張欣：福島事故未平，法國又炸，中國四代堆安全嗎
【文/ 觀察者網特約作者 張欣】
不久前，法國弗拉芒維爾核電站發生爆炸，法國官方稱，目前沒有核泄漏風險，已經排除人為破壞的可能。據英國《獨立報》報道，有5人在爆炸中受傷，多是吸入爆炸煙塵所致。為何法國核電站發生爆炸，卻沒有像日本福島核電站那樣產生核泄漏的風險呢？
為何法國核電站爆炸沒發生日本福島那樣的核泄漏
反應堆停堆後，鏈式反應雖然停止，但產熱不會立即降低到零。在相當長一段時間內，剩餘裂變和裂變產物衰變會持續產生剩餘功率，停堆後兩個小時仍可達額定熱功率的1%。這對於百萬千瓦核電站來説仍是極其巨大的熱量，可能導致堆芯熔化、壓力邊界和安全殼破損等事故，引起放射性物質大規模釋放的嚴重後果。所以核電站均設置餘熱排出系統，用以停堆後將餘熱導出，確保反應堆安全。
餘熱排出系統分為能動餘熱排出系統和非能動餘熱排出系統兩大類。二者的區別是能動餘熱排出系統必須依靠外部電源，而非能動餘熱排出系統不需要電源。在全廠斷電等事故中，正常電源和可靠電源供電同時喪失，常規能動餘熱排出系統因電源喪失而失去外部驅動力，餘熱排出功能失效。非能動餘熱排出系統的作用是在反應堆事故停堆後，不依靠外界驅動力，通過迴路工質的自然循環可靠地導出堆芯餘熱，將反應堆停堆後的餘熱輸送到最終熱阱，以防止燃料包殼燒燬和堆芯熔化，確保斷電事故下系統的安全。非能動餘熱排出系統的工作過程只依靠重力、冷熱工質的密度差以及迴路壓差，提高了反應堆的固有安全性。
法國弗拉芒維爾核電站一號反應堆
除少數三代非能動先進輕水堆外，目前大多數水冷堆，在緊急停堆後，如果沒有能動降温措施，難以通過被動安全措施充分釋放殘餘的衰變熱，美國三里島核事故就説明了這個問題。從三里島事故的原因和過程看，其主要教訓是能動安全系統需要大量人工操作，而人性不可靠可能因操作失誤造成嚴重後果。
日本福島核事故發生時，雖然由於地震引發的海嘯導致福島核電站斷電(核電專業術語即SBO，“全廠斷電”)，而主動降温冷卻系統需要電力來驅動，斷電直接導致主動降温措施失效，堆芯温度不斷上升。而在海嘯退去後，如果日本東電及時用海水去冷卻反應堆，也能一定程度上取得降温的效果，雖然這種做法會對機組造成永久性損害進而報廢，帶來較大經濟損失。
正是處於經濟利益的考量，導致日本東電在核事故處理中猶豫不決，加上福島核電廠長期缺乏核應急演習，沒有準備應急發電裝置，反應堆內沒有消氫系統，這些管理和設備上的缺陷疊加在一起，讓東電失去了避免反應堆堆芯熔燬的機會，最終導致1、2、3、4號機組相繼發生氫氣爆炸，釀成了堪比切爾諾貝利核事故的7級核事故，根據IAEA的報告，放射性物質總泄漏量已經超過了切爾諾貝利。
法國核電站爆炸之所以沒有核泄漏的風險，主要原因在於爆炸發生點遠離核反應堆——發生爆炸的是法國弗拉芒維爾核電站的輪機房，該廠房屬於常規島，與反應堆有物理隔絕，僅有間接熱力傳遞，因此這次事故與核安全系統無關，並不會帶來核泄漏的風險。
核反應堆的安全性隨着技術進步而提升
要説明的是，即便將來發生了類似於日本福島核電站的情況，目前的第三代反應堆都可以避免發生類似於日本福島那樣的災難。原因就在於核電技術的進步。
正如在諸多領域，科學技術在實踐中不斷完善改進，核電技術也是不斷發展進步的，從第一代核電反應堆的發電功率僅僅相當於同期火力發電機組的零頭，到第二代核反應堆的可以實現商業化發電，都顯示出核電技術在不斷發展。
