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求是：打造核电“走出去”的国家名片
核工业是高科技战略产业，是国家安全的重要基石。中国核工业创建60多年来，立足自主创新，坚持安全发展，谱写了从无到有、从小到大的辉煌篇章。当前，以高温气冷堆技术为代表的我国第四代核电技术已经走在世界前列，产业核心竞争力显著提升，随着“一带一路”倡议的全面推进，核电“走出去”迎来了重要历史机遇。
一、我国核电“走出去”具有坚实基础和多重优势
当今世界，在核安全标准普遍提升的背景下，出于最高核安全标准以及公众可接受性方面考虑，我国具有完全自主知识产权的高温气冷堆第四代核电技术受到国际社会普遍关注，推动核电“走出去”具有多重优势。
具备完全自主知识产权是核电“走出去”的前提条件。中国核工业60多年的发展历程，最重要的一条经验就是始终坚持走自力更生、艰苦奋斗、勇于攀登的自主创新道路。历经40余年的自主研发和推广，历经基础研究、实验堆建设、示范堆建设，我国高温气冷堆技术成功实现了从科学研究、实验开发到应用推广的“三级跳”。目前，20万千瓦石岛湾高温气冷堆重大专项示范工程进展顺利，计划于2017年底建成发电，将有望成为世界首座第四代商用核电站。我国已经系统掌握了高温气冷堆的全部关键技术，高温气冷堆的设备几乎100%可以实现国产化，极高的国产化率有利于核蒸汽供应系统的成套出口。高温气冷堆在占领全球第四代核电技术制高点，提高我国核电国际竞争力，确保我国核电“直线超车”等方面，具有极其重要的战略地位。可以说，凭借其固有安全性、多用途、完全自主知识产权、设备国产化率高等优势，高温气冷堆技术在对外输出方面具备了坚实基础。
始终把安全放在首要位置是核电“走出去”的生命线。核能是清洁的，也必须是安全的。2016年4月，习近平总书记在第四届核安全峰会上指出，中国实施最严格的安全监管，确保中国境内和对外出口的核电站安全可靠、万无一失。高温气冷堆技术是具有固有安全性的第四代先进核电技术，其固有安全性保证了“零堆芯熔化”，在任何事故情况下，都不会发生堆芯熔化和放射性大量释放的严重后果，能够彻底杜绝类似日本福岛的核事故，不会对人类的健康和环境造成负面影响。高温气冷堆的固有安全性符合国际上最高核安全标准，能够积极响应国际市场的迫切需求。
与“一带一路”沿线国家地区市场需求高度契合是核电“走出去”的突出优势。一是我国第四代核电技术用途广泛，可以满足“一带一路”沿线国家在多领域应用方面的能源需求。高温气冷堆出口温度高，蒸汽透平效率达42%，氦气透平效率可达50%，可以广泛应用于高效发电、石油化工、煤的气化与液化、稠油热采、海水淡化等领域。而且，高温气冷堆特别适合沙特等淡水资源紧缺的“一带一路”沿线国家和地区，能够在更加广泛的工业领域替代常规能源。二是我国第四代核电技术在适应不同电网需求方面具有突出优势。“一带一路”沿线国家和地区的电网大多难以承受百万千瓦级以上核电站，而高温气冷堆通过多模块组合，可以建设10万千瓦至100万千瓦等系列装机容量的核电机组，模块化的小堆特别适宜建设在靠近负荷中心以及拥有中小电网的这些国家和地区。
二、“一带一路”倡议为核电“走出去”创造了良好发展机遇
在新的历史条件下，以习近平同志为核心的党中央站在国家发展全局的高度，主动应对形势深刻变化，统筹国内国际两个大局，作出了“一带一路”重大决策部署。“一带一路”倡议以共商、共建、共享为原则，为构筑人类命运共同体和利益共同体开启了新的航程，受到广泛欢迎和积极响应。受益于“一带一路”的有效推进，我国核电“走出去”正迎来难得的历史机遇和良好发展时机。
