具有完全非能动安全冷却系统的压水堆核电站

作者系清华大学核研院退休教授肖宏才

摘要:
        在本文中提出了用自然力直接触发启动压水堆核电站一整套完全非能动的停堆安全冷却系统。这里的自然力主要是指一回路运行工况转换时由于其压力分布变化所形成的压差力。在这一系统中，当进行停堆或发生某种一回路事故工况时，相应的安全冷却系统便自然地投入运行，立即缓解事故后果，将事故时一回路释放的能量及堆芯余热非能动地排入最终热阱。在全过程中不依靠自动控制系统、能动设备及任何人为因素的介入，即可确保对堆芯余热无限期的安全冷却能力，能够将此压水堆核电站发生向环境泄漏放射性物质的严重事故发生概率实质上降为零，排除对核电站周围居民进行事故疏散的必要性，彻底解除公众对核电安全的疑虑。
        实施本文中提出的压水堆核站完全非能动停堆安全冷却系统，完全立足于采用现有成熟技术，因而在近期内即可应用于无严重事故风险新型第三代压水堆核电站的设计与对现有第二代压水堆核电站的技术改造项目。
        立足于现有压水堆核电站的运行经验，只要进一步采用完全非能动原则，实现固有安全，排除严重事故风险，那么压水堆核电站在近期内即能够成为电网的主要支柱，为破解全人类所面临的严酷环境问题做出重大贡献。

