规模发展核电是我国能源可持续发展战略的重要组成部分。我国核电界对规模发展核电的技术路线在福岛核事故前已形成广泛共识：二代核电持续改进与引进三代核电并行不悖，应同步推进。在引进三代技术时，为规避风险, 政府做出了非能动（AP1000）与能动（EPR）同时引进的慎重决策，体现了“两条腿走路”、多技术路径同步推进、积极稳妥发展核电的方针。

应当看到,福岛核事故在公众心目中留下了挥之不去的阴影，也形成了对核电安全的一些认识误区，例如：二代核电不安全，三代核电才安全；非能动系统比能动系统安全； PSA计算结果等于安全性等。如果真是这样，我国核电发展的技术路线的可选择性越来越小,核电规模应用的前景堪忧。业内专家对于这些问题也持有不同的观点。带着这些问题，本人查阅了一些技术报告，形成如下看法。

渐进型先进堆和创新型先进堆

要回答二代核电、三代核电的安全性问题，首先要从国际原子能机构（IAEA）对全球先进堆（三代）设计的评价说起。IAEA 2004年发布了题为“先进轻水堆设计现状”的技术报告，目的是为成员国有技术背景的官员和研究院所，在制定本国核电发展计划时提供参考。报告将先进堆（三代）设计分为两类：

渐进型（Evolutionary）设计：基本上传承了现有堆型的设计，通过经验反馈和采用新技术（包括非能动技术），改进反应堆的安全性能。渐进型反应堆在商业化应用之前需要进行工程确认性试验。

创新型 (Innovative) 设计：与现有堆型有显著的区别。在商业化应用之前，需进行大量的验证和试验，包括建设示范电厂或者原型堆电厂。

IAEA按照先进堆（三代）的评价标准，筛选了19项大型先进轻水堆的设计。

这19项绝大部分都属于渐进型设计（包括韩国、欧洲、俄罗斯开发的先进压水堆，已经投入运行的先进沸水堆，中核集团设计的CNP1000等）。AP1000从概念性设计阶段就被定位为创新型先进堆。最有代表性的渐进型先进压水堆是韩国的标准堆和现已走出国门的APR-1400。先进轻水堆绝大部分属于渐进型。渐进型设计看来是当代先进堆发展的主流。

从现有堆型（二代）发展到先进堆（三代）是一个持续改进的渐进过程，之间很难认定“代沟”，在安全性上也很难区分出显著性差异。在国际正式文件中，也都避免采用“代际”的提法。这样比较科学。

我国现有的二代核电是在三里岛核事故20年后,高起点起步、引进国际成熟先进技术、经过持续技术改进发展起来的，良好的安全性已经过长期工程实践的验证，很可能实际的安全性已经达到先进堆的水平。

创新型先进堆从概念性设计到商业化应用，需要进行大量的试验和验证，以及原型堆（或示范堆）的工程验证。通过安全评审的难度也大。至今还没有大型创新型先进压水堆建成，说明它极具挑战性。创新型先进压水堆的代表――AP1000首堆目前尚处在建设阶段，现在评价其技术性能还为时过早。

非能动安全与能动安全

能动安全系统与非能动安全系统孰优孰劣，一直是核电界的热门话题。对这两种安全系统的全面评价，涉及安全性、经济性和对核电站运行性能的影响等方面。

安全性能评价

非能动安全系统的主要优点：一是不依赖外部能源供应，只靠自然力（自然循环、重力、压力储能）应对严重故障；二是对电站设备失效和人因错误不敏感。在理论上，它的安全性优于能动系统。

非能动安全系统的主要缺点有：低驱动力自然循环过程与反应堆中的热交换过程耦合，使非能动系统中的热工水力过程变得极其复杂。这种过程容易受环境条件的微小变化的影响而偏离预期的运行状态，发生所谓“物理过程失效”。

IAEA组织的一次非能动安全系统应用国际会议的结论指出：应该对非能动安全设备和系统的潜在失效模式进行仔细评估，以确定可能出现的新故障机理。

另外，非能动安全系统缺乏试验数据和运行经验。IAEA的一份技术文件指出，过去30-40年全球对能动安全系统中的热工水力过程、评价软件、设计工具已进行了十分详尽的研究，积累了大量的试验数据和运行经验，而对非能动安全系统中的热工水力过程的了解甚少，试验数据有限。非能动安全技术的广泛应用，需要作进一步的试验研究和工程验证。