“一带一路”沿线国家核能需求大，市场空间广阔。“一带一路”倡议涉及亚欧非众多国家和地区，总人口约44亿，经济总量约21万亿美元，分别占全球的63%和29%，广阔的市场空间为能源合作提供了得天独厚的有利条件。从电力需求方面来看，“一带一路”沿线发展中国家的电力消费水平较低，发展空间巨大。我们预计，“一带一路”沿线非经合组织国家未来的电力消费水平将会有很大增长空间；电力消费量的增加，必然会带动这些国家的电力投资，从而为我国核电“走出去”提供重大机遇。同时，我们看到，“一带一路”沿线国家许多是发展中国家和新兴经济体，普遍处于经济发展上升期，这些国家和地区在核电建设领域“起步晚、起点高”，通常没有既有技术路线的约束，一般坚持最高核安全标准，都在积极准备引进安全高效的核电技术。相关统计数据显示,“一带一路”沿线的国家和地区中，除中国以外，已有核电的国家和地区有19个，计划发展核电的国家和地区有20多个，预计2030年前规划建设核电机组约240台，总投资规模将超过万亿美元，开展互利合作的前景十分广阔。
核电“走出去”上升为国家战略，取得了重大突破。2013年10月，国家能源局公布《服务核电企业科学发展协调工作机制实施方案》，首次提出核电“走出去”战略。从此，核电“走出去”就成为了我国与潜在核电输入国双边政治、经济交往的重要议题，核电企业“走出去”也有了明确的方向性指引。当前，在“一带一路”倡议带动下，核电作为中国高科技和高端制造业走向世界的一张“国家名片”，受到高度关注。习近平总书记、李克强总理等党和国家领导人高度重视核电“走出去”工作，在出访国外时，重点推介中国核电技术，促成了一系列双边、多边合作。日，在习近平主席与沙特阿拉伯国王萨勒曼见证下，中国核建集团和沙特能源城签订了《沙特高温气冷堆项目合作谅解备忘录》，这是中沙两国共同落实“一带一路”倡议的重要举措，标志着在“十三五”开局之年，我国具有完全自主知识产权的第四代核电技术实现了“走出去”的重大突破。
“一带一路”倡议奉行合作共赢理念，助力核电更好“走出去”。习近平总书记强调，我们要坚持合作共赢，推动建立以合作共赢为核心的新型国际关系，坚持互利共赢的开放战略，把合作共赢理念体现到政治、经济、安全、文化等对外合作的方方面面。加快推进我国具有完全自主知识产权的第四代核电技术“走出去”完全符合合作共赢的理念。高温气冷堆技术可以带动中国高端制造业走出去，同时很好地满足“一带一路”沿线很多国家和地区的现实需求和承接能力，使世界上更多国家和人民共享当代最安全和最先进的核电技术带来的福祉。我国同各国开展多种形式的国际产能和装备制造合作，有利于把各自的比较优势衔接起来，实现联动发展、互利共赢。
三、坚持自主创新，打造“走出去”的国家名片
作为中国高科技和高端制造业走向世界的一张“国家名片”，高温气冷堆“走出去”对于我国核工业直接参与国际竞争意义重大，同时也是为世界经济贡献“中国力量”的务实之举。中国核工业建设集团公司是高温气冷堆产业化的主力军，必须全面贯彻落实习近平总书记就我国核工业创建60周年作出的重要指示精神，立足国内、面向世界，坚持安全发展、创新发展，全面提升核心竞争力。
坚持安全发展核电。核安全与核事业相生相伴。能否安全发展核事业，事关国家与地区安全稳定，事关公众身心健康和切身利益，事关生态环境安全，是人类和平利用核能、实现更大发展所面临的共同挑战。中国核建集团始终把核安全工作放在各项工作首位，牢固树立安全意识和责任意识，本着对国家负责、对人民负责的态度，确保工程建设质量，着力打造精品工程。目前，中国核建集团勇担重任，正在全力以赴建设包括高温气冷堆示范工程在内的全部核电工程，将于2017年底建成投产的高温气冷堆示范工程，为打造核电“走出去”的国家名片奠定更为坚实的基础。
