“兩條腿走路”積極穩(wěn)妥發(fā)展核電

　　規(guī)模發(fā)展核電是我國能源可持續(xù)發(fā)展戰(zhàn)略的重要組成部分。我國核電界對規(guī)模發(fā)展核電的技術(shù)路線在福島核事故前已形成廣泛共識：二代核電持續(xù)改進與引進三代核電并行不悖，應(yīng)同步推進。在引進三代技術(shù)時，為規(guī)避風(fēng)險, 政府做出了非能動（AP1000）與能動（EPR）同時引進的慎重決策，體現(xiàn)了“兩條腿走路”、多技術(shù)路徑同步推進、積極穩(wěn)妥發(fā)展核電的方針。

　　應(yīng)當(dāng)看到,福島核事故在公眾心目中留下了揮之不去的陰影，也形成了對核電安全的一些認(rèn)識誤區(qū)，例如：二代核電不安全，三代核電才安全；非能動系統(tǒng)比能動系統(tǒng)安全； PSA計算結(jié)果等于安全性等。如果真是這樣，我國核電發(fā)展的技術(shù)路線的可選擇性越來越小,核電規(guī)模應(yīng)用的前景堪憂。業(yè)內(nèi)專家對于這些問題也持有不同的觀點。帶著這些問題，本人查閱了一些技術(shù)報告，形成如下看法。

　　漸進型先進堆和創(chuàng)新型先進堆

　　要回答二代核電、三代核電的安全性問題，首先要從國際原子能機構(gòu)（IAEA）對全球先進堆（三代）設(shè)計的評價說起。IAEA 2004年發(fā)布了題為“先進輕水堆設(shè)計現(xiàn)狀”的技術(shù)報告，目的是為成員國有技術(shù)背景的官員和研究院所，在制定本國核電發(fā)展計劃時提供參考。報告將先進堆（三代）設(shè)計分為兩類：漸進型（Evolutionary）設(shè)計：基本上傳承了現(xiàn)有堆型的設(shè)計，通過經(jīng)驗反饋和采用新技術(shù)（包括非能動技術(shù)），改進反應(yīng)堆的安全性能。漸進型反應(yīng)堆在商業(yè)化應(yīng)用之前需要進行工程確認(rèn)性試驗。

　　創(chuàng)新型 Innovative 設(shè)計：與現(xiàn)有堆型有顯著的區(qū)別。在商業(yè)化應(yīng)用之前，需進行大量的驗證和試驗，包括建設(shè)示范電廠或者原型堆電廠。

　　IAEA按照先進堆（三代）的評價標(biāo)準(zhǔn)，篩選了19項大型先進輕水堆的設(shè)計。

　　這19項絕大部分都屬于漸進型設(shè)計（包括韓國、歐洲、俄羅斯開發(fā)的先進壓水堆，已經(jīng)投入運行的先進沸水堆，中核集團設(shè)計的CNP1000等）。AP1000從概念性設(shè)計階段就被定位為創(chuàng)新型先進堆。最有代表性的漸進型先進壓水堆是韓國的標(biāo)準(zhǔn)堆和現(xiàn)已走出國門的APR-1400。先進輕水堆絕大部分屬于漸進型。漸進型設(shè)計看來是當(dāng)代先進堆發(fā)展的主流。

　　從現(xiàn)有堆型（二代）發(fā)展到先進堆（三代）是一個持續(xù)改進的漸進過程，之間很難認(rèn)定“代溝”，在安全性上也很難區(qū)分出顯著性差異。在國際正式文件中，也都避免采用“代際”的提法。這樣比較科學(xué)。

　　我國現(xiàn)有的二代核電是在三里島核事故20年后,高起點起步、引進國際成熟先進技術(shù)、經(jīng)過持續(xù)技術(shù)改進發(fā)展起來的，良好的安全性已經(jīng)過長期工程實踐的驗證，很可能實際的安全性已經(jīng)達到先進堆的水平。

　　創(chuàng)新型先進堆從概念性設(shè)計到商業(yè)化應(yīng)用，需要進行大量的試驗和驗證，以及原型堆（或示范堆）的工程驗證。通過安全評審的難度也大。至今還沒有大型創(chuàng)新型先進壓水堆建成，說明它極具挑戰(zhàn)性。創(chuàng)新型先進壓水堆的代表――AP1000首堆目前尚處在建設(shè)階段，現(xiàn)在評價其技術(shù)性能還為時過早。

