文/环保部核电安全监管司司长 汤搏

近日，媒体上的一则“福岛核电站压力容器已熔穿，辐射超高可数十秒杀人”的报道又引起了广泛的社会关注和争论。同一个事件，由于知识背景和认知方式的不同，媒体、公众和专家会产生不同的看法，这是一个正常的现象。而由于福岛第一核电厂事故的复杂性，特别是事故期间各种渠道的信息庞杂，甚至矛盾，更加深了认识的分歧。

本文从一个专业核安全工作者的角度，对福岛第一核电厂事故再次给予简要回顾和评述。文章中有关福岛第一核电厂事故的背景材料，主要来源于2015年8月31日国际原子能机构发表的总干事报告《福岛第一核电厂事故》。

什么是核安全问题

为了更清楚地理解福岛第一核电厂事故，有必要先了解一些有关核安全的基础知识。

众所周知，我们周围的物质是由各种元素所构成，而元素的原子核内所包含的质子数决定了它属于那一种元素。同一种元素原子核内的质子数相同，但中子数可能不同，我们将质子数相同而中子数不同的元素称之为同位素。

同位素中有些是非常稳定的，但有些是不稳定的，会自发地衰变并放出射线。我们将会自发衰变并放出射线的同位素称为放射性同位素，放射性物质由放射性同位素所构成。放射性同位素衰变所放出的射线被人体或生物体吸收后，则会形成所谓的辐射照射问题。

我们无时无刻不在受到来自宇宙射线和周围物质中所含的放射性同位素衰变所放出射线的辐射照射，但由于大气层的屏蔽作用，以及周围物质中放射性同位素的含量极低，所以这种辐射照射通常不会产生大的问题。周围物质中放射性同位素含量极低的原因很好理解，因为我们周围的物质大多产生于宇宙诞生的初期，即大爆炸的早期阶段，而现代天文学认为目前宇宙的寿命大约是120～140亿年，在如此漫长的时间内，不稳定的同位素都衰变的差不多了。

目前人类对核能的和平利用主要是对裂变能的利用，这种裂变能主要来自于元素铀235和钚239在中子轰击下的裂变。铀235和钚239在中子轰击下裂变所产生的裂变碎片，专业术语叫裂变产物，包含了大量的放射性同位素，这些放射性物质一旦进入环境，则可能对人类或生物构成辐射照射。

为了不使这些裂变产生的放射性物质进入环境，就要用各种屏障将这些放射性物质包容起来。现代压水堆和沸水堆核电厂通常具备燃料包壳、反应堆冷却剂系统压力边界和安全壳三道包容屏障。

一个一百万千瓦电功率的压水堆核电厂，其反应堆堆芯的热功率大约三百万千瓦，而反应堆堆芯的直径大约3米左右，高4米左右。如此大的功率集中在如此小的堆芯，在反应堆堆芯正常排热能力丧失的时候，瞬间就可以导致堆芯的熔毁。所以在发生丧失反应堆堆芯正常排热能力的情况下，为保证安全，必须迅速地实现反应堆的停堆。但反应堆停堆后，裂变产物的衰变仍然会发生，其放出的射线被反应堆结构材料和冷却剂等吸收后，转化为热量，即专业术语所称的“衰变热”。衰变热大致可以认为按照指数曲线衰减，在停堆后的不到1秒时间内衰减到堆芯热功率的6%左右，在不到1小时的时间内衰减到堆芯热功率的1%左右。衰变热不能被排出的话，其积累最终仍然能够使燃料和燃料包壳熔化、进而可能导致反应堆压力容器乃至安全壳的破坏，使放射性物质进入环境。

