核电正在沦为日益最重要的清洁能源。但人类在核能利用方面，曾有让人心生惧怕的案例，近有切尔诺贝利，将近有福岛核事故,安全性沦为核电的生命线。目前我国开建核电装机容量居于世界第一。核电建设必需意味著确保安全性，这是我国对核电建设研发明确提出的顶层拒绝。
很多人都担忧核电站的电磁辐射威胁，实质上长时间运营的核电站对周围居民的电磁辐射影响相比之下高于天然电磁辐射，而一旦再次发生事故，其专设的安全性系统通过多道安全性屏障起着维护起到，需要防止放射性物质向环境的获释。特别是在是我国研发的具备自律知识产权的第三代核电站CAP1400，使用了先进设备的非能动安全性设计技术，是符合国际最低安全性标准的商用压水堆核电站。
那么，当核电站在现实中知道再次发生事故后，这些安全性系统能否发挥作用呢？可靠性又如何呢？又如何去检验它们的安全性性能？我们针对确保核电站安全性的非能动系统，设计出有一套较完整的安全性检验系统与实验平台，并构成了一套安全性试验检验体系。国核华清（北京）核电技术研发中心有限公司总经理、清华大学核能与新的能源技术研究院研究员常华健告诉他记者。据理解，经过多年的技术研究，常华健所率领的团队针对CAP1400的各道非能动安全性系统，设计并竣工了由两个大型整体试验台架和5个单项试验台架构成的非能动安全性试验检验平台。
比起国际同类台架，构建了更为原始的事故仿真和关键现象试验研究，试验仿真更加精确，失真度小，试验数据及结果更加原始和可信，在非能动系统特性及机理研究上获得最重要进展，空缺了国内空白，提高了我国核电技术的国际影响力，为涉及核能技术开发获取了反对。在2017年北京市科学技术奖票选中，该项目荣获一等奖。不须要外部能量的非能动安全性系统避免反应堆堆芯短路，是维护反应堆安全性的重中之重。
常华健告诉他记者，日本福岛核电站在地震再次发生时，反应堆早已应急停堆，长时间的链式核反应早已暂停，但堆芯裂变冷仍在大大产生，这时在长时间情况下，核电站不会用应急柴油发电机组和外部电网供电对反应堆展开加热，但是随后而来的海啸却毁坏了这些设备，造成核反应堆得到加热，导致堆芯温度增高和短路，进而引起了堆芯熔融的严重事故。而所谓非能动安全性系统，就是依赖重力、温差和压缩空气等自然力来驱动的安全性系统，通过冷却、冷凝、对流、大自然循环等这些大自然过程来拿走热量，因此它需要倚赖泵等这些依赖外部电源的依存部件。再次发生事故之后，如果有电的情况优先用于依存的安全设备。
即使像福岛事故那样的事情再次发生，即使动力电没有了，只要非能动系统长时间启动，依赖非能动安全性系统的载热能力，就可以确保反应堆的安全性。常华健说道。据理解，CAP1400有三道非能动安全性防线。第一道是非能动堆芯冷却系统，它设置构建系统高效率升压的自动升压系统，以及多个有所不同压力下对堆芯展开进水和加热的安注系统，保证堆芯充份加热、燃料组件一直被水水淹，会再次发生短路焚毁。
核电站使用两翼防卫的设计理念，即使第一道防线过热，仍有第二道防线。填内熔融物逗留措施是非能动压水堆独有的设计，通过水淹压力容器底部，用压力容器外部水的凝结换热带回头热量的方式，将低约2000多摄氏度的熔融物维持在反应堆压力容器内，避免放射性的外泄。为确保核电站安全性的万无一失，即使前面两道防线过热，仍有非能动安全壳冷却系统保证核电站的最后一道防线。
与传统的二代核电站安全壳内的加热喷淋比起，三代非能动核电站的反应堆厂房仍然是半球体，或是长方体，而是类似于酒瓶状拱形圆柱体上变换了一个直径略为小的圆柱体结构。第三代核电站反应堆安全壳由金属壳体和混凝土壳两层构成，安全壳上面略为小的圆柱体是重力灌溉水箱，储存有最少确保72小时加热的水，它可以利用重力对金属安全壳外表面展开灭火降温。常华健讲解说道。在再次发生核电站安全事故的情况下，通过向金属壳外部自动获取冷却水来使安全壳内部的温度和压力减少下来，确保安全壳的完整性，最大限度地超过将放射性物质保有在安全壳内的目的。
