重估中国核电

　　安全尺度

　　此次发生事故的福岛核电站采用沸水堆。中国核电站普遍采用压水堆，在对付全场断电事故工况时更优，安全壳也更大，对于放射性物质的包容性能较强

　　正是由于地震等诸多不确定性因素，如何确保核电站的绝对安全，和提高经济效益一样，一直是过去几十年中包括中国在内的全球核电业最主要的进化动力。

　　从上个世纪50年代核裂变能开始商业化应用以来，迄今为止，已经先后出现了三代核电技术。

　　目前，除了秦山一期以及援建巴基斯坦的同类型项目，第一代技术已经基本上退出了历史舞台。无论是中国还是全球核电业，已经运行的主流机组，采用的都是第二代技术。

　　属于第一代技术的秦山一期发电功率只有30万千瓦，最初设计寿命也只有30年。到了第二代，不仅建造周期更短，额定功率往往达到60万千瓦以上甚至百万千瓦量级，设计寿命也延长为40年。延寿后，运行时间往往可以长达50年到60年，理论上更是可以延到80年。

　　发电功率的提高，使用寿命的延长，提高了核电的经济价值，但最重要的改进仍然是安全性。根据设计，其堆芯严重损伤频度仅为10-4堆年，即100个反应堆连续运行100年，才会出现一次堆芯熔化的严重事故。出现向外部环境大量释放放射性物质的频度，则还要比这个低两个数量级，即10-6堆年。

　　在二代技术中，主要有压水堆（PWR）和沸水堆（BWR），此外还有重水堆和石墨堆等。根据国际原子能机构的统计，压水堆占到全球约六成份额，中国全部采用这种堆型。使用沸水堆的，主要是美国和日本；但即使在美国，目前三分之二也都是压水堆。

　　此次发生事故的福岛核电站，六个机组都是沸水堆。与沸水堆相比，柴国旱表示，中国核电站普遍采用的压水堆，在对付全场断电事故工况时也具有一定优势。因为压水堆有反应堆冷却剂系统和蒸汽动力转换系统两个回路，反应堆冷却剂系统被完全包容在安全壳内。在断电情况下，可以先采用二回路的注水-排汽手段，尽量避免一回路放射性物质向外的排放。

　　此外，压水堆的安全壳相对较大，设计压力也较高，对于放射性物质的包容性能较强。目前，中国核电机组的安全壳，都是由1米多厚的混凝土、钢筋构成的，能抵御很强的内部和外部冲击；相对而言，这次事故机组，最外层的安全壳则要脆弱得多。

　　当然，Frost & Sullivan咨询公司能源与电力系统分析师曹寅对财新记者表示，事故机组超期服役，设备老化，也是导致事故发生的重要原因。

　　不过，业内专家在接受财新记者采访时也表示，简单地说沸水堆没有压水堆安全，也是不恰当的。

　　毕竟，二代技术时间跨度长达20多年，沸水堆本身也在不断完善和进步之中；这次出事故的，是上个世纪60年代、70年代设计的早期堆型，后来也改进了很多。中国目前所采用的压水堆，安全性能同样比早期的型号有了不小的提升，因此，很难简单地加以对比。

　　柴国旱告诉财新记者，2004年4月18日，国家核安全局发布了新版HAF102《核动力厂设计安全规定》和新版HAF103《核动力厂运行安全规定》，其中对核电厂严重事故的预防和缓解提出了明确要求。之后上马的所有机组，比如岭澳核电厂3号和4号机组，都设置了非能动的氢气复合器系统，可以消除安全壳内氢气爆炸的风险，确保在严重事故工况下安全壳的完整性。