超级军网是谁还在糊弄中国核电决策层
来源：百度文库 编辑：超级军网 时间：2024/04/30 15:24:48
1、引言
北京大学教授路风的大作《《被放逐的“中国创造”——破解中国核电谜局》》，犹如一块巨石投进表面已趋平静的深潭，重新激起有关全盘引进第三代核电技术招投标争论的回忆，感触良多。招投标结果已揭晓两年有余，中国核电技术公司（以下简称“国核技”）也由筹备转而正式挂牌，作为世界上AP1000首堆工程的三门核电厂1＃机组将按预定计划于今年3月正式开工建设，后续的山东海阳核电厂1＃机组亦将在其10个月后启动。一些当时被作为国家机密秘而不宣的事项逐渐传出来，许多业内专家的疑虑不幸成为事实，全盘引进第三代核电技术招投标的目的并没有达到。那么，到底是谁忽悠起全盘引进？又是谁在糊弄中国核电决策层呢？
2、大陆核电发展史的简要回顾
曾是国务院核电办公室领导的所谓“六君子”之一者，写了一本讲述他了解的政府对核电的认识和决策的书，给人的印象似乎是前核工业部及后继的中国核工业总公司阻碍了大陆核电发展，造成我国核电技术落后云云。幸而历史尚不久远，参与核电建设的人大都健在，用事实讲话最有说服力。
大陆核电的实际进展始于改革开放以后。早在1983年初，根据国务院安排召开的北京回龙观会议，就已确定我国核电走压水堆技术路线。会议还决定引进国外百万千瓦级压水堆先进技术，强调逐步实现引进技术的国产化，以大力发展核电。上世纪80年代中期，秦山一期核电工程、广东与香港合资建设的大亚湾核电厂相继正式开工建设。
核工业部主管的大 陆首台原型堆核电项目——秦山核电厂定点浙江海盐，选型30万千瓦压水堆。由于国外对我国的长期封锁，我们缺乏自主进行核电设计和建造的经验，各方面的难度都非常大，其中还包含要顶住来自国内一些部门要秦山项目下马的压力和来自洋专家“杜拉旋风”的冲击。面对无数的困难与挫折，秦山人擦干了脸上的汗水和泪水，继续战斗下去，顽强拼搏，确保安全，终于迎来1991年12月15日的首次并网发电，结束了我国大陆无核电的历史。秦山一期的设备国产化率达70％。 CNP300堆型还走出国门，成功落户巴基斯坦并一直在安全稳定地运行。
大亚湾核电厂的建造模式实际上是法方负责的准“交钥匙工程 ”。核工业部从下属各单位抽调了大批技术骨干，参与大亚湾工程建设、生产准备各个岗位的管理。我国建安公司承担了全部土建安装工作。多年学徒生涯尝遍了人间的酸涩苦辣，也从中体会、掌握了核电建设必需的质保体系，大亚湾核电厂建成后也较快地转为由中国人执掌运行大权。学费当然不菲，设备国产化率只有1％，食堂的餐盘都是进口的。
由于核电造价高于火电，我国电力发展方针后来又从“要大力发展核电 ”转为“本世纪以火电为主，逐步加大水电的比重，核电是一个补充”。正因为核电被定位只是补充，所以在国家层面上就一直没有人考虑核能发展战略，没有制定过核电发展规划，当然就更谈不上对核电技术研发制定长远战略目标了。位于各部委之上的国务院核电办公室理应研究这类战略问题并向决策者提供参考建议，但核电办却将主要精力放在协调引进核电项目，而且有些人至今还在重操旧业。实质问题是在这些人心目中只相信外国技术，对中国人已掌握的技术不了解、也不想去了解。依赖引进而忽视自主技术能力的发展，则成为制约核电发展的主要障碍。
在决定由中国核工业总公司负责自主设计秦山二期核电项目后，中核总集中了以中国核动力院为主的各下属单位的精兵强将，在自主研发军用核动力建立起的技术基础上，认真消化吸收大亚湾核电厂M310技术和法马通公司提供的咨询设计软件，通过计算与试验相结合，成功地自主开发出CNP600堆型。这是一种堆芯由121盒燃料组件组成、机组额定功率650MWe的双环路压水堆机组，其控制棒驱动机构设计则有完全的自主知识产权。实堆运行数据与理论计算结果符合得相当好。建成后的运行业绩证明，反应堆系统安全可靠，而且在近期世界上已建和在建核电项目中建造成本最低，安全性能达到二代改进型主流技术国际水平。秦山二期反应堆的成功开发，不仅证明了中国核动力院的技术能力，更证明了真正的技术能力不是引进的直接结果，而是在自主开发基础上对引进技术消化吸收后的再创新。
秦山二期的设备国产化率达到55%。显然秦山二期建设对拉动我国机械、电子、仪器仪表等制造业、在国内初步形成专门制造核电设备制造产业集群起到了十分重要的作用。
这期间中国核工业总公司按照“以我为主、中外合作”的方针，决定在已开展的AC600研究基础上，开展与西屋公司的合作。1996年下半年，两公司在成都共同主持召开了“CAP600——中国未来核电的一种候选堆型”研讨会，各方反应相当热烈，许多前任政府高官与制造厂商的代表参加了会议。会上双方确定了合作研发的具体领域、课题并完成了文件签页。最后却竟然因为200万美元的“AP600入门费”无从落实而只好不了了之。由此也可见有基础的合作研发与无条件全盘引进之间在经济上的极大差别。
同年秋天，国家计委在上海主持召开“核电国产化和技术政策研讨会”。来自基层的与会人士越来越清楚地认识到，国产化不应仅限于设备的生产制造，而应是做到“四个自主”，即自主设计、自主（设备）生产、自主建造、自主营运。四个自主中的龙头是自主设计。会后计委下发的文件中，将以前的“以我为主，中外合作 ”方针后面增加了“积极引进，推进国产”。其后数年，计委有关领导出国四处考察，寻找可引进用于核电国产化“驱动项目”的堆型。诸如美国ABB/CE的 System80＋、西屋的AP600，法国的N4，德国的CONVOI，以及日本的大饭4＃、ABWR等等都遛了一个遍。有段时间甚至特别垂青第三代沸水堆ABWR，终因与国内已有基础相差太远，才不得不忍痛割爱。一时间外国主要核电供货商也被“驱动”得在国内各设备制造厂中转悠，寻求合作伙伴以跻身中国市场，煞是热闹了一阵。也是在这段时间计委提供的全国电力供大于求的信息，使得国务院作出了三年不建新电厂的决定。
