日本核电事故已经过去许久，但这一事件给了我们深刻的警示。“中国核电的‘后发优势’有技术成熟度和工程建设水平上的明显特征，吸收了国内国际上的经验反馈，安全水平优于现役国际同类核电站”。
据《瞭望》9月14日报道，福岛核事故发生后，出于审慎的态度和安全至上的原则，核电“国四条”的部署应需而生。国务院常务会议要求，立即组织对我国核设施进行全面安全检查，切实加强正在运行核设施的安全管理，全面审查在建核电站，严格审批新上核电项目。
事故第5天，中国便对核电安全大检查作出部署。在9个多月的时间里，对全国41台运行、在建核电机组，3台待建核电机组，以及所有民用研究堆和核燃料循环设施等，进行了综合安全检查。反应之灵敏、重视之程度、启动速度之快，全球少有。
“检查的结果令人欣慰。”日前，中国工程院院士、秦山二期工程总设计师、国防科学技术工业局专家咨询委委员、核安全专家委员会委员叶奇蓁在接受《瞭望》皇家线上官网（中国）有限公司周刊专访时表示，“预防类似福岛核事故，已经有短期、中期、长期计划和相应对策，而且每个核电站都有针对性的改进措施。”
“福岛核事故应当成为我们改进的一面镜子。”他同时认为，发展核电是中国的战略选择，但安全是核电的生命，中国的核电要取得长远的、可持续的发展，核电发展就必须安全、高效地推进。
我国运行核电站总体上是安全的，核安全监管是到位的
《瞭望》：福岛核事故后，我国立即启动了核电安全大检查。在这个过程中，主要发现了哪些问题呢？
叶奇蓁：我国核电综合安全检查的总体结论是：我国核安全标准全面采用国际原子能机构的安全标准，核安全法规标准体系与国际接轨。民用核设施在选址中对地震、洪水等外部事件进行了充分论证。核电厂在设计、制造、建设、调试和运行等各环节均进行了有效管理，总体质量受控。
检查发现的问题主要是：个别核电厂的防洪能力不满足新的要求，个别民用研究堆和核燃料循环设施抗震能力未达到新的标准，部分核电厂未制定实施严重事故预防和缓解规程。对这些问题有关部门和企业迅速组织整改，目前已取得阶段性成效。
《瞭望》：针对我国核电安全，如何认识和吸取福岛核事故经验教训？
叶奇蓁：从福岛核事故中可以看到，应当采取以下改进措施，包括：加强极端自然灾害时的核电站防水淹措施；增加在极端自然灾害时的应急补水措施；在现有电源可靠性基础上，增加在极端自然灾害时全厂断电情况下的临时移动电源；增加乏燃料水池的应急监测装置；增加应急情况下的氢监测和控制设施；保证应急控制中心在极端自然灾害时的可居留性；应急辐射环境监测改进，保证在极端自然灾害时监测的可靠性；建立外部灾害的预警及制定防灾预案；制定严重事故管理导则、极端灾害缓解导则等措施。
我国吸取福岛核电事故的教训，根据在建核电站建造程度不同，已经采取相应改进措施，防范极端自然灾害可能带来的安全隐患。
《瞭望》：中国核电的“后发优势”体现在哪些方面？
叶奇蓁：目前，我国核电机组大多采用上世纪90年代以后的新机型，称为二代改进型，技术水平达国际同类先进。基本实现自主设计、自主制造、自主建设和自主运营，建成了完整的核燃料供应体系。在运、在建电站安全性能都大大提高，堆芯损坏概率(CDF)、放射性早期大量释放概率(LERF)、放射性大量释放概率(LRF)接近三代安全技术水平。在运核电站的年负荷因子达到85%90%，也就是除了换燃料的时间外，基本都是在正常运行。
对于运行核电站，总体上是安全的，核安全监管是到位的。预防类似福岛核事故，已经有短、中、长期计划和相应对策；每个核电站都有针对性的改进措施。全部核电机组运行水平均在国际中上水平。
