“3.11”日本福岛核事故快一周年了。尽管三台损坏的反应堆已经实现了政府拟定的目标，进入核燃料清除和反应堆退役阶段，但事故的影响和余波还在演进。日本政府想稳定局势，重新启动安全审评合格的核电机组，社会公众和地方政府的安全疑虑是重大障碍。世界其它有核或准备发展核电的国家和国际社会正在认真分析并吸取福岛事故的经验教训，制定保证核安全的各种措施，恢复核电正常发展，认识上的分歧和争论还广泛存在。应对能源需求增长和减排压力的“核复苏”受到压抑，温室气体的排量在上升……如何看待福岛核事故，拓展核电的未来还要做更多工作。其中，关键是政府决策层和社会公众的“认识”问题。

福岛事故的里程碑意义

应当说，通过广泛调查和分析研究，福岛核事故的起因已经清晰，应当汲取的经验教训也逐渐明确。简单地说，就是极端外部自然事件组合对设防／准备不足核电厂的灾难性冲击，所幸后果并不那么严重。相对天灾直接造成的沿海地区人员死亡和其它损失，福岛事故对周围居民健康的影响仍然是“心理”上的［1-3］。

但是，整个社会、特别是核工业对福岛事故认识必须进一步深化并做出转变。代表性的观点是美国核管会提出调查结论：“凡涉及核电厂堆芯损坏以及放射性物质泄漏失控的事故，即使没有对公众健康造成显著的影响，从本质来说也是不可接受的”［4］。采取一切可能的防范和缓解措施，确保不发生“放射性物质泄漏失控的事故”，应当成为世界核工业努力追求的安全目标。

早在核能和平利用初期，核科学先驱就意识到核能的特征并提出确保核安全根本原则。体现在核反应堆运行方面，就是：

－立即停堆，停止链式核反应，使堆芯进入并保持深度次临界状态；

－主回路降压、降温，排出堆芯核衰变热；

－保持安全壳的完整性，防止放射性物质失控地进入外环境。

从反应堆发展初期至福岛事故前夕，核科学与核工业一直在“纵深防御”哲学理念的指引下，结合运行经验反馈和前瞻性安全研究，认识并落实这三项原则，使运行核反应堆安全性不断提升。福岛事故的“里程碑”意义在于补充、完善并纠正了核科学和核工业界的认识：外部事件对反应堆安全的影响被低估了，极端外部事件组合对多堆场址的冲击可能存在负面效应；“纵深防御”哲学有缺陷，面对广泛可能的挑战性情景，多重屏障存在被瓦解的可能，单纯防御可能“防不胜防”，需要“转变”观念；确保反应堆安全的关键在于确保核燃料包壳的密封性，必须以“疏导”为主，可靠地排出衰变热；安全壳的完整性比密封性更重要，是确保放射性释放受控的最终手段。

对于确保反应堆安全三原则，核科学与核工业的认识没有分歧，普通公众也可以理解。但在执行、实现三原则上，存在不同观点和认识。问题不在于“立即停堆，停止连锁反应，使堆芯进入并保持深度次临界状态”的方法和手段，而是“排出堆芯剩余发热”的目标和对“安全壳完整性”的认识。

无论任何原因导致反应堆事故状态，实现紧急停堆后的首要任务是“排出”堆芯的剩余发热，目标是保持核燃料包壳的密封性。采取各种措施，使主系统降温、降压，充分利用反应堆系统已有的冷却剂流过堆芯带出余热是第一要务。最极端、最困难的条件是反应堆失去“所有”动力（外部电源，内部交流、直流电源，压缩空气和控制测量仪表显示），广泛的基础设施损坏甚至失去主控室功能，而“排出余热”的“要求”没有任何改变。

对于现代轻水堆，在这种极端外部条件下系统本身保持核燃料包壳完整性的时间范围与堆型和设计有关。只要在此时间范围内使用移动式电源启动一个可用的应急冷却系统给堆芯充水，靠堆芯内的水汽化排出余热，就可化解危机，赢得进一步应急准备的时间（12小时）。简单地说，核安全的“核心信条”是：使堆芯内水流动，就能赢得时间，进而避免导致福岛事故那么严重的堆芯熔化［5］。

保持核燃料包壳完整性是保持“安全壳的完整性”的前提。核燃料包壳完整，不发生锆包壳氧化，发热量小很多；即使万一出现主系统管道泄漏和／或核燃料包壳破裂，确保安全壳完整性仍然比密封性重要。及时采取安全壳排汽、甚至排气的放射性释放风险很小，采取安全壳过滤排汽（气）措施是受控的、后果预知的风险，至少可使释放的放射性总量减少4－5个数量级［6］。

