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第82章 核电站的安全性

第八章第五节核电站的安全性

核电站与原子弹

核电的安全性究竟怎样呢?为了说明这个问题,有些国家的核电站对外开放,组织人们参观

。实际情况说明,核电站是安全的。

核电站的反应堆不会像原子弹那样爆炸,它的潜在危险是强放射性裂变产物的泄漏,造成对

周围环境的污染。

原子弹是由高浓度的(大于93%)裂变物质铀-235或钚-239,和复杂而精密的引爆系统所

组成的。通过引爆系统把裂变物质紧压在一起,达到超临界体积,于是瞬时形成剧烈的不受

控制的链式裂变反应,在极短时间内,释放出巨大的核能,产生了核爆炸。而反应堆的结构

和特性与原子弹完全不同,反应堆大都采用低浓度裂变物质作燃料,而且这些燃料都分散布

置在反应堆内,在任何情况下,都不会像原子弹那样将燃料紧压在一起而发生核爆炸。而

且,反应堆有各种安全控制手段,以实现受控的链式裂变反应。

人们在设计上总是使反应堆具有自稳定特性,即当核能释放太快,堆芯温度上升太高时

,链式裂变反应就会自行减弱乃至停止。核燃料中的有效成分是铀-235,铀-235同样也是

原子弹中的核炸药,那么核电站会不会像原子弹那样爆炸呢?不必担心,绝没有这种可能性

。核燃料中铀-235的含量约为3%,而核炸药中铀-235含量高达90%以上。核燃料产生不了

核爆炸,正像啤酒和白酒都含有酒精,白酒因酒精含量高可以点燃,而啤酒则因酒精含量低

却不能点燃一样。

再生系数与临界状态

为了进一步说明问题,我们先了解两个基本概念。一是再生系数,我们把某代中子数对

于上一代中子数之比称为再生系数,用K来表示。如果裂变产生100个中子(第一代中子),

经过慢化再引起下一次裂变,若产生102个中子(第二代中子),那么,再生系数K=102

。二是临界状态,我们把K=1需要的最小的裂变燃料数量叫做临界质量。当K=1时,中子数

保持不变,链式反应可继续进行下去,每秒钟内发生恒定的裂变数,每次裂变放出的能量也

一定,这表明反应的功率保持一定水平不变。当K>1时,中子数越来越多,功率在增加,这

个状态称为超临界状态。当K<1时,中子数越来越少,功率也在下降,直到停堆,这种状态

称为次临界状态。

核电站反应堆的工作主要是上述的三种状态。K=1的临界状态是预先设计所希望的

。K<1的次临界状态,会造成停堆,自然没有什么危险性。有危险性的主要是超临界状态。

当再生系数K>l0065时,反应堆的功率会急剧上升而难以控制。这种状态称为瞬发临

界。这在运行中是必须避免的。一个超瞬发临界的反应堆和原子弹是大不相同的。因为在没

有约束的情况下,当功率上升,产生大量的热能时,热膨胀和机械解体就会使核燃料迅速分

散,整个反应堆很快降到次临界状态(K<1)。所以绝不会发生像原子弹爆炸,甚至化学炸

爆炸那样的事件,但可能发生一回路蒸汽爆破和大面积放射性污染。这仍然是非常严重的事

故。

反应堆内积累的裂变产物,是反应堆潜在的主要危险。它所包含的200多种放射性同位素

放射性强度都很大。例如,一座10 000千瓦的反应堆运行三个月后,它积累的裂变产物

的放射性,在停堆24小时后测量,约相当于10吨镭,或1 000万居里。如果地面污染 0

2居里/米2,居民就要立即撤离,由此可见,这种潜在的危险性是多么大。如果这样大