第二代核反應堆單一核電機組的發電能力大幅提升達到千兆瓦級，是第一代核電機組的上百倍，是核能發電商用的絕對主力，全球現役核電機組中，絕大多數仍然來自第二代核反應堆。
但第二代核反應堆也存在一定安全缺陷，發生堆芯熔化事故和大量放射性物質釋放的概率相對偏高，前蘇聯切爾諾貝利核電站、日本福島核電站都採用第二代核反應堆（日本福島核電站因超設計基準的全廠斷電引發嚴重事故）。
由於美國三里島核電廠因為一些列的誤操作引發堆芯融毀事故，切爾諾貝利核電站因設計缺陷和違規操作引發嚴重事故的現實，使核電界從實踐和理論的角度開始認識到，二代核電反應堆發生堆芯熔化事故和大量放射性物質釋放的概率相對偏高，並汲取了第二代反應堆運行經驗和事故教訓發展出第三代反應堆。
美國三里島核電站
其實，第三代反應堆更像是個商業概念，主要是在二代反應堆的基礎上進一步提高安全性和經濟性。從技術上講，是將二代堆的“超設計基準事故”納入了安全設計基準事故範圍。換言之，第二代反應堆和第三代反應堆設計基於同樣的原理，雖然在技術上沒有實現飛躍，但也完善了安全性能。因此，現在的核電學術界逐漸用“嚴重事故”代替“超設計基準事故”，嚴重事故緩解措施也成了三代堆的最重要特徵。
第三代核反應堆做了哪些改進
非能動安全技術是20世紀80年代發展起來的新技術，以經濟、簡單、可靠見長，應用於第三代核電站，以成為第三代核電反應堆的突出特點之一。
國際非能動核安全，一般按照以下幾個方面來衡量：
一是處理事故時不需要進行液（氣）體移動或交換；
二是處理事故時不需要機械部件移動；
三是處理事故時不需要外部控制指令；
四是處理事故時不需要外部電源。
實際上核反應堆從燃料棒保護殼，波動管，蓄壓箱，緊急停止裝置等數個方面會儘可能按照以上指標進行多重保障。由於以往核電站事故的前車之鑑，核大國競相研發更為安全的三，四代反應堆的安全因素，從而催生出了更高安全性的反應堆。
就具體技術路線而言，各國都有各自的改進做法，最典型的是法國阿海琺EPR的專設安全設施加法路線和美國西屋公司AP1000的非能動安全設施減法路線。以西屋的AP1000為例，其被動安全措施採用了以下幾項：
一是在緊急停止時，通過自重力和反應氣壓，使得冷卻液自動到位；
二是通過熱傳導，對流以及蒸發進行被動散熱；
三是所有的泵和閥門誤操作均不會造成安全事故；
四是少數被動安全相關的閥門靠電池驅動；
五是整個被動安全系統無需外部交流電接入。
即便是在緊急堆芯熔燬情景下，冷卻水流動依靠自然熱力驅動在堆內循環，不需要像日本福島核電站那樣需要外部電源。而且冷卻水具有自動減壓功能，冷卻水的儲水池也能自動供水。
我國引進的第三代核電站反應堆AP1000以及以此為基礎發展來的完全自主知識產權的核電反應堆CAP1400是目前世界上應用非能動安全技術最徹底的核電壓水堆，除了能動餘熱排出系統外還設置了非能動堆芯餘熱排出系統、非能動堆芯安全注水系統、非能動安全殼冷卻系統等，使得反應堆的固有安全性大大提高，能夠實現事故後自動停堆。
這一系列的設計，使得AP1000具有相當的安全性。AP1000/CAP1400通過非能動技術已經能夠實現事故後72小時無人值守而不發生大規模放射性物質泄漏，足以應對三里島那種人因操作失誤引起的嚴重事故和福島那種全廠斷電引起的嚴重事故。
