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　　一、核電站的工作原理

　　核電站是利用原子核裂變或聚變反應所釋放的能量來生產電能的發電站。目前，商業運行中的核電站都是利用核裂變反應來發電。核電站一般分為兩部分：利用原子核裂變產生蒸汽的核島（包括反應堆裝置）和利用蒸汽發電的常規島（包括汽輪發電機系統）。核電站使用的燃料一般是化學元素鈾和钚。目前運行和在建的核電站類型主要是壓水堆核電站、重水堆核電站、沸水堆核電站、快堆核電站、氣冷堆核電站等。

　　壓水堆核電站是使用加壓輕水作冷卻劑和慢化劑，且水在堆內不沸騰，利用熱中子引起鏈式反應的熱中子反應堆，我國大亞灣核電站、嶺澳核電站、秦山第一核電站、秦山第二核電站和田灣核電站均屬這種堆型。重水堆核電站使用輕水作冷卻劑、重水作慢化劑，且水在堆內不沸騰，同樣是利用熱中子引起鏈式反應的熱中子反應堆，我國秦山第三核電站屬于這種堆型。沸水堆核電站使用輕水作冷卻劑和慢化劑，但水在堆內沸騰，利用熱中子引起鏈式反應的熱中子反應堆，日本福島第一核電站屬于這種堆型。快堆核電站是由快中子引起鏈式反應所釋放出來的熱能轉換為電能的核反應堆，我國從俄羅斯引進的、將建在福建三明的核電站屬于這種堆型。氣冷堆核電站是以氣體（二氧化碳或氦氣）作為冷卻劑，由熱中子引起鏈式反應的熱中子反應堆，到目前為止發展了天然鈾石墨氣冷堆、改進型氣冷堆和高溫氣冷堆等三種堆型，我國將建的石島灣核電站屬于高溫氣冷堆。我國運行和在建的核電站主要是壓水堆核電站。

　　壓水堆核電站一般有三個回路：一回路（反應堆裝置）、二回路（汽輪發電機系統）和三回路（循環水系統）。核燃料在反應堆中發生特殊形式的“燃燒”，產生熱量來加熱一回路的冷卻劑，被加熱的冷卻劑在主泵的推動下進入蒸汽發生器，加熱二回路的水，使之變成蒸汽，然后又被主泵送回堆芯重新加熱。這樣不斷循環稱為一回路。蒸汽通過管路進入汽輪機，推動汽輪發電機做功發電，然后進入冷凝器，冷卻成水返回蒸汽發生器，這樣的汽水循環過程稱為二回路。三回路使用海水或淡水，它的作用是在冷凝器中冷卻二回路蒸汽使之變回冷凝水。

　　為了保證核電站的安全，在設計上還考慮了很多安全設施，包括：自動停堆系統、反應堆超壓保護系統、應急堆芯注硼系統、應急堆芯冷卻系統、應急給水系統、放射性物質包容系統及與之配套的應急供電和冷卻通風系統等。2011年3月11日，日本福島核電站安全系統執行了相關功能，比如，自動停堆、應急柴油發電機組啟動等，但是由于發生了9級地震和海嘯，相關系統由于水淹不可用而出現了全廠斷電和喪失最終熱阱。

　　根據我國核安全法規和國際原子能機構的建議，我國核電站的設計、建造和運行過程都嚴格貫徹“縱深防御”的原則，從設備、措施等方面提供多層次的重疊保護，確保放射性物質能有效地包容起來而不發生泄漏。“縱深防御”包括以下五道防線：精心設計、精心施工，確保核電站的設備精良和安全培訓；加強運行管理和監督，及時排除故障；設計提供多層次安全系統和保護系統，防止設備故障和人為差錯釀成事故；啟用核電站安全系統，加強事故中的電站管理，防止事故擴大化；啟動廠內外應急響應計劃，努力減輕事故對周邊居民的影響。

　　二、兩次重大核事故及經驗反饋

　　由于核電站系統自身的復雜性和人類認識的局限性，在福島核事故之前曾發生過兩次重大核事故。1979年3月28日發生的美國三哩島事故對環境的影響不大。1986年4月26日發生的切爾諾貝利事故，真正讓人們認識到核電站的潛在威脅。事故中，有237名職業人員受到有臨床效應的超劑量輻照，其中134人呈現急性輻照病癥兆，28人在3個月內死亡。在1986年至1987年期間參加事故處理的20萬人員接受的平均輻照劑量約為100毫西弗，其中約10%的人受到的輻照劑量為250毫西弗，少數人員受到的輻照劑量大于500毫西弗。事故后，從半徑30公里的禁區撤離的116000名居民中約有10%的人受到的輻照劑量大于50毫西弗，少于5%的居民受到大于100毫西弗的輻照劑量。人類短期受到低于100毫西弗的輻照劑量基本沒有危害。調查表明，導致切爾諾貝利事故的根本原因是設計上的缺陷（正功率系數、無安全殼等）和人員失誤（嚴重違反規程）。切爾諾貝利核事故是迄今為止最嚴重的一起核事故（福島核事故由于缺乏具體數據，目前還無法進行準確評估）。

　　通過對核事故的總結和反思，發展了許多新的安全措施和安全理念。切爾諾貝利事故后，IAEA的國際核安全咨詢組提出核安全文化的概念，并于1991年發表《安全文化》報告，在世界范圍內被廣泛接受。同時，世界核運營者意識到，任何一起核事故都會對其他核電站造成影響。因此，有必要加強各核運營單位之間的交流與合作，推動有效的經驗反饋，建立核安全文化，防止核事故的發生。1989年5月，全球144個核運營單位在莫斯科簽署了世界核運營者協會（WANO）憲章，旨在提高全球核電站的安全性和可靠性。

　　三、新一代核電技術及其展望

　　核電經過近60年的發展，已經形成了一整套系統、完整的理論體系并積累了大量的運行經驗。新設計的核電機組分為兩個方向：一是增加專設安全設施的配置來增強機組安全性，以法國的EPR核電機組和俄羅斯的VVER核電機組為代表；二是大量采用非能動的專設安全設施來增強機組安全性，以美國的AP1000核電機組為代表。法國EPR采用“加”的設計理念，即用增加冗余度來提高安全性，安全系統由兩個系列增加到四個系列，同時也增加了安全系統的復雜性，為預防和緩解嚴重事故采取了相應的措施。美國AP1000安全系統采用“非能動”的設計理念，更好地達到“簡化”的設計方針，安全系統利用物質的自然特性（重力、自然循環、壓縮氣體的能量等），不需要泵、交流電源以及相應的通風、冷卻水等支持系統，大大簡化了安全系統，降低了人為錯誤。俄羅斯VVER核電機組設計理念與法國EPR類似。

　　日本福島核電站事故再次引起人們對核電安全風險的關注，這將推動人類對新技術的不斷探索，目的是使核能變得越來越安全、清潔、高效。

　　（作者：環境保護部核與輻射安全中心黨委書記、副主任）