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1 第二章 国际核电 中国核电和核安全发展的简要历史回顾 第二章 国际核电 中国核电和核安全 发展的简要历史回顾 第一节 国际核电和核安全历史回顾 94 年 月 日, 美国科学家恩里科 费米领导几十位科学家, 在芝加哥大学成功启动了世界上第一座核反应堆, 这标志着人类从此进入了核能时代 自 95 年 月美国实验增殖堆 号 ( EBR - ) 首次利用核能发电, 954 年 6 月苏联第一座核电厂首次向电网送电至今, 世界核电发展已经走过了半个多世纪的历程, 大致经过了验证示范 高速发展和滞缓发展三个阶段 现在处于复苏之前的过渡阶段 验证示范阶段 94 年 月美国在芝加哥大学建成世界上第一座核反应堆, 证明了实现受控核裂变链式反应的可能性 但当时正处于第二次世界大战期间, 核能主要为军用服务 美国 苏联 英国和法国, 配合原子弹的发展, 先后建成了一批钚生产堆, 随后开发了潜艇推进动力堆 从 0 世纪 50 年代初开始, 美 苏 英 法等国把核能部分地转向民用, 利用已有的军用核技术, 开发建造以发电为目的的反应堆, 从而进入核电验证示范的阶段 这一时期核电主要集中在美 苏 英 法和加拿大等少数几个国家中, 它们建造了第一批单机容量在 300 MWe 左右的核电站, 如美国的希平港核电站和英第安角 号核电站, 法国的舒兹 ( Chooz)

2 06 中国核安全评论 ( 第一卷 ) 核电站, 德国的奥珀利海姆 ( Obrigheim) 核电站, 日本的美浜 号核电站等 世界上第一座民用核电站是苏联的奥布宁斯克核电站, 于 954 年建成, 装机容量为 5 兆瓦 ( 电 ), 主要用于地区供热和科研 美国则在潜艇动力堆的技术基础上, 于 957 年 月建成真正商用意义上的第一座核电站 希平港 (Shippingport) 压水堆核电厂, 于 960 年 7 月建成德累斯顿 (Dresden - ) 沸水堆核电厂, 为轻水堆核电的发展开辟了道路 英国于 956 年 0 月建成卡尔德霍尔 (Calder Hall A) 产钚 发电两用的石墨气冷堆核电厂 苏联于 954 年建成奥布宁斯克 ( APS - ) 压力管式石墨水冷堆核电厂后, 于 964 年建成新沃罗涅日压水堆核电厂 加拿大于 96 年建成 NPD 天然铀重水堆核电厂 这些核电厂显示出比较成熟的技术和低廉的发电成本, 为核电的商用推广打下了基础 到 960 年, 世界上已建成 0 座核电站, 装机容量 79 兆瓦 ( 电 ) 高速发展阶段自 954 年苏联建成世界上第一座 5000 千瓦实验性核电厂并投入商业运行及 957 年美国建成 9 万千瓦希平港原型核电站以来, 以核电替代常规化石能源的期望和呼声一度高涨 0 世纪 50 ~ 60 年代, 随着美国 西欧和日本的经济迅速发展, 以及美国核电较低的造价, 使得许多国家认识到发展核电是其摆脱过分依赖中东石油的唯一出路 60 年代末 70 年代初, 各工业发达国家的经济处于上升时期, 电力需求以 0 年翻一番的速度迅速增长 世界各国出于对化石燃料资源供应的担心, 寄希望于核电 美国 苏联和西欧各国制定了庞大的核电发展规划 后起的联邦德国和日本, 也挤进了发展核电的行列 一些发展中国家, 如印度 阿根廷 巴西等, 则以购买成套设备的方式开始进行核电厂建设 美国轻水堆核电的经济性得到验证之后, 首先形成核电厂建设的第一个 第三代核电站与 AP000, http: / / www snptc com cn / index php? optionid = 70&auto_ id = 83 秦伟 : 核能的过去, 载 装备与制造 0 年第 4 期, 第 84 ~ 88 页

3 第二章 国际核电 中国核电和核安全发展的简要历史回顾 07 高潮, 967 年核电厂订货达到 5 6 GW; 从 969 年开始, 美国核电总装机容量超过英国, 居世界第一位, 973 年美国核电总装机容量占世界的 / 年世界第一次石油危机后, 为摆脱对中东石油的依赖, 形成了第二个核电厂建设高潮, 同时也引发了美国第 个核电设备订货高潮 973 年 974 年两年, 共订货 66 9 GW, 占当年订货总量的 50% 核电设备制造能力达到每年 5 ~ 30GW 美国还通过出口轻水堆技术, 使轻水堆成为世界核电厂建设的主导堆型 在核电大发展的形势下, 美 英 法 联邦德国等国还积极开发了快中子增殖堆和高温气冷堆, 建成一批实验堆和原型堆 到 980 年底, 全世界在运核电机组近 300 台, 总装机容量已达 8 亿千瓦 966 ~ 980 年, 核电装机容量年增长率达到 6% 3 3 滞缓发展阶段 979 年, 世界发生了第二次石油危机 受这次石油危机的影响, 西方各国经济发展速度锐减, 加上大规模的节能措施和产业结构调整, 电力需求大幅回落 年仅增长 7%, 98 年下降了 3% 许多新的核电厂建设项目被停止或推迟, 订货合同被取消 此外, 979 年 3 月美国发生了三里岛核电厂事故, 986 年 4 月苏联发生了切尔诺贝利核电厂事故, 对世界核电的发展产生重大影响, 公众接受问题成为核电发展的障碍之一, 甚至一些国家如瑞士 意大利 奥地利等已暂时停止发展核电 为保证核电的安全性, 美国在三里岛事故后所采取的提高安全性的措施, 使核电厂建设工期拖长, 投资增加, 核电厂的经济竞争力下降, 特别是投资风险的不确定性阻滞了核电的继续发展 再加上核电的经济效益下降 核电投资风险增大 核电安全管理加强, 使得世 3 4 国际核电发展现状, http: / / www smnpc com cn / hdzs / 935 jsp 同上 国家原子能机构网站 : 第三代核电技术在中国核电发展中的作用, http: / / www caea gov cn / n6 / n3 / html 宋家树 : 核能源发展的回顾与展望, 载 世界科技研究与发展 008 年第 5 期, 第 3 ~ 34 页

4 08 中国核安全评论 ( 第一卷 ) 界核电发展跌至最低谷 由于安全 经济 能源需求 能源效率等多方面因素的综合作用, 进入 0 世纪 80 年代后, 全世界核电发展放缓, 进入低潮期 据统计, 到 983 年, 美国有 08 座核电装置共计 亿千瓦订货合同被取消, 不少在建的核电厂被推迟或停建 除法国外, 欧洲其他发达国家以及美国已有 0 ~ 30 年没有发展核电 4 为核电发展的复苏而努力从 0 世纪 80 年代末到 90 年代初开始, 各核工业发达国家积极为核电的复苏而努力, 着手制定以更安全 更经济为目标的设计标准规范 美国率先制定了先进轻水堆的电力公司要求文件 ( Utility Require ments Document, URD), 同时理顺核电厂安全审批程序 西欧国家制定了欧洲的电力公司要求文件 ( EUR), 日本 韩国也在制定类似的文件 ( 分别为 JURD 和 KURD) 这些文件的基本思想和原则都是一致的 各核电设备供应厂商通用电气按 URD 的要求进行了更安全 更经济轻水堆型的开发研究, 美国通用电气公司同日本东芝公司 日立公司联合开发了改良型沸水堆 ABWR, 美国 ABB - CE 开发了改良型压水堆系统 80 +, 美国西屋公司开发了非能动安全型压水堆 AP - 600, 法国法玛通公司和德国西门子公司联合开发了改良型欧洲压水堆 EPR 等, 其中 ABWR 系统 80 + 和 AP 已获得美国核监管委员会 ( US NRC) 的最终设计批准书 ( Final Design Approval, FDA), 并有两台 ABWR 机组在日本建成投产, 运行情况良好 另有四台 ABWR 机组正分别在日本 ( 两台 ) 和中国台湾 ( 两台 ) 建造 与此同时, 一些发展中国家也继续坚持发展核电 中国内地在 0 世纪 90 年代初建成三台机组 中国还帮助巴基斯坦建造了 300 MW 的恰希马压水堆核电厂 此外, 印度 巴西 伊朗等国也在建设核电厂 998 年底在建的 36 台核电机组中大部分属于发展中国家 张栋 : 世界核电发展及对我国的启示, 载 能源技术经济 00 年第 期, 第 5 ~ 0 页 国际核电发展现状, http: / / www smnpc com cn / hdzs / 935 jsp

5 第二章 国际核电 中国核电和核安全发展的简要历史回顾 09 随着世界核电发展的复苏, 截至 00 年 8 月, 全世界正在运行 的核电机组有 440 台, 装机容量 3 76 亿千瓦, 分布在 30 个国家或地 区 ; 在建核电机组 59 台, 容量 660 万千瓦 而到了日本福岛核事 故爆发之前的 0 年 月, 根据国际原子能机构公布的数据, 全球正在运行的核电机组共 44 台, 核电发电量约占全球发电总量的 6%, 正在建设的核电机组 65 台 拥有核电机组最多的国家依次为 : 美国 04 台 法国 58 台 日本 54 台 ( 世界核工业联合会公布的数字为 55 台 ) 俄罗斯 3 台 韩国 台 印度 0 台 英国 9 台 加拿大 8 台 德国 7 台 乌克兰 5 台 中国 3 台 954 年以来, 世界核电装机容量与核电机组台数见图 -, 世 界核电机组建设与关停情况见图 -, 3 世界排名前 5 位的核电反应 堆见表 - 4 图 - 世界核电机组台数与装机容量的变化情况 3 4 World Nuclear Association World nuclear power reactors & uranium requirements http: / / www world - nuclear org / info / reactors html. Latest News Related to Pris and the Status of Nuclear Power Plants, http: / / www iaea org / pro grammes / a /. German Federal Ministry of Environment, Nature Conservation and Reactor Safety The world nu clear industry status report 009 Paris, 009. 国际核电发展现状, http: / / www smnpc com cn / hdzs / 935 jsp

6 00 中国核安全评论 ( 第一卷 ) 图 - 世界核电机组建设与关停情况 表 - 世界排名前 5 位的核电反应堆 名次反应堆名称国别堆型 容量 (MW) 寿期容量因子 (%) 003 年容量因子 (%) 埃姆斯兰 德 国 压水堆 月城 - 4 韩 国 重水堆 月城 - 3 韩 国 重水堆 内卡 - 德 国 压水堆 格罗恩德 德 国 重水堆 月城 - 韩 国 沸水堆 奥尔基洛托 - 芬 兰 压水堆 灵光 - 4 韩 国 压水堆 蔚珍 - 4 韩 国 压水堆 奥尔基洛托 - 芬 兰 压水堆 菲利普斯堡 - 德 国 压水堆 蔚珍 - 3 韩 国 压水堆 伊萨尔 - 德 国 压水堆 洛维萨 - 芬 兰 压水堆 蒂昂热 - 3 比利时 压水堆 阿斯科 - 西班牙 压水堆 戈斯根 瑞 士 压水堆

7 第二章 国际核电 中国核电和核安全发展的简要历史回顾 0 续表 名次反应堆名称国别堆型 容量 (MW) 寿期容量因子 (%) 003 年容量因子 (%) 8 沃格特勒 - 美 国 压水堆 灵光 - 3 韩 国 压水堆 大阪 - 3 日 本 压水堆 利默瑞克 - 美 国 沸水堆 波克什 - 4 匈牙利 压水堆 贝兹瑙 - 瑞 士 压水堆 多伊尔 - 3 比利时 压水堆 科夫伦特斯 西班牙 沸水堆 在国际核电事业发展的同时, 全世界核电技术发展也经历了三代, 并正在开发第四代核电技术 第一代核能发电是利用原子核裂变能发电的初级阶段, 时间大体上是在 0 世纪 50 年代到 60 年代初期 该阶段发展的堆型可分为三种情况 : 一是从军用生产堆或军用动力堆转型改造过来的 ; 二是一些商用核电厂堆型的原型机组 ; 三是研究探索过程中建造的一些堆型 这一阶段典型的核电机组堆型包括 : 英国和法国建造的一批 美诺克斯 天然铀石墨气冷堆 (GCR), 苏联早期建造的轻水冷却石墨慢化堆 ( LGR), 美国早期建造的压水堆 ( PWR) 和沸水堆 (BWR), 加拿大早期建造的天然铀重水堆以及美国和苏联早期建造的快中子增殖堆 这一阶段建造的核电厂可称为第一代核电厂, 属于原型堆核电厂, 主要目的是为了通过试验示范形式来验证其核电在工程实施上的可行性 这一代核电厂有以下一些共同点 : () 建于核电开发期, 因此具有研究探索的试验原型堆性质 () 设计比较粗糙, 结构松散, 机组发电容量不大, 一般在 300 MW 之内, 况且体积较大 (3) 设计中没有系统 规范 科学的安全标准作为指导和准则, 因而 核电历史回顾和第三代先进堆型简析, http: / / np chinapower com cn / article / 000 / art asp

8 0 中国核安全评论 ( 第一卷 ) 存在许多安全隐患 (4) 发电成本较高 这一时期的工作, 为下一步商用核电厂的发展奠定了基础 第二代核能发电也是商用核电厂大发展的时期, 时间是从 0 世纪 60 年代中期到 90 年代末 由于核浓缩技术的发展, 到 966 年, 核能发电的成本已低于火力发电的成本 核能发电真正迈入实用阶段 第二代核电厂主要是实现商业化 标准化 系列化 批量化, 以提高经济性 0 世纪 60 年代末至 70 年代, 世界上建造了大批单机容量在 600 ~ 400 MWe 的标准化和系列化核电站, 以美国西屋公司为代表的 Model (600 MWe, 环路压水堆, 堆芯有 盒组件, 采用 英尺燃料组件 ) Model 3 (000 MWe, 3 环路压水堆, 堆芯有 57 盒组件, 采用 英尺燃料组件 ) Model 34 (040 MWe, 3 环路压水堆, 堆芯有 57 盒组件, 采用 4 英尺燃料组件 ) Model 4 (00 MWe, 4 环路压水堆, 堆芯有 93 盒组件, 采用 英尺燃料组件 ) Model 44 (300 MWe, 4 环路压水堆, 堆芯有 93 盒组件, 采用 4 英尺燃料组件 ) System80 ( 050 MWe, 环路压水堆 ) 以及一大批沸水堆 (BWR) 均可划入第二代核电站范畴 法国的 CPY P4 P4 也属于 Model 3 Model 44 一类标准核电站 日本 韩国也建造了一批 Model 4 BWR System80 等标准核电站 978 年, 全世界 个国家和地区正在运行的 30 兆瓦 ( 电 ) 以上的核电站反应堆已达 00 多座, 总装机容量已达 兆瓦 ( 电 ) 3 下面, 对中国第二代压水堆改进型机组特点做简单介绍 我国核电技术的引进是从引进法国机组开始的 法国百万千瓦级核电技术的原型是美国西屋公司标准 3 堆型, 通过改进批量化建设发展成为标准化的 CPY 技术 为了提高法国核电的出口竞争力, 法玛通公司在 CPY 的基 3 核电历史回顾和第三代先进堆型简析, http: / / np chinapower com cn / article / 000 / art asp 第三代核电站与 AP000, http: / / www snptc com cn / index php? optionid = 70&auto_ id = 83 核能可以用于发电, 载 中国三峡 009 年第 期, 第 80 ~ 8 页

