1. 努力建設好現有一代的核電站

正當我國為解決能源保障與迫在眉睫的環保問題而開始大力發展核電的重要年代，于2011年3月11日發生日本福島核電的嚴重事故給我國的核電發展帶來重創，為從新審視核安全，關停了大部分新建和待建核電項目。幸好經過幾年的艱苦努力終于在2015年又重新迎來了核電發展的新開端。

回想四年多以前當發生福島核電事故時，現代媒體大量直觀的信息給人們的視覺造成了震撼性的巨大沖擊，連續發生的氫爆畫面，大量的放射性污水流入海洋等等，立即激起了普遍的恐核反核意識，暫時淡忘了社會發展所面臨的能源保障與迫在眉睫的環保問題。在當時的形勢下，講棄核的理由俯拾皆是，而堅持核能發展的論點卻寸步難行。

近五年的時間過去了，一切正常的社會生活都在繼續，于是冷靜的分析思維又逐漸回歸，因為畢竟生存的第一要務是發展，對我們這樣的發展中國家更是如此。在各種人類社會活動中，包括能源的生產與利用，都不可避免地包含一定的風險。在我國的能源消費結構中至今仍是以煤為主，在煤炭的生產過程中，近十年以來全國煤礦直接工傷死亡達四萬多人，就連安全記錄最好的2014年死亡事故也超過一**，同時還造成大量的塵肺病患者，經過幾年痛苦的生活后提前結束一生。目前我國已成為世界工廠和第一能源消費大國，全世界煤炭總產量的一半都是在我國經濟比較發達和人口相對密集的有限地區內直接燃燒的，由此而造成極端氣候條件越來越頻發、跨省大面積的持續霧霾天氣、在各種癌癥死亡病例中近年來肺癌已躍居首位等等，所有這些緊急事態都在明確呼吁及早根本改善我國的能源結構，用大規模清潔能源取代煤炭及其他化石燃料。

如果能夠冷靜而實事求是地仔細觀察核能的整體發展過程就不難發現，核電五、六十年的發展歷史已充分證明了它是可以大規模利用的清潔、經濟的可靠能源，即使把三次嚴重核電事故都考慮在內，這一結論也不會改變：

1973年發生的美國三里島二號堆核電站堆芯部分融化，是世界上第一次發生的嚴重核電事故，雖然立刻造成了世界性的轟動，但實際上它未對環境造成任何實質性的放射性影響，也沒有人員受到過量的放射性傷害；

2011年3月11日史無前例的東日本大地震及海嘯，致使東電福島第一核電站因堆芯燒毀發生數次氫爆和氣體放射性裂變產物及廢水的大量泄漏，但要仔細分析事故的全過程就會發現，雖然那次實際的地震強度比早期沸水堆抗震設計基準要求大兩三倍，但日本54座核電站中當時正處于運行狀態的反應堆無一例外地都完成了自動停堆過程，立刻使反應堆轉入了安全狀態，絕好地證明了包括最老的沸水堆在內的各種反應堆核電站都具有足夠的抗震能力。約一小時后十幾米浪高的海嘯來襲，除福島第一核電站外的其他反應堆也都未導致被破壞，就連福島第一核電站的1#、2#、3#和4#反應堆也是在海嘯襲擊十八小時后，當蓄電池電源能量耗盡時反應堆才開始惡化和失控的。2012年日本政府組織了十三名權威專家對此次核災難性事故進行了徹底調查，結果得出明確結論，即3.11地震與海嘯是天災，而東電福島第一核電站的嚴重事故的發生則純屬人禍，東電公司在其第一核電站的設計與建造過程中多方降低技術要求，出于節省考慮，過分降低了廠址地面標高；放棄了對緊急備用柴油發電機廠房的保護與防水要求；把蓄電池組可靠電源的容量由常見的72小時減為實際上只有18小時；此外，在多年的運行過程中曾屢次發現安全隱患但一直瞞報不改，所以在緊急事故條件下安全冷卻系統和安全注水閥門都打不開；事故發生后為了避免引起法律訴訟與賠償責任而未能及時采取有效救援的大動作，因而失去了最后的挽救機會。上述這五個失誤都完全是人為因素，而且哪怕其中有任何一個能夠躲避，都有可能免于這場核災難的發生，所以東電這種企業利益至上的文化行為才是造成這場嚴重事故的決定性因素，并把本來可以證明核電站能夠抵抗地震與海嘯襲擊的寶貴機遇變成了對環境造成嚴重污染的核災難和對公眾心理造成震撼性的巨大沖擊。盡管如此，在整個事故過程中并沒有人員受到過度的輻射傷害，在核電站周圍被撤離的居民中出現其死亡率高于其他正常生活人群，主要是由于緊急撤離使生活條件突然發生劇烈變化而產生極度悲觀失望情緒所造成的。