1999年，刚成立的中国核工业集团公司决定开发新堆型来推动核电自主发展。在成员研究院所建议的增强型秦山二期（70万千瓦）、CNP1000、双环路 1100MWe、4环路1400MWe等堆型方案中挑选了CNP1000作为主打方案。这是以法国M310堆型为参考，针对其运行中发现的问题和安全性上的不足，在CNP600成功经验和其它技术储备的基础上，依靠自己的力量重新设计反应堆，将堆芯中燃料组件从157盒增加至177盒，以降低堆芯功率密度，可以提供额外15％的运行裕量。同时加大了压力容器的尺寸，以减少其内壁所受中子辐照注量，达到设计寿命60年。此外还有18项较大技术改进。所有这些改进都将有助于电厂安全性的提高，国家核安全当局对CNP1000设计的反应堆系统的初步审评，认为可以应用于工程实践。中核集团还自筹经费逾千万，安排核动力院开展两大重要试验并取得圆满成功。中核集团将CNP1000作为百万千瓦级压水堆自主化品牌向外推介，但是中广核集团不想改变M310堆芯与压力容器，只同意其他18项修改仍由由中国核动力院负责完成。政府有关主管部门未能及时协调好双方的争执。等到两个集团发现已经好几年未批核电项目了，遂正式向计委表态愿意搁置争议、统一堆型，希望赶快批准立项，但为时已晚。全盘引进的倡导者们已以统一技术路线为由，启动了中国巨大规模的全盘引进。
3、忽悠与糊弄
新世纪之初， “六君子”提出全盘引进的建议，其主要内容是：现在我国已掌握的二代改进型核电技术落后、不安全，在严重事故预防、缓解措施等方面与国际上新的核安全标准还存在差距，不能再建。需要通过国际招标，依靠比以前更彻底的全套引进国外“成熟的先进第三代核电技术”，由外国核电供应商负责为我国建造头两台第三代机组，再在外国供应商的支持下建设后续的另两台机组。在2010年之前开始实行这种引进机型的批量建设，并于2020年达到4000万千瓦的目标。今后中国的核电机组必须全部采用这种技术，从而实现“一步跨越”统一堆型。在组织上依靠行政权力成立一个新公司（亦即现在的国核技）来实施全盘引进。当这个建议被采纳后，六君子便成为国核技筹备组成员（现在又成了国核技专家委员会专家），在筹备组长和后来的公司董事长以及个别其他人的领导下紧锣密鼓地展开全盘引进。
2006年12月，历时两年有余的中国第三代核电厂核岛供货国际招标终于尘埃落地，美国西屋公司的AP1000成为最后的赢家。同月，中美两国政府签署了技术转让的谅解备忘录，双方企业签署了项目合作备忘录，并继续就商务合同进行谈判。2007年3月，国核技（筹）与西屋联合体在北京签署第三代核电自主化依托项目核岛采购及技术转让框架合同，选定在浙江三门和山东海阳建设四台AP1000机组。同年5月，国核技正式成立。同年7月 24日，国核技与西屋在北京签署了技术引进协议，“一步跨越 ”正式付诸实践。但全盘引进从招标起就不能自圆其说，经不住推敲。下面简单剖析一下全盘引进鼓吹者们的忽悠与糊弄招数，示于世人。
（1）危言耸听、夸大其词：二代改进型技术安全性到底如何？
全盘引进的鼓吹者们指责我国现已掌握的二代改进型压水堆技术落后、不安全，不能再建。事实真是如此吗？
人们最关心的所谓严种事故是指：核反应堆堆芯严重损坏，并有可能破坏安全壳的完整性，从而造成环境放射性污染及人身伤亡，产生巨大损失的事故。这种事故影响严重，但发生的概率极低。众所周知，世界核电发展50多年的历史上仅发生过两起严重事故，对美国和全世界的核电发展带来重大影响。一起是1979年发生在美国三里岛核电厂。事故是由于设备故障及操纵员失察、误判断和误操作，导致2/3堆芯熔化或严重损坏，有50％的气态裂变产物从燃料中释放出来进入安全壳。但由于安全壳的良好屏障作用，事故中没有人员伤亡，对公众未造成任何辐射伤害，对环境的影响微不足道。该事故某种程度上反证了压水堆的安全性。只要确保安全壳这最后一道屏障的完整性，就不会对环境造成巨大影响。另一起1986年发生在前苏联切尔诺贝利核电厂石墨沸水堆4号机组。瞬发超临界事故导致反应堆及其厂房完全被毁，造成重大人员伤亡，大量放射性物质逸散到环境，对当地社会造成巨大的经济损失和极其恶劣的影响。事故的主要原因是这种堆型本身的设计缺陷（主要是：反应性正汽泡系数，控制棒设计下落速度过慢引入正反应性，无安全壳等）与运行人员违章操作共同作用的结果。作为另外一种堆型的压水堆根本不存在这些设计缺陷。事故后苏联采取了多种整改措施，使得同类事故不可能再度发生。然而由于缺少安全壳这道最后的安全屏障，今后这种石墨沸水堆全世界不会再建。
从上世纪80年代开始，美国核电运行研究院（INPO）牵头，在提高二代核电厂运行安全可靠性方面开展了大量卓有成效的工作。突出表现在：推动核电厂全体员工普遍建立与提高的安全文化意识、质量保证体系的健全与改进、人员培训与再培训条件的改进，有组织、规范化的运行经验反馈、水化学与设备材质的控制、无损检测技术的研发、先进计算机技术、高燃耗燃料组件、PSA技术、新材料(Incnel690、Zr-4合金等)的运用、一揽子设备可靠性管理等。通过INPO和各电力公司的共同努力，美国投运核电厂的运行安全可靠性有了长足的进步，运行性能指标总体良好。不仅如此，现役核电机组申请延长20年使用寿命在美国蔚然成风，而且已有近半数的机组获得了美国核管会（USNRC）的批准。事实上现在世界上正在运行的二代核电机组通过二十年左右持续不断在停堆换料中安排的整改，可以说都已经进化为二代改进型技术，只是改进程度上有所差别。我国核电起步较晚，国外在设备与系统设计、材料选择等方面的改进均已充分吸纳，所有投运核电机组的运行业绩良好，维持在世界运行中值或以上的水平，没有发生过一起国际2级及以上的核事故，放射性排出物剂量水平远低于国家标准。国际上业内人士的共识是：二代改进型压水堆的安全性是可以接受的。截止到2008年底，全世界投运核电机组439台，二代轻、重水堆占到80％，三代先进沸水堆才有几台，三代压水堆一台还没有。难不成各国政府和核电界都不重视安全，拿公众生命和社会环境当儿戏吗？答案只能是：这全是全盘引进的鼓吹者们在有意危言耸听、夸大其词地忽悠。
“六君子”喋喋不休地宣传第二代改进型核电厂不安全的另一个“理论依据”是概率安全分析（PSA）数据。他们还煞有介事地写文章说，“第二代核电厂的堆芯熔化几率在10ˉ4／堆年左右，如果发展到100个核电反应堆，每年发生堆芯熔化严重事故的几率将达到1％，这是‘百有一失’，而不是‘万无一失’，是不能接受的“。这种说法有很大的误导作用。照此推理，如果达到1万个堆年或1000 个反应堆运行10年，就会发生1次堆芯损坏事故。青年学者刘长欣看不下去了。他发表了一篇文章，用概率论知识进行计算。他写道：“1万个堆年发生堆芯损坏（至少一次）的概率约为0.63。这个结果至少说明两个问题：第一，此处的堆芯损坏概率是0.63，而不是1或100％；第二，此概率具有先验性质，需要大量重复，或者说要出现n个1万个堆年时，才有规律性可言。这就是说，该值仍是可能性问题，而不是确定性问题”。一个概率性数值与一个确定的数之乘积依然还是一个概率性数值。作为科技工作者还是要尊重科学，自觉维护科学严谨性，切不可不懂装懂，以“权威”自居，以势压人。1、引言
