论文部分内容阅读
核电站设有三道屏障，防止放射性物质外泄。第一道是核燃料棒的锆合金密封包壳；第二道是厚度达20公分的不锈钢压力容器，所有核燃料均密封在这个压力容器内；第三道屏障就是反应堆厂房，厚约1米多、直径和高度30～50米的圆柱形钢筋混凝土安全壳，其内表面敷有厚6毫米的钢衬里，在核电站运行时是密封状态。还有一系列核安全系统保护这三道屏障不被破坏，放射性物质不会泄漏到外部环境中。
美国三哩岛核事故是第一、二道屏障都被破坏了，幸运的是第三道未被破坏，大量放射性物质被密封在安全壳内，没有造成环境污染和人员超辐照事故。苏联切尔诺贝利核电站则根本没有设计安全壳，只有一个普通的封闭厂房，在发生核事故后产生的氢气爆炸时，厂房顶部被炸开，大量放射性物质冲到大气并随风飘落到很远的地方。日本福岛核事故，则是虽有安全壳但容积过小且抗压能力不够，第一、二道屏障被破坏后，逐步聚积的氢气发生爆炸，安全壳被炸开，放射性物质也排到大气，用于紧急冷却反应堆的海水遭到污染后大量排放到海里，造成邻近海水核污染。
反应堆设有控制棒，由能够大量吸收中子的特殊材料制成，在需要停止核裂变反应时，控制棒靠重力快速下插到核燃料组件中间，吸收掉大量中子，链式核反应中止，反应堆自动停堆。这时核反应堆内虽然停止了U235的链式核裂变，停止释放大量的裂变能，但是之前核裂变产生的碎片，即不同原子量的多种元素的不稳定同位素，仍在继续发生核衰变，并伴随着产生衰变热。这种衰变热的能量在停堆后几小时内高达反应堆热功率的5%，即100万千瓦电功率的反应堆余热达到热功率15万千瓦，三天后仍达11万千瓦，并在数十天内才逐步趋零。必须在停堆后继续有冷却剂循环将余热带出，否则衰变热逐步累积，堆芯温度不断升高，直到堆芯的核燃料熔化。这种温度高达3000摄氏度以上的熔融体还可能会熔穿压力容器。理论上，这种熔融体甚至可以熔穿钢筋混凝土底板而进入岩石层流到核电站以外，但迄今没有发生这种情况。
所以，确保核安全的重要条件就是即使停堆后也不能中断对反应堆的冷却。而冷却反应堆就需要有流动的冷却剂（通常是水）以保持堆芯不熔化，或熔化后的熔融物仍滞留在压力容器内而不熔穿压力容器。冷却剂的循环滚动需要电源。但全场突然失去外部电源，而自备的应急柴油发电机又由于某种原因，不能启动，则会中断对反应堆的冷却。另外一个重要的情况就是万一发生冷却剂管道破裂（即LOCA），不仅反应堆得不到冷却，而且高温高压的水冲出管道变为水蒸气，使安全壳内快速升温升压，也可使第三道屏障的密封被破壞，造成放射性大量外泄。
为应对这些极端情况，有两种思路。
一种是在基本保持原有二代核电的基本结构和原有安全系统的基础上，增多原有安全系统的数量和增加新类型的安全系统。如过去的单层安全壳，现改为增厚增强的双层安全壳，应急柴油发电机系统、安注系统和喷淋系统等安全系统由两套增加到四套，一旦发生核事故，至少有一套会启动。增加堆芯熔融物捕集器，防止堆芯熔融物穿透安全壳底板，增加消氢装置，防止氢爆炸等。其特点是增加安全设施，所以被称为“加法”。这不仅使核电站变得十分复杂和庞大，同时也导致单位造价提高和发电成本增加。为了保持其经济性和竞争力，通常采用增加机组容量，从百万千瓦增加到160万～170万千瓦，并同时改进核燃料，以降低单位造价和发电成本。但这又需要重新设计主要设备。其安全系统仍然依赖外部电源和自备电源（应急柴油发电系统）。而福岛核事故的一个重要原因就是失去了外部电源，而应急柴油发电机和柴油库又被海啸冲垮，使安全系统失去能源而无法工作。
另一种思路是在基本保持一回路系统的基础上，彻底改变安全系统，开发出“非能动”安全系统，不依赖外部或自备的交流电，而是利用重力、蒸发、冷凝、对流等自然动力，设计出一整套“非能动”安全系统，包括非能动堆芯冷却系统、非能动熔融物滞留于安全壳内（IVR）系统、非能动安全壳冷却系统等，主要利用高位水箱的势能推动冷却剂循环，并利用爆破阀代替电动阀门，在事故情况下打开阀门，从而大幅度减少了核级阀门、泵和电缆数量，并大大减少了核级抗震建筑物面积，因此被称为“减法”。设备越少，发生故障的机率就越小。另外采用模块化建造方式，可以大大缩短建造工期。另外，非能动安全系统在发生事故的情况下允许操纵员不干预的时间为72小时，而能动安全系统只有30分钟。