唯一直接造成人員輻射傷亡的是發生于1986年的切爾諾貝利嚴重核電事故，這是于前蘇聯解體過程中的政治動亂年代發生在特殊類型反應堆上的一起核電災難，說特殊類型反應堆主要是因為它是在全世界所有反應堆中唯一在低負荷下具有正反應性溫度系數的反應堆。在投產后不久的一次計劃停堆過程中，為了驗證低功率下可以提高發電效率繼續提供廠用電的能力，在靠近正反應性溫度系數的高危區間堅持連續運行超過了一整天，其間又出現了碘坑恢復后反應性自動增長等復雜的物理現象，不可理解的是進行這種試驗居然沒有物理工程師在現場配合監護，而只是由一個資深的電氣工程師主導全部試驗工作，為了頑固地把試驗進行到底，竟一道一道地關閉了所有的控制保護線路，直至最后六道自動停堆保護系統也全被拆除，于是真正把這座反應堆變成了以前西方國家對其戲稱的“運行的炸彈”，至此這場災難性的嚴重事故已絕對不可避免。不管在技術層面如何難以理解，但它畢竟發生了。

然而，即使把切爾諾貝利事故造成的人員傷亡事例考慮在內，綜合評價各個能源分支系統，各種社會調查都表明，“非核能源”的實際風險仍然成百上千倍地高于核電，證明了發展核電是破解迫在眉睫的環保與氣候變化難題的有力措施，因而無論出于什么原因而延誤核電的發展，或在發生核電嚴重事故后采取過于謹慎的限制措施，都會給社會發展和人們的健康帶來附加的負面影響，因而從整體社會發展需要來衡量，核電發展是不應停頓的。

我國已確定了以壓水堆為主的核電發展方針，目前的主力堆型AP-1000、CAP-1400以及華龍一號等都是按照最嚴格的國際核安全標準進行設計的，我國壓水堆核電站平均負荷因數已達90%，其可靠性也已超過了超臨界和超超臨界壓力的常規火電，多年來一直保持著良好的安全記錄，在每座核電廠周圍及臨近大城市都進行了嚴格的放射性劑量監測，未發現環境本底放射性有明顯變化，設備制造也已達到了每年裝備八座左右百萬千瓦級壓水堆核電站的能力。一切發展條件齊備，如能按國家計劃在保障安全的前提下加快發展核電，那么中國核電一定能夠在國家能源保障及根本改善能源結構方面做出越來越多的實際貢獻。

2.積極研發下一代核電技術

半個世紀以來我國的核電事業發展取得了舉世矚目的巨大進步與成就，由最初以技術引進為主所形成的“萬國博覽會”局面，發展成今日的“三足鼎立”，具備了第三代壓水堆核電站全面自主的發展能力。我國的核電站運行一直保持著良好的安全記錄，并已為國家能源保障及根本改善能源結構開始做出了實際貢獻，為今后的核電事業發展打下了堅實的基礎。

在今后的核能事業發展過程中，如再能從“三足鼎立”轉為國家級的“一個拳頭”，則更有利于加速發展國內核電并增強我國核電在國際市場上的競爭能力。完成這一重要的轉化是完全可能的，原因在于：