北京大学教授路风的大作《《被放逐的“中国创造”——破解中国核电谜局》》，犹如一块巨石投进表面已趋平静的深潭，重新激起有关全盘引进第三代核电技术招投标争论的回忆，感触良多。招投标结果已揭晓两年有余，中国核电技术公司（以下简称“国核技”）也由筹备转而正式挂牌，作为世界上AP1000首堆工程的三门核电厂1＃机组将按预定计划于今年3月正式开工建设，后续的山东海阳核电厂1＃机组亦将在其10个月后启动。一些当时被作为国家机密秘而不宣的事项逐渐传出来，许多业内专家的疑虑不幸成为事实，全盘引进第三代核电技术招投标的目的并没有达到。那么，到底是谁忽悠起全盘引进？又是谁在糊弄中国核电决策层呢？
2、大陆核电发展史的简要回顾
曾是国务院核电办公室领导的所谓“六君子”之一者，写了一本讲述他了解的政府对核电的认识和决策的书，给人的印象似乎是前核工业部及后继的中国核工业总公司阻碍了大陆核电发展，造成我国核电技术落后云云。幸而历史尚不久远，参与核电建设的人大都健在，用事实讲话最有说服力。
大陆核电的实际进展始于改革开放以后。早在1983年初，根据国务院安排召开的北京回龙观会议，就已确定我国核电走压水堆技术路线。会议还决定引进国外百万千瓦级压水堆先进技术，强调逐步实现引进技术的国产化，以大力发展核电。上世纪80年代中期，秦山一期核电工程、广东与香港合资建设的大亚湾核电厂相继正式开工建设。
核工业部主管的大 陆首台原型堆核电项目——秦山核电厂定点浙江海盐，选型30万千瓦压水堆。由于国外对我国的长期封锁，我们缺乏自主进行核电设计和建造的经验，各方面的难度都非常大，其中还包含要顶住来自国内一些部门要秦山项目下马的压力和来自洋专家“杜拉旋风”的冲击。面对无数的困难与挫折，秦山人擦干了脸上的汗水和泪水，继续战斗下去，顽强拼搏，确保安全，终于迎来1991年12月15日的首次并网发电，结束了我国大陆无核电的历史。秦山一期的设备国产化率达70％。 CNP300堆型还走出国门，成功落户巴基斯坦并一直在安全稳定地运行。
大亚湾核电厂的建造模式实际上是法方负责的准“交钥匙工程 ”。核工业部从下属各单位抽调了大批技术骨干，参与大亚湾工程建设、生产准备各个岗位的管理。我国建安公司承担了全部土建安装工作。多年学徒生涯尝遍了人间的酸涩苦辣，也从中体会、掌握了核电建设必需的质保体系，大亚湾核电厂建成后也较快地转为由中国人执掌运行大权。学费当然不菲，设备国产化率只有1％，食堂的餐盘都是进口的。
由于核电造价高于火电，我国电力发展方针后来又从“要大力发展核电 ”转为“本世纪以火电为主，逐步加大水电的比重，核电是一个补充”。正因为核电被定位只是补充，所以在国家层面上就一直没有人考虑核能发展战略，没有制定过核电发展规划，当然就更谈不上对核电技术研发制定长远战略目标了。位于各部委之上的国务院核电办公室理应研究这类战略问题并向决策者提供参考建议，但核电办却将主要精力放在协调引进核电项目，而且有些人至今还在重操旧业。实质问题是在这些人心目中只相信外国技术，对中国人已掌握的技术不了解、也不想去了解。依赖引进而忽视自主技术能力的发展，则成为制约核电发展的主要障碍。
在决定由中国核工业总公司负责自主设计秦山二期核电项目后，中核总集中了以中国核动力院为主的各下属单位的精兵强将，在自主研发军用核动力建立起的技术基础上，认真消化吸收大亚湾核电厂M310技术和法马通公司提供的咨询设计软件，通过计算与试验相结合，成功地自主开发出CNP600堆型。这是一种堆芯由121盒燃料组件组成、机组额定功率650MWe的双环路压水堆机组，其控制棒驱动机构设计则有完全的自主知识产权。实堆运行数据与理论计算结果符合得相当好。建成后的运行业绩证明，反应堆系统安全可靠，而且在近期世界上已建和在建核电项目中建造成本最低，安全性能达到二代改进型主流技术国际水平。秦山二期反应堆的成功开发，不仅证明了中国核动力院的技术能力，更证明了真正的技术能力不是引进的直接结果，而是在自主开发基础上对引进技术消化吸收后的再创新。
秦山二期的设备国产化率达到55%。显然秦山二期建设对拉动我国机械、电子、仪器仪表等制造业、在国内初步形成专门制造核电设备制造产业集群起到了十分重要的作用。
这期间中国核工业总公司按照“以我为主、中外合作”的方针，决定在已开展的AC600研究基础上，开展与西屋公司的合作。1996年下半年，两公司在成都共同主持召开了“CAP600——中国未来核电的一种候选堆型”研讨会，各方反应相当热烈，许多前任政府高官与制造厂商的代表参加了会议。会上双方确定了合作研发的具体领域、课题并完成了文件签页。最后却竟然因为200万美元的“AP600入门费”无从落实而只好不了了之。由此也可见有基础的合作研发与无条件全盘引进之间在经济上的极大差别。
同年秋天，国家计委在上海主持召开“核电国产化和技术政策研讨会”。来自基层的与会人士越来越清楚地认识到，国产化不应仅限于设备的生产制造，而应是做到“四个自主”，即自主设计、自主（设备）生产、自主建造、自主营运。四个自主中的龙头是自主设计。会后计委下发的文件中，将以前的“以我为主，中外合作 ”方针后面增加了“积极引进，推进国产”。其后数年，计委有关领导出国四处考察，寻找可引进用于核电国产化“驱动项目”的堆型。诸如美国ABB/CE的 System80＋、西屋的AP600，法国的N4，德国的CONVOI，以及日本的大饭4＃、ABWR等等都遛了一个遍。有段时间甚至特别垂青第三代沸水堆ABWR，终因与国内已有基础相差太远，才不得不忍痛割爱。一时间外国主要核电供货商也被“驱动”得在国内各设备制造厂中转悠，寻求合作伙伴以跻身中国市场，煞是热闹了一阵。也是在这段时间计委提供的全国电力供大于求的信息，使得国务院作出了三年不建新电厂的决定。
