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核电站的安全
■ 张 靖
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《中国科技纵横》2005年第2期
工业科技期刊-专题
60多年前，科学家发现铀－235原子核在吸收一个中子以后能分裂，同时放出2－3个中子和大量的能。放出的能量比化学反应中放出的大得多，这就是核裂变能。裂变反应是由中子引起的，而反应结果又产生了新的中子。如果能用新的中子引起新的核裂变，裂变反应就能连续不断地进行下去，同时不断产生能量。人们找到了实现这种产生连续反应的条件，这种反应就叫链式裂变反应。铀－235原子核完全裂变放出的能量是同量煤完全燃烧放出能量的270万倍。
于是，人们利用核反应来获取能源。核能专家普遍认为，核能是安全、清洁的能源，在一些发达国家，核电已经成为电力发展的主力军。2020年以前，我国还要筹建27个核电站。但对于普通大众，核物质的强放射性、切尔诺贝利核电站的核泄漏事故等，仍令人有些“谈核色变”。
核电站会不会污染环境？核电站发生事故的可能性有多大？一旦发生事故，后果将如何？另外，核废物也威胁着人类健康和生态环境。核电站越多，产生的核废物也越多。核废物的放射性分高、中，低三个水平，核电产生的低中放废物已有完善的处理、处置技术，但是高放射性废物处置还是一个世界性的难题，处理不好就会遗祸万年。
本专题针对核电站的安全和核废物的处置两个方面进行了介绍。
1、核电站并非恐怖怪物
核电就是利用核燃料（例如铀—235和钚—239）原子核的链式裂变反应进行发电的。通常，一个核电站分为核岛和常规岛两部分。不是说这两部分要建在两个岛屿上。核岛是指核电站里反应堆所在的区域，而常规岛就是与普通的电厂一样的相应发电设备，只不过推动发动机的热量来自核裂变反应罢了。
核电站建在哪儿
选择核电站的厂址需要评估的项目很多，要从安全性、环境保护和经济效益三个方面来考虑。既要考虑核电站对环境的影响，也要考虑环境对核电站的影响。核电站一般都建在远离城市和人口密集的地区。
核电站的选址要考虑地震、暴风和洪水等自然灾害的因素。对于地震，厂址首先应远离活动断层和地震强度偏高的地区。对于暴风，厂房结构须能够抗御一定强度的台风和龙卷风以及大风吹起的抛射物的袭击。厂址还须选择在不受洪水威胁的地区。清华大学核安全研究室主任曲静原教授说：“如果当地龙卷风很强，还一定要把核电站建在那里，建筑物就得设计得非常坚固，这样标准就高，造价也就高；如果要建在洪水水位比较高的地区，还要想办法加高地基，这也会增加成本。”
另外，核电站要尽量建在远离易燃易爆物品，如油罐、炸药库或军用设施的地方。如果附近有这些设施，就要计算各种可能爆炸起火的设施与核电站之间的安全距离，核电站所在的位置必须大于这个距离。还要评估其他类型爆炸的影响，评估的范围甚至包括交通路线上如公路、铁路上运输的物品爆炸或飞机坠毁的可能性。
核电站运行的时候要排放大量的废热，所以热排放也是选址要考虑的一个重要因素。“这也就是我们国家目前的核电站都建在海边的原因之一”，曲静原教授说，“这种载带热量的水的量很大，例如在大亚湾核电站，每秒钟就有近百立方米的热水（也叫温排水）直接排放到海洋里。这些温排水含有少量的放射性物质，但据目前的监测，还不会影响到海洋生物。”
最怕堆芯熔化
为了防止反应堆堆芯中的放射性裂变产物的外泄，在工程上从内到外设置了三重实体屏障。“防止反应堆中的放射性裂变产物泄漏到周围的环境是核电安全的核心任务”，曲静原教授说，“核电站中的放射性裂变产物产生于反应堆堆芯。只有在堆芯发生严重损坏或熔化的情况下，才有可能发生大量放射性物质的泄漏。所以，堆芯熔化是最为严重的反应堆事故。”
压水堆核电站的堆芯始终淹没在冷却水里。因为水可以带走热量。如果管道破裂，冷却水流失，不能及时带走反应堆中的热量，堆芯就可能熔化，放射性物质可能泄漏出来。所以，工程师们在设计反应堆的时候，十分重视设计能够及时补水的安全系统，通过水的循环把热量带走。
即使堆芯熔化也不一定就导致核泄漏事故。曲教授说：“核电站采取的是纵深防御原则，堆芯熔化也不一定会把反应堆中的放射性物质大量释放到外界环境里，因为还有其他的保护屏障。一道防护屏障被突破了，还有一道防护屏障，这道又破了，还有下一道。当然，如果所有的防护屏障都失效了，就得启动应急措施了，例如迅速撤离电站周围的居民。”
反应堆的设计还要考虑其他一些可能发生的意外，保证在发生这些意外的时候，反应堆能够借助于自身的安全系统，保持安全状态。“其实，核电站发生核泄漏事故的概率很小”，曲教授说，“首先，核电站的运行人员部经过了严格的岗位培训与资格考核，即使已经取得了运行执照，也要定期再培训。在安全设计上，即使运行人员出现了错误操作，安全保护系统会自动阻止事故的发生，如应急堆芯冷却系统，会在发生失水事故时，自动注水，保护燃料元件的包壳，不让它受到损伤或熔化。还有安全壳中的喷淋系统，如果高温高压的放射性气体进入安全壳，并超过了它的设计压力，它就可能破裂。这时，喷淋系统就可以喷洒含有化学物质的冷却水，降低安全壳中的温度和压力，并使安全壳中的一部分放射性物质沉积在安全壳中。另外，为了保证安全系统的可靠性，安全系统釆用冗余的原则进行设计，例如，核电站设计釆用多列安全注水系统，在发生管道破裂的情况下，只需其中的一列运行正常即可保证补水成功，从而防止堆芯受到损坏。”
事故没那么容易发生
既然沾到一个“核”字，核电站会不会像原子弹那样爆炸呢？曲教授告诉我：“核电站发生核爆炸是完全不可能的事情。在核电站有可能发生的爆炸，是氢气和蒸汽等气体的混合物的爆炸。所谓的核爆炸指的是像原子弹那样的爆炸，是需要特定条件的，一定体积内核材料的质量必须达到一定的数量。制作原子弹所用的燃料中铀—235的含量非常高，在90％以上，而核电站使用的核燃料仅含有3％左右的铀－235。有个比喻非常好，如果把原子弹比作是白酒，用火柴就可以点燃的话，那么核电站所用的核燃料就是啤酒，酒精含量很低，是点不着的。而且，原子弹的爆炸是以一套精密复杂的系统引爆的，这种苛刻的条件，在核电站是不存在的。”