关键词：
        核电安全，压水堆，安全冷却系统，自然力，完全非能动。


        一．目前核电发展所面临的困难与走出困局的方向
        核电在正常运行条件下已被证明它是清洁、环保及经济的能源，是多数经济发达国家支持电网基载负荷及保障国家能源安全的不可或缺的主要能源支柱之一。
        但至今核电站尚不能摆脱的一个根本性缺点是存在一定的发生严重事故的可能，虽然概率极低，但其后果根本无法接受，造成了核电站周围居民对核电安全的疑虑。特别是于2011年3月11日发生的日本福岛第一核电站1、2、3号反应堆堆芯熔化和4号反应堆厂房乏燃料储存水池损坏的严重事故，使周围环境受到了放射性污染，因而在不少国家公众之中形成了一定的反核倾向，对今后的核电发展造成了相当的困难。
        为提高安全性，第二代压水堆核电站不断扩展冗余原则，结果虽然事故概率有所下降，但系统变得越来越复杂，核电投资及建造周期都明显增加，关键是安全问题并未因此而获得最终解决。从上世纪八十年代起，为提高核电站的安全性，非能动安全冷却装置开始受到重视，其中应用非能动安全冷却系统程度最高的是AP-1000。但它也只是在安全冷却系统的运行过程中贯彻了非能动原则，而其启动仍然采用能动方式，结果也只能继续降低严重事故发生的概率，但在原则上却不可能将其转化为零。至今在公开文献上还从未出现过可以使核电站完全避免严重事故的任何现实方案，所以就连在第三代核电站国际公认的安全要求中也只能规定要把核电站发生严重事故的概率降至在合理可行条件下尽可能低的数值（As-Low- As-Reasonably Achievable）.可以看出，这种要求尚难以最终完全解除公众对核电安全的疑虑。所以，只有建立实质上无严重事故风险的新型核电站才是未来核电发展的必由之路。
        本文作者经分析找出了现有核电站始终不能摆脱发生严重事故风险的根本原因，并提出了一套完整的可用自然力直接触发启动的压水堆核电站完全非能动安全冷却系统。这样在停堆或出现事故工况后，相应的安全冷却系统即自然地由备用转入工作状态，从启动到后续运行只立足于发挥反应堆系统内在的固有安全因素、自然力及自然规律的作用，不依赖于任何人工操作、能动设备及自动控制系统，即可以保证对反应堆无限期的安全冷却能力。从而在反应堆的安全冷却系统中排除了一切带有失误概率的不确定因素，实现了完全非能动原则，为建立无严重事故风险核电站奠定了必要的基础。希望本文提出的具体方案能够对我国自主发展核电事业，并推动世界早日进入实质上无严重事故风险核电的成熟发展时期做出实际贡献。
        二．技术背景
        反应堆的突出特点之一是停堆后的剩余发热量很大，在堆芯失冷失水的条件下注定会发生堆芯熔毁事故，因而停堆后对堆芯剩余发热的安全冷却刻不容缓，绝不容许有任何失误发生。但现有核电站的安全冷却普遍采用能动系统设备，其一定的失效失误概率从本质上说与停堆冷却绝对确定无误的要求是不相容的，因而在半个多世纪的核电发展史中曾数次出现过堆芯熔化事故。
        第一次是发生于1979年的美国三里岛核电站事故。这座核电站本来用的是B&W公司制造的配有直流蒸汽发生器的新设备， 但在处理一般性运行事件过程中,操作员在紧急情况下进行了连续二十几次错误操作，最终导致了堆芯部分熔化，所造成的直接经济损失估计达二百亿美元，间接经济损失超过两千亿美元，同时也对其它一些国家的核电发展计划造成了明显的负面影响。
        第二次是发生于1986年的前苏联切尔诺贝利石墨慢化大功率管式沸水堆的反应堆爆炸事故。该电厂使用的也是刚投入运行不久的新设备。但在一次停堆试验过程中长时间靠近低功率正反应性系数的危险区段运行，同时又人为地关闭了全部安全保护系统，包括至关重要的最后六道停堆保护系统，于是造成了反应堆爆炸的灾难性后果。这一严重事故极大地打击了全世界的核电发展，甚至于有个别国家从此完全终止了核电发展计划。
        虽然三里岛压水堆与切尔诺贝利反应堆的设计都有一定的先天缺陷，但如果没有上述那些不可思议的人因错误，也不会由一般性的运行事件转化为最终的灾难性后果。
        最近一次发生于2011年3月11日日本东京电力公司福岛第一核电站1、2、3号反应堆堆芯熔化事故，同时4号反应堆厂房乏燃料储存水池也遭到严重损坏。日本东京电力公司的这座核电站起初承受住了九级以上的地震，但随后二三十米高海啸的袭击瞬间摧毁了安全壳以外的全部安全冷却设施，立即形成了堆芯失冷失水的状况，在高温的燃料元件锆包壳与水的激烈化学反应中又形成了大量的氢气，其爆炸完全破坏了反应堆厂房建筑，使堆内的气态及可挥发裂变产物全部进入大气，造成了严重的环境污染，因而不得不疏散核电站周围居民，并由此引起了日本和其他不少国家居民的强烈反核意识。
