cass<3
2021-03-03T12:15:04+00:00
利益相关：核电从业人员
最近福岛核电站的问题又讨论起来了，正好谈谈核电是怎么回事。
基本原理：
一些原子序数比较高的同位素，也叫重核，比如第92号元素的235U同位素，能吸收处于某个速度范围的中子，随机分裂成若干序数较低的原子核，并能放出2个以上的高速中子。我们知道原子核是有比结合能的，重核的序数要比铁原子核高，于是上面那个过程就会释放出可观的能量，称作裂变。如果把易裂变、可裂变核素浓缩到一定程度，那么一次裂变后释放出的中子就有机会触发下一次裂变，并且中子的数目会按指数关系递增，能量就不受控地释放了，这就是裂变原子弹的原理。
在发电领域，不能让中子不受控地触发裂变，要用一些吸收中子能力比裂变核素大，并且吸收中子后不释放太多能量的物质控制中子的数目，这种物质被称为毒物。在核反应堆里，会有银铟镉合金、硼酸硼砂等物质作为毒物，这样就能让中子维持在一次裂变只放出一个中子去下一次列表，也就是单位时间内发生的裂变次数是固定的，这种状态是临界状态。反应堆维持在临界状态后，它也就可以稳定地释放能量，核电厂的很多设备都是为了维持这个状态。
前面说了重核可以吸收在一定速度范围的中子，这里面有一个反应截面的概念，它描述的是原子核和某个速度的种子产生反应的概率。对于核素235U，对中子发生裂变反应截面最大的速度是出于环境温度范围。我们知道温度其实就是粒子平均平动动能的等价概念，而刚刚裂变产生的中子速度很高，很难和浓缩程度比较低的反应堆核燃料反应，那就必须用某种手段手段让中子慢下来。一般情况下，水、石墨、重水等等可以让中子慢化，于是它们作为慢化剂配置在反应堆里。
反应堆的核燃料其实就是混合在陶瓷等载体上的可裂变核素化合物，经中子点火后利用慢化剂维持裂变，利用中子毒物控制临界程度，再用合适的工质把裂变释放的能量传递出去，这就是核发电的基本模型。
原子核裂变后，释放的能量主要是裂变产生的若干小原子核的动能，这些裂变释放的小原子核被称为裂变碎片，一般都有很强的放射性，而且相当一部分不能继续裂变，也就是无法采用简单的物理手段处理。核燃料裂变反应次数越多，留存的放射性产物就越多。还没有反应过的燃料本身是分安全，放射性很弱，徒手拾取是没问题的。但反应到一定程度的燃料放射性十分强，极度危险，因此需要专人操作，专门保存。
发电反应堆目前在世界上类型占比最多的是高压水冷却堆，简称压水堆。这用反应堆把燃料做成棒束结构，安装在一个压力容器里，利用压力14～15MPa的水作为冷却燃料的冷却工质。热量的传递是靠一个类似高压锅的蒸汽发生器承担的，这个设备是一个高压换热器，它把直接冷却有放射性的燃料的水与用来给汽轮机供汽的水隔开，并交换热量。这样就分出两条回路，一回路是带放射性的冷却回路，二回路是提供蒸汽的动力回路。此外还有为全厂需要冷却的设备提供热阱的三回路，循环冷却回路。
压水堆的核反应生成的放射性核素中，有几种属于中子毒物的产物。这些产物会给反应堆带来一个特点，即反应堆具备“死机时间”。以氙毒物为例，这种产物随裂变而产生，半衰期较短，可以吸收中子。当反应堆停堆(或功率大幅下降)后，没有足够的中子用于吸收，则氙毒物积累的速度会在开始的一段时间内超过其衰变的速度而积累起来，达到一定程度时，不论怎样提供中子，反应堆都无法达到临界，表现为反应堆“死机”。此时只能等毒物衰变后，毒性下降到可以临界时，才能重新启动反应堆。
