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自主化三代机型定位与优势 　　日本“3.11”福岛核事故对刚刚开始复苏的世界核电造成极大的负面影响，各国政府和公众更加关注核电的安全。中国政府立即组织对所有投运和在建核电机组进行严格的安全检查、落实整改措施，同时宣布将继续坚持发展核电的能源战略。各核电集团因势利导，认真吸取福岛事故的教训，乘势而上实现更大跨越，力争尽快完成自主化三代核电机型，并在今后的核电新项目中得到应用。 　　2004年，我国核安全局修订颁布了核安全法规HAF102《核动力厂设计安全规定》。规定坚持要求根基纵深防御原则，除了大家熟知的燃料棒包壳、反应堆冷却剂系统压力边界和安全壳三道包容放射性物质的屏障外，还要求核电厂必须具有5个层次的设施和规程，以防止事故或在未能防止事故时保证适当的保护，以减缓事故后果。 　　整个安全系统的设计逻辑是要确保第一层次，至多第二层次就能阻止假设始发事件升级为事故工况，并提供充分有效的手段使核电厂保持正常的运行状态。一旦发生运行偏离或假设始发事件，立即做出正确的短期响应，控制反应堆迅速回到稳定的正常运行状态，保障不会发生反应堆堆芯的任何重大损坏。为了防止严重事故危及工作人员、公众和环境，核安全局还对之定量规定：堆芯损坏频度（CDF） ≤1×10-5/堆年和大量放射性物质早期释放频度（LERF）≤1×10-6/堆年。今后国内新建的核电机组必须满足这两条要求。 　　由于能动的纠正行动明显更快捷有效，因此自主化三代核电技术的最佳安全设计基本思路应是：确保极端外部事件合理叠加情况下的应急电源与水源供应，设置性能完备的能动与非能动相结合的专设安全设施；采取有效措施，加强对乏燃料储存水池供水与冷却的监督；利用缜密考虑的反应堆控制保护系统与能动专设安全系统，严防死守纵深防御5个层次的最初两个层次；对发生概率很小的设计基准事故，具备更好的应对能力，将事故迅速制止在苗头阶段，不让其蔓延发展；对于极其罕见的严重事故，利用由非能动安全系统充分支持的能动安全系统，设置完备的预防和缓解严重事故后果的安全措施，保证电厂人员、公众和环境的安全。这种能动与非能动相结合的安全设计理念更符合纵深防御的宗旨，满足必威体育精装版核安全标准的要求。 　　此外，应严格遵循我国现行安全法规的明确规定，划定构筑物、系统和设备的安全级别。一些安全相关核辅助系统，如余热排出系统、化容系统、设备冷却水系统，以及为能动专设安全设施提供事故交流电源的应急柴油发电机组等，仍按其功能照旧规定其相应安全等级。这符合这些物项的本来属性，不像有的设计那样人为降低安全等级，增加可能出现制造质量下降，安全系统失效的风险，发生不希望出现的事件升级，甚至蔓延成重大事故。 　　已掌握技术+自主设计 　　 　　我国核电起步虽晚、但起点较高，充分发挥了后发优势，我们避免了重复国外早期在设备与系统设计、材料选择等方面的失误，不断吸纳各种先进技术与核电厂运行管理上的改进，使得我国投运核电机组性能持续提高，运行业绩一直处于世界中值以上水平，从未发生过2级及以上事件。我国的在建二代改进型机组成为当今二代机组中最安全、最经济的机型。 　　作为我国核电研发主力军的中核集团，自成立之初就致力于自主化百万千瓦级压水堆新机型的研发，集众家之长，“十年磨一剑”，完成了进一步改进的二代设计，并通过了中国核能行业协会组织的评审。我国核科技人员已经掌握的设计技能是自主开发三代核电机型的宝贵财富和重要基础。 　　自主化三代核电新机型开发中应重视和正确处理好继承、消化吸收与自主创新之间的关系，其技术可来自四个方面： 　　第一，在二代改进型机组上行之有效的成熟改进技术，例如18个月长换料周期、由内向外的低泄漏堆芯换料方案，以及数字化仪控系统和半速汽轮发电机组等，全都继续采用。 　　第二，一些已完成研发和试验验证多年但尚未在工程中应用的成果，例如将堆芯燃料组件数由原先的157盒增加到177盒，以降低堆芯平均线功率密度等自主设计、单堆布置方式，以及在国内尚未普遍使用的双层安全壳及其非能动安全壳冷却系统等，则应鼓励项目业主选用。 　　第三，通过三代核电技术招标及其后的技术转让，其完备的预防和缓解严重事故后果的安全措施，例如堆芯熔融物堆内滞留（IVR）技术、自动降压系统、取消压力容器下封头贯穿件、安全壳内置换料水箱、非能动应急余热排出系统、制定状态导向的事故规程与严重事故管理导则、2和3级概率风险评价（PSA）程序的实际运用，以及模块化设计建造等，已为中国核科技人员普遍了解、逐步掌握，并参考借鉴、集成创新，用于具体设计。 　　第四，总结福岛核事故教训，提出设计改进，例如提高核电厂抗震和防水淹能力、设置移动式应急柴油发电机组、增大蓄电池组容量、保证乏燃料水池冷却安全、综合考虑厂址应急水源的设置，以提高机组应对极端外部事件叠加的能力等