福岛核事故再发酵，我国对于保证核电安全有何良策？
1、福岛核电站堆芯熔化事故得到进一步确认，将加大后续拆除难度
堆芯熔化或在2011年已经发生，本次调查只是对该事实的进一步确认
随着近期东京电力公司对福岛第一核电站2号机组反应堆内部情况进一步调查的开展，确认2号机组发生堆芯熔化、核燃料融穿压力容器及下方作业平台格架等事实，福岛核事故关注度再度升温。
压力容器或在2011年就已熔穿。根据中新网等媒体援引日本共同社报道，早在2011年6月日本政府原子能灾害对策总部向国际原子能机构(IAEA)提交的报告中便指出，福岛第一核电站1-3号机组或已经发生堆芯熔化，核燃料有可能熔穿压力容器，并在安全壳底部堆积。2015年东京电力公司与日本高能加速器研究机构（KEK）及其他机构携手通过μ介子探测系统进一步论证了相关机组已经发生堆芯熔化的事实。
本次调查，工作人员通过长杆摄像机首次拍摄到2号机组压力容器下方真实情况，并依据拍摄到的影像的噪点程度对相应路径上辐射强度进行估测。其中在压力容器正下方与原子炉格纳容器入口两点之间一处辐射强度最高，达到530Sv/h，我们推测在摄像机在该处可能于堆芯熔融物存在密切接触从而检测出如此高的放射性，而这一事实也进一步确认了堆芯熔化、熔融物可能四溅的事实。
根据国际原子能机构之前出具的事故报告，我们研判堆芯熔化事故已经在2011年发生，考虑到核燃料主要成份二氧化铀熔点为2878℃，远高于钢制压力容器熔点，因此在发生堆芯熔化的情况下，大概率会在短时间内将压力容器熔穿，因此近期东京电力公司对外公布的福岛第一核电站2号机组压力容器下方图片中的景象，如图1所示，大概率在2011年已经形成。
安全壳屏障作用依然有效，进一步大规模放射性释放的可能性不大
目前国际上主流的轻水堆核电站均采用了多重屏障、纵深防御的设计理念。其中为防止放射性物质外泄主要有三道屏障：
第一道屏障为燃料芯块与燃料元件包壳。其中燃料芯块即为核燃料，其为二氧化铀陶瓷结构，核燃料在进行裂变反应后主要的裂变产物仍保留在燃料芯块内部，同时燃料芯块使用锆合金包壳进行包覆，与一回路冷却剂进行隔绝，从而在反应堆正常运行情况下减少了放射性物质向一回路冷却剂的释放。
第二道屏障为一回路压力边界。反应堆堆芯位于一回路压力容器中下部，如果放射性物质突破第一道屏障后，会进入一回路冷却剂循环回路，考虑这一因素，反应堆一回路为封闭系统，其通过蒸汽发生器与二回路冷却剂进行换热，从而保障在正常运行情况下将放射性物质被限制在整个一回路内部。
第三道，也是最后一道屏障，为反应堆安全壳。通俗讲核反应堆安全壳为封闭整个反应堆内主要设备的反应堆厂房。其一般由1m左右的钢筋混凝土结构和6mm左右的钢衬里组成，当反应堆一回路压力边界发生破口事故，乃至堆芯熔化事故的情况下，安全壳能够将放射性物质保留在其内部，防止放射性物质进一步扩散到自然环境当中。
三道屏障当中，前两道屏障的主要作用在于保障反应堆处于正常运行条件下堆内的放射性物质不外泄，而安全壳的主要作用在于保障反应堆在发生较大事故乃至堆芯熔毁情况下依然能够与外界环境隔绝，将放射性物质限制在其内部，从而在最大程度上降低核事故对自然环境的影响。
三里岛与切尔诺贝利核事故是福岛之前全球影响最为严重的两起核事故。其中，三里岛位于美国；切尔诺贝利位于乌克兰，事发时归属于前苏联。三里岛核事故正是由于安全壳的存在，并且在事故过程中完整性未被破坏，才将对外界环境的影响有效控制住。三里岛核电站由于设备故障叠加人为操作失误，最终酿成了堆型熔毁的严重事故，堆芯大量放射性物质释出。但是由于三里岛核电站采用典型三道屏障加纵深防御原则设计，而且整个事故过程中安全壳保持完整，从而将主要放射性物质都包容在了安全壳内部，降低了对环境的影响。而随后发生的切尔诺贝利核电站由于不具有安全壳，使得大量放射性物质进入环境，从而酿成人类历史上最为严重的核电事故。表1与2分别为三里岛核事故与切尔诺贝利核事故放射性释放量统计。
虽然福岛核电站1-3号机组安全壳上部完整性受到破坏，但下部完整性受影响较小，仍可防止堆芯熔融物进一步向下渗透。福岛第一核电站2号机组三道屏障中前两道屏障，燃料包壳、一回路压力边界已经失效，熔融堆芯已经在安全壳底部堆积，安全壳底部的混凝土结构成为防止熔融堆芯进一步向下渗透的最后一道屏障。熔融堆芯熔穿压力容器与安全壳接触为反应堆设计领域的基准事故，在反应堆最初设计时便会考虑，最初未被冷却的几个小时熔融堆芯会侵蚀混凝土从而削减混凝土厚度，但在冷却之后，这一现象便随即停止。根据目前情况来看，安全壳底部混凝土结构未被突破，从而将主要的堆芯熔融物限制在2号机组安全壳内，降低了进一步向环境释放大规模放射性的可能。
