核电机组再升级，双层安全壳不会漏

近日，日本政府将福岛第一核电站的核污水排入大海的决定成了全球性话题。人们认为，核污水中含有大量的放射性物质，一旦排入大海后果不堪设想。 

那么问题来了，核污水是怎么产生的？处理核污水的办法只能排入大海吗？

要回答这个问题，首先要区分“核污水”与“核废水”的概念。

要区分这两个概念就不得不提一个好消息。

2020年11月27日，由中国两大核电企业中国核工业集团公司和中国广核集团研发的“华龙一号”核电机组全球首推。

中国的核电技术从只能国外引进，到消化吸收再创新，再到全面实现自主设计、自主制造、自主建设和自主运营，跨入了“自主创造 ”的新阶段，具备了形成自主知识产权三代核电技术的条件。

根据福岛核事故经验反馈以及中国和全球最新安全要求，目前，“华龙一号” 核电机组已经正式投入运行当中，中国目前已经成为了具有先进水平核电技术的国家。

而目前，国内的核电站不存在核污水问题。这又是为什么？我国先进的压水堆核技术是通过哪些技术解决这一难题的？

福岛十年生产123吨核污水

回到“核污水”与“核废水”概念的区别问题。

首先有人的地方当然有“废水”，核电站也有工作人员，需要外排一些由工作人员产生的生活废水。 

再者就是“核废水”，就我国目前的核电站压水堆来说，外排的是冷却废水。 

什么是冷却废水？一般是海水，用于冷却一回路的余热，属于隔套冷却，不会被核辐射沾染，除了有点热，其他没有了。 

而日本此次要向大海排放的是“核污水”——被核能源辐射的废水。 

那为什么会有核污水？ 

先来解构一下核反应堆由哪些部分组成。 

核能发热、发电等的核裂变链式反应都需要在核反应堆里进行。 

所以，核反应堆是核电厂的心脏，核裂变链式反应在其中进行。反应堆由堆芯、冷却系统、慢化系统、反射层、控制与保护系统、屏蔽系统、辐射监测系统等组成。

2011年3月11日下午，福岛县近海发生了9级大地震，虽然地震没有将核电站震倒，但因地震引发的海啸袭击第一核电站时摧毁了其供电系统，接连导致冷却系统遭到破坏。

反应堆得不到及时的冷却，会导致堆芯温度过高，一旦熔化就会引发核电站爆炸。所以，必须在发生事故后半小时内，注入大量水冷却反应堆。 

最重要的是，其中部分核燃料过热熔穿了原子炉，核燃料漏进了冷却水中。

核燃料的辐射是人类目前无法处理的难题，漏下去和沉入炉底的核燃料无法取出，十年也没有得到处理。但是第一核电站又必须需要人工干预冷却。而人工干预注水越多，核污水也越来越多。日本这些核废水就是这么产生的。 

早在去年，日本政府就希望将核污水排入大海，但是由于多方强烈反对，该计划最终未能实施。日媒分析称，日本政府之所以决定将核污水排出，是因为核电站内储存核污水的储存罐容量即将达到上限。 

据悉，东京电力公司现在每天新增140吨“处理水”，到明年9月，将达到储存罐的上限137万吨。福岛核泄漏之后10年累计用掉123吨储存罐容量。

福岛核污水起因是因为早年间采用的还是第一代核技术。这已经是1950年代开发的老技术了。最早的核电站是1954年前苏联建成功率5000千瓦的实验性核电站。
 
二代改进型核电站四道屏障

那么，核电技术发展至今已经到了第几代？核安全是如何得到保障的？我国采用的是第几代核技术？

毕竟，核泄漏是谁也不想看到的。但是，万一发生了呢？比如反应堆高温熔毁……

迄今为止，世界已经发生了三次核泄漏。分别是1979年发生在美国的三哩岛核事故、1986年发生在前苏联(现乌克兰)的切尔诺贝利核事故，和2011年发生在日本的福岛核事故。每一次核事故的后果都会影响整个世界，因为核事故是没有国界的。

但是，不用担心，因为目前国内的核电站大多属于第二代核电改进型核电站，安全性可靠性都已经获得国际上核电运营的成功检验。

一旦发生反应堆高温熔毁，二代改进型核电站的应急冷却系统就会启动，通过喷淋冷却水的方式，将受损设备的热量带走，控制和缓解事故影响。

相比第一代核技术，我国第二代核电改进型核电站有四道安全保障，就像俄罗斯套娃一层套一层，一关把一关。 

第一道屏障：燃料芯块，核裂变产生的放射性物质98%以上滞留在二氧化铀陶瓷芯块中，不会释放出来； 

第二道屏障：燃料元件包壳管，燃料芯块密封在锆合金包壳内，防止放射性物质进入一回路水中； 

第三道屏障：压力容器和一回路压力边界，由核燃料构成的堆芯密封在壁厚20厘米的钢质压力容器内，压力容器和整个一回路都是耐高压的，放射性物质不会泄漏到反应堆厂房中； 

第四道屏障：安全壳，反应堆厂房是一个高大的预应力钢筋混凝土构筑物，壁厚近1米，内表面加有6毫米厚的钢衬，防止放射性物进入外部环境。 

尤其是最后一关——“安全壳”。你可以把安全壳想象成一个“巨型高压锅”，高59米，内壁是1米厚的预应力钢筋混凝土建筑，预应力的原理就像紧箍木桶的铁箍，里面有6毫米厚的钢衬，钢衬就是纯钢板。

另外，我国在核电站设计中都会设置“兜底”机制，安全壳就发挥着最后一关的兜底作用，就算前面几道都失效了，一旦有放射性物质泄漏，都会通过“兜底”机制和设施进行及时处置。