控制反应堆功率的办法，除了调整反应堆功率负荷外，主要依靠中子毒物。其一是控制棒。这种设备是一束束银铟镉合金或Hf合金棒，它们能连续吸收中子而不丧失毒性，能够快速调整中子通量率，进而调整堆功率。但控制棒会引起堆功率空间畸变，可能导致局部超功率；其二是可溶毒物，例如硼酸溶液，它分布在冷却剂系统中，能比较均匀地控制中子通量率，缺点是反馈较慢，并且一旦浓度过高，可能导致反应堆温度越高，功率反而越大的问题；其三是可燃毒物，如硼玻璃，这种毒物一般是在新落成的反应堆使用，和燃料棒束混搭在一起，并且只能吸收一次中子，能同样能平衡反应堆功率空间分布。
压水堆需要防止放射性产物外泄，除了防止反应堆超临界外，要设置多重屏障阻挡放射性泄漏。第一重是燃料包壳，它是包覆在燃料棒外部的合金，以锆合金最常见；第二重是压力容器，它是装载堆芯的设备，能承受高压工质；第三重是安全壳，也称围阻体，一般是钢衬结合大厚度混凝土，在前两道屏障失效后，作为最后一道防线阻挡放射性物质。
核燃料不同于煤炭，在反应堆停堆后，仍会释放热量，其剩余功率可达额定功率的6%。这是因为有一部分裂变中子是缓发的，并且裂变碎片本身的衰变也会释放热量。因此停堆后也必须持续冷却反应堆，否则可能烧毁反应堆堆芯。这个过程称为余热排出。
几个典型事故：
1979年美国三哩岛核事故
这件事故直接后果是堆芯熔毁，但安全壳阻挡了放射性物质。
事故过程：二号反应堆一回路主泵停转，汽轮机停转，这时应该启动辅助给水冷却堆芯，但上次检修是辅助给水隔离阀被关闭而忘记打开，给水无法进入堆芯，此时堆芯开始升温升压，触发泄压阀。但泄压阀又出现无法自行关闭的问题，令堆芯压力降低到正常值以下，一段时间后触发紧急高压水注射系统，向堆芯紧急供水。但随后操作人员没有发现泄压阀无法关闭，停止了紧急高压注水，冷却水大量排出压力容器。堆芯上部失去冷却，温度超过2760摄氏度，产生蒸汽。随后操作人员恢复了高压注水，260摄氏度左右的冷却水接触十倍温度的燃料组件后，燃料因热胀冷缩，破损程度超过90%，近一半燃料熔毁，放射性物质流入安全壳空间。
事件分析：该事件被国际原子能协会评为5级核事件，认为事故发生的主要原因是人员安全文化意识不足。
1986年苏联切尔诺贝利核事故
这个事故产生大量放射性物质泄漏，影响至今。
事故过程：因电厂的应急柴油发电机需要75秒左右的暖机时间，而柴油发电机是在全厂失去厂外电时，为余热排出泵提供动力的关键设备。为缩短断电等待期，电厂决定测试停机时汽轮机惰转怠速发电时间是否能弥补柴油电机暖机时间。该测试在4号堆展开，需要逐步降低反应堆功率，但实际操作时降功率速度过快，导致氙毒物积累量远超预期，反应堆功率处于测试计划值的5%。运作值长和操作员要求放弃测试直接停堆，但现场总工要求继续测试，命令运行值关闭了紧急停堆系统，并手动提出了大量控制棒，然而功率仍无法提升至计划值。随后，其他前置测试如期展开，额外的冷却水泵启动，使得冷却剂平均温度升高，接近泡核沸腾点，并进一步限制功率升高。操作人员便关闭了两个冷却循环泵，并又提出了一些控制棒。此时反应堆变得不稳定，并且由关闭了紧急自动停堆系统，反应堆处在危险的状态。