那么，像20世纪80年代苏联切尔诺贝利核电站（今天的乌克兰境内）那样的恶性核泄漏事故，会不会发生在现在的核电站呢？曲教授认为，切尔诺贝利核电站事故可以说是一个特例。切尔诺贝利核电站最初并不是用来发电的，而是用来生产军工产品的，比如原子弹的核材料，后来经过改造后才用来发电。事故的主要原因有两个方面，一是运行人员严重违反操作规程，他为了试验在停电条件下，发电机转子靠自身的转动惯性能继续供电多长时间，切断了所有安全控制系统，致使安全保护系统不能启动。二是反应堆安全设计上存在严重的缺陷，致使反应堆发
生剧烈的氢气和一氧化碳混合气体爆炸，整个堆芯和大部分反应堆建筑被摧毁。更糟糕的是，切尔诺贝利核电站没有最外面的安全壳，导致大量的放射性物质释放到外界环境中。事故发生后，有人做过研究，认为如果有安全壳的话，核泄漏不会那么严重。值得指出的是，在事故污染地区的居民中，目前还没有发现直接由于辐射照射而死亡的情况，但事故导致的心理反应，例如，头痛、睡眠障碍、情绪不稳定等广泛存在，这种反应主要产生于对核辐射的恐惧，而不是实际受到了辐射。
对于可能发生的军事打击或恐怖袭击，曲教授认为：“核电站在战争中受到军事打击或受到恐怖袭击的情况下会产生什么样的破坏，对环境会产生什么样的辐射后果，现在还在进行相关的分析研究。从目前的研究结果来看，核电站的安全设计使这些攻击造成的辐射影响可能不像人们最初想像的那样糟糕。”
日常核辐射量不大
对于核电站的工作人员和附近的居民来说，即使不发生核泄漏，长期工作或生活在核反应堆周围，无色无味、看不见、摸不着的核辐射会不会日积月累，危害他们的健康？曲教授说，根据目前的研究和监测，还没有发现核电站产生的辐射会对人体健康构成威胁的证据。对于低剂量的辐射积累，不可能得到确定的数据去预计它会产生多大的危害，只能根据高剂量辐射造成健康危害的有关数据对低剂量可能产生的危害进行外推估计。比如，日本长崎和广岛的原子弹爆炸中，有很多人受到了高剂量的辐射照射。长期以来对这些人群进行的跟踪研究获得了宝贵的数据。根据这些资料，可以对低剂量下的健康危害进行推算。
核电站有严格的规定，员工五年平均受到核辐射的值不超过20毫希，但个别年份里可以达到50毫希。一旦超过这个标准就要离开相关岗位。曲教授因为工作关系经常进入核电站：“进入核电站时，要在胸前的口袋里插上剂量笔，随时显示受到的辐射值。而在辐射较高的地方，停留的时间不能超过规定的时间限制。”
核电站还有一项常规的工作：定期从环境介质中取样，按照一定的方法分析，检测放射性物质的含量高低。原在秦山核电站工作的核电专家郑本文说：“作为监测环境的手段之一，秦山核电站经常买羊，测量羊身上的放射性核素含量。从秦山核电站建成开始，核电站环境应急处就在核反应堆周围50公里范围内，对空气、水、土壤、农副产品进行检测。在离核反应堆3公里范围内还有36个布点的实时自动检测系统，至今没有发现任何异常的环境数据变化。”
2、高放废物如何处置
放射性废物足指那些在裂变的过程中产生的长寿命的裂变元素，它们的放射性需要数万年才能衰减到对人类无害的程度。同时，它们含有毒性大的核素，例如10毫克钚可使一人致死。人们究竟将如何处置高放废物?带着这个问题，我来到核工业北京地质研究院，采访了中国高放废物处理处置项目负责人王驹。
“不仅核电站在生产过程中产生高放废物，报废的核反应堆堆芯里也含有高放废物。另外，核军工业也产生高放废物。”王驹说。
随着我国核电站数量的增加，产生的放射性废物也在不断增加。目前我国核电站每年产生150吨高放废物，预计到2010年高放废物的积存量将达到1000吨。现在所有的高放射性核废料只能暂存在核电站特设的水池中。如果不能及时建成核废料处置库，中国核工业将面临高放废物无处存放的境地。
其他国家也面临着同样的困境。例如，美国原计划在1998年建成高放废物处置库，但由于技术难度过高，尽管美国政府投入了大量财力、人力进行研究，最终还是不得不将建成时间推迟至2010年。这一结果直接导致了美国40多个核电站储存核废料的水池爆满，造成了巨大经济损失，并使核电站业主状告美国能源部。
奇想纷呈的各种方案
如何处置高放废物呢？科学家们曾经提出过许多设想。
有人提出把高放废物发射到太空去。但是这样做的风险太大，火箭在发射过程中一旦失事，整个地球都可能被污染，后果将不堪设想。
有人提出把核废料放在南、北两极的冰山下面。但是国际法明文禁止往南极的冰山扔废物；北极周围的国家也强烈反对把高放废物放到北极。而且前往两极的海上运输的风险也很大。
有人建议，把高放废物抛入深海，让它陷入海床，或者通过海上钻井平台在海床上打孔，把高放废物放人深海的海床之下。海洋的确有很大的优势，它有稀释作用，万一有放射性物质泄漏出来，能够被海水稀释。但海洋是世界共有的，已经有国际公约规定不允许往海洋里扔废物。有的国家不产生高放废物，所以他们也强烈反对。
有人提出深井注射，找一个圈闭的地方，在地面上打一个深孔，把高放废液直接注射进去。过去苏联已经尝试过这种方法，但问题是不确定性太高，无法确定液体废物被注射下去后会流向哪里。所以这种方法已经被废弃不用。
还有人设想了一种“岩石熔融”处置方法，通过打一系列足够深的钻孔，把废物放到其中，通过废物本身的热量让它和岩石成为一体，从而永久固定。但在工程上来说，没有什么可行性。
所以，目前看来，惟一在工程技术上可行、安全上可预测的，就只有深地质处置了。
深埋地下的处置库
所谓深地质处置，简单地说就是深层填埋。地质处置库是一个矿山式的地下工程，距地表500－1000米深。为了保障核素不会向外迁移，必须设置层层屏障。首先将高放废液进行玻璃固化，再将玻璃固化体装入金属罐。在处置库中这些废物罐周围充填缓冲材料。同时还要找到一块巨大的天然岩石做处置库的外壳。
处置库的主要功能就是永久地隔离高放废物。“处置库由多重屏障组成，能有效地阻挡高放废物中放射性核素的迁移，确保安全。首先是工程屏障，已经变成玻璃固化体的高放废物，被放在废物罐中，外面还有很厚的外包装，40－50厘米厚，用钛钢、不锈钢或铜制成。这些屏障都可以屏蔽射线，阻挡高放废物泄漏。最外面的－层缓冲材料，一遇到水就膨胀，阻挡外面的水进入和里面的核物质流出来。经过精心选择的位于稳定地质体中的花岗岩或粘土岩是处置库的天然屏障。”王驹说。