在2006年之前，我国应用的三代核电技术还只能靠引进，技术路线基本多少来自于M310。此后，由国内核电企业主导的核电站开发。

福岛事故后，国务院要求新建核电机组必须符合三代安全标准，中核与中广核分别推出了自己的三代核电技术型号ACP1000与ACPR1000+。

最终，国家核电的上海核工院在AP1000基础上研发功率更大、安全性更高的大型先进非能动核电型号CAP1400，突破了135万千瓦净功率的限制。 

2010年前第三代核电机组商用建成后，国内的一些核电业主已经选用或准备选用更安全、更经济的第三代核电技术进行新的核电机组建设。1999年10月开工建设的田湾核电站应用的就是第三代核电技术，还只是中国和俄罗斯技术合作项目。

目前，国内的核电站不存在核污水问题。

而核电技术发展至今已经从第一代进入第四代。 

至于第四代核电技术，目前是发达国家的主场。2000年1月，在美国能源部的倡议下，美国、英国、瑞士、南非、日本、法国、加拿大、巴西、韩国和阿根廷等十个有意发展核能利用的国家，联合组成“第四代国际核能论坛”(GIF)，并于2001年7月签署了合约，约定共同合作研究开发第四代核能系统(GenⅣ)。 
 
“华龙一号”安全壳升级

我国刚刚宣布商用的“华龙一号”核电机组是目前标志着真正具有自主知识产权和独立出口权的三代核电技术，是目前我国高端制造业走向世界的“国家名片”。

我国采用的二代核技术已经很安全，而“华龙一号”的安全系数再一次得到了升级，满足美国、欧洲三代技术标准。

 “177组燃料组件堆芯”“多重冗余的安全系统”和“能动与非能动相结合的安全措施”，这些技术要求看起来有些陌生，它意味着如果遇到紧急突发状况，“华龙一号”可以满足72小时电厂自治要求。

 “华龙一号”的第四道屏障非能动安全壳消氢系统有几十台非能动氢气复合器，一旦发生事故，可以通过催化剂限制安全壳内的氢气浓度在燃烧和爆炸限值以下。

由于这些安全系统的非能动设计理念及配备的高位换热水箱，“华龙一号”机组可以在事故后72小时内满足不干预原则，非能动安全系统在设计基准事故或超设计基准事故甚至严重事故时会自动投入运行，分别执行预防堆芯熔毁、堆芯熔毁后保证压力容器的完整性、提供蒸发器二次侧冷却、保证安全壳不超温超压、消除氢气爆燃及爆炸风险等安全功能。

简单说就是“华龙一号”能自己进行冷却，不会因为堆芯温度过高导致核燃料漏出。 

另外，“华龙一号”的安全壳都升级成双层了，还有什么可担心的。

在研发之初就决定采用双层安全壳设计，实现内、外壳的功能分离：内壳主要作用是抵御各种事故下及可能的严重事故下内部的高温高压，外壳主要作用是抵御包括飞机撞击在内的各种外部灾害的作用，保护内壳及其内部结构不受影响。

同时，安全壳增加一层壳体，也可以更好地起到对于环境和人员的辐射屏蔽作用。

安全没有借口

虽然目前已经运用“华龙一号” 双层安全壳的台山核电站工程还在推进中。但是，我国的二代技术应用依然很优秀。

1991年，由中国核工业集团有限公司100%控股的秦山核电站并网成功，从此内陆拥有了第一座核电站。目前，秦山核电站三期工程都已投入使用。

1994年2月，由中国广核集团管辖的大亚湾核电站1号机组投入商业运行；同年5月，大亚湾核电站2号正式投产，通过引进法国M310技术，成为了国内首座百万千瓦级商用核电站。这是中国大陆首座使用国外技术和资金建设的核电站。

此后，在大亚湾核电站之侧又建设了岭澳核电站，两者共同组成一个大型核电基地。

据了解，全世界的核电机组氛围轻水堆、重水堆以及先进的气冷堆等。其中，轻水堆主要是压水堆和沸水堆两种类型，我国投入运行并将建造的绝大多数核电站都是压水堆型。

秦山核电站以及大亚湾核电站都采用的是世界上技术成熟的压水反应堆。

虽然此前发生核事故安全的切尔诺贝利核电站也是采用压水堆核电机组，但是切尔诺贝利核电站采用前苏联特有的压力管式石墨慢化沸水反应堆RBMK-1000。堆芯由装有金属铀的1663根锆合金压力管，穿过直径12米、高7米的石墨砌体构成。这种堆的设计缺乏固有的安全性，有致命的缺陷，而压水堆的设计是本质安全的，在物理原理上就不可能发生爆炸事故。

其次，在反应堆的建筑结构上有巨大差别。我国核电厂的反应堆外面有壁厚1米左右、内衬6毫米厚钢板的安全壳，即使反应堆出事故，安全壳也能把放射性物质包容起来。

秦山核电站核岛内采用燃料包壳、压力壳和安全壳3道屏障，能承受极限事故引起的内压、高温和各种自然灾害。

秦山第三核电站的独特之处是采用了国外重水反应堆技术。什么是重水反应堆？

重水就是氧化氘。前文提到反应堆过热需要用冷水冷却反应堆。此处就可以用重水、普通水、二氧化碳和有机物作冷却剂。重水在这里起着慢化剂的作用。

重水反应堆技术可以很大程度上减少二次废物的产生量，很大程度上减少了核电站的场地使用成本和废水处理代价。废水的处理系统将低放、中及高放射性分别进行收集，按照废水的来源与放射性大小分类排入对应的储存箱中，这样就可以使其中短寿命的放射性物质快速衰变。秦山第三核电站中2 个储存箱存放的中、高放射性废水，3个储存箱存放低放射性废水。

所以，我国的核电站有多安全显而易见。