星期日,三月13 2011:19 12

核能發電

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在所有核反應堆中,能量都是通過原子核裂變的鍊式反應在燃料中產生的。 最常見的核燃料是鈾 235。 每次裂變都會將一個燃料原子分裂成兩個新的裂變產物原子,並從其原子核中放出中子,從而導致原子進一步裂變。 裂變釋放的大部分能量被裂變產物帶走,並在相鄰燃料原子停止這些快速移動的裂變產物並吸收它們的輻射時轉化為熱能。 中子帶走了大約 3% 的裂變能量。

液態或氣態冷卻劑可防止反應堆堆芯變得過熱,這也會產生蒸汽(直接或間接)來驅動渦輪機。 中子吸收材料被納入控制棒,控制棒可以移入和移出反應堆堆芯的空腔,以將裂變反應速率控制在電站操作員所需的水平。 在壓水反應堆中,吸收材料可以通過可溶性吸收劑放入反應堆冷卻劑系統中。

大多數裂變產物不穩定,因此具有放射性。 它們衰變,以每種裂變產物元素的特徵類型和速率釋放輻射,以及可能也具有放射性的新子產物。 這種衰變順序一直持續到最終產生穩定(無放射性)的子產物。 其他放射性產物是通過吸收非裂變材料(例如鈾 238)和結構材料(例如導軌、支架和燃料包殼)的原子核中的中子而在反應堆中形成的。

在已經運行一段時間的反應堆中,裂變產物的衰變和新裂變產物的產生接近平衡。 此時,放射性產物衰變產生的輻射和由此產生的能量幾乎是反應堆中產生的所有能量的十分之一。

正是這種大量的放射性物質造成了核電站特有的風險。 在操作條件下,大多數這些放射性物質表現得像固體,但有些表現得像氣體,或者在反應堆的高溫下變得易揮發。 其中一些放射性物質很容易被生物體吸收,並對生物過程產生重大影響。 因此,如果釋放或分散到環境中,它們是危險的。

核電站類型和特點

熱反應器使用稱為 版主 減緩裂變產生的快中子,以便它們更容易被易裂變的鈾 235 原子捕獲。 普通水常被用作緩和劑。 其他使用的減速劑是石墨和氘,氫的一種同位素,以氧化氘(重水)的形式使用。 普通水主要是氧化氫,並含有少量(0.015%)的重水。

冷卻劑從燃料中帶走熱量,冷卻劑直接或間接產生蒸汽來驅動渦輪機,還控制反應堆堆芯的溫度,防止其變得過熱而損壞燃料或結構材料。 熱反應堆常用的冷卻劑包括普通水、重水和二氧化碳。 水俱有良好的傳熱特性(比熱高、粘度低、易於泵送),是核電站最常用的冷卻劑。 用加壓水或沸水冷卻反應堆堆芯可實現高堆芯功率密度,因此大型動力裝置可以內置在相對較小的反應堆容器中。 然而,使用水的反應堆冷卻劑系統必須在高壓下運行,以便達到蒸汽渦輪發電機有效運行所需的有用蒸汽壓力和溫度。 因此,反應堆冷卻系統邊界的完整性對於所有水冷核電站都非常重要,因為它是保護工作人員、公眾和環境安全的屏障。

所有水冷動力反應堆和大多數其他反應堆中的燃料都是陶瓷二氧化鈾,包裹在金屬——不銹鋼或鋯合金中。 燒結的二氧化鈾提供了一種不可燃的燃料,可以長時間運行並在高溫下保留其裂變產物而不會發生明顯的變形或失效。 唯一使用除二氧化鈾燃料以外的運行中的熱電反應堆是 Magnox 站(用二氧化碳冷卻),這些反應堆在使用壽命結束時逐漸停止使用。

以各種形式使用的中子吸收材料(例如硼、鎘、鉿和钆),例如在鋼包控制棒中或在冷卻劑或減速劑中的溶液中,可以移入和移出反應堆堆芯,以便控制任何指定水平的裂變反應速率。 與化石燃料發電相比,無需增加燃料量即可提高裂變鍊式反應產生的功率水平。