9 第二章 国际核电 中国核电和核安全发展的简要历史回顾 03 础上形成了安全性和经济性较好的 M30 堆型 大亚湾核电站引进的就是这种新型的 M30 堆型, 同时我国开展了百万千瓦级大型商用核电技术的消化 吸收和创新工作 岭澳一期核电站以大亚湾核电站为参考电站, 维持热功率和其他主要运行参数不变, 结合经验反馈和核安全技术发展要求, 通过 37 项技术改进, 进一步提高了电站安全水平和技术经济性能, 总体性能达到了国际同类型在役核电站的先进水平 在建的岭澳二期核电站在大亚湾和岭澳一期核电站的技术基础上, 根据运行经验反馈和参考法国同类机组批量改造计划, 进行了多项技术改进, 其中重大改进有 5 项 岭澳二期工程按 自主设计 部件采购 模式实施 CRP 方案是最近由中广核集团推出的, 它以岭澳一期和岭澳二期为参考基础, 为进一步满足新版安全法规的要求, 相应采纳了一些新技术 在后续项目中, CRP 方案仍将结合经验反馈, 陆续采用新技术, 使其安全性和经济性进一步提高 应该说, CRP 是目前国内安全可靠性 成熟性 经济性等各方面有一定竞争力的核电技术方案, 是我国可以在 十一五 和 十二五 期间进行建设的百万千瓦级 二代加 改进核电技术方案 辽宁红沿河核电站项目将采用 CRP 技术方案 而 CRP 拟采用的主要新技术有 : () 为了满足新安全法规 导则的要求, 进一步应用的新技术 () 在岭澳二期基础上进一步完善数字化仪控技术 (3) 事故处理规程由事故定向转为状态定向 (4) 采用半速汽轮发电机组 原大亚湾与岭澳一期均采用全速汽轮机组, 现采用半速汽轮发电机组可具有以下优点 : 提高机组效率, 继而提升电价竞争力 ; 半速机组的供货商选择范围较大, 可以形成多家厂商竞争的局面 (5) 首炉堆芯即采用 8 个月换料方案 原来大亚湾与岭澳一期的堆芯换料为 个月, 换料时间改为 8 个月后, 可减少换料大修次数, 降低大修成本, 并能够提高电站可利用率, 增加发电量 (6) 反应堆压力容器设计寿命为 60 年 原来法国 ( 包括美国 ) 的反应堆压力容器设计寿命均为 40 年, 提高到 60 年后对核电站总的经济效益有很大提

10 04 中国核安全评论 ( 第一卷 ) 高 (7) 堆坑注水技术有利于防止或延迟 RPV 熔穿, 防止堆芯熔融物与混凝土反应, 防止安全壳底板熔穿等 (8) 主回路应用 LBB 设计理念 (9) 工程建设采用可视化进度控制 (0) 采用三维辅助设计 0 世纪 80 年代因化石能源短缺日益突出, 核能发电的进展更快 到 99 年, 全世界近 30 个国家和地区建成的核电机组为 43 台, 总容量为 3 75 亿千瓦, 其发电量占全世界总发电量的比重约为 6% 第二代核电厂主要有 PWR BWR 加拿大 AECL 开发的天然铀压力管式重水堆 ( CANDU 堆 ) 苏联开发的石墨水冷堆 ( LGR) 改进型气冷堆 ( AGR) 和高温气冷堆 ( HTGR) 以及钠冷快堆 目前运行和在建的第二代核电厂中占优势的堆型是 PWR BWR 和重水堆, 分别占目前总机组数的 60% 9% 和 % 3 这一代核电厂主要是按照比较完备的核安全法规和标准以及确定论的方法考虑设计基准事故的要求而设计的 80 年代以来, 受美国三里岛核电厂事故和苏联切尔诺贝利核电厂事故的影响, 国际上对核电厂的安全性问题给予了高度重视, 进一步提高核电厂安全水平的呼声也越来越强烈 核工业界对这种呼声的响应是制定了新的核电厂设计目标, 以力求新的核电厂在安全水平和经济性上都有所提高 其中在国际上产生了较大影响的有美国 EPRI 组织编写的 Advanced Light Water Reactor Utility Requirement Document ( 简称 URD), 以及德国和法国的核工业界制定的 European Utility Require ments for LWR Nuclear Power Plants ( 简称 EUR) 其他国家, 如日本 韩国等也参照 URD 制定了自己相应的技术文件 与此同时, 各国的核安全当局和国际原子能机构也对原有的核安全法规 标准和规范进行修改或重新制定, 以适应这种变化 如美国核管会先后发布了 Policy 3 国际核能发电历史沿革, http: / / www nea gov cn / 0-09 / 0 / c_ htm 核能可以用于发电, 载 中国三峡 009 年第 期, 第 80 ~ 8 页 核电历史回顾和第三代先进堆型简析, http: / / np chinapower com cn / article / 000 / art asp

11 第二章 国际核电 中国核电和核安全发展的简要历史回顾 05 Statement on Severe Reactor Accidents Regarding Future Designs and Existing Plants, Regulation of Advanced Nuclear Power Plants; Statement of Poli cy 和 Safety Goals for the Operation of Nuclear Power Plants; Policy Statement; Correction and Republication 等一系列有关的政策声明和技术文件, 同时修订了 NUREG Standard Review Plan 德国的 GRS 和法国的 IPSN 在两国核安全委员会的指导下, 结合 EPR 的设计, 共同制定了 IPSN - GRS Proposals for the Development of Technical Guideline for Future PWRs 国际原子能机构正在认真总结各国经验的基础上抓紧修订标准和规范, 其中 No NS - R - Safety of Nuclear Power Plants: Design 已经正式颁布 这些法规 标准和规范对核电厂安全水平的要求进一步提高, 特别是考虑到多年核安全研究的结论, 即现有核电厂的风险主要来自严重事故的剩余风险, 其修订的重点放在了核电厂对严重事故的预防和缓解能力上 在上述文件的指导下, 开发了一系列的新型核电站, 如美国 GE 公司和日本日立公司 东芝公司联合开发的 ABWR, ABB / CE 公司开发的 System 80 +, 德国和法国联合开发的 EPR 及美国西屋公司开发的 AP600 等, 其中 ABWR System80 + 和 AP600 已经获得了美国核管会的批准 上述核电站国际上习惯称其为先进堆, 在核电发展史上可列为第三代核电厂 目前除日本已建成运行了两个 ABWR 机组外, 绝大多数发展核电的国家都还跨在第二代和第三代之间的门槛上 由于三里岛和切尔诺贝利事故的发生暴露了第二代核电厂设计中的一些根本性弱点, 国际核电界在认真反思的基础上, 提出了新的安全理念 安全方法和安全要求 美国 欧洲和国际原子能机构都出台了新规定, 把预防和缓解严重事故作为设计上的必须要求, 满足以上要求的核电站称为第三代核电站 美国核电用户要求文件 ( URD) 和欧洲核电用户要求文件 ( EUR) 提出了第三代核电站的安全和设计技 赵成昆 汤搏 : 制定新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策的背景及安全目标 和技术要求的确立, http: / / np chinapower com cn / article / 000 / art asp

12 06 中国核安全评论 ( 第一卷 ) 术要求, 即明确要求新建核电站堆芯熔化概率和大量放射性物质向环境释放的概率, 要比原有核电机组降低两个数量级, 以预防和缓解严重事故 符合这一标准的核电技术被称为第三代核电技术, 它包括了改革型的能动 ( 安全系统 ) 核电站和先进型的非能动 ( 安全系统 ) 核电站, 并完成了全部工程论证和试验工作以及核电站的初步设计, 它们将成为第三代核电站的主力堆型, 其具有更好的安全性 经济性及模块化设计的特点 世纪以来, 美国 日本 加拿大及欧洲一些国家开发的 第三代 先进压水堆型核电站主要有 ABWR System 80 + AP600 AP000 EPR ACR 等技术类型, 其中具有代表性的是美国的 AP000 和法国的 EPR 目前, 法国 中国已开工建设基于第三代 EPR AP000 技术的核电站 具体来说, 第三代核电厂的主要类型有 : () 先进压水堆核电厂 在国际上, 目前已比较成熟的第三代核电压水堆有 AP ERP 和 System 80 + 三个型号, System 80 + 虽已经美国 NRC 批准, 但美国已放弃不用 () 先进沸水堆核电厂 AB WR 是改进型 ( 先进 ) 沸水堆, 由美国通用电气公司 日本东芝公司和日立联合开发 ESBWR 是经济简化型沸水堆 99 年美国通用电气公司开始设计自然循环的沸水堆, 其特点系统采用非能动的安全系统, 电功率 670MWe, 称简化型沸水堆 ( SBWR) ( 3 ) 先进坎度 ( CANDU) 型重水堆 ( ACR) 核电厂 世界上技术比较成熟 可以据以建造第三代核电机组的设计, 主要有美国的 AP000 ( 压水堆 ) 和 ABWR ( 沸水堆 ), 以及欧洲的 EPR ( 压水堆 ) 等型号, 它们发生严重事故的概率均比第二代核电机组小 00 倍以上 其中, 最典型的第三代核电站见表 张栋 : 世界核电发展及对我国的启示, 载 能源技术经济 00 年第 期, 第 5 ~ 0 页 专家解析: 福岛核电站为何会造成核泄漏?, http: / / www gov cn / fwxx / kp / 0-03 / 5 / content_ 8348 htm 第三代核电站与 AP000, http: / / www snptc com cn / index php? optionid = 70&auto_ id = 83

13 第二章 国际核电 中国核电和核安全发展的简要历史回顾 07 表 - 典型的第三代核电站 第三代核电站美国欧洲 能动核电站 System 80 +, APR400, APWR600, ABWR, ESBWR EPR 非能动核电站 AP000 EP000 统观世界各国已提出的第三代核电机组设计方案, 它们呈现出下列特点 : () 在安全性上, 满足 URD 文件的要求, 主要是 : 堆芯熔化事故概率 堆 年 ; 大量放射性释放到环境的事故概率 堆 年 ; 应有预防和缓解严重事故的设施 ; 核燃料热工安全余量 5% () 在经济性上, 要求能与联合循环的天然气电厂相竞争 ; 机组可利用率 87% ; 设计寿命为 60 年 ; 建设周期不大于 54 个月 (3) 采用非能动安全系统 即利用物质的重力, 流体的对流 扩散等天然原理, 设计不需要专设动力源驱动的安全系统, 以适应在应急情况下冷却和带走堆芯余热的需要 这样, 即使系统简化 设备减少, 又提高了安全度和经济性 这是革新型的重大改进, 是代表核安全发展方向的 (4) 单机容量进一步大型化 研究和工程建造经验表明, 轻水堆核电站的单位千瓦比投资是随单机容量 ( 千瓦数 ) 的加大而减少的 ( 在单机容量为 50 万 ~ 70 万千瓦前均如此 ) 因此, 欧洲法玛通 德国电站联盟联合设计的 EPR 机组的电功率为 60 万 ~ 70 万千瓦 ; 日本三菱提出的 NP - 型压水堆核电机组的电功率为 70 万千瓦 ; 俄罗斯也正在设计单机电功率为 50 万千瓦的 WWER 型第三代核电机组 ; 美国西屋公司和燃气公司也在原单机容量为 65 万千瓦的 AP 型的基础上改进, 设计出单机电功率为 0 万 ~ 0 万千瓦的 AP 型机组 ( 5 ) 采用整体数字化控制系统 国外近年来新建成投产的核电机组, 如法国的 N4 英国的 Sizewell 捷克的 Temelin 日本的 ABWR 均采用了数字化仪控系统 经验证明, 采用数字化仪表控制系统可显著提高可靠性, 改善人因工程, 避免错误操作 世界各国核电设计和机组供

14 08 中国核安全评论 ( 第一卷 ) 应商提出的第三代核电机组无一例外均采用了整体数字化仪表控制系统 (6) 施工建设模块化以缩短工期 核电建设工期的长短对其经济性具有显著影响 因此, 新的核电机组从设计之初就考虑如何缩短工期 有效办法之一就是改变传统的把单项设备逐一运往工地的安装方式, 向模块化方向发展 : 以设计标准化和设备制造模块化的方式尽可能在制造厂内 ( 条件较工地好 ) 组装好, 减少现场施工量以缩短工期 美国和日本联合建设的 ABWR 机组已成功地采用了这种技术 美国 AP-000 也将采用模块化设计 建造技术, 据称其工期可缩短为 48 个月 第四代核能系统概念 ( 有别于核电技术或先进反应堆 ), 最先由美国能源部的核能 科学与技术办公室提出, 始见于 999 年 6 月美国核学会夏季年会, 同年 月的该学会冬季年会上, 发展第四代核能系统的设想得到进一步明确 ; 000 年 月, 美国能源部发起并约请阿根廷 巴西 加拿大 法国 日本 韩国 南非和英国 9 个国家的政府代表开会, 讨论开发新一代核能技术的国际合作问题, 取得了广泛共识, 并发表了 九国联合声明 随后, 由美国 法国 日本 英国等核电发达国家组建了 第四代核能系统国际论坛 ( GIF), 拟于 ~ 3 年内定出相关目标和计划 这项计划总的目标是在 030 年左右, 向市场推出能够解决核能经济性 安全性 废物处理和防止核扩散问题的第四代核能系统 (Gen - Ⅳ) 第四代核能系统将满足安全 经济 可持续发展 极少的废物生成 燃料增殖的风险低 防止核扩散等基本要求 世界各国都在不同程度上开展第四代核电能系统的基础技术和学科的研发工作 第四代核电能系统包括三种快中子反应堆系统和三种热中子反应堆系统 ( 见表 - 3) 3 3 国际核能发电历史沿革, http: / / www nea gov cn / 0-09 / 0 / c_ htm 第三代核电站与 AP000, http: / / www snptc com cn / index php? optionid = 70&auto_ id = 83 第三代核电站与 AP000, http: / / cgn 5d6d com / thread html

