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核电厂的安全性可以保证 The safety analysis of nuclear power plants


压水堆核电站工作原理

目前我国的运行的核电站绝大多数属于压水堆核电站,其主要由压水反应堆、反应堆冷却剂系统(简称一回路)、蒸汽和动力转换系统(又称二回路)、循环水系统、发电机和输配电系统及其辅助系统组成。在反应堆内发生链式裂变反应并完成核能到热能的转换,冷却剂吸收堆内裂变反应放出的热量后流出反应堆,流进蒸汽发生器,通过蒸汽发生器的传热管将热量传递给管外的二回路主给水,使二回路水变成蒸汽,而一回路水流出蒸汽发生器后再由反应堆冷却剂泵重新送到反应堆,而二回路的饱和蒸汽通过汽轮机将热能转变为高速旋转的机械能,最终带动发电机产生电能。由此可以看出一回路和二回路是通过蒸汽发生器分隔开来的,所以在正常运行情况下,核电站的放射性只存在于一回路。


核电厂的辐射来源

从老百姓对核电厂的关注角度来看,核电厂与常规电厂不一样主要在于核电厂会产生放射性物质。核反应堆是核电站的核心装置,也是核燃料与中子发生裂变反应的场所。从核电厂辐射来源来讲,反应堆放出的辐射分为初级辐射和次级辐射:所谓初级辐射即为可裂变核素在裂变时及裂变后的产物放出的辐射,包括瞬发中子、瞬发射线、缓发中子、缓发射线;而次级辐射是初级辐射与物质相互作用所引起的辐射,包括活化中子和活化射线。从核电厂辐射源的位置来讲,可分为安全壳内辐射和安全壳外辐射。当核电厂带功率运行时,安全壳内的辐射源主要有三种:一是堆芯内裂变反应产生的中子;二是活性区和结构材料内产生的伽马射线;三是氧俘获中子产生氮-16。当反应堆停闭后,活性区内或其附近材料的感生放射性成为安全壳内的重要辐射来源。安全壳外的辐射源主要是由于化容系统、硼回收系统等一回路辅助系统以及三废处理各系统的设备和管道,由于冷却剂和腐蚀产物被活化,以及含有裂变产物(当原件破损时)而带有放射性。


多道屏障和多级防御

为了确保核电厂的安全性,现有核电厂的设计、建造和运行贯彻了纵深防御的安全原则。纵深防御原则包含在放射性源与人之间设置多道屏障以及确保多道屏障有效的多级防御,这个原则贯彻在核电厂选址、设计、制造、建造、调试、运行、事故处置和应急准备等各个环节中。

具体而言多道屏障分别是:第一道屏障是燃料芯块,它大约能留住98%以上的放射性裂变产物;第二道屏障是燃料元件包壳,可以有效防止气体裂变产物以及在燃料芯块表面产生的裂变碎片的外逸;第三道屏障是一回路系统压力边界,可以将高温、高压、高放射性的燃料元件和冷却剂封闭在内。第四道屏障是安全壳,即使当一回路压力边界破坏事故发生时,只要安全壳保持完整,也只会有极少量放射性物质泄漏到周围环境中去。

为保证每一道屏障的正常运行,提高多道屏障的可靠性,核电站才去了五级相继深入而又相互支援的防御,分别是第一级防御:预测事故。精心设计,精心施工,确保核电站的设备精良。建立周密的程序,严格的制度和必要的监督,加强对核电站工作人员的教育和培养,使得人人关心安全,人人注意安全,防止发生故障。第二级防御:监测事故。加强运行管理和监督,及时正确处理不正常情况,排除故障。第三级防御:防止事故扩大。必要时启动由设计提供的安全系统和保护系统,防止设备故障和人为差错酿成事故。第四级防御:缓解事故。启用核电站安全系统,加强事故中的电站管理,防止事故扩大,保护安全壳厂房。第五级防御:应急计划。万一发生极不可能发生的事故,并且有放射性外泄,用厂内外应急响应计划,努力减少事故对居民的影响。


应急计划

如果核电厂出现事故,将启动应急系统。我国核应急管理体系分为三级,分别是国家、地方政府、核电厂营运单位。我国将核电厂核事故应急状态分为4级,分别为:应急待命、厂房应急、场区应急和场外应急。进入核应急状态并不表明核电站一定发生了核事故,某种情况下只是表明核电站的正常运行正受到外部环境的影响,有可能会导致机组进入偏离正常运行的状态,应急组织开始启动。如:台风临近,电厂现场风速达到一定水平,就可宣布进入核应急待命状态,而电厂机组上并未发生任何事件。

在核电站选址的过程中,综合考虑了周边公众的安全。在厂址确定后,针对可能受到的影响,核电站的周边划分有5公里、10公里等不同的应急区域,针对不同的区域制定了相适应的应急措施。根据我国三级应急体系,场外组织(政府)也建立了完备的应急计划、应急设备和应急体系,并进行定期的应急演习,确保核电站在可能发生事故时周边群众能及时得到安置或转移。