一旦開始增加裂變能量產生的速率,它就會一直持續到通過向核心中插入適量的中子吸收材料和減速劑而停止為止。 這種功率增加是由於裂變鍊式反應中的中子超過了僅收支平衡的鍊式反應所需的中子。 因此,可以通過添加或去除非常少量的中子吸收材料來非常靈敏地控制裂變速率和由此產生的能量產生。 如果需要突然降低功率水平,則將相對大量的中子吸收材料注入堆芯。 每個反應堆概念都有自己的反應特性,這決定了控制和停堆中子吸收裝置的設計,以確保有效的功率控制以及在需要時安全快速地停堆。 然而,相同的基本控制和安全原則適用於所有人。

圖 1 顯示了目前在役的主要熱電反應堆類型,表 1 給出了主要特性。在圖 1 的簡化圖示中,混凝土防護罩顯示在反應堆和主冷卻劑系統周圍。 護罩包括多種設計,通常既能屏蔽來自反應堆的直接輻射,又能容納反應堆冷卻或減速劑系統的任何洩漏,並且通常設計成能夠承受在發生以下情況時可能導致的巨大壓力:冷卻系統的重大故障。

圖 1. 核電站類型

POW040F2

 

表 1. 核電站特徵 (1997)

反應釜類型

汽油

主持人

冷卻液及其約。 壓力
(以酒吧為單位)

蒸汽發生

數量
操作
單位

淨產量
(兆瓦)

PWR

濃縮二氧化鈾
(2% 至 5% U-235)

淡水

淡水
(160 巴)

間接

251

223,717

PHWR(CANDU 型)

未濃縮的二氧化鈾
(0.71% U-235)

重水

重水
(90 巴)

間接

34

18,927

水堆

濃縮二氧化鈾
(2% 至 3% U-235)

淡水

淡水
在核心沸騰
(70 巴)

直接

93

78,549

GCR(MAGNOX 型)

未濃縮鈾金屬
(0.71% U-235)

石墨黑色

二氧化碳
(20 巴)

間接

21

3,519

年增長率

濃縮二氧化鈾
(2.3% U-235)

石墨黑色

二氧化碳
(40 巴)

間接

14

8,448

LWGR(RBMK型)

濃縮二氧化鈾
(2% 至 2.5% U-235)

石墨黑色

淡水
在核心沸騰
(70 巴)

直接

18

13,644

胎牛血清

混合氧化物钚

與機身相同顏色


(10 巴)

間接

3

928

 

壓水反應堆 (PWR) 發電站中,反應堆一次冷卻劑和慢化劑是相同的——淨化普通水,通過蒸汽發生器(有時稱為鍋爐)中的金屬邊界將其與二次給水/蒸汽迴路分開,熱量通過傳導傳遞。 因此,供給渦輪發電機的蒸汽不具有放射性,蒸汽渦輪發電機可以像傳統發電廠一樣運行。 由於一次冷卻劑/慢化劑水中的氫吸收了很大一部分中子,因此有必要將燃料的易裂變鈾 235 同位素含量濃縮到 2% 至 5% 之間,以維持長期發電的實際鍊式反應。

在所有運行中的核電站中 加壓重水反應堆 (PHWR), 反應堆減速劑和主冷卻劑是重水,同位素氘含量非常高(>99%)。 在裡面 坎杜 PHWR, 它構成了幾乎所有運行中的 PHWR,慢化劑與主冷卻劑分離並保持在相對較低的溫度和壓力下,這為放置監測和控制儀器提供了便利的環境,並在事件發生時提供了內置的備用冷卻能力一次冷卻劑管道故障。 CANDU 中的燃料和初級冷卻劑位於反應堆堆芯的水平壓力管中。 與壓水堆一樣,一次冷卻劑和二次給水/蒸汽迴路在蒸汽發生器中被金屬邊界隔開,熱量通過金屬邊界從一次重水傳遞到普通水蒸汽給水系統。 因此,供給渦輪發電機組的蒸汽是普通的水蒸汽,不具有放射性(除了由於洩漏導致的少量蒸汽),渦輪發電機組可以像傳統火力發電廠一樣運行。 重水慢化劑和冷卻劑僅吸收裂變過程中產生的一小部分中子,從而允許使用天然鈾(0.071% 鈾 235)進行長期發電的實用鍊式反應。 現有的 PHWR 可以使用略濃縮的鈾 235 燃料運行,這導致從燃料中提取的總能量成比例地增加。