纵观这五座反应堆堆芯熔毁事故，明显可以看出，在反应堆安全冷却系统中，人因错误与能动设备失效是造成稀有严重事故的决定性因素，是与核电确定无误的堆芯余热冷却安全要求绝对不能相容的。
        为了提高核电的安全性，在其安全冷却系统中减少具有失误概率的不确定因素，从上世纪八十年代起，在核科技与工程界内逐渐对反应堆非能动安全冷却给予了越来越多的关注[1]，其中最有代表性的是AP-1000压水堆核电站[2]（西屋公司）设计。其堆芯余热冷却、一回路安全注水及安全壳冷却系统的运行都采用了非能动方式，因而在一定程度上提高了压水堆的安全性，将堆芯熔毁及向环境释放大量放射性物质的严重事故概率比现有压水堆又降低了约两个数量级。
        但是在AP-1000核电站中对这些安全冷却系统的启动仍然依靠自动控制系统发出的安全指令，用以去打开某种能动阀门（AP-1000堆芯余热冷却系统中的常关气动阀门以及安全注水系统与安全壳冷却系统中的爆破阀）。然而自动控制系统与能动阀门都不可避免具有一定的失误或失效概率，因而在AP-1000核电站中尚不能将严重事故的发生概率降为零。其原因即在于AP-1000核电站的安全冷却系统中只是部分地实现了非能动原则（非能动的运行方式与能动的启动方式），因而AP-1000核电站的安全仍是概率性质的。尽管其严重事故的发生概率极低，但因其后果完全不可接受，所以其风险仍是不可忽视的，而且这一风险也正是一些国家公众反对核电的根本原因。
        三．在压水堆核电站中实施安全冷却系统完全非能动原则的内在依据与自然力的作用
        在一个统一的物理体系内，热能由高温区向低温区传递，势能由高能区向低能区扩展都是自然规律。在从压水堆堆芯一直到最终热阱的整个物理体系内，堆芯处的温度与压力最高，而热阱处则最低，因而在一个合理设计的反应堆安全冷却系统内，可以把高温高压的破坏潜力转化为可贵的动力，用以将堆芯余热自然地由堆芯传至最终热阱，其间不需要籍助于自动控制系统、能动设备及人为操作等这些含有一定失误概率的不定因素的介入。这正是在压水堆安全冷却系统中能够实现完全非能动原则的内在依据。
        核电装置具有很多内在的固有安全因素，如堆芯反应性的负温度系数及自然循环等，可用以保障核反应堆的安全。其中，自然力的作用具有确定无误的本质，能够全面满足反应堆安全冷却系统的基本需求。本文推荐利用自然力直接触发启动非能动运行的压水堆安全冷却系统，实现其完全非能动原则。当在反应堆系统中发生某种事故停堆后，相关的安全冷却系统即可自然地转入工作状态，以保障核电的绝对安全。
        在本文中所使用的自然力，主要是指在压水堆一回路中因运行工况转换（包括发生事故工况）而引起各点压力变化所形成的力，其值在每平方厘米面积上的作用力可达数公斤到数十公斤以上，足够直接用以改变某种特定阀门的开关状态，以便立即自然地启动相关的安全冷却系统。
        为了满足对第三代压水堆核电站的安全要求，涵盖全部设计基准事故，其安全冷却装置必须包括堆芯余热冷却、事故紧急安全注水及安全壳冷却这三个功能。在本文中提出了完全非能动安全冷却装置各系统的具体实施方案，采用这种装置的核电站以下简称为AAP（Advanced All Passive）先进压水堆核电站，现对各系统分别叙述如下。
        四．AAP完全非能动的堆芯余热冷却系统
        AAP压水堆的冷却系统由两部分组成：第一部分是反应堆一回路，包括堆芯1、压力壳2、一回路冷管道3、主循环泵4、蒸汽发生器5、二回路给水管道6、二回路主蒸汽管道7以及一回路热管道8（见图1. A.），用于核电站正常发电的功率运行；
        第二部分是完全非能动的堆芯余热冷却系统，包括单向阀10、余热冷却器12、提升筒13、常压大容积水池14、池水空冷器16、止回阀21以及各相应的联结管道。
        单向阀10是反应堆一回路与堆芯余热系统之间唯一的联接设备。在单向阀10中，其阀座的上端通过连结管9与堆芯1的出口一侧相联；而其下端则通过热水管11、余热冷却器12及冷水管20与堆芯1的入口一侧相联。
        这样的连结方式使单向阀10的开关状态只取决于堆芯的流体力学工况：即当一回路正常工作时，堆芯1的入口压力高于其出口压力，这一堆芯出入口的压差力将单向阀10的阀芯推至其顶部的上限位置，如果此阀门的流通直径为16厘米，则由堆芯压差所形成的向上推力可达一顿左右，足可使单向阀10处于可靠的自然关闭状态。在这一工况下，堆芯余热冷却系统的另一端通过冷水管20与一回路相联，保持压力沟通但并无水的流动，因而堆芯余热冷却系统自然处于与一回路相隔离的备用状态（见图1.A.）。