15 第二章 国际核电 中国核电和核安全发展的简要历史回顾 09 表 - 3 第四代核能系统 第四代核能系统 代号 中子能谱 燃料循环 钠冷快堆系统 (Sodium Cooled Fast Reactor System) SFR 快 闭式 铅合金冷却快堆系统 (Lead Alloy Cooled Fast Reactor System) LFR 快 闭式 气冷快堆系统 (Gas Cooled Fast Reactor System) GFR 快 闭式 超高温堆系统 (Very High Temperature Reactor System) VHTR 热 一次 超临界水冷堆系统 (Supercritical Water Cooled Reactor System) SCWR 热和快 一次 / 闭式 熔盐堆系统 (Molten Salt Reactor System) MSR 热 闭式 综观国际社会发展核电过程, 其呈现出以下几个特点 : 第一, 发达国家对核电依存度较高 根据世界核协会的最新统计, 目前有 6 个国家的核电发电量占总电力的 5% 以上, 主要集中在发达国家 其中法国 立陶宛占 75% 以上, 比利时 保加利亚 斯洛伐克 捷克 匈牙利 韩国 瑞典 瑞士 斯洛文尼亚 乌克兰 亚美尼亚占 / 3 以上, 日本 德国 芬兰占 / 4 以上 美国核电虽然仅占发电量的二成, 但总机组数 04 座位居全球第一 此外, 不少国家虽没有核电厂, 但电力进口依赖核电, 如意大利核电进口量为总电力的 0%, 丹麦为 8% 第二, 增效 扩容 延寿是提高及保持核电产能的重要手段 三里岛与切尔诺贝利核事故之后, 世界核电建设进入低潮, 但核电产能仍稳步提升 990 ~ 006 年新增核发电量中, 增效占 57%, 扩容占 7%, 而新建机组仅占 36% 如 000 ~ 006 年全球没有新机组并网, 但核发电量增加了 0 亿千瓦时, 相当于 30 个大型机组的产能 以美国为例, 从 99 年至今, 换料平均时间从 07 天缩短到 5 天, 机组能力因子均值由 68% 提升至 9%, 发电效率显著提升 截至 008 年年底, 美国核管会已经批准了 4 份反应堆增容申请, 累积增容 5640 兆瓦 此外, 刘冲 : 福岛核事故与核安全, http: / / www cicir ac cn / chinese / newsview aspx? nid = 303 数据来源 : 世界核协会 (WNA) 网站

16 030 中国核安全评论 ( 第一卷 ) 机组延寿可显著降低发电总成本, 使其成为比新建核电厂更为经济的选择 如美国目前获得延寿许可的机组数量超过总量的一半, 预计未来获得延寿的机组将达到 85 台 009 年, 法国核安全局发布通告, 准备评估该国 34 台 30 年以上核电机组延寿的可能性 第三, 核电复苏预期尚未完全转化为实际行动 随着能源需求和碳减排压力的增大, 核能重新成为多国政府的能源战略选择, 但建设规模尚不及 0 世纪七八十年代 一是建设规模相对有限 目前全球在建机组 6 台, 已批准或已有资金保证的拟建机组有 50 台, 规划之中的有 0 台, 要与 0 世纪 80 年代全球共有 8 台核电机组并网等量齐观, 除需确保现有规划如期完成, 还需进一步加大建设规模 二是核电国家多, 但实际建设集中在少数国家 005 年以来, 欧美重启核电规划, 以中印为代表的发展中大国出台雄心勃勃的核电规划, 中东 东南亚国家也跃跃欲试, 签署了大量核电合作协议, 使核电复兴呈现出亚洲为主 全球开花的态势 但根据世界核协会统计, 目前在建机组超过 5 台的国家仅中国 俄罗斯 韩国 印度 4 国, 日本 法国等 0 国为 ~ 台在建, 其余国家尚处于规划及意向期, 实际跟进力度存在变数, 易受外部因素干扰 同其他工业的发展一样, 核电工业的发展同样面临着各种风险, 包括发生核电站事故的风险 同时, 也可能存在以下问题 : 设计上的错误 ; 制造上的缺陷 ; 建造和安装上的错误 ; 运行和维护上的错误 ; 设备故障等 这些问题也可能导致核事故的发生 为了标记核事故等级的不同, 国际社会制定了核事件分级表 国际核事件分级表 ( INES) 是由国际原子能机构和经合组织核能署于 990 年共同制定的, 其目的是以协调一致的方式迅速向公众通报有关核事件和放射事件的安全重要性 008 年, 国际原子能机构对国际核事件分级表进行了修订, 使其适用 第三代核电站与 AP000, http: / / cgn 5d6d com / thread html 刘冲 : 福岛核事故与核安全, http: / / www cicir ac cn / chinese / newsview aspx? nid = 303

17 第二章 国际核电 中国核电和核安全发展的简要历史回顾 03 范围从核设施事件扩大到与辐射和放射性物质有关的所有事件, 包括核运输相关事件 因此, 修订后的 INES 分级表被称作 核事件和放射事件分级表 国际核能事件分级表分成从 0 到 7 的八个等级, 设计上每一个等级的严重度都是前一级的十倍, 有点类似地震的规模, 呈指数成长 没有安全性危害的事件, 规范为 量表之下 或 0 级 ; 影响范围大体上在设施内 ( 核电厂 燃料处理厂等 ) 的归类为 ~ 3 级, 称为 事件 (Incident); 影响范围扩及设施外的归类为 4 ~ 7 级, 称为 意外 (Accident) 国际核能事件分级表将意外的影响分成三个面向, 分别是 人与环境 辐射防阻与控制 和 防御纵深 防御纵深 指的是所有保护核事件不发生的机制, 例如紧急停机系统 备用电力等, 是核设施的第一道防线, 如果核事件能在这个范围内被控制住, 一般来说都是比较轻微的 辐射防阻 指的是当防御纵深被突破时, 控制辐射不外泄的硬设备, 如果这个部分设计妥当的话, 就算有意外发生, 事件的影响也不会超过设施的范围 然而当事件影响到人和设施以外的环境时, 那通常就是相当严重的事件了 各等级的大致评断标准见表 - 4 表 - 4 INES 各等级的评断标准 INES 等级人与环境辐射防阻与控制防御纵深 第 7 级 : 重大 意外 大量辐射物质外泄, 对健康与环境造成广泛影响, 并需要长期有计划的处理措施因应 第 6 级 : 严重 意外 显著辐射物质外泄, 可 能需要有计划的处理措 施因应 International Nuclear and Radiological Event Scale ( INES ), http: / / nucleus iaea org / sso / NUCLEUS html? exturl = http: / / gnssn iaea org / sites / auth / RegNet / IAEA / area / INES / default aspx.

18 03 中国核安全评论 ( 第一卷 ) 续表 INES 等级人与环境辐射防阻与控制防御纵深 第 5 级 : 有广大影响的意外 限量辐射物质外泄, 可能需要某些有计划的处理措施因应 ; 造成多人死亡 反应炉核心严重熔毁 大量辐射物质溢出, 并有极高的危险性, 一般大众会接触到辐射物质 燃料完全熔化, 并造成超 第 4 级 : 有地方影响的意外 少量辐射物质外泄, 除了地方食物控制外, 不太需要其他因应措施 ; 至少造成一人死亡 过 0 % 的核心外物质外泄 ; 显著量的辐射物质溢出, 并有极高的危险性, 一般大众会接触到辐射物质 第 3 级 : 严重事件 工人受到的年辐射量达到法规的十倍以上 非致命性的辐射伤害 ( 例如烧伤 ) 在运转区域内的辐射曝露超过每小时 西弗 ; 在设计区域之外发生严重辐射污染, 但是一般大众受到显著辐射曝露的机会不高 接近意外的状况, 已经没有任何剩余的安全机制 ; 高度辐射物质丢失事件 ; 高度辐射物质运送中出错, 又没有适当的处理程序 第 级 : 事件 一般大众受到超过 0 毫西弗的辐射照射 ; 工人受到的年辐射量超标 在运转区域内的辐射曝露超过每小时 50 毫西弗 ; 在设计区域之外发生显著辐射污染 安全机制发生严重差错, 但没有实质上的危害 ; 高度辐射物质运送中出错, 但安全无虞 ; 高度辐射物质包装不当 第 级 : 异常 一般大众受到的辐射照射超标 ; 安全系统出小差错, 但还有相当深的剩余防御纵深 ; 低度辐射物质丢失 第 0 级 : 无安全 危害 资料来源 : 国际原子能机构

19 第二章 国际核电 中国核电和核安全发展的简要历史回顾 033 对核事件分级的具体说明 : 第 7 级核事故标准 : 大量核污染泄漏到工厂以外, 对健康和环境造成巨大影响 这一级别历史上仅有两例, 为 986 年切尔诺贝利核事故和 0 年日本福岛第一核电站核泄漏事故 第 6 级核事故标准 : 一部分核污染泄漏到工厂以外, 需要立即采取措施来挽救各种损失 这一级别历史上仅有一例, 为 957 年苏联克什特姆 (Kyshtym) 核事故 事故当时造成 70 ~ 80 吨核废料发生爆炸并散播至 800 平方公里的土地上 第 5 级核事故标准 : 有限的核污染泄漏到工厂以外, 需要采取一定措施来挽救损失 目前共计有四起核事故被评为此级别, 其中包括 979 年美国三里岛核事故 其余三起分别发生在加拿大 英国和巴西 第 4 级核事故标准 : 非常有限但明显高于正常标准的核物质被散发到工厂以外, 或者反应堆严重受损, 或者工厂内部人员遭受严重辐射 最近的一次第 4 级核事故为 0 年 3 月 日日本福岛核电站爆炸 第 3 级核事件标准 : 很小的内部事件, 外部放射剂量在允许的范围之内, 或者严重的内部核污染影响至少 个工作人员 这一级别事件包括 989 年西班牙班德略斯 (Vandellos) 核事件, 当时核电站发生大火造成控制失灵, 但最终反应堆被成功控制并停机 第 级核事件标准 : 这一级别对外部没有影响, 但是内部可能有核物质污染扩散, 或者直接过量辐射了员工或者操作严重违反安全规则 世界上大部分内部轻微核泄漏事件都被归入这一级 第 级核事件标准 : 这一级别对外部没有任何影响, 仅为内部操作违反安全准则, 或出现可能涉及安全运行的微小问题 00 年 0 月 3 日, 中国大亚湾核电站在大修检查时发现辅助冷却系统管道裂纹 ( 月 6 日管道更换完毕 ), 最终评估为这一级事件 自 954 年苏联第一座核反应堆开始运行以来, 全球在运行的核

20 034 中国核安全评论 ( 第一卷 ) 反应堆有 400 多座, 累计安全运行了约 3000 堆年 但也不可避免地发生过一些核安全事故或事件 在国际上已发生的这些核安全事故或事件中, 重大的核安全事故有三次 : 979 年美国三里岛核电站事故 986 年苏联切尔诺贝利核电站事故和 0 年日本福岛核电站事故 除了上述几次比较大的核安全事故外, 在核电发展过程中, 还发生过其他一些影响比较小的核安全事故, 如表 - 5 所示 表 - 5 核电厂事故和事故特征 : 有多人死亡 / 超过 亿美元的财产损失 (95 ~ 0 年 ) 代价 ( 单位 : 日期位置描述 死亡 人数 百万美元, 以 006 年 等级 美元计 ) 96 年 月 3 日 美国爱达荷 州邦纳维尔 县爱达荷市 国家反应堆试验站的样机 SL - 发生 了爆炸 当控制棒被过远移除后, 3 个操作员都死亡了 年 0 月 5 日 美国密歇根州弗兰奇顿宪章乡 恩里科 费米 ( Enrico Fermi) 核能发电站的 号费米反应堆的部分堆芯熔化 环境中没有辐射泄漏事件发生 年 月 日 瑞士的沃州, 吕桑 ( Lucens ) 反应堆 969 年 月 日, 遭受了制冷功能丧失的事故, 导致部分堆芯熔化和大规模放射性污染事故, 反应堆随后被封闭 年 俄罗斯列宁格勒州, 索斯诺维博尔 据报道列宁格勒核电厂的反应堆 号机组发生了部分核熔化事故 975 年 月 7 日 民主德国, 格赖夫斯瓦 尔德 主管道电气误差引起的火灾破坏了控 制线和 5 个主冷却泵 背景资料 : 全球核电站之最及其分布, http: / / news xinhuanet com/ world/ 0-03/ 6/ c_ htm Benjamin K Sovacool, A Critical Evaluation of Nuclear Power and Renewable electricity in Asia, Journal of Contemporary Asia, Vol 40, No 3, August 00, pp 393 ~ 400.