上述极端困难的外部条件不是不可能或“不可想象”的。福岛事故与上述情况大体相应，但不是最坏。如地震震中距电厂更近或地质状况更不利，反应堆重要系统和设备的制造和土建安装质量存在某种缺陷，就有可能发生损坏或泄漏，情况会更复杂。就此而言，即使最先进的轻水堆设计也不能完全排除堆芯损坏和放射性释放的可能性。

堆芯“充水-排汽”理念

“充水-排汽”，就是充分利用主回路系统现成的水源，使堆芯内的水保持流动；以保持核燃料包壳的完整性为目标，使堆芯内的水汽化／蒸发排出堆芯余热，为长期可靠地排出余热赢得进一步的准备时间。

压水堆主回路系统保持完整，可利用蒸汽发生器（SG）可靠地排出余热。室外大气是可靠的热阱，可利用的水源也比较多，消防水是最方便的选择。排出的蒸汽没有任何放射性，对环境没有任何不利的影响。

相对沸水堆，压水堆主回路压力边界出现泄漏，情况比较复杂，因为没有那么多的非能动余热导出系统。为确保核燃料包壳的完整性，唯一的办法是在包壳材料许可的最大限值下降温、降压［7］，把压水堆“转化”为沸水堆，利用“充水-排汽”模式排出热能。

“后福岛”时代，现代核反应堆必须视此为可能面对的极端情景，认真分析研究。具体分析每个反应堆在这种状态下实际可采取的最佳战略行动是核电厂业主的任务。但不考虑特定情况，普遍适用、灵活、简单的手段就是现场有移动式电源和水源。再具体、简单、方便些，就是电瓶车、消防车、水龙带。。。。。。从最近美国核研究所的报道看，核工业主动添置的应急设施也就是这类的设备［8］。先进反应堆，有的采用“创新”设计导出堆芯余热（如AP1000），有的强化各种屏障的能力（如EPR），但现在都认识到，迟早要有上述的移动式电源和水源。

如是，采用这么简单的措施，现代反应堆的安全性至少可上一个“台阶”。因为现代反应堆总的堆芯损坏频度（CDF）中，“全厂停电”是主因（占25－70％，甚至更高）［9］。

这种思维，美国人称之为“缓解”战略并纳入“纵深防御”哲学的范畴［4］。从积极主动化解矛盾的观点，称之为“疏导”理念更确切，概念更清晰、合理。

初始响应——“疏导”理念执行要点

实施“疏导”理念，要重视、发挥人的主观能动性。过去的核安全分析，“人因”的消极方面被“放大”了，缺少“辨证”观点。核安全主要靠“人”。在极端复杂、困难或“无章可循”的情况下，人的主观能动性甚至“临场发挥”，有可能以极小的代价换取全面的胜利。不鼓励“英雄行为”和“鲁莽举动”，但最困难、危急局面和关键时刻仍然要坚持核工业的职业操守和牺牲精神。

实施“疏导”理念，主要涉及“软件”方面的改进和最低限度采购。安全相关系统（设备）的变更极少，而且是非常细微的改进。就压水堆而言，借鉴先进堆的某些设计，建议的“硬件”改进是：

—汽动／柴油机驱动辅助给水系统的阀门控制方式增加“故障投入”模式。

—稳压器卸压阀控制回路增设“连续降压”控制功能。在主回路压力边界出现泄漏的情况下，保持堆芯内的水流动并变为“充水-排汽”模式，排出堆芯余热。

实施要点：

—进行本机组、本现场的系统研究、分析和准备，确定不同响应战略的行动时限、“入口条件”和行动步骤。

—执行手段要茁壮、简单、灵活、易行。通过最简单的培训，即使现场运行甚至辅助人员（如消防和保安人员）也会执行。

—电厂领导和管理层要首先接受培训并“亲身”参加实际演练。

—电厂组织机构和人员配置做适应性变更，明确授权现场第一责任人和后备人选。机组值长是“第一”责任人，现场值班“安全工程师”（又称“值班技术顾问”）是最合适的“后备”人选。安全工程师隶属电厂核安全处，有单独的值班岗位和现场巡视、检查职责［10］。

—发生严重事件，立即通知电厂应急响应指挥，同时进行分析判断。无须请示或批准，即可在30分钟内采取初始响应行动：

■压水堆主回路系统基本完整：

●30分钟内手动打开主蒸汽系统大气释放阀，确保辅助给水系统正常启动给SG补水，监视、保持SG水位（不满水）；同时给凝结水箱补水；

●如辅助给水泵故障，必须使用移动式水泵，在90分钟内以40m3／小时的流量给SG补水。

■主系统压力边界出现泄漏：

●视主系统降压速率和堆芯温度变化趋势，决定是否在30分钟内实施稳压器卸压阀连续降压。同时确定“充水”位置，在90内以70m3／小时的流量给堆芯连续充水，控制堆芯温度和压力，实现“充水-排汽”运行模式。