　　非能動安全與能動安全

　　能動安全系統(tǒng)與非能動安全系統(tǒng)孰優(yōu)孰劣，一直是核電界的熱門話題。對這兩種安全系統(tǒng)的全面評價，涉及安全性、經(jīng)濟性和對核電站運行性能的影響等方面。

　　安全性能評價

　　非能動安全系統(tǒng)的主要優(yōu)點：一是不依賴外部能源供應(yīng)，只靠自然力（自然循環(huán)、重力、壓力儲能）應(yīng)對嚴(yán)重故障；二是對電站設(shè)備失效和人因錯誤不敏感。在理論上，它的安全性優(yōu)于能動系統(tǒng)。

　　非能動安全系統(tǒng)的主要缺點有：低驅(qū)動力自然循環(huán)過程與反應(yīng)堆中的熱交換過程耦合，使非能動系統(tǒng)中的熱工水力過程變得極其復(fù)雜。這種過程容易受環(huán)境條件的微小變化的影響而偏離預(yù)期的運行狀態(tài)，發(fā)生所謂“物理過程失效”。

　　IAEA組織的一次非能動安全系統(tǒng)應(yīng)用國際會議的結(jié)論指出：應(yīng)該對非能動安全設(shè)備和系統(tǒng)的潛在失效模式進行仔細(xì)評估，以確定可能出現(xiàn)的新故障機理。

　　另外，非能動安全系統(tǒng)缺乏試驗數(shù)據(jù)和運行經(jīng)驗。IAEA的一份技術(shù)文件指出，過去30-40年全球?qū)δ軇影踩到y(tǒng)中的熱工水力過程、評價軟件、設(shè)計工具已進行了十分詳盡的研究，積累了大量的試驗數(shù)據(jù)和運行經(jīng)驗，而對非能動安全系統(tǒng)中的熱工水力過程的了解甚少，試驗數(shù)據(jù)有限。非能動安全技術(shù)的廣泛應(yīng)用，需要作進一步的試驗研究和工程驗證。

　　非能動安全系統(tǒng)的可靠性：因為非能動安全系統(tǒng)有可能因熱工水力過程的不穩(wěn)定而失效，所以非能動安全系統(tǒng)的可靠性成為國內(nèi)外近年的重點研究課題。其可靠性包括非能動設(shè)備（如管道、閥門）的可靠性，需要研究系統(tǒng)中硬件失效（如閥門失效，不能啟動安全系統(tǒng)）對整個安全系統(tǒng)可靠性的影響；物理過程的可靠性，需要研究熱工水力過程的不穩(wěn)定性、失效模式、發(fā)生概率及對整個非能動安全系統(tǒng)可靠性的影響。

　　非動能安全系統(tǒng)可靠性評價方法：概率安全分析（PSA）已成為分析核電站安全性的有力工具?，F(xiàn)有PSA是針對能動安全系統(tǒng)發(fā)展起來的概率風(fēng)險分析方法，適用于設(shè)備失效（包括人機界面）帶來的安全風(fēng)險評價，沒有考慮非能動系統(tǒng)中物理過程失效對安全系統(tǒng)可靠性的影響。如果沿用現(xiàn)有的PSA來評價非能動系統(tǒng)的安全性，會得出過于樂觀的結(jié)果。例如，用現(xiàn)有的PSA計算AP1000 的CDF、LERF，可得出比能動系統(tǒng)低2個數(shù)量級的結(jié)果?！癆P1000 的安全性比二代反應(yīng)堆高兩個數(shù)量級”的說法可能來源于這個計算結(jié)果。PSA的計算過程并無錯誤，問題出在現(xiàn)有的評價工具不適用非能動系統(tǒng)。

　　將硬件失效和物理過程失效的影響融入PSA評價體系，需要解決許多困難問題，包括建立非能動系統(tǒng)熱工水力過程仿真的數(shù)學(xué)模型。評價非能動安全系統(tǒng)的另一困難是，非能動設(shè)備（如閥門）可靠性的數(shù)據(jù)缺乏。

　　經(jīng)濟性評價

　　一般認(rèn)為非能動系統(tǒng)（減法）一定比能動系統(tǒng)（加法）更經(jīng)濟。但有專家認(rèn)為，非能動系統(tǒng)因簡化減少了投資，但尺寸較大，可能會因抗震要求增加費用。此外，非能動特殊設(shè)備的研發(fā)和制造費用昂貴，可能會抵消簡化帶來的效益。