21 第二章 国际核电 中国核电和核安全发展的简要历史回顾 035 续表 代价 ( 单位 : 日期位置描述 死亡 人数 百万美元, 以 006 年美元计 ) 等级 976 年 月 5 日 捷克斯洛伐 克, 博胡尼斯 燃料替换过程中发生故障, 冷却剂把 燃料棒从反应堆弹射到大厅 年 月 日 捷克斯洛伐 克, 博胡尼斯 反应堆受到严重腐蚀, 放射性物质释 放到工厂区, 需要总退役 年 3 月 8 日 美国, 宾夕 法尼亚州, 三里岛 由于操作失误导致冷却系统失灵和部 分反应堆堆芯熔化, 有少量放射性气 体溢出 年 9 月 5 日 美国, 阿拉 巴马州, 雅典 违反安全规定, 操作员错误, 设计上 的问题迫使 Browns Ferry 核电站的 号 机组停运 6 年 年 3 月 9 日 美国, 阿拉 巴马州, 雅典 在启动过程中仪表系统发生故障, 从 而导致 Browns Ferry 核电站的所有 3 个 机组暂停营运 年 4 月 日 美国, 马萨 诸塞州, 普 利茅斯 出现的设备问题迫使波士顿爱迪生公 司的皮尔格林核电厂紧急停机 人 986 年 4 月 6 日 乌克兰苏维埃社会主义共和国, 切尔诺贝利 超高温 蒸汽爆炸 火灾和堆芯熔毁, 需要 30 万人从切尔诺贝利疏散, 放射性物质也扩散到整个欧洲 ( 见切尔诺贝利灾难的影响 ) 直接死亡 ; 4000 人患癌症 年 5 月 4 日 德国, 哈姆 - 于特罗普 实验性的 THTR 反应堆向周边地 区释放出少量的裂变物质 (0 GBq 的钴 60, 铯 37, PA - 33) 0 67

22 036 中国核安全评论 ( 第一卷 ) 续表 代价 ( 单位 : 日期位置描述 死亡 人数 百万美元, 以 006 年美元计 ) 等级 987 年 3 月 3 日 美国, 宾夕 法尼亚州, 德尔塔 冷却故障和原因不明的设备问题导致 桃花谷核电站的 号和 3 号机组关闭 年 月 9 日 美国, 纽约, 莱康明 故障导致尼亚加拉莫霍克动力公司关 闭九英里峰 号机组 年 3 月 7 日 美国, 马里 兰州, 拉斯 比 (Lusby) 对 Calvert Cliff 的 号和 号机组的检 验显示加压加热套出现裂缝, 迫使延 长其关闭期限 年 3 月 俄罗斯, 列 宁格勒州, 索斯诺维博尔 索斯诺维博尔核电厂的事故使放射性 气体和碘通过破裂的燃料通道泄漏到 空气中 996 年 月 0 日 美国, 康涅 狄格州, 沃 特福德 阀门泄漏迫使米尔斯通核电厂 号和 号机组关闭, 多台设备出现故障 年 9 月 日 美国, 水晶 河, 佛罗里 达州 辅助设备故障迫使克里斯特尔里弗 3 号机组关闭和大修 年 9 月 30 日 日本, 茨城县 东海村核事故导致 名工人死亡, 并 使另外 人受到超过容许极限的核 辐射 年 月 6 日 美国, 俄亥俄 州, 橡树港 控制棒的严重腐蚀导致戴维斯 - 贝斯 反应堆停运 4 个月 年 8 月 9 日 日本, 福井县 美滨核电站的蒸汽爆炸, 导致 5 名工 人死亡, 另外 6 人受伤 5 9

23 第二章 国际核电 中国核电和核安全发展的简要历史回顾 037 续表 代价 ( 单位 : 日期位置描述 死亡 人数 百万美元, 以 006 年美元计 ) 等级 006 年 7 月 5 日 瑞典, 福什 马克 福什马克核电厂的电气故障导致 座 反应堆被关闭 0 00 海啸引起洪水淹没, 破坏了 5 座正发 0 年 3 月 日 日本, 福岛县 电的核电站, 名工人被淹死 备用电力丧失导致反应堆过热, 堆芯熔化, 迫使人员疏散 另外 人在携带设备进行清洗工作时突然死亡 3 7 核事故在给了人类经验的同时, 也促使人类在核电事业发展过程中更加重视核安全 安全利用核能是核能商业开发利用的核心, 是核电发展的前提和最高原则 核电安全包括安全可靠的技术和安全管理监督制度 核安全制度包括比常规工业更高的安全和技术标准, 即严格的质量管理和监督体系 资格认定与准入制度 突发事件的预防与及时有效的应对机制和应急预案 训练有素的人才队伍建设以及持续的安全文化建设等 在世界核电发展过程中, 国际核安全经历了一个从采用保守的设计和重视设备可靠性, 到减少人因失误和考虑严重事故的预防和缓解, 再到强调安全文化的重要性和概率安全分析方法的应用的不断演变过程 在核电发展初期, 国际社会就确立了重视安全的许多原则, 特别强调从设计上和设备可靠性上保证核事故不可能发生 同时, 将最大可信事故确立为设计基准事故, 设置了专设的工程安全措施, 为保证工程安全措施能够应对这些设计基准事故, 规定了各类设计基准事故的验收准则 94 年 月 日, 当第一座原子反应堆临界时, 美国科学家恩里科 费米就把安全作为这一试验的一个重要组成部分 试验就是把一排氧化铀棒嵌入石墨块中 为了应对失败

24 038 中国核安全评论 ( 第一卷 ) 的可能性, 试验设置了多重保障 在 堆 内共有三套 控制棒 其中有两套负有安全功能 : 一套是全自动的, 可以通过手动操作 ; 另一套则由紧急安全杆控制 紧急杆的一端系着穿过堆的一条绳子, 另一端通过桩和加权运行 在测试过程中, 安全棒从桩抽回来, 由另一条绳子捆绑 安全控制棒斧民 的工作就是站在一边, 随时准备在意想不到的事情发生时或是在自动安全棒失效的情况下用斧头砍断绳子 0 世纪 40 年代末至 0 世纪 50 年代初, 针对这期间研究堆主要建设在人烟稀少的沙漠地区且功率很小的情况, 美国原子能委员会采用 禁区 的概念来保护公众 此时所考虑的为 最坏的可想象事故 ( 实际上就是全堆芯熔化 ), 采用 R ( miles) ~ 0 0 [ Power ( KW) ] 0 5 的公式来确定禁区半径 954 年, 美国艾森豪威尔总统签署了 原子能法, 以促进核能的和平利用 由于核电厂必须设置在靠近人口中心的电力负荷中心, 仅仅依靠 禁区 的概念已经不够 ( AEC 语 : 除了离人口中心几百英里以外的地方, 否则无法选到厂址 ), 此时考虑到了放射性屏障 ( 安全壳 ) 的作用, 同时所考虑的事故由 最坏的可想象事故 改变为 可信事故 0 世纪 60 ~ 70 年代, 人们很快认识到, 仅仅依靠安全壳并不能保证限制放射性的释放, 同时禁区半径仍然太大, 此时考虑必须采用停闭反应堆 排出堆芯余热和安全壳内的热量, 同时保证放射性包容等综合措施, 于是 纵深防御 的概念逐步建立起来 967 年英国人法默发表了著名的法默曲线, 提出 最大可信事故 的概念缺乏科学基础, 必须考虑风险的概念, 因而 可信事故 演变为考虑了发生频率的 The History of Nuclear Power Plant, http: / / translate googleusercontent com / translate_ c? an no = &hl = zh - CN&rurl = translate google com hk&sl = en&tl = zh - CN&u = http: / / us ers owt com / smsrpm / nksafe / forties html&usg = ALkJrhiGrkkiUqxZFUgRLlW584RmNxnoQ. 核安全法规体系培训教材, 00 年 9 月, 第 页 http: / / ishare iask sina com cn / down load / explain php? fileid =

25 第二章 国际核电 中国核电和核安全发展的简要历史回顾 039 设计基准事故 和 设计基准工况 但 可信事故 和 设计基准事故 主要都建立在单一设备的失效上 虽然已经为核电厂设置了许多安全措施, 但如何保证这些措施的可靠性受到了关注 966 年, 美国 GE 公司在 DRESDEN-3 核电厂的堆芯淹没系统和自动减压系统的设计中引入了 冗余 的概念 97 年, 单一故障准则 被写入美国联邦法规 0 世纪 70 年代, 现有核电厂设计中所遵循的确定论安全要求基本上完整地建立起来 但是新的安全方法仍然在探索, 其中会产生重大影响的是 概率风险分析 (PRA) 技术 从 0 世纪 70 年代开始, 概率安全分析方法已经应用于核电安全领域 975 年, 美国核管会发表了公认的第一份完整的概率风险分析报告 WASH 报告 从那时起, 概率安全分析方法已经得到了极大发展 979 年的三里岛核电厂事故, 也打击了以 单一失效 为基础的 可信事故 或 设计基准事故 概念, 表明原有的堆芯不会熔毁的信念不成立 需要用新的视角观察核安全问题, PRA 技术再次得到了极大的重视 987 年美国核管会 ( Nuclear Regulation Commssion) 又发表了 NUREG - 50 报告, 系统总结了 WASH 以后的成果, 并选取了 5 个典型核电厂的 PRA 分析加以汇编, 用以支持 IPE 计划, 已成为 PRA 领域的经典报告 3 截至目前, 全世界已对两百多座商用核电厂完成了概率安全分析, 针对核电厂严重事故薄弱环节进行必要的设计修改, 提高了核电厂应对严重事故的能力 目前, 概率安全分析方法广泛应用于核电厂设计 运行管理和安全监督等方面 995 年美国核管会发表了关于 PRA 应用的政策声明, 在 PRA 技术大量实践的基础上, 明确了美国核管会的观点, 即鼓励 PRA 技术在核安全管理中的进一 3 核安全法规体系培训教材, 00 年 9 月, 第 4 页 http: / / ishare iask sina com cn / down load / explain php? fileid = 风险分析法的历史发展, http: / / www raydetect com / article / html 同上

26 040 中国核安全评论 ( 第一卷 ) 步应用 0 世纪 90 年代末, 美国核管会发布了相关导则, 提供了风险准则, 并在技术规格书 在役检查和试验 质量保证等方面应用 PRA 技术给予指导 0 世纪 90 年代末, 美国核管会提出了修改联邦法规的计划, 有三种选择方案 : 原有法规框架不做改变, 在 RG 74 ~ RG 78 下开展 PRA 的相关工作 ; 对设备的质量保证 技术规格书 环境鉴定和规范等可做特殊处理 ( RISC Risk Informed Safety Classifica tion); 在联邦法规中加入 可供选择 的 RISK INFORMED 途径的条款 从实施情况看, NRC 对三个选择都在推进 目前第一个选择已经完成 ( RG 74 ~ RG 78) 第二个选择也基本完成, 目前已有核电厂 ( 如南得克萨斯 ) 在实施 第三个选择已完成了相当的工作, 如设计基准 LBLOCA 破口面积的重新确定 单一故障准则的改变等都已写出草案, 最终的目的是建立一套原有确定论安全要求的 RISK IN FORMED AND PERFORMANCE - BASED 可选择替代 ( Alterna tive) 3 随着核安全技术的不断完善发展以及核事故中所暴露的人为因素的影响, 国际社会越来越把核安全文化建设作为保证核安全的一个重要环节, 于是核安全文化得到了快速发展 早在 0 世纪 80 年代, 人们就已开始关注核电安全生产的问题, 特别是美国三里岛和苏联切尔诺贝利这样严重的核事故的发生, 迫使核安全的问题引起全世界的广泛重视 国际原子能机构 ( IAEA) 的国际核安全咨询组 (INSAG) 对核安全文化概念的认识也逐步深化, 并确定了对核安全文化更加科学明确的评价方法 ( 见表 - 6) 风险分析法的历史发展, http: / / www raydetect com / article / html 同上 核安全法规体系培训教材, 00 年 9 月, 第 5 ~ 6 页 http: / / ishare iask sina com cn / download / explain php? fileid = 周涛 陆道纲 李悠然 : 核安全文化与中国核电发展, 载 现代电力 006 年第 5 期, 第 6 ~ 7 页

27 第二章 国际核电 中国核电和核安全发展的简要历史回顾 04 表 - 6 核安全文化概念的发展进程 年份 提出目标 986 在 切尔诺贝利事故后评审会议总结报告 中, 首次提出 安全文化 一词 988 在 核电安全的基本原则 中, 把 安全文化 的概念作为一种基本管理原则, 表述为 : 实现安全的目标必须渗透到为核电厂所进行的一切活动中去 99 出版了 安全文化 ( INSAG 4) 一书, 深入论述了 安全文化 这一概念 在 INSAG 4 中, 安全文化 的概念首次被定义, 并且这一定义被世界上许多国家的许多行业所接受, 并得到广泛的认同 994 (996 修订 ) 制定出了用于评估安全文化的方法和指南 ASCOT 指南 Safety Culture in Organizations Team Guidelines) ( Assessment of 998 发表了安全系列报告中的第 号 ( IAEA Safety Reports Series No ): 在核能 活动中发展安全文化 : 帮助进步的实际建议 该报告指出企业发展和强化安全 文化要经过三个典型的阶段 999 在安全文化发展的第一阶段, 安全上的进步通常是通过工厂的安全防护技术来实现的, 这些防护技术遵循在 用于核电厂的基本安全原则 ( INSAG, 999) 中所提出的一些原则, 以及使用基本的系统和过程来控制危险 INSAG 的第 3 号报告 核电厂运营安全的管理 ( INSAG 3, 999) 认为在安全文化发展的第二阶段, 组织应该建立了用清晰的语言描述的安全价值观或安全目标, 并且建立了实现这一目标的方法和程序 00 发表了 在强化安全文化方面的关键性实践的问题 ( INSAG 5, 00 ) 帮助核工业组织向安全文化的第三层次发展, 实现安全文化发展的第三个阶段, 是许多组织正在为之努力奋斗的理想, 达到这个阶段是一个不断改进的过程 除了加强核安全文化建设外, 国际社会还提高了核电开发的核安全技术标准, 加强了对核安全事故的预防及其研究 在三里岛核电站和切尔诺贝利核电站相继发生事故之后, 各国对正在运行的核电站进行了不同程度的改进, 在安全性和经济性方面都有了不同程度的提高 各核工 国际原子能机构 : 核电安全的基本原则, 原子能出版社, 99 国际原子能机构 : 安全文化, 原子能出版社, 99

28 04 中国核安全评论 ( 第一卷 ) 业发达国家从 0 世纪 80 年代末 90 年代初陆续开始积极为核电的复苏而努力, 着手制定以更安全 更经济为目标的设计标准规范, 理顺核电厂的安全审批程序 其中, 美国率先制定了先进轻水堆核电厂的电力公司要求文件 ( URD), 西欧国家相继制定了欧洲电力公司要求文件 (EUR) 截至 986 年切尔诺贝利事故, 世界商用核电厂累计约 4000 堆 年的运行历史, 其间发生过两次严重事故, 发生概率达到 堆 年 这说明, 严重事故发生概率虽然低, 但并不是不可能发生的 ; 同时亦说明, 单纯考虑设计基准事故, 不考虑严重事故的预防和缓解, 不足以确保工作人员 公众和环境的安全 进一步提高核电厂的安全性, 严重事故的预防和缓解, 成为新一代核电技术开发的核心 美国最早开展严重事故的研究, 975 年 WASH 报告首次将概率安全分析技术应用到核电厂, 提出了以事件发生频率为依据的事故分类方法 WASH 报告首次指出, 核电厂风险并非主要来自设计基准事故, 而是来自导致堆芯熔化的严重事故 WASH 还首次建立了安全壳失效模式和放射性物质释放模式 为了总结核电发展的经验和教训, 进一步提高核电站的安全性能和运行性能, 同时提高核电站的经济性, 从 983 年开始, 美国电力研究院 (EPRI) 在美国核管理委员会 ( NRC) 的支持下, 经多年努力于 990 年为第三代轻水堆核电厂制定了一个明确完整的用户要求文件 (URD) 在欧洲, 考虑到统一的欧洲对能源市场的客观要求, 进一步提高轻水堆的竞争力和改进公众及政府对核电的可接受性, 欧洲主要电力公司编制了欧洲用户要求文件 (EUR), 并于 994 年颁布了第一版 EUR 与 URD 结构上有差异, 但主要内容基本相似 EUR 已用于法德合作的欧洲压水堆 (EPR) 欧洲非能动式压水堆 ( EPP) 和欧洲简化沸水堆 (ESBWR) 核电厂的设计 除 URD 和 EUR 外, 日本和韩国也分 国际核能发电历史沿革, http: / / www nea gov cn / 0-09 / 0 / c_ htm 同上