等到功率提升至计划值后，开始测试，主蒸汽隔离阀关闭，汽轮机转速开始下降，而柴油发电机正在暖机，使得循环冷却泵转速不足，堆芯冷却不足，温度迅速上升，冷却剂部分蒸发。4号堆有一个为正的数值较高的空泡系数，会令堆芯的蒸汽含汽率越高，堆功率越高，这导致堆芯功率开始局部正反馈升高。操作人员发现了反应堆温度不正常升高，手动插入全部被提出的控制棒。但该型号堆的控制棒尖端是一块石墨，原本的用意是在将控制棒提出时，这块石墨能够空间上连续地慢化中子，提高功率，但此时插入时反而进一步提高了局部功率。在控制棒下落7秒后，由于石墨尖端的作用，局部功率过高，部分燃料组件融化变形，令三分之二的控制棒无法落下，且石墨尖端继续慢化中子，令反应堆功率在4秒内提升到额定功率的10倍，最终熔毁了大部分燃料，并产生大量蒸汽，导致蒸汽爆炸，掀飞近2000吨的压力容器顶盖。由于该型号反应堆没有设计安全壳，堆芯熔融物直接暴露在空气中，并丧失了冷却，令其功率再度提升。2～3秒后再度爆炸，堆芯被炸散，大量放射性污染物散步到大气中，同时引燃了附近厂房的沥青，大火燃烧了5个小时才被扑灭。
事故分析：该事故被国际原子能协会评委7级核事故。操作人员违规关闭了反应堆紧急停堆系统，又逆反应堆死机强行提升功率，加上反应堆设计上的缺陷，最终导致了灾难性后果，释放了大量放射性污染物，影响至今仍未完全消除。
2011日本福岛核事故
这件事故导致了大量放射性污染物泄漏，影响至今。
事故过程：福岛核电厂有6座反应堆，1、2、3号机正在运行，4、5、6号机正在停堆待检。当侦测到地震时，前三个堆都自动停堆，因地震影响电厂失去了所有厂外电，所有余热排出系统依靠柴油发电机运行。但数十分钟后的海啸冲毁了所有发电设备，令反应堆失去全部冷却。因地震导致的混乱，外部供电迟迟无法接通，其他厂用发电机又因交通混乱无法运抵，导致1、2、3号堆堆芯全部熔毁，据猜测可能有部分熔融物已蚀穿安全壳地坑，深入土壤层。同时，因燃料包壳的锆合金在高温时会与水反应产生氢气，在地震后的数日内，至少有三个反应堆出现氢气爆炸。东京电力最终按政府要求，直接抽取海水冷却反应堆，导致大量放射性污染物流入海水。直至目前，因厂区存在强大的放射性，东京电力仍无法检查反应堆熔毁程度，影响至今无法消除。
事故分析：该事故被国际原子能机构评为7级核事故。因应对全厂停电的柴油发电机没有按照冗余、高可靠性的原则配置，导致海啸冲毁了所有备用发电设备，使反应堆余热排除系统无法运行，最终熔毁了至少三座反应堆。又因东京电力采用海水直接循环冷却，导致放射性污染物大量泄漏至海洋，影响至今无法消除。
杂谈
1.如何避免上述事故再次发生？
经多年研判和反馈，核电行业认为导致事故的主要原因是人的不当操作和安全意识不足，对此必须设置具体的、可行的核安全文化理念，从人的行为、观念上减少异常事件发生的可能性。与此同时，除为反应堆配置冗余安全设施外，又加入了非能动安全设施的概念。非能动安全设施是一系列不依靠外部功能，仅依照重力、弹力、压差、密度差、温差等不会失效的、普遍成立的原理进行动作的安全保护设施，可以最大程度避免因外部能源失效时导致的安全设备无法投入运行的问题。
2.有人说可以用氢弹消耗掉福岛核电厂的剩余燃料，是否可行？
不可行。其一，尽管氢弹的瞬时功率很高，能够产生大量中子，但氢弹本身的装药量至多几百千克，而一座电功率1000MW的反应堆，其装载的核燃料有数百吨，几颗氢弹提供的中子无法耗尽剩余燃料。其二，核反应堆对人和环境的主要危害是裂变产物的放射性，如果为核燃料提供大量中子，会产生更多的放射性物质，还有将放射性污染物炸散，吹向全球大气层的危险，与保护公众不受核辐射危害的目的南辕北辙。因此，利用氢弹消耗或闭锁核反应堆的手段不可行。
