核電正在成為日益重要的清潔能源。但人類在核能利用方面，曾有讓人心生畏懼的案例，遠(yuǎn)有切爾諾貝利，近有福島核事故,安全成為核電的生命線。

　　目前我國在建核電裝機(jī)容量居世界第一。核電建設(shè)“必須絕對保證安全”，這是我國對核電建設(shè)開發(fā)明確提出的頂層要求。

　　很多人都擔(dān)心核電站的輻射威脅，實(shí)際上正常運(yùn)行的核電站對周圍居民的輻射影響遠(yuǎn)遠(yuǎn)低于天然輻射，而一旦發(fā)生事故，其專設(shè)的安全系統(tǒng)通過多道安全屏障起到保護(hù)作用，能夠避免放射性物質(zhì)向環(huán)境的釋放。尤其是我國研發(fā)的具有自主知識產(chǎn)權(quán)的第三代核電站CAP1400，采用了先進(jìn)的非能動安全設(shè)計(jì)技術(shù)，是符合國際最高安全標(biāo)準(zhǔn)的商用壓水堆核電站。

　　據(jù)了解，CAP1400采用的三道非能動安全系統(tǒng)設(shè)計(jì)，在事故情況下，僅利用自然力和過程就可以依次保障各道安全屏障的完整性，防止放射性物質(zhì)向外部環(huán)境釋放，確保核電站安全。

　　那么，當(dāng)核電站在現(xiàn)實(shí)中真的發(fā)生事故后，這些安全系統(tǒng)能否發(fā)揮作用呢？可靠性又如何呢？又如何去驗(yàn)證它們的安全性能？

　　“我們針對保障核電站安全的非能動系統(tǒng)，設(shè)計(jì)出一套較完整的安全驗(yàn)證系統(tǒng)與實(shí)驗(yàn)平臺，并形成了一套安全試驗(yàn)驗(yàn)證體系?！眹巳A清（北京）核電技術(shù)研發(fā)中心有限公司總經(jīng)理、清華大學(xué)核能與新能源技術(shù)研究院研究員常華健告訴記者。

　　據(jù)了解，經(jīng)過多年的技術(shù)研究，常華健所帶領(lǐng)的團(tuán)隊(duì)針對CAP1400的各道非能動安全系統(tǒng)，設(shè)計(jì)并建成了由兩個(gè)大型整體試驗(yàn)臺架和5個(gè)單項(xiàng)試驗(yàn)臺架組成的非能動安全試驗(yàn)驗(yàn)證平臺。相比國際同類臺架，實(shí)現(xiàn)了較為完整的事故模擬和關(guān)鍵現(xiàn)象試驗(yàn)研究，試驗(yàn)?zāi)M更為準(zhǔn)確，失真度小，試驗(yàn)數(shù)據(jù)及結(jié)果更為完整和可靠，在非能動系統(tǒng)特性及機(jī)理研究上取得重要進(jìn)展，填補(bǔ)了國內(nèi)空白，提升了我國核電技術(shù)的國際影響力，為相關(guān)核能技術(shù)開發(fā)提供了支持。在2017年北京市科學(xué)技術(shù)獎評選中，該項(xiàng)目榮獲一等獎。

　　非能動堆芯冷卻系統(tǒng)試驗(yàn)裝置（ACME）

　　不需外部能量的“非能動安全系統(tǒng)”

　　防止反應(yīng)堆堆芯過熱，是保護(hù)反應(yīng)堆安全的重中之重。常華健告訴記者，日本福島核電站在地震發(fā)生時(shí)，反應(yīng)堆已經(jīng)緊急停堆，正常的鏈?zhǔn)胶朔磻?yīng)已經(jīng)停止，但堆芯衰變熱仍在不斷產(chǎn)生，這時(shí)在正常情況下，核電站會用應(yīng)急柴油發(fā)電機(jī)組和外部電網(wǎng)供電對反應(yīng)堆進(jìn)行冷卻，但是隨后而來的海嘯卻摧毀了這些設(shè)備，導(dǎo)致核反應(yīng)堆得不到冷卻，造成堆芯溫度升高和過熱，進(jìn)而引發(fā)了堆芯熔化的嚴(yán)重事故。

　　而所謂非能動安全系統(tǒng)，就是依靠重力、溫差和壓縮空氣等自然力來驅(qū)動的安全系統(tǒng)，通過蒸發(fā)、冷凝、對流、自然循環(huán)等這些自然過程來帶走熱量，因此它無需依賴泵等這些依靠外部電源的能動部件。