29 第二章 国际核电 中国核电和核安全发展的简要历史回顾 043 别制定了本国的用户要求文件 JURD 和 KURD, 总的来讲, 这些要求文件的基本内容均参考并类似于 URD 中国核安全当局于 00 年发布了核安全政策白皮书 新建核电厂设计中的几个重要安全问题的技术政策, 对我国新建核电厂设计一系列安全问题提出了与世界先进核电国家相类似的要求 在上述背景下, 一些发达国家的核电设备供应商利用自己的技术储备和经验积累, 开始开发符合 电力公司要求文件 要求的 具备预防和缓解严重事故的先进轻水堆核电厂 第三代核电机组的设计原则, 是在采用第二代核电机组已积累的技术储备和运行经验的基础上, 针对其不足之处, 进一步采用经过开发验证是可行的新技术, 以显著改善其安全性和经济性, 满足 URD 文件或 EUR 文件和 IAEA 新建议法规的要求 ; 同时, 应能在 00 年前进行商用核电站的建造 统观各国已提出的设计方案, 在确保核电安全方面具有下列特点 : () 在安全性上, 满足 URD 文件的要求, 主要是 : 堆芯熔化事故概率 堆 年 ; 大量放射性释放到环境的事故概率 堆 年 ; 应有预防和缓解严重事故的设施 ; 核燃料热工安全余量 5% () 采用非能动安全系统 即利用物质的重力 流体的对流 扩散等天然原理, 设计不需要专设动力源驱动的安全系统, 以适应在应急情况下冷却和带走堆芯余热的需要 这样, 既能使系统简化, 设备减少, 又能提高安全度和经济性 这是革新型的重大改进, 是代表核安全发展方向的 在世界核电事业发展过程中, 随着几次重大核事故的发生以及人们对核安全重要性认识的深化, 逐渐发展起了一套国际核安全法律制度 目前的核安全国际法律制度的核心, 主要是在 IAEA 组织下的几项关于核安全的国际公约 所有关于核安全的国际公约包括 : 及早通报核事故公约 核事故及辐射紧急情况援助公约 国际核能发电历史沿革, http: / / www nea gov cn / 0-09 / 0 / c_ htm

30 044 中国核安全评论 ( 第一卷 ) 核安全公约 和 乏燃料管理安全和放射性废物管理安全联合公约 这些是核安全国际制度中最主要 最核心的一部分 核安全法律体系除了包括涉及核安全的国际公约 有关条约涉及核安全的相关条款 特定核公约以及部分环保公约之外, 还包括重要国际组织制定的其他法律文件以及组织本身的规约等 除了上述基本国际核安全法律制度外, 世界各国也纷纷对本国原子能发展进行立法 世界上, 各国原子能法律立法方式一般分为两类 : 一类是制定一部原子能基本法律, 并以此为基础, 构建其国内原子能法律体系 美国 德国 日本等国是这种方式的主要代表 美国于 954 年颁布 原子能法, 并以此为依据制定了一系列的法律 法案等 该法是目前世界上条文最多 篇幅最长的一部原子能基本法 日本于 955 年颁布 原子能基本法 在此基础上, 日本建立了原子能利用活动管理框架以及相应的子法, 建立了较为完善的原子能法律体系 另一类是不存在一部原子能基本法律, 而是对应原子能法律体系的主要组成部分分别制定法律, 从而形成相应的原子能法律体系 加拿大 英国 法国等国采用此种方式 加拿大核能领域最主要的立法是 核安全和控制法 加拿大环境评价法 危险货物运输法 核物质包装和运输条例 等 法国也是如此, 所适用的众多法律法规分散规定于不同的法律文件中, 没有系统化编撰 为了加强对核电站的安全监督, 世界各国也相应地成立了一些核安全监管机构 法国设立了核设施安全局负责核安全监管, 负责技术审查 评价以及核安全及辐射防护的科学研究 具体工作则由核安全及辐射防护研究所承担 此外, 还成立了由总理为首的基本核设施部际委员会和核安全及情报高级顾问委员会 在俄罗斯, 则由俄联邦核及辐射安全机构负责监管核设施在选址 设计 建造 运行和退役中的核和辐射 Nuclear Safety Review for the Year 006, GC (5) / INF /, IAEA / NSR / 006, July, 006, p. 全球专家把脉中国核电安全发展, 载 中国核工业报 0 年 7 月 日

31 第二章 国际核电 中国核电和核安全发展的简要历史回顾 045 安全 俄联邦核及辐射安全机构的首长由俄联邦总统任命, 由俄副总理直接领导 在日本, 核设施的安全分别由几个部门监管 商用核电厂的许可证管理由通产省负责, 船用反应堆由运输省负责, 核燃料循环设施和研究堆由科技厅负责 日本核安全委员会负责制定核设施安全监管的政策, 核安全和防止核损害的法规 导则 美国是世界上最早实行独立核安全监管的国家 美国核管理委员会成立于 974 年, 委员会主席由总统任命 监管范围包括核设施 核材料 辐射防护和废物管理 核管会在费城 亚特兰大 芝加哥 达拉斯和旧金山分设 5 个地区办公室 第二节 中国的核电发展和核安全历史回顾 中国核工业的发展已有五十余年的历程 中国核工业起始于 0 世纪 50 年代 955 年 4 月, 中国和苏联两国政府签订了关于苏联援助中国发展原子核物理研究与和平利用原子能的协定, 协议由苏联援建中国一座 7000KW 实验性重水反应堆和磁极直径 米的回旋加速器 中国核工业建设由此起步 956 年我国制定的 956 年至 967 年科学技术发展远景规划 中就明确指出, 用原子能发电是动力发展的新纪元, 是有远大前途的, 在有条件下应用原子能发电, 组成综合动力系统 年 月 8 日, 周恩来总理正式提出中国要发展核电, 并开始了核电站的科研 规划和设计等工作 年 3 月 3 日, 周恩来总理主持中央专门委员会, 批准了 30 万千瓦级的压水堆 3 4 全球专家把脉中国核电安全发展, 载 中国核工业报 0 年 7 月 日 刘述英 : 伴随中国核事业的发展而发展 写在中国核工业创立五十五周年之际, 载 中国核工业 00 年第 0 期, 第 58 ~ 6 页 我国制定 956 年至 967 年科学技术发展远景规划, 载 江西日报 009 年 9 月 日, 第 A3 版 赫然 : 三顾 中国核电 从零开始的跨越, 载 中国电力报 009 年 3 月 6 日, 第 版

32 046 中国核安全评论 ( 第一卷 ) 核电方案, 作为科技开发项目列入国家计划, 核电才开始起步 0 世纪 50 年代后期至 70 年代, 中国核工业主要是为中国国防建设服务 在此期间, 中国建立了相应的科研 设计 建造 教育和核燃料循环工业体系, 为中国核工业日后的发展奠定了基础 基于当时的环境, 这一时期中国核工业呈现出以下几个显著特点 : () 主要服务于国防和军事, 具有极强的保密特征 ; () 与国际上一样, 初期缺乏必要的知识和经验, 只是在常规工业的基础上适当考虑了核工业的一些特点 ; (3) 缺乏系统的核安全思想, 没有建立起一套完整的核安全要求以及设计和评价方法, 安全主要以辐射防护为主 ; (4) 由于当时所处的国际环境, 在后期没有跟上国际核安全的主流 ; (5) 没有独立的核安全监管部门 党的十一届三中全会以后, 中国政府开始正式安排核电站建设, 制定了积极的 适当的发展核电的战略方针以及有重点 有步骤地建设核电站的战略部署, 中国核电工业正式开始发展 978 年后, 中国开始实行改革开放政策, 国家工作重点转移, 中国核工业转向重点为经济建设和人民生活服务 中国军工企业也随之实践 保军转民 方针, 核工业建设大军一方面把三线工程的收尾工作作为首要任务来完成 ; 另一方面, 则把大部队投向国民经济建设市场 到了 80 年代初, 党中央 国务院把发展核电作为解决我国能源问题和发展电力工业的一项重要方针, 做出了自行设计 建造秦山核电站和利用外资 引进外国技术设备及管理经验合作建造大亚湾核电站的决策 自 80 年代以来, 中国核工业的发展进入了以核电为主要领域的新阶段 下面, 来追溯一下我国核电技术的发展历程 我国核电发展走的是一条 以我为主, 中外结合 的道路 983 年 3 月, 以 回龙观会议 欧阳予 : 世界核电国家的发展战略历程与我国核电发展, 载 中国核电 008 年第 3 期, 第 94 ~ 0 页 中华人民共和国 核安全公约 国家报告, 00 年 9 月, 第 页 http: / / nnsa mep gov cn / download / baogao pdf

33 第二章 国际核电 中国核电和核安全发展的简要历史回顾 047 ( 即 核电技术政策研讨会 ) 的召开为标志, 中国确立了以 引进 + 国产化 为主的核电技术路线 在这样的思路下, 中国核电技术经历了 三轮发展 之路 980 年代第一轮发展中主要是引进和国产化并重 ; 990 年代, 又经历了以纯粹购买电容为目的的第二轮引进 ; 00 年末至 003 年初所确定的新一轮核电发展路线, 则是直接引进国外最先进的第三代核电站技术 由于中国核电经营体制所限和缺少一个统一的核电设备研发机构, 中核 中广核 中电投等几大经营公司各自为战, 在引进技术时, 选择的机型 五花八门 0 世纪 90 年代, 中国相继购买了加拿大的重水堆 ( 秦山三期 ) 俄罗斯的压水堆 ( 田湾 ) 法国的压水堆 ( 岭澳 - 大亚湾后续项目 ) 而在第三轮的引进中, 中核购买美国西屋公司 AP000 核电站的签约墨迹未干, 中广核就被批准购买了法国的 EPR 核电站 核电技术 万国牌 的局面, 给实现核电技术的标准化 系列化和国产化造成了很大的困难 为此, 007 年 5 月 日, 由国务院和中核集团 中电投 中广 中国技术进出口总公司四家大型国有企业共同出资, 组建了国家核电技术公司 007 年 3 月, 随着中美间两份重要协议 核岛供货合同框架协议 和 技术转让合同的框架协议 的签署, 美国西屋公司和绍尔公司组成的西屋联合体在我国的第三代核电招标中正式中标, AP000 技术落户中国 国家核电技术公司专家委员会专家汤紫德表示, AP000 安全目标比现有核电厂领先约两个数量级 在经济性方面, AP000 核岛系统设计简化, 厂房建筑和设备配置都大幅减少 ; AP000 采用模块化设计和模块化建造技术, 可有效控制 缩短建造工期 ; AP000 的核燃料采用简化设计和长周期换料 (8 ~ 4 个月 ), 有利于减少运行维护工作量, 降低运行成本 此外, AP000 的设计寿命为 60 年, 比二代核电的设计寿命长 0 年 在几十年的探索 实践 引进 消化 吸收过程中, 我国核电技术 王璐 : 中国创造 的自主化核电技术路线图, 载 经济参考报 0 年 7 月 9 日

34 048 中国核安全评论 ( 第一卷 ) 逐步走向成熟 目前, 我国已掌握第二代核电技术, 在 十五 末及 十一五 初期, 我国利用秦山二期和岭澳一期已有技术并加以改进, 建设了秦山二期扩建和岭澳二期等核电工程, 使国内企业具备了自主设计第二代改进型 60 万千瓦级和 00 万千瓦级压水堆型核电站的能力 十一五 期间, 通过对外合作, 我国引进了新一代先进的核电技术, 并在消化吸收的基础上进一步优化改进, 提高了核电的安全性和经济性, 核电工程设计工作也从中外联合设计逐步过渡到由国内企业自主完成, 形成了中国先进压水堆型核电站品牌和批量化建设的设计能力 004 年, 我国开始了第三代核电机组的引进工作, 最终选择了美国西屋的 AP000 作为我国未来统一的核电技术路线 009 年, 采用 AP000 核电机组的浙江三门核电站和山东海阳核电站开工建设 从发展阶段看, 我国的核电发展还处于自主技术成熟化和批量建设的准备阶段, 而法国 美国等核电强国已经走过了批量建设的阶段, 由于其技术先进成熟, 现已处于技术输出阶段 0 年 3 月日本福岛核电事故发生后, 中国各核电集团都十分青睐第三代核电技术 根据国务院的要求, 中国各核电集团都发展了自己的三代核电技术, 使我国三代核电技术出现了国家核电技术公司 ( 以下简称 国家核电 ) 的 CAP400 中核集团的 ACP000 和中广核集团的 ACPR000 三足鼎立态势 ACP000 是中核集团在我国 30 年核电设计 建设经验的基础上, 消化吸收国家引进的三代核电技术, 并充分考虑福岛核事故后的最新经验反馈, 是经过十几年持续研发 不断改进和自主创新的成果 其技术和安全指标符合国内 国际最新核安全法规标准的要求 ACP000 已经完成方案设计和总体设计, 于 0 年底完成初步设计和初步安全分析报告, 并向国家核安全局提交审核 中国国家核电制定了第三代核电 三步走 发展战略 第一步 : 外方为主, 张栋 : 世界核电发展及对我国的启示, 载 能源技术经济 00 年第 期, 第 5 ~0 页 中核集团自主三代核电技术 ACP000 取得阶段性进展, http: / / www sasac gov cn / n80 / n6 / n40 / n3439 / html

35 第二章 国际核电 中国核电和核安全发展的简要历史回顾 049 我方全面参与 建成 4 台 AP000 自主化依托项目, 初步形成 AP000 沿海厂址标准设计 第二步 : 我方为主, 外方支持 形成 AP000 沿海 内陆厂址标准设计, 建成一批 AP000 后续项目 第三步 : 全面自主创新 形成 CAP400 标准设计, 建成 CAP400 重大专项示范工程和进行规模化建设 图 - 3 自我国引进 AP000 三代核电技术, 启动自主化依托项目建设以来, 按照引进技术 消化吸收和再创新的要求, 我国 CAP000 标准设计已经完成, 已具备择址开工的条件 按照 国家中长期科技发展纲要 (006 ~ 00) 确定的重大科技专项目标, 国内设计院及协同单位在消化吸收 AP000 技术, 结合国情完成 CAP000 标准设计的同时, 还适时启动了 大型先进压水堆核电厂 CAP400 重大专项的自主研发和 CAP700 的预研 CAP400 重大专项总体实施方案已于 008 年初经国家审核, 并确定由国家核电技术公司作为牵头实施单位 目前, CAP400 各项研发工作进展顺利, 已先后完成相关概念设计 初步设计, 正待核准, 并将启动示范工程建设 CAP400 首台机组, 于 03 年浇灌第一罐混凝土, 07 年实现并网发电 之后, 国内将在

