核科学与工程 第33卷 第2期 2013年6月 p.138-p.146

发展无严重事故风险核电站的曙光

具有完全非能动安全冷却系统的压水堆核电站

作者：肖宏才         清华大学核研院退休教授（Email：Shawhc3502@163.com[m1] ）

摘  要

在本文中提出了用自然力直接触发启动压水堆核电站一整套完全非能动的停堆安全冷却系统。这里的自然力主要是指一回路运行工况转换时由于其压力分布变化所形成的压差力。在这一系统中，当进行停堆或发生某种一回路事故工况时，相应的安全冷却系统便自然地投入运行，立即缓解事故后果，将事故时一回路释放的能量及堆芯余热非能动地排入最终热阱。在全过程中不依靠自动控制系统、能动设备及任何人为因素的介入，即可确保对堆芯余热无限期的安全冷却能力，能够将此压水堆核电站发生向环境泄漏放射性物质的严重事故发生概率实质上降为零，排除对核电站周围居民进行事故疏散的必要性，彻底解除公众对核电安全的疑虑。

实施本文中提出的压水堆核站完全非能动停堆安全冷却系统，完全立足于采用现有成熟技术，因而在近期内即可应用于无严重事故风险新型第三代压水堆核电站的设计与对现有第二代压水堆核电站的技术改造项目。

立足于现有压水堆核电站的运行经验，只要进一步采用完全非能动原则，实现固有安全，排除严重事故风险，那么压水堆核电站在近期内即能够成为电网的主要支柱，为破解全人类所面临的严酷环境问题做出重大贡献。

关键词：

核电安全，压水堆，安全冷却系统，自然力，完全非能动。

中图分类号：核电站设计

Dawn of creation of nuclear power station free from risk of severe accidents

PWR power station with advanced all passive safety cooling systems (AAP SCS)

                      Xiao Hong-cai

Instutute of Nuclear Energy Technology Tsing-hua Universty (Beijing,100084,China )，Retired professor（E-mail : shawhc3502@163.com）

Abstract

A complete set of advanced all passive safety cooling systems (AAP SCS) for PWR nuclear power station, actuated by natural force has been put forward in the article . Here the natural force mainly means the fore, which created by change of pressure distribution in first loop of PWR as a result of operational regime conversion from one to another , including occurrence of accident situation. Correspondent safety cooling system will be actuated naturally and then put it into passive operation after emerging some kind of accident, so accidental situation will be mitigated at once right after it’s occurrence and residual heat of reactor will naturally transported from active core right to the ultimate heat sink practically no limited in the period of time. There is no need rely on automatic controlling system, any active equipments and human actions in all working process of the AAP SCS, whish can reduce the probability of occurrence of severe accident practicaly to zero, so excludes need of evacuation plan around AAP nuclear power station and eliminates public’s worry and doubt about nuclear power safety. Implementation of the AAP SCS concept is only based on use of evolutionary measures and state-of-the-art technology, so right at present time it can be used for design of new type PWR nuclear power station of third generation, which is free from risk of nuclear disaster and for modernization of existing nuclear power station of second generation.

Key words :

Nuclear power safety, PWR, Safety cooling system, Natural force, All passive

一．目前核电发展所面临的困难与走出困局的方向

核电在正常运行条件下已被证明它是清洁、环保及经济的能源，是多数经济发达国家支持电网基载负荷及保障国家能源安全的不可或缺的主要能源支柱之一。

但至今核电站尚不能摆脱的一个根本性缺点是存在一定的发生严重事故的可能，虽然概率极低，但其后果根本无法接受，造成了核电站周围居民对核电安全的疑虑。特别是于2011年3月11日发生的日本福岛第一核电站1、2、3号反应堆堆芯熔化和4号反应堆厂房乏燃料储存水池损坏的严重事故，使周围环境受到了放射性污染，因而在不少国家公众之中形成了一定的反核倾向，对今后的核电发展造成了相当的困难。

为提高安全性，第二代压水堆核电站不断扩展冗余原则，结果虽然事故概率有所下降，但系统变得越来越复杂，核电投资及建造周期都明显增加，关键是安全问题并未因此而获得最终解决。从上世纪八十年代起，为提高核电站的安全性，非能动安全冷却装置开始受到重视，其中应用非能动安全冷却系统程度最高的是AP-1000。但它也只是在安全冷却系统的运行过程中贯彻了非能动原则，而其启动仍然采用能动方式，结果也只能继续降低严重事故发生的概率，但在原则上却不可能将其转化为零。至今在公开文献上还从未出现过可以使核电站完全避免严重事故的任何现实方案，所以就连在第三代核电站国际公认的安全要求中也只能规定要把核电站发生严重事故的概率降至在合理可行条件下尽可能低的数值（As-Low- As-Reasonably Achievable）.可以看出，这种要求尚难以最终完全解除公众对核电安全的疑虑。所以，只有建立实质上无严重事故风险的新型核电站才是未来核电发展的必由之路。