沸水反應堆 (BWR) 核電站中,一次冷卻水在反應堆堆芯本身部分蒸發,那裡產生的蒸汽直接送入渦輪發電機。 反應堆中的運行壓力低於壓水堆中的運行壓力,但供給渦輪機的蒸汽壓力相似。 供給渦輪機的蒸汽具有輕微放射性,需要採取一些預防措施,因為渦輪機/給水系統可能受到低水平污染。 然而,這還沒有被證明是 BWR 運行和維護的重要因素。 在 BWR 中,反應堆功率的控制受堆芯中蒸汽量的影響,隨著反應堆功率水平的變化,這必須通過適當控製冷卻劑流量或反應性插入來抵消。

氧化鎂反應器,也被稱為 氣冷反應堆 (GLR),以包覆鎂的天然鈾金屬為燃料。 它們在適度壓力下被二氧化碳冷卻,但會產生相對高溫的蒸汽,從而提供良好的熱效率。 它們具有低功率密度的大核心,因此壓力容器(也是唯一的安全殼結構)也很大。 早期 Magnox 反應堆中的壓力容器是鋼製的。 在後來的 Magnox 反應堆中,預應力混凝土容器包含反應堆堆芯和蒸汽提升熱交換器。

先進氣冷反應堆 (AGR) 使用濃縮氧化鈾燃料 (2.3% U-235)。 它們在比 Magnox 反應堆更高的壓力下被二氧化碳冷卻,並提高了傳熱和熱效率。 與 Magnox 反應堆相比,AGR 中更大的核心功率密度允許 AGR 反應堆更小和更強大。 包含反應堆堆芯和蒸汽提升熱交換器的預應力混凝土壓力容器也充當安全殼結構。

輕水石墨反應堆 (LWGR) 是不同核動力系統的混合體。 今天唯一運行的這種類型的發電站是位於前蘇聯,即俄羅斯、烏克蘭和立陶宛的 RBMK 反應堆。 在 RBMK 反應堆中,普通水冷卻劑向上流過包含燃料的垂直冷卻劑通道(管),並在堆芯內沸騰。 與 BWR 一樣,堆芯中產生的蒸汽直接送入渦輪發電機。 圍繞冷卻劑通道的石墨減速劑在充分高於冷卻劑溫度的溫度下運行,使得石墨中通過減速中子而產生的熱量被冷卻劑通道帶走。 RBMK 反應堆很大並且有許多冷卻劑通道 (>1,500)。

快中子增殖反應堆 (FBR)需要裂變材料富集 20%,主要通過吸收裂變過程中產生的快中子來維持裂變鍊式反應。 這些反應堆不需要減速劑來減慢中子的速度,並且可以使用多餘的中子來培育钚 239,钚 XNUMX 是一種潛在的反應堆燃料。 他們可以生產比消耗更多的燃料。 雖然世界上有 XNUMX 個國家建造了許多這樣的反應堆來發電,但與液態金屬冷卻劑(鈉)的使用和極高的熱耗率相關的技術和實際困難導致興趣減弱。 現在只有三四個比較小 液態金屬快中子增殖反應堆 (LMFBR) 作為世界上的電力生產商提供服務,總發電量不到 1,000 兆瓦 (MWe),並且它們正在逐步退出服務。 然而,繁殖反應堆的技術已經得到相當大的發展和記錄,以備將來需要時使用。

