综合各方面的情况来看，核电是安全和干净的能源
。

被有些人描绘得十分可怕的放射性危害 ，说穿了
，真是微乎其微。核电站附近的居民每年所受放射性剂量只有0.3毫雷姆 。如果要给大家一个感性上的对比，那么一个人若抽1枝烟的话 ，就相当于吸收5毫雷姆
，透视一次X光所受的放射性剂量是20～100毫雷姆，坐一小时飞机所受的放射性剂量是0.5毫雷姆
。从这些数字就充分说明 ，把核电站的放射性危害视若洪水猛兽
，是不必要的。

我们在前面指出煤炭作为能源的缺点，并不是想在目前就取消这种传统能源 。相反 ，现阶段煤炭仍是包括中国在内的世界的主要能源之一；中国在制订技术政策时
，还需要确定大力建设以山西为中心的煤炭能源基地
。但是，在必须发展核能的地方和时候 ，科学工作者就要不失时机地为决策提供科学的论证。

核电的各种材料来源中，虽然也有类似煤炭在生产中出现的对环境的危害
，可是由于核燃料的能量高度密集，使其危害的范围要小得多 ，人们对此综合地作过考察 。1982年瑞士由于使用核电站
，全国的整个能源系统排放C02减少了1/4左右
。

但目前当我们在选择电站时，听到的对燃煤火电的指责远少于考虑核电时遭到的非难 ，这是人们受传统观念束缚的一个具体反映。

现在
，我们就要比较深入地分析一下核电的安全性能，并且要在同其他能源系统作比较以后进行综合评价 。

核电的安全性究竟怎样呢？为了解决这个问题 ，有些国家的核电站对外开放
，组织人们参观
。实际情况说明，核电不但是安全的 ，而且它的危险性比其他许多能源都小。

核电站反应堆的核装料部分决不会发生原子弹那种爆炸
，它的潜在危险是强放射性裂变产物的泄漏，造成对周围环境的污染 。

原子弹是由高浓度的（大于93％）裂变物质铀-235或钚-239和复杂而精密的引爆系统所组成。通过引爆系统把裂变物质压紧在一起 ，达到超临界体积，于是瞬时形成剧烈的不受控制的链式裂变反应
，在极短时间内，释放了巨大的核能 ，产生了核爆炸
。而反应堆的结构和特性与原子弹完全不同。反应堆大都采用低浓度裂变物质作燃料
，而且这些燃料都分散布置在反应堆内，在任何情况下 ，都不能像原子弹那样把燃料压紧在一起而发生核爆炸 。而且
，反应堆还有各种安全控制手段，来实现受控的链式裂变反应
。在设计上总是使反应堆具有自稳定特性 ，即当核能意外释放太快
，堆芯温度上升太高时，链式裂变反应自行减弱乃至停止。因此 ，在任何情况下
，反应堆的核燃料部分决不可能发生原子弹那种核爆炸 。

针对核电站的危险，为防止事故的发生 ，在设计中，采取了种种安全措施
，其主要出发点是防止燃料元件的不正常温度升高和阻止裂变产物大量逸散到环境中去
。如果能做到这两点，也就保证了核电站的安全。安全的具体措施如下：

（1）为了防止放射性物质的泄漏 ，核电站设置了四道安全屏障 。

第一道屏障是核燃料芯块
。

第二道屏障是锆合金包壳管。

第三道屏障是压力容器和封闭的一回路系统 。

第四道屏障是安全壳厂房
。由于有安全壳厂房的屏障
，对厂房外的环境和人员的影响微乎其微。

（2）可靠的控制保护系统 。

当反应堆的功率过高，温度上升较快 ，中子数增加需用的时间太短
，冷却剂流量过低时，通过控制系统可迅速实现停堆 ，或降低功率以免损坏堆芯。还可以采用流量控制
、化学补偿和液体毒物来实现控制保护
。仪表、信号和控制电路都工作在可靠的状态
，对重要的参数，有三套独立的监测控制装置 ，并按照一定的原则动作。这样既能确保事故停堆
，又可避免因仪器故障引起的误动作 。