图1.A. AAP压水堆核电站主回路正常功率运行工况
Fig1.A Normal operational regime of main loops of AAP PWR nuclear power station 

        1.堆芯 2.压力壳 3.一回路冷管道 4.主循环泵 5.蒸汽发生器 6.二回路给水管道 7.二回路主蒸汽管道 8.一回路热管道 9.连接管 10.单向阀 11.热水管 12.余热冷却器 20.冷水管 21.止回阀 22.脐带管 23.压水堆 


        无论出于什么原因（计划停堆或事故停堆），当循环泵4停运后，堆芯1的流动阻力消失，随之单向阀10的阀芯失去向上的推力，因而由于自重作用而下落，随即自然开启单向阀10使堆芯余热冷却系统转入工作状态（见图1.B.）。

图1.B. AAP压水堆核电站堆芯余热冷却工况
Fig1.B. Residual heat removal regime of AAP PWR nuclear power station

        8.一回路热管道 9.连接管 10.单向阀 11.热水管 12.余热冷却器 13.提升筒 14.常压大容积水池 15.送水管 16.池水空冷器 17.外层安全壳 18.钢制安全壳 19.回水管 20.冷水管 21.止回阀 22.脐带管 23.压水堆

        这时，堆芯1出口的高温水依次经由连结管9、单向阀10、热水管11、余热冷却器12及冷水管20依靠自然循环流动返回到堆芯1的入口，继尔流进堆芯1载出堆芯余热,并通过余热冷却器12将此热量传入常压大容积水池14内的存水，从而完成了一回路堆水的余热冷却循环。
        此后，当一回路再次启动运行时，主循环泵4投入正常运行后在一回路建立起正常流动，在堆芯1的出入口压差力作用下单向阀10重新自然关闭，使堆芯余热冷却系统重又与一回路隔离，恢复其积极的备用状态。
        堆芯余热冷却系统的启动使用频率极低，但需要它启动时，它却必须能够可靠地立即启动投入有效运行，不能容许有任何失误或延迟，因而平时如何监督确证该系统各个设备都处于随时可投入运行的良好工作状态，一向是一大难题。为解决这一难题，在本文实施方案中从主循环泵4的出口直接引出一小股流量，经脐带管22进入止回阀21，然后由热水管11引出，流经全部堆芯余热冷却系统后再经冷水管20返回反应堆一回路。这条小流量分支能够发挥以下几项作用：
        1.根据堆芯余热冷却系统各点的热工参数量测结果，监督并确认该系统各设备完好的可工作状态；
        2.可使堆芯余热冷却系统进水的热水管11始终保持高温，避免热水管11因长时间没有流动而使其水温与周围环境温度平衡。小流量液体流经余热冷却器12时放出热量，因而使其回水的冷水管20始终保持低温。这样，每当堆芯余热冷却系统启动时，立即便有正常的自然循环运动头发挥作用，为在过度过程中堆芯1时刻不失冷创造条件；
        3.把启动过程中出现的热冲击点由余热冷却器12入口管板等厚壁部件推移至其管束，这里是薄壁部件而且有一定的自由热膨胀补偿能力，减少系统启动时刻在该系统部件中所造成的热应力。
        以上各项措施可改善堆芯余热冷却系统的工作性能，使其不但可用于很少出现的事故停堆，而且也可用于计划停堆，因而极大地简化了系统设备及运行管理程序。计划停堆前可有一个短时期的低功率运行阶段，因而停堆后转向余热冷却的过程更为平缓。在计划停堆过程中，停堆停泵后运行人员原则上可以即时离去，因为此后堆芯余热冷却系统的工作从启动到无限期的运行都完全是自然过程。
        选择适当的常压大容积水池14的水容量，使之能吸纳停堆后约24小时之内的堆芯余热。此后堆芯余热的水平将降至堆运行功率的千分之五以下，大幅减少对池水空冷器16传热能力的要求，因而可以更经济、合理地实现堆芯余热冷却的完全非能动原则。
        自然循环冷却在工程界内早已是熟知的事实，但在第一、二代的核动力反应堆传热系统中很少得到应用，主要原因在于其传热效能低，需要的传热设备庞大，因而很难经济地加以实施。为了提高完全非能动安全冷却装置的可实施性，在本文中主要采用了系统设计优化及现代高效传热设备两类措施。其中，在完全非能动堆芯余热冷却系统的常压大容积水池14中也采取了一系列重要的强化传热措施，具体包括把余热冷却器管束横卧于水池底部，在其中被加热的池水沿提升筒13浮升至水池上表面，由这里抽取的热水经送水管15进入设于安全壳17与钢制安全壳18之间的全焊接板式换热器16，空冷后经回水管19返回常压大容积水池14。通过这种优化布局，可以利用大容积水池内冷热水的自然分层现象，使全部池水都能用以有效吸纳堆芯余热；池内温度最高的水送入池水空冷器16，而温度最低的池入从下侧进入余热冷却器12，这样就使二者都得到了最大可能的传热温压；池水均匀有序的横向冲刷余热冷却器12的管束强化池水侧的放热以及热水提升筒对强化自然循环的有利作用，都可以比AP1000的布置方案明显提高堆芯余热冷却系统的效能。
        五.AAP完全非能动的安全注水系统
        本系统由高压注水、中压注水与低压注水三个部分组成，每个注水的水源都经过串联的疏水阀、常开电动截止阀与一个差压爆破阀通过安全注水管24与压力壳2相联（见图2）。