本文作者经分析找出了现有核电站始终不能摆脱发生严重事故风险的根本原因，并提出了一套完整的可用自然力直接触发启动的压水堆核电站完全非能动安全冷却系统。这样在停堆或出现事故工况后，相应的安全冷却系统即自然地由备用转入工作状态，从启动到后续运行只立足于发挥反应堆系统内在的固有安全因素、自然力及自然规律的作用，不依赖于任何人工操作、能动设备及自动控制系统，即可以保证对反应堆无限期的安全冷却能力。从而在反应堆的安全冷却系统中排除了一切带有失误概率的不确定因素，实现了完全非能动原则，为建立无严重事故风险核电站奠定了必要的基础。希望本文提出的具体方案能够对我国自主发展核电事业，并推动世界早日进入实质上无严重事故风险核电的成熟发展时期做出实际贡献。

二．技术背景

反应堆的突出特点之一是停堆后的剩余发热量很大，在堆芯失冷失水的条件下注定会发生堆芯熔毁事故，因而停堆后对堆芯剩余发热的安全冷却刻不容缓，绝不容许有任何失误发生。但现有核电站的安全冷却普遍采用能动系统设备，其一定的失效失误概率从本质上说与停堆冷却绝对确定无误的要求是不相容的，因而在半个多世纪的核电发展史中曾数次出现过堆芯熔化事故。

第一次是发生于1979年的美国三里岛核电站事故。这座核电站本来用的是B&W公司制造的配有直流蒸汽发生器的新设备， 但在处理一般性运行事件过程中,操作员在紧急情况下进行了连续二十几次错误操作，最终导致了堆芯部分熔化，所造成的直接经济损失估计达二百亿美元，间接经济损失超过两千亿美元，同时也对其它一些国家的核电发展计划造成了明显的负面影响。

第二次是发生于1986年的前苏联切尔诺贝利石墨慢化大功率管式沸水堆的反应堆爆炸事故。该电厂使用的也是刚投入运行不久的新设备。但在一次停堆试验过程中长时间靠近低功率正反应性系数的危险区段运行，同时又人为地关闭了全部安全保护系统，包括至关重要的最后六道停堆保护系统，于是造成了反应堆爆炸的灾难性后果。这一严重事故极大地打击了全世界的核电发展，甚至于有个别国家从此完全终止了核电发展计划。

虽然三里岛压水堆与切尔诺贝利反应堆的设计都有一定的先天缺陷，但如果没有上述那些不可思议的人因错误，也不会由一般性的运行事件转化为最终的灾难性后果。

最近一次发生于2011年3月11日日本东京电力公司福岛第一核电站1、2、3号反应堆堆芯熔化事故，同时4号反应堆厂房乏燃料储存水池也遭到严重损坏。日本东京电力公司的这座核电站起初承受住了九级以上的地震，但随后二三十米高海啸的袭击瞬间摧毁了安全壳以外的全部安全冷却设施，立即形成了堆芯失冷失水的状况，在高温的燃料元件锆包壳与水的激烈化学反应中又形成了大量的氢气，其爆炸完全破坏了反应堆厂房建筑，使堆内的气态及可挥发裂变产物全部进入大气，造成了严重的环境污染，因而不得不疏散核电站周围居民，并由此引起了日本和其他不少国家居民的强烈反核意识。

纵观这五座反应堆堆芯熔毁事故，明显可以看出，在反应堆安全冷却系统中，人因错误与能动设备失效是造成稀有严重事故的决定性因素，是与核电确定无误的堆芯余热冷却安全要求绝对不能相容的。

为了提高核电的安全性，在其安全冷却系统中减少具有失误概率的不确定因素，从上世纪八十年代起，在核科技与工程界内逐渐对反应堆非能动安全冷却给予了越来越多的关注^[1]，其中最有代表性的是AP-1000压水堆核电站^[2]（西屋公司）设计。其堆芯余热冷却、一回路安全注水及安全壳冷却系统的运行都采用了非能动方式，因而在一定程度上提高了压水堆的安全性，将堆芯熔毁及向环境释放大量放射性物质的严重事故概率比现有压水堆又降低了约两个数量级。

但是在AP-1000核电站中对这些安全冷却系统的启动仍然依靠自动控制系统发出的安全指令，用以去打开某种能动阀门（AP-1000堆芯余热冷却系统中的常关气动阀门以及安全注水系统与安全壳冷却系统中的爆破阀）。然而自动控制系统与能动阀门都不可避免具有一定的失误或失效概率，因而在AP-1000核电站中尚不能将严重事故的发生概率降为零。其原因即在于AP-1000核电站的安全冷却系统中只是部分地实现了非能动原则（非能动的运行方式与能动的启动方式），因而AP-1000核电站的安全仍是概率性质的。尽管其严重事故的发生概率极低，但因其后果完全不可接受，所以其风险仍是不可忽视的，而且这一风险也正是一些国家公众反对核电的根本原因。