坚持创新发展核电。习近平总书记对核工业战线寄予厚望，要求我们在不断攻坚克难中追求卓越，牢固树立创新意识，全面提升核工业的核心竞争力。我们必须大力弘扬核工业“两弹一艇”精神，立足自主创新，不断提高自主核电技术水平，通过示范工程和今后的批量化建设，实现从“中国制造”向“中国品牌”的跨越，获得国际市场认可。目前，在高温气冷堆实验堆和示范工程的基础上，经过设计优化，60万千瓦商用高温气冷堆核电站的经济性已经和第三代核电处于同一水平上。在国家主管部门的大力支持下，中国核建集团针对沙特、阿联酋迪拜、南非、印尼等“一带一路”沿线重点国家和地区，进一步加大推进高温气冷堆“走出去”的力度。同时，中国核建集团正在全力推进国内项目的前期开发工作，分别在福建、广东、江西、浙江等多个省市开展了高温气冷堆项目前期工作，得到了国家有关部门和地方政府的大力支持，这些都将为高温气冷堆“走出去”创造良好条件。
坚持核电产业链集成“走出去”。核电“走出去”是国家战略的重要组成部分，以自主研发为基础、以技术输出为龙头，能够带动工程设计、装备制造、工程建造、运营服务等核电产业链集成“走出去”，有利于我国延伸全球产业链，提升国际竞争力。当前，我国经济发展进入新常态，新的发展条件下国家积极扩大出口尤其是高新技术输出，高温气冷堆技术由于具备创新引领和高新技术的根本属性，在技术输出方面具有突出优势。推动高温气冷堆“走出去”，不仅能使世界上更多国家和人民共享当代最安全和最先进的核电技术带来的福祉，也能在国内经济下行压力加大和供给侧结构性改革的大背景下，有效化解过剩产能，带动国内相关产业调整和发展。
本文摘自：《求是》
2016年中国经济缓中趋稳，稳中向好。供给侧改革取得阶段性成果，经济增长积极性因素增多，但经济发展的结构性矛盾和风险仍然存在。...
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探秘高温气冷堆：怎样做到固有安全
本报记者 瞿 剑
迄今为止，核电代际划分的主导因素，毫无疑问是安全性。第三代核电及其之前，通常都以&10的负N次方&这样的事故概率来表达其安全指标；到了&具有第四代核电特征&的高温气冷堆，才首次具备了&固有安全性&这样令人印象深刻的身份标签。
这一史上未有的核电安全标签是怎么回事？又如何做到？记者日前参加由中国核工业建设集团公司（以下简称中国核建集团）组织的由7位两院院士随行的高温气冷堆&院士专家行&活动，走访了位于山东荣城石岛湾的200兆瓦高温气冷堆核电示范工程，一探新一代核电的奥秘。
&没有最安全，只有更安全&
中国核建集团介绍，从被称为原型堆的第一代核电，发展到具有系统安全设计标准并实现了商业化、批量化的第二代或&二代+&（即二代改进型）核电，再到在二代基础上总结提高的第三代核电，其间最重要的逻辑关联，就是安全性的递进；在安全可靠前提下，兼顾效率和经济性。也就是说，&没有最安全，只有更安全&。
事实上，没有最安全，只有更安全，在核电业界不仅是常识性的理念，更是数十年一以贯之的实践。
为确保核电站安全，世界所有发展核电的国家都制定了各自的安全标准和规定，它涵盖了核电站选址、设计、建设和设备制造、运行直至退役的全方位和全寿命周期。其中，美国核管制委员会（NRC）1982年4月提出的核电站安全标准，以概率作出定量表示，具有代表性，并为各国仿效。
大规模放射性释放概率，跟陨石砸中脑袋差不多
专家解释，跟公众所理解的泛化&安全&概念不同，从专业角度，绝对的、100％的安全是不存在的。所以，安全指标通常用事故概率来表示，也就是人们常说的&安全是利益和代价的平衡&。
具体到核电站，安全控制千头万绪，但总有需优先考虑的环节。国家科技重大专项高温气冷堆总设计师、清华大学核研院院长张作义把&核能安全的关键问题&准确归结为：防止功率失控增长、载出剩余发热、放射性物质的包容。国家科技重大专项大型先进压水堆&核电关键设计软件自主化技术研究&首席科学家杨燕华则简化为两点：厂房内，事故条件下反应堆堆芯熔化的可能性；厂房外，大规模放射性释放的可能性。