（3）可靠的冷却系统
。

该系统可保证反应堆在正常工作状态或发生事故时将燃料发生的热量带走，避免燃料元件烧毁。例如 ，轻水堆失去冷却水的事故是假想的严重事故 。如果管道破裂，其中最严重的情况是一回路最大直径的管道破裂
，造成两个断口涌出，致使反应堆失水
。堆芯将要烧坏 ，大量的放射性物质可能释放到安全壳内。此时
，反应堆自动紧急停闭，多重安全设施立即起保护作用：其一 ，由于一回路的压力陡降
，应急堆芯冷却系统中的安全注水箱立即自动顶开逆止阀门，向一回路紧急注水 ，补偿系统中流失的冷却剂；其二
，与此同时，应急堆芯冷却系统中的高 、低压安全注水泵相继起动 ，把贮水箱中的水连续注入反应堆一回路
，保证堆芯得到水的淹没和冷却 。安全壳喷淋泵也同时起动，把水喷入安全壳内 ，使壳内水汽冷凝，压力下降
，放射性物质被水吸收；其三，贮水箱中的水用完后 ，安全注水泵立即改从安全壳地坑吸水
，再循环拄人反应堆，确保长时间冷却需要
。耐压的安全壳厂房始终保持严格密封 ，不使放射性物质泄漏。

核电站的没计和制造标准比常规工业要高得多
，并且，为达到这些标准而实施的质量控制和质量保证也要严密得多 。核电站甚至以可能性极小的假想的最严重事故作为安全没汁的依据 ，并加以纵深层层设防
，确保安全
。核电站是现代科学技术综合发展的产物，它的科学设计
、精心制造、可靠的运行和多重安全措施使之发生重大事故的可能性比其他自然或人为灾害（如飞机失事 、火灾
、地震、水坝决口 、飓
、风等）要小得多。

究竟哪一种能源系统对人类的健康造成的危险性更大呢？回答这一问题不能只从其大小和外观来看 ，必须用单位能量所造成的危险——即对人类健康造成的总危险除以该能源系统产生的净能量来衡量 。同时
，还要考虑到全部能量的循环，如果仅仅计算和比较部分系统造成的危险性是不能说明问题的。

总的危险性是根据该能源系统所引起的死亡、创伤和疾病来评定的 ，同时要考虑能量生产的全过程，包括开始阶段 、中间阶段和最后阶段
。例如
，对核电站和太阳能收集器，不仅要考虑建造和运行过程的危险性 ，而且还要考虑开采所需的沙
、铜、铁 、铀和其他原材料
，以及把它们造成玻璃、铜管
、核燃料棒、钢材等过程中的危险性，还要考虑运输中的危险性。

将核能 、煤
、石油和天然气等能源系统生产单位能量所造成的危险性进行比较 ，可以发现
，核电站比烧油或烧煤电站的危险性要低得多 。同时，计算结果表明：太阳能、风能 、海洋能及木醇等多数非常规能源系统的总危险性比常规能源系统（煤
、石油、天然气 、水电等）和核电的大
。

大11种能源系统中 ，天然气发电的危险性最低
，其次是核电站，第三是非常规的海洋温差发电系统。其他大多数非常规能源系统都有很多的危险性 。但所有能源系统中最高的是煤和石油 ，其危险性大约为天然气的400倍
。

非常规能源系统有较大的危险性
，是因为它们的单位能量输出需要大量的材料和劳动。太阳能和风能是发散性的能，很微弱 ，要积聚大量的能量需要相当大的收集系统和贮存系统 。而煤
、石油及核能系统属于集中形式的能，需要设备不多
。天然气需要的材料最少
，建造时间也最短，风能需要材料最多 ，太阳能光电池需要的建造时间最长。非常规能源系统需要大量的材料
，这意味着要进行开采、运输 、加工和建造等大量的工业活动 。而每种工业活动都会造成一定的危险性，把所有危险性加起来 ，这些非常规能源系统的危险性就相当大了
。