需要指出的是，迟早地下水都会渗透进处置库，这只是时间问题。“大约2000—3000年后，缓冲材料可能会失效。地下水进入，把废物罐腐蚀掉，才能接触到废物体。废物体是一个玻璃体，它要溶解也很漫长。水进人得很慢，腐蚀很慢，溶解出来，迁移回到生物圈的速度也很慢。每一道屏障都起到延缓放射物质回到人类生活圈的作用，随着时间的拖延，高放废物的危害也会逐步下降。”王驹认为地下水是处置库的主要威胁之一，但各种设施可以有效拖延时间。
一般来说，处置库都是直接在花岗岩挖出的，基本不用支护，只需在裂缝处做处理。放人高放废物罐后要把巷道堵好，并在地表设立标志，警告人
们不要在这个区域打钻。填埋以后还要进行监护，在填埋场的外围，地下水有可能经过的地方打一些钻孔，看水中有没有放射性核素泄漏出来。
“如果处置的是玻璃固化体，将来不太可能回取利用了。如果说埋在这个地方不安全了，要把它换个地方埋，那就有可能需要回取，这对工程的要求就更高了。”王驹认为目前的高放废物处置研究对于将来回取的问题还没能力做仔细的考虑。
建库要先做详尽的研究
由于核废料的高度危险性，一旦处置库选址不当，将造成无法挽回的损失。因此核废料处置库选址必须非常慎重，需要综合考虑整个经济发展布局，人口分布、交通设施、候选地的地质、水文和气候条件等因素。一般来说，世界各国的核废料处置库都建在经济落后、人烟相对稀少的地区。
王驹说：“建库的技术准备需要很长时间，因为很多过程都弄不清楚，还有很多科学难题有待解决。如何选择符合条件的场址，如何选择工程屏障，如何设计、建造和运行处置库，如何关闭处置库，如何在1万年至百万年的时间尺度上评价处置系统的安全性能，如何建立计算机仿真系统来预测处置库行为等一系列研究，都还有许多深入、细致的工作要做。”
我国高放废物地质处置研究工作开始于1985年，现在还处在选址阶段，最终的建库地点尚未确定下来。甘肃省西北地区的北山是最佳的候选地方之一，但还要等待国家有关部门的审批。“那个地方人烟稀少，方圆1－2万平方公里只有十几户牧民，属于戈壁荒漠，没什么植被，地壳稳定，没有火山，没有活动断裂，降雨量每年只有70－80毫米，但蒸发量特别大，所以地下水很少。那里交通也比较方便，国道、铁路都离得不远。”王驹说。
选择场址之后，需要建立地下实验室，验证各种技术，完成场址的评价，然后才能建设处置库。只有在地下实验室做的实验，才能与将来深埋地下的真实情况一样，包括地下的温度、压力，水流和地壳应力等情况。我国的地下实验室还在规划阶段，大概2015年能够确定地下实验室的位置，2025年建好地下实验室。
废物处置库建设还面临着巨大的工程难题。处置库的寿命至少要达到1万年，很多裂变元素的放射强度才会变得比较低。但这样的要求是目前任何工程都达不到的。人类文明才不过5000年左右的历史，而人的活动能力有发展越来越快的趋势，对于1万年的工程，有太多的事情现在很难说。
现在能想到的对地下处置库的最主要威胁是地下水的腐蚀作用，但是岩层断裂、地震等因素也都在考虑之列，这些是计算机仿真系统要做的工作。等这些研究工作都完成，处置库本身的建设大约需要5－10年，所以，我国建成高放废物处置库将是2040年的事了。
（本文资料由曲静原、王驹提供 中国广东核电集团宣传部供图 责编 张婧 赖丽薇）
第二篇：核电站
第三代核电站
第三代核电站的安全性和经济性都将明显优于第二代核电站。由于安全是核电发展的前提，世界各国除了对正在运行的第二代机组进行延寿与补充性建一些二代加的机组外，接下来新一批的核电建设重点是采用更安全、更经济的先进第三代核电机组。我国国家引进的美国非能动AP1000核电站以及广东核电集团公司引进的法国EPR核电站都属于第三代核电站。
对于第三代核电站类型有各种不同看法。美国核电用户要求文件（URD）和欧洲核电用户要求文件（EUR）提出了下一代核电站的安全和设计技术要求，它包括了改革型的能动（安全系统）核电站和先进型的非能动（安全系统）核电站，并完成了全部工程论证和试验工作以及核电站的初步设计，它们将成为下一代（第三代）核电站的主力堆型。第三代核电站的安全性和经济性都将明显优于第二代核电站。由于安全是核电发展的前提，世界各国除了对正在运行的第二代机组进行延寿与补充性建一些二代加的机组外，接下来新一批的核电建设重点是采用更安全、更经济的先进第三代核电机组。我国国家引进的美国非能动AP1000核电站以及广东核电集团公司引进的法国EPR核电站都属于第三代核电站。
中国2013年将拥有全球首座第三代核电站
2010年3月国家核电技术公司党组书记、董事长王炳华表示，世界上第一座第三代AP1000核电站将在2013年并网运行，届时“中美两国技术人员将向社会公众贡献一个完美、先进，具有绝对安全可靠保障的反应堆”。
据悉，王炳华指的是其中在浙江三门新建的AP1000核电站机组，第一台在2013年将并网运行。三年前，国家核电技术公司与美国西屋公司开始合作。截至2008年12月，国家核电已经完成了AP1000内陆核电站的总体设计、关键系统设计、关键设备的总体设计。目前，工程进展总体顺利，今年两个项目共计18个里程碑节点目标完全可以实现。
“这将是世界上第一座第三代AP1000核电站，比美国提前了两年半。”国家环保部核安全和环境专家委员会委员林诚格接受媒体采访时表示。
针对人们质疑中国在此次工程合作中的作用有多大时，王炳华提出了反驳。首先，在未来合同执行中，中国政府将派1000人到美国西屋公司，与美国西屋公司共同参与研发和设计；其次，到目前为止中国有近80名工程技术人员正在西屋公司从事相关领域的工程设计；已与美国西屋公司签署了LPP——进一步发展核能的框架合作协议。
世界核电站可划分为四代
第一代核电站：
自50年至60年代初苏联、美国等建造的第一批单机容量在300MWe左右的核电站，如美国的希平港核电站和英第安角1号核电站，法国的舒兹(Chooz)核电站，德国的奥珀利海母(Obrigheim)核电站,日本的美浜1号核电站等。第一代核电厂属于原型堆核电厂，主要目的是为了通过试验示范形式来验证其核电在工程实施上的可行性。
第二代核电站：