最近福岛核电站的问题又讨论起来了，正好谈谈核电是怎么回事。
基本原理：
一些原子序数比较高的同位素，也叫重核，比如第92号元素的235U同位素，能吸收处于某个速度范围的中子，随机分裂成若干序数较低的原子核，并能放出2个以上的高速中子。我们知道原子核是有比结合能的，重核的序数要比铁原子核高，于是上面那个过程就会释放出可观的能量，称作裂变。如果把易裂变、可裂变核素浓缩到一定程度，那么一次裂变后释放出的中子就有机会触发下一次裂变，并且中子的数目会按指数关系递增，能量就不受控地释放了，这就是裂变原子弹的原理。
在发电领域，不能让中子不受控地触发裂变，要用一些吸收中子能力比裂变核素大，并且吸收中子后不释放太多能量的物质控制中子的数目，这种物质被称为毒物。在核反应堆里，会有银铟镉合金、硼酸硼砂等物质作为毒物，这样就能让中子维持在一次裂变只放出一个中子去下一次列表，也就是单位时间内发生的裂变次数是固定的，这种状态是临界状态。反应堆维持在临界状态后，它也就可以稳定地释放能量，核电厂的很多设备都是为了维持这个状态。
前面说了重核可以吸收在一定速度范围的中子，这里面有一个反应截面的概念，它描述的是原子核和某个速度的种子产生反应的概率。对于核素235U，对中子发生裂变反应截面最大的速度是出于环境温度范围。我们知道温度其实就是粒子平均平动动能的等价概念，而刚刚裂变产生的中子速度很高，很难和浓缩程度比较低的反应堆核燃料反应，那就必须用某种手段手段让中子慢下来。一般情况下，水、石墨、重水等等可以让中子慢化，于是它们作为慢化剂配置在反应堆里。
反应堆的核燃料其实就是混合在陶瓷等载体上的可裂变核素化合物，经中子点火后利用慢化剂维持裂变，利用中子毒物控制临界程度，再用合适的工质把裂变释放的能量传递出去，这就是核发电的基本模型。
原子核裂变后，释放的能量主要是裂变产生的若干小原子核的动能，这些裂变释放的小原子核被称为裂变碎片，一般都有很强的放射性，而且相当一部分不能继续裂变，也就是无法采用简单的物理手段处理。核燃料裂变反应次数越多，留存的放射性产物就越多。还没有反应过的燃料本身是分安全，放射性很弱，徒手拾取是没问题的。但反应到一定程度的燃料放射性十分强，极度危险，因此需要专人操作，专门保存。
发电反应堆目前在世界上类型占比最多的是高压水冷却堆，简称压水堆。这用反应堆把燃料做成棒束结构，安装在一个压力容器里，利用压力14～15MPa的水作为冷却燃料的冷却工质。热量的传递是靠一个类似高压锅的蒸汽发生器承担的，这个设备是一个高压换热器，它把直接冷却有放射性的燃料的水与用来给汽轮机供汽的水隔开，并交换热量。这样就分出两条回路，一回路是带放射性的冷却回路，二回路是提供蒸汽的动力回路。此外还有为全厂需要冷却的设备提供热阱的三回路，循环冷却回路。
压水堆的核反应生成的放射性核素中，有几种属于中子毒物的产物。这些产物会给反应堆带来一个特点，即反应堆具备“死机时间”。以氙毒物为例，这种产物随裂变而产生，半衰期较短，可以吸收中子。当反应堆停堆(或功率大幅下降)后，没有足够的中子用于吸收，则氙毒物积累的速度会在开始的一段时间内超过其衰变的速度而积累起来，达到一定程度时，不论怎样提供中子，反应堆都无法达到临界，表现为反应堆“死机”。此时只能等毒物衰变后，毒性下降到可以临界时，才能重新启动反应堆。