与许多人的直觉相反
，非常规能源系统，如太阳能和风能发出每单位能量对人类健康的危险性 ，比常规能源系统（如天然气）和核电站要高得多。

下面将就很多人关心的核电厂运行安全及其管理作一叙述：

运行安全要素分解

从运行的角度来看
，核电厂可以分为机组
、操纵员、管理层三大部分，其中管理层包括领导和职能部门 。管理层同时掌握着机组和操纵员 ，但是管理层不能直接干预机组的运行
，只有操纵员才能改变机组的运行状态，因而形成了三个方面和两个关系：一边是操纵员与机组的关系 ，即人机接口；另一边是管理层与操纵员的关系，即人人关系。这样
，运行安全研究与管理必须综合考虑上述三方面和两个关系
。

根据历史经验，运行安全问题主要是人因 ，操纵员自然是运行安全研究与管理的中心。通俗地说
，电厂的一切理应围着操纵员传 。与操作员有关的要素有人员选拔考核 、初始培训、后续培训
、任务分配和奖惩激励，其中任务分配是运行班组内部的人人关系
。总的目标是要有一个合格的能胜任的操纵员运行班组。

机组作为电厂实体 ，为操作员提供运行的物质环境 。机组一般要经历设计、制造 、施工
、安装、调试 、维修等几大过程
。其中设计制造将赋予机组足够的安全裕度和可靠性
，以忍受一定程度的故障和人为差错。在运行阶段，维修是关键点 ，它保证机组处于设计所规定的正常状况 。与运行安全有关的机组要素包括电厂布局
、标识、色彩编码 、物质条件和清洁度等
。同时
，还要考虑高温
、噪音、电气 、化学等对操纵员伤害的。工业安全因素 。

管理是操纵员所必需的环境，它与物质环境同等重要
。管理就是服务 ，它包括政策
、制度、大纲 、计划、协调
、保障等六大方面。

在人机接口方面
，应当关心的问题有主控室设计（实体布局与环境条件）、辅助诊断手段 、模拟机
、维修培训设施和运行规程等 。

在人人关系方面，应当特别注意的有安全素养培育、管理态度 、资源分配
、自我学习能力、上下交流渠道等方面。

只有具备了良好的物质环境 、管理环境
、人事环境 ，由合格的操纵员掌握，良好的机组才能创造良好的运行记录
。

运行安全管理

安全是不能直接管理的
，我们只能管理促进安全所必需的电厂条件，其中也包括高层管理人员对安全的态度和承诺 ，推进全厂的安全素养。

由于核电发展阶段上的原因
，以及人力物力智力的，限制 ，到目前为止核电厂主管和国家核安全局对核电安全的管理侧重于设计和施工
，以及操纵员的取证工作，基本上还是静态的局部的 。今后 ，为适应核电厂投运的形势
，安全管理应当将机组、操纵员 、管理层三方面，人机
、人人两关系都管起来 ，实现有机的全方位管理
。

运行安全管理方法与执照审评过程的管理方法是全然不同的。在“是”“非 ”之间
，管理的内容更多的是行政性的而不是技术性的，管理的方法也主要靠对话协商 ，鼓励业主积极考虑如何改进运行安全 。当然，对于严重违章
，主管部门仍须辅以一定的制裁措施
。

运行安全管理中很重要的一点是，应当设立一定的标准 ，建立业主表现系统评价大纲
，检查业主的管理质量，促进和支持业主建立和维持安全素养。

运行安全问题 ，只要通过努力
，对公众不可信赖的安全性是完全能做到的 。

怎样才能设计出绝对安全的核反应堆呢？

1、AP1000和EPR的安全系统采用了两种完全不同的设计理念

AP1000安全系统采用 “非能动
”的设计理念，更好地达到“简化”的设计方针
。安全系统利用物质的自然特性：重力 、自然循环、压缩气体的能量等简单的物理原理 ，不需要泵
、交流电源、1E级应急柴油机
，以及相应的通风 、冷却水等支持系统，大大简化了安全系统（它们只在发生事故时才动作） ，大大降低了人因错误。“非能动 ”安全系统的设计理念是压水堆核电技术中的一次重大革新 。

