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历史上的两次严重核事故
核电作为一种清洁能源是从上个世纪六十年代开始发展的,早期建造的核电厂设计都比较粗放,功率较小,具有试验和示范性质,称为第一代核电;在那以后,核电技术逐渐进步,设计的安全标准提高,七十年代开始大量建造,出现了一大批单机功率600-1100兆瓦的核电机组,一直运行至今,称为第二代核电。
在日本福岛核事故前,世界上发生过两次严重核事故,美国三里岛核事故和前苏联切尔诺贝利核事故,至今已经过去了32年和25年。此前,在石油涨价引起的能源危机背景下,核电在世界范围内快速发展的势头,因为这两次严重核事故,戛然而止。
核事故在设计考虑范围内的称为“设计基准事故”,核电厂有时也能发生超出设计基准事故的可能性,即堆芯严重熔毁,或同时向大气释放放射性物质,称为“严重事故”。严重事故分两类:一类是核反应堆产生热量的堆芯失去冷却而熔毁的事故。一般进程比较缓慢,从失去冷却到熔毁,可能持续几小时,美国三里岛核事故和日本福岛核事故就属于这一类。另一类是堆芯解体事故,由于堆芯裂变数量和温度形成正反馈,冷却系统来不及把热量带出,堆芯温度急剧升高,在几秒钟的时间中使堆芯完全解体,切尔诺贝利核事故就属于这一类。
1979年3月28日美国三里岛核电厂2号机组发生严重核事故。机组安装900兆瓦压水堆,仅投产3个月,事故当时满功率运行。事故由主给水泵和汽轮机停运开始的,阻断了主回路系统的热量输出,自动控制系统自动停止核反应堆,并在15秒后启动三台辅助给水泵,达到正常转速。之后,核反应堆开始升温升压,为保护主回路不受损害,卸压阀自动启跳,排汽减压。这时发生了两个问题:两台辅助给水泵出口阀两天前检修时被关闭,结果没有冷却水带走反应堆传给蒸发器的热量,造成蒸发器烧干。第二个问题是反应堆卸压阀卸压后没有回坐,造成反应堆失水,这一状态持续了2.5小时。在失水工况下安全注射系统自动投入,但操纵员误判主回路水量过多,2分钟以后关闭了这个系统。由于堆芯长时间失水,燃料棒裸露,包壳材料锆合金在高温下熔化,并和水发生锆水反应,产生氢气,造成氢爆的潜在风险,最后堆芯损毁3/4。三里岛核事故引起公众极大惊慌,一时间有数以十万计的居民被通知撤离或驾车逃离。实际上,这次事故由于安全壳的屏障作用,释放到厂区以外的放射性物质是很有限的。80公里半径内,人群集体剂量估计为33人·希沃,这一剂量可能在未来30年内引起一例癌症致死。
相比之下,1988年4月26日切尔诺贝利核事故要严重得多。切尔诺贝利核电厂4号机组1984年投产,是一种石墨慢化沸水冷却压力管式反应堆,电功率1000兆瓦,前苏联所独有。事故由例行试验所触发,由于该反应堆裂变能释放与堆芯温度呈正反馈特性,即裂变能释放越多温度越高,反馈过来,释放更多的裂变能。最终造成反应堆功率骤增,在几秒钟的时间中反应堆和整座建筑物被摧毁,大约8吨强放射性物质直接排放到大气中。这次事故使大量居民受到大剂量照射,5公里半径内45,000人撤离,30公里以内90,000人撤离。撤离人员医学检查表明,集体剂量为16,000人·希沃。欧洲有关国家集体剂量总数估计为1.8X1015人·希沃,原苏联5X105人·希沃。事故造成核电厂周围6万平方公里土地受到直接污染,320万人受到辐射影响。
日本福岛核事故
日本福岛第一核电厂隶属东京电力公司,装有6台沸水反应堆核电机组,美国通用电气公司六十年代设计,1号机组堆型为BWR-3,功率460兆瓦,1971年投产,已经达到了40年的设计寿命;2-5号机组堆型为BWR-4,功率提高到784兆瓦,6号BWR-5功率进一步提高到1100兆瓦,1971-1975年投入运行。地震前1-3号机组正常运行,4-6号处于停堆检修,4号全部燃料棒于2010年11月卸料到乏燃料水池中保存。反应堆出口温度286℃,压力69大气压;反应堆和一回路设备包裹在钢制安全壳内,壁厚30毫米,能承受4大气压力(事故中曾升到8大气压,不得不采取人工排气措施)。钢压力壳上部充氮气,称干阱,下部有一个花托形的冷凝室,充水,用以冷凝反应堆排放的事故蒸汽,称为湿阱;钢安全壳外部筑有预应力混凝土安全壳;乏燃料水池设在混凝土安全壳上方外部的反应堆服务层的钢结构厂房中,所以在乏燃料水池中的燃料棒只有锆合金包壳一道安全屏障,而非三道。反应堆及安全壳的示意图表示在图1中。
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