí)，非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)自動(dòng)觸發(fā)投入運(yùn)行，通過自然循環(huán)方式將堆芯余熱帶至安全殼，實(shí)現(xiàn)一回路的降溫降壓。非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)運(yùn)行一段時(shí)間后，反應(yīng)堆冷卻劑壓力或溫度低至整定值時(shí)，將產(chǎn)生專設(shè)安全系統(tǒng)觸發(fā)信號(hào)，堆芯補(bǔ)水箱啟動(dòng)，將含硼水注入反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)，緩解反應(yīng)性瞬變并提供要求的停堆裕度。由于反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)沒有破口，不會(huì)降壓到觸發(fā)自動(dòng)降壓系統(tǒng)和安注箱動(dòng)作。在工況穩(wěn)定后，將終止非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)的運(yùn)行，啟動(dòng)正常的停堆程序。

應(yīng)當(dāng)指出，海嘯發(fā)生后，安全殼和輔助廠房因設(shè)置了防水封堵措施，其相關(guān)安全監(jiān)測(cè)和控制功能繼續(xù)保持，非能動(dòng)安全系統(tǒng)不受海嘯影響，仍可持續(xù)運(yùn)行。非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)繼續(xù)排出堆芯衰變熱，保證反應(yīng)堆在72h內(nèi)維持安全停堆狀態(tài)。由于非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)換熱產(chǎn)生的水蒸汽在安全殼穹頂凝結(jié)并回流至安全殼內(nèi)換料水箱，維持安全殼內(nèi)的長(zhǎng)期水源。同時(shí)，安全殼內(nèi)的熱量通過鋼制安全殼進(jìn)行熱傳遞，并由非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)噴灑水形成的水膜和安全殼外自然對(duì)流的空氣排入大氣，以保證安全殼完整性、包容事故產(chǎn)生的所有放射性物質(zhì)。

正常運(yùn)行的乏燃料池冷卻系統(tǒng)可能由于地震失效，導(dǎo)致水池溫度升高。通過蒸發(fā)，乏燃料水池的熱容量可維持乏燃料72h的冷卻。72h后，可啟動(dòng)輔助柴油發(fā)電機(jī)向非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)（PCS）再循環(huán)泵供電，為非能動(dòng)安全殼冷卻水儲(chǔ)存箱和乏燃料池供水，以滿足乏燃料和非能動(dòng)安全系統(tǒng)的冷卻需求。若72h后輔助柴油發(fā)電機(jī)由于地震或海嘯失效，此時(shí)可將移動(dòng)電源和移動(dòng)水泵投入運(yùn)行，向非能動(dòng)安全殼冷卻水儲(chǔ)存箱和乏燃料池注水。非能動(dòng)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(guī)島造水車間水箱、自備水廠等廠內(nèi)水源取水。7d后，可用廠外水源繼續(xù)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(duì)流就可帶走衰變熱，此時(shí)不再需要外部水源補(bǔ)給，電廠實(shí)現(xiàn)長(zhǎng)期自然冷卻[3]。

3.2 AP1000核電廠應(yīng)對(duì)類似福島核事故疊加極低概率嚴(yán)重事故的緩解能力

AP1000在設(shè)計(jì)中考慮了嚴(yán)重事故條件下所能產(chǎn)生的事故現(xiàn)象與進(jìn)程，并設(shè)置了包括非能動(dòng)安全系統(tǒng)等專設(shè)安全設(shè)施來預(yù)防和緩解可能產(chǎn)生的事故后果。從安全分析角度，如果在發(fā)生類似福島核事故的同時(shí)，出現(xiàn)了極低概率的嚴(yán)重事故，AP1000的設(shè)計(jì)能夠滿足預(yù)防與緩解嚴(yán)重事故的能力要求，防止放射性物質(zhì)釋放到環(huán)境中。

若在類似福島核事故的同時(shí)發(fā)生一回路失水事故（LOCA），AP1000核電廠通過非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)向一回路進(jìn)行補(bǔ)水和降壓，堆芯補(bǔ)水箱、安注箱和換料水箱根據(jù)各自觸發(fā)條件分別向反應(yīng)堆緊急補(bǔ)水。當(dāng)換料水箱水位低至一定限值時(shí)，安全殼再循環(huán)爆破閥自動(dòng)打開，系統(tǒng)從安全殼地坑向堆芯注水，并通過自動(dòng)泄壓系統(tǒng)的四級(jí)閥門排出熱量，以實(shí)現(xiàn)堆芯的長(zhǎng)期冷卻。同時(shí)非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)產(chǎn)生的蒸汽通過安全殼穹頂?shù)睦淠?，回流至安全殼?nèi)換料水箱，維持安全殼內(nèi)的長(zhǎng)期水源。非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)可以繼續(xù)保證安全殼的完整性。

將堆芯熔融物保持在壓力容器內(nèi)設(shè)計(jì)技術(shù)（IVR）是AP1000核電廠采用的一項(xiàng)對(duì)付嚴(yán)重事故的重要策略。若在類似福島核事故的同時(shí)進(jìn)一步發(fā)生極不可能的堆芯熔化事故，AP1000核電廠通過堆腔淹沒系統(tǒng)（見圖2），將換料水箱內(nèi)的水以非能動(dòng)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(nèi)，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(fā)生反應(yīng)，使放射性向環(huán)境釋放的概率降至最低[3]。

4? 結(jié)語(yǔ)

日本福島核事故是一起由極端外部事件疊加導(dǎo)致全廠斷電而引發(fā)的群堆共模嚴(yán)重事故。超強(qiáng)地震疊加超大海嘯的極端外部自然災(zāi)害是導(dǎo)致事故發(fā)生的直接誘因，對(duì)全廠斷電事故的應(yīng)對(duì)不力是導(dǎo)致事故升級(jí)的根本原因。AP1000作為典型的第三代非能動(dòng)壓水堆核電技術(shù)，采用了革新型的非能動(dòng)設(shè)計(jì)理念，專設(shè)安全設(shè)施不依賴于交流電源，大幅度降低了設(shè)備故障和人因失誤引發(fā)嚴(yán)重事故的可能。經(jīng)評(píng)估分析，AP1000核電廠不僅能夠抵御類似福島的超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故，還能夠在類似福島核事故疊加極低概率嚴(yán)重事故的情況下保證全廠安全。

參考文獻(xiàn)

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

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

[3] 林誠(chéng)格. 非能動(dòng)安全先進(jìn)壓水堆核電廠技術(shù)[M]. 北京： 原子能出版社， 2010.