EPR安全系统在传统第二代压水堆核电技术的基础上
，采用“加
”的设计理念，即用增加冗余度来提高安全性
。安全系统全部由两个系列增加到四个系列 ， EPR在增加安全水平的同时，增加了安全系统的复杂性。核电站安全系统的设计基本上属于第二代压水堆核电技术
，是一种改良性的变化 。

2
、 AP1000和EPR的安全性的比较

由于AP1000和EPR的安全系统采用了两种完全不同的设计理念AP1000 和EPR的安全性有较大的差别。

AP1000在发生事故后的堆芯损坏频率为5.0894×10-7/堆年比EPR的1.18×10-6 /堆年小2.3倍，大量放射性释放概率为5.94×10-8/堆年也比EPR的9.6×10-8/堆年小1.6倍（而且AP1000采用的设备可靠性数据均比较保守）；

核电站发生事故后 ，AP1000操作员可不干预时间高达 72小时
，而EPR为半小时；

AP1000 在发生堆芯熔化事故时，能有效地防止反应堆压力容器（第二道屏障）熔穿 ，将堆芯放射性熔融物保持在反应堆压力容器内
，使放射性向环境释放的概率降到最低；而EPR不防止反应堆压力容器熔穿，堆芯放射性熔融物暂时滞留在堆腔内 ，然后采取措施延缓熔融物和安全壳（第三道屏障）底板的混凝土相互作用
，防止安全壳底板熔穿
。

AP1000的人因失误占堆熔频率的7.74%，共因失效占堆熔频率的57% ，而EPR分别为29%和94%
，AP1000 明显优于EPR。

3、 成熟性

AP1000的最大特点是安全系统采用了非能动技术，西屋公司为此做过大量试验 、计算和验证工作 ，这些试验结果已全部被美国核管会接受，非能动安全系统已达到成熟性的要求 。反应堆和反应堆冷却剂系统设计采用与第二代核电站相似的成熟技术
。AP1000的冷却剂屏蔽电机泵的功率比过去屏蔽电机泵产品都大
，属于首次设计的大型泵，但它们的功率已相当接近。 EMD屏蔽电机泵制造厂EMD公司有丰富的制造经验 ，生产过大量（约1500台）不同功率
、不同尺寸的屏蔽泵用于军工、早期的核电站和其他工业部门
，取得了很好的使用业绩,设计和制造技术是成熟 、可信的 。可以说，AP1000屏蔽电机泵主要问题是加快首台泵制造进度和进行工程性验证
。

EPR 最大特点是加大反应堆的热功率以及增加安全系统的冗余度和多样性。设计理念是成熟的；EPR加大了反应堆的热功率和尺寸 ，主要设备（反应堆压力容器
、堆内构件、蒸汽发生器和主冷却剂泵等）都加大了容量和尺寸 。但一些主要核设备（反应堆压力容器和堆内构件 、蒸汽发生器
、主冷却剂泵等）的试验还未完成
，都有待在试验台架上和现场进行工程性试验和验证
。

两者的成熟性比较是不相上下的。

4、经济性

AP1000 安全系统采用非能动的理念，安全系统配置简化 、安全支持系统减少、安全级设备和抗震厂房减少
、IE级应急柴油机系统和很多能动设备被取消 ，以及大宗材料需求明显降低 。AP1000的安全系统及其设备数量得到大量的减少
，例如AP1000的安全级泵和阀门分别为6台（包括4台主泵）和599台，EPR则为 88台和7000台
。再加上模块化设计和建造新技术的采用 ，由此派生出了设计简化、系统设置简化 、工艺布置简化
、施工量减少、工期缩短以及运行方便 、维修简单等一系列效应。从长远观点来看
， AP1000不仅使安全性能得到显著提高，而且费用和长期的运行费用也得到明显降低 ，在经济上也具有较强的竞争力 。这种优势在批量建造若干台（譬如8至 10台）后AP1000核电机组将会越来越明显。