第一，我國核電三大巨頭都是國企，同在黨中央與國務院的統一領導之下，能夠充分發揮具有中國特色社會主義政治體制的優越性，萬眾一心步調一致，集中精力高效辦成大事業；

第二，三大巨頭各自都有自己明顯的強項，但同時也難免相對的弱項，與其千方百計彌補各個弱項而求全，不如集中精力繼續發展自己的強項，以期使其達到國際上的最高水平。

目前普遍提及的第三代壓水堆核電站在其安全冷卻系統設計理念上實際包含兩個不同的分支，一個是以我國華龍一號、俄羅斯的AES-2006和歐洲的EPR等等為代表的按漸進式發展理念設計出來的壓水堆核電站，其安全冷卻系統以能動方式運行為主，輔以非能動運行的系統做為備用。另一個是以美國的AP1000和我國的***、CAP1700為代表的按改進型發展理念設計出來的壓水堆核電站，其各安全冷卻系統的運行都采取了非能動的運行方式，排除了在運行過程中起作用的具有失誤概率的因素，因而將嚴重事故風險概率比純能動運行方式又降低了兩個數量級。

在改進型設計理念中采用的是“能動啟動＋非能動運行”的方式，所謂能動啟動就是指當發生事故時，要由自動控制系統發出安全信號用以打開特定的能動閥門，以便啟動相應的安全冷卻系統。在能動啟動方式中必然包含一定的失誤概率，因而采用這種實質上只是部分非能動的原則，其結果只能降低嚴重事故的發生概率，而不能完全排除嚴重事故風險。在3.11福島核電事故過程中，其1#堆上的非能動堆芯余熱安全冷卻系統和2#、3#堆上的非能動安全注水系統都因在事故條件下未能成功打開啟動閥門，而失去了最后挽救核電站免于發生嚴重事故的寶貴機會。這一嚴酷事實也在提醒必須把壓水堆安全冷卻系統的這種部分非能動原則盡快提升為完全非能動原則，以便從安全冷卻系統中排除所有明顯帶有失誤概率的因素，而只依靠無失誤概率的自然因素的作用來完成其全部安全功能。

“能動啟動”是第三代壓水堆核電站上述兩種不同設計理念中共同存在的缺陷，但解決這一問題技術難度并不大，因為當發生各種事故時，反應堆系統內的溫度場和壓力分布都會突然發生劇烈變化，由此而形成的自然力作用范圍廣且力度大，其中有些無需經過信號轉換或放大，直接即可用以改變某種特定閥門的開關狀態，以自然啟動相應的安全冷卻系統。只是這一問題一直未被引起關注，而把事故工況下出現的這些自然力都看做是破壞性因素，因而只加以防范而未考慮積極利用。在“發展無嚴重事故風險核電站的曙光”（見2013年6月“和科學與工程”期刊）一文中給出了用自然力啟動的壓水堆核電站完全非能動安全冷卻系統的具體設計方案，希望它僅僅是個開端，因為用自然力啟動這個概念被認可后，定會陸續不斷的推出各種新方案，完成壓水堆核電站安全冷卻系統設計的完全非能動化，實際上排除嚴重事故風險，免除為核電站周圍居民制定緊急疏散撤離計劃的必要性，這將為開發我國內陸廣大核電市場和增強我國核電在國際市場上的競爭能力發揮重大作用。

目前我國的壓水堆核電站設計理念與美、俄、法、韓、日等國大致處于同一水平，但如果能率先推出具有完全非能動安全冷卻系統的壓水堆核電站設計，將可能根本改變這一狀況，為我國成為世界級的核強國提供有力的技術支撐。

3.以核安全為中心內容，重新審視第四代反應堆的設計理念

3.11日本福島核電事故后核電安全受到了更大的關注，各國對現有核電站都進行了安全檢查，對第三代壓水堆核電站的設計也具體地提出了更高的要求，為核電今后的穩定發展起了推動作用，同樣的安全審視也必然會促進第四代反應堆的健康發展。在現有的各種第四代反應堆設計理念中都有一些特殊的安全問題值得關注，例如：

