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规模发展核电是我国能源可持续发展战略的重要组成部分。我国核电界对规模发展核电的技术路线在福岛核事故前已形成广泛共识:二代核电持续改进与引进三代核电并行不悖,应同步推进。在引进三代技术时,为规避风险, 政府做出了非能动(AP1000)与能动(EPR)同时引进的慎重决策,体现了“两条腿走路”、多技术路径同步推进、积极稳妥发展核电的方针。
应当看到,福岛核事故在公众心目中留下了挥之不去的阴影,也形成了对核电安全的一些认识误区,例如:二代核电不安全,三代核电才安全;非能动系统比能动系统安全; PSA计算结果等于安全性等。如果真是这样,我国核电发展的技术路线的可选择性越来越小,核电规模应用的前景堪忧。业内专家对于这些问题也持有不同的观点。带着这些问题,本人查阅了一些技术报告,形成如下看法。
渐进型先进堆和创新型先进堆
要回答二代核电、三代核电的安全性问题,首先要从国际原子能机构(IAEA)对全球先进堆(三代)设计的评价说起。IAEA 2004年发布了题为“先进轻水堆设计现状”的技术报告,目的是为成员国有技术背景的官员和研究院所,在制定本国核电发展计划时提供参考。报告将先进堆(三代)设计分为两类:
渐进型(Evolutionary)设计:基本上传承了现有堆型的设计,通过经验反馈和采用新技术(包括非能动技术),改进反应堆的安全性能。渐进型反应堆在商业化应用之前需要进行工程确认性试验。
创新型 (Innovative) 设计:与现有堆型有显著的区别。在商业化应用之前,需进行大量的验证和试验,包括建设示范电厂或者原型堆电厂。
IAEA按照先进堆(三代)的评价标准,筛选了19项大型先进轻水堆的设计。
这19项绝大部分都属于渐进型设计(包括韩国、欧洲、俄罗斯开发的先进压水堆,已经投入运行的先进沸水堆,中核集团设计的CNP1000等)。AP1000从概念性设计阶段就被定位为创新型先进堆。最有代表性的渐进型先进压水堆是韩国的标准堆和现已走出国门的APR-1400。先进轻水堆绝大部分属于渐进型。渐进型设计看来是当代先进堆发展的主流。
从现有堆型(二代)发展到先进堆(三代)是一个持续改进的渐进过程,之间很难认定“代沟”,在安全性上也很难区分出显著性差异。在国际正式文件中,也都避免采用“代际”的提法。这样比较科学。
我国现有的二代核电是在三里岛核事故20年后,高起点起步、引进国际成熟先进技术、经过持续技术改进发展起来的,良好的安全性已经过长期工程实践的验证,很可能实际的安全性已经达到先进堆的水平。
创新型先进堆从概念性设计到商业化应用,需要进行大量的试验和验证,以及原型堆(或示范堆)的工程验证。通过安全评审的难度也大。至今还没有大型创新型先进压水堆建成,说明它极具挑战性。创新型先进压水堆的代表――AP1000首堆目前尚处在建设阶段,现在评价其技术性能还为时过早。
非能动安全与能动安全
能动安全系统与非能动安全系统孰优孰劣,一直是核电界的热门话题。对这两种安全系统的全面评价,涉及安全性、经济性和对核电站运行性能的影响等方面。
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