1999年，刚成立的中国核工业集团公司决定开发新堆型来推动核电自主发展。在成员研究院所建议的增强型秦山二期（70万千瓦）、CNP1000、双环路 1100MWe、4环路1400MWe等堆型方案中挑选了CNP1000作为主打方案。这是以法国M310堆型为参考，针对其运行中发现的问题和安全性上的不足，在CNP600成功经验和其它技术储备的基础上，依靠自己的力量重新设计反应堆，将堆芯中燃料组件从157盒增加至177盒，以降低堆芯功率密度，可以提供额外15％的运行裕量。同时加大了压力容器的尺寸，以减少其内壁所受中子辐照注量，达到设计寿命60年。此外还有18项较大技术改进。所有这些改进都将有助于电厂安全性的提高，国家核安全当局对CNP1000设计的反应堆系统的初步审评，认为可以应用于工程实践。中核集团还自筹经费逾千万，安排核动力院开展两大重要试验并取得圆满成功。中核集团将CNP1000作为百万千瓦级压水堆自主化品牌向外推介，但是中广核集团不想改变M310堆芯与压力容器，只同意其他18项修改仍由由中国核动力院负责完成。政府有关主管部门未能及时协调好双方的争执。等到两个集团发现已经好几年未批核电项目了，遂正式向计委表态愿意搁置争议、统一堆型，希望赶快批准立项，但为时已晚。全盘引进的倡导者们已以统一技术路线为由，启动了中国巨大规模的全盘引进。
3、忽悠与糊弄
新世纪之初， “六君子”提出全盘引进的建议，其主要内容是：现在我国已掌握的二代改进型核电技术落后、不安全，在严重事故预防、缓解措施等方面与国际上新的核安全标准还存在差距，不能再建。需要通过国际招标，依靠比以前更彻底的全套引进国外“成熟的先进第三代核电技术”，由外国核电供应商负责为我国建造头两台第三代机组，再在外国供应商的支持下建设后续的另两台机组。在2010年之前开始实行这种引进机型的批量建设，并于2020年达到4000万千瓦的目标。今后中国的核电机组必须全部采用这种技术，从而实现“一步跨越”统一堆型。在组织上依靠行政权力成立一个新公司（亦即现在的国核技）来实施全盘引进。当这个建议被采纳后，六君子便成为国核技筹备组成员（现在又成了国核技专家委员会专家），在筹备组长和后来的公司董事长以及个别其他人的领导下紧锣密鼓地展开全盘引进。
2006年12月，历时两年有余的中国第三代核电厂核岛供货国际招标终于尘埃落地，美国西屋公司的AP1000成为最后的赢家。同月，中美两国政府签署了技术转让的谅解备忘录，双方企业签署了项目合作备忘录，并继续就商务合同进行谈判。2007年3月，国核技（筹）与西屋联合体在北京签署第三代核电自主化依托项目核岛采购及技术转让框架合同，选定在浙江三门和山东海阳建设四台AP1000机组。同年5月，国核技正式成立。同年7月 24日，国核技与西屋在北京签署了技术引进协议，“一步跨越 ”正式付诸实践。但全盘引进从招标起就不能自圆其说，经不住推敲。下面简单剖析一下全盘引进鼓吹者们的忽悠与糊弄招数，示于世人。
（1）危言耸听、夸大其词：二代改进型技术安全性到底如何？
全盘引进的鼓吹者们指责我国现已掌握的二代改进型压水堆技术落后、不安全，不能再建。事实真是如此吗？
人们最关心的所谓严种事故是指：核反应堆堆芯严重损坏，并有可能破坏安全壳的完整性，从而造成环境放射性污染及人身伤亡，产生巨大损失的事故。这种事故影响严重，但发生的概率极低。众所周知，世界核电发展50多年的历史上仅发生过两起严重事故，对美国和全世界的核电发展带来重大影响。一起是1979年发生在美国三里岛核电厂。事故是由于设备故障及操纵员失察、误判断和误操作，导致2/3堆芯熔化或严重损坏，有50％的气态裂变产物从燃料中释放出来进入安全壳。但由于安全壳的良好屏障作用，事故中没有人员伤亡，对公众未造成任何辐射伤害，对环境的影响微不足道。该事故某种程度上反证了压水堆的安全性。只要确保安全壳这最后一道屏障的完整性，就不会对环境造成巨大影响。另一起1986年发生在前苏联切尔诺贝利核电厂石墨沸水堆4号机组。瞬发超临界事故导致反应堆及其厂房完全被毁，造成重大人员伤亡，大量放射性物质逸散到环境，对当地社会造成巨大的经济损失和极其恶劣的影响。事故的主要原因是这种堆型本身的设计缺陷（主要是：反应性正汽泡系数，控制棒设计下落速度过慢引入正反应性，无安全壳等）与运行人员违章操作共同作用的结果。作为另外一种堆型的压水堆根本不存在这些设计缺陷。事故后苏联采取了多种整改措施，使得同类事故不可能再度发生。然而由于缺少安全壳这道最后的安全屏障，今后这种石墨沸水堆全世界不会再建。
从上世纪80年代开始，美国核电运行研究院（INPO）牵头，在提高二代核电厂运行安全可靠性方面开展了大量卓有成效的工作。突出表现在：推动核电厂全体员工普遍建立与提高的安全文化意识、质量保证体系的健全与改进、人员培训与再培训条件的改进，有组织、规范化的运行经验反馈、水化学与设备材质的控制、无损检测技术的研发、先进计算机技术、高燃耗燃料组件、PSA技术、新材料(Incnel690、Zr-4合金等)的运用、一揽子设备可靠性管理等。通过INPO和各电力公司的共同努力，美国投运核电厂的运行安全可靠性有了长足的进步，运行性能指标总体良好。不仅如此，现役核电机组申请延长20年使用寿命在美国蔚然成风，而且已有近半数的机组获得了美国核管会（USNRC）的批准。事实上现在世界上正在运行的二代核电机组通过二十年左右持续不断在停堆换料中安排的整改，可以说都已经进化为二代改进型技术，只是改进程度上有所差别。我国核电起步较晚，国外在设备与系统设计、材料选择等方面的改进均已充分吸纳，所有投运核电机组的运行业绩良好，维持在世界运行中值或以上的水平，没有发生过一起国际2级及以上的核事故，放射性排出物剂量水平远低于国家标准。国际上业内人士的共识是：二代改进型压水堆的安全性是可以接受的。截止到2008年底，全世界投运核电机组439台，二代轻、重水堆占到80％，三代先进沸水堆才有几台，三代压水堆一台还没有。难不成各国政府和核电界都不重视安全，拿公众生命和社会环境当儿戏吗？答案只能是：这全是全盘引进的鼓吹者们在有意危言耸听、夸大其词地忽悠。
“六君子”喋喋不休地宣传第二代改进型核电厂不安全的另一个“理论依据”是概率安全分析（PSA）数据。他们还煞有介事地写文章说，“第二代核电厂的堆芯熔化几率在10ˉ4／堆年左右，如果发展到100个核电反应堆，每年发生堆芯熔化严重事故的几率将达到1％，这是‘百有一失’，而不是‘万无一失’，是不能接受的“。这种说法有很大的误导作用。照此推理，如果达到1万个堆年或1000 个反应堆运行10年，就会发生1次堆芯损坏事故。青年学者刘长欣看不下去了。他发表了一篇文章，用概率论知识进行计算。他写道：“1万个堆年发生堆芯损坏（至少一次）的概率约为0.63。这个结果至少说明两个问题：第一，此处的堆芯损坏概率是0.63，而不是1或100％；第二，此概率具有先验性质，需要大量重复，或者说要出现n个1万个堆年时，才有规律性可言。这就是说，该值仍是可能性问题，而不是确定性问题”。一个概率性数值与一个确定的数之乘积依然还是一个概率性数值。作为科技工作者还是要尊重科学，自觉维护科学严谨性，切不可不懂装懂，以“权威”自居，以势压人。