对应美国核管会要求，概言之，二代核电设计标准为，反应堆堆芯熔化事故概率小于10的负4次方／堆&年，大规模放射性释放概率小于10的负5次方／堆&年，意味着前者10万年一遇，后者100万年一遇；三代核电，则在此基础上各提高一个数量级，意味着大规模放射性释放概率小于千万年一遇，&跟陨石砸中脑袋差不多&。
从降低事故发生概率，到根本不让它发生
全称为&球床模块式高温气冷堆&的第四代先进核电技术，在张作义看来，其设计圆满解决了他所说核安全的三大关键问题。
他表示，这种高温气冷堆采用低功率密度，不需要辅助的安全系统。这种系统的功能实现依赖物理过程，可以实验验证，是一种固有的安全特性，不会发生堆芯融化事故或大量放射性释放事故。
2004年，清华大学对高温气冷堆固有安全性进行验证试验：在反应堆正常运行时切断电源，模拟最严重的事故工况；结果反应堆在没有人为干预的情况下依靠自身安全地停了下来。国际原子能机构（IAEA）专家组现场见证了试验过程，并给予高度评价。
高温气冷堆固有安全性的另一基石，是它对包覆颗粒燃料的绝妙设计。张作义指着一座&石榴形&的燃料元件模型说，它直径约6厘米，由超高纯度的石墨组成，其中密布约1.2万个直径0.9毫米的细微燃料颗粒，每颗都有热解碳层、碳化硅层等多层包覆，以保护二氧化铀燃料核芯。这种层层包覆的技术和工艺，可保反应堆燃料元件的最高温度始终不会超过其安全限值1620℃，因此燃料颗粒无论如何不会被烧坏，这决定了高温气冷堆在任何情况下都不会有放射性泄露的可能。这一设计是如此周全，以至国际业界猜想，即使燃料球周边发生一次爆炸，也不足以破坏直径小于1毫米的燃料颗粒。
杨燕华把它总结为&以往核电站安全设计是尽可能降低事故发生的概率，而高温气冷堆做到了根本不让它发生&。
2012年，中国完整自主知识产权的燃料元件由国际权威的荷兰核研究咨询机构PETTEN进行辐照检测试验。结果裂变气体释放率维持在10的负9次方水平，远优于设计标准，也明显优于其他国家同类元件。
据悉，燃料元件即将应用于山东荣成石岛湾200兆瓦高温气冷堆示范电站。
责任编辑：刘学科概述/高温气冷堆
高温气冷堆高温气冷堆，（high&temperature&gas&cooled&reactor），高温气冷堆的能达到560℃，发电效率大大提升，高温气冷堆具有良好的固有安全性，它能保证反应堆在任何事故下不发生和放射性大量释放。高温气冷堆具有热效率高（40%~41%），燃耗深（最大高达20MWd/t铀），转换比高（0.7~0.8）等优点，由于氦气稳定性好，传热性能好，而且诱生放射性小，停堆后能将余热安全带出，安全性能好。
研发历程/高温气冷堆
70年代中期，中国高温气冷堆的研究发展工作始于70年代中期，主要研究单位是清华大学核研院。1986年，在国家863计划支持下，清华大学正式开始了１０兆瓦高温气冷堆实验堆的研发。年，间德国的两座球床高温气冷堆反应堆相继被关闭，其原因是担心安全性。2000年12月，建成临界。
高温气冷堆2003年1月，实现满功率并网发电，&中国对高温气冷堆技术的研发取得了突破性成果，基本掌握了核心技术和系统设计集成技术。这一科技成果在国内外引起广泛的影响，使中国在高温气冷堆技术上处于国际先进行列。2004年9月底，由国际原子能机构主持，核研院在10兆瓦高温气冷堆实验堆上进行了固有安全验证实验。实验结果显示，在严重事故下，包括丧失所有冷却能力的情况下，不采取任何人为和机器的干预，反应堆能保持安全状态，并将剩余热量排出。2006年1月，国务院将大型先进压水堆和高温气冷堆核电站示范工程列为国家重大专项。 2008年2月，高温气冷堆核电站重大专项实施方案获批准，专项牵头实施单位为清华大学核研院、、。