三．在压水堆核电站中实施安全冷却系统完全非能动原则的内在依据与自然力的作用

在一个统一的物理体系内，热能由高温区向低温区传递，势能由高能区向低能区扩展都是自然规律。在从压水堆堆芯一直到最终热阱的整个物理体系内，堆芯处的温度与压力最高，而热阱处则最低，因而在一个合理设计的反应堆安全冷却系统内，可以把高温高压的破坏潜力转化为可贵的动力，用以将堆芯余热自然地由堆芯传至最终热阱，其间不需要籍助于自动控制系统、能动设备及人为操作等这些含有一定失误概率的不定因素的介入。这正是在压水堆安全冷却系统中能够实现完全非能动原则的内在依据。

核电装置具有很多内在的固有安全因素，如堆芯反应性的负温度系数及自然循环等，可用以保障核反应堆的安全。其中，自然力的作用具有确定无误的本质，能够全面满足反应堆安全冷却系统的基本需求。本文推荐利用自然力直接触发启动非能动运行的压水堆安全冷却系统，实现其完全非能动原则。当在反应堆系统中发生某种事故停堆后，相关的安全冷却系统即可自然地转入工作状态，以保障核电的绝对安全。

在本文中所使用的自然力，主要是指在压水堆一回路中因运行工况转换（包括发生事故工况）而引起各点压力变化所形成的力，其值在每平方厘米面积上的作用力可达数公斤到数十公斤以上，足够直接用以改变某种特定阀门的开关状态，以便立即自然地启动相关的安全冷却系统。

为了满足对第三代压水堆核电站的安全要求，涵盖全部设计基准事故，其安全冷却装置必须包括堆芯余热冷却、事故紧急安全注水及安全壳冷却这三个功能。在本文中提出了完全非能动安全冷却装置各系统的具体实施方案，采用这种装置的核电站以下简称为AAP（Advanced All Passive）先进压水堆核电站，现对各系统分别叙述如下。

四．AAP完全非能动的堆芯余热冷却系统

AAP压水堆的冷却系统由两部分组成：第一部分是反应堆一回路，包括堆芯1、压力壳2、一回路冷管道3、主循环泵4、蒸汽发生器5、二回路给水管道6、二回路主蒸汽管道7以及一回路热管道8（见图1. A.），用于核电站正常发电的功率运行；

第二部分是完全非能动的堆芯余热冷却系统，包括单向阀10、余热冷却器12、提升筒13、常压大容积水池14、池水空冷器16、止回阀21以及各相应的联结管道。

单向阀10是反应堆一回路与堆芯余热系统之间唯一的联接设备。在单向阀10中，其阀座的上端通过连结管9与堆芯1的出口一侧相联；而其下端则通过热水管11、余热冷却器12及冷水管20与堆芯1的入口一侧相联。

这样的连结方式使单向阀10的开关状态只取决于堆芯的流体力学工况：即当一回路正常工作时，堆芯1的入口压力高于其出口压力，这一堆芯出入口的压差力将单向阀10的阀芯推至其顶部的上限位置，如果此阀门的流通直径为16厘米，则由堆芯压差所形成的向上推力可达一顿左右，足可使单向阀10处于可靠的自然关闭状态。在这一工况下，堆芯余热冷却系统的另一端通过冷水管20与一回路相联，保持压力沟通但并无水的流动，因而堆芯余热冷却系统自然处于与一回路相隔离的备用状态（见图1.A.）。

1.堆芯  2.压力壳  3.一回路冷管道  4.主循环泵  5.蒸汽发生器  6.二回路给水管道  7.二回路主蒸汽管道  8.一回路热管道  9.连接管  10.单向阀  11.热水管  12.余热冷却器  20.冷水管  21.止回阀  22.脐带管  23.压水堆

图1.A.  AAP压水堆核电站主回路正常功率运行工况

Fig1.A Normal operational regime of main loops of AAP PWR nuclear power station

无论出于什么原因（计划停堆或事故停堆），当循环泵4停运后，堆芯1的流动阻力消失，随之单向阀10的阀芯失去向上的推力，因而由于自重作用而下落，随即自然开启单向阀10使堆芯余热冷却系统转入工作状态（见图1.B.）。

8.一回路热管道  9.连接管  10.单向阀  11.热水管  12.余热冷却器  13.提升筒  14.常压大容积水池  15.送水管  16.池水空冷器  17.外层安全壳  18.钢制安全壳  19.回水管  20.冷水管  21.止回阀  22.脐带管  23.压水堆

图1.B.  AAP压水堆核电站堆芯余热冷却工况

Fig1.B.  Residual heat removal regime of AAP PWR nuclear power station