北京大学教授路风的大作《《被放逐的“中国创造”——破解中国核电谜局》》，犹如一块巨石投进表面已趋平静的深潭，重新激起有关全盘引进第三代核电技术招投标争论的回忆，感触良多。招投标结果已揭晓两年有余，中国核电技术公司（以下简称“国核技”）也由筹备转而正式挂牌，作为世界上AP1000首堆工程的三门核电厂1＃机组将按预定计划于今年3月正式开工建设，后续的山东海阳核电厂1＃机组亦将在其10个月后启动。一些当时被作为国家机密秘而不宣的事项逐渐传出来，许多业内专家的疑虑不幸成为事实，全盘引进第三代核电技术招投标的目的并没有达到。那么，到底是谁忽悠起全盘引进？又是谁在糊弄中国核电决策层呢？
2、大陆核电发展史的简要回顾
曾是国务院核电办公室领导的所谓“六君子”之一者，写了一本讲述他了解的政府对核电的认识和决策的书，给人的印象似乎是前核工业部及后继的中国核工业总公司阻碍了大陆核电发展，造成我国核电技术落后云云。幸而历史尚不久远，参与核电建设的人大都健在，用事实讲话最有说服力。
大陆核电的实际进展始于改革开放以后。早在1983年初，根据国务院安排召开的北京回龙观会议，就已确定我国核电走压水堆技术路线。会议还决定引进国外百万千瓦级压水堆先进技术，强调逐步实现引进技术的国产化，以大力发展核电。上世纪80年代中期，秦山一期核电工程、广东与香港合资建设的大亚湾核电厂相继正式开工建设。
核工业部主管的大 陆首台原型堆核电项目——秦山核电厂定点浙江海盐，选型30万千瓦压水堆。由于国外对我国的长期封锁，我们缺乏自主进行核电设计和建造的经验，各方面的难度都非常大，其中还包含要顶住来自国内一些部门要秦山项目下马的压力和来自洋专家“杜拉旋风”的冲击。面对无数的困难与挫折，秦山人擦干了脸上的汗水和泪水，继续战斗下去，顽强拼搏，确保安全，终于迎来1991年12月15日的首次并网发电，结束了我国大陆无核电的历史。秦山一期的设备国产化率达70％。 CNP300堆型还走出国门，成功落户巴基斯坦并一直在安全稳定地运行。
大亚湾核电厂的建造模式实际上是法方负责的准“交钥匙工程 ”。核工业部从下属各单位抽调了大批技术骨干，参与大亚湾工程建设、生产准备各个岗位的管理。我国建安公司承担了全部土建安装工作。多年学徒生涯尝遍了人间的酸涩苦辣，也从中体会、掌握了核电建设必需的质保体系，大亚湾核电厂建成后也较快地转为由中国人执掌运行大权。学费当然不菲，设备国产化率只有1％，食堂的餐盘都是进口的。
由于核电造价高于火电，我国电力发展方针后来又从“要大力发展核电 ”转为“本世纪以火电为主，逐步加大水电的比重，核电是一个补充”。正因为核电被定位只是补充，所以在国家层面上就一直没有人考虑核能发展战略，没有制定过核电发展规划，当然就更谈不上对核电技术研发制定长远战略目标了。位于各部委之上的国务院核电办公室理应研究这类战略问题并向决策者提供参考建议，但核电办却将主要精力放在协调引进核电项目，而且有些人至今还在重操旧业。实质问题是在这些人心目中只相信外国技术，对中国人已掌握的技术不了解、也不想去了解。依赖引进而忽视自主技术能力的发展，则成为制约核电发展的主要障碍。
在决定由中国核工业总公司负责自主设计秦山二期核电项目后，中核总集中了以中国核动力院为主的各下属单位的精兵强将，在自主研发军用核动力建立起的技术基础上，认真消化吸收大亚湾核电厂M310技术和法马通公司提供的咨询设计软件，通过计算与试验相结合，成功地自主开发出CNP600堆型。这是一种堆芯由121盒燃料组件组成、机组额定功率650MWe的双环路压水堆机组，其控制棒驱动机构设计则有完全的自主知识产权。实堆运行数据与理论计算结果符合得相当好。建成后的运行业绩证明，反应堆系统安全可靠，而且在近期世界上已建和在建核电项目中建造成本最低，安全性能达到二代改进型主流技术国际水平。秦山二期反应堆的成功开发，不仅证明了中国核动力院的技术能力，更证明了真正的技术能力不是引进的直接结果，而是在自主开发基础上对引进技术消化吸收后的再创新。
秦山二期的设备国产化率达到55%。显然秦山二期建设对拉动我国机械、电子、仪器仪表等制造业、在国内初步形成专门制造核电设备制造产业集群起到了十分重要的作用。
这期间中国核工业总公司按照“以我为主、中外合作”的方针，决定在已开展的AC600研究基础上，开展与西屋公司的合作。1996年下半年，两公司在成都共同主持召开了“CAP600——中国未来核电的一种候选堆型”研讨会，各方反应相当热烈，许多前任政府高官与制造厂商的代表参加了会议。会上双方确定了合作研发的具体领域、课题并完成了文件签页。最后却竟然因为200万美元的“AP600入门费”无从落实而只好不了了之。由此也可见有基础的合作研发与无条件全盘引进之间在经济上的极大差别。
同年秋天，国家计委在上海主持召开“核电国产化和技术政策研讨会”。来自基层的与会人士越来越清楚地认识到，国产化不应仅限于设备的生产制造，而应是做到“四个自主”，即自主设计、自主（设备）生产、自主建造、自主营运。四个自主中的龙头是自主设计。会后计委下发的文件中，将以前的“以我为主，中外合作 ”方针后面增加了“积极引进，推进国产”。其后数年，计委有关领导出国四处考察，寻找可引进用于核电国产化“驱动项目”的堆型。诸如美国ABB/CE的 System80＋、西屋的AP600，法国的N4，德国的CONVOI，以及日本的大饭4＃、ABWR等等都遛了一个遍。有段时间甚至特别垂青第三代沸水堆ABWR，终因与国内已有基础相差太远，才不得不忍痛割爱。一时间外国主要核电供货商也被“驱动”得在国内各设备制造厂中转悠，寻求合作伙伴以跻身中国市场，煞是热闹了一阵。也是在这段时间计委提供的全国电力供大于求的信息，使得国务院作出了三年不建新电厂的决定。
1999年，刚成立的中国核工业集团公司决定开发新堆型来推动核电自主发展。在成员研究院所建议的增强型秦山二期（70万千瓦）、CNP1000、双环路 1100MWe、4环路1400MWe等堆型方案中挑选了CNP1000作为主打方案。这是以法国M310堆型为参考，针对其运行中发现的问题和安全性上的不足，在CNP600成功经验和其它技术储备的基础上，依靠自己的力量重新设计反应堆，将堆芯中燃料组件从157盒增加至177盒，以降低堆芯功率密度，可以提供额外15％的运行裕量。同时加大了压力容器的尺寸，以减少其内壁所受中子辐照注量，达到设计寿命60年。此外还有18项较大技术改进。所有这些改进都将有助于电厂安全性的提高，国家核安全当局对CNP1000设计的反应堆系统的初步审评，认为可以应用于工程实践。中核集团还自筹经费逾千万，安排核动力院开展两大重要试验并取得圆满成功。中核集团将CNP1000作为百万千瓦级压水堆自主化品牌向外推介，但是中广核集团不想改变M310堆芯与压力容器，只同意其他18项修改仍由由中国核动力院负责完成。政府有关主管部门未能及时协调好双方的争执。等到两个集团发现已经好几年未批核电项目了，遂正式向计委表态愿意搁置争议、统一堆型，希望赶快批准立项，但为时已晚。全盘引进的倡导者们已以统一技术路线为由，启动了中国巨大规模的全盘引进。
