■文/陳志

核電廠的安全性簡析

The safety analysis of nuclear power plants

■文/陳志

導言

多家媒體報道：2016 年 8 月 6 日，數以萬計的連云港市民走上街頭，反對一個“莫須有”的威脅：中法合作的核循環(huán)項目。2016 年 8 月 10 日凌晨 1時36分，連云港市人民政府官方微博發(fā)布消息，連云港市人民政府決定：暫停核循環(huán)項目選址前期工作。

為什么老百姓如此反核？或者如此恐核？尤其對核電廠建造如此反對？下面我們來剖析一下核電廠關于“核”的真面目。

壓水堆核電站工作原理

目前我國運行的核電站絕大多數屬于壓水堆核電站，其主要由壓水反應堆、反應堆冷卻劑系統(tǒng)（簡稱一回路）、蒸汽和動力轉換系統(tǒng)（又稱二回路）、循環(huán)水系統(tǒng)、發(fā)電機和輸配電系統(tǒng)及其輔助系統(tǒng)組成。在反應堆內發(fā)生鏈式裂變反應并完成核能到熱能的轉換，冷卻劑吸收堆內裂變反應放出的熱量后流出反應堆，流進蒸汽發(fā)生器，通過蒸汽發(fā)生器的傳熱管將熱量傳遞給管外的二回路主給水，使二回路水變成蒸汽，而一回路水流出蒸汽發(fā)生器后再由反應堆冷卻劑泵重新送到反應堆，而二回路的飽和蒸汽通過汽輪機將熱能轉變?yōu)楦咚傩D的機械能，最終帶動發(fā)電機產生電能。由此可以看出一回路和二回路是通過蒸汽發(fā)生器分隔開來的，所以在正常運行情況下，核電站的放射性只存在于一回路。

核電廠的輻射來源

從老百姓對核電廠的關注角度來看，核電廠與常規(guī)電廠不一樣主要在于核電廠會產生放射性物質。核反應堆是核電站的核心裝置，也是核燃料與中子發(fā)生裂變反應的場所。從核電廠輻射來源來講，反應堆放出的輻射分為初級輻射和次級輻射：所謂初級輻射即為可裂變核素在裂變時及裂變后的產物放出的輻射，包括瞬發(fā)中子、瞬發(fā)射線、緩發(fā)中子、緩發(fā)射線；而次級輻射是初級輻射與物質相互作用所引起的輻射，包括活化中子和活化射線。從核電廠輻射源的位置來講，可分為安全殼內輻射和安全殼外輻射。當核電廠帶功率運行時，安全殼內的輻射源主要有三種：一是堆芯內裂變反應產生的中子；二是活性區(qū)和結構材料內產生的伽馬射線；三是氧俘獲中子產生氮 -16。當反應堆停閉后，活性區(qū)內或其附近材料的感生放射性成為安全殼內的重要輻射來源。安全殼外的輻射源主要是由于化容系統(tǒng)、硼回收系統(tǒng)等一回路輔助系統(tǒng)以及“三廢”處理各系統(tǒng)的設備和管道，由于冷卻劑和腐蝕產物被活化，以及含有裂變產物（當原件破損時）而帶有放射性。

多道屏障和多級防御

為了確保核電廠的安全性，現有核電廠的設計、建造和運行貫徹了縱深防御的安全原則?？v深防御原則包含在放射性源與人之間設置多道屏障以及確保多道屏障有效的多級防御，這個原則貫穿于核電廠選址、設計、制造、建造、調試、運行、事故處置和應急準備等各個環(huán)節(jié)中。

具體而言多道屏障分別是：第一道屏障是燃料芯塊，它大約能留住 98% 以上的放射性裂變產物；第二道屏障是燃料元件包殼，可以有效防止氣體裂變產物以及在燃料芯塊表面產生的裂變碎片的外逸；第三道屏障是一回路系統(tǒng)壓力邊界，可以將高溫、高壓、高放射性的燃料元件和冷卻劑封閉在內；第四道屏障是安全殼，即使當一回路壓力邊界破壞事故發(fā)生時，只要安全殼保持完整，也只會有極少量放射性物質泄漏到周圍環(huán)境中去。