量的放射性物质全部扩散到环境中去,周围的居民将受到强烈的照射,其后果也是极为严重

的。因此,核电站的主要危险来自可能导致大量放射性物质逸散的重大事故。

反应堆的安全性包含有两方面内容,一是反应堆固有的安全性,二是为了反应堆的正常运行

和安全而引入的控制系系。

反应堆安全控制系统

现在我们来说明为了反应堆安全正常运行而设置的控制系统。所谓安全正常运行,是指反应

性随介质温度、密度和堆内吸收中子的毒物的数量发生变化时,还要保持再生系数K=1。欲

实现这一点,通常用控制棒抵消多余的反应性,把多余的中子吸收掉。当反应性减小时,就

把控制棒逐渐拉出堆外,直到完全提出,这时反应堆非装新料不可。此外,为了在发生事故

时快速停堆,设置了安全棒。反应性增大时,安全棒可抑制反应性的增加,因为它具有很强

的吸收中子的本领。平时安全棒被置于堆芯之外,发生事故时靠重力或其他外力,在01~

1秒的时间内自动插入堆芯,将链式反应熄灭,以免造成损坏或危险。还有,功率保护电路

系统通常在反应堆功率超过设计满功率的10%~20%时,使安全棒动作,实行紧急停堆。

针对核电站潜在的危险,为防事故的发生,在设计中采取了种种安全措施,其主要出发点

是建立在防止燃料元件的不正常温度升高,和阻止裂变产物大量逸散到环境中去。如果能做

到这两点,也就保证了核电站的安全。安全的具体措施如下:

为了防止放射性物质的泄漏,核电站设置了四道安全屏障。

第一道屏障是核燃料芯块。现代反应堆广泛采用耐高温、耐辐射和耐腐蚀的二氧化铀陶瓷核

燃料。经过烧结、磨光的这些陶瓷型的核燃料芯块,能保留住98%以上的放射性裂变物质不

使逸出,只有穿透能力较强的中子和γ射线才能辐射出来。这就大大减少了放射性物质的泄

漏。

第二道屏障是锆合金包壳管。二氧化铀陶瓷芯块被装入包壳管,叠成柱体,组成了燃料棒。

第三道屏障是压力容器和封闭的一回路系统。

第四道屏障是安全壳厂房。

反应堆冷却剂中,特别是在沸水堆中产生的蒸汽泡,随功率增长而加大,从而造成相当大的

负泡系数,使反应性下降,这个效应叫空泡效应,有利于反应堆运行的安全。

多普勒效应是指裂变中产生的快中子,在慢化过程中被核燃料吸收的效应。它随燃料本身的

温度变化而有很大的变化。特别重要的是这种效应是瞬时的,当燃料温度上升时,

它马上就起作用。

在裂变产物中积累起来的氙和钐是对反应堆危害性很大的元素,这两种元素很容易吸收热中

子,使堆内的热中子减少,反应性也下降。

一般说来,反应堆长期运行之后,反应性要下降,这是由于燃料的燃耗加深而引起的。

以上这些效应,一般都有利于反应堆运行的安全,但在一定的条件下,也有不利的一面。

在轻水堆情况下,有三个效应是起作用的。第一,由于燃料温度的上升,铀-238吸收中子

的份额增加,从而使反应性有很大的下降(负反应性),是多普勒效应起了作用。第二,轻

水慢化剂温度升高,其密度变小,中子与慢化剂碰撞的机会减少,中子慢化效果降低,反应

性减小,负反应性温度效应起了作用。第三,轻水冷却剂温度升高,就产生气泡,

其道理与第二点相同。由于中子泄漏增加,使反应性有很大下降,这就是所谓的空泡效应。

在气冷堆的情况下,由于多普勒效应的作用,燃料给出了负的温度效应。因为气冷堆的功

率密度低,石墨的热容量大,所以当发生事故时,堆芯温度上升慢,二氧化碳冷却剂的密度

低,即使在冷却剂丧失的情况下,对反应性几乎也没有什么影响,功率仍将继续上升,这时

,要靠快停堆系统来控制。