认识核电站|带你完全认识核电站

　　核电站(nuclear power plant)是利用核分裂(nuclear fission)或核融合(nuclear fusion)反应所释放的能量产生电能的发电厂。大亚湾核电站是中国大陆第一座商用核电站。
　　
　　一、核反应堆原理
　　
　　半个多世纪前，科学家们发现，用中子轰击铀原子核，会发生核裂变反应，出现质量亏损并释放出巨大的能量。根据爱因斯坦的相对论原理，物体的质量是其所包含能量的直接量度，原子核裂变反应所释放的能量为常规燃料的几百万倍。
　　第二次世界大战期间，核能最早被用来制造原子弹，显示出了它的巨大杀伤力。但是，核能对人类文明进步的巨大意义不是战争，而是解决人类日益紧迫的能源问题。如果把木炭、硝和硫磺混和，让它在瞬间发生氧化反应，就成了具有杀伤力的火药。把木炭放在火炉中缓慢燃烧，就成为人们日常生活使用的能量来源。同样，为了把核能作为生活的能源，必须解决如何控制核反应速率的问题。
　　原子弹采用浓缩度达百分之九十的金属铀，一定数量的金属铀瞬间集合在一起就发生核爆炸。为了让核燃料像普通火炉那样缓和地发生反应，并向外界供应能量，人们设计和建造了核反应堆，对核反应进行人为的控制。核电站中的锅炉，就是利用核反应堆提供的能量。
　　在核反应堆里，不是采用有危险性的高浓缩铀，而是浓缩度只有百分之三甚至更低的铀。这些铀不是金属状态，而是氧化物或碳化物状态，从源头上防止了发生核爆炸的可能。为了使核反应按照人要求的速率可控制地进行，在反应堆的核燃料元件中间插入许多吸收中子的控制棒。通过调整控制棒的位置控制中子的数量，就可以控制核电站的功率大小。
　　为了利用核反应产生的能量，采用水、氦气或液态钠这类冷却剂对核燃料棒进行冷却。被加热的冷却剂从核反应堆流出，进入蒸汽发生器中将热量传递给汽轮机回路的水，把这些水加热成蒸汽推动汽轮发电机组发出电能。除了沸水反应堆核电站，汽轮机的蒸汽是没有放射性的，不会造成环境污染。
　　
　　二、核电站结构
　　　一般来说，核电站的反应堆本体由堆芯、堆内构件、反应堆压力容器及控制棒系统组成。堆芯是实现可控制核裂变反应的区域，主要由核燃料组件、慢化剂、冷却剂、控制棒组件及中子源等组成。多数核电站的核燃料制成氧化物芯块装在金属包壳中，采用锆合金为包壳材料。除了快中子反应堆，核电站采用慢中子维持核反应，以提高中子引发裂变的几率，因此堆芯中还有使中子减速的慢化剂。堆芯的冷却剂将燃料棒冷却，并把热量从堆芯中载出。控制棒由吸收中子的铪、硼、镉等材料制成。
　　目前，世界上核电站常用的反应堆有压水堆(用加压普通水冷却和慢化)、重水堆(用重水冷却和慢化)、沸水堆(水在反应堆内加热成蒸汽后流出)、高温气冷反应堆(用氦气做冷却剂，石墨做慢化剂)和钠冷快中子反应堆(用液态钠做冷却剂，不用慢化剂)。
　　为了发出电力，除了沸水堆核电站，在反应堆冷却回路(一回路)之外，一般还有单独的水、汽回路(二回路)及其他各种辅助回路。快中子堆核电站在一回路和水汽回路之间还有中间钠回路，以防止放射性钠跟水发生反应。
　　二回路的高压蒸汽，推动汽轮发电机组发电。它的冷凝水由海水或冷却塔的冷水进行冷却，因此核电站的放射性水与外界是隔绝的，不会对环境造成污染。
　　
　　三、核电站安全
　　
　　为了防止核电站发生事故，在反应堆的设计中对可能发生的事故都作了详尽的分析并设置有相应的安全措施。对于目前世界上采用最多的压水堆核电站(我国的核电站基本上都采用这种堆型)，主要采取以下措施和设备保证安全：
　　(一)控制反应堆的反应速率，在发生事故时能够紧急停堆。这类措施包括精心设计的控制棒系统，注射吸收中子的含硼水。在核设计上采用负的温度系数，即反应堆温度升高时反应速率会自动减小。
　　(二)采用多回路冷却系统，保证反应堆有足够的传热能力。同时，配备多套的向反应堆注水系统，使反应堆在各种事故中仍然保持有一定的传热能力。
　　(三)采用多种办法防止事故扩大，防止放射性物质向外扩散。为此在核电站中设置了三道防护屏障：
　　1.核燃料包壳，防止二氧化铀和水接触将裂变产物释放到一回路水中。