　　“發(fā)生事故之后，如果有電的情況優(yōu)先使用能動的安全設(shè)備。即使像福島事故那樣的事情發(fā)生，即使動力電沒了，只要非能動系統(tǒng)正常啟動，依靠非能動安全系統(tǒng)的載熱能力，就可以保障反應(yīng)堆的安全?！背ＨA健說。

　　據(jù)了解，CAP1400有三道非能動安全防線。第一道是非能動堆芯冷卻系統(tǒng)，它設(shè)置實(shí)現(xiàn)系統(tǒng)可控降壓的自動降壓系統(tǒng)，以及多個(gè)不同壓力下對堆芯進(jìn)行注水和冷卻的安注系統(tǒng)，確保堆芯充分冷卻、燃料組件始終被水淹沒，不會發(fā)生過熱燒毀。

　　核電站采用“縱深防御”的設(shè)計(jì)理念，即使第一道防線失效，仍有第二道防線。堆內(nèi)熔融物滯留措施是非能動壓水堆獨(dú)特的設(shè)計(jì)，通過淹沒壓力容器底部，用壓力容器外部水的沸騰換熱帶走熱量的方式，將高達(dá)2000多攝氏度的熔融物保持在反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)，防止放射性的泄漏。

　　為保證核電站安全的萬無一失，即使前面兩道防線失效，仍有非能動安全殼冷卻系統(tǒng)確保核電站的最后一道防線。與傳統(tǒng)的二代核電站安全殼內(nèi)的冷卻噴淋相比，三代非能動核電站的反應(yīng)堆廠房不再是半球體，或是長方體，而是類似酒瓶狀——拱形圓柱體上疊加了一個(gè)直徑稍小的圓柱體結(jié)構(gòu)。

　　“第三代核電站反應(yīng)堆安全殼由金屬殼體和混凝土殼兩層組成，安全殼上面稍小的圓柱體是重力排水水箱，儲存有至少保障72小時(shí)冷卻的水，它可以利用重力對金屬安全殼外表面進(jìn)行灑水降溫。”常華健介紹說。

　　在發(fā)生核電站安全事故的情況下，通過向金屬殼外部自動提供冷卻水來使安全殼內(nèi)部的溫度和壓力降低下來，保證安全殼的完整性，最大限度地達(dá)到將放射性物質(zhì)保留在安全殼內(nèi)的目的。

　　“有這三道非能動防護(hù)屏障，三代核電站的安全水平相比第二代提高了約100倍?！背ＨA健說。

　　安全殼穹頂水發(fā)配試驗(yàn)裝置

　　非能動實(shí)驗(yàn)臺架挑戰(zhàn)重重

　　“相對于現(xiàn)有商用核電機(jī)組所采用的能動安全系統(tǒng)，非能動安全系統(tǒng)的設(shè)計(jì)原理發(fā)生了根本變化，事故進(jìn)程和物理現(xiàn)象與原二代核電有較大區(qū)別。因此，CAP1400 安全評審要求對非能動安全系統(tǒng)設(shè)計(jì)全面開展試驗(yàn)驗(yàn)證。”常華健表示。

　　通過試驗(yàn)來驗(yàn)證核電站安全性是最為可靠的手段，但在真實(shí)核電站上直接進(jìn)行事故研究是不現(xiàn)實(shí)的。因此，通常采用縮小比例的整體試驗(yàn)臺架來研究系統(tǒng)級過程，而針對重要物理過程研究則采用單項(xiàng)試驗(yàn)臺架。

　　“試驗(yàn)驗(yàn)證對于核電安全發(fā)展具有重要作用并已有廣泛研究，但對全面采用非能動理念的核電站而言，試驗(yàn)研究難度依舊很大?！背ＨA健表示。

　　首先，對于全新的非能動電站設(shè)計(jì)，事故現(xiàn)象的試驗(yàn)研究是一個(gè)新領(lǐng)域，各道非能動安全系統(tǒng)作用于不同事故或事故的不同階段，設(shè)計(jì)各不相同，研究內(nèi)容非常復(fù)雜，需要進(jìn)行大跨度的系統(tǒng)性和局部性的試驗(yàn)研究，需要優(yōu)化組合后采用不同的整體和單項(xiàng)試驗(yàn)臺架相互配合，從而確立可行的試驗(yàn)方案。