第二代核电厂主要是实现商业化、标准化、系列化、批量化，以提高经济性。自60年代末至70年代世界上建造了大批单机容量在600－1400MWe的标准化和系列化核电站，以美国西屋公司为代表的Model 212（600MWe，两环路压水堆，堆芯有121合组件，采用12英尺燃料组件）、Model 312（1000MWe，3环路压水堆，堆芯有157盒组件，采用12英尺燃料组件，），Model 314（1040MWe，3环路压水堆，堆芯有157盒组件，采用14英尺燃料组件），Model 412（1200MWe，4环路压水堆，堆芯有193盒组件，采用12英尺燃料组件，）、Model 414（1300MWe，4环路压水堆，堆芯有193盒组件，采用14英尺燃料组件）、System80（1050MWe，2环路压水堆）以及一大批沸水堆（BWR）均可划入第二代核电站范畴。法国的CPY，P4，P4′?也属于Model 312，Model 414一类标准核电站。日本、韩国也建造了一批Model
412、BWR、System80等标准核电站。
第二代核电站是目前世界正在运行的439座核电站（2007年9月统计数）主力机组，总装机容量为3.72亿千瓦。还共有34台在建核电机组，总装机容量为0.278亿千瓦。在三里岛核电站和切尔诺贝利核电站发生事故之后，各国对正在运行的核电站进行了不同程度的改进，在安全性和经济性都有了不同程度的提高。
第三代核电站:
对于第三代核电站类型有各种不同看法。
美国核电用户要求文件（URD）和欧洲核电用户要求文件（EUR）提出了下一代核电站的安全和设计技术要求，它包括了改革型的能动（安全系统）核电站和先进型的非能动（安全系统）核电站，并完成了全部工程论证和试验工作以及核电站的初步设计，它们将成为下一代（第三代）核电站的主力堆型。
第四代核能系统:
第四代核能系统概念（有别于核电技术或先进反应堆），最先由美国能源部的核能、科学与技术办公室提出，始见于1999年6月美国核学会夏季年会，同年11月的该学会冬季年会上，发展第四代核能系统的设想得到进一步明确； 2000年1月，美国能源部发起并约请阿根廷、巴西、加拿大、法国、日本、韩国、南非和英国等9个国家的政府代表开会，讨论开发新一代核能技术的国际合作问题，取得了广泛共识，并发表了“九国联合声明”。随后，由美国、法国、日本、英国等核电发达国家组建了“第四代核能系统国际论坛（GIF）”，拟于2-3年内定出相关目标和计划；这项计划总的目标是在2030年左右，向市场推出能够解决核能经济性、安全性、废物处理和防止核扩散问题的第四代核能系统（Gen-IV）。
第四代核能系统将满足安全、经济、可持续发展、极少的废物生成、燃料增殖的风险低、防止核扩散等基本要求。
目前，世界各国都在不同程度上开展第四代核电能系统的基础技术和学课的研发工作。
第四代核电能系统包括三种快中子反应堆系统和三种热中子反应堆系统：
第四代核能系统 代号 中子能谱 燃料循环
钠冷快堆系统(Sodium Cooled Fast Reactor System)SFR 快 闭式
铅合金冷却快堆系统(Lead Alloy-Cooled Fast Reactor System)LFR 快 闭式 气冷快堆系统(Gas-Cooled Fast Reactor System)GFR 快 闭式 超高温堆系统(Very High Temperature Reactor System)VHTR 热 一次
超临界水冷堆系统(Supercritical Water Cooled Reactor System)SCWR 热和快 一次／闭式
熔盐堆系统(Molten Salt Reactor System)MSR 热 闭式 特点
世界各国在回顾三十余年第二代核电站的建造和运行经验，尤其总结了美国三哩岛核电站和切尔诺贝利核电站事故的经验教训之后，为使今后建造的核电站在安全性、经济性、安全审评稳定性以及保护核电业主投资等方面有大的改进，首先是美国电力公司发起建立先进轻水堆（ALWR）设计的技术基础，为设计美国下一代先进轻水堆(ALWR)，推行一项先进轻水堆ALWR计划，编制了一份美国核电用户要求文件(URD)，继而欧洲10家核电公司也编写了欧洲核电用户要求(EUR)文件。
URD和EUR规范了第三代核电站的设计技术基础，其要点如下：
1）ALWR计划的目标：为未来的ALWR提供一整套设计的综合要求、稳定的审批基准、支持ALWR电厂的发展。
2）ALWR 的14条政策：简单化、设计裕量、人因、安全、设计基准与安全裕量、管理稳定性、标准化、成熟技术、可维护性、可建造性、质量保证、经济性、预防人为破坏、睦邻友好。
3）ALWR高层安全设计要求，其要点如下：
抗事故能力：所有工况下都具有负的功率反应性系数、采用最好的材料及水质、改进的人机界面系统、采用成熟的诊断监测技术、须留给操纵员足够的时间（30分钟或更长时间)来防止设备的损坏及防止导致较长停堆的电厂工况等。
防止堆芯损坏：防止堆芯损坏的专设安全系统应满足执照设计基准要求及安全裕量基准、堆芯损坏频率小于1×10-5/堆年等。
缓解事故能力：坚固而大容积的安全壳和相应的专设安全系统；采用现实源项分析；控制可燃氢气的浓度；在累积发生频率大于10-6／堆年的严重事故条件下，在厂址边界处(离开反应堆大约0.5英里)，公众个人的全身剂量小于25雷姆等要求。
4）第三代压水堆核电站有两种类型：改进型电厂（如EPR）和非能动型电厂(如 AP1000)。URD对两种类型的核电厂又分别提出了专用要求，其要点如下：
改进型核电厂：更简化的专设安全系统；至少有两条隔离的和独立的交流电源与电网相连；至少三十分钟时间内，不考虑操纵员的干预；在丧失全部给水，至少在2小时内不应有燃料损坏；在丧失厂内外交流电源的8小时内，燃料没有损坏等。
非能动型核电厂：不要求安全相关的交流电源；至少72小时内，不需要操作员干预；严重事故条件下，安全壳有足够的设计裕量；不需要厂外应急计划等。
以上概括了第三代核电站的特点，我国国家引进的美国非能动AP1000核电站属于第三代核电站的非能动型核电厂，广东核电集团公司引进的法国EPR核电站属于第三代核电站的改进性核电厂。AP1000和EPR基本上都满足了上述URD和EUR的相关要求。
分类 AP1000