目前，我国大陆地区已投入运行的核电机组共15台，迄今从未发生过国际核事件分级(INES)2级及以上的运行事件，也从未发生过对人员或环境造成污染和危害的事件。核设施周边的辐射环境水平始终保持在天然本底涨落范围内。尽管我国运行核电机组数量不断增加，但运行事件数量却呈现总体下降趋势。
在建核电站进展良好安全、质量受控。中国核电的“后发优势”有技术成熟度和工程建设水平上的明显特征，吸收了国内国际上的经验反馈，运用了当前科技发展的新成果，在设计上采取了一系列改进，提高了安全水平，优于现役国际同类核电站。同时，设备国产化率达到80%左右，工程建造质量受到严格控制。
“必须采取最严格的安全措施”
《瞭望》：保证核电站及环境安全具体有哪些要求？
叶奇蓁：有三项基本要求：一是反应堆安全停闭。反应堆一旦出现故障，反应堆要停下来。如果出现事故，里面还存在核反应，热导不出来了，事故会越来越大；二是确保反应堆余热导出。核电站跟火电站不一样，火电站停止燃烧就没有能量了，最多潜热而已，核电站还有一些余热，大概是原功率的6%7%，一天左右衰退到1%2%，300万千瓦热功率的核电机组的6%相当于18万千瓦，这是相当大的数字，所以一定要把这些能量导出来；三是放射性安全壳内包容。如果遵守了这三条原则，即使发生任何事故，也不会对环境发生影响。
《瞭望》：我国的核电设计中采取的安全措施具体包括哪些？
叶奇蓁：核电设计必须采取最严格的安全措施。抗地震设计方面：厂址必须远离断层，具备抗安全停堆地震的能力，其年超越概率为0.01%，厂房的地基应安放在基岩上，中国的设计是这样的。而日本的设计很有争议。日本的东海岸正好处于亚洲和太平洋板块的交接处，日本人也承认不应该在这里建核电站，美国人说在美国一定不会出现像福岛第一核电站一样的核事故。
在防洪水要求方面：福岛第一核电站地震破坏的一小时之内，安全保护系统及应急电源是正常工作的，如果没有海啸的话，福岛第一核电站也不会出现核事故，我们看到5、6号机组没问题。在基准厂平面上的应急电源没有被水淹的机组没问题，而被水淹的机组出问题了，所以我们要考虑外部洪水事件组合。包括最高天文潮、可能最大风暴潮(台风)、海啸、海平面上升、暴雨洪水、上游溃堤，以及波浪影响，超越概率为0.1%，使厂坪高于基准洪水位，即干厂址。什么是干厂址？就是在最大的洪水面前，淹不到。
电源可靠性方面：每个机组两台主厂用变压器，从主网供电；一条专用后备外电源及两台备用厂变；两台核安全级的应急柴油发电机，提供应急电源；厂区还设置一台附加柴油发电机，提供后备应急电源。
防氢爆措施方面：设有氢浓度测量装置，监测氢浓度；配有移动式氢复合装置，现增加非能动氢复合装置，以便随时进行氢复合。
防止安全壳超压失效方面：设置安全壳过滤排放系统，过滤掉放射性杂质、气溶胶、元素碘，然后再经金属棉过滤，排入大气，既防止安全壳超压，又避免污染环境。
防止压力容器超压和高压熔堆方面：设置稳压器快速卸压系统，在严重事故情况下迅速降低压力容器的压力。
除了这些措施外，现在正在开发堆腔注水系统，防止堆芯熔融物泄出压力容器。
实现核电安全高效发展
《瞭望》：核电技术路线的选择是争论比较多的话题，我国在技术路线的选择上主要有什么考虑？
叶奇蓁：我国中长期核电发展规划(2005—2020)确定了“坚持发展百万千瓦级先进压水堆核电站”，“按照热中子反应堆—快中子反应堆—受控核聚变堆三步走”的核电发展战略，使我国尽快实现先进压水堆核电工程设计、设备制造、工程建设和运营管理的自主化，形成批量化建设中国品牌先进核电站的综合能力，实现核电技术的跨越式发展，赶上世界核电先进水平。