　　其次，各研發(fā)機(jī)構(gòu)對于熱工水力試驗(yàn)具有各自的專長領(lǐng)域，往往只是針對某個(gè)系統(tǒng)甚至某個(gè)現(xiàn)象進(jìn)行試驗(yàn)研究。在 AP600 的開發(fā)過程中，對于非能動堆芯冷卻整體性能的驗(yàn)證采用了世界上的三個(gè)綜合試驗(yàn)臺架，由于各有一定的局限性，這三個(gè)臺架僅能分別研究事故的某些特定階段。對于非能動安全殼冷卻系統(tǒng)，各試驗(yàn)臺架之間的比例、參數(shù)、模擬工況范圍等，都不能很好的統(tǒng)籌考慮臺架試驗(yàn)的完整性、充分性和匹配性。

　　“而我國在商用壓水堆安全試驗(yàn)技術(shù)上起步較晚，尤其是在復(fù)雜非能動系統(tǒng)事故瞬態(tài)過程的試驗(yàn)研究方面，在引進(jìn) AP1000 技術(shù)時(shí)仍基本處于空白?！背ＨA健說。

　　國際首個(gè)完整的核電安全試驗(yàn)平臺

　　為了對 CAP1400 的安全特性進(jìn)行全面可信的驗(yàn)證，在國家科技重大專項(xiàng)支持下，研究團(tuán)隊(duì)決定自主設(shè)計(jì)并建設(shè)全面的試驗(yàn)驗(yàn)證平臺，包括用于研究主回路及非能動堆芯冷卻系統(tǒng)和非能動安全殼冷卻系統(tǒng)的兩大整體試驗(yàn)臺架 ACME（Advanced Core-cooling Mechanism Experiment） 和 CERT（Containment Safety Verification via Integral Test），研究非能動安全殼冷卻系統(tǒng)關(guān)鍵物理過程（殼外水分配、殼內(nèi)冷凝、冷凝水膜耦合）以及嚴(yán)重事故下熔融物滯留系統(tǒng)關(guān)鍵傳熱過程（金屬層傳熱、壓力容器外部冷卻）的五個(gè)單項(xiàng)臺架。

　　“我們總共搭建了七個(gè)臺架，形成了具備對各道非能動安全系統(tǒng)進(jìn)行全面驗(yàn)證能力的試驗(yàn)平臺?！背ＨA健說。

　　為驗(yàn)證我國自主研發(fā)的先進(jìn)核電站的非能動堆芯冷卻系統(tǒng)的性能，科研團(tuán)隊(duì)在大型綜合實(shí)驗(yàn)設(shè)計(jì)等技術(shù)上多年攻關(guān)，建成了我國自主研發(fā)的非能動堆芯冷卻系統(tǒng)的整體性試驗(yàn)臺架ACME，驗(yàn)證了非能動堆芯冷卻系統(tǒng)的可靠性。

　　壓力容器的外部冷卻是核電站嚴(yán)重事故緩解的核心技術(shù)，這個(gè)試驗(yàn)具有工況惡劣，模擬實(shí)際情況技術(shù)難度大等特點(diǎn)。研究團(tuán)隊(duì)通過對于真實(shí)物理過程模擬技術(shù)的研究，采用與實(shí)際反應(yīng)堆壓力容器相同的表面材料，完成了兩個(gè)單項(xiàng)試驗(yàn)臺架的設(shè)計(jì)與建設(shè)，并驗(yàn)證了堆內(nèi)熔融物滯留技術(shù)的有效性。

　　由于非能動安全殼整體冷卻過程中的物理現(xiàn)象多且復(fù)雜，需要分別開展整體以及單項(xiàng)實(shí)驗(yàn)研究。國際上原有實(shí)驗(yàn)的技術(shù)條件與實(shí)際條件有明顯差距，為了達(dá)到驗(yàn)證的目的，科研團(tuán)隊(duì)大膽創(chuàng)新，設(shè)計(jì)并建造了世界上規(guī)模最大的安全殼整體性能試驗(yàn)臺架CERT及三個(gè)高參數(shù)的單項(xiàng)試驗(yàn)臺架，充分驗(yàn)證了安全殼冷卻系統(tǒng)的可靠性。

　　“這七個(gè)試驗(yàn)平臺功能互補(bǔ)、相互配合，構(gòu)成了國際首個(gè)完整的核電非能動安全試驗(yàn)平臺，大幅提高了非能動核電站整體安全性能的驗(yàn)證水平。”常華健說，通過這些試驗(yàn)?zāi)M和對數(shù)據(jù)的研究分析，全面驗(yàn)證了CAP1400核電站非能動安全系統(tǒng)的可靠性，為我國自主化核電技術(shù)發(fā)展奠定了堅(jiān)實(shí)的試驗(yàn)驗(yàn)證技術(shù)基礎(chǔ)。