安全设施

压水堆核电厂配备有专设安全设施,包括安全注射系统、安全壳、安全喷淋系统、安全壳隔离系统等,他们具有迅速为对新提供应急和持续冷却、将安全壳与外界隔离等功能,以保证在失水事故或蒸汽管道破裂事故出现时,迅速道出燃料的预热、排出燃料融化的各种危险、避免在任何情况下裂变产物的向外失控排放、减少设备损失,并保护公众和核电厂工作人员的安全。

在日本福岛事故发生后,经参考WANO最新的Significant Operating Experience Report,现在中国所有的在运及在建核电站已经针对福岛的经验进行了如下改进:

a) 提升抵抗自然灾害的能力:实际抗震水平超出设计基准烈度的裕量较大,充分考虑极端天气导致的最大洪水水位,可以应对极端洪水灾害。

b) 提升电源保障能力:增设移动柴油发电机,在全厂失电时进行供电。

c) 提升冷源保障能力:增加移动式的柴油机补水泵,确保事故情况下反应堆堆芯安全。

d) 保障安全壳完整性:安装非能动氢气複合器,通过在失电情况下增强消氢功能并控制氢气浓度,从而支持核电站控制事故的能力。

e) 改进乏燃料水池冷郄能力:增设乏燃料水池应急补水接口,改进水位监测仪表,增加非能动应急高位冷郄水源系统。

f) 改善应急与环境监测体系:建设应急响应中心,增加应急通讯系统等。


核废料及其处理

在压水堆核电厂正常运行过程中,不可避免的要产生核废料,其包括放射性废气、放射性废液和放射性固体废物。为保护环境免受污染、防止工作人员和电厂周围居民受到过量的放射性照射,核电厂在排出或再利用这些放射性废物之前,一定要采用必要的工艺对他们进行处理,经检测符合国家标准后再进行排放或回收再利用。


压水堆核电厂三废处理原则:

(1) 将污染物质和地区控制在最小的范围内,所有的设备、管道、阀门、仪表灯都要求用耐腐蚀材料,而且密封良好,以防止放射性冷却剂外泄;对可能泄露的部位都设有引漏装置,放射性工作时的地面经过了特殊处理,并备有放射性废液收集地漏或地坑。各种放射性气体,由专门系统收集处理。

(2) 设有冷却剂净化系统、硼回收系统,以最大限度地复用净化处理过的物质。

(3) 设置了废液、废气和固体废物处理系统,使排放三废中的放射性水平低于国家规定的标准。


乏燃料后处理

核燃料在堆内经过中子轰击发生核反应后,燃耗深度达到卸料标准的燃料组件从堆内卸除,即为乏燃料。乏燃料中含有大量未用完的可增值材料238U或232Th,未烧完的和新生成的易裂变材料Pu239、U235或U233以及核燃料在辐照过程中产生的Np、Am、Cm等超铀元素,以及裂变元素Sr90、Cs137、Tc99等。

目前世界主要核工业国家对高放核废料的处理主要分为闭式燃料循环和开式燃料循环两条路线。开式乏燃料的深地址处理:乏燃料深地质贮藏的钻孔深度一般为地面下3到5千米,由于钻孔的自我封闭,乏燃料的可逆性非常小。闭式燃料循环工艺:乏燃料处理主要基于普雷克斯(P U R E X )工艺。在分离步骤中有两轮萃取循环,在第一萃取循环中,使用几何安全的脉冲式萃取柱和混合澄清槽进行萃取,这一循环将能分离出大部分裂变产物、铀和钚。开式循环中对乏燃料深埋地地址水文要求极高,存在不确定性和厂址的局限性。而Purex 工艺不仅是轻水堆燃料后处理使用的流程,而且正在被开发用于快中子增殖氧化物燃料的后处理,法国日本的后处理厂正在运行,工艺中回收的铀和钚返回到反应堆中循环使用。该流程已成为现代后处理厂唯一实际应用的流程。

先进核能系统的“乏燃料分离-嬗变(P&T)战略:除了上部分所谈到的Purex 工艺下的闭式燃料循环,上世纪九十年代,欧洲就已经提出了通过先进核能系统实现“乏燃料分离-嬗变(P&T)战略”以达到先进的闭式燃料循环。其主要特点在于在回收利用铀和钚的基础上,进一步将次锕系元素和长寿命裂变产物分离出来,在嬗变装置中进行嬗变。这就是大名鼎鼎的加速器驱动次临界系统(ADS),嬗变处理可以将半衰期为上万年的高放废料变为的半衰期为几百年甚至更低的低放废料。也就说,原本需要存放几十万年的高放废料,经过处理后,只需存放几百年就可以了。

综上,从核电厂的设计、应急、乏燃料的后处理等方面可以看出,核电厂的安全性是可以得到保证的。