所以为了保证核安全，我们必须高度可靠地保证反应堆停堆、衰变热的排出和放射性包容功能。在专业术语中，反应堆停堆、衰变热排出和放射性包容又被称为三项基本安全功能。但实际上，目前压水堆和沸水堆核电厂的衰变热排出可以说是最关键的安全功能，核电厂的大部分安全系统都是围绕实现这个功能设计的。衰变热排出的可靠性，在很大程度上决定了压水堆和沸水堆核电厂的安全水平。新一代压水堆和沸水堆核电厂的安全改进，衰变热排出可靠性的改进也是重点。

高标准严要求的安全设计

核电厂在设计上保证核安全的措施就是围绕高度可靠地保证三项基本安全功能的实现展开的。为了高度可靠地保证核安全，不仅仅要求核电厂在正常运行和启停堆时保证三项基本安全功能的执行，而且要求在各种极端的内外部事件情况下也能保证三项基本安全功能的执行。

核电厂设计上所考虑的内部事件主要为设备故障所导致，如管道的破裂、泵的卡轴、阀门的误动作、电器故障等，以及由这些设备故障所导致的水淹、******、湿度、压力、辐射、火灾等效应，这些故障可考虑低至每堆年发生概率10-6的故障。外部事件主要考虑外部人为事件和自然灾害。外部人为事件主要考虑核电厂周围可能存在的工业、军事等设施，以及运输活动，包括危险化学品运输、飞行器等可能对核电厂产生的危害。对于外部人为事件而言，如果不能证明其对核电厂安全产生影响的概率每堆年低于10-7，则核电厂设计上就必须考虑对其设防。而自然灾害，则要考虑“以人类已有的科学技术和认知水平所能确认的最大自然灾害”，这些自然灾害被冠以“最大假想地震”、“可能最大洪水”、“可能最大降水”等名称，其发生频率大约都在万年一遇的水平。由于所考虑的外部自然灾害都是极端的自然灾害，受科学技术和认知水平的限制，有时就会存在一定的不确定性。

日本福岛核电站

核电厂执行三项基本安全功能的构筑物、系统和设备的设计不但要考虑上述的内外部事件，为了保证系统功能的可靠性，还对其提出了多重性、多样性、独立性等要求。如核电厂的供电不仅仅依靠外部电源，每台核电机组还设置有至少两台应急柴油发电机，以及直流蓄电池电源。为保证设备的可靠性和功能，对其设计、制造、安装、试验、检查、维修等活动要执行严格的质量保证要求，还要开展“环境鉴定”、“抗震鉴定”。

核电厂设计上所考虑的内部事件和外部事件在专业术语上又被称为“设计基准事故”和“设计基准”。

实际的核电厂无法使用试验或调试的方式来验证核电厂在设计基准事故工况下的安全性是否可接受，必须通过“事故分析”来证明。为了保证事故分析结果的保守性，在分析过程中还要采取许多的保守假设，例如要假设核电厂的初始状态处于对后果最不利的条件和测量偏差，要假设丧失了厂外电源，要假设最大价值的一束控制棒卡在反应堆外，要假设在安全系统中发生了单一随机故障等。对事故分析所使用的计算机程序也要经过严格的验证。

1979年美国三哩岛核电厂事故前，核电界和核安全界普遍地自信，在如此保守的要求下开发设计的核电厂，发生反应堆堆芯熔毁的事故（专业术语称“严重事故”）是“不可信的”。

美国三哩岛核电厂

1979年三哩岛核电厂事故发生后，开展了新一轮的大量核安全研究。研究工作的重点包括改进人机接口和操纵员培训、改进核电厂规程（包括维修、试验、检查和运行、事故处理规程等）、改进应急响应等，当然核电厂超过设计基准，直至严重事故的现象和机理是研究重点之一。三哩岛核电厂事故后，核电厂安全改进的一个重要方面是在原有处理设计基准事故的规程之上，制订严重事故的预防和缓解方案，专业术语称为“严重事故管理指南”。严重事故管理指南对一些多重故障事故（不仅仅是单一随机故障），如全厂断电（指核电厂外部电源丧失，多重设置的厂内应急柴油发电机又都没有启动成功）等也给出了处理的指导。