对放射性核素层层设防，以保证万无一失

　　核电作为稳定的清洁高效能源，在我国当前调整能源结构、提高清洁能源比例的背景下，理应具有更大的发展空间。

　　然而目前核电项目的开发受到一定阻力，较多民众对核电技术和核电的安全状况缺乏了解，对核电项目采取质疑甚至反对的态度，一些新核电项目迟迟未能装料，其他新核电厂选址等前期工作举步维艰。

　　作者在此结合自己这些年来对核电厂安全审查的工作，对核电厂的安全作出易理解的介绍，希望能够把核电厂的安全状况简洁明了地说明白，也让公众对核安全监管工作有更多了解。

　　核电厂的安全水平有多高？

　　1984年，我国自主设计的秦山一期核电站开始建造，电功率 30万千瓦。后续我国建设的核电站还有自主研发的“华龙一号”，美国的AP1000，法国的EPR等。除了秦山三期的CANDU堆外，其他机组虽然具体技术有所区别，但安全设计理念基本源自于美国。

　　美国核电发展始于上世纪50年代，艾森豪威尔总统上台后倡导核能的民用，之后的30年间核电迅速发展。随着核电的发展，美国民众对核电安全的重视程度越来越大，同时一些担忧情绪也越来越严重，反核的抗议时有发生。尤其是1979年发生三哩岛核电站事故后，核电界感受到了空前的压力。

　　面对这种形势，美国核管会试图用定量方式描述核电厂的风险大小，用来向公众说明核电厂的安全水平。

　　1986年美国核管会发布核电厂定量的安全目标“对紧邻核电厂区域的正常个体，由于反应堆事故所致死亡的风险不应超过美国社会公众由于其他事故所致死亡的风险总和的千分之一；对临近核电厂区域的人群，由于核电厂运行所致癌症死亡的风险不应超过所有其他原因所致癌症死亡的风险总和的千分之一。”

　　这两个千分之一安全目标简单说就是，核电厂给周边公众带来的死亡和癌症风险相对于其他因素导致的风险来说应该很微小，并且美国核管会评估美国的核电厂可以满足这两个目标。它从风险的角度直观说明了核电厂的安全水平。

　　经过30多年的核电技术发展，尤其是现在新建的基本都是第三代核电站技术，核电厂安全水平比当年更有所提高。

　　核电厂对人的威胁来自什么？

　　为什么选死亡风险和癌症风险作为安全目标？就先要说明核电厂对人的威胁到底是什么。

　　核电厂主要是利用核材料（主要是铀235和钚239）的裂变反应释放出能量来进行发电。核材料发生裂变反应后会生成一些不稳定的同位素（如氪85、氙133、碘131、碘133、铯137、锶89等，称为放射性核素）。这些放射性核素因为不稳定，会进一步发生衰变。

　　核电厂的威胁是核素的裂变和衰变反应，会伴随产生大量的α、β或γ射线等。如果这些射线对人体进行大量照射，能够使人体细胞内物质发生电离，照射量超出一定值时细胞会死亡导致组织功能失常。如果受照射的细胞未被杀死而发生变异，有可能会导致癌变。

　　一般认为照射量达到2000mSv时（正常运行的核电厂产生的放射性对周边公众一年的照射量通常低于0.1mSv）人体会产生明显反应，照射量低于100mSv时医学上还没有确定的病例，一般认为会增加患癌症的风险。但辐射致癌的流行病学证据目前尚不充分。

　　这就是制定两个千分之一核安全目标的原因。简单来说，核电厂对人的威胁主要是核裂变所发出的射线或核裂变产生的大量放射性核素衰变所发出射线，损坏人体功能细胞或引发癌症。

　　裂变所放出的射线可以通过核设施所设置的屏障加以防护，但大量放射性核素进入环境将导致严重后果。

　　因此，控制了放射性核素也就控制了核电厂的风险。那么，如何控制放射性核素？

　　如何严密设防控制放射性核素？

　　放射性核素主要由核燃料裂变而来，产生后也存在于陶瓷的核燃料芯块内，除少量气体外，一般很难扩散出来。燃料芯块被装在锆合金或其他可靠的燃料包壳管内，组成一根根燃料棒。