福岛第一核电站后续拆除难度将加大是不争的事实。虽然堆芯融化事故或在2011年就已经发生，而且从目前情况来看安全壳底部混凝土结构依然能够阻止堆芯熔融物向下扩散，但从本次调查结果来看，堆芯熔化同时伴随熔融物四溅，导致原子炉格纳容器内放射性碎片分布范围较大，从而增加了堆芯熔融燃料取出的难度，为后续进一步拆除工作开展带来了很大的挑战。
2 、国内核电站有足够能力抵抗类似福岛超基准事故
2011年福岛核事故发生后，中国政府深刻汲取福岛教训，当时出于安全考虑暂停了对新建核电站的审批，并对在运行与在建核电项目进行了全面的安全检查，并持续对新型核电技术、新型核燃料技术、乏燃料处理技术等多方面开展研发与产业化投入，使得国内核电安全性能持续提高。
主流压水堆核电机组从选址与改进设计多方面入手保障核电运行安全性
国内二代核电机组选址要求苛刻，核电站所在地产生较高海啸的可能性较低。根据中新网援引中广西防城港核电公司总工程师耿平生相关介绍，国内对核电站的选址要求非常苛刻，绝对不能建在地震带上，而按此要求日本全国都不适合建设核电站。此外，中国的沿海核电站都建在大陆架上，几十公里内海水深度都在200米以下，由于深度不够，这些海域不可能发生海啸。以防城港核电站所在的北部湾海域为例，海洋平均水深不到20米，数千年来没有发生过大的地震，即使在2004年印尼发生特大海啸期间，防城港核电站所在地海水仅升高0.13米，基本上不受影响。
三代压水堆核电技术安全性更具优势，发生核事故及放射性物质外泄的概率更低。目前国内核电建设已经全面跨入三代核电为主的时代，后续新建的核电站将采用三代以上核电技术。三代核电相较于二代核电安全性更为突出，根据中核集团核动力事业部副主任程慧平等在《核未来(Nuclear Fucture)》（2016年第4期）发表的论文HPR1000-Advanced pressurized waterreactor with active and passive safety中的介绍，我国自主核电技术“华龙1号”堆芯熔毁与大规模放射性物质外泄的概率分别为10-6/(堆×年)和10-7/(堆×年)，较福岛核电站10-4/(堆×年)和10-5/(堆×年)的概率水平低两个数量级。以下以我国自主三代核电堆型“华龙1号”为例，介绍三代核电的主要设计改进及安全性方面的优势。
“华龙1号”是在融合中核集团的ACP1000与中广核集团的ACPR1000+两家核电技术的基础上改进而来，非常具有中国特色。其在设计、燃料、设备、制造、运行、维护等多个领域具备自主知识产权，形成了完整的知识产权体系，是目前国内可以用于独立出口、具备三代技术标准的机型。我们认为“华龙1号”在兼顾经济性的同时提高了反应堆的安全性，相对于传统压水堆具有如下特点：
首先，“华龙1号”最具中国特色的一点为“177”的堆芯设计。与国外主流压水反应堆“157”堆芯设计不同，“华龙1号”采用“177”堆芯设计，在反应堆堆芯增加了20组燃料组件使得反应堆功率能够提高5%-10%，但堆芯的功率密度却有一定程度下降，实现了兼顾经济性的同时提高了反应堆的安全裕量。
其次，采用“能动+非能动”的专设安全系统。目前中核集团主导的“华龙1号”采用“二列能动+非能动”的专设安全系统设计。“能动”理念为传统二代核电设计思路，而“能动”安全系统在二代核电中也得到了较为广泛和成熟的应用，总体经济性与可靠性都有保障。在“能动”安全系统的基础上，在各加一道“能动”与“非能动”安全系统，引入多重冗余与多样化设计，能够利用“非能动”原理抵御类似“福岛核事故”的超设计基准事故，同时实现了经济性与安全性的平衡。图3为“华龙1号”“能动+非能动”的设计示意图。
第三，采用双层安全壳设计，细化分工，较单层安全壳更为可靠。“华龙1号”内层安全壳为预应力钢制安全壳，主要用于承受事故压力，保证事故情况下放射性不外泄。外层安全壳为混凝土安全壳，主要用于抵御外部冲击，包括大飞机撞击等。
最后，“华龙1号”采用单堆设计，更加具有灵活性。单堆设计使得核电站在选址、电力需求、投资成本等方面具有更多的选择，灵活性更加突出。表3为“华龙1号”的特色与优势。