3、忽悠与糊弄
新世纪之初， “六君子”提出全盘引进的建议，其主要内容是：现在我国已掌握的二代改进型核电技术落后、不安全，在严重事故预防、缓解措施等方面与国际上新的核安全标准还存在差距，不能再建。需要通过国际招标，依靠比以前更彻底的全套引进国外“成熟的先进第三代核电技术”，由外国核电供应商负责为我国建造头两台第三代机组，再在外国供应商的支持下建设后续的另两台机组。在2010年之前开始实行这种引进机型的批量建设，并于2020年达到4000万千瓦的目标。今后中国的核电机组必须全部采用这种技术，从而实现“一步跨越”统一堆型。在组织上依靠行政权力成立一个新公司（亦即现在的国核技）来实施全盘引进。当这个建议被采纳后，六君子便成为国核技筹备组成员（现在又成了国核技专家委员会专家），在筹备组长和后来的公司董事长以及个别其他人的领导下紧锣密鼓地展开全盘引进。
2006年12月，历时两年有余的中国第三代核电厂核岛供货国际招标终于尘埃落地，美国西屋公司的AP1000成为最后的赢家。同月，中美两国政府签署了技术转让的谅解备忘录，双方企业签署了项目合作备忘录，并继续就商务合同进行谈判。2007年3月，国核技（筹）与西屋联合体在北京签署第三代核电自主化依托项目核岛采购及技术转让框架合同，选定在浙江三门和山东海阳建设四台AP1000机组。同年5月，国核技正式成立。同年7月 24日，国核技与西屋在北京签署了技术引进协议，“一步跨越 ”正式付诸实践。但全盘引进从招标起就不能自圆其说，经不住推敲。下面简单剖析一下全盘引进鼓吹者们的忽悠与糊弄招数，示于世人。
（1）危言耸听、夸大其词：二代改进型技术安全性到底如何？
全盘引进的鼓吹者们指责我国现已掌握的二代改进型压水堆技术落后、不安全，不能再建。事实真是如此吗？
人们最关心的所谓严种事故是指：核反应堆堆芯严重损坏，并有可能破坏安全壳的完整性，从而造成环境放射性污染及人身伤亡，产生巨大损失的事故。这种事故影响严重，但发生的概率极低。众所周知，世界核电发展50多年的历史上仅发生过两起严重事故，对美国和全世界的核电发展带来重大影响。一起是1979年发生在美国三里岛核电厂。事故是由于设备故障及操纵员失察、误判断和误操作，导致2/3堆芯熔化或严重损坏，有50％的气态裂变产物从燃料中释放出来进入安全壳。但由于安全壳的良好屏障作用，事故中没有人员伤亡，对公众未造成任何辐射伤害，对环境的影响微不足道。该事故某种程度上反证了压水堆的安全性。只要确保安全壳这最后一道屏障的完整性，就不会对环境造成巨大影响。另一起1986年发生在前苏联切尔诺贝利核电厂石墨沸水堆4号机组。瞬发超临界事故导致反应堆及其厂房完全被毁，造成重大人员伤亡，大量放射性物质逸散到环境，对当地社会造成巨大的经济损失和极其恶劣的影响。事故的主要原因是这种堆型本身的设计缺陷（主要是：反应性正汽泡系数，控制棒设计下落速度过慢引入正反应性，无安全壳等）与运行人员违章操作共同作用的结果。作为另外一种堆型的压水堆根本不存在这些设计缺陷。事故后苏联采取了多种整改措施，使得同类事故不可能再度发生。然而由于缺少安全壳这道最后的安全屏障，今后这种石墨沸水堆全世界不会再建。
从上世纪80年代开始，美国核电运行研究院（INPO）牵头，在提高二代核电厂运行安全可靠性方面开展了大量卓有成效的工作。突出表现在：推动核电厂全体员工普遍建立与提高的安全文化意识、质量保证体系的健全与改进、人员培训与再培训条件的改进，有组织、规范化的运行经验反馈、水化学与设备材质的控制、无损检测技术的研发、先进计算机技术、高燃耗燃料组件、PSA技术、新材料(Incnel690、Zr-4合金等)的运用、一揽子设备可靠性管理等。通过INPO和各电力公司的共同努力，美国投运核电厂的运行安全可靠性有了长足的进步，运行性能指标总体良好。不仅如此，现役核电机组申请延长20年使用寿命在美国蔚然成风，而且已有近半数的机组获得了美国核管会（USNRC）的批准。事实上现在世界上正在运行的二代核电机组通过二十年左右持续不断在停堆换料中安排的整改，可以说都已经进化为二代改进型技术，只是改进程度上有所差别。我国核电起步较晚，国外在设备与系统设计、材料选择等方面的改进均已充分吸纳，所有投运核电机组的运行业绩良好，维持在世界运行中值或以上的水平，没有发生过一起国际2级及以上的核事故，放射性排出物剂量水平远低于国家标准。国际上业内人士的共识是：二代改进型压水堆的安全性是可以接受的。截止到2008年底，全世界投运核电机组439台，二代轻、重水堆占到80％，三代先进沸水堆才有几台，三代压水堆一台还没有。难不成各国政府和核电界都不重视安全，拿公众生命和社会环境当儿戏吗？答案只能是：这全是全盘引进的鼓吹者们在有意危言耸听、夸大其词地忽悠。
“六君子”喋喋不休地宣传第二代改进型核电厂不安全的另一个“理论依据”是概率安全分析（PSA）数据。他们还煞有介事地写文章说，“第二代核电厂的堆芯熔化几率在10ˉ4／堆年左右，如果发展到100个核电反应堆，每年发生堆芯熔化严重事故的几率将达到1％，这是‘百有一失’，而不是‘万无一失’，是不能接受的“。这种说法有很大的误导作用。照此推理，如果达到1万个堆年或1000 个反应堆运行10年，就会发生1次堆芯损坏事故。青年学者刘长欣看不下去了。他发表了一篇文章，用概率论知识进行计算。他写道：“1万个堆年发生堆芯损坏（至少一次）的概率约为0.63。这个结果至少说明两个问题：第一，此处的堆芯损坏概率是0.63，而不是1或100％；第二，此概率具有先验性质，需要大量重复，或者说要出现n个1万个堆年时，才有规律性可言。这就是说，该值仍是可能性问题，而不是确定性问题”。一个概率性数值与一个确定的数之乘积依然还是一个概率性数值。作为科技工作者还是要尊重科学，自觉维护科学严谨性，切不可不懂装懂，以“权威”自居，以势压人。1、引言
