核电站与原子弹-核能博物馆＿中国科普博览

核电站与原子弹

　　核电的安全性究竟怎样呢？为了解决这个问题，有些国家的核电站对外开放，组织人们参观。实际情况说明，核电不但是安全的，而且它的危险性比其他许多能源都小。

　　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压紧在一起，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压紧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。

　　在设计上总是使反应堆具有自稳定特性，即当核能意外释放太快，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。核电站不会像原子弹爆炸，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。核燃料引不起核爆炸，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），那些，再生系数K＝1.02。二是临界状态，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。

　　作为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＞l.0065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药爆炸那样的事件，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，如果地面污染10－3居里／米²，就长期不能种庄稼或放牧，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统和防护措施。

反应堆的固有安全性

　　在由于某些原因从外部引入反应性，使中子通量增加（核燃料、冷却剂温度上升）的情况下，反应堆本身具有防止核反应失控的工作特性。我们称这种特性为固有的安全性。固有特性来自反应堆本身所具有的负反应性温度效应、空泡效应、多普勒效应、氙和钐的积累和核燃料的燃耗等。

　　反应堆内各部分温度升高而再生系数K变小的现象称为负反应性温度效应，对反应堆的稳定性和安全性起决定作用。

　　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毒性很大的元素，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。另一方面，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。

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0.1～l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。由锆合金或不锈钢制成的包壳管必须绝对密封，在长期运行的条件下不使放射性裂变产物逸出，一旦有破损，要能及时发现，采取措施。

　　第三道屏障是压力容器和封闭的一回路系统。这屏障足可挡住放射性物质外泄。即使堆芯中有1%的核燃料元件发生破坏，放射性物质也不会从它里面泄漏出来。

　　第四道屏障是安全壳厂房。它是阻止放射性物质向环境逸散的最后一道屏障，它一般采用双层壳体结构，对放射性物质有很强的防护作用，万一反应堆发生严重事故，放射性物质从堆内漏出，由于有安全壳厂房的屏障，对厂房外的环境和人员的影响也微乎其微。

 

控制保护系统

　　当反应堆的功率过高，温度上升较快，中子数增加需用的时间太短，冷却剂流量过低时，通过控制系统可迅速实现停堆，或降低功率以免损坏堆芯。如上所述，轻水堆除由于负反应性效应带来的自调节性能以外，还采用流量控制、化学补偿和液体毒物来实现控制保护。仪表、信号和控制电路都工作在可靠的状态，对重要的参数，有三套独立的监测控制装置，并按照一定的原则动作。这样既能确保事故停堆，又可避免因仪器故障引起的误动作。

　　可靠的冷却系统。

　　该系统可保证反应堆在正常工作状态或发生事故时将燃料发生的热量带走，避免燃料元件烧毁。例如，轻水堆失去冷却水的事故是假想的严重事故。如果管道破裂，其中最严重的情况是一回路最大直径的管道破裂，造成两个断口涌出，致使反应堆失水。堆芯将要烧坏，大量的放射性物质可能释放到安全壳内。此时，反应堆自动紧急停闭，多重安全设施立即起保护作用。（图a）其一，由于一回路的压力陡降，应急堆芯冷却系统中的安全注水箱立即自动顶开逆止阀门，向一回路紧急注水，补偿系统中流失的冷却剂（图b）。其二，与此同时，应急堆芯冷却系统中的高、低压安全注水泵相继起动，把贮水箱中的水连续注入反应堆一回路，保证堆芯得到水的淹没和冷却。安全壳喷淋泵也同时起动，把水喷入安全壳内，使壳内水汽冷凝，压力下降，放射性物质被水吸收（图c）。其三，贮水箱中的水用完后，安全注水泵立即改从安全壳地坑吸水，再循环注入反应堆，确保长时间冷却需要。耐压的安全壳厂房始终保持严格密封，不使放射性物质泄漏（图d）。