AP1000 是由美国西屋公司开发的先进的非能动的压水堆（Advanced Passive PWR）。
2002年3月，美国核管会已经完成AP1000设计的预认证审查（Pre-certification Review），AP600有关的试验和分析程序可以用于AP1000设计。2004年12月获得了美国核管会授予的最终设计批准。
AP1000 为单堆布置两环路机组，电功率1250MWe，设计寿命60年，主要安全系统采用非能动设计，布置在安全壳内，安全壳为双层结构，外层为预应力混凝土，内层为钢板结构。[2] EP1000
1994年，欧洲用户集团会同西屋公司及其工业合作伙伴GENESI（一个意大利企业集团，包括ANSALDO和FIAT），启动了一项名为 EPP（欧洲非能动型核电站）的计划，以评估西屋公司非能动核电站技术在欧洲的应用前景。已完成以下主要工作：（1）评估了欧洲用户要求（EUR）对西屋核岛设计的影响；（2）确定了满足EUR的1000MWe级非能动核电站的基准设计（EP1000），并期望在欧洲获得设计许可。对于安全系统和安全壳，基准电站设计基本上采用了西屋公司简化压水堆（SPWR）的设计，而在EP1000基准设计中的辅助系统设计部分，则是根据AP600进行设计的。但是，EP1000同样具有满足EUR和欧洲取证许可要求的特点
技术差异
美国、法国、俄罗斯等国都是在吸取20年前的切尔诺贝利严重事故的惨痛教训后，认识到预防和缓解严重事故的极端重要性，花大力气进行研究开发预防和缓解严重事故的对策和措施，经过了十多年的努力，才达到了工程应用的程度。为此，国际原子能机构颁发了新的安全法规（第二版）对预防和缓解严重事故提出了严格要求，我国国家核安全局也颁布了新的安全法规，对预防和缓解严重事故提出了新的要求。
第二代核电技术在安全上不满足国际原子能机构安全法规（第二版）对预防和缓解严重事故的要求，也不符合我国新颁布的安全法规对预防和缓解严重事故的要求，当然也不满足URD和EUR的要求，但第三代核电技术能满足这些要求的。这是第二代核电核电站与第三代核电站在技术上的主要差异。
例如AP1000和EPR的堆芯损坏频率（CDF）分别为5.0894×10-7和1.18×10-6/堆年，大量放射性释放概率分别为5.94×10-8和9.6×10-8/堆年，远比第二代核电站低一至二数量级。
第二代核电核电站与第三代核电站技术上存在差异还体现在：先进的燃料管理技术、先进的反应堆设计技术、先进的人因工程、先进的数字化仪表控制系统和控制室、宽裕的操作员可不干预时间以及、模块化设计和建造技术等方面。
性能比较
1、AP1000和EPR的安全系统采用了两种完全不同的设计理念
AP1000安全系统采用 “非能动”的设计理念，更好地达到“简化”的设计方针。安全系统利用物质的自然特性：重力、自然循环、压缩气体的能量等简单的物理原理，不需要泵、交流电源、1E级应急柴油机，以及相应的通风、冷却水等支持系统，大大简化了安全系统（它们只在发生事故时才动作），大大降低了人因错误。“非能动”安全系统的设计理念是压水堆核电技术中的一次重大革新。
EPR安全系统在传统第二代压水堆核电技术的基础上，采用“加”的设计理念，即用增加冗余度来提高安全性。安全系统全部由两个系列增加到四个系列，EPR在增加安全水平的同时，增加了安全系统的复杂性。核电站安全系统的设计基本上属于第二代压水堆核电技术，是一种改良性的变化。
2、AP1000和EPR的安全性的比较
由于AP1000和EPR的安全系统采用了两种完全不同的设计理念AP1000 和EPR的安全性有较大的差别。
AP1000在发生事故后的堆芯损坏频率为5.0894×10-7/堆年比EPR的1.18×10-6 /堆年小2.3倍，大量放射性释放概率为5.94×10-8/堆年也比EPR的9.6×10-8/堆年小1.6倍（而且AP1000采用的设备可靠性数据均比较保守）；
核电站发生事故后，AP1000操作员可不干预时间高达 72小时，而EPR为半小时；
AP1000 在发生堆芯熔化事故时，能有效地防止反应堆压力容器（第二道屏障）熔穿，将堆芯放射性熔融物保持在反应堆压力容器内，使放射性向环境释放的概率降到最低；而EPR不防止反应堆压力容器熔穿，堆芯放射性熔融物暂时滞留在堆腔内，然后采取措施延缓熔融物和安全壳（第三道屏障）底板的混凝土相互作用，防止安全壳底板熔穿。
AP1000的人因失误占堆熔频率的7.74%，共因失效占堆熔频率的57%，而EPR分别为29%和94%，AP1000 明显优于EPR。
3、成熟性
AP1000的最大特点是安全系统采用了非能动技术，西屋公司为此做过大量试验、计算和验证工作，这些试验结果已全部被美国核管会接受，非能动安全系统已达到成熟性的要求。反应堆和反应堆冷却剂系统设计采用与第二代核电站相似的成熟技术。AP1000的冷却剂屏蔽电机泵的功率比过去屏蔽电机泵产品都大，属于首次设计的大型泵，但它们的功率已相当接近。EMD屏蔽电机泵制造厂EMD公司有丰富的制造经验，生产过大量（约1500台）不同功率、不同尺寸的屏蔽泵用于军工、早期的核电站和其他工业部门，取得了很好的使用业绩,设计和制造技术是成熟、可信的。可以说，目前AP1000屏蔽电机泵主要问题是加快首台泵制造进度和进行工程性验证。
EPR 最大特点是加大反应堆的热功率以及增加安全系统的冗余度和多样性。设计理念是成熟的；EPR加大了反应堆的热功率和尺寸，主要设备（反应堆压力容器、堆内构件、蒸汽发生器和主冷却剂泵等）都加大了容量和尺寸。但目前一些主要核设备（反应堆压力容器和堆内构件、蒸汽发生器、主冷却剂泵等）的试验还未完成，都有待在试验台架上和现场进行工程性试验和验证。
两者的成熟性比较是不相上下的。
4、经济性
AP1000 安全系统采用非能动的理念，安全系统配置简化、安全支持系统减少、安全级设备和抗震厂房减少、IE级应急柴油机系统和很多能动设备被取消，以及大宗材料需求明显降低。AP1000的安全系统及其设备数量得到大量的减少，例如AP1000的安全级泵和阀门分别为6台（包括4台主泵）和599台，EPR则为 88台和7000台。再加上模块化设计和建造新技术的采用，由此派生出了设计简化、系统设置简化、工艺布置简化、施工量减少、工期缩短以及运行方便、维修简单等一系列效应。从长远观点来看，AP1000不仅使安全性能得到显著提高，而且费用和长期的运行费用也得到明显降低，在经济上也具有较强的竞争力。这种优势在批量建造若干台（譬如8至 10台）后AP1000核电机组将会越来越明显。
