中国四代核电站安全性几何

不久前，部分网络媒体可能由于对相关内容的理解偏差，采用了“河南南阳、信阳、洛阳、平顶山四市将建核电项目”等标题，引起了社会各界和媒体的广泛关注。

对此，专家表示并非要建核电站，而是稳步推进核电项目前期工作。做好南阳、信阳等核电厂址保护工作，争取继续列入国家核电中长期发展规划。

那么，中国新建的核电站安全性到底怎么样呢？

核电站之所以饱受争议，其焦点就在于安全性和发生事故后可能带来的核污染，美国三里岛核电厂、前苏联切尔诺贝利核电站、日本福岛核电站先后发生严重事故都给加重了人民群众对核电站的担忧。

但实际上，中国四代核反应堆具有非常高的安全性。

60万千瓦高温气冷堆核电站厂房立体剖面图

以中国最近商业化的60万千瓦高温气冷堆核电站为例，该反应堆具有非常好的固有安全性，共有四道放射性实体屏障：

一是包覆燃料颗粒，每颗0.9毫米的微小燃料颗粒均由热解碳和碳化硅等多层材料包裹核材料。

二是石墨燃料元件，每个6厘米燃料球由超高纯石墨填充以1.2万颗微小燃料颗粒，在这种预处理情况下，其极限链式反应依然可控，辐射可控。在1620摄氏度以下基本可以包容所有裂变产物，完全包容气体裂变产物，同时还有比较完善的衰变热非能动载出系统。由于不会产生燃料大范围损坏、堆芯熔化的严重事故情况，所以HTR不专门设置三代轻水堆都有的严重事故管理规程，甚至可以取消厂外应急措施。

三是一回路压力边界，由于仅第一回路与堆芯燃料直接接触，并且预处理后的核燃料反应程度可控，一回路压力边界采用抗辐射，耐温耐压处理，可以保障辐射约束在一回路内。冷却剂采用加压氦气。

四是反应堆建筑物包容体，同样抗辐射，耐温耐压。

中国的高温气冷堆诚然也并非什么都好。高温气冷堆与成熟商用轻水堆比也有一些劣势，如单位堆芯功率密度低，核废料处理难，核材料加工要求高，经济效能不够高，燃料小球循环必须畅通，否则会导致功率下降甚至停堆，而且分离式燃料球，局部高温可能性增加，对稳定性，控制要求更高，而且降温用氦气需要采用主动氦风机，也会带来前所未有的一些安全挑战。

中国另一项正在发展的铅基堆也具有非常好的安全性，其设计在任何工况下均具有负反应性反馈，换言之，就是在任何故障情况下（包括中断内外部电源供给，外部热循环等），反应堆会自动趋向于降温，反应中止，也就是所谓的被动核安全。

同时由于铅铋基本身就是极好的中子吸收材料，所以对放射性具有自封闭效应（这一点优于第四代气冷堆设计），再加上铅铋基良好的热传导系数，可以有效对堆芯进行散热。不同于钠冷堆的钠冷却剂会与水反应爆燃，铅铋基具有良好的化学稳定性，而且整个系统可以更为紧凑，小巧，并且模块化，这一点上优于气冷和超高温反应堆。铅铋快堆的缺点在于其功率密度不如钠冷快堆，且铅铋冷却剂在高温下对热构件的腐蚀很严重，尤其是后一点，仍有大量技术难题尚待攻克，制约着铅铋快堆的发展。

总而言之，对核电站的安全性持保守态度无可厚非，但也不可因日本福岛的第二代核电站发生核事故，就认定中国开始商业化的第四代核能系统安全特性的核电站、和正在发展的第四代反应堆也会发生核事故。

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