　　燃料包壳管外是用于带出反应堆热量的冷却水，冷却水在反应堆金属压力容器、主管道和蒸汽发生器内循环流动（即核电厂一回路冷却系统）。一回路系统又被约一米厚的混凝土安全壳罩在里面。

　　因此，放射性核素正常情况下是由陶瓷燃料芯块、燃料包壳、一回路冷却剂系统边界、安全壳4层屏障包裹着，一般很难逃脱出来，对周边的人员带来的照射比自然界存在的天然放射性照射还要低一个量级。（我们生活的自然界本来就存在着大量的放射性，如宇宙射线，放射性核素氡222、钍220、钾40等。）

　　那么会不会发生异常，甚至事故呢？

　　核电厂的核心部件是核反应堆，它就像一个大炉子，一根根装有核材料的燃料棒按一定形式进行排列后装进反应堆压力容器内。

　　运行时核材料通过裂变以及裂变产物的衰变反应发出热量，热量传导到燃料棒表面，然后被冷却水带走，并通过蒸汽发生器产生蒸汽推动汽轮机发电。

　　核反应堆有两个主要风险点，一是核反应堆的反应性控制。假如反应堆意外引入一个大的反应性，铀-235裂变反应快速增加，发热量短期内快速增大，可能导致反应堆熔化、解体。

　　目前，反应堆的反应性变化情况已经能够准确计算（反应堆的核设计误差基本在1/1000左右），使得现在的核反应堆通过保守准确的设计，采用冗余的停堆系统，物理上排除一次引入过大反应性，并且通过堆芯反应性温度负反馈设计，已经让反应性控制非常可靠。

　　但反应堆停堆后衰变反应还在继续，一段时间内还会产生大量的衰变热，这是另外一个风险点。

　　因此必须保证冷却水持续循环带出热量，才能避免堆芯（包括上面提到的包容放射性核素的燃料芯块、燃料包壳）被烧化，进而破坏各道屏障，使放射性核素跑出来，对公众带来威胁。

　　为了让反应堆的余热在任何情况下都能有效导出，核电厂设置了大量的安全系统，包括应急堆芯冷却系统、余热导出系统、辅助给水系统等。

　　这些系统能不能保证各种事故情况下发挥作用，保证核电厂对外界的影响满足要求？这就是核安全审查中的事故分析。

　　核电厂采用一种确定论的事故分析方法。如果核电厂发生事故，那肯定是由于某个设备和系统发生故障，所以确定论分析方法先根据工程经验、统计数据，以及专家判断等方式列出一个可能发生的故障清单，叫始发事件清单。

　　随后分析始发事件会怎么发展，核电厂设计的安全系统怎样工作来使事件得到控制，最后计算后果是否满足验收准则。

　　为了使分析结果具有说服力，确定论分析方法对所有可能的异常假设都需进行分析。比如对管道的破裂分析，会全面地对各种部位、各种尺寸的破口谱进行包络性分析等。

　　也就是说核电厂配备了很多事故缓解系统，且对同样功能的系统基本都采取冗余设置。所以核电厂即使发生事故也并不那么可怕，在安全审查时对各种可能发生的事故都进行了保守分析。因此放射性后果都是能够接受的。

　　那么发生天灾怎么办？

　　核电厂对于灾害的防护应该是世界上所有的人造工程中最严格的。

　　比如地震，核电厂考虑对厂址所在区域可能发生的最大可能地震（万年一遇的地震）进行设防，而一般我们住的房子的设防标准差不多是五百年一遇地震；对洪水考虑最大可能的洪水水位；对爆炸考虑方圆十公里范围内的各种爆炸源可能发生的爆炸等。通过这些苛刻的设计要求，核电厂才会被批准建造。

　　现在的第三代核电厂还在设计中增加了缓解严重事故的专用系统。所谓严重事故就是反应堆堆芯熔化的事故。也许你会问，前面事故分析不是对各种可能的情况都进行了假设分析，都能保证堆芯结构完整吗？

　　是的，但是核能界惟恐设计考虑得还不全面，万一发生没预防到的情况怎么办？于是，增加了严重事故缓解系统，要求就是不管前面分析结果怎样，最后还要分析反应堆堆芯熔化的情况，从而保证即使堆芯熔化，放射性物质对场外的影响也有限。

　　可以说，核电厂对放射性核素是层层设防，以保证万无一失。

　　作者单位：生态环境部(国家核安全局）核电安全监管司