燃料和燃料處理

從開採含鈾礦石開始到最終處置用過的燃料和所有燃料加工廢物結束的過程通常稱為 核燃料循環. 燃料循環有很多變化,這取決於所涉及的反應堆類型和反應堆堆芯中排熱裝置的設計。

基本的 PWR 和 BWR 燃料循環幾乎相同,僅在富集程度和燃料元件的詳細設計方面有所不同。 通常在不同地點和設施中涉及的步驟是:

  • 鈾礦冶生產黃餅(U3氧氣)
  • 鈾轉化為六氟化鈾 (UF6)
  • 豐富
  • 燃料製造,涉及將鈾轉化為二氧化鈾 (UO2)、燃料芯塊生產、長度等於反應堆堆芯高度的燃料棒製造,以及每個組件包含約 200 個燃料棒的正方形陣列燃料組件的製造
  • 在核電站中的安裝和運行
  • 再處理或臨時存儲
  • 將用過的燃料或濃縮廢物運送到聯邦/中央儲存庫
  • 最終處置,尚處於開發階段。

 

在這些過程中需要採取預防措施,以確保任何位置的濃縮燃料的量都少於可能導致顯著裂變鍊式反應的量,當然,在反應堆中除外。 這導致製造、運輸和儲存中的材料空間限制。

相比之下,CANDU 反應堆使用天然鈾,從開採礦石到燃料處理的燃料循環很簡單,不包括提供濃縮和後處理的步驟。 CANDU 的燃料是半自動製造的,由 28 或 37 根含有 UO 的燃料棒組成的半米長的圓形束2 顆粒。 製造天然鈾燃料、運輸或儲存新燃料或用過的燃料都沒有空間限制。 用過的 CANDU 燃料的固定化和處置在加拿大已經進行了 17 年的開發,目前處於概念批准階段。

在所有運行中的動力反應堆中,除 Magnox 型外,反應堆燃料的基本成分是圓柱形燃料芯塊,由二氧化鈾 (UO2) 壓實然後燒結以獲得所需密度和陶瓷特性的粉末。 這些燒結顆粒密封在無縫鋯合金或不銹鋼管中以生產 燃料棒或元件, 在正常的反應堆溫度和壓力下,相對於它們的包殼是化學惰性的。 即使包層損壞或破裂並且冷卻劑與 UO 接觸2,這種陶瓷材料保留了大部分放射性裂變產物,抵抗高溫水造成的劣化。

Magnox 反應堆使用包裹在鎂中的天然鈾金屬燃料,並在相對較高的溫度下成功運行,因為冷卻劑二氧化碳在乾燥條件下不會與這些金屬發生反應。

核反應堆中燃料棒設計的基本目標是將燃料中產生的裂變熱傳遞給冷卻劑,同時即使在最嚴酷的瞬態條件下也能保持燃料棒的完整性。 對於所有運行中的反應堆,在傳熱實驗室對模擬燃料進行的廣泛測試表明,為應用設計和許可的特定燃料可以滿足預期的最大反應堆內熱瞬態條件,並具有足夠的安全裕度。

從製造廠運送到發電站的新燃料沒有顯著放射性,可以在沒有屏蔽的情況下手動或通過手動操作的起重/裝卸工具進行處理。 一個典型的 燃料組件 對於 PWR 或 BWR 反應堆,是大約 200 根燃料棒的方形陣列,長約 4 m,重約 450 kg。 大型 PWR 或 BWR 反應堆需要大約 200 個這樣的組件。 燃料由橋式起重機搬運,並放置在新燃料儲存區乾燥的垂直架子上。 為了在 PWR 或 BWR 等在役輕水反應堆中安裝新燃料,所有操作都在足夠深的水下進行,以便為反應堆上方的任何人提供屏蔽。 必須首先拆下反應堆容器的法蘭蓋,並通過高架起重機和燃料裝卸電梯取出一些用過的燃料(通常是三分之一到二分之一的反應堆堆芯)。