36 050 中国核安全评论 ( 第一卷 ) CAP000 CAP400 及 CAP700 的研发 工程建设 运行实践和反馈优化的基础上, 逐步建立 健全我国核电技术标准体系 这一体系将借鉴非能动核安全技术, 以自主先进品牌为支撑, 与世界最先进技术 最严格标准接轨 中广核集团形成了具有自主品牌的百万千瓦级核电技术 CPR000 目前, 该技术已应用于辽宁红沿河 福建宁德 广西防城港等核电站项目建设 009 年起, 中广核开始 ACPR000 的研发 该技术吸取福岛核事故的教训, 可抵御多重故障叠加等极端工况, 各项指标达到国际三代核电技术先进水平 ACPR000 曾于 0 年在深圳开幕的第十三届中国国际高新技术成果交易会上亮相, 将于 03 年完成研发 我国第三代核电技术的优势主要有以下几点 : () ACP000 ACP000 应用了先进的 能动与非能动相结合 的安全设计理念, 是相比现有核电技术更先进 更安全的重要标志之一, 包括采用能动与非能动相结合的蒸汽发生器二次侧余热导出 能动与非能动相结合的安全壳热量导出 能动与非能动相结合的堆芯熔融物冷却等 3 ACP000 的技术特点为 : 单堆布置, 电功率约 0 万千瓦, 设计寿命 60 年, 换料周期 8 个月 ; 基于成熟技术经验设计, 具有能动 + 非能动设计特征 ; 吸取福岛核电事故经验反馈, 满足国际及国内安全法规和标准 ; 双层安全壳 抗震设计基于地面水平峰值加速度 0 3g 抗商用大飞机撞击, 配置了移动电源与多样性电源 4 () CAP400 CAP400 的技术特点为 : 双堆布置, 电功率约 40 万千瓦, 设计寿命 3 4 汤紫德 : 坚持安全高效发展核电不动摇, 载 中国电力企业管理 0 年第 5 期, 第 8 页 中国核能行业协会 : 我国三代核电技术两年后完成可御多重叠加故障, http: / / www heneng net cn / index php? mod = news&category _ id = 38&action = show&article _ id = 6877 中核集团自主三代核电技术 ACP000 取得阶段性进展, http: / / www sasac gov cn / n80 / n6 / n40 / n3439 / html 三大核电各走各路统一未果三技并存, http: / / www heneng net cn / index php? mod = news&category_ id = 38&action = show&article_ id = 8

37 第二章 国际核电 中国核电和核安全发展的简要历史回顾 年, 换料周期 8 个月 ; 创新设计反应堆 主系统和扶助系统 ; 自主设计屏蔽厂房, 具备抗击大型商用飞机撞击能力 ; 优化超大型结构模块设计, 降低吊装要求 ; 进一步增强抗击地震 外部水淹等极端自然灾害的设防能力 ; 非能动安全系统增大容量 (3) ACPR000 ACPR000 的技术特点为 : 单堆布置, 电功率约 5 万千瓦, 设计寿命 60 年, 换料周期 8 个月, 采用 4 英尺长燃料组件, 配置了相互隔离 互为备用的三套安全系统 ; 采用双层安全壳, 可以抵御飞机撞击和外部爆炸冲击波 ; 配备了 3 台应急柴油发电机 台移动式全场断电柴油发电机 台厂址附近后备电源柴油发电机 图 - 4 Section drawing of NI of ACPR 在研发第三代核电技术的同时, 中国也适时开展了第四代核电技术 的研发 由于作为第四代候选堆型的快堆的固有安全性高, 可以实现在 类似福岛核事故的条件下无须场外应急, 不需大范围撤离周围公众, 使 3 三大核电各走各路统一未果三技并存, http: / / www heneng net cn / index php? mod = news&category_ id = 38&action = show&article_ id = 8 同上 ACPR000 +, http: / / www cgnpc com cn/ n88959/ n / n367400/ n36740/ index html.

38 05 中国核安全评论 ( 第一卷 ) 得核能发展的公众可接受性提高 因此, 在国家各个层面的规划中都明确包含发展快堆技术的内容和目标 0 年底发布的 国家能源科技 十二五 规划 (0 ~ 05) 明确指出, 要开展 快堆发电示范工程 等方面的工作, 要自主设计和建成快堆商业示范电站, 拥有自主知识产权, 形成推广能力 为了推动快堆技术的发展, 在科技部等部门的支持下, 国内成立了快堆产业化技术创新战略联盟, 包括原子能院 清华 东方电气等 53 家国内顶级单位参加, 还有大量厂家申请加入 00 年, 国家能源局还在原子能研究院挂牌成立了 国家能源快堆工程研发 ( 实验 ) 中心, 以推动快堆电站相关技术发展 由于快堆具有铀资源利用率高 嬗变核废料和安全性高的特点, 因而成为世界上第四代先进核能系统的首选堆型, 代表了第四代核能系统的发展方向 中国实验快堆热设计功率 65 兆瓦, 电功率 0 兆瓦, 是目前世界上为数不多的大功率 具备发电功能的实验快堆, 其主要系统设置和参数选择与大型快堆电站相同 中国实验快堆项目由中国原子能科学研究院具体承担 原子能院组织国内几百家产 学 研单位参与了研发, 同时与俄罗斯等国家的有关研究机构开展了密切的国际合作, 先后完成了预先研究 设计 建造 调试 试运行, 于 00 年 7 月 日实现首次核临界, 0 年 7 月 日完成 40% 功率并网发电 4 小时的预定目标 这标志着列入国家中长期科技发展规划前沿的快堆技术取得重大突破 0 年 0 月 3 日, 中国实验快堆工程通过中国科技部组织的专家验收 实验快堆的建成, 标志着中国核能发展 压水堆 快堆 聚变堆 三步走发展战略中的第二步取得了重大突破, 也标志着中国在四代核电技术研发方面进入国际先进行列, 已成为世界上少数拥有快堆技术的几个国家之一 在中国实验快堆平台基础上, 科技部和中核集团等正在继续支持原子能院等单位进行示范快堆 MOX 燃料 后处理等关键技术研发, 快堆和核燃料循环技术纳入国家重大科技, http: / / www heneng net cn / index php? mod = news&category_ id = 38&action = show&article_ id = 年度十大新闻, 载 中国核工业报 0 年 5 月 日

39 第二章 国际核电 中国核电和核安全发展的简要历史回顾 053 以期实现中国快堆的产业化和建立先进核燃料循环体系 同时, 为了推进中国快堆商用化进程, 打造快堆产业链, 中国成立了以原子能院为龙头 五十多家产学研单位参与的快堆产业化技术创新战略联盟 我国核电政策的发展主要经历了补充发展 适度发展 积极发展三个阶段 () 补充发展阶段 在 000 年前, 我国核电只是作为电力发展的一般补充 983 年 月 ~ 8 日, 国家计委 国家科委联合拟定的 核能发展技术政策要点 确立了技贸结合 引进国外百万千瓦级压水堆先进技术的方针 这份文件对我国核电起步阶段的发展起到了很好的指导作用, 但受当时的技术经济水平 能源需求等多方面因素的影响, 国家没有及时制定相关的落实规划, 致使我国自 994 年秦山一期和大亚湾核电站投入运行后的 7 年间, 没有再新建核电机组 () 适度发展阶段 我国在 000 年 0 月提出 适度 发展核电时, 核电装机仅有 0 万千瓦 由于当时我国核电发展规划还没有纳入全国电力规划中, 核电项目一直是单个安排 分散建设 003 年, 我国的核电发展战略出现重大转折, 这一年, 政府首次将核电发展纳入国家电力规划之中 (3) 积极发展阶段 006 年 3 月, 十届全国人大四次会议批准的 国民经济和社会发展第十一个五年规划纲要 中明确提出 : 要 积极推进核电建设 ; 007 年 6 月, 国家发改委印发的 中国应对气候变化国家方案 中明确提出 : 要 积极推进核电建设, 把核能作为国家能源战略的重要组成部分, 逐步提高核电在中国一次能源供应总量中的比重 ; 007 年 0 月, 国务院正式批准了国家发展改革委员会上报的 核电中长期发展规划 ( 年 ), 其中明确提出 : 贯彻 积极推进核电建设 的电力发展方针 3 3 我国在四代核电技术研发方面进入国际先进行列, http: / / www gov cn / jrzg / 0-0 / 3 / content_ htm 温鸿钧 : 我国核能发展技术政策的演变和启示, 载 中国核工业 006 年第 3 期, 第 ~ 3 页 张栋 : 世界核电发展及对我国的启示, 载 能源技术经济 00 年第 期, 第 5 ~ 0 页

40 054 中国核安全评论 ( 第一卷 ) 我国核电发展主要经历了核电起步阶段和积极发展两个阶段 () 核电起步阶段 中国核电从 0 世纪 70 年代初开始起步 78 工程 是第一座由我国自主创新建成的核电工程, 于 983 年基本完成研究开发和工程设计, 985 年 3 月中国第一座自主设计和建造的核电站 秦山核电站破土动工 99 年 月, 我国自主设计 建设的第一台 30 万千瓦压水堆核电机组在秦山一期核电站投入试运行, 实现了中国核电 零的突破, 从而结束了中国无核电的历史, 实现了我国核电技术的重大突破 我国从法国成套进口的两台 90 万千瓦级的核电机组也于 987 年在广东大亚湾开工 994 年, 秦山一期与大亚湾 台由法国引进的 90 万千瓦压水堆型核电机组正式投入运行, 使我国核电装机容量达到了 0 万千瓦 秦山核电站和大亚湾核电站的建成发电, 为我国核电发展打下了良好的基础 997 年 5 月, 广东岭澳核电站开工 这是我国在引进 消化国外先进技术的基础上, 实施重大技术改进, 实现工程管理 建安施工 调试以及生产准备自主化和部分设备国产化的成功实践, 为探索形成自主品牌百万千瓦级核电技术路线奠定了良好的基础 两年后, 从俄罗斯引进的江苏田湾核电站一期主体工程开工, 这也是中国在役核电站中技术最先进的核电站 ( ) 积极发展阶段 进入 世纪, 中国核电迈入批量化 规模化的积极发展阶段 00 年, 秦山二期 ( 我国自主设计 建造 运营 ) 秦山三期 ( 由加拿大进口的重水堆型核电机组 ) 岭澳一期 ( 由法国引进的压水堆型核电机组 ) 各有 台核电机组投入运行, 使核电装机达到了 447 万千瓦 此后, 这 3 个电厂的第 台机组以及田湾核电站 ( 台由俄罗斯引进的压水堆型核电机组 ) 陆续投入运行 年 月 5 日, 岭澳核电站二期主 3 中国核电概况, http: / / www sheitc gov cn / zghdgk / index htm 同上 张栋 : 世界核电发展及对我国的启示, 载 能源技术经济 00 年第 期, 第 5 ~ 0 页

41 第二章 国际核电 中国核电和核安全发展的简要历史回顾 055 体工程开工, 标志着我国核电自主设计 自主建设 自主制造 自主运营又跨出一大步 继岭澳二期之后, 我国核电产业被迅速推上 快车道, 秦山二期扩建 红沿河 宁德 福清 方家山等一批项目紧随其后 与我国核电产业快速发展相呼应, 世界核电界也掀起了复苏浪潮 同时, 世界对先进的第三代 第四代核电技术的关注度也不断高涨 此时此刻, 中国做出了令世界瞩目的举动 在建设二代改进型核电机组的同时, 引进发展世界先进的第三代核电技术 009 年 4 月 9 日, 时任国务院副总理的李克强同志亲自来到浙江省三门县, 宣布全球首台第三代 AP000 核电机组在这里正式开工建设 目前, 国内包括已运营 在建 筹建的核电站项目累计投资已高达 8 万亿 008 年下半年, 受国际金融危机影响, 我国抓住时机, 继续加快调整电源结构, 并以重点项目拉动内需, 促进装备制造业等重点产业振兴 同年 月, 广东阳江核电工程一次性获批 6 台机组, 创造了我国核电史上核准批量最大的纪录 009 年, 时任中国国家发展改革委副主任 国家能源局局长张国宝在 009 年第 7 期 求是 杂志上发表的一篇题为 科学发展 : 电力工业赢得挑战的根本路径 的文章中提出 大力发展核电 一连串政策调整之后, 我国核电发展势头迅猛, 核电地图 加速扩大 如今, 内陆省份上马核电的行动也逐步增多 我国核电从自行设计 建造第一座 30 万千瓦秦山核电站起, 截至目前, 共有 5 台运行核电机组, 分别为位于浙江秦山核电基地的秦山核电厂 台 30 万千瓦级压水堆型核电机组 秦山第二核电厂 4 台在参照大亚湾核电厂基础上由我国自行设计建造的 60 万千瓦级压水堆型核电机组 秦山第三核电厂 台从加拿大引进的 70 万千瓦级重水堆型机组 ; 位于广东大亚湾核电基地的大亚湾核电厂 台从法国引进的百万千瓦级压水堆型机组 岭澳核电厂 4 台在大亚湾核电厂基础上改进的机 中国核电概况, http: / / www sheitc gov cn / zghdgk / index htm

42 056 中国核安全评论 ( 第一卷 ) 组 ; 江苏田湾核电厂 台从俄罗斯引进的百万千瓦级压水堆型机组 目前中国已建成核电基本概况如表 - 7 和表 - 8 所示 表 - 7 中国建成投运核电机组统计表 核电厂名称 反应堆类型 额定功率 ( 兆瓦 ) 商业运行日期 营运单位 秦山一期压水堆 / 04 / 0 中核集团 秦山二期 号机组 号机组 压水堆 (CNP650) / 04 / / 05 / 03 中核集团 秦山三期 号机组 号机组 重水堆 (CANDU6) / / / 07 / 4 中核集团 大亚湾 号机组 号机组 压水堆 (M30) / 0 / / 05 / 06 中广核集团 岭澳一期 号机组 号机组 压水堆 (CPR000) / 05 / / 0 / 08 中广核集团 田湾一期 号机组 号机组 压水堆 (VVER) / 05 / / 08 / 6 中核集团 岭澳二期 3 号机组压水堆 (CPR000) / 09 / 0 中广核集团 秦山二期扩建 3 号机组压水堆 (CNP650) / 0 / 中核集团 表 - 8 中国核电站技术使用情况一览 3 核电厂 名称 反应堆 数量 ( 台 ) 额定 功率 反应堆 类型 位置 开始建设 时间 商业运行 日期 技术来源 技术 类型 预期 寿命 ( 年 ) 秦山核电 站 ( 一期 ) 30 万 千瓦 浙江省压水堆海盐县 自主设计 / 建造 / 管理 第一代 30 大亚湾 核电站 98 4 万 千瓦 压水堆广东省 法国 法玛通公司 第二代 40 3 环境保护部 ( 国家核安全局 ) 国家能源局和中国地震局 : 关于全国民用核设施综合安全检查情况的报告, 第 4 ~ 5 页, http: / / www zhb gov cn / gkml / hbb / bgth / 006 / W pdf 中国核电概况, http: / / www sheitc gov cn / zghdgk / index htm 中国核电站技术使用情况一览, http: / / www snerdi com cn/ InfoShow aspx? Id = b08f8a3 - d745-4af bf985747