图2. AAP完全非能动的安全注水系统原理图
Fig2 Advanced all passive emergency water injection system of PWR nuclear power station

        24.安全注水管 25.中压安全注水管 26.差压爆破阀 27.常开电动阀 28.疏水阀 29.中压安全注水箱 30.高压安全注水箱 31.疏水阀 32.常开电动截止阀 33.差压爆破阀 34.高压安全注水管 35.低压安全注水管 36.差压爆破阀 37.常开电动截止阀 38.高压安全注水箱 39.高压安全注水箱 40.疏水阀 41.常开电动截止阀 42.差压爆破阀 43.高压注水管 44.安全注水管 45.中压注水管 46.差压爆破阀 47.常开电动截止阀 48.疏水阀 49.中压安全注水箱 

        图3为压差爆破26、33、36、42、46、36的结构原理图。其主要功能部件包括阀体外壳53、爆破膜52、依托衬块51、及切割刀54。
当AAP完全非动能安全压水堆核电站在正常功率运行时，此爆破阀在一回路工作压力（A向）作用下使爆破膜52紧密贴服在依托衬块51的半球形的内端面上，依靠衬块的强度和刚度可使较薄的膜片承受巨大的一回路工作压力，保持膜片的完整及可靠的密封能力。而在事故工况下一回路压力（A向）急剧下降，待其值低于B向水源压力时，膜片改变其凸凹方向，这时切割刀的刀锋及时准确地割开爆破膜，打开阀体内的流体通道，使差压爆破阀自然地由关闭转为开通状态，于是水通过依托衬块51上的一组内径为D2的平行孔道进入反应堆的一回路。

图3. AAP压水堆的差压爆破阀
Fig3. Advanced all passive crack valve for PWR nuclear power station
50.出口法兰 51.依托衬块 52.爆破膜 53.阀体外壳 54.切割刀 55.入口法兰 

        如图3所示的差压爆破阀在一回路正常工作时能够保持绝对的密封性能，无任何能动部件，因而不需要运行维护；当需要打开此差压爆破阀时，薄膜片52的爆破直径为很大尺寸的阀体外壳53的内径D1，因而膜片在A与B双向压差作用下转变凸凹方向毫无悬念，借助于切割刀54的作用，可保证立即刺破膜片，准时打开流通通道，并保证形成可重复的一定的膜片切割形式及所形成通道的状态，同时又可避免爆破膜的碎片进入一回路流道。
由于此差压爆破阀是在自然力直接作用下动作，具有准确无误的本质特性， 因而不必为减少其不动作概率而设置平行的备用设备，也无需为防止其误动作而在管线上串联一个常开电动截止阀。这样，与现有技术中需要由自动控制系统控制的能动爆破阀相比，采用依靠自然力直接触发启动的差压爆破阀在把其失误由现有技术的低概率转为零的同时，又最大限度地简化了其系统设备与运行管理。现将非能动设备与能动设备性能的差别列入以下的比较表中。