為保證每一道屏障的正常運行，提高多道屏障的可靠性，核電站采取了五級相繼深入而又相互支援的防御，分別是第一級防御：預測事故。精心設計，精心施工，確保核電站的設備精良。建立周密的程序、嚴格的制度和必要的監(jiān)督，加強對核電站工作人員的教育和培養(yǎng)，使得人人關心安全，人人注意安全，防止發(fā)生故障。第二級防御：監(jiān)測事故。加強運行管理和監(jiān)督，及時正確處理不正常情況，排除故障。第三級防御：防止事故擴大。必要時啟動由設計提供的安全系統(tǒng)和保護系統(tǒng)，防止設備故障和人為差錯釀成事故。第四級防御：緩解事故。啟用核電站安全系統(tǒng)，加強事故中的電站管理，防止事故擴大，保護安全殼廠房。第五級防御：應急計劃。萬一發(fā)生極不可能發(fā)生的事故，并且有放射性外泄，用廠內外應急響應計劃，努力減少事故對居民的影響。

應急計劃

如果核電廠出現事故，將啟動應急系統(tǒng)。我國核應急管理體系分為三級，分別是國家、地方政府、核電廠營運單位。我國將核電廠核事故應急狀態(tài)分為4級，分別為：應急待命、廠房應急、場區(qū)應急和場外應急。進入核應急狀態(tài)并不表明核電站一定發(fā)生了核事故，某種情況下只是表明核電站的正常運行正受到外部環(huán)境的影響，有可能會導致機組進入偏離正常運行的狀態(tài)，應急組織開始啟動。如：臺風臨近，電廠現場風速達到一定水平，就可宣布進入核應急待命狀態(tài)，而電廠機組上并未發(fā)生任何事件。

在核電站選址的過程中，綜合考慮了周邊公眾的安全。在廠址確定后，針對可能受到的影響，核電站的周邊劃分有 5公里、10公里等不同的應急區(qū)域，針對不同的區(qū)域制定了相適應的應急措施。根據我國三級應急體系，場外組織（政府）也建立了完備的應急計劃、應急設備和應急體系，并進行定期的應急演習，確保核電站在可能發(fā)生事故時周邊群眾能及時得到安置或轉移。

大亞灣核電站

安全設施

壓水堆核電廠配備有專設安全設施，包括安全注射系統(tǒng)、安全殼、安全噴淋系統(tǒng)、安全殼隔離系統(tǒng)等，他們具有迅速應對新提供應急和持續(xù)冷卻、將安全殼與外界隔離等功能，以保證在失水事故或蒸汽管道破裂事故出現時，迅速導出燃料的預熱、排出燃料融化的各種危險、避免在任何情況下裂變產物的向外失控排放、減少設備損失，并保護公眾和核電廠工作人員的安全。

在日本福島事故發(fā)生后，經參考WANO最新的Significant Operating Experience Report，現在中國所有的在運及在建核電站已經針對福島的經驗進行了如下改進：

a)提升抵抗自然災害的能力：實際抗震水平超出設計基準烈度的裕量較大，充分考慮極端天氣導致的最大洪水水位，可以應對極端洪水災害。

b)提升電源保障能力：增設移動柴油發(fā)電機，在全廠失電時進行供電。

c)提升冷源保障能力：增加移動式的柴油機補水泵，確保事故情況下反應堆堆芯安全。

d)保障安全殼完整性 ：安裝非能動氫氣複合器，通過在失電情況下增強消氫功能并控制氫氣濃度，從而支持核電站控制事故的能力。

e)改進乏燃料水池冷卻能力：增設乏燃料水池應急補水接口，改進水位監(jiān)測儀表，增加非能動應急高位冷卻水源系統(tǒng)。

f)改善應急與環(huán)境監(jiān)測體系：建設應急響應中心，增加應急通訊系統(tǒng)等。

核廢料及其處理

在壓水堆核電廠正常運行過程中，不可避免地要產生核廢料，其包括放射性廢氣、放射性廢液和放射性固體廢物。為保護環(huán)境免受污染、防止工作人員和電廠周圍居民受到過量的放射性照射，核電廠在排出或再利用這些放射性廢物之前，一定要采用必要的工藝對它們進行處理，經檢測符合國家標準后再進行排放或回收再利用。

