第三代核电如发生事故可自动处理

　　AP1000是第三代核电技术中的一种，采用的是一种“非能动型安全技术”。这一技术被公认为目前最安全、最先进的核电技术。

　　核电站的开发建设始于上世纪50年代，1954年，苏联建成电功率为5000千瓦的实验性核电站；1957年，美国建成电功率为9万千瓦的希平港原型核电站。

　　上世纪70年代因石油涨价引发的能源危机促进了核电的发展，目前世界上商业运行的400多座核电机组大部分是在这段时期建成的，称为第二代核电机组。

　　正当核电在为人类提供了大量清洁能源的发展时期，1979年和1986年分别发生在美国三哩岛和前苏联切尔诺贝利核电站事故的负面影响，使人们对核电安全性的顾虑加大，许多国家停止了核电建设。不过，中国、法国、日本、韩国等国家发展核电的方针没有改变，认为核电站的安全性是可以提高的。在美国，虽然撤销了不少拟建的核电项目，但没有放弃发展核电事业的技术研发。AP1000的设计思路由此产生。

　　第二代核电站是上一世纪七八十年代根据老的安全法规设计的，不把严重事故作为设计基准，仅考虑有限的防范和缓解。第三代核电站吸取了第二代的运行经验和成熟技术，把预防和缓解严重事故作为设计基准，并考虑安全壳对严重事故的负载。

　　二代核电站的安全系统是采用叠加的方法，也就是出现问题，就采用一套系统来切断事故的传递。如果这第一套安全系统失效还有第二套，目前运行和在建的核电站，安全系统最多的有4套，而这些安全系统都是需要外界动力源驱动的。目前运行的核电站多采用柴油发电机作为动力保障，一个核电机组最多备有6台柴油发电机。

　　“非能动安全系统”是AP1000最大的特色和先进性所在。其安全系统是利用物质的重力、惯性，流体的自然对流、扩散、蒸发、冷凝等物理原理，不需要泵、交流电源、应急柴油机等需要外界动力驱动的系统，加上相应的通风、冷却水等支持系统，在紧急情况下冷却反应堆厂房并且带走反应堆产生的余热。

　　假设AP1000核电站的反应堆发生泄漏，这时管道内压力减少，堆芯上方的一个水箱内的冷水就因下面压力减少，在重力作用下自然向下补充水，冷水经过管道循环可以迅速把反应堆产生的热量带走。整个安全系统有这样的五个水箱，它们依靠重力、惯性、对流、扩散这些物理原理，在无需外界动力、无需操作员干预的情况下自然冷却整个反应堆。因为整个反应堆外面还有一层安全壳，也足以阻止外泄，不需要厂外应急计划。

　　“如果出现问题，72小时不需要人为干预。”中国科学院院士欧阳予认为AP1000在出现事故时人机接口简化，人为错误的可能性也相应降低。而三哩岛和切尔诺贝利发生事故就恰恰因为人为误操作造成的。

　　从数字也可以看出AP1000的安全性。以其安全目标为例，其堆芯损坏频率，从目前第二代或第二代＋的1×10-4~5×10-5／堆·年，降低到5.09×10-7／堆·年,而放射性对环境的释放频率则从现有核电厂1.9×10-6降低到5.94×10-8／堆·年。可见AP1000安全目标比现有核电厂领先约2个数量级(约100倍之差)

　　由于AP1000所采用的“非能动”安全系统的技术路线，既简化了系统、减少了应急安全电源等设备和部件，阀门减少50%，水泵减少35%，管道减少80%，抗震建构筑减少45%，电缆减少70%，厂房建筑和设备配置也都大幅减少，整个电站成本降低。另外，AP1000采用模块化设计和模块化建造技术，可有效控制、缩短建造工期，36月即可建成。第三，AP1000的核燃料采用简化设计和长周期换料(18~24个月)技术，有利于减少运行维护工作量，降低运行成本。

　　核电建设安全第一，正是由于AP1000的非能动安全系统赢得了核电专家的认可：“一个巧妙的构思，把核电站日趋复杂的安全保障归于简单。”

　　值得一提的是，AP1000虽然目前还正由思路变为现实，但专家都认为其具备成熟性。国家核安全局专家委员会委员林诚格在谈到核电技术时讲过：“判断一个技术是否成熟，不是看其有无相同设备，而是要看其主要设备是否成熟。”AP1000正是这样一种技术，核岛主要设备，除了大型屏蔽电机外，均有工程实践基础。而大型屏蔽电机也已经创造了在军方和石化行业服役40年免维修的佳绩。

　　2004年9月经美国核管理委员会批准，并给西屋公司颁发了最终设计批准书，肯定了它的成熟性。