非能动安全系统的可靠性：因为非能动安全系统有可能因热工水力过程的不稳定而失效，所以非能动安全系统的可靠性成为国内外近年的重点研究课题。其可靠性包括非能动设备（如管道、阀门）的可靠性，需要研究系统中硬件失效（如阀门失效，不能启动安全系统）对整个安全系统可靠性的影响；物理过程的可靠性，需要研究热工水力过程的不稳定性、失效模式、发生概率及对整个非能动安全系统可靠性的影响。

非动能安全系统可靠性评价方法：概率安全分析（PSA）已成为分析核电站安全性的有力工具。现有PSA是针对能动安全系统发展起来的概率风险分析方法，适用于设备失效（包括人机界面）带来的安全风险评价，没有考虑非能动系统中物理过程失效对安全系统可靠性的影响。如果沿用现有的PSA来评价非能动系统的安全性，会得出过于乐观的结果。例如，用现有的PSA计算AP1000 的CDF、LERF，可得出比能动系统低2个数量级的结果。“AP1000 的安全性比二代反应堆高两个数量级”的说法可能来源于这个计算结果。PSA的计算过程并无错误，问题出在现有的评价工具不适用非能动系统。

将硬件失效和物理过程失效的影响融入PSA评价体系，需要解决许多困难问题，包括建立非能动系统热工水力过程仿真的数学模型。评价非能动安全系统的另一困难是，非能动设备（如阀门）可靠性的数据缺乏。

经济性评价

一般认为非能动系统（减法）一定比能动系统（加法）更经济。但有专家认为，非能动系统因简化减少了投资，但尺寸较大，可能会因抗震要求增加费用。此外，非能动特殊设备的研发和制造费用昂贵，可能会抵消简化带来的效益。

对电站运行性能影响的评价

这方面的评价内容包括：非能动系统对核电站的运行方式灵活性、响应速度是否有不利的影响；在核电站寿期内，非能动设备（管道、阀门等）的老化管理和实施在役检查及试验的可操作性。很明显，在这方面，非能动系统都逊于能动系统。

以上的内容可以归纳成如下几点：

1.由于低驱动力的热工水力过程的不稳定性,非能动安全系统的失效模式、发生概率、影响因素和它的适用范围，需要进一步仔细研究；

2.非能动安全系统的可靠性与设备可靠性、物理过程可靠性有关；

3.常规PSA没有考虑物理过程失效对安全性的影响，用于评价非能动系统的安全性会得出过于乐观的结果；
4.用改进的PSA评价两种系统的安全性的初步结果显示，非能动与能动系统的安全性没有显著性差别；

5.非能动安全系统的实际应用，还需要考虑经济性和对电站运行性能的影响；

6.PSA是一种安全风险定性评价的工具，计算结果不等于安全性。

非能动安全技术是一项重要的核电先进技术。任何新技术都有两面性，对它的评价不能绝对化。为了使非能动安全技术的应用收到实效，需要开展非能动安全系统可靠性的研究，特别要研究降低物理过程失效带来的风险，并开发适用的评价方法和设计工具。

同步推进中国渐进型先进堆的研发与引进先进堆的工程示范

福岛核事故重创了全球核电事业，也使中国核电的发展面临许多难题。为了推动中国核电的健康持续发展，需要按照“两条腿走路”的方针，毫不动摇地继续同步推进中国渐进型先进堆的研发和引进的三代核电的工程示范。

中国式渐进型先进堆的开发和规模应用有利的条件：现有的反应堆已非常接近先进堆的水平；设计吸取了福岛核事故的经验教训，进一步提高了安全性；有大量运行经验的支持；与现有核电产业链能有效地链接；经济性好、有利于规模应用；获得完全自主知识产权的困难较小。因此，中国渐进型先进堆（例如联合开发的“华龙一号”）的研发和应用应作为国家战略给与重点支持。