目前，我国核电发展的技术路线主要包括几个方面：一是继续坚持压水堆堆型路线，二是以三代先进压水堆作为我国核电机组系列化的基础，三是适当建造一批二代改进型的压水堆机组，四是跟踪研究借鉴其他堆型的第三代先进核电技术，五是跟踪第四代核电技术和堆型的研究和开发。
《瞭望》：在刚才提到的技术路线中，压水堆多次被提到，有什么特殊的考虑？
叶奇蓁：中国近30年来建造运行的机组，除了两台是重水堆外，其余全部为压水堆机组。中国目前在核电技术、制造、营运等方面建立的基础也是以压水堆为主，继续坚持压水堆路线对于我国核电持续发展最为有利。
从安全性上看，压水堆核电站有四道屏障，核裂变产物是固定在这四道屏障之内的。
第一，二氧化铀芯块能包容98%的裂变碎片及其裂变产物；核裂变以后，铀原子分裂为两个碎片，及两到三个中子。这两个碎片有放射性，放射像α射线、β射线、伽马射线等，裂变以后，碎片会在二氧化铀的芯块中，不会溢出来，芯块不熔化，放射性的碎片会保留在二氧化铀的芯块中，二氧化铀本身就起到了包容裂变碎片的作用，但裂变产物是随机的，可能有2%是气态的，98%的裂变产物是固态的，气态的可能会跑出来。
第二，锆合金包壳管把燃料和裂变产物封闭起来，里面留有小小的空间，且空间里有弹簧，气态裂变物聚集在顶部，储存起来，包壳管不破，气体就不会出来。
第三，压力边界能包容带有放射性的高温高压冷却剂。压力边界内的水在150个大气压下工作，工作过程中不容许有泄漏，因为冷却剂水有放射性，核电站投产时，试验过219个大气压，是实际压力的1.33倍，保证不泄漏。
第四，安全壳能抵御外部破坏，如龙卷风、飞机撞击等，还能在严重事故下防止放射性外泄。内面衬有6毫米厚的钢衬里，焊接成一体，外面是1米厚的预应力钢筋混凝土，运行的时候是封闭的。
《瞭望》：目前，世界上压水堆三代核电主要在中国建设，其安全性方面又有了怎样的改进？分别有什么特点？
叶奇蓁：目前世界上在建的压水堆三代核电主要有AP1000和EPR两种，压水堆三代核电机组全球总共在建8台机组，中国占6台，中国处于领先地位。AP1000的4台核电机组全部在中国建造。EPR核电机组在建工程一共四台机组，一台在芬兰，仍未建成；一台在法国，两台在我国的台山。目前台山EPR项目建设顺利，一号机已吊装安全壳穹顶，进入全面安装阶段。可能会超过法国机组工程进度。
AP1000具有非能动安全系统、严重事故预防和缓解、双层安全壳、全数字化仪控和先进控制室、模块化施工等特点。其非能动安全系统包括非能动安注以及非能动余热排放系统、多级自动卸压系统、非能动安全壳冷却系统。这一系统的设计使设计基准事故和超设计基准事故的处理和缓解，以及事故后衰变余热的导出不依赖依附于电源系统的能动设备，同时使事故工况下大气成为最终热阱，而不需要泵送冷却水排除事故中释放的热量。严重事故预防和缓解方面主要采用了堆腔淹没技术、安全壳内氢点火和氢复合系统。
EPR具有高功率(1500MWe1700MWe)、4通道安全系统、严重事故预防及缓解、全数字化仪控和先进控制室、模块化施工等特点。EPR使堆芯熔化概率降低到10-6/堆年以下，并能实现在发生严重事故时，缓解事故后果，不使放射性污染环境。从实际上消除放射性事故对环境的影响。
AP1000和EPR型等核电机组是上世纪90年代以后国际上开发的新一代核电机组，从设计阶段就比较充分地考虑了严重事故的预防和缓解，设计安全水平进一步提高。我国正在对引进的三代核电技术进行消化吸收，根据自身的经验特点开发新的三代机型，形成批量化建设中国品牌先进核电站的能力。这将更有利于我国核电安全、高效、有序地发展。
