核安全“加減法”

陳肇博

核電站設有三道屏障，防止放射性物質外泄。第一道是核燃料棒的鋯合金密封包殼；第二道是厚度達20公分的不銹鋼壓力容器，所有核燃料均密封在這個壓力容器內；第三道屏障就是反應堆廠房，厚約1米多、直徑和高度30～50米的圓柱形鋼筋混凝土安全殼，其內表面敷有厚6毫米的鋼襯里，在核電站運行時是密封狀態。還有一系列核安全系統保護這三道屏障不被破壞，放射性物質不會泄漏到外部環境中。

美國三哩島核事故是第一、二道屏障都被破壞了，幸運的是第三道未被破壞，大量放射性物質被密封在安全殼內，沒有造成環境污染和人員超輻照事故。蘇聯切爾諾貝利核電站則根本沒有設計安全殼，只有一個普通的封閉廠房，在發生核事故后產生的氫氣爆炸時，廠房頂部被炸開，大量放射性物質沖到大氣并隨風飄落到很遠的地方。日本福島核事故，則是雖有安全殼但容積過小且抗壓能力不夠，第一、二道屏障被破壞后，逐步聚積的氫氣發生爆炸，安全殼被炸開，放射性物質也排到大氣，用于緊急冷卻反應堆的海水遭到污染后大量排放到海里，造成鄰近海水核污染。

反應堆設有控制棒，由能夠大量吸收中子的特殊材料制成，在需要停止核裂變反應時，控制棒靠重力快速下插到核燃料組件中間，吸收掉大量中子，鏈式核反應中止，反應堆自動停堆。這時核反應堆內雖然停止了U235的鏈式核裂變，停止釋放大量的裂變能，但是之前核裂變產生的碎片，即不同原子量的多種元素的不穩定同位素，仍在繼續發生核衰變，并伴隨著產生衰變熱。這種衰變熱的能量在停堆后幾小時內高達反應堆熱功率的5%，即100萬千瓦電功率的反應堆余熱達到熱功率15萬千瓦，三天后仍達11萬千瓦，并在數十天內才逐步趨零。必須在停堆后繼續有冷卻劑循環將余熱帶出，否則衰變熱逐步累積，堆芯溫度不斷升高，直到堆芯的核燃料熔化。這種溫度高達3000攝氏度以上的熔融體還可能會熔穿壓力容器。理論上，這種熔融體甚至可以熔穿鋼筋混凝土底板而進入巖石層流到核電站以外，但迄今沒有發生這種情況。

所以，確保核安全的重要條件就是即使停堆后也不能中斷對反應堆的冷卻。而冷卻反應堆就需要有流動的冷卻劑（通常是水）以保持堆芯不熔化，或熔化后的熔融物仍滯留在壓力容器內而不熔穿壓力容器。冷卻劑的循環滾動需要電源。但全場突然失去外部電源，而自備的應急柴油發電機又由于某種原因，不能啟動，則會中斷對反應堆的冷卻。另外一個重要的情況就是萬一發生冷卻劑管道破裂（即LOCA），不僅反應堆得不到冷卻，而且高溫高壓的水沖出管道變為水蒸氣，使安全殼內快速升溫升壓，也可使第三道屏障的密封被破壞，造成放射性大量外泄。

為應對這些極端情況，有兩種思路。

一種是在基本保持原有二代核電的基本結構和原有安全系統的基礎上，增多原有安全系統的數量和增加新類型的安全系統。如過去的單層安全殼，現改為增厚增強的雙層安全殼，應急柴油發電機系統、安注系統和噴淋系統等安全系統由兩套增加到四套，一旦發生核事故，至少有一套會啟動。增加堆芯熔融物捕集器，防止堆芯熔融物穿透安全殼底板，增加消氫裝置，防止氫爆炸等。其特點是增加安全設施，所以被稱為“加法”。這不僅使核電站變得十分復雜和龐大，同時也導致單位造價提高和發電成本增加。為了保持其經濟性和競爭力，通常采用增加機組容量，從百萬千瓦增加到160萬～170萬千瓦，并同時改進核燃料，以降低單位造價和發電成本。但這又需要重新設計主要設備。其安全系統仍然依賴外部電源和自備電源（應急柴油發電系統）。而福島核事故的一個重要原因就是失去了外部電源，而應急柴油發電機和柴油庫又被海嘯沖垮，使安全系統失去能源而無法工作。

另一種思路是在基本保持一回路系統的基礎上，徹底改變安全系統，開發出“非能動”安全系統，不依賴外部或自備的交流電，而是利用重力、蒸發、冷凝、對流等自然動力，設計出一整套“非能動”安全系統，包括非能動堆芯冷卻系統、非能動熔融物滯留于安全殼內（IVR）系統、非能動安全殼冷卻系統等，主要利用高位水箱的勢能推動冷卻劑循環，并利用爆破閥代替電動閥門，在事故情況下打開閥門，從而大幅度減少了核級閥門、泵和電纜數量，并大大減少了核級抗震建筑物面積，因此被稱為“減法”。設備越少，發生故障的機率就越小。另外采用模塊化建造方式，可以大大縮短建造工期。另外，非能動安全系統在發生事故的情況下允許操縱員不干預的時間為72小時，而能動安全系統只有30分鐘。