3.1Th熔鹽增殖堆【1】

天然釷-232是單一同位素，沒有裂變能力，因而以釷為增殖原料的熱中子增殖堆必須用高加濃鈾-235來啟動。無論是以鈾-233還是鈾-235為核燃料，其放射性裂變產物的份額大體相同，只是極長半衰期的次錒系元素產額差別較大，而運行過核燃料的放射性水平在前一二百年主要是由裂變產物決定的，因而熔鹽堆的燃料液體不可能是“清潔”或“低放射性水平”的，這種強放射性燃料液體不僅占據堆芯，同時又以全開放形式充滿反應堆一回路的全部空間。燃料融化在固體燃料反應堆中是嚴重事故后果，但在熔鹽堆中卻是運行常態，全部氣體裂變產物及相當一部分可揮發裂變產物在產生后直接脫離燃料液體，進入一回路空間，所有這些突出特征都為反應堆的安全運行提出了全新的挑戰。

熔鹽增殖堆必須與其化學后處理系統同步并聯運行才能實現核燃料的轉化或增殖，而實際上無論是對氟化物熔鹽還是對全陶磁型的顆粒元件，至今都沒有可用的化學后處理工藝，因而目前熔鹽堆還只是處于原理設計研究階段，談建堆尚為時過早。在文獻【1】“關于熔鹽堆的一些理解誤區”一文中，對熱中子熔鹽增殖堆做了更具體的一些描述。

3.2超臨界壓力水冷堆

這種反應堆設計是立足于壓水堆核電站與超臨界壓力常規火電兩種成功經驗的結合而產生的新設計概念。常規火電技術的發展經歷了中低參數飽和蒸汽、高壓過熱蒸汽、超臨界壓力蒸汽循環等幾個階段，在此過程中發電效率逐步有所提升。按照這種設計理念，壓水堆核電站的蒸汽參數還僅僅處于火電發展的早期階段，因而在壓水堆核電站取得成功運行經驗以后，應該與超臨界壓力蒸汽循環相結合以進一步提高發電效率。

但核反應堆與火電常規鍋爐是物理本質完全不同的兩種熱源裝備。在燃燒化石燃料的常規鍋爐中，其燃燒中心溫度達1700°C以上，因而其蒸汽參數能夠提高到何種水平只取決于使用的耐熱鋼材。而在核反應堆中，熱能來源于堆內由陶瓷和金屬組成的燃料元件，從堆安全考慮它必須始終處于完好的固體狀態，因而其溫度受到很大的限制。另外，水在反應堆中不僅是載熱劑，同時又是中子慢化劑，堆芯內水密度的變化直接影響熱中子的產生速度及反應性的變化，是影響核反應堆安全至關重要的因素。在超臨界壓力水冷堆中，在堆芯內水的密度從冷態到堆功率運行狀態，以及在各種過渡過程或事故工況下都發生很大的變化，由此而造成的反應性變化對反應堆安全的影響必須給予特殊的高度關注。

驅動的次臨界鉛冷快堆

開展這種堆型研發的主要目的是消除極長半衰期的放射性元素，以緩解放射性廢物永久性存儲的負擔。因起初擔心用過多次錒系元素裝載堆芯恐怕影響臨界反應堆的穩定運行性能，因而選擇了次臨界的快中子反應堆，然后依靠大功率粒子加速器驅動高功率散裂靶給出的中子流，共同形成一個臨界狀態可工作的反應堆。在這一系統中，反應堆的功率水平是與質子束流強度成正比變化的，堆內只有一個散裂靶，質子束流變化對堆芯反應性的影響相當于所有控制棒的整體效應，又因為快中子的壽命短，容易引起堆功率的快速變化，因而必須確保在運行過程中的每一瞬間質子束流的提升速率都嚴格控制在一定的限度之內，這一點對反應堆的安全至關重要。那種認為ADS鉛冷快堆只是一個次臨界裝置能夠保證安全是不符合實際的。

3.4高溫氣冷堆【2】

高溫氣冷堆以其確定性的固有安全性能，在各種反應堆中有可能率先獲得在城市就近地區進行建造的許可，實現熱電聯供，為城市地區的能源保障及環境保護做出實際貢獻。但目前我國開發的模塊式高溫氣冷堆采用全陶磁型顆粒元件，尚沒有可實際應用的化學后處理工藝，對其卸料元件只能采用開式燃料循環，其中的钚要等十萬年，而次錒系元素更要等十三萬年才能自然衰減到鈾礦天然本底放射性水平，恢復自然界的輻射平衡。這種開式燃料循環在近期內必定限制高溫堆的發展規模，從長遠觀點看問題，開式燃料循環更是不可接受的。另外，模塊式高溫氣冷堆的單堆功率過小也影響其經濟競爭能力。