　　對電站運行性能影響的評價

　　這方面的評價內(nèi)容包括：非能動系統(tǒng)對核電站的運行方式靈活性、響應(yīng)速度是否有不利的影響；在核電站壽期內(nèi)，非能動設(shè)備（管道、閥門等）的老化管理和實施在役檢查及試驗的可操作性。很明顯，在這方面，非能動系統(tǒng)都遜于能動系統(tǒng)。

　　以上的內(nèi)容可以歸納成如下幾點：

　　1.由于低驅(qū)動力的熱工水力過程的不穩(wěn)定性,非能動安全系統(tǒng)的失效模式、發(fā)生概率、影響因素和它的適用范圍，需要進一步仔細(xì)研究；

　　2.非能動安全系統(tǒng)的可靠性與設(shè)備可靠性、物理過程可靠性有關(guān)；

　　3.常規(guī)PSA沒有考慮物理過程失效對安全性的影響，用于評價非能動系統(tǒng)的安全性會得出過于樂觀的結(jié)果；

　　4.用改進的PSA評價兩種系統(tǒng)的安全性的初步結(jié)果顯示，非能動與能動系統(tǒng)的安全性沒有顯著性差別；

　　5.非能動安全系統(tǒng)的實際應(yīng)用，還需要考慮經(jīng)濟性和對電站運行性能的影響；

　　6.PSA是一種安全風(fēng)險定性評價的工具，計算結(jié)果不等于安全性。

　　非能動安全技術(shù)是一項重要的核電先進技術(shù)。任何新技術(shù)都有兩面性，對它的評價不能絕對化。為了使非能動安全技術(shù)的應(yīng)用收到實效，需要開展非能動安全系統(tǒng)可靠性的研究，特別要研究降低物理過程失效帶來的風(fēng)險，并開發(fā)適用的評價方法和設(shè)計工具。

　　同步推進中國漸進型先進堆的研發(fā)與引進先進堆的工程示范

　　福島核事故重創(chuàng)了全球核電事業(yè)，也使中國核電的發(fā)展面臨許多難題。為了推動中國核電的健康持續(xù)發(fā)展，需要按照“兩條腿走路”的方針，毫不動搖地繼續(xù)同步推進中國漸進型先進堆的研發(fā)和引進的三代核電的工程示范。

　　中國式漸進型先進堆的開發(fā)和規(guī)模應(yīng)用有利的條件：現(xiàn)有的反應(yīng)堆已非常接近先進堆的水平；設(shè)計吸取了福島核事故的經(jīng)驗教訓(xùn)，進一步提高了安全性；有大量運行經(jīng)驗的支持；與現(xiàn)有核電產(chǎn)業(yè)鏈能有效地鏈接；經(jīng)濟性好、有利于規(guī)模應(yīng)用；獲得完全自主知識產(chǎn)權(quán)的困難較小。因此，中國漸進型先進堆（例如聯(lián)合開發(fā)的“華龍一號”）的研發(fā)和應(yīng)用應(yīng)作為國家戰(zhàn)略給與重點支持。

　　推進引進三代先進堆工程示范的建議：

　　1.要充分認(rèn)識全球核電界矚目的AP1000/EPR首堆工程的挑戰(zhàn)性。目前兩個項目工程進度有不同程度的滯后的原因主要在于外方設(shè)計修改頻繁、設(shè)計遲遲不能固化、關(guān)鍵設(shè)備驗證試驗滯后、福島事故后的大量設(shè)計修改、技術(shù)轉(zhuǎn)讓打折扣等因素所造成。在后續(xù)項目中要十分重視總結(jié)經(jīng)驗，并認(rèn)真做好經(jīng)驗反饋。

　　2.由于技術(shù)轉(zhuǎn)讓不充分、關(guān)鍵知識產(chǎn)權(quán)仍掌握在跨國公司手中，自主創(chuàng)新任務(wù)十分繁重。需要從長計議，創(chuàng)造鼓勵自主創(chuàng)新的寬松政策環(huán)境，以避免催生短期行為。

　　3.與設(shè)備制造強國相比，我國核電高端設(shè)備制造水平還有不小的差距，有關(guān)材料、工藝的基礎(chǔ)研究跟不上。這是規(guī)模發(fā)展核電的軟肋。急需通過改革，建立產(chǎn)學(xué)研有效合作機制，促進我國高端制造技術(shù)的發(fā)展。

來源：中國電力網(wǎng)

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