EPR是通过增加安全系统冗余度和系统配置来提高安全性；但由于单机容量大，厂址利用率高，提高了它的经济性。
5、安全审评
AP1000安全审评情况：西屋公司于2002年3月28日向美国核管会提交AP1000 标准设计的“标准设计证书”申请，该申请包括AP1000设计控制文件、PSA报告等。美国核管会 于 2002年7月25受理该申请，并据联邦法规10 CFR Part 52 及相关法规、严重事故政策等进行了审评，于2004年9月正式发布了“最终安全评价报告（FSER）”。9月23日，西屋公司获得了NRC 关于AP1000 的最终设计批准书（FDA）。根据美国有关法律举行听证会后，NRC 于2005年12月30日向西屋公司颁发了AP－1000 标准设计的“标准设计证书”。
EPR的安全审评情况：芬兰已从法国引进EPR, 在芬兰建造OL3 核电厂。芬兰核安全当局已完成EPR 初步安全分析报告的审评，并于2005年2月17日颁发“OL3 核电厂建造许可证”。据称芬兰核安全当局已把审评中未关闭的问题列入建造许可证条件。
根据目前掌握的资料，结合初步工程判断，AP1000或EPR在核安全许可证申请和审评中，不会出现重大问题。
在中国 背景
迄今为止，中国所有的核电站都是建在沿海。中国能不能将核电站建在内陆？郁祖盛给记者举出了一个数据：“全世界430个核电站中，70％以上在内陆。前苏联的压水堆型核电站是100％，美国是75.7％。而AP1000本来就是为建在内陆而设计的。”
去年初，由于罕见的低温雨雪冰冻灾害，导致电缆被压跨、铁路运输被迫中断、火电厂缺乏燃料被迫停工，令人“触目惊心”。加之，随着我国中西部地区的经济发展和社会进步，能源供应能力和日益增长的需求之间的矛盾不断加剧，以及我国节能减排和保护环境面临的巨大压力，也促使国家下定决心在内陆地区建核电站。目前，江西、湖南、湖北等都在计划之列。[6] 发展进程
中国政府从2003年起，就开始启动了第三代核电技术的招标工作。在诸多国际竞标者中，美国西屋联合体以最先进的第三代先进压水堆核电技术（AP1000）胜出。据称，与美国西屋联合体的一系列谈判都是由国家核电（筹）来进行的。
2006年12月16日，中美签署两国政府《关于在中国合作建设先进压水堆核电项目及相关技术转让的谅解备忘录》，标志着我国正式决定引进 AP1000作为我国第三代核电站的主力堆型。2007年7月24日，三代核电自主化依托项目核岛合同在北京签署，全球首台AP1000核电机组落户浙江三门核电站。
中国购买美国4台先进的AP1000核电机组，美方同时转让AP1000设计技术、设备制造和成套技术、建造技术等先进的核电技术，中方将完全拥有在引进AP1000核电技术基础上改进和开发的、输出功率大于135万千瓦的、大型非能动核电站的知识产权。
最终，国家核电于2007 年7月24日，与美国西屋联合体正式签订了4台AP1000机组合同。目前，合同执行情况良好，技术转让工作正有序开展。林诚格相信，“经过4台机组的消化吸收，中国就能实现AP1000技术的自主化、国产化。”
世界首座亮相中国
山东海阳核电站鸟瞰图
2010年3月国家核电技术公司党组书记、董事长王炳华表示，世界上第一座第三代AP1000核电站将在2013年并网运行，届时“中美两国技术人员将向社会公众贡献一个完美、先进，具有绝对安全可靠保障的反应堆”。这将是世界上第一座第三代AP1000核电站，比美国提前了两年半。
王炳华指的是其中在浙江三门新建的AP1000核电站机组，第一台在2013年将并网运行。三年前，国家核电技术公司与美国西屋公司开始合作。截至2008 年12月，国家核电已经完成了AP1000内陆核电站的总体设计、关键系统设计、关键设备的总体设计。目前，工程进展总体顺利，今年两个项目共计18个里程碑节点目标完全可以实现。
针对人们质疑中国在此次工程合作中的作用有多大时，王炳华提出了反驳。首先，在未来合同执行中，中国政府将派1000人到美国西屋公司，与美国西屋公司共同参与研发和设计；其次，到目前为止中国有近80名工程技术人员正在西屋公司从事相关领域的工程设计；已与美国西屋公司签署了LPP——进一步发展核能的框架合作协议。
第三篇：浅谈核电站的安全性问题
物理学院301班 王栋 学号：***
浅谈核电站的安全性问题
人类和平利用核能的历史不过六十年，第一代核电站于上世纪50年至60年初建成，到现在为止已经发展到第三代核电站。在法国、美国、日本、德国和英国，对核电的依赖已经达到很高的程度，中国目前已经有三座投入使用的核电站。人类利用核能的历史与探索太空的历史大致相当，核工业同航天工业一样，属于少数国家能够掌握的先进技术，能够带来巨大的经济效益，被一个国家摆在十分重要的战略性地位。核能一直被认为是一种清洁的能源，在全世界都在关注环境和资源问题的今天，本应理所当然地得到广泛的应用。但由于人类利用核能的历史较短，核电站的安全性问题一直备受质疑，加之一些政治因素和社会对待核问题的态度，核能的发展应该用机遇和挑战并存来形容。
核电站的安全性受到广泛质疑，是因为历史上发生过几次比较严重的核电站事故。比较大的比如1979年美国的三里岛核电站事故，因为操作员的误判，错误地通过泄水阀排水，导致堆芯回路失水，堆芯融化。历史上最为严重的一起核事故是1986年苏联切尔诺贝利核电站事故，因为切尔诺贝利核电站的设计存在缺陷，反应堆不受控而爆炸，导致了核泄漏。由于反应堆没有安全壳的保护，核泄漏没有得到控制，受影响的范围很大。最近一起严重的核电站事故就是去年日本311地震时的福岛核电站事故。地震切断了整个福岛县的电力供应，反应堆无法停堆，海啸又淹没了核电站的应急发电机组，备用电池只能维持冷却系统8个小时的正常工作，在反应堆不可控的情况下，有没有冷却系统，堆芯温度上升，最终导致堆芯熔化。更严重的问题在于氢气爆炸导致安全壳破裂，甚至难以确定是否融化的堆芯已经穿透安全壳侵入海水。事实核燃料确实发生了泄露，虽然多地甚至是大洋彼岸的美国都报告了检测出受福岛事故污染的案例，但这次事故对公众的影响程度至今还未可知。福岛事故再一次把核电安全问题推到世界公众面前。