北京大学教授路风的大作《《被放逐的“中国创造”——破解中国核电谜局》》，犹如一块巨石投进表面已趋平静的深潭，重新激起有关全盘引进第三代核电技术招投标争论的回忆，感触良多。招投标结果已揭晓两年有余，中国核电技术公司（以下简称“国核技”）也由筹备转而正式挂牌，作为世界上AP1000首堆工程的三门核电厂1＃机组将按预定计划于今年3月正式开工建设，后续的山东海阳核电厂1＃机组亦将在其10个月后启动。一些当时被作为国家机密秘而不宣的事项逐渐传出来，许多业内专家的疑虑不幸成为事实，全盘引进第三代核电技术招投标的目的并没有达到。那么，到底是谁忽悠起全盘引进？又是谁在糊弄中国核电决策层呢？
2、大陆核电发展史的简要回顾
曾是国务院核电办公室领导的所谓“六君子”之一者，写了一本讲述他了解的政府对核电的认识和决策的书，给人的印象似乎是前核工业部及后继的中国核工业总公司阻碍了大陆核电发展，造成我国核电技术落后云云。幸而历史尚不久远，参与核电建设的人大都健在，用事实讲话最有说服力。
大陆核电的实际进展始于改革开放以后。早在1983年初，根据国务院安排召开的北京回龙观会议，就已确定我国核电走压水堆技术路线。会议还决定引进国外百万千瓦级压水堆先进技术，强调逐步实现引进技术的国产化，以大力发展核电。上世纪80年代中期，秦山一期核电工程、广东与香港合资建设的大亚湾核电厂相继正式开工建设。
核工业部主管的大 陆首台原型堆核电项目——秦山核电厂定点浙江海盐，选型30万千瓦压水堆。由于国外对我国的长期封锁，我们缺乏自主进行核电设计和建造的经验，各方面的难度都非常大，其中还包含要顶住来自国内一些部门要秦山项目下马的压力和来自洋专家“杜拉旋风”的冲击。面对无数的困难与挫折，秦山人擦干了脸上的汗水和泪水，继续战斗下去，顽强拼搏，确保安全，终于迎来1991年12月15日的首次并网发电，结束了我国大陆无核电的历史。秦山一期的设备国产化率达70％。 CNP300堆型还走出国门，成功落户巴基斯坦并一直在安全稳定地运行。
大亚湾核电厂的建造模式实际上是法方负责的准“交钥匙工程 ”。核工业部从下属各单位抽调了大批技术骨干，参与大亚湾工程建设、生产准备各个岗位的管理。我国建安公司承担了全部土建安装工作。多年学徒生涯尝遍了人间的酸涩苦辣，也从中体会、掌握了核电建设必需的质保体系，大亚湾核电厂建成后也较快地转为由中国人执掌运行大权。学费当然不菲，设备国产化率只有1％，食堂的餐盘都是进口的。
由于核电造价高于火电，我国电力发展方针后来又从“要大力发展核电 ”转为“本世纪以火电为主，逐步加大水电的比重，核电是一个补充”。正因为核电被定位只是补充，所以在国家层面上就一直没有人考虑核能发展战略，没有制定过核电发展规划，当然就更谈不上对核电技术研发制定长远战略目标了。位于各部委之上的国务院核电办公室理应研究这类战略问题并向决策者提供参考建议，但核电办却将主要精力放在协调引进核电项目，而且有些人至今还在重操旧业。实质问题是在这些人心目中只相信外国技术，对中国人已掌握的技术不了解、也不想去了解。依赖引进而忽视自主技术能力的发展，则成为制约核电发展的主要障碍。
在决定由中国核工业总公司负责自主设计秦山二期核电项目后，中核总集中了以中国核动力院为主的各下属单位的精兵强将，在自主研发军用核动力建立起的技术基础上，认真消化吸收大亚湾核电厂M310技术和法马通公司提供的咨询设计软件，通过计算与试验相结合，成功地自主开发出CNP600堆型。这是一种堆芯由121盒燃料组件组成、机组额定功率650MWe的双环路压水堆机组，其控制棒驱动机构设计则有完全的自主知识产权。实堆运行数据与理论计算结果符合得相当好。建成后的运行业绩证明，反应堆系统安全可靠，而且在近期世界上已建和在建核电项目中建造成本最低，安全性能达到二代改进型主流技术国际水平。秦山二期反应堆的成功开发，不仅证明了中国核动力院的技术能力，更证明了真正的技术能力不是引进的直接结果，而是在自主开发基础上对引进技术消化吸收后的再创新。
秦山二期的设备国产化率达到55%。显然秦山二期建设对拉动我国机械、电子、仪器仪表等制造业、在国内初步形成专门制造核电设备制造产业集群起到了十分重要的作用。
这期间中国核工业总公司按照“以我为主、中外合作”的方针，决定在已开展的AC600研究基础上，开展与西屋公司的合作。1996年下半年，两公司在成都共同主持召开了“CAP600——中国未来核电的一种候选堆型”研讨会，各方反应相当热烈，许多前任政府高官与制造厂商的代表参加了会议。会上双方确定了合作研发的具体领域、课题并完成了文件签页。最后却竟然因为200万美元的“AP600入门费”无从落实而只好不了了之。由此也可见有基础的合作研发与无条件全盘引进之间在经济上的极大差别。
同年秋天，国家计委在上海主持召开“核电国产化和技术政策研讨会”。来自基层的与会人士越来越清楚地认识到，国产化不应仅限于设备的生产制造，而应是做到“四个自主”，即自主设计、自主（设备）生产、自主建造、自主营运。四个自主中的龙头是自主设计。会后计委下发的文件中，将以前的“以我为主，中外合作 ”方针后面增加了“积极引进，推进国产”。其后数年，计委有关领导出国四处考察，寻找可引进用于核电国产化“驱动项目”的堆型。诸如美国ABB/CE的 System80＋、西屋的AP600，法国的N4，德国的CONVOI，以及日本的大饭4＃、ABWR等等都遛了一个遍。有段时间甚至特别垂青第三代沸水堆ABWR，终因与国内已有基础相差太远，才不得不忍痛割爱。一时间外国主要核电供货商也被“驱动”得在国内各设备制造厂中转悠，寻求合作伙伴以跻身中国市场，煞是热闹了一阵。也是在这段时间计委提供的全国电力供大于求的信息，使得国务院作出了三年不建新电厂的决定。
1999年，刚成立的中国核工业集团公司决定开发新堆型来推动核电自主发展。在成员研究院所建议的增强型秦山二期（70万千瓦）、CNP1000、双环路 1100MWe、4环路1400MWe等堆型方案中挑选了CNP1000作为主打方案。这是以法国M310堆型为参考，针对其运行中发现的问题和安全性上的不足，在CNP600成功经验和其它技术储备的基础上，依靠自己的力量重新设计反应堆，将堆芯中燃料组件从157盒增加至177盒，以降低堆芯功率密度，可以提供额外15％的运行裕量。同时加大了压力容器的尺寸，以减少其内壁所受中子辐照注量，达到设计寿命60年。此外还有18项较大技术改进。所有这些改进都将有助于电厂安全性的提高，国家核安全当局对CNP1000设计的反应堆系统的初步审评，认为可以应用于工程实践。中核集团还自筹经费逾千万，安排核动力院开展两大重要试验并取得圆满成功。中核集团将CNP1000作为百万千瓦级压水堆自主化品牌向外推介，但是中广核集团不想改变M310堆芯与压力容器，只同意其他18项修改仍由由中国核动力院负责完成。政府有关主管部门未能及时协调好双方的争执。等到两个集团发现已经好几年未批核电项目了，遂正式向计委表态愿意搁置争议、统一堆型，希望赶快批准立项，但为时已晚。全盘引进的倡导者们已以统一技术路线为由，启动了中国巨大规模的全盘引进。