2009年9月，美国能源部发表声明说：“下一代核电站（NGNP）项目将采用新型的高温气冷堆技术，一个设施支持多种工业应用，比如发电的同时进行石油精炼。NGNP项目将使核能利用延伸到更宽广的工业和交通领域，降低燃料消耗和污染，并在现有的商业化轻水堆技术基础上提高固有安全性。”而后来美国选择了阿海珐公司设计的棱柱高温气冷堆。日，筹备了7年之久的山东荣成终于通过了国务院的审批。日，中国国务院会议原则通过《关于全国民用核实施综合安全检查情况的报告》和《核安全与污染防治“十二五”规划及2020年远景目标》，国务院会议已经原则同意《核电安全规划》、《2020年核电中长期发展规划》，并确立了“全面建设核电强国”的目标。2015年8月，华能山东石岛湾核电厂发布了高温气冷堆核电站示范工程环境影响报告书，该工程正处于运行许可证申请阶段，计划2017年建成发电。
安全性能/高温气冷堆
高温气冷堆1、高温气冷堆是国际核能界公认的一种具有良好安全特性的堆型，目前世界上的核电厂概率均能达到中实线所表示“满足要求的电厂”的水平，而且一些核电厂达到了“优异安全性电厂”的水平，的堆芯融化概率设计要求为10－5/堆年。模块式高温气冷堆(MHTR)为革新型的堆型，其估计的堆芯熔化概率低于10－7/堆.年，远小于先进轻水堆堆芯熔化概率的要求。2、高温气冷堆采用优异的包覆颗粒燃料是获得其良好安全性的基础，铀燃料被分成为许多小的燃料颗粒，每个颗粒外包覆了一层低密度热介碳，两层高密度热介碳和一层碳化硅。包覆颗粒直径小于1mm，包覆颗粒燃料均匀弥散在石墨慢化材料的基体中，制造成直径为6cm的球形燃料。包覆层将包覆颗粒中产生的裂变产物充分地阻留在包覆颗粒内，实验表明，在1600℃的高温下加热几百小时，包覆颗粒燃料仍保持其完整性，的释放率仍低于10－4。3、反应性瞬变的固有安全特性在整个温度范围内，高温气冷堆堆芯反应性系数(燃料和慢化剂温度系数之和)均为负，具有瞬发效应的燃料温度系数也为负。因此在任何正事故情况下，堆芯均能依靠其固有反应性反馈补偿能力，实现自动停堆。4、余热载出非能动安全特性模块式高温气冷堆堆芯的热工设计时考虑了在事故工况下堆芯的冷却不需要专设的余热冷却系统，堆芯的可籍助于导热、对流和辐射等非能动机制传到反应堆压力容器外的堆腔表面冷却器，再通过自然循环，由空气冷却器将堆芯余热散发到大气(最终)中。5、当发生一回路冷却剂流失的失压事故时，堆芯的余热已不可能由主传热系统排出，只能依靠上述的非能动余热载出系统将堆芯衰变热载出，这样必然使堆芯中心区域的燃料元件温度升高。为了使堆芯燃料元件的最高温度限制在1600℃的温度限值内，模块式高温气冷堆堆芯功率密度和堆芯的直径将受到限制。
效率提高/高温气冷堆
模块式球床型高温气冷堆采用了余热非能动载出的特性，虽大大地增强了安全性，但是其单堆的功率受到了很大的限制。由于球床型高温气冷堆可以提供950℃的高温氦气，充分利用其高温氦气的潜力获得更高的发电功率是提高其经济竞争力的主要发展方向。氦气透平直接循环方式是高温气冷堆高效发电的主要发展方向。高温气冷堆核电厂采用了氦气透平直接循环方式，由一回路出口的高温氦气冷却剂直接驱动氦气透平发电，压力为7MPa，氦气出口温度为900℃，高温氦气首先驱动高压氦气透平，带动同轴的压缩机，再驱动低压氦气透平，带动另一台同轴的压缩机，最后驱动主氦气透平，输出电力。经过整个循环，氦气的压力将降到2.9MPa，温度降为571℃。为了将氦气加压到的入口压力，需先经过回热器和预热器冷却到27℃后，再经两级压缩机后升压到7MPa，而后回到加热器的另一侧加热到558℃，回到堆芯的入口，其流程见图5所示。该循环方式发电效率可达到47％。循环系统系统简单，全部电力系统都集成在同轴相连的三个压力容器内，造价低；避免了堆芯进水事故的可能性；热力循环效率高。