43 第二章 国际核电 中国核电和核安全发展的简要历史回顾 057 续表 核电厂 名称 反应堆 数量 ( 台 ) 额定 功率 反应堆 类型 位置 开始建设 时间 商业运行 日期 技术来源 技术 类型 预期 寿命 ( 年 ) 秦山核电 站 ( 二期 ) 65 万 千瓦 浙江省压水堆海盐县 自主设计 / 建造 / 管理 第二代 40 秦山 核电站 ( 三期 ) 浙江省 700 兆瓦重水堆海盐县 加拿大 原子能公司 第二代 40 田湾 核电站 4 百万千瓦 江苏省 连云 港市 开工, 在建 俄罗斯 原子能公司 第二代 40 岭澳核电 站 ( 一期 ) 99 万 千瓦 压水堆广东省 法国 法玛通公司 第二代 40 岭澳核电 站 ( 二期 ) 百万千瓦压水堆广东省 005 年 月 法国 法玛通公司 第二代 40 三门 核电站 6 百万千瓦 广东省 第三代 60 阳江 核电站 6 百万千瓦 广东省 第三代 60 中国内地核电站分布情况如图 - 5 所示 目前, 中国内地正在建设的核电机组有 6 台, 分别为广东岭澳核电站二期 4 号机组 浙江秦山二期扩建工程 4 号机组 辽宁红沿河核电站一期 福建宁德核电站一期 福建福清核电站一期 广东阳江核电站 / / 3 号机组 浙江方家山核电站 ( 秦山一期扩建 ) 浙江三门核电站 山东海阳核电站 广东台山核电站 海南昌江核电站 广西防城港核电站 号机组等 规划建设的核电站有江西彭泽核电站 湖北咸宁核电 中国核电概况, http: / / www sheitc gov cn / zghdgk / index htm

44 058 中国核安全评论 ( 第一卷 ) 图 - 5 资料来源 : 上海市经济和信息化委员会网站 中国内地核电站分布 站 湖南桃花江核电站等 在中国核电规划中, 具体到各个核电集团, 中核集团目前在建核电机组 0 台, 已经开展前期工作的核电机组超过 台 ; 中广核集团在建核电机组 6 台, 开展前期工作的机组约 0 台 ; 中电投集团在建核电机组 台, 开展前期工作的核电机组约 6 台 此外, 华能集团还有 台核电示范机组已做好开工准备 我国目前有 38 台左右核电机组建设项目正在开展前期工作, 涉及核电机组总数超过 60 台 但中国核电装机容量占全国电力总装机容量的比重不到 %, 发电量占全国总发电量的比例不足 3% 截至 05 年 7 月, 中国是目前世界上全球核电在建机组最多 规模最大的国 中国核电概况, http: / / www sheitc gov cn / zghdgk / index htm 中国 8 万亿核电大跃进投资速度或放缓, http: / / www china5e com / show php? contentid = 6396

45 第二章 国际核电 中国核电和核安全发展的简要历史回顾 059 家 援引国际原子能机构的最新统计, 目前, 全球在建的核电站一 共有 67 个, 其中中国就占了 4 个 项目 表 - 9 为中国部分在建核电 表 - 9 我国在建核电机组粗略统计 (0 年 4 月 ) 序号 机组名称 技术状态 装机容量 ( 兆瓦 ) 估计投运时间 ( 年 ) 辽宁红沿河 # Ⅱ 福建宁德 # Ⅱ 浙江三门 # Ⅲ 福建宁德 # Ⅱ 广东阳江 # Ⅱ 广东台山 # Ⅲ 浙江方家山 # Ⅱ 福建福清 # Ⅱ 辽宁红沿河 # Ⅱ 山东海阳 # Ⅲ 浙江三门 # Ⅲ 福建宁德 3# Ⅱ 辽宁红沿河 3# Ⅱ 浙江方家山 # Ⅱ 福建福清 # Ⅱ 广东台山 # Ⅲ 海南昌江 # Ⅱ 广东阳江 # Ⅱ 山东海阳 # Ⅲ 辽宁红沿河 4# Ⅱ 福建宁德 4# Ⅱ Operational & Long - Term Shutdown Reactors, http: / / www iaea org / PRIS / World Statistics / Operational Reactors By Country aspx. 汤紫德 : 坚持安全高效发展核电不动摇, 载 中国电力企业管理 0 年第 5 期, 第 8 页

46 060 中国核安全评论 ( 第一卷 ) 续表 序号 机组名称 技术状态 装机容量 ( 兆瓦 ) 估计投运时间 ( 年 ) 广西防城港 # Ⅱ 海南昌江 # Ⅱ 广东阳江 3# Ⅱ 福建福清 3# Ⅱ 广西防城港 # Ⅱ 资料来源 : 中国核电信息网 截至目前, 中国核电已具备了加快发展的条件 007 年, 国务院批准了国家发展改革委上报的 核电中长期发展规划 (005 ~ 00 年 ), 确定了到 00 年核电运行装机 4000 万千瓦 在建 800 万千瓦的发展目标 随着该规划目标有望在 05 年提前完成, 在国家能源总体战略框架下, 国家能源局正在研究调整中长期规划, 加快沿海核电发展, 积极推进内陆核电项目 在积极推进核电建设的同时, 中国政府各相关部门积极开展相关配套规划的研究和调整工作 目前中国核电政策体系的轮廓基本明确, 主要体现在以下几个方面 : () 大力发展核能, 积极推进核电建设 积极发挥核电在优化国家能源 电力结构中的作用, 保障能源安全, 促进节能减排 () 实施核电项目核准制度 根据能源资源和电力市场情况, 优先考虑一次能源短缺地区和沿海厂址的开发利用, 合理利用核电厂厂址资源 (3) 坚持 安全第一, 质量第一 的方针 加强核电安全管理, 依法强化核电安全监督, 推进核安全文化建设, 积极扩展核电安全科技研发 (4) 推进核电技术进步 努力实现自主设计, 自主制造, 自主建设和自主营运商用核电厂的目标 实施自主化依托项目和大型先进压水堆与高温气冷堆核电站科技重大专项, 加强快堆科研攻关, 提升核电自主创新能力, 开发应用具有自 核电中长期发展规划 (005 ~ 00 年 ), http: / / www snptc com cn / templates / list / in dex aspx? nodeid = 68&page = ContentPage&categoryid = 0&contentid = 58 中国核电, http: / / www shhdb gov cn / zghd htm

47 第二章 国际核电 中国核电和核安全发展的简要历史回顾 06 主知识产权的 先进的核电技术 (5) 以我为主, 中外合作, 引进技术, 推进国产化 (6) 密切跟踪国际核电技术发展趋势 中国从核工业发展之始, 就十分重视核安全, 明确制定了 安全第一 的宗旨和方针, 以保护工作人员 公众和环境 随着中国核电事业的发展, 中国已逐步建立起了一套具有自身特色的核安全监督机构和核安全监管体系 0 世纪 80 年代初, 我国的核能和平利用事业刚开始起步 979 年, 国际核电领域发生的美国三里岛核电厂事故在全世界范围内包括在中国都引起了巨大的反响 当时中国国内相关部门就开始重视核设施的安全问题研究 我国核与辐射安全监管体系也于 0 世纪 80 年代开始建设 当时的管理体制, 是由国务院直属的国家核安全局负责核设施安全监管, 卫生部负责放射源安全监管, 环境保护局负责辐射环境影响评价和辐射环境监测 经过几轮政府机构改革, 最终确定了由环境保护部 ( 国家核安全局 ) 对全国核安全 辐射安全 辐射环境保护实行统一监督管理 下面, 简单介绍一下中国核与辐射安全监管机构的发展沿革 应该说, 中国核与辐射安全监管体制的发展是与中国核安全局的设立与成熟分不开的 98 年, 原国家环保局设立辐射环境管理办公室, 负责辐射环境管理 984 年 0 月, 经当时的国家科委建议, 我国成立了国家核安全局, 作为国家的核安全监督机构, 其基本职能是依照我国的法律 法规, 对民用核设施实行独立的安全审评和监督 国家环境保护局 劳动部和卫生部分别负责对环境质量 职业安全和人身安全进行独立的监督检查和审评 中国的核安全管理也进入正式轨道 而中国核安全局的发展主要经历了三个阶段 第一阶段 : 国家核安全局的创建阶段 (984 ~ 989 年 ) 984 年 0 月国家核安全局成立, 独立客观地进行民用核设施核安全监督 当时核安全局由国家科委代管, 国家科委副 国家采取的安全措施, http: / / www heneng net cn / index php? mod = article&category_ id = 6&action = article_ show&article_ id = 540

48 06 中国核安全评论 ( 第一卷 ) 主任兼任国家核安全局局长, 具有独立的人事 外事 财务权以及机关行政管理 基建后勤职能 第二阶段 : 国家核安全局的发展阶段 (990 ~ 998 年 ) 这一阶段国家核安全局继续由原国家科委代管, 国家科委副主任任国家核安全局局长, 保留独立的人事 外事 财务权以及机关行政管理 基建后勤职能 第三阶段 : 国家核安全局并入国家环保总局 (998 ~ 008 年 ) 998 年中国实行机构改革, 国家核安全局并入国家环保总局, 设立核安全与辐射环境管理司, 负责全国的核安全 辐射安全 辐射环境管理的监管工作 对外行使核安全职能时, 使用国家核安全局牌子 004 年清查放射源专项行动, 实现了卫生部门向环保部门的职能移交 环保部门承担起全面监管的责任 003 年以后, 国家环保总局对外保留国家核安全局的牌子 国家环保总局副局长任国家核安全局局长 008 年 3 月, 国家环保总局升格为环境保护部, 对外保留国家核安全局牌子, 环境保护部副部长任国家核安全局局长 就此, 核与辐射安全得到进一步加强 目前, 国家环境保护部核安全与辐射环境管理司是环保部最大的司, 由 8 个处增编为 个处 随着中国核电事业的发展, 中国也进行了相应的核安全法律制度建设 当前, 世界各国的涉及核安全的立法由两部分法律规范组成 : 一是国际条约 ; 二是国内法 为了保障核安全, 国际社会缔结了多种国际条约对核能安全利用进行规制 世界各国通过这些国际条约和协定初步实现了核安全领域的信息共享与实践经验的相互借鉴, 在一定程度上推动了各国核安全立法的进程 在核能安全的国内法方面, 各国建立了以核能安全利用基本法 有关核能安全法利用的专门性法律规范为基础的, 同时辅以其他涉及核能安全利用法律规范 ( 如刑法 环境与资源法 行政法 民法 劳动合同法等 ) 为补充的国内核安全立法体系 历史沿革, http: / / nnsa mep gov cn / lsyg / 0090 / t00908_ 8080 htm 刘洪岩 : 能源安全背景下的中国核安全立法, http: / / www iolaw org cn / showarti cle asp? id = 347

49 第二章 国际核电 中国核电和核安全发展的简要历史回顾 063 在核安全法规标准方面, 中国从 986 年就开始陆续颁布核安全法规, 依法监管核安全 我国核能安全立法的渊源体现在法律 行政法规 部门规章 国际条约与惯例四个方面 003 年 0 月实施的 中华人民共和国放射性污染防治法 是我国核安全领域的基本法, 该法对于放射性污染防治 保障核能安全利用以及其他核立法具有重要的规制及指导作用 此外, 作为我国保护环境基本法的 中华人民共和国环境保护法 及其他部门法 ( 如 环境影响评价法 大气污染防治法 职业病防治法 刑法 安全生产法 等 ) 都包含了保障放射性物质安全使用的规定 尚未出台的 能源法 征求意见草案也有涉及核能利用的相关条款 国家核安全局 环境保护局 劳动部和卫生部等部门还颁布实施了有关核电站厂址选择 设计 运行 质量保证 辐射防护和废物管理 职业安全卫生等安全规定以及辐射防护基本标准等 中国核工业集团公司颁布了一系列技术标准, 形成了完善配套的核安全防护标准体系 我国有关核安全的行政法规以 中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例 (986 年 ) 中华人民共和国核材料管理条例 (987 年 ) 和 核电厂核事故应急管理条例 (993 年 ) 三大法规为主, 其他还有 放射性同位素与射线装置安全和防护条例 (005 年 ) 国家核应急预案 (006 年 ) 和 民用核安全设备监督管理条例 (007 年 ) 等 核能利用部门规章主要包括 : 核电厂环境辐射防护规定 (986 年 ) 城市放射性废物管理办法 (987 年 ) 核材料管制条例实施细则 (990 年 ) 放射性环境管理办法 (990 年 ) 核电厂设计安全规定 (99 年 ) 核电厂厂址选择安全规定 (99 年 ) 核电厂运行安全规定 (99 年 ) 核电厂放射性废物管理安全规定 (99 年 ) 民用核燃料循环设施安全规定 (993 年 ) 民用核承压设备安全监督管理规定 (993 年 ) 核设施的安全监督 (995 年 ) 研究堆运行安全规定 (995 年 ) 放射性废物安全监督管理安全规定 (997 年 ) 核出口管