AP1000 非能動安全系統
中國四代核電站安全性幾何
不久前，部分網絡媒體可能由於對相關內容的理解偏差，採用了“河南南陽、信陽、洛陽、平頂山四市將建核電項目”等標題，引起了社會各界和媒體的廣泛關注。
對此，專家表示並非要建核電站，而是穩步推進核電項目前期工作。做好南陽、信陽等核電廠址保護工作，爭取繼續列入國家核電中長期發展規劃。
那麼，中國新建的核電站安全性到底怎麼樣呢？
核電站之所以飽受爭議，其焦點就在於安全性和發生事故後可能帶來的核污染，美國三里島核電廠、前蘇聯切爾諾貝利核電站、日本福島核電站先後發生嚴重事故都給加重了人民羣眾對核電站的擔憂。
但實際上，中國四代核反應堆具有非常高的安全性。
60萬千瓦高温氣冷堆核電站廠房立體剖面圖
以中國最近商業化的60萬千瓦高温氣冷堆核電站為例，該反應堆具有非常好的固有安全性，共有四道放射性實體屏障：
一是包覆燃料顆粒，每顆0.9毫米的微小燃料顆粒均由熱解碳和碳化硅等多層材料包裹核材料。
二是石墨燃料元件，每個6釐米燃料球由超高純石墨填充以1.2萬顆微小燃料顆粒，在這種預處理情況下，其極限鏈式反應依然可控，輻射可控。在1620攝氏度以下基本可以包容所有裂變產物，完全包容氣體裂變產物，同時還有比較完善的衰變熱非能動載出系統。由於不會產生燃料大範圍損壞、堆芯熔化的嚴重事故情況，所以HTR不專門設置三代輕水堆都有的嚴重事故管理規程，甚至可以取消廠外應急措施。
三是一回路壓力邊界，由於僅第一回路與堆芯燃料直接接觸，並且預處理後的核燃料反應程度可控，一回路壓力邊界採用抗輻射，耐温耐壓處理，可以保障輻射約束在一回路內。冷卻劑採用加壓氦氣。
四是反應堆建築物包容體，同樣抗輻射，耐温耐壓。
中國的高温氣冷堆誠然也並非什麼都好。高温氣冷堆與成熟商用輕水堆比也有一些劣勢，如單位堆芯功率密度低，核廢料處理難，核材料加工要求高，經濟效能不夠高，燃料小球循環必須暢通，否則會導致功率下降甚至停堆，而且分離式燃料球，局部高温可能性增加，對穩定性，控制要求更高，而且降温用氦氣需要採用主動氦風機，也會帶來前所未有的一些安全挑戰。
中國另一項正在發展的鉛基堆也具有非常好的安全性，其設計在任何工況下均具有負反應性反饋，換言之，就是在任何故障情況下（包括中斷內外部電源供給，外部熱循環等），反應堆會自動趨向於降温，反應中止，也就是所謂的被動核安全。
同時由於鉛鉍基本身就是極好的中子吸收材料，所以對放射性具有自封閉效應（這一點優於第四代氣冷堆設計），再加上鉛鉍基良好的熱傳導係數，可以有效對堆芯進行散熱。不同於鈉冷堆的鈉冷卻劑會與水反應爆燃，鉛鉍基具有良好的化學穩定性，而且整個系統可以更為緊湊，小巧，並且模塊化，這一點上優於氣冷和超高温反應堆。鉛鉍快堆的缺點在於其功率密度不如鈉冷快堆，且鉛鉍冷卻劑在高温下對熱構件的腐蝕很嚴重，尤其是後一點，仍有大量技術難題尚待攻克，制約着鉛鉍快堆的發展。
總而言之，對核電站的安全性持保守態度無可厚非，但也不可因日本福島的第二代核電站發生核事故，就認定中國開始商業化的第四代核能系統安全特性的核電站、和正在發展的第四代反應堆也會發生核事故。
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