循环系统/高温气冷堆
氦气透平直接循环方式是高温气冷堆高效发电的发展方向。循环系统的主要优点是不需要采用高效回热器，避开了一个技术难点。但是，由于采用氦气?蒸汽联合循环，增加了系统的投资成本，故不能排除堆芯进水事故的可能性。间接联合循环流程为，反应堆出口的900℃高温经过中间热交换器(加热二次侧的氮气)，冷却到300℃，再经过氦风机回送到堆芯的入口。二次侧的氮气经中间热交换器加热到850℃，实现气体透平和蒸汽透平的联合循环。该循环的发电效率为43.7％。由于采用氮气作工质，可以采用成熟的气体透平技术，在现有技术基础条件下具有更好的可行性。但是投资成本增加，也不能排除堆芯进水事故的可能性。氦气热力循环方式都可以得到很高的发电效率，根据技术的发展水平，可以选择合适的循环流程。
主要优势/高温气冷堆
高温气冷堆1、模块式高温气冷堆由于采用非能动余热载出方式，其单堆的输出受到限制，最大热功率只能达到200～260MW。其输出电功率只能达到100MW规模容量，相比压水堆核电厂，其容量规模较小。2、大容量的压水堆核电厂相比较，其发电成本有很好的竞争力，而且可以与当地廉价的煤电成本相比较，高的发电效率：其发电效率比压水堆核电厂高出约25％。3、建造周期短，100MW容量高温气冷堆采用模块化建造方式，建造周期可缩短到两年，与压水堆核电厂5～6年的建造周期相比，降低了建造期的利息，可使建造比减少20％左右；4、系统简单，高温气冷堆具有的非能动安全特性使系统大为简单，不必设置压水堆核电厂中的堆芯应急冷却系统和安全壳等工程安全设施，节省了建造投资。
取得成就/高温气冷堆
高温气冷堆近年来国际上提出了“第四代先进核能系统”的概念，这种核能系统具有良好的固有安全性，在事故下不会对公众造成损害，在经济上能够和其它发电方式竞争，并具有建设期短等优点，高温气冷堆是有希望成为第四代先进核能系统的技术之一。 建成的首座高温气冷堆的压力壳直径4.7米，高12.6米，重150吨，是中国自己设计和制造的迄今体积最大的核安全级。蒸汽发生器直径2.9米，高11.7米，重30吨，堆内有约13000个零部件，总重量近200吨。这些设备的制造成功，使中国成为少数几个能够加工制造高温气冷堆关键设备的国家之一，为高温气冷堆的国产化做出了重要贡献。石岛湾核电站作为中国第一座应用第四代技术的核电项目，最有希望第一个被重新启动建设。与其他核电项目不同，石岛湾的高温气冷堆具有着特殊的意义。它具有四代技术特征，主要由清华大学自主研发，设备国产化率达70%以上。拥有自主知识产权的核电技术，是由“核电大国”转变成“核电强国”的必要条件。由此业界普遍认为，石岛湾核电站最终命运如何，将决定着未来整个国家核电产业的走向。
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高能物理学又称粒子物理学或基本粒子物理学，它是物理学的一个分支，研究构成物质和辐射的组元粒子及其相互作用的物理学科。
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（原标题：探秘高温气冷堆：怎样做到固有安全）
