三里岛与切尔诺贝利核事故是福岛之前全球影响最为严重的两起核事故。其中，三里岛位于美国；切尔诺贝利位于乌克兰，事发时归属于前苏联。三里岛核事故正是由于安全壳的存在，并且在事故过程中完整性未被破坏，才将对外界环境的影响有效控制住。三里岛核电站由于设备故障叠加人为操作失误，最终酿成了堆型熔毁的严重事故，堆芯大量放射性物质释出。但是由于三里岛核电站采用典型三道屏障加纵深防御原则设计，而且整个事故过程中安全壳保持完整，从而将主要放射性物质都包容在了安全壳内部，降低了对环境的影响。而随后发生的切尔诺贝利核电站由于不具有安全壳，使得大量放射性物质进入环境，从而酿成人类历史上最为严重的核电事故。表1与2分别为三里岛核事故与切尔诺贝利核事故放射性释放量统计。

虽然福岛核电站1-3号机组安全壳上部完整性受到破坏，但下部完整性受影响较小，仍可防止堆芯熔融物进一步向下渗透。福岛第一核电站2号机组三道屏障中前两道屏障，燃料包壳、一回路压力边界已经失效，熔融堆芯已经在安全壳底部堆积，安全壳底部的混凝土结构成为防止熔融堆芯进一步向下渗透的最后一道屏障。熔融堆芯熔穿压力容器与安全壳接触为反应堆设计领域的基准事故，在反应堆最初设计时便会考虑，最初未被冷却的几个小时熔融堆芯会侵蚀混凝土从而削减混凝土厚度，但在冷却之后，这一现象便随即停止。根据目前情况来看，安全壳底部混凝土结构未被突破，从而将主要的堆芯熔融物限制在2号机组安全壳内，降低了进一步向环境释放大规模放射性的可能。

福岛第一核电站后续拆除难度将加大是不争的事实。虽然堆芯融化事故或在2011年就已经发生，而且从目前情况来看安全壳底部混凝土结构依然能够阻止堆芯熔融物向下扩散，但从本次调查结果来看，堆芯熔化同时伴随熔融物四溅，导致原子炉格纳容器内放射性碎片分布范围较大，从而增加了堆芯熔融燃料取出的难度，为后续进一步拆除工作开展带来了很大的挑战。

2 国内核电站有足够能力抵抗类似福岛超基准事故

2011年福岛核事故发生后，中国政府深刻汲取福岛教训，当时出于安全考虑暂停了对新建核电站的审批，并对在运行与在建核电项目进行了全面的安全检查，并持续对新型核电技术、新型核燃料技术、乏燃料处理技术等多方面开展研发与产业化投入，使得国内核电安全性能持续提高。

主流压水堆核电机组从选址与改进设计多方面入手保障核电运行安全性

国内二代核电机组选址要求苛刻，核电站所在地产生较高海啸的可能性较低。根据中新网援引中广西防城港核电公司总工程师耿平生相关介绍，国内对核电站的选址要求非常苛刻，绝对不能建在地震带上，而按此要求日本全国都不适合建设核电站。此外，中国的沿海核电站都建在大陆架上，几十公里内海水深度都在200米以下，由于深度不够，这些海域不可能发生海啸。以防城港核电站所在的北部湾海域为例，海洋平均水深不到20米，数千年来没有发生过大的地震，即使在2004年印尼发生特大海啸期间，防城港核电站所在地海水仅升高0.13米，基本上不受影响。

三代压水堆核电技术安全性更具优势，发生核事故及放射性物质外泄的概率更低。目前国内核电建设已经全面跨入三代核电为主的时代，后续新建的核电站将采用三代以上核电技术。三代核电相较于二代核电安全性更为突出，根据中核集团核动力事业部副主任程慧平等在《核未来(Nuclear Fucture)》（2016年第4期）发表的论文HPR1000-Advanced pressurized waterreactor with active and passive safety中的介绍，我国自主核电技术“华龙1号”堆芯熔毁与大规模放射性物质外泄的概率分别为10-6/(堆×年)和10-7/(堆×年)，较福岛核电站10-4/(堆×年)和10-5/(堆×年)的概率水平低两个数量级。以下以我国自主三代核电堆型“华龙1号”为例，介绍三代核电的主要设计改进及安全性方面的优势。

“华龙1号”是在融合中核集团的ACP1000与中广核集团的ACPR1000+两家核电技术的基础上改进而来，非常具有中国特色。其在设计、燃料、设备、制造、运行、维护等多个领域具备自主知识产权，形成了完整的知识产权体系，是目前国内可以用于独立出口、具备三代技术标准的机型。我们认为“华龙1号”在兼顾经济性的同时提高了反应堆的安全性，相对于传统压水堆具有如下特点：

首先，“华龙1号”最具中国特色的一点为“177”的堆芯设计。与国外主流压水反应堆“157”堆芯设计不同，“华龙1号”采用“177”堆芯设计，在反应堆堆芯增加了20组燃料组件使得反应堆功率能够提高5%-10%，但堆芯的功率密度却有一定程度下降，实现了兼顾经济性的同时提高了反应堆的安全裕量。