用過的燃料被放置在充滿水的儲藏室中。 堆芯中其他用過的燃料組件可能會重新排列位置(通常移向堆芯的中心),以調整反應堆中的發電量。 然後將新的燃料組件安裝在所有空置的燃料場地位置。 為更大的反應堆補充燃料可能需要 2 到 6 週,具體取決於勞動力和要更換的燃料量。

CANDU 反應堆和一些氣冷反應堆由遠程操作設備提供燃料,該設備移除用過的燃料並安裝新的燃料元件或束。 對於 CANDU,燃料是半米長的燃料棒束,直徑約 10 厘米,重約 24 千克。 從製造商處收到的燃料裝在紙板包裝箱中,並儲存在指定的新燃料儲存區,準備裝入反應堆。 通常每天將燃料裝入運行中的反應堆以維持反應堆的反應性。 在大型 CANDU 反應堆中,每天 12 束是典型的換料速度。 這些束被手工裝載到一個新的燃料裝載裝置上,該裝置又將束裝載到一個 加油機 這是從車站控制室遠程控制的。 為了將新燃料裝載到反應堆中,需要通過遙控操作兩台遙控加油機,並將其連接到水平燃料通道的末端進行加油。 當冷卻系統處於工作壓力和溫度時,通道兩端的加油機打開,新燃料從通道的一端推入,用過的燃料從通道的另一端抽出。 當安裝完所需數量的燃料束後,由加油機重新安裝通道密封,加油機可以繼續向另一通道加油或將使用過的燃料排放到使用過的燃料充水儲存艙中.

從所有運行中的反應堆中排出的乏燃料都具有很強的放射性,需要冷卻以防止過熱,並需要屏蔽以防止對附近任何敏感的生物體或設備的直接輻射。 通常的程序是將用過的燃料排放到蓄水池中,蓄水池的水至少覆蓋燃料 4 m,以進行屏蔽。 這樣可以通過水安全地觀察燃料,並可以將其在水下移動到更長期的存儲位置。

從反應堆排放一年後,用過的燃料產生的總放射性和熱量將下降到排放時初始值的 1% 左右,並在 10 年內下降到排放時初始值的 0.1% 左右。 排放後約 5 到 10 年,熱量產生減少到可以從水池中取出燃料並將其以乾燥形式儲存在容器中,燃料容器周圍只有空氣自然循環。 然而,它仍然具有很強的放射性,幾十年來都需要屏蔽其直接輻射。 防止生物體攝入燃料材料需要更長的時間。

動力堆乏燃料的實際處置仍處於開發和批准階段。 許多國家正在對各種地質結構中動力反應堆的乏燃料的處置進行深入研究,但尚未在世界任何地方獲得批准。 在穩定的岩石結構中儲存在地下深處的概念目前正在加拿大批准過程中,作為最終處置這些高放射性廢物的一種安全實用的方法。 然而,預計即使概念在 2000 年之前獲得批准,乏燃料的實際處置也要到 2025 年左右才會發生。

廠內運作

在擁有核電計劃的所有 33 個國家中,都有製定和執行與核設施運行相關的安全法規的監管機構。 然而,通常是擁有和運營核電設施的電力公司對其核電廠的安全運行負責。 操作員的角色實際上是一項信息收集、計劃和決策制定的管理任務,只是在日常操作中斷時偶爾才包括更主動的控制。 操作員不是主要保護系統。

所有現代核電站都具有高度可靠的自動、反應靈敏的控制和安全系統,可以持續保護反應堆和其他核電站部件,並且通常設計為在斷電時具有故障安全功能。 運營商不應複製或替代這些自動控制和保護系統。 然而,操作員必須能夠在必要時幾乎立即關閉反應堆,並且應該能夠識別和響應工廠運行的任何方面,從而增加保護的多樣性。 操作者需要能夠從自動化數據信息系統提供的大量數據中了解、診斷和預測全局的發展。

運營商應:

  • 了解與工廠當前整體狀態相關的所有系統的正常情況
  • 在自動系統或特殊監控設備的幫助下識別何時出現異常情況及其重要性
  • 知道如何正確響應以使工廠恢復正常運行,或使工廠進入安全停工狀態。

 

操作員執行此操作的能力取決於機器的設計以及操作員的能力和培訓。

每個核電站都必須有稱職、穩定和訓練有素的操作人員隨時值班。 潛在的核運營商將接受全面的培訓計劃,通常包括科學、設備和電力系統、輻射防護以及運營政策和原則方面的課堂和在職培訓。 美國公用事業核電廠運行中始終使用培訓模擬器,為操作員提供電廠運行、異常和異常條件下的實際操作經驗。 操作員和電力系統之間的接口是通過控制室儀表進行的。 設計良好的儀表系統可以提高操作員的理解力和正確的反應。

通常在建設中的核電站就任命主要的運營人員,這樣他們就可以從運營的角度提出建議,並可以召集人員來調試和運營電站。 他們還準備了一套全面的操作程序,然後才啟用該站並允許其運營。 設計專家和監管人員檢查這些程序以確保設計意圖和操作實踐的一致性。

要求工作人員按照操作規程和工作授權,系統、嚴格地操作站點。 操作人員通過執行全面的安全系統和防護屏障測試和監控計劃,並保持處理任何工廠緊急情況的能力,不斷努力確保公共安全。 如果操作員可能必須針對電廠狀態的變化採取行動,則有書面的、系統的程序來指導他們並提供控制電廠所需的詳細信息。 這些程序由車站和監管安全委員會審查。

一個深思熟慮的操作安全管理計劃包括:

  • 對安全關鍵領域的詳細了解
  • 定義可接受性能的標准或目標
  • 用於監控性能、響應問題和報告結果的程序
  • 經驗審查計劃,以確定趨勢、符合標準的程度以及任何不可接受或性能下降的原因
  • 一種評估提議的硬件或操作程序變更的影響並實施符合公認標準的變更的方法。

 

除了正常運行的程序外,每個核電站都有一個事件報告系統,用於調查和記錄設備的任何故障和劣化、設計或施工中的缺陷以及監測系統或定期測試和檢查發現的運行錯誤。 確定每個事件的基本原因,以便可以製定適當的糾正或預防措施。 事件報告,包括分析結果和建議,由車站管理人員以及安全和人為因素方面的專家進行審查,這些專家通常不在車站現場。

國際原子能機構 (IAEA) 的事故報告系統在世界各地運作,以補充國家系統並確保信息在所有參與國之間共享。 世界核運營商協會 (WANO) 也在運營層面提供詳細的信息交流。

核反應堆及其所有輔助和安全相關係統均根據質量保證要求按計劃的時間間隔進行維護和測試,以確保其在整個使用壽命期間的可靠性。 除了自動監控外,還有系統的手動測試和調查設備系統損壞或故障的證據。 其中包括定期現場監測、預防性維護、定期測試和工廠條件變化研究。

為過程和安全系統設定了非常苛刻的性能目標,以將對公眾和車站工作人員的風險保持在可接受的低水平。 對於在發電時主動運行的過程系統,將故障率與性能目標進行比較,這可能會導致性能不合格的設計更改。 安全系統需要一種不同的方法,因為它們只有在過程系統發生故障時才會運行。 綜合測試程序監控這些系統及其組件,結果用於確定每個系統可能停止服務的時間。 將計算出的安全系統停止運行的總時間與非常高的性能標准進行比較。 如果在安全系統中檢測到缺陷,則會立即糾正或關閉反應堆。

在定期計劃停機期間,還有廣泛的測試和維護計劃。 例如,所有承壓容器、部件及其焊縫均根據安全規範規定,通過非破壞性方法進行系統檢查。

安全原則和相關的安全設計特點

裂變鍊式反應有四個方面可能是危險的,並且離不開利用核能發電,因此需要採取安全措施:

  1. 裂變會產生電離輻射,這需要屏蔽直接暴露於輻射。
  2. 產生高放射性裂變產物,需要緊密封閉以防止污染外部環境和可能的攝入。
  3. 裂變鍊式反應是一個需要連續控制的動態過程。
  4. 不能立即停止產熱,因為裂變鍊式反應終止後,放射性衰變還會繼續產熱,需要長期冷卻。

 

這些特性所要求的安全要求是核電站與使用化石燃料的發電站安全設備和運行策略的主要區別所在。 不同類型的核電站如何滿足這些安全要求有所不同,但所有核電站的基本安全原則都是相同的。

在許可程序中,每個核裝置都必須證明放射性釋放將低於規定的監管限值,無論是在正常運行條件下還是在故障或事故條件下。 優先考慮的是防止故障,而不是簡單地減輕故障的後果,但設計必須能夠處理故障,儘管採取了所有預防措施,但故障確實發生了。 這需要最高程度的質量保證和控制,適用於所有設備、施工功能和操作。 固有安全特性和工程安全措施旨在預防和控制事故,並控制和盡量減少放射性物質的釋放。

特別是,發熱量和冷卻能力必須始終匹配。 在運行期間,冷卻劑從反應堆帶走熱量,冷卻劑通過連接到反應堆的管道泵送,並流過燃料包殼表面。 如果泵斷電或連接管道突然失效,燃料的冷卻將中斷,這可能導致燃料溫度迅速升高,燃料包殼可能失效,並導致燃料洩漏。從燃料到反應堆容器的放射性物質。 裂變鍊式反應的快速停止,並可能啟動備用或緊急冷卻系統作為支持,將防止燃料損壞。 所有核電站都提供了這些安全措施。

即使反應堆已經關閉,冷卻損失和備用或緊急冷卻能力失效也可能導致燃料過熱,因為燃料中持續產生裂變產物衰變熱,如圖 2 所示。雖然衰變熱量僅佔全功率熱量產生的 1% 或 2%,如果不去除熱量,燃料溫度可能會在完全失去冷卻後的幾分鐘內達到故障水平。 核電站安全設計原則要求對所有可能導致燃料過熱、損壞和放射性物質從燃料中釋放的情況進行仔細評估,並通過工程控制和保護系統加以預防。

圖 2. 反應堆停堆後的衰變熱

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保護核電站的安全特性有固有特性、非能動系統和能動系統三種。 這些在運行的核電站中以各種組合使用。

固有的安全特性 利用自然法則來保證發電廠的安全。 一些核燃料具有固有的安全特性,隨著它們的溫度升高,鍊式裂變反應速度會減慢。 一些冷卻系統的設計具有固有的安全特性,冷卻劑將通過自然循環在燃料上循環,以在不運行任何泵的情況下充分去除衰變熱。 大多數金屬結構具有固有的安全特性,這些特性會導致在重載下屈服或拉伸,而不是爆裂或失效。

被動安全功能 包括通過要釋放的流體壓力提升自重(重力)安全閥,或在緊急冷卻劑注入系統中使用儲存的能量,或在一些設計用於容納管道故障能量的安全殼中系統和隨後的衰變熱。

主動安全系統 包括所有需要激活信號和某種形式的電源的系統。 與固有系統和被動系統相比,主動系統通常可以控制更廣泛的環境,並且可以在反應堆運行期間不受限制地進行測試。

核電站的安全設計基於固有、被動和主動系統的選定組合,以滿足核電站所在轄區的監管安全要求。 安全相關係統的高度自動化對於盡可能減輕操作人員在壓力下快速決策和採取行動的需要是必要的。 核動力反應堆系統旨在自動調整所需功率輸出的變化,並且通常變化是漸進的。 尤其重要的是,安全相關係統能夠在需要時持續迅速、有效和可靠地做出響應。 為了滿足這種高水平的性能,這些系統必須符合最高的質量保證標準,並按照冗餘、多樣性和物理分離等公認的安全設計原則進行設計。

