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主要系统
安全壳
固有安全性
压水堆的堆芯反应性系数都小于零,在功率增长的情况下,随着燃料、冷却剂温度的升高,反应性会减小,不会发生功率暴增的情况。而RBMK堆芯因采用石墨作为慢化剂,具有较大的正空泡系数,堆芯从满水到完全汽化,能产生5个β(缓发中子份额)的正反应性,功率增长与空泡份额形成正反馈;该堆芯在控制棒数量不足的情况下,可能会发生瞬发临界,这也是这次切尔诺贝利事故发生的最重要的原因。
02
关于“华龙一号”安全性的讨论
天空飘来五个字,那都不是事儿~
可见,RBMK堆型与压水堆在设计上完全不同,特别是RBMK在设计上不满足固有安全性的要求。
压水堆不会发生堆芯爆炸的事故,只可能发生因冷却不足而导致的堆芯熔化事故(如三里岛事故)。需要特别指出的是,三里岛事故导致的放射性泄漏远小于切尔诺贝利核事故,其中最关键的原因就是RBMK堆型没有完整的安全壳,而压水堆有个巨大且结实的安全壳。因此,即使是第二代压水堆发生严重事故,其放射性污染后果也远小于切尔诺贝利事故。
三里岛的核电厂属于二代压水堆,而我国已建的压水堆核电厂大都为二代+和三代压水堆,相比第二代核电厂,安全性得到了极大的提升,堆芯熔化事故发生的可能性已经大幅降低。
通过一系列设计改进,如:非能动热量导出系统、主管道破前漏(LBB)技术、设备抗震能力提升、主泵轴封破口消除等措施,堆芯熔化的概率已经降至1×10-6/堆·年以下,即100万年才可能发生一次堆芯熔化的事故。
虽然堆芯熔化的事故已基本上不可能发生,但出于纵深防御的安全理念,在“华龙一号”等三代核电厂设计中也考虑了针对堆芯熔化事故的缓解措施。这些措施大都为了保障安全壳的完好性和密封性,避免放射性物质进入环境,例如在“华龙一号”中就设置了如下措施:
压力容器内的熔融物滞留,通过向堆腔注水并冷却反应堆压力容器外壁面实现,能够避免熔融物进入安全壳,保证安全壳底板不会被熔穿;
设置氢气复合器,能够在不燃烧的情况下催化复合安全壳内的氢气与氧气,避免安全壳内的氢气爆炸;
设置非能动安全壳热量导出系统,能够在安全壳密封的情况下排出安全壳内的热量,维持安全壳内压力小于其承载能力;
双层安全壳,外层安全壳能够抵抗大飞机撞击,从而保证内层安全壳的完好、密封性;同时,两层安全壳之间的环形空间也能滞留从内层安全壳泄漏的放射性物质。
所有这些设计改进措施都是建立在充分的研发基础上的。为了更准确的理解事故现象和机理,同时也是为了充分验证各系统的性能,在三代堆的设计中进行了大量的理论和实验工作。
目前三代压水堆核电厂已经非常安全,但出于对核电厂绝对安全的追求,以及对公众健康的极度责任感,安全相关的研发工作一直在进行。
我国在核电厂事故及核安全方面的研究能力,已与世界一流水平接轨。在事故现象和机理的前沿研究领域,我国也开展了很多工作,已建设或即将建设多个先进实验装置(下图列出了我公司的部分实验台架)。此外,在理论研究和仿真程序开发方面,国内也开展了大量的工作。
几点结论
因为堆型设计存在很大区别,我国的核电厂不可能发生切尔诺贝利事故那样的爆炸。
三代核电厂不仅不会发生爆炸,而且通过多个设计改进,堆芯熔毁的概率已经大幅减小,一个机组运行一百万年,都不会发生一次。
以华龙一号核电厂为例,我国的核电厂在设计阶段就考虑了最恶劣和极端的事故工况,并设置了严重事故的预防与缓解措施,从事实上避免了放射性的大规模释放。
我国已经开展并还将开展大量核安全相关的科研工作,以保证核电厂和公众的绝对安全。
当前,核安全已被纳入到国家总体安全体系,上升为国家安全战略。核安全高于一切,将始终是核能发展的生命线。
写在最后
读罢此文,不知道能否平复一部分的恐慌。如果还是觉得空气中充满了放射性,推荐打开下面这个网站:
data.rmtc.org.cn:8080/gis/PubIndex.html
目前我国已经建立遍布全国的辐射监测网络,可实时查询辐射监测数据。切尔诺贝利事故中对灾情的隐瞒行为,在我国是绝无可能的。
读罢此文,小编只想说——
要是能重来,我要选“华龙”~
作者何许人也?
中国核电工程有限公司核电安全研究中心承担核安全领域的工程应用、复杂事故现象的理论前沿实验研究等工作。本文作者就职于该中心,本科毕业于清华大学工程物理系,瑞典皇家理工大学核安全专业博士。
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