3、忽悠与糊弄
新世纪之初， “六君子”提出全盘引进的建议，其主要内容是：现在我国已掌握的二代改进型核电技术落后、不安全，在严重事故预防、缓解措施等方面与国际上新的核安全标准还存在差距，不能再建。需要通过国际招标，依靠比以前更彻底的全套引进国外“成熟的先进第三代核电技术”，由外国核电供应商负责为我国建造头两台第三代机组，再在外国供应商的支持下建设后续的另两台机组。在2010年之前开始实行这种引进机型的批量建设，并于2020年达到4000万千瓦的目标。今后中国的核电机组必须全部采用这种技术，从而实现“一步跨越”统一堆型。在组织上依靠行政权力成立一个新公司（亦即现在的国核技）来实施全盘引进。当这个建议被采纳后，六君子便成为国核技筹备组成员（现在又成了国核技专家委员会专家），在筹备组长和后来的公司董事长以及个别其他人的领导下紧锣密鼓地展开全盘引进。
2006年12月，历时两年有余的中国第三代核电厂核岛供货国际招标终于尘埃落地，美国西屋公司的AP1000成为最后的赢家。同月，中美两国政府签署了技术转让的谅解备忘录，双方企业签署了项目合作备忘录，并继续就商务合同进行谈判。2007年3月，国核技（筹）与西屋联合体在北京签署第三代核电自主化依托项目核岛采购及技术转让框架合同，选定在浙江三门和山东海阳建设四台AP1000机组。同年5月，国核技正式成立。同年7月 24日，国核技与西屋在北京签署了技术引进协议，“一步跨越 ”正式付诸实践。但全盘引进从招标起就不能自圆其说，经不住推敲。下面简单剖析一下全盘引进鼓吹者们的忽悠与糊弄招数，示于世人。
（1）危言耸听、夸大其词：二代改进型技术安全性到底如何？
全盘引进的鼓吹者们指责我国现已掌握的二代改进型压水堆技术落后、不安全，不能再建。事实真是如此吗？
人们最关心的所谓严种事故是指：核反应堆堆芯严重损坏，并有可能破坏安全壳的完整性，从而造成环境放射性污染及人身伤亡，产生巨大损失的事故。这种事故影响严重，但发生的概率极低。众所周知，世界核电发展50多年的历史上仅发生过两起严重事故，对美国和全世界的核电发展带来重大影响。一起是1979年发生在美国三里岛核电厂。事故是由于设备故障及操纵员失察、误判断和误操作，导致2/3堆芯熔化或严重损坏，有50％的气态裂变产物从燃料中释放出来进入安全壳。但由于安全壳的良好屏障作用，事故中没有人员伤亡，对公众未造成任何辐射伤害，对环境的影响微不足道。该事故某种程度上反证了压水堆的安全性。只要确保安全壳这最后一道屏障的完整性，就不会对环境造成巨大影响。另一起1986年发生在前苏联切尔诺贝利核电厂石墨沸水堆4号机组。瞬发超临界事故导致反应堆及其厂房完全被毁，造成重大人员伤亡，大量放射性物质逸散到环境，对当地社会造成巨大的经济损失和极其恶劣的影响。事故的主要原因是这种堆型本身的设计缺陷（主要是：反应性正汽泡系数，控制棒设计下落速度过慢引入正反应性，无安全壳等）与运行人员违章操作共同作用的结果。作为另外一种堆型的压水堆根本不存在这些设计缺陷。事故后苏联采取了多种整改措施，使得同类事故不可能再度发生。然而由于缺少安全壳这道最后的安全屏障，今后这种石墨沸水堆全世界不会再建。
从上世纪80年代开始，美国核电运行研究院（INPO）牵头，在提高二代核电厂运行安全可靠性方面开展了大量卓有成效的工作。突出表现在：推动核电厂全体员工普遍建立与提高的安全文化意识、质量保证体系的健全与改进、人员培训与再培训条件的改进，有组织、规范化的运行经验反馈、水化学与设备材质的控制、无损检测技术的研发、先进计算机技术、高燃耗燃料组件、PSA技术、新材料(Incnel690、Zr-4合金等)的运用、一揽子设备可靠性管理等。通过INPO和各电力公司的共同努力，美国投运核电厂的运行安全可靠性有了长足的进步，运行性能指标总体良好。不仅如此，现役核电机组申请延长20年使用寿命在美国蔚然成风，而且已有近半数的机组获得了美国核管会（USNRC）的批准。事实上现在世界上正在运行的二代核电机组通过二十年左右持续不断在停堆换料中安排的整改，可以说都已经进化为二代改进型技术，只是改进程度上有所差别。我国核电起步较晚，国外在设备与系统设计、材料选择等方面的改进均已充分吸纳，所有投运核电机组的运行业绩良好，维持在世界运行中值或以上的水平，没有发生过一起国际2级及以上的核事故，放射性排出物剂量水平远低于国家标准。国际上业内人士的共识是：二代改进型压水堆的安全性是可以接受的。截止到2008年底，全世界投运核电机组439台，二代轻、重水堆占到80％，三代先进沸水堆才有几台，三代压水堆一台还没有。难不成各国政府和核电界都不重视安全，拿公众生命和社会环境当儿戏吗？答案只能是：这全是全盘引进的鼓吹者们在有意危言耸听、夸大其词地忽悠。
“六君子”喋喋不休地宣传第二代改进型核电厂不安全的另一个“理论依据”是概率安全分析（PSA）数据。他们还煞有介事地写文章说，“第二代核电厂的堆芯熔化几率在10ˉ4／堆年左右，如果发展到100个核电反应堆，每年发生堆芯熔化严重事故的几率将达到1％，这是‘百有一失’，而不是‘万无一失’，是不能接受的“。这种说法有很大的误导作用。照此推理，如果达到1万个堆年或1000 个反应堆运行10年，就会发生1次堆芯损坏事故。青年学者刘长欣看不下去了。他发表了一篇文章，用概率论知识进行计算。他写道：“1万个堆年发生堆芯损坏（至少一次）的概率约为0.63。这个结果至少说明两个问题：第一，此处的堆芯损坏概率是0.63，而不是1或100％；第二，此概率具有先验性质，需要大量重复，或者说要出现n个1万个堆年时，才有规律性可言。这就是说，该值仍是可能性问题，而不是确定性问题”。一个概率性数值与一个确定的数之乘积依然还是一个概率性数值。作为科技工作者还是要尊重科学，自觉维护科学严谨性，切不可不懂装懂，以“权威”自居，以势压人。
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