控制反应堆功率的办法，除了调整反应堆功率负荷外，主要依靠中子毒物。其一是控制棒。这种设备是一束束银铟镉合金或Hf合金棒，它们能连续吸收中子而不丧失毒性，能够快速调整中子通量率，进而调整堆功率。但控制棒会引起堆功率空间畸变，可能导致局部超功率；其二是可溶毒物，例如硼酸溶液，它分布在冷却剂系统中，能比较均匀地控制中子通量率，缺点是反馈较慢，并且一旦浓度过高，可能导致反应堆温度越高，功率反而越大的问题；其三是可燃毒物，如硼玻璃，这种毒物一般是在新落成的反应堆使用，和燃料棒束混搭在一起，并且只能吸收一次中子，能同样能平衡反应堆功率空间分布。
压水堆需要防止放射性产物外泄，除了防止反应堆超临界外，要设置多重屏障阻挡放射性泄漏。第一重是燃料包壳，它是包覆在燃料棒外部的合金，以锆合金最常见；第二重是压力容器，它是装载堆芯的设备，能承受高压工质；第三重是安全壳，也称围阻体，一般是钢衬结合大厚度混凝土，在前两道屏障失效后，作为最后一道防线阻挡放射性物质。
核燃料不同于煤炭，在反应堆停堆后，仍会释放热量，其剩余功率可达额定功率的6%。这是因为有一部分裂变中子是缓发的，并且裂变碎片本身的衰变也会释放热量。因此停堆后也必须持续冷却反应堆，否则可能烧毁反应堆堆芯。这个过程称为余热排出。
几个典型事故：
1979年美国三哩岛核事故
这件事故直接后果是堆芯熔毁，但安全壳阻挡了放射性物质。
事故过程：二号反应堆一回路主泵停转，汽轮机停转，这时应该启动辅助给水冷却堆芯，但上次检修是辅助给水隔离阀被关闭而忘记打开，给水无法进入堆芯，此时堆芯开始升温升压，触发泄压阀。但泄压阀又出现无法自行关闭的问题，令堆芯压力降低到正常值以下，一段时间后触发紧急高压水注射系统，向堆芯紧急供水。但随后操作人员没有发现泄压阀无法关闭，停止了紧急高压注水，冷却水大量排出压力容器。堆芯上部失去冷却，温度超过2760摄氏度，产生蒸汽。随后操作人员恢复了高压注水，260摄氏度左右的冷却水接触十倍温度的燃料组件后，燃料因热胀冷缩，破损程度超过90%，近一半燃料熔毁，放射性物质流入安全壳空间。
事件分析：该事件被国际原子能协会评为5级核事件，认为事故发生的主要原因是人员安全文化意识不足。
1986年苏联切尔诺贝利核事故
这个事故产生大量放射性物质泄漏，影响至今。
事故过程：因电厂的应急柴油发电机需要75秒左右的暖机时间，而柴油发电机是在全厂失去厂外电时，为余热排出泵提供动力的关键设备。为缩短断电等待期，电厂决定测试停机时汽轮机惰转怠速发电时间是否能弥补柴油电机暖机时间。该测试在4号堆展开，需要逐步降低反应堆功率，但实际操作时降功率速度过快，导致氙毒物积累量远超预期，反应堆功率处于测试计划值的5%。运作值长和操作员要求放弃测试直接停堆，但现场总工要求继续测试，命令运行值关闭了紧急停堆系统，并手动提出了大量控制棒，然而功率仍无法提升至计划值。随后，其他前置测试如期展开，额外的冷却水泵启动，使得冷却剂平均温度升高，接近泡核沸腾点，并进一步限制功率升高。操作人员便关闭了两个冷却循环泵，并又提出了一些控制棒。此时反应堆变得不稳定，并且由关闭了紧急自动停堆系统，反应堆处在危险的状态。
