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二.技术背景
反应堆的突出特点之一是停堆后的剩余发热量很大,在堆芯失冷失水的条件下注定会发生堆芯熔毁事故,因而停堆后对堆芯剩余发热的安全冷却刻不容缓,绝不容许有任何失误发生。但现有核电站的安全冷却普遍采用能动系统设备,其一定的失效失误概率从本质上说与停堆冷却绝对确定无误的要求是不相容的,因而在半个多世纪的核电发展史中曾数次出现过堆芯熔化事故。
第一次是发生于1979年的美国三里岛核电站事故。这座核电站本来用的是B&W公司制造的配有直流蒸汽发生器的新设备, 但在处理一般性运行事件过程中,操作员在紧急情况下进行了连续二十几次错误操作,最终导致了堆芯部分熔化,所造成的直接经济损失估计达二百亿美元,间接经济损失超过两千亿美元,同时也对其它一些国家的核电发展计划造成了明显的负面影响。
第二次是发生于1986年的前苏联切尔诺贝利石墨慢化大功率管式沸水堆的反应堆爆炸事故。该电厂使用的也是刚投入运行不久的新设备。但在一次停堆试验过程中长时间靠近低功率正反应性系数的危险区段运行,同时又人为地关闭了全部安全保护系统,包括至关重要的最后六道停堆保护系统,于是造成了反应堆爆炸的灾难性后果。这一严重事故极大地打击了全世界的核电发展,甚至于有个别国家从此完全终止了核电发展计划。
虽然三里岛压水堆与切尔诺贝利反应堆的设计都有一定的先天缺陷,但如果没有上述那些不可思议的人因错误,也不会由一般性的运行事件转化为最终的灾难性后果。
最近一次发生于2011年3月11日日本东京电力公司福岛第一核电站1、2、3号反应堆堆芯熔化事故,同时4号反应堆厂房乏燃料储存水池也遭到严重损坏。日本东京电力公司的这座核电站起初承受住了九级以上的地震,但随后二三十米高海啸的袭击瞬间摧毁了安全壳以外的全部安全冷却设施,立即形成了堆芯失冷失水的状况,在高温的燃料元件锆包壳与水的激烈化学反应中又形成了大量的氢气,其爆炸完全破坏了反应堆厂房建筑,使堆内的气态及可挥发裂变产物全部进入大气,造成了严重的环境污染,因而不得不疏散核电站周围居民,并由此引起了日本和其他不少国家居民的强烈反核意识。
纵观这五座反应堆堆芯熔毁事故,明显可以看出,在反应堆安全冷却系统中,人因错误与能动设备失效是造成稀有严重事故的决定性因素,是与核电确定无误的堆芯余热冷却安全要求绝对不能相容的。
为了提高核电的安全性,在其安全冷却系统中减少具有失误概率的不确定因素,从上世纪八十年代起,在核科技与工程界内逐渐对反应堆非能动安全冷却给予了越来越多的关注[1],其中最有代表性的是AP-1000压水堆核电站[2](西屋公司)设计。其堆芯余热冷却、一回路安全注水及安全壳冷却系统的运行都采用了非能动方式,因而在一定程度上提高了压水堆的安全性,将堆芯熔毁及向环境释放大量放射性物质的严重事故概率比现有压水堆又降低了约两个数量级。
但是在AP-1000核电站中对这些安全冷却系统的启动仍然依靠自动控制系统发出的安全指令,用以去打开某种能动阀门(AP-1000堆芯余热冷却系统中的常关气动阀门以及安全注水系统与安全壳冷却系统中的爆破阀)。然而自动控制系统与能动阀门都不可避免具有一定的失误或失效概率,因而在AP-1000核电站中尚不能将严重事故的发生概率降为零。其原因即在于AP-1000核电站的安全冷却系统中只是部分地实现了非能动原则(非能动的运行方式与能动的启动方式),因而AP-1000核电站的安全仍是概率性质的。尽管其严重事故的发生概率极低,但因其后果完全不可接受,所以其风险仍是不可忽视的,而且这一风险也正是一些国家公众反对核电的根本原因。
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