EPR是通过增加安全系统冗余度和系统配置来提高安全性；但由于单机容量大，厂址利用率高
，提高了它的经济性
。

5
、安全审评

AP1000安全审评情况：西屋公司于2002年3月28日向美国核管会提交AP1000 标准设计的“标准设计证书”申请，该申请包括AP1000设计控制文件、PSA报告等。美国核管会 于 2002年7月25受理该申请 ，并据联邦法规10 CFR Part 52 及相关法规 、严重事故政策等进行了审评
，于2004年9月正式发布了“最终安全评价报告（FSER） ” 。9月23日，西屋公司获得了NRC 关于AP1000 的最终设计批准书（FDA）
。根据美国有关法律举行听证会后 ，NRC 于2005年12月30日向西屋公司颁发了AP－1000 标准设计的“标准设计证书
”。

EPR的安全审评情况：芬兰已从法国引进EPR, 在芬兰建造OL3 核电厂 。芬兰核安全当局已完成EPR 初步安全分析报告的审评
，并于2005年2月17日颁发“OL3 核电厂建造许可证”
。据称芬兰核安全当局已把审评中未关闭的问题列入建造许可证条件。

根据掌握的资料，结合初步工程判断 ，AP1000或EPR在核安全许可证申请和审评中
，不会出现重大问题 。

美国加利福尼亚圣地亚哥通用原子公司的设计师们分析了三里岛核电站和切尔诺贝利核电站事故的各种原因，发现在核反应堆中用水作冷却剂是不安全的隐患
。因为核燃料的保护包层是用金属壳 ，在高温时特别是在操作错误使金属壳发生熔化时
，它会和水起化学反应而产生容易爆炸的氢气。前面说的两起事故，据调查 ，都和核燃料包层金属发生熔化后和冷却水起化学反应有直接关系 。

于是，通用原子公司的设计师们提出了一种新型的核反应堆发电系统
。它改用惰性气体氦作冷却剂
，并用氦气代替水蒸汽作推动涡轮发电机的工作介质。这样，惰性气体不会和反应堆中的任何材料起化学作用 ，也就不可能产生容易爆炸的氢气之类的东西 。

同时他们又改进了核燃料的包壳材料结构。这种结构的特点是铀燃料和控制中子速度的石墨之间的比例平衡
，因此具有极大的负温度系数
。负温度系数是什么意思呢？能起什么作用呢？负温度系数的作用是；一旦核反应堆发生错误操作，使反应堆的温度上升到明显超过正常运行的标准温度时 ，由于负温度系数的设计
，反应堆会自动关闭。也就是说，负温度系数的设计起了“保险丝 ”的作用 ，保证了核反应堆的绝对安全 。

新的核反应堆发电系统由两个互连的压力容器组成
，它们都埋在地下的封闭式混凝土外壳内，其中大的容器是核反应堆 ，较小的容器内装有涡轮发电机
、压缩机和热交换器
。在两个容器之间有一个管道相连
，在核反应堆容器内充满了氦气，核反应堆裂变产生的能量将其周围的氦气加热到850℃ ，然后通过管道到达第二个较小的容器的入口，驱动涡轮使发电机发电
，涡轮机还同时带动压缩机，使氦气通过热交换器后再返回到核反应堆容器内。如此循环不已 ，连续发电 。

这种氦冷反应堆因不用水作冷却剂
，也不用水蒸汽推动涡轮机发电，不仅提高了安全性 ，也大大简化了发电系统的结构
，它取消了常规压水或沸水反应堆发电系统的二级冷却回路，使整个系统及其他配置大大减少 ，最终使发电成本降低
。