●视堆芯状态演变，适时利用“另外”后备的移动式水源，以70m3／小时的流量通过安全壳喷淋或低压安注管路，实现“安全壳水淹”。

●连续监视安全壳内的温度和压力，适时手动投入安全壳过滤排汽（气）系统，确保安全壳的完整性。

—最起码的工具是带照明的“矿工”式安全帽、通信联络手段和必要的电工工具。

—依靠的主要信息是堆芯／SG温度和压力，水位指示不可靠。为确保堆芯核燃料组件不裸露，SG不满水，应当通过模拟或事故分析，绘制“堆芯／SG水位与温度、压力的相应关系曲线”。

初始响应——实施“疏导”理念是在电厂严重事故情景下，沟通电厂正常运行与电厂严重事件应急响应之间的“桥梁”和转入电厂应急响应的“过渡过程”。过渡得好，可为后续响应创造最佳条件，尽早恢复正常冷却功能，进入“冷停堆”状态。

文中引用的行动时限和充水流量数值的准确性还要结合机组的特定设计，利用模型／程序（如常用的MELCOR、MAAP）加以验证［11］。

简单结论

福岛事故的里程碑意义在于揭示核科学与核工业安全理念需要“转变”：确保核安全的关键在于保持核燃料包壳的完整性；“纵深防御”哲学需要“疏导”理念的辅助，“充水-排汽”（不是排气）是理想模式；安全壳的完整性比密封性更重要，安全壳过滤排汽／气是降低放射性环境影响的最后手段。

严重事故毕竟是小概率事件，暴露的某些设计缺陷需要消除（如系统隔离和密封），但大规模的固定式防御手段（如防浪大坝和围墙）的必要性和有效性不能确定，便携式电源和移动式水源更灵活、有效。

轻水堆的安全性能一直在不断改进。设备制造和建安质量是确保核安全的物质基础，但体制和文化是核工业面临的严重挑战。人类能够吸收过往的经验教训，随时做好应对设计基准和超设计基准事件的准备，不再重演“过去的故事”。

完全是个人观点，与任何组织或个人无关；注明个人邮箱，希望听到反驳意见。

注释：（引用资料均可在网上查到）

1。WNN，Low risk from major accident consequences，02 February 2012

2。US NRC，MODELING POTENTIAL REACTOR ACCIDENT CONSEQUENCES，NUREG／BR-0359，January 2012

3。MIT，Technical Lessons Learned from the Fukushima-Daichii Accident and Possible Corrective Actions for the Nuclear Industry：An Initial Evaluation，MIT-NSP-TR-025，May 2011。

4。US NRC，Recommendations for Enhancing Reactor Safety in the 21ST Century，July 12，201

5。Declan Butler，France‘imagines the unimaginable’，Nature news 11 January 2012

6。M310型反应堆设计有安全壳过滤排气系统；水汽化的净化效果～100；过滤排汽系统的净化效果大于500，因此总效率～2x10-5

7。美国忧思科学家联盟（UCS）核安全工程主任洛克博姆（David Lochbaum）曾指出，福岛1＃机组紧急停堆后堆芯冷却、加热速率高达到164℃／小时和138℃／小时，远远超过技术规格书的规定（冷却速率为55℃／小时），但没有发现任何问题，证明沸水堆燃料的锆合金包壳能承受很高的冷却速率而不出现破损。详见David Lochbaum，Fukushima Dai-Ichi Unit 1：The First 30 Minutes，UCS，May 24，2011

8。USNEI，U。S。Nuclear Industry Adopts Initiative to Acquire More Emergency Equipment，February 21，2012

9。INL，Analysis of Station Blackout Risk，NUREG／CR-6890，Vol。2，December 2005

10。三里岛事故后，世界许多核电厂曾增设“值班技术顾问”或“安全工程师”岗位，专司运行异常和重大事故处理职能。尽管许多核电厂的这种设置保留下来，但多半不再“跟班倒”。现在看来，恢复“倒班”是有效的措施。

11。文中引用行动时限和充水流量多依据下述三个资料：1）NE1，B。S。b Phase 2＆3 Submittal Guideline，NE106-12 Revision 2，December 2006；2）Shih-jen wang，Chun-sheng Chien，and Te-chuan Wang，Simulation of Maanshan TMLB｀sequence with Melcor 1.8.3，Nuclear Technology，Vol。，126 APR。1999；3）NUREG-1150-vol。1 Severe Accident Risks：An Assessment for Five U。S。Nuclear Power Plants，Final Summary Report part-2，Summary of Plant Results，December 1990