事实上，任何一项技术都有一个发展过程，从产生到成熟，没有哪个是绝对完善的，绝对安全的，这是技术一般的发展规律。而且，技术只有应用到实践中才能获得不断发展的机会，核电技术当然也不例外。三里岛核电站事故之后，核电站的检测通道开始采用多通道不同手段的检测，这保证了想三里岛事故中的误判和错误操作情况不会在发生。假使三里岛事故之后，政府关闭所有的核电站并且其它国家不再有兴趣发展核电技术，可以想象，时至今日，人类赖以获得能源的煤炭、石油资源将基本消耗殆尽，在太阳能电池和风力发电技术仍然有局限性的今天，这种严峻的能源危机要远比一次切尔诺贝利事件严重的多。因为担心未知的核“灾难”而拒绝发展核电技术并不是一个明智的选择。应该看到的是，核电站设计和物理学院301班 王栋 学号：***
建造中所考虑到得安全性问题远多于其它领域，设计者所考虑到的“最坏的情况”远远超出了公众的想象。即便是遇到了“最坏的情况”，比如堆芯熔化，也可以保证将放射性核燃料封闭在安全壳中。需要注意的是，福岛核电站属于第二代核电站，属于安全性较弱的沸水堆，其本身设计的安全运转寿命已过，已经出现了一些老化、腐蚀的迹象。戏剧性的是恰恰在日本地震前不久，福岛核电站报告称将退役时间延后20年。不幸的是，一个月后，日本发生了强烈地震和海啸，本应“寿终正寝”的核电站终于没有逃过一劫。
应该看到的是，核电站的事故发生率要远远小于其他现有技术，如果说核电站不安全，那实在是有失公允。而且人类认识核能的历史已经有近一百年，物理学中有关核的理论已经相当成熟，而且不仅仅是核电站，其它众多核技术比如核磁共振、辐射加工、放射性核素技术等也都早已经应用到实践当中，并不会导致公众所担心的“核危机”甚至是“核灾难”。所以公众并不应该去指责核电站的安全性问题，或许他们更应该谴责的是政府的不作为或者是官员的腐败问题，甚至是恐怖主义。
福岛核电站事故之后，日本宣布关闭日本岛内所有投入运行的核电站，于是日本时隔42年之后又重新进入了“无核”状态。这里面更深层的原因不在此深究，自从那个“无核之夏”以后，日本将会错过第四代核电站的发展时期。或许20年后，当执政者重新回顾福岛事故之时，会感到惋惜。
核电站的安全性是应该的到肯定的，和平利用核能也是一个大国责任的体现。切尔诺贝利事件至今仍不时为我们敲响警钟，但这并不是让我们谈“核”色变，停止利用核能，而是更合理、更有效、更安全地利用这种巨大潜能的能源。尊重技术的发展规律，以史为鉴，才能获得长足的发展。
第四篇：核电站岗位
中广核工作岗位
运行操作类
运行操作”岗位主要负责机组正常运行和大修期间主控室的控制界面的监督、控制操作，及电站设备和系统的就地操作，确保机组和设备的安全、稳定和经济运行。运行人员需要熟悉整个电站的工作原理和生产流程，具备系统和全面地分析和解决问题的能力，具有较高的职业素养和良好的工作习惯。
运行操作类岗位需要自动控制、电气、反应堆工程、发电厂及电力系统、热能动力等各方面专业人才。
技术支持类
技术支持类岗位的工作范围涉及到核电站的设备管理、燃料管理、防腐、性能试验、工程改造、技术改进、合同采购、文档服务等技术支持与管理工作，为机组的安全、稳定和经济运行，提供充分的技术支持、文件服务、商务服务和物资供应等支持性工作。技术支持类岗位需要机械、仪器仪表、电气、电子、发电厂及电力系统、反应堆工程、热能动力、、土建、防腐、国际贸易、工商管理、图书信息、法律、档案等各方面专业的人才。
生产准备类
核电站的生产准备工作范围涉及到电站的工程建设、安装、调试、移交和试运行等诸多阶段。所从事的工作包括工程设计审查、运行和维修经验反馈、工程建设中的技术支持、电站设备制造过程中的监造、数字化仪控系统控制界面的设计、生产准备计划管理、管理程序和技术程序编写、执照申请、备品备件管理等工作。
生产准备类岗位需要机械、仪器仪表、电气、电子、发电厂及电力系统、反应堆工程、热能动力、土建、工程管理、技术经济及管理等各方面专业的人才。
维修类
全面负责公司营运电站的设备、系统日常维修及换料大修，保证公司营运电站的设备、系统和厂房处于良好的状态，为电站的安全、稳定和经济运行提供必要的条件。维修类包括的工作内容包括电站大修的组织、管理及优化工作、日常维修组织与协调工作以及维修技术管理；电站所有机械设备和系统、电气设备和系统、仪控设备和系统、电梯、行车、空调等的日常维修和大修工作；核燃料装卸、废物管理、核清洁及工具管理等工作。
维修类岗位需要机械、仪器仪表、电气、电子、发电厂及电力系统、反应堆工程、热能动力等各类专业人才。设计管理类
主要负责全厂总体设计、初步设计、施工设计的设计管理和审查；以项目为基础的设计管理工作主要包括执照申请及技术支持、设计质量监督、技术方案选择的评价、设计进度控制、设计接口控制、设计变更控制、设计文件控制等；承担部分设计工作；设备采购（技术方面），包括采购方案策划和确定、承包商技术资格审查、合同文件技术部分的编制、技术部分的评标、采购进度与质量控制等；设备制造和监造活动的监督、协调和有效性评价以及对各项目提高业务和资源支持。工作类别主要包括技术协调、总体及执照申请、核岛设计、常规岛及BOP设计、电气设计、仪控设计、土建设计、设备监造等。施工管理类
一方面承担项目现场的施工管理职责；另一方面，承担公司集约化施工管理的责任，统筹公司在施工管理、技术控制和施工人才储备等方面的工作，包括向各异地项目提供施工管理的技术支持和人力支持等。工作类别主要包括物资管理、土建施工、施工支持、核岛安装、常规岛及BOP安装、电仪安装等。监造等。
调试类
主要承担核电站正式运营之前电站设备和系统及机组的调试工作，其主要目的是全面检验核电站的设计，设备制造和施工安装质量，验证核电站各个部件，系统和机组的性能是否符合设计要求；验证电站各种构筑物，设备，系统及整个机组在所有工况下能否安全运行；对设备，系统的性能参数与运行指标进行验证和调试，暴露并消除潜在的系统设计和设备制造隐患和缺陷，确保核电站安全运行，同时提高机组的可用率。其核心业务是调试管理和调试技术、项目的调试策划和准备。目前主要承担中广核集团在建核电项目的调试工作。工作类别主要包括：核岛调试、常规岛及BOP调试、DCS调试、电气调试、技术管理等。计划经营类