        高压安全注水箱30内充以压缩氮气，其压力略低于一回路压力允许值的下限。在事故条件下，当一回路内压力降至低于此氮气压力时，差压爆破阀33自然转入开通状态，于是高压安全注水箱30内的存水经疏水阀31、常开电动截止阀32、差压爆破阀33、高压安全注水管34及安全注水管24注入压水堆23内的冷水下降通道，然后直抵堆芯1的入口。高压安全注水箱30内的容量有限，但当反应堆一回路发生事故降压后它的反应最快，确保对堆芯1不间断的冷却，但注水可持续时间受其容积限制。
        中压安全注水箱29的工作原理与高压注水箱30完全相同，只是其氮气压力约相当于一回路额定工作压力值的一半，存量更大，启动后能保持相对更长一些时间的安全注水能力。
        低压安全注水的水源为常压大容积水池14，在事故过程中当一回路压力接近安全壳内压力平衡值时，差压爆破阀36在常压大容积水池14内水静压的作用下自然转为开通状态，于是池水通过常开电动截止阀37、差压爆破阀36、低压安全注水管35及安全注水管24注入压水堆23。常压大容积水池14内的水容积有数千吨，可以持续较长时间的低压安全注水。待低压注水完成后整个压水堆23将处于完全被淹没状态，形成对堆芯1可靠的安全冷却条件。
        在AP-1000压水堆核电站中，后果最为严重的大破口LOCA事故为反应堆一回路入口管道断裂或安全注水入口管道断裂。这时大部分安全注水绕过堆芯而直接涌向管道断口，且喷发的速度最大，一回路内降压速度最快，而且在其注水的后期安注箱内的压缩氮气通过堆芯，虽然其在压缩状态下的体积只有十几立方米，但随堆内的降压过程其体积将膨胀几十倍，因而堆芯内形成较大范围的燃料元件表面弥漫式膜态沸腾区，明显恶化了燃料元件的冷却条件。在这种工况下部分燃料元件有可能被烧毁。为解决这一问题，在本文中的高、中压注水箱的出口分别加设了各自的疏水阀31、40及28、48。这些疏水阀与电厂汽轮机给水回热加热器上凝结水出口的疏水阀相同，当其阀芯被水淹没时处于悬浮位置使疏水阀保持开通状态，这时水可以通过；而当疏水过程完成后阀芯被汽（或气）包围时，则阀芯依靠自重作用下落关闭管道，所以疏水阀只允许水通过，并阻挡蒸汽或气体的流通。这也是一个自然过程。同时将高、中压安全注水设立并列的各自独立的两组，并在一回路反应堆入口管道及安全注水管道入口的堆内一侧加设止回阀，在正常运行工况下不影响一回路的流入，而在事故工况下则自然关闭，因而完全消除了大破口LOCA事故工况下堆芯内产生燃料元件表面弥漫式膜态沸腾的条件。
        图3中所示的差压爆破阀还具有双向保护功能。在安全注水系统所有差压爆破阀如图中所示的A向压力为一回路工作压力，B向为安全注水的水源压力。需要注水时爆破膜52的爆破直经为阀体外壳53的内径D1。此外当一回路过度超压由A向B方向爆破时，膜片的爆破直径为依托衬块上的通水孔内径D2，可以选择适当的膜片厚度及D2的大小，以准确地完成一回路超压保护的功能。
        六. AAP完全非能动安全壳冷却系统
        本系统由两部分组成（见图4）。
        第一部分为储水凝结装置，它由常压水箱58、板式凝汽器59及排水管60组成。板式凝气器上端汽侧为自由开口，直通安全壳内的空间。板式凝汽器浸于常压水箱内。在事故条件下当安全壳内充满蒸汽时，蒸汽从板式凝汽器上方的开口自由进入，凝结成水后经过排水管60返回常压大容积水池14。如在常压水箱58内盛装二千吨左右存水，即足以吸纳反应堆一回路内全部存水的显热，或凝结主蒸汽管7在安全壳内断裂时泄漏出的二回路蒸汽。
第二部分为空冷凝汽装置，它由空冷凝汽器64、输汽管63与回水管65组成。空冷凝汽器布置于两个安全壳之间的空间内，位于钢制安全壳的顶部高度。冷却空气由空冷凝汽器的下端进入，吸收蒸汽凝结热后向上自然浮升，最终通过安全壳17的顶部排气口进入大气。输汽管63与回水管65的一端均为自由开口，不设任何阀门。当钢制安全壳内无论出于什么原因出现蒸汽时，都随时会在空冷凝汽器内凝结，其凝结水经回水管65靠水的自重返回一回路的常压大容积水池14。