等到功率提升至计划值后，开始测试，主蒸汽隔离阀关闭，汽轮机转速开始下降，而柴油发电机正在暖机，使得循环冷却泵转速不足，堆芯冷却不足，温度迅速上升，冷却剂部分蒸发。4号堆有一个为正的数值较高的空泡系数，会令堆芯的蒸汽含汽率越高，堆功率越高，这导致堆芯功率开始局部正反馈升高。操作人员发现了反应堆温度不正常升高，手动插入全部被提出的控制棒。但该型号堆的控制棒尖端是一块石墨，原本的用意是在将控制棒提出时，这块石墨能够空间上连续地慢化中子，提高功率，但此时插入时反而进一步提高了局部功率。在控制棒下落7秒后，由于石墨尖端的作用，局部功率过高，部分燃料组件融化变形，令三分之二的控制棒无法落下，且石墨尖端继续慢化中子，令反应堆功率在4秒内提升到额定功率的10倍，最终熔毁了大部分燃料，并产生大量蒸汽，导致蒸汽爆炸，掀飞近2000吨的压力容器顶盖。由于该型号反应堆没有设计安全壳，堆芯熔融物直接暴露在空气中，并丧失了冷却，令其功率再度提升。2～3秒后再度爆炸，堆芯被炸散，大量放射性污染物散步到大气中，同时引燃了附近厂房的沥青，大火燃烧了5个小时才被扑灭。
事故分析：该事故被国际原子能协会评委7级核事故。操作人员违规关闭了反应堆紧急停堆系统，又逆反应堆死机强行提升功率，加上反应堆设计上的缺陷，最终导致了灾难性后果，释放了大量放射性污染物，影响至今仍未完全消除。
2011日本福岛核事故
这件事故导致了大量放射性污染物泄漏，影响至今。
事故过程：福岛核电厂有6座反应堆，1、2、3号机正在运行，4、5、6号机正在停堆待检。当侦测到地震时，前三个堆都自动停堆，因地震影响电厂失去了所有厂外电，所有余热排出系统依靠柴油发电机运行。但数十分钟后的海啸冲毁了所有发电设备，令反应堆失去全部冷却。因地震导致的混乱，外部供电迟迟无法接通，其他厂用发电机又因交通混乱无法运抵，导致1、2、3号堆堆芯全部熔毁，据猜测可能有部分熔融物已蚀穿安全壳地坑，深入土壤层。同时，因燃料包壳的锆合金在高温时会与水反应产生氢气，在地震后的数日内，至少有三个反应堆出现氢气爆炸。东京电力最终按政府要求，直接抽取海水冷却反应堆，导致大量放射性污染物流入海水。直至目前，因厂区存在强大的放射性，东京电力仍无法检查反应堆熔毁程度，影响至今无法消除。
事故分析：该事故被国际原子能机构评为7级核事故。因应对全厂停电的柴油发电机没有按照冗余、高可靠性的原则配置，导致海啸冲毁了所有备用发电设备，使反应堆余热排除系统无法运行，最终熔毁了至少三座反应堆。又因东京电力采用海水直接循环冷却，导致放射性污染物大量泄漏至海洋，影响至今无法消除。
杂谈
1.如何避免上述事故再次发生？
经多年研判和反馈，核电行业认为导致事故的主要原因是人的不当操作和安全意识不足，对此必须设置具体的、可行的核安全文化理念，从人的行为、观念上减少异常事件发生的可能性。与此同时，除为反应堆配置冗余安全设施外，又加入了非能动安全设施的概念。非能动安全设施是一系列不依靠外部功能，仅依照重力、弹力、压差、密度差、温差等不会失效的、普遍成立的原理进行动作的安全保护设施，可以最大程度避免因外部能源失效时导致的安全设备无法投入运行的问题。
2.有人说可以用氢弹消耗掉福岛核电厂的剩余燃料，是否可行？
不可行。其一，尽管氢弹的瞬时功率很高，能够产生大量中子，但氢弹本身的装药量至多几百千克，而一座电功率1000MW的反应堆，其装载的核燃料有数百吨，几颗氢弹提供的中子无法耗尽剩余燃料。其二，核反应堆对人和环境的主要危害是裂变产物的放射性，如果为核燃料提供大量中子，会产生更多的放射性物质，还有将放射性污染物炸散，吹向全球大气层的危险，与保护公众不受核辐射危害的目的南辕北辙。因此，利用氢弹消耗或闭锁核反应堆的手段不可行。