冗餘 是提供比僅使系統正常工作所需的組件或子系統更多的組件或子系統——例如,提供三個或四個組件,而係統正常運行只需要兩個組件或子系統。

多樣性 是提供兩個或多個基於不同設計或功能原理的系統來執行相同的安全功能。

物理分離 設計用於執行相同安全功能的組件或系統的組合,提供保護以防止可能損害安全系統性能的局部損壞。

這些安全設計原則應用的一個重要例證是核電站的電力供應,它基於與主電力系統的多個連接,由多台自動啟動柴油機和/或燃氣輪機在現場提供支持,以及電池組和電動發電機組,以確保為重要的安全相關係統提供可靠的電力供應。

防止核電站放射性物質釋放的基本預防措施原則上非常簡單:在放射性物質和環境之間設置一系列防漏屏障,以提供對直接輻射的屏蔽和放射性物質的包容。 最裡面的屏障是陶瓷或金屬燃料本身,它將大部分放射性物質結合在其基質中。 第二道屏障是防漏、耐腐蝕的包層。 第三道屏障是冷卻系統的主要承壓邊界。 最後,大多數核電系統都封閉在耐壓安全殼結構中,該結構設計用於承受內部最大管道系統的故障並容納釋放到安全殼中的任何放射性物質。

核電站安全設計的基本目標是通過縱深防禦方法保持這些多重屏障的完整性,縱深防禦方法的特點是三個級別的安全措施:預防、保護和緩解措施。

預防措施 包括: 在設計、施工和運營過程中滿足最高水平的質量保證; 接受過定期再培訓的訓練有素的操作員; 利用固有的安全特性; 提供適當的設計餘量; 進行仔細的預防性維護、持續測試和檢查以及糾正缺陷; 持續監控; 必要時進行徹底的安全評估和重新評估; 對事件和故障進行評估和原因分析,並做出適當的修改。

保護措施 包括:快速關閉系統; 反應靈敏的自動減壓閥/系統; 互鎖電路以防止誤操作; 自動監控重要的安全功能; 連續測量和控制輻射水平和流出物的放射性,以免超過允許的限度。

緩解措施 包括:應急反應堆冷卻系統; 高度可靠的應急給水系統; 多樣化和冗餘的應急電源系統; 防止任何放射性物質從站洩漏的容器,該站設計用於應對各種自然和人為壓力,例如地震、強風、洪水或飛機撞擊; 最後,應急計劃和事故管理,包括輻射監測、通知安全部門和向公眾提供建議、控制污染和分發緩解材料。

核安全不僅取決於技術和科學因素; 人為因素起著非常重要的作用。 監管控制提供了對核電站所有安全方面的獨立驗證。 然而,核安全主要不是靠法律法規來確保,而是靠負責任的設計、運營和公用事業管理,其中包括由有知識和權威的人進行適當的審查和批准。

唯一一次對公眾造成非常嚴重後果的核電站事故發生在 1986 年烏克蘭切爾諾貝利 RBMK 核電站以不尋常配置進行冷卻能力測試期間。在這次嚴重事故中,反應堆被毀,大量放射性物質材料逃逸到環境中。 隨後發現反應堆沒有足夠的關閉系統,並且在低功率下不穩定。 設計缺陷、人為錯誤和缺乏適當的公用事業管理都是造成事故的原因。 對剩餘運行中的 RBMK 反應堆進行了修改,以消除嚴重的設計缺陷,並改進了操作說明,以確保不會再次發生這一不幸事故。

從 RBMK 事故和其他不太嚴重的核電站事故(如 1978 年美國的三哩島事故)以及核電站運行 30 多年的許多小事故和事件中,我們學到了很多東西。 核界的目標是確保沒有核電站事故危及工人、公眾或環境。 在 IAEA 事件報告系統和 WANO 等計劃下的密切合作、行業團體和監管機構的審查以及核電站所有者和運營商的警惕,使這一目標更容易實現。

致謝:編輯感謝 Tim Meadler 和鈾研究所為表 1 提供的信息。


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