為了提高模塊式高溫氣冷堆的綜合性能，在文獻【3】中提出了“S-CO2氣輪機直接循環大功率高溫氣冷堆核電站”的設計概念，其主要特點是采用中等熱工參數超臨界壓力二氧化碳氣輪機直接循環（650°C，8MPa）,以大幅簡化核電站系統與提高工程實施的現實性；采用預應力混凝土殼及在堆芯內用石墨塊砌成均勻分布的燃料球通道以增加單堆功率和克服隨機排列球床堆的一些缺點；用金屬包殼陶瓷芯塊的球型燃料元件取代全陶磁型顆粒元件，以便能對卸料元件進行化學后處理，并與快中子堆一起組成統一的燃料循環體系，共同滿足確定性核安全、無時限的核燃料供應保障、最終放射性廢物減量化及保持自然界的輻射平衡、防止核武擴散、經濟競爭能力、立足于現有成熟技術等對現代核能體系提出的各項要求，因而可使大功率高溫氣冷堆在今后較長的時期之內都能發揮積極作用。

3.5鈉冷快堆

世界各國的快中子堆研發工作，幾乎都是從鈉冷快堆起步的，已積累了400多堆年的實際運行經驗，但遺憾的是其中以負面為主，各國都在研發工作中遇到了原來沒有估計到的困難，除俄羅斯的兩個中等規模鈉冷快堆外，其他都未能達到長期穩定運行水平而提前關閉。

鈉冷快堆的困難主要是由于液態金屬鈉本身的物理性能和細棒束稠密柵格堆芯結構所造成的：液態金屬鈉遇空氣迅速自燃、遇水發生劇烈放熱化學反應伴隨生成大量氫氣；對于大功率鈉冷快堆來說，由于堆芯阻力加大使鈉的自然循環能力不足以安全地載出堆芯余熱，因而當發生突然停電或堆芯失去強制循環冷卻等這些并不十分罕見的初始事件后必然引起堆芯熔毀，而在堆芯融化過程的初期，會有因鈉被排擠出堆芯和熔融燃料由邊緣向堆芯中心移動這兩個正反應性效應引入，使堆芯融化過程中隱藏著巨大的安全風險，這些都是鈉冷快堆今后發展難以回避的實際困難。在后福島時代，對核安全已形成了高度甚至過度敏感的態勢，任何具有較大安全風險的堆型都將難以被接受，而且今后核能的發展也的確難以承受再一次嚴重事故的沖擊。

3.6鉛冷快堆                              

最近二十余年的發展經驗表明，BREST自然安全鉛冷快堆核電站最具發展潛力與現實性，它選擇了氮化物燃料元件芯塊、液鉛載熱劑、耐熱結構鋼、水等組成的材料體系，各自都具有良好的化學穩定性和相互之間的相容性；堆芯內增殖比等于一，無需反應性燃耗儲備，所以堆芯反應性的總儲備量低于促使功率飛升所必需的數值；反應堆一回路常壓高溫，采用完全非能動的安全冷卻系統；采用無水化學后處理工藝，可在核電站場地內設置卸料元件化學后處理及燃料元件再制系統設備，為實現反應堆的自然安全原則和全面滿足為現代核能體系提出的各項要求奠定了堅實的技術基礎。在各種有實際運行經驗的反應堆中，自然安全鉛冷快堆是唯一能夠實現這些目標的堆型。但遺憾的是自然安全鉛冷快堆項目至今尚未被正式列入我國的研究發展規劃，因而適時地對自然安全鉛冷快堆給予關注，將有利于盡早建成我國合理的現代核能體系。

【參考文獻】

【1】 關于熔鹽堆的一些理解誤區 2015年3月21日

【2】 S-CO2氣輪機直接循環大功率高溫氣冷堆核電站 2015年6月13日