从“内陆核电重启”看我国 四代核电站发展

第一代核电站　　核电站的开发与建设开始于上世纪50年代。1954年，前苏联建成电功率为5兆瓦的实验性核电站：1957年，美国建成电功率为9万千瓦的shippingport 原型核电站，这些成就证明了利用核能发电的技术可行性。国际上把上述实验性和原型核电机组称为第一代核电机组。　　第二代核电站　　上世界60年代后期，在实验性和原型核电机组基础上，陆续建成电功率在30万千瓦的压水堆、沸水堆、重水堆、石墨水冷堆等核电机组，它们在进一步证明核能发电技术可行性的同时，使核电的经济性也得以证明。上世纪70年代，因石油涨价引发的能源危机促进了核电的大发展。目前世界上商业运行的四百多座核电机组绝大部分是在这段时期建成的，习惯上称之为第二代核电机组。　　第三代核电站　　上世纪90年代，为了解决三里岛和切尔诺贝利核电站的严重事故的负面影响，世界核电业界集中力量对严重事故的预防和缓解进行了研究和攻关，美国和欧洲先后出台了“先进轻水堆用户要求”文件，水处理设备 即URD文件（utilityrequirements document）和“欧洲用户对轻水堆核电站的要求”，即（EUR）文（European utility requirements document），进一步明确了预防与缓解严重事故、提高安全可靠性和改善人因工程等方面的要求。国际上通常把满足URD文件或EUR文件的核电机组称为第三代核电机组。对第三代核电机组要求能在2010年前进行商用建造。　　第四代核电站　　2000年1月，在美国能源部的倡议下，美国、英国、瑞士、南非、日本、法国、加拿大、巴西、韩国和阿根廷等十个有意发展核能的国家，联合组成了“第四代国际核能论坛”（GIF），于2001年7月签署了合约，约定共同合作研究开发第四代核能技术。根据设想，第四代核能方案的安全性和经济性将更加优越，废物量极少，无需厂外应急，并具备固有的防止核扩散的能力。高温气冷堆，熔盐堆，钠冷快堆就是具有第四代特点的反应堆。　　1、内陆核电的“安全论证”，能不考虑“Nuclear Security”所要求的“防范、抵御敌人有意造成的事故、损害和伤亡”吗？　　中央强调的“确保安全”指的是“Nuclear Security”（核安保），而不只是“Nuclear Safety”（核安全）。前者内涵远远大于后者，然而，有关机构的内陆核电安全论证，却把“中子弹（战术核武器）、恐怖袭击、网络攻击、人为破坏等外部风险”均列入“不予考虑的剩余风险”，原因是“发生概率极低，且目前也没有合理可行的应对措施”！虽然“小概率事件”无法预知和阻止，但不能对其严重后果“根本不予考虑”，老天爷也绝不会因为我们“没有合理可行的应对措施”而替我们“专门排除”某些“天灾人祸”。极端自然灾害和人为恶意攻击在国际核电界是必须考虑的安全事项。　　2、为何2004年修订的《核动力厂设计安全规定》（HAF102）至今也不升级？内陆核电安全评价为何依据早已过时的核安全法规和导则？　　针对全球日渐频发的极端自然灾害和大型飞机撞击等小概率高危害事件的安全威胁，IAEA 已于2012年6月发布核电厂设计和运行的新标准和法规。2012年10月国务院明确要求“对不合时宜的系列法规应不拖延地修改或升级”、“新建电站必须采用国际最高安全标准”。然而，对欧美早已是“强制性”的安全要求（如抗大飞机撞击），我国核安全监管机构和核电界在福岛核事故后仍一直强调“中国核安全法规（HAF102）没有这项规定”，且至今也未根据国务院有关要求，修改升级核电安全法规和安全导则。　　3、“均按AP1000设计”的我国内陆核电站连美国的安全标准都达不到，何以是“全球最高安全标准”呢？　　众所周知，我国引进的AP1000并不满足美国本土在建核电站的安全标准，日本东芝控股的西屋公司辩称“中国内陆核电站采用的是CAP1000、不是AP1000”，而我国核安全监管部门指出“CAP1000与AP1000没有本质区别”。抛开这种概念游戏不说，即使CAP1000比AP1000真有重大改进，那也要经过工程验证、确认是成熟可靠机型后才能推广，怎能直接拿长江流域再当试验场呢？我们当作“最成熟、最先进、最经济”技术引进的三门和海阳4台AP1000机组，一直是“边设计、边施工、边修改”的“三边工程”，且已陷入“设计难以固化、成本难以预计、风险难以承受”的困境中。这一深刻教训绝不能在内陆地区特别是长江流域的核电站重演。　　