本报记者&瞿&剑迄今为止，核电代际划分的主导因素，毫无疑问是安全性。第三代核电及其之前，通常都以“10的负N次方”这样的事故概率来表达其安全指标；到了“具有第四代核电特征”的高温气冷堆，才首次具备了“固有安全性”这样令人印象深刻的身份标签。这一史上未有的核电安全标签是怎么回事？又如何做到？记者日前参加由中国核工业建设集团公司（以下简称中国核建集团）组织的由7位两院院士随行的高温气冷堆“院士专家行”活动，走访了位于山东荣城石岛湾的200兆瓦高温气冷堆核电示范工程，一探新一代核电的奥秘。“没有最安全，只有更安全”中国核建集团介绍，从被称为原型堆的第一代核电，发展到具有系统安全设计标准并实现了商业化、批量化的第二代或“二代+”（即二代改进型）核电，再到在二代基础上总结提高的第三代核电，其间最重要的逻辑关联，就是安全性的递进；在安全可靠前提下，兼顾效率和经济性。也就是说，“没有最安全，只有更安全”。事实上，没有最安全，只有更安全，在核电业界不仅是常识性的理念，更是数十年一以贯之的实践。为确保核电站安全，世界所有发展核电的国家都制定了各自的安全标准和规定，它涵盖了核电站选址、设计、建设和设备制造、运行直至退役的全方位和全寿命周期。其中，美国核管制委员会（NRC）1982年4月提出的核电站安全标准，以概率作出定量表示，具有代表性，并为各国仿效。大规模放射性释放概率，跟陨石砸中脑袋差不多专家解释，跟公众所理解的泛化“安全”概念不同，从专业角度，绝对的、100％的安全是不存在的。所以，安全指标通常用事故概率来表示，也就是人们常说的“安全是利益和代价的平衡”。具体到核电站，安全控制千头万绪，但总有需优先考虑的环节。国家科技重大专项高温气冷堆总设计师、清华大学核研院院长张作义把“核能安全的关键问题”准确归结为：防止功率失控增长、载出剩余发热、放射性物质的包容。国家科技重大专项大型先进压水堆“核电关键设计软件自主化技术研究”首席科学家杨燕华则简化为两点：厂房内，事故条件下反应堆堆芯熔化的可能性；厂房外，大规模放射性释放的可能性。对应美国核管会要求，概言之，二代核电设计标准为，反应堆堆芯熔化事故概率小于10的负4次方／堆·年，大规模放射性释放概率小于10的负5次方／堆·年，意味着前者10万年一遇，后者100万年一遇；三代核电，则在此基础上各提高一个数量级，意味着大规模放射性释放概率小于千万年一遇，“跟陨石砸中脑袋差不多”。从降低事故发生概率，到根本不让它发生全称为“球床模块式高温气冷堆”的第四代先进核电技术，在张作义看来，其设计圆满解决了他所说核安全的三大关键问题。他表示，这种高温气冷堆采用低功率密度，不需要辅助的安全系统。这种系统的功能实现依赖物理过程，可以实验验证，是一种固有的安全特性，不会发生堆芯融化事故或大量放射性释放事故。2004年，清华大学对高温气冷堆固有安全性进行验证试验：在反应堆正常运行时切断电源，模拟最严重的事故工况；结果反应堆在没有人为干预的情况下依靠自身安全地停了下来。国际原子能机构（IAEA）专家组现场见证了试验过程，并给予高度评价。
高温气冷堆固有安全性的另一基石，是它对包覆颗粒燃料的绝妙设计。张作义指着一座“石榴形”的燃料元件模型说，它直径约6厘米，由超高纯度的石墨组成，其中密布约1.2万个直径0.9毫米的细微燃料颗粒，每颗都有热解碳层、碳化硅层等多层包覆，以保护二氧化铀燃料核芯。这种层层包覆的技术和工艺，可保反应堆燃料元件的最高温度始终不会超过其安全限值1620℃，因此燃料颗粒无论如何不会被烧坏，这决定了高温气冷堆在任何情况下都不会有放射性泄露的可能。这一设计是如此周全，以至国际业界猜想，即使燃料球周边发生一次爆炸，也不足以破坏直径小于1毫米的燃料颗粒。杨燕华把它总结为“以往核电站安全设计是尽可能降低事故发生的概率，而高温气冷堆做到了根本不让它发生”。2012年，中国完整自主知识产权的燃料元件由国际权威的荷兰核研究咨询机构PETTEN进行辐照检测试验。结果裂变气体释放率维持在10的负9次方水平，远优于设计标准，也明显优于其他国家同类元件。据悉，燃料元件即将应用于山东荣成石岛湾200兆瓦高温气冷堆示范电站。
本文来源：科技日报社-中国科技网
责任编辑：李德雄_NT2021
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