图4. AAP完全非能动的安全壳冷却系统原理图
Fig4. Advanced all passive containment cooling system of PWR nuclear power station

        56.整流板 57.空气入口 58.常压水箱 59.板式凝汽器 60.排水管 61.空气出口 62.蒸汽入口 63.输汽管 64.板式空冷凝汽器 65.回水管

        由于安全壳内各水源的总热容可以吸纳停堆后24小时之内累积的堆芯余热与一回路水的全部显热，因而依靠钢制安全壳18接近一万平方米的外表面积及空冷凝汽器64的传热面积，通过空气自然对流将蒸汽凝结热直接传入大气，只要其总传热量能力达到核反应堆额定功率的千分之五左右，此系统在任何事故发生后即可以自然地为反应堆系统提供无期限的安全冷却能力。
        七. 核电安全由其概率性到确定性的重要转换
        到目前为止，世界各国压水堆核电站的发展还都停留在采用强化冗余原则或能动启动安全冷却系统运行的阶段。这些措施从原则上说只能降低严重事故的发生概率，但不可能彻底消除严重事故风险。遗憾的是核电发展的历史证明低概率远不等于永不发生。相反，已发生的五个反应堆堆芯熔化事故的事实证明，实际发生严重事故的频率、其过程的复杂性及其后果的严重程度都远远超过了预期。正因为如此，这个发生严重事故的极低概率给现在运行核电站周围的居民带来一定的恐慌和无奈，也引起更广泛公众对核电安全的疑虑。特别是全世界正在运行的400多座核电站中有相当一部分还是属于第二代的反应堆。
        那么发展核电的出路在哪？如何走出目前的困境？答案只有一个：必须实质上彻底消除核电发生严重事故的风险，把核电安全的概率性提高到确定性。
        为达到这一目标，实现反应堆安全冷却系统的完全非能动化是必由之路。
        自然力的作用准确无误，这一本质最符合反应堆安全冷却系统的要求。本文提出了用自然力直接触发启动安全冷却系统的具体方案，使堆芯余热冷却、事故工况下的紧急安全注水及安全壳冷却装置都实现了完全非能动原则。这样，在AAP完全非能动安全压水堆核电站发生任何事故停堆后，相应的安全冷却系统立即自然地转入工作状态，从启动到后续运行，都不依靠对自动控制系统、任何能动设备及人为因素的介入，即可以提供对反应堆无限期的安全冷却能力，消除核电站发生污染环境严重事故的风险，完成核电安全由概率性到确定性的转化，为建立新型无严重事故风险的核电站做出实际贡献。（本文内容源于中国专利ZL 2009 1 0259572.0）
        八．结束语
        全人类所面临的环境问题严峻，极端气候条件及严重空气污染事件的发生频率越来越高，其主要原因即是过度消耗化石燃料（煤，石油及天然气）。我国已成为世界工厂及能源消费大国，全世界产煤的一半都是在中国领土上燃烧的，再加上人口分布密集，对这些环境灾害更是首当其冲，因此解决环境问题的最重要措施即是改善能源结构。
        太阳能、水利、风能、地热等清洁能源，由于其自身发展条件的限制，现在还很难看出其中的哪一种能源有可能成为国家能源系统中的主要支柱，只有核能才具有这种潜力，以压水堆为主的核电在若干国家已占电网基载的百分之几十，法国更超过80%，核电站的运行实践证明，在正常运行条件下它是经济、环保的能源，其主要发展障碍是存在一定的发生严重事故的风险。因此，只要运用完全非能动原则实现压水堆的固有安全，消除严重事故风险，压水堆核电站即能够很快成为电网的主要支柱，为解决环境问题发挥重要作用。 （原文发表在《核科学与工程》 第33卷 第2期 2013年6月 p.138-p.146）

参考文献：
[1] IAEA-TECDOC-1624, Passive Safety Systems and Natural Circulation in Water Cooled Nuclear Power Reactors.
[2] 非能动安全先进核电厂 AP1000. 林诚格主编