“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，應同步推進。在引進三代技術時，為規(guī)避風險, 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”、多技術路徑同步推進、積極穩(wěn)妥發(fā)展核電的方針。

　　應當看到,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計算結果等于安全性等。如果真是這樣，我國核電發(fā)展的技術路線的可選擇性越來越小,核電規(guī)模應用的前景堪憂。業(yè)內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（IAEA）對全球先進堆（三代）設計的評價說起。IAEA 2004年發(fā)布了題為“先進輕水堆設計現(xiàn)狀”的技術報告，目的是為成員國有技術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）設計分為兩類：漸進型（Evolutionary）設計：基本上傳承了現(xiàn)有堆型的設計，通過經驗反饋和采用新技術（包括非能動技術），改進反應堆的安全性能。漸進型反應堆在商業(yè)化應用之前需要進行工程確認性試驗。

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

　　IAEA按照先進堆（三代）的評價標準，篩選了19項大型先進輕水堆的設計。

　　這19項絕大部分都屬于漸進型設計（包括韓國、歐洲、俄羅斯開發(fā)的先進壓水堆，已經投入運行的先進沸水堆，中核集團設計的CNP1000等）。AP1000從概念性設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準堆和現(xiàn)已走出國門的APR-1400。先進輕水堆絕大部分屬于漸進型。漸進型設計看來是當代先進堆發(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。

　　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、經過持續(xù)技術改進發(fā)展起來的，良好的安全性已經過長期工程實踐的驗證，很可能實際的安全性已經達到先進堆的水平。

　　創(chuàng)新型先進堆從概念性設計到商業(yè)化應用，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階段，現(xiàn)在評價其技術性能還為時過早。

　　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，只靠自然力（自然循環(huán)、重力、壓力儲能）應對嚴重故障；二是對電站設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：低驅動力自然循環(huán)過程與反應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)應用國際會議的結論指出：應該對非能動安全設備和系統(tǒng)的潛在失效模式進行仔細評估，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)和運行經驗。IAEA的一份技術文件指出，過去30-40年全球對能動安全系統(tǒng)中的熱工水力過程、評價軟件、設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。非能動安全技術的廣泛應用，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)的可靠性成為國內外近年的重點研究課題。其可靠性包括非能動設備（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)展起來的概率風險分析方法，適用于設備失效（包括人機界面）帶來的安全風險評價，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)量級的結果。“AP1000 的安全性比二代反應堆高兩個數(shù)量級”的說法可能來源于這個計算結果。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)學模型。評價非能動安全系統(tǒng)的另一困難是，非能動設備（如閥門）可靠性的數(shù)據(jù)缺乏。

　　經濟性評價

　　一般認為非能動系統(tǒng)（減法）一定比能動系統(tǒng)（加法）更經濟。但有專家認為，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

　　這方面的評價內容包括：非能動系統(tǒng)對核電站的運行方式靈活性、響應速度是否有不利的影響；在核電站壽期內，非能動設備（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)。

　　以上的內容可以歸納成如下幾點：

　　1.由于低驅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，需要進一步仔細研究；

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

　　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果；

　　4.用改進的PSA評價兩種系統(tǒng)的安全性的初步結果顯示，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)的實際應用，還需要考慮經濟性和對電站運行性能的影響；

　　6.PSA是一種安全風險定性評價的工具，計算結果不等于安全性。

　　非能動安全技術是一項重要的核電先進技術。任何新技術都有兩面性，對它的評價不能絕對化。為了使非能動安全技術的應用收到實效，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險，并開發(fā)適用的評價方法和設計工具。

　　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)模應用有利的條件：現(xiàn)有的反應堆已非常接近先進堆的水平；設計吸取了福島核事故的經驗教訓，進一步提高了安全性；有大量運行經驗的支持；與現(xiàn)有核電產業(yè)鏈能有效地鏈接；經濟性好、有利于規(guī)模應用；獲得完全自主知識產權的困難較小。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)和應用應作為國家戰(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計修改頻繁、設計遲遲不能固化、關鍵設備驗證試驗滯后、福島事故后的大量設計修改、技術轉讓打折扣等因素所造成。在后續(xù)項目中要十分重視總結經驗，并認真做好經驗反饋。

　　2.由于技術轉讓不充分、關鍵知識產權仍掌握在跨國公司手中，自主創(chuàng)新任務十分繁重。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.與設備制造強國相比，我國核電高端設備制造水平還有不小的差距，有關材料、工藝的基礎研究跟不上。這是規(guī)模發(fā)展核電的軟肋。急需通過改革，建立產學研有效合作機制，促進我國高端制造技術的發(fā)展。

來源：中國電力網

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