美国三哩岛核事故是第一、二道屏障都被破坏了，幸运的是第三道未被破坏，大量放射性物质被密封在安全壳内，没有造成环境污染和人员超辐照事故。苏联切尔诺贝利核电站则根本没有设计安全壳，只有一个普通的封闭厂房，在发生核事故后产生的氢气爆炸时，厂房顶部被炸开，大量放射性物质冲到大气并随风飘落到很远的地方。日本福岛核事故，则是虽有安全壳但容积过小且抗压能力不够，第一、二道屏障被破坏后，逐步聚积的氢气发生爆炸，安全壳被炸开，放射性物质也排到大气，用于紧急冷却反应堆的海水遭到污染后大量排放到海里，造成邻近海水核污染。
反应堆设有控制棒，由能够大量吸收中子的特殊材料制成，在需要停止核裂变反应时，控制棒靠重力快速下插到核燃料组件中间，吸收掉大量中子，链式核反应中止，反应堆自动停堆。这时核反应堆内虽然停止了U235的链式核裂变，停止释放大量的裂变能，但是之前核裂变产生的碎片，即不同原子量的多种元素的不稳定同位素，仍在继续发生核衰变，并伴随着产生衰变热。这种衰变热的能量在停堆后几小时内高达反应堆热功率的5%，即100万千瓦电功率的反应堆余热达到热功率15万千瓦，三天后仍达11万千瓦，并在数十天内才逐步趋零。必须在停堆后继续有冷却剂循环将余热带出，否则衰变热逐步累积，堆芯温度不断升高，直到堆芯的核燃料熔化。这种温度高达3000摄氏度以上的熔融体还可能会熔穿压力容器。理论上，这种熔融体甚至可以熔穿钢筋混凝土底板而进入岩石层流到核电站以外，但迄今没有发生这种情况。
所以，确保核安全的重要条件就是即使停堆后也不能中断对反应堆的冷却。而冷却反应堆就需要有流动的冷却剂（通常是水）以保持堆芯不熔化，或熔化后的熔融物仍滞留在压力容器内而不熔穿压力容器。冷却剂的循环滚动需要电源。但全场突然失去外部电源，而自备的应急柴油发电机又由于某种原因，不能启动，则会中断对反应堆的冷却。另外一个重要的情况就是万一发生冷却剂管道破裂（即LOCA），不仅反应堆得不到冷却，而且高温高压的水冲出管道变为水蒸气，使安全壳内快速升温升压，也可使第三道屏障的密封被破壞，造成放射性大量外泄。
为应对这些极端情况，有两种思路。
一种是在基本保持原有二代核电的基本结构和原有安全系统的基础上，增多原有安全系统的数量和增加新类型的安全系统。如过去的单层安全壳，现改为增厚增强的双层安全壳，应急柴油发电机系统、安注系统和喷淋系统等安全系统由两套增加到四套，一旦发生核事故，至少有一套会启动。增加堆芯熔融物捕集器，防止堆芯熔融物穿透安全壳底板，增加消氢装置，防止氢爆炸等。其特点是增加安全设施，所以被称为“加法”。这不仅使核电站变得十分复杂和庞大，同时也导致单位造价提高和发电成本增加。为了保持其经济性和竞争力，通常采用增加机组容量，从百万千瓦增加到160万～170万千瓦，并同时改进核燃料，以降低单位造价和发电成本。但这又需要重新设计主要设备。其安全系统仍然依赖外部电源和自备电源（应急柴油发电系统）。而福岛核事故的一个重要原因就是失去了外部电源，而应急柴油发电机和柴油库又被海啸冲垮，使安全系统失去能源而无法工作。
另一种思路是在基本保持一回路系统的基础上，彻底改变安全系统，开发出“非能动”安全系统，不依赖外部或自备的交流电，而是利用重力、蒸发、冷凝、对流等自然动力，设计出一整套“非能动”安全系统，包括非能动堆芯冷却系统、非能动熔融物滞留于安全壳内（IVR）系统、非能动安全壳冷却系统等，主要利用高位水箱的势能推动冷却剂循环，并利用爆破阀代替电动阀门，在事故情况下打开阀门，从而大幅度减少了核级阀门、泵和电缆数量，并大大减少了核级抗震建筑物面积，因此被称为“减法”。设备越少，发生故障的机率就越小。另外采用模块化建造方式，可以大大缩短建造工期。另外，非能动安全系统在发生事故的情况下允许操纵员不干预的时间为72小时，而能动安全系统只有30分钟。