50 064 中国核安全评论 ( 第一卷 ) 制条例 (997 年 ) 核两用品及相关技术出口管制条例 (998 年 ) 核动力厂设计安全规定 (004 年 ) 放射性同位素与射线装置安全许可管理办法 (006 年 ) 等 有关核立法的指导性文件主要有 : 核事故辐射应急时对公众防护的干预原则和水平 ( 99 年 ) 核电厂安全运行管理 (990 年 ) 核设施的安全监督 (995 年 ) 等多项导则, 此外还有 80 多个技术文件 中国核能利用的地方性法规是与国家核安全立法相适应 同时兼顾到地方具体实际情况而制定的, 目前广东省 河北省 浙江省及天津市都出台了相关立法, 如广东省人大常委会制定的 广东省民用核设施核事故预防和应急管理条例 (997 年 ) 河北省制定的 河北省放射性污染防治管理办法 (00 年 ) 浙江省 003 年施行的 浙江省核电厂辐射环境保护条例 天津市的 天津市放射性废物管理办法 (004 年 ) 等 中国加入的有关核安全的国际条约主要有 : 国际原子能机构特权和豁免协定 国际原子能机构规约 及早通报核事故公约 关于核损害民事责任的 997 年维也纳公约 中华人民共和国和国际原子能机构关于中国实施保障的协定 等 此外, 中国还启动了核安全规划编制工作 这项工作于 00 年初启动, 由国家发改委和国家能源局牵头, 国家核安全局参与编制 0 年 月 日, 环保部发布消息称, 该部日前已经通过 核安全与放射性污染防治 十二五 规划及 00 年远景目标 ( 送审稿 ) ( 以下简称 核安全规划 ), 将提高核安全标准 核安全规划 提出了核安全与放射性污染防治 十二五 规划及 00 年远景目标的指导思想和总体目标, 强调要加强监管, 进一步提高核设施与核技术利用安全水平, 明显降低辐射环境安全风险, 保障核安全 环境安全和公众健康, 推动核能与核技术利用事业安全 健康 可持续发展 此外, 核安全规划 在核电 研究堆 燃料循环 核技术利用 核安全设备 铀矿冶 早期 刘洪岩 : 能源安全背景下的中国核安全立法, http: / / www iolaw org cn / showarti cle asp? id = 347

51 第二章 国际核电 中国核电和核安全发展的简要历史回顾 065 核设施退役治理, 以及科技进步 应急 监管能力建设等方面, 提出了具体任务和保障措施 0 年 5 月 3 日, 时任国务院总理温家宝同志主持召开国务院常务会议, 再次听取全国民用核设施综合安全检查情况汇报, 讨论并原则通过 核安全与放射性污染防治 十二五 规划及 00 年远景目标 第三节 日本福岛核危机的启示 0 年 3 月 日, 日本福岛第一核电站由于遭受到超出人们想象的地震和海啸双重灾难, 导致核电站断电, 多种安全系统设备失效 事故造成了放射性物质的释放 日本核危机给国际社会带来的启示主要有以下几个方面 : 第一, 要完善核电安全技术与管理 切尔诺贝利和三里岛事故留给人们的印象是, 最大的危险因素来自围墙之内 然而, 日本福岛核电站事故告诉人们 : 核电站面临的最大威胁在其围墙之外, 而不是之内 核能发电不是在真空中进行的, 而是暴露在自然环境下, 因此受自然现象影响的机会也就无所不在 暴露在外界, 就会面临飓风 地震 火灾 海啸和火山喷发等危险 日本福岛核事故除了自然灾害原因, 还与核电站抗震能力不足 设备老化以及管理不善有关 福岛第一核电站所属者 东京电力公司是全球最大的民营核能运营商 然而就是这样的核电巨头, 还是存在着管理不善的问题 对此, 日本专家表示, 东京电力公司之所以对福岛核电站延长使用寿命 长时间不检测设备 反应迟缓, 主要是为了降低成本, 维持更高的经济效益 在核电站不断高效地创造出能源的同时, 因为利益问题, 这些问题安全被忽视了, 企业应承 李春莲 : 核安全 十二五 规划获通过核电投资门槛上升建设速度将缓, http: / / energy people com cn / h / 0 / 4 / c html 国家核事故应急协调委员会办公室 国家原子能机构秘书局 : 核事故促使核电安全技术与管理日臻完善, http: / / www heneng net cn / index php? mod = article&category _ id = &action = article_ show&article_ id = 358

52 066 中国核安全评论 ( 第一卷 ) 担的社会责任也就不见了 第二, 进一步提高核安全标准, 并且有效全面地执行 0 年 3 月, 日本发生 9 级地震, 引发巨大海啸, 福岛第一核电站 4 台机组冷却系统相继出现问题, 发生氢爆, 放射性物质释放到环境中 事故发生后, 核工业界已经开始反思日本核危机 福岛第一核电站的 号和 号反应堆是于 0 世纪 70 年代初投入运行的 中国有关专家分析 : 当时的安全标准比现在要宽松很多 它们建造于大众甲壳虫车没有汽车安全带和安全气囊的年代 经历过福岛核事故后, 有中国专家认为, 对服役期较长的核电站进行定期检查还不够, 应该及时更新反应堆和整个核电站系统的技术 这次事故, 还挑战了我们的核电设计标准! 有关中国专家在一次福岛事故研讨会上提出, 以后核电站的抗震级 防波堤高度怎么定等等, 都需要我们认真分析和总结 美国资深核工程师 三里岛事件现场主任莱克 巴雷特曾向媒体表示, 我们可以从中吸取教训, 如要为超过设计范围的事件提前做出更好的应对计划, 也要为严重的破坏性事件发生做好更周密的遏制和修复预案 第三, 进一步强化国际合作, 充分共享各方的经验和能力 国际社会应在 不扩散核武器条约 的框架下, 进行和平利用核能 安全利用核能的广泛合作, 要建立核技术大市场, 以达到科学技术共享 普惠的目的 每次核事故发生后, 核技术领域的国际合作似乎都会更加紧密 在此次日本核危机发生后, 中国核电工程公司与美国 法国的同行, 已就核电站应急废物处理 核事故应急响应及核电站安全设计等问题加强了交流 保持和加强本领域的国际交流与合作, 可以借鉴别人的经验, 提升自身能力 ; 有利于提高世界核安全技术的整体水平 日本福岛第一核电站事故就像在核电发展的春天里下了一场雪, 但我认为雪后的春天会更加美丽, 中国还需要在确保安全的基础 官慧 : 核安全进化论 世界历次核事故给核能发展带来的启示, 载 中国核工业 0 年第 4 期, 第 4 ~ 9 页 同上

53 第二章 国际核电 中国核电和核安全发展的简要历史回顾 067 上高效发展核电 中国核能行业协会副理事长赵成昆说 在发生日本核危机之后, 世界能源理事会主席皮埃尔 加多内就表示, 核电业的安全性已经超越国界, 成为一个国际问题, 所以应该对这一领域进行 全球化管理 国际社会应该努力建立核事故通报制度 任何一个国家出现核事故, 都应迅速 如实 充分地向周边国家通报, 以便相关国家及时采取措施, 阻止后续性灾害升级 日本核事故引起有关国家的高度重视, 也极大地推动着东亚国家在核安全方面的合作 0 年 4 月中旬, 韩国总理金滉植访华, 同中国总理温家宝会谈, 主要议题之一就是双方在核安全方面的合作 0 年 5 月 日, 中日韩首脑峰会在日本东京举行, 此次会议重点讨论了核电安全与构筑东亚共同防灾体系的问题 从这个 角度看, 这次是日本 交学费 ( 日本核事故 ), 让全世界特别是东亚 国家共同从中吸取教训 第四, 进一步改进应急响应机制, 提高应急响应能力 任何措施都只能降低事故发生的概率, 而无法彻底消除事故发生的可能, 因此, 必须充分做好场内和场外应急准备 应急响应机制不仅仅包括国内的应急响应机制, 还应包括国际响应机制 核应急工作必须坚持 常备不懈 积极兼容 平战结合 的原则, 在组织体系和工作机制上有所创新, 在应急响应能力上有实质性 大幅度改进和提升 国际社会应以联合国为主导, 建立一套完整的 国际性的核灾害应对预警机制 在核事故面前, 各国要有同舟共济 相互支援的精神 一国发生核事故, 其他国家应根据当事国请求积极提供技术 物资 人员等多方面的援助 待事故稳定以后, 有关国家的专家应该对事故进行联合研究, 找出避免灾害的方法和技术 官慧 : 核安全进化论 世界历次核事故给核能发展带来的启示, 载 中国核工业 0 年第 4 期, 第 4 ~ 9 页 张琏瑰 : 核安全, 唯此为大, http: / / ny china com cn / 0-05 / 4 / content_ 4997 htm

54 068 中国核安全评论 ( 第一卷 ) 应急管理能力建设必须常抓不懈 日本一向以民众应急素质高 政府及社会应急管理机制健全而著称, 是世界各国学习的榜样之一 震后初期, 日本民众凭着良好的应急素质展开自救, 维持了震后的良好秩序, 日本政府虽然也依照法律规定成立了各类应急决策部门, 但总体运转不畅, 问题很多 虽然灾情的罕见程度确实对日本危机管理体系构成了严重挑战, 但就日本救灾行动的种种失误而言, 日本应急决策者对人员安置和核电事故两大核心问题缺乏应有的重视和有效的解决办法, 国策民营 的核电应急体制存在明显缺陷, 暴露出日本应急指挥体系 沟通机制等全方位的问题 由此可见, 一国应急管理能力建设是动态的, 无论是机制建设还是指挥及一线人员素质, 必须充满忧患意识 常备不懈 不断完善, 才能得以保持和提升, 否则在重大突发事件面前将付出惨重代价 与日本政府的表现相比, 我国在汶川大地震时的应急处置措施可以说较为成功, 但是我们不能因此故步自封, 而应当深入思考并借鉴日本此次应急管理全程的经验教训, 进一步加强我国处理紧急事件, 包括应对核事故在内的综合应急处置能力 第五, 加强核安全监督管理工作 国际社会要进一步加强核安全的监管, 尤其是要建立一个强有力的核安全监管机构, 保证这个机构有完整的独立性 强大的技术队伍 坚实的技术基础和充足的资源保障 可以在联合国管理下建立核技术 核材料 核设备的统筹管理机构, 对和平利用核能过程中所需的核材料, 如反应堆所需的燃料棒等进行统一生产 销售 监督 技术服务 回收 后处理等, 这一方面可以防止技术保障不充分的国家出现事故, 另一方面也可以防止某些国家在和平利用核能的幌子下研制核武器 第六, 加强核安全文化建设 日本核危机进一步提高了人们对核安全重要性的认识, 使人们认识到进一步加强信息公开和公众宣传的重要 张琏瑰 : 核安全, 唯此为大, http: / / ny china com cn / 0-05 / 4 / content_ 4997 htm

55 第二章 国际核电 中国核电和核安全发展的简要历史回顾 069 性 0 年 6 月 3 日, 中国环境保护部副部长李干杰表示 : 许多核安全问题并没有引起相关部门的足够重视 这是因为相关人士的安全理念存在很大问题 这次日本核事故发生后, 再次提醒我们最急需转变的是安全理念 他们还要求政府在此次事件结束后, 从原子能政策 管理体制等诸多方面对目前原子能开发和利用中的企业主导所带来的核安全问题进行彻底反思 不能只是站在企业的角度去考虑问题, 涉及核安全问题, 公众立场尤为重要 核工业的特殊性, 决定了核工业企业高度的社会责任 中核集团有关人士说 目前, 在中国, 每家核电厂都会有明确的政策规定, 即安全绝不受发电量 经济效益及其他因素的约束, 安全可以不受成本或进度的约束 而且, 每家核电厂也都是严格遵照此规定执行的, 核安全是核电站的生命线 的核安全文化已经成为核工业人日常的行为准则 第七, 核电安全需技术 监管 文化多管齐下, 缺一不可 () 技术水平是核电安全的基础 福岛第一核电厂发生 7 级事故, 与其反应堆技术过老是分不开的, 邻近的福岛第二核电厂始建于 0 世纪 80 年代中期, 比第一核电厂晚建十多年, 也已有两座机组发生 3 级事件, 不过幸而未对外部环境造成影响 虽然当今核电安全技术水平已大为进步, 但核电对于安全的要求是没有止境的, 核电技术未来发展的趋势必然是持续提高安全性 针对福岛核事故, 未来核电技术在强化和保证应对全场断电导致严重事故的能力 提高核电厂重要安全操作和检测显示的能力 提高安全壳的释放包容能力 提高核电厂乏燃料冷却和转运的能力等方面, 都将会有新的发展 总而言之, 核电技术应做到在任何条件下都确保安全壳的完整性, 不对外部环境产生影响, 才能重新赢得公众对核电的信心 国务院新闻办公室 : 国家环境保护部副部长李干杰谈中国环境状况并答记者问, ht tp: / / www moa gov cn / fwllm / jjps / 006 / t00603_ htm 官慧 : 核安全进化论 世界历次核事故给核能发展带来的启示, 载 中国核工业 0 年第 4 期, 第 4 ~ 9 页

56 070 中国核安全评论 ( 第一卷 ) () 核电监管需坚持安全第一, 不能存在侥幸心理 福岛核事故发生之前, 日本核安全当局有多次机会阻止事故的发生 007 年日本新潟大地震后, 东京电力公司的柏崎 刈羽核电厂变电站起火 国际原子能机构组织专家团赴现场考察, 并于次年指出, 日本部分核电厂不足以抵御大地震破坏, 存在巨大安全隐患 然而, 这一问题未能得到日本政府核安全监管当局的重视 此外, 在福岛核事故发生前不到一个月, 日本原子能安全保安院接到东京电力公司自查报告后, 认为东京电力公司 常规检查方案和维护管理不足, 定期检查不充分, 但只要求其 3 个月内递交改正方案, 未勒令其停堆自查 如果原子能安全保安院当即令东京电力公司停产整顿, 到 3 月 日发生地震时, 反应堆已经正常冷却 9 天, 事故过程势必改写 由此可见, 无论哪一国监管当局, 如果在核安全问题上存在哪怕一点侥幸心理, 都可能面临极为严重的后果 福岛核事故使日本和国际社会付出了沉重代价, 也为各国核安全监管机构敲响了长鸣的警钟 (3) 核电相关单位必须高度重视核安全文化建设 核电厂的安全运行, 不仅取决于设计和设备质量, 还与运行人员的管理 操作水平密切相关 切尔诺贝利核事故后 5 年内未再发生严重事故, 容易让全球核工业界放松对核安全文化的重视 东京电力公司可谓是安全文化淡漠 不断突破核安全底线的反面典型 在 00 年, 东京电力公司曾爆出多年瞒报并伪造 9 份虚假检查报告的重大丑闻 此次事故中, 该公司再次为了一己之私, 延误了减缓事故危害的最佳时机, 在事故处置中也屡次出现数据测量错误等低级失误, 实在令世人寒心 福岛核事故再次警示核电建设和运营等单位必须坚守 安全第一, 质量第一 的原则, 始终把核安全文化作为关注的重点, 高度重视肩头承担的重大社会责任, 改进完善核安全文化长效机制, 将安全意识 责任意识融入核电人的血液之中, 用实际行动保护人类免遭核事故的危害