汤紫德：日本核泄漏启示我国应加强核电站对海啸的预防

一场突如其来的强震与海啸使全世界的目光都聚焦在日本，一家核电站也因在此次灾难中发生爆炸产生核泄漏变得家喻户晓--福岛第一核电站，它的每一点变动都牵动着人们，尤其是日本本国、邻国以及核电界人士的心。 锆水反应是爆炸元凶 　　

自日本东北部海域3月11日发生9级强震并爆发海啸后，福岛第一核电站放射性物质泄漏，3月12日，日本政府宣布进入核紧急状态，随后事态发展越发严重…… 　　截至3月16日，据日本媒体报道，该核电站的1号、3号、2号、4号机组分别在3月12日、14日、15日清晨及中午发生爆炸，经确认1号机组中直接保护反应堆的压力容器未遭受严重损害，3号机组的反应堆压力容器也没有受损，而2号机组的压力控制池可能在爆炸中遭到损坏，燃料再次完全露出水面，有可能产生更多辐射物质泄漏，4号机组则情况不明…… 　　

"1、2、3号机组发生的爆炸情况有所不同，1号和3号机组单纯属于化学爆炸，是由于事故导致燃料包壳裸露。包壳由金属锆制成，在高温条件下，锆和蒸汽发生锆水反应生成大量氢气，氢气聚集就会发生爆炸。氢爆炸会加快蒸汽中含有的少量放射性物质向大气中泄漏。"原国务院核电领导小组办公室副总工程师、副主任汤紫德告诉记者，"2号机组情况更严重一些，在地震中出现了泄压池损坏，不利于反应堆压力容器冷却，在产生化学爆炸时，使得安全壳也发生损坏。" 　　

据汤紫德介绍，福岛第一核电站在运的共有10台机组，尽管有的机组即将服役期满，而且此次地震也超越了核电站的设计防御等级，但在地震发生后，核电站的紧急安全系统仍实现了紧急停堆，应急柴油发电系统也正常启动，有利于堆芯余热排出。但不到1个小时，地震引发的巨大海啸摧毁了应急供电系统，使反应堆内衰变产生的热量，即堆内余热无法排出，系统压力继续提高，内部水位降低，核燃料棒元件裸露，产生锆水反应，释放大量氢气。为减轻压力容器内部压力，日本方面采用了人工旋松阀门释放压力的方法，形成氢气聚集，随后发生爆炸。 　　

据了解，福岛核电站机组采用的是沸水堆技术，具有三道安全屏障，即燃料包壳、压力容器和安全壳，1、3号机组的安全壳并没有被破坏，所以辐射泄漏危险较小，而2号机组严重一些，据悉，法国核安全局因此将此次事故定为6级事故，仅次于当年的切尔诺贝利核电站事故。 　

"但与当年的切尔诺贝利事件不同，此次不会发生大量核放射性泄漏。最坏的情形就是堆芯缓慢融化，在具备充分冷却的条件下逐步冷却凝固，可避免大量放射物质跑到环境中去。"汤紫德说。 应加强核电站对巨大海啸的预防 　　

而由日本核反应堆爆炸事件反观我国，有哪些启示与警示呢？汤紫德认为，总体来讲我国核电站是安全的，但在应对巨大海啸方面的设计准则还需要完善。 　　

目前，我国建成投运的核电机组共13台，与日本福岛核电站应用的20世纪60年代的技术不同，我国所建造核电站均为20世纪80年代和90年代后改进型或革新型，安全系数相对更高。 　　

"而且，在选址时，严格遵照了国家核安全法规中关于地震及其他灾害等方面的要求，会选择在稳定的地质板块上建造。随着技术进步，我国核电站所应用的设备、设施也得到了很大提高，而且在电站运行过程中，电气设备、仪控系统、安保系统等也在不断更新、完善，对于一般的自然灾害完全可以抗御。"汤紫德说，如秦山一期核电站，在设计建造时就参考了当地历史记载的最大地震裂度，并在此基础上增加很大裕度对建筑物和设备等进行设计、建造。 　　

据了解，我国核电站设计会考虑内部事件和外部事件，地震就是外部事件之一，在设计时会确定设计基准地震加速度，作为整个核电站抗震能力考核的标准，也叫做安全停堆地震。该数值会参考此地区历史上发生过的最大地震，或还没发生过、理论上计算最大的地震，并增加冗余度，确保安全。我国秦山一期核电站设计的地面加速度是0.15g（一般不低于烈度8度），广东大亚湾核电站是0.2g，新建造的AP1000核电站是0.3g。   

"我国核安全法规对核电站的防震有明确要求，建筑物和所应用设备都要做相关的抗震实验。但在防范海啸方面还没有明确指标约束。而此次日本核泄漏事件越来越严重恰恰是因为在设计时缺乏对海啸的足够预防造成的，是个重大教训，很可能对我国核电的安全设计准则产生影响。"汤紫德提醒说，"不过也不必过于恐慌，因为我国海岸线情况不同于日本，我国沿海地区的大陆架是平缓向下的，日本则为很深的海沟。我国即使出现大地震也不会引起如此次日本发生的巨大海啸。" 　　

而经历了此次日本核泄漏事件，如何彻底解决核电站的安全隐患也成为各方关注的重点，美国西屋公司采用非能动安全系统设计的AP1000再次被推到台前，获得了更多人的肯定。据业内专家解释，该机组就像在反应堆上方顶着多个千吨级水箱，一旦遭遇紧急情况，不需要交流电源和应急发电机，在72小时内，仅利用地球引力、物质重力等自然现象就可驱动核电厂的安全系统，冷却反应堆堆芯，带走堆芯余热，并对安全壳外部实施喷淋，从而恢复核电站的安全状态。