所从事的工作主要是新项目的项目总体策划与开发；新项目开发阶段的现场管理；组织工程委托合同的编制、谈判、签订、变更和执行情况的分析、报告；建立和维护各项目的工程计划和进度的管理体系、风险和经验反馈体系、报告体系、项目绩效评价和考核体系，并实施总体控制，同时根据公司政策和各项目的需求，对各项目提供业务和资源支持；并归口管理各异地项目协调办公室的工作。工作类别主要包括：经营策划与项目管理、工程计划、科技管理等。质量保证类
主要负责建立和维护质量和环境管理体系，实施核电工程建设质量保证活动。具体包括工程公司质量和环境管理体系策划、内外审核、管理评审；参与合同采购中的资格评审、合同文件编写、评标、合同签订等活动；对供应商、承包商实施质保监督、监查；负责核安全文化的培育和推进。
工作类别主要包括：公司管理体系建设与维护；施工活动质量保证专业工作；设计和设备采购活动质量保证专业工作。
合同与采购类 主要负责供应合同，服务合同和施工合同的签订和核电设备的采购以及相关的一些法律保险事务。具体包括：采购合同的行政和商务控制，包括法律及保险事务、建和护公司通用的和项目专用的采购合同商务控制程序和规范、规则体系，建立和维护通用的和项目专用的合同外发接口程序和工作规则，组织承包商资格评审，维护合格承包商清单（和禁入承包商清单），组织招投标活动和合同谈判，发布生效合同，合同执行过程的商务跟踪和监督，合同支付、变更、索赔、奖励、处罚的控制；项目的合同采购的策划，包括潜在承包商的数量和业绩评估、采购物项或服务项目的组合方式、承包方的组织形式、风险管理等；公司（包括各项目和分公司）合同采购专业人员的资格管理；对各项目的合同采购活动提供专业指导、支持和监督并对各个项目工作进行业务和资源支持。设计类
组织本工程的设计工作，贯彻工程审批文件和各级审定的设计原则，全面负责本专业技术、进度、投资、质量和信息、文件、资料管理。抓好设计策划、设计接口、设计输入与输出，设计验证、设计确认、设计评审、设计更改的设计控制。组织专业设计方案的研究，协调专业间的分工与衔接，指导设计人员进行设计方案和技术经济比较，提出技术先进、经济合理的方案。研发类
研发类主要以提高核电机组的安全性、可靠性和经济性为目标，搭建核电共用技术平台，解决核电工程建设和生产运营的应用问题，为中广核多项目、多基地提供技术支持与服务，提高中广核集团的科技创新能力。主要从事以下六大板块的工作：：以堆芯设计、燃料管理、安全分析、源项计算与评价、环境影响评价等为核心的反应堆工程与核燃料技术研究；以设备监造、材料留样、工艺评定、设备鉴定、金属材料性能评估、设备运行状态评估（含腐蚀管理、安全评定、可靠性管理、在役检查等）、强度评估、寿命评估与老化管理等为核心的核电站设备质量与可靠性技术研究；以电站工程改造、运行评估、经验反馈、根本原因分析、运行与维修优化、热能动力技术等为核心的提高核电站绩效运行技术研究；核电工程建设与生产运营相结合的信息应用技术研究；核电站模拟机（仿真技术）技术研究，先进核能技术与新能源（太阳能、风能等）技术研究。
操作员是指在现场工作的运行人员，操纵员是在主控室工作的运行人员
第五篇：切尔诺贝利核电站
切尔诺贝利核电站
时间： 2006-04-24 字体：大 中 小
切尔诺贝利核电站位于现乌克兰共和国（原为前苏联的加盟共和国）首都基辅市北130公里处，第聂伯河支流的普里皮亚特河畔，靠近白俄罗斯共和国边界。建核电站前，这里人口密度较低，大约70人/平方公里，核电站处于白俄罗斯-乌克兰大森林地带的东部，周围是一片平坦的风景区（见图9）。上世纪七十年代初，前苏联选址在这里建造核电站，一期两个机组于1977年建成发电，二期两个机组于1983年建成发电，到1986年核电站拥有RBMK-1000共4台机组，原计划再建两台（5、6号）机组，4号机组事故后被迫停建。
RBMK-1000核电机组采用的是前苏联独特设计的大型石墨沸水反应堆，用石墨作慢化剂，石墨砌体直径12米，高7米，重约1700吨，沸腾轻水作冷却剂，轻水在压力管内穿过堆芯而被加热沸腾（见图7）。堆芯石墨砌体中间孔道内可装1680根燃料管。反应堆是双环路冷却，每个环路与堆芯840根燃料管的平行垂直耐压管相连，堆芯入口处冷却剂温度为270 ℃进入燃料管道，向上流动，被加热局部沸腾，汇流到一边两个的四个汽包中，汽包中的蒸气直接进入汽轮机厂房，两环路各对一台汽轮发电机组（一堆两机）各发额定功率一半的电功率（4号堆供汽给7号和8号汽轮发电机组）。
图7 石墨慢化压力管式沸水堆
图8 RBMK-1000反应堆大厅，堆顶图 图9 切尔诺贝利核电站位置
切尔诺贝利核电站RBMK反应堆堆芯堆体结构，与苏式石墨生产堆的结构极为类似（见图8）从照片中可以看出反应堆厂房只不过是一个普通工厂的大车间，至多只是一个没有门窗的“密封厂房”而已，根本没有“安全壳”。同时反应堆是压力管式，由压力管承压，石墨砌体直径很大，所以也没有压力壳。
1986年4月26日发生灾难性事故的是核电站4号机组，该机组建成、投入运行是在1983年12月。1986年4月25日前，它一直稳定运行在额定满功率下，按计划4月25日停堆检修。
RBMK石墨沸水堆设计本身存在着安全隐患，是堆设计中留下的缺陷，也是这次事故的内在原因。不安全因素是：
—低功率下堆处于不安全工况，因为这种堆冷却水可沸腾产生空泡，而堆芯设计成有正的空泡反应性系数，即空泡增加，反应性（功率）增加，又导致空泡数增加，堆就会失控非常危险，好在在高功率情况反应性燃料温度系数是负的，在满功率下功率系数是负的、堆是安全的，但在20%满功率运行时，功率系数会变成正值。因此，运行规程中不允许堆在低于700兆瓦热功率下运行；
—冷却剂泵功能扰动或泵气蚀，空泡增加，在正空泡系数的情况下，会放大其效应，燃料通道的损坏会引起局部闪蒸，引入局部正反应性，并会在堆芯中快速扩展；
—大量的在700 ℃左右运行的石墨，遇水将起激烈的化学反应。