有这三道非能动防水屏障，三代核电站的安全性水平比起第二代提升了大约100倍。常华健说道。
非能动实验台架挑战重重相对于现有商用核电机组所使用的依存安全性系统，非能动安全性系统的设计原理再次发生了根本变化，事故进程和物理现象与原二代核电有较小区别。因此，CAP1400 安全性评审拒绝对非能动安全性系统设计全面积极开展试验检验。
常华健回应。通过试验来检验核电站安全性是尤为可信的手段，但在现实核电站上必要展开事故研究是不现实的。因此，一般来说使用增大比例的整体试验台架来研究系统级过程，而针对最重要物理过程研究则使用单项试验台架。
试验检验对于核电安全性发展具备最重要起到并有数普遍研究，但对全面使用非能动理念的核电站而言，试验研究可玩性依旧相当大。常华健回应。
首先，对于全新的非能动电站设计，事故现象的试验研究是一个新领域，各道非能动安全性系统起到于有所不同事故或事故的有所不同阶段，设计各不相同，研究内容非常复杂，必须展开大跨度的系统性和局部性的试验研究，必须优化组合后使用有所不同的整体和单项试验台架相互配合，从而奠定不切实际的试验方案。其次，各研发机构对于热工水力试验具备各自的专长领域，往往只是针对某个系统甚至某个现象展开试验研究。
在 AP600 的研发过程中，对于非能动堆芯加热整体性能的检验使用了世界上的三个综合试验台架，由于各有一定的局限性，这三个台架仅有能分别研究事故的某些特定阶段。对于非能动安全壳冷却系统，各试验台架之间的比例、参数、仿真工况范围等，都无法很好的专责考虑到台架试验的完整性、充分性和给定性。而我国在商用压水堆安全性试验技术上跟上较早，特别是在是在简单非能动系统事故瞬态过程的试验研究方面，在引入 AP1000 技术时仍基本正处于空白。常华健说道。
国际首个原始的核电安全性试验平台为了对 CAP1400 的安全性特性展开全面可靠的检验，在国家科技根本性专项反对下，研究团队要求自主设计并建设全面的试验检验平台，还包括用作研究主电路及非能动堆芯冷却系统和非能动安全壳冷却系统的两大整体试验台架 ACME（Advanced Core-cooling Mechanism Experiment） 和 CERT（Containment Safety Verification via Integral Test），研究非能动安全壳冷却系统关键物理过程（壳外水分配、壳内冷凝、冷凝水膜耦合）以及严重事故下熔融物逗留系统关键热传导过程（金属层热传导、压力容器外部加热）的五个单项台架。我们总共搭起了七个台架，构成了不具备对各道非能动安全性系统展开全面检验能力的试验平台。常华健说道。
为检验我国自律研发的先进设备核电站的非能动堆芯冷却系统的性能，科研团队在大型综合实验设计等技术上多年研制成功，竣工了我国自律研发的非能动堆芯冷却系统的整体性试验台架ACME，检验了非能动堆芯冷却系统的可靠性。压力容器的外部加热是核电站严重事故减轻的核心技术，这个试验具备工况险恶，仿真实际情况技术难度大等特点。研究团队通过对于现实物理过程仿真技术的研究，使用与实际反应堆压力容器完全相同的表面材料，已完成了两个单项试验台架的设计与建设，并检验了堆内熔融物逗留技术的有效性。由于非能动安全壳整体加热过程中的物理现象多且简单，必须分别积极开展整体以及单项实验研究。
国际上原先实验的技术条件与实际条件有显著差距，为了超过检验的目的，科研团队大胆创意，设计并修建了世界上规模仅次于的安全壳整体性能试验台架CERT及三个低参数的单项试验台架，充份检验了安全壳冷却系统的可靠性。这七个试验平台功能有序、相互配合，包含了国际首个原始的核电非能动安全性试验平台，大幅提高了非能动核电站整体安全性性能的检验水平。
常华健说道，通过这些试验仿真和对数据的研究分析，全面检验了CAP1400核电站非能动安全性系统的可靠性，为我国自主化核电技术发展奠下了扎实的试验检验技术基础。
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