4、AP1000主回路的核心设备（屏蔽电机泵、爆破阀等）毫无核电厂实际运行经验，至今主泵还在试制中，连可靠性数据库都谈不上，又是如何得出“AP1000的事故概率已经低到10-7”、“60年免维修”的？　　我国2006年高价引进、原定于2013年投入商运的三门和海阳AP1000核电站，却成了西屋公司及其日本大老板不用承担任何风险和损失的“试验场”，且全部知识产权为西屋所有。在设备工程耐久性试验、鉴定试验、系统调试都从未进行的情况下，何以就认定“60年免维修”、“内陆核电站安全性有保障”呢？　　2011年西屋公司推出比中国AP1000安全标准高的升级版AP1000在英国投标时遭安全评审出局，却能于更早的2006年就在我国顺利通过安全评审，值得深思！　　5、国际核电界已认识到“概率安全评价方法不宜单独用于确定性决策判断”，为何国内还有机构基于“主观概率”就断定“内陆核电是安全的”？　　由于33年间世界443座核电机组就发生了三起重大核事故，用二代技术宣称的“万年一遇”事故概率很难解释，国际核电界深刻认识到“用概率安全评价方法分析外部事件（地震、海啸、飓风、洪水等）具有很大的不确定性，两个主观概率参数不宜单独用作核电安全性的判据”、“要防止被滥用于确定性的决策判断”。2015年7月17日英国核安全监管机构在ABWR 沸水堆通用设计评估中，就否定了日立-通用电气公司提交的“概率安全分析”并将其升级为监管问题，然而我国核电界及相关研究机构目前仍然只讲两个主观概率参数，并作为“三代核电比二代安全性提高100倍、内陆核电安全性有保障”等“确定性决策”的依据。　　6、我国大部分内陆核电厂址是与欧美迥异的小静风天气，完全超出了美国“高斯烟羽模型”的适用范围，为何还套用此工具评估对大气环境的影响、又是如何得出“符合排放标准”结论？　　大气弥散条件是内陆核电选址的重要决定因素之一。美国内陆核电厂址年均风速均2米/ 秒、年静风期不超过1周，而我国湘鄂核电厂址年均风速≤2米/秒、年静风期分别高达60天和29天，非常不利于核电站正常运行时放射性气载污染物的扩散，容易形成“核雾霾”。用根本不适用的美国“高斯烟羽模型”工具评估我国内陆核电厂对大气的影响，还得出“符合标准”的结论，这一做法本身就不科学。　　7、湘鄂赣核电站装机容量之高没有国际先例可循，巨量废热排放将对局地气候产生什么影响？　　湘鄂赣核电站装机容量均高达500万千瓦，是美国内陆核电厂平均装机规模的3 倍，是目前火电厂最高功率的5倍！核电厂热效率（33%～37%左右）低于火电，约2/3的热量以废热被排放到环境中。2012年OECD报告就已指出“需要注意内陆核电在某些气候变化呈干旱趋势的区域产生的新问题”。长江流域多次有连续三年大旱的记录，而素以水量丰富著称的湘赣两省近年均出现了鄱阳湖和洞庭湖湖底大面积干裂、人畜饮水困难的严重旱情。每个内陆核电站每天向空中排放2000亿大卡废热，这一史无前例且几乎贯穿全年的巨量热污染对长江流域旱情的加重不容忽视。　　8、何以做到“最严重事故工况下核污水可封堵、可贮存、可控制，最多只有4800～7000立方米且都被控制在安全壳内”？　　为何没有“事故情况下放射性气体通过降雨流入江河湖泊”的应急预案？福岛核电站［作者注］至今也控制不住核污水以每天400吨的速度增长，场区50多万吨核污水早已堆满为患，不得不排向大海；号称“环境影响微不足道”的美国三里岛事故核污水高达9000吨，耗时14年才处理完！切尔诺贝利重污染区和轻污染区分别为1万和5万平方公里。我国内陆核电安全论证严重低估了核事故的复杂性：既没有可信可靠的技术措施证明核污水何“封堵控”，也没考虑“放射性气体逸出厂区、通过雨水进入地下和江河湖泊”的应急预案。　　9、我国内陆核电站周边人口密度远远高于欧美，安全论证中是如何考虑场外应急的可行性和具体措施的？　　电站方圆80公里范围内，我国湘鄂赣人口均高达600万～700万，而美国平均只有142万。美国每个核电站都有详细的紧急情况响应计划，且每两年每个核电站就进行一次全面的应急演习。我国内陆核电站周边人口稠密，如何建立起行之有效的省内、省间以及长江流域上下游之间的应急响应和撤离体系，必须在上马前缜密考虑和设计，而不能建立在“核电站不会出事”的乐观预想上，或者“等遇到问题再说”！　　10、发达国家频频发生的核废料泄漏事故如何在我国避免？如何攻克“核设施退役和高放废液处理”的风险隐患？　　“内陆核电安全论证”绝不能抛开核废料处理和核电站退役这两大“世界性天价难题”。最近几年美国频频发生核废料泄漏，事故处理耗资惊人且时间漫长，国际核电界不断呼吁“核电发展前提是想好核废料如何处理，否则这个问题终会成为挥