壓水堆核電廠“三廢”處理原則：

（1）將污染物質和地區(qū)控制在最小的范圍內，所有的設備、管道、閥門、儀表燈都要求用耐腐蝕材料，而且密封良好，以防止放射性冷卻劑外泄；對可能泄漏的部位都設有引漏裝置，放射性工作時的地面經過了特殊處理，并備有放射性廢液收集地漏或地坑。各種放射性氣體，由專門系統(tǒng)收集處理。

（2）設有冷卻劑凈化系統(tǒng)、硼回收系統(tǒng)，以最大限度地復用凈化處理過的物質。

（3）設置了廢液、廢氣和固體廢物處理系統(tǒng)，使排放“三廢”中的放射性水平低于國家規(guī)定的標準。

乏燃料后處理

核燃料在堆內經過中子轟擊發(fā)生核反應后，燃耗深度達到卸料標準的燃料組件從堆內卸除，即為乏燃料。乏燃料中含有大量未用完的可增值材料238U 或 232Th，未燒完的和新生成的易裂變材料Pu239、U235 或 U233 以及核燃料在輻照過程中產生的 Np、Am、Cm 等超鈾元素，以及裂變元素Sr90、Cs137、Tc99 等。

目前世界主要核工業(yè)國家對高放核廢料的處理主要分為閉式燃料循環(huán)和開式燃料循環(huán)兩條路線。開式乏燃料的深地質處理：乏燃料深地質貯藏的鉆孔深度一般為地面下3～5千米，由于鉆孔的自我封閉，乏燃料的可逆性非常小。閉式燃料循環(huán)工藝：乏燃料處理主要基于普雷克斯（Purex）工藝。在分離步驟中有兩輪萃取循環(huán)，在第一萃取循環(huán)中，使用幾何安全的脈沖式萃取柱和混合澄清槽進行萃取，這一循環(huán)將能分離出大部分裂變產物、鈾和钚。開式循環(huán)中對乏燃料深埋地地址水文要求極高，存在不確定性和廠址的局限性。而 Purex 工藝不僅是輕水堆燃料后處理使用的流程，而且正在被開發(fā)用于快中子增殖氧化物燃料的后處理，法國、日本的后處理廠正在運行，工藝中回收的鈾和钚返回到反應堆中循環(huán)使用。該流程已成為現代后處理廠唯一實際應用的流程。

先進核能系統(tǒng)的“乏燃料分離-嬗變（P&T）戰(zhàn)略：除了上部分所談到的 Purex 工藝下的閉式燃料循環(huán)，20 世紀 90 年代，歐洲就已經提出了通過先進核能系統(tǒng)實現“乏燃料分離-嬗變（P&T）戰(zhàn)略”以達到先進的閉式燃料循環(huán)。其主要特點在于在回收利用鈾和钚的基礎上，進一步將次錒系元素和長壽命裂變產物分離出來，在嬗變裝置中進行嬗變。這就是大名鼎鼎的加速器驅動次臨界系統(tǒng)（ADS），嬗變處理可以將半衰期為上萬年的高放廢料變?yōu)榘胨テ跒閹装倌晟踔粮偷牡头艔U料。也就是說，原本需要存放幾十萬年的高放廢料，經過處理后，只需存放幾百年就可以了。

綜上，從核電廠的設計、應急、乏燃料的后處理等方面可以看出，核電廠的安全性是可以得到保證的。

作者單位：中國科學技術大學