以高温气冷堆为代表的新型反应堆在安全性方面更具优势
自20世纪80年代以来，我国逐步加大对核电研究与产业化的投入，并且在历经切尔诺贝利、三里岛、福岛等多起核事故之后依然保持对于新型核电技术的投入力度，在高温气冷堆、快中子反应堆、钍基熔盐堆、磁约束聚变装置等领域，我国已经走到了世界的前列，而新型核技术在安全性与经济性方面较传统压水堆均有较大的提升。
目前我国在高温气冷堆领域进展最快，其在安全性方面具有较大突破。模块式高温气冷堆(HTGR)，简称“高温气冷堆”，采用耐高温的陶瓷型包覆颗粒燃料元件，用化学惰性和热工性能良好的氦气作为冷却剂，用耐高温的石墨作为慢化剂和堆芯结构材料，具备如下优势：
其一，具有固有的安全性。高温气冷堆的燃料外表面是耐高温、耐腐蚀的碳化硅（SiC），采取惰性气体氦气作为冷却剂，结合反应堆的巧妙设计，即使遇到类似福岛事故的海啸袭击，全厂断电，亦可保证反应堆不会熔化。其二，发电效率高。燃料循环灵活，转换比高，铀燃料燃耗深；热效率高。其三，未来可拓展的应用领域广泛。反应堆提供直至950℃高温工艺气体和高品质蒸汽，可用于黑色金属生产、制氢、煤化工、海水淡化等工业领域。其四，多模块组合方式，可灵活适应市场。高温堆通过多模块组合方式，可以建设200、400、600、800、1000MW等系列装机容量的核电机组，适合建在靠近负荷中心及拥有中小电网的国家和地区，尤其适合“一带一路”沿线国家。
目前国内高温气冷堆采用了全陶瓷型球型燃料元件的技术路线，燃料元件的直径不到1mm，弥散在石墨基体当中，它由球形陶瓷核燃料核芯、疏松热解炭层、内致密热解炭层、SiC层和外致密热解炭层组成。图4为全陶瓷球型燃料元件及燃料球结构。
碳化硅高稳定性为高温气冷堆的固有安全性提供保障。据《碳化硅材料在核燃料元件中的应用》介绍，在4层包覆结构中最为重要的是碳化硅层，完整的碳化硅层可以阻挡绝大部分的气体和固体裂变产物，并能够承受包覆燃料内气体产物的内压，是高温气冷堆安全性的重要保障。此外碳化硅在2100℃以下保持较强的稳定性，而据中国核建集团官网介绍高温气冷堆堆芯的温度不会超过其安全限值1620℃，因此燃料颗粒无论如何不会被烧坏，从根本上避免了放射性泄露。
我们认为正是由于高温气冷堆在安全性、经济性上具备以上诸多优势，能够有效推动我国核电机组向更安全、高效方向发展，因此随着高温气冷堆及其他新型核电技术的发展，能够有效降低我国核电机组发生类似福岛核事故的概率。
我国重视核电安全问题，多项目标已写入《能源技术创新“十三五”规划》
国家能源局于2016年年末发布《能源技术创新“十三五”规划》，将发展“安全先进核电技术”作为五大重点任务之一，彰显出国家层面对于安全发展核电的重视。
按照该《规划》相关内容，“十三五”期间，在新型反应堆研发领域，我国将加快自主知识产权先进核电堆型的持续改进创新，推广应用自主知识产权的先进三代压水堆，加快高温气冷堆、快堆、模块化小型堆的技术示范工程建设和产业化，积极开展微型堆、钍基熔盐堆等新堆型研究；在关键零部件研发领域，我国将开展先进核燃料元件研发，力争掌握全陶瓷微包覆燃料及包壳材料技术；在乏燃料处理技术推广领域，将发展大型核燃料后处理厂自主技术，突破严重事故预防和缓解技术、废物最小化技术、设备管道去污技术等；对于在役核电机组，我国将积极推进在役核电机组延寿相关技术的研究开发，发展先进监/检测技术、关键设备时限老化评估技术和缓解/修复技术等。
结合具体的发展目标，我们认为，我国将从推动新型反应堆技术发展、加强核电关键零部件研发、推进乏燃料处理技术推广、加强在役机组监管并开展延寿评估等多个维度，推动国内核电产业健康发展，并将安全性视为第一考量。可见，安全高效地发展核电，并不是一句空话。
3、投资建议
我们认为，福岛事故的升温将引发我国对于核电安全关注度的进一步提高。目前提升核电安全行的主要措施在于加强核电设计，提升反应堆的固有安全性，主要落脚点在于三代及以上核电技术的持续突破。AP1000全球首台机组将于2017年在三门投运，建议关注该项目业主方：中国核电；国产三代“华龙1号”示范项目建设稳步推进，建议关注核心设备供应商：浙富控股、东方 电气、上海电气；高温气冷堆领域，建议关注中国核建。
4、风险提示
国内核电批复进度或有所放缓；理论上不能完全排除超基准事故的发生。
原标题：核电 | 吸取福岛教训，我国加大核电安全投入(by 浙商·电气新能源)