　　2.反应堆压力壳和一回路管道，把放射性的水限制在压力边界内。设计压力壳所采用的安全系数，是各类压力容器中最高的。
　　3.厂房安全壳，是内层带钢壳的预应力混凝土结构。壳的外面可承受飞机撞击，内部可以承受堆芯的水全部蒸发成蒸汽所产生的压力。安全壳的强度，应保证在核事故和所在地的最大可能地震同时发生时，能够把产生的放射性物质封闭起来。
　　(四)为了把发生事故的几率减到最小，凡是与核安全相关的重要设备、电源、动力机械(如泵)都采用两套或三套，或采用多套设备并行的方式。
　　除了上述正常运行工况下采用的措施外，核电站的设计还考虑了因为设备失灵、操作失误及其他外来原因导致事故发生的可能，并采取了相应的措施。在设计中考虑了四种可能偏离正常工况的情形：
　　(一)正常运行或起动和停闭时经常发生的情况。
　　(二)反应堆的使用寿命内可能发生的故障(误把控制棒抽出、交流电丧失、部分冷却流量丧失、冷凝器冷却水丧失等)。在这种情况下，上述保护系统和三道屏障都不会损坏。
　　(三)任何特定的核电站寿命内不会发生，但在整个核工业30―40年内可能发生的不正常情况。这类事故中可能少量燃料棒包壳损坏，但压力壳和安全壳不受影响，放射性产物绝大部分被局限在安全壳内，对环境不会造成大影响。
　　(四)极限事故，就是几率非常小的假设事故，为此设计了应急堆芯冷却系统和安全壳内的喷淋系统。
　　应当说明的是，在核反应堆中辐照过的核燃料(乏燃料)从堆芯卸出后，由于含有大量的核裂变产物而具有很强的放射性，还会继续产生热量。因此，乏燃料必须贮存在有循环冷却水系统的贮存池里，否则乏燃料会由于自身发热不断升温，最终导致烧毁熔化使核事故后果增大。
　　由于核电站采用低浓缩的氧化铀，从源头上避免了核爆炸的可能性，核电站严重事故时发生的爆炸，一般为高温化学反应产生的氢气与氧气作用发生的化学爆炸，或蒸汽爆炸，跟原子弹爆炸不一样。
　　
　　四、核电站事故
　　
　　核事故分为七级，最低级别为l级核事故，最高级别为7级核事故。七个核事故等级又被划分为两个不同的阶段。最低影响的三个等级被称为核事件，最高的四个等级被称为核事故。
　　第7级核事故标准：大量核污染泄露到工厂以外，造成巨大健康和环境影响。这一级别到目前为止仅有一例，即1986年切尔诺贝利核事故。(编者注：2011年4月12日，日本原子能安全与保安院将福岛第一核电站的核泄漏等级由5级提高到了7级。)
　　第6级核事故标准：一部分核污染泄漏到工厂 外，需要立即采取措施来挽救各种损失。这一级别历史上仅有一例，为1957年前苏联Kyshtym核事故。
　　第5级核事故标准：有限的核污染泄漏到工厂外，需要采取一定措施来挽救损失。1979年美国三里岛核事故属于这个级别。
　　第4级核事故标准：非常有限但明显高于正常标准的核物质被散发到工厂外，或者反应堆严重受损，或者工厂内部人员遭受严重辐射。
　　第3级核事件标准：很小的内部事件，外部放射剂量在允许的范围之内，或者严重的内部核污染影响至少一名工作人员。
　　第2级核事件标准：这一级别对外部没有影响，但是内部可能有核物质污染扩散，或者直接过量辐射了员工，或者操作严重违反安全规则。
　　第1级核事件标准：这一级别对外部没有任何影响，仅为内部操作违反安全准则。
　　
　　五、核事故防护
　　
　　为了保证公众安全，国家对核事故有应急响应计划和应急组织。因此，在出现核事故时人们首先要避免恐慌，及时收听广播或收看电视，按照政府的指示行动。在可能有放射l生污染存在的情况下待在室内，关闭门窗及通风系统，以减少烟羽(沉降灰)中放射性物质的吸入和外照射，减少来自放射性沉积物的外照射。
　　事故早期(突发事件后的1～2天内)，对人员可以采用的防护措施有：隐蔽、呼吸道防护、服用稳定性碘、撤离、控制进出口通路等。呼吸道防护是用干或湿毛巾捂住鼻子，可防止或减少吸入放射性核素。服用稳定性碘，能防止或减少烟羽中放射性碘进入体内在甲状腺中沉积。
　　在事故中期阶段，已有相当大量的放射性物质沉积于地面。此时，个人除了可考虑中止呼吸道防护外，其他的早期防护措施可继续采取。为避免长时间停留而受到过高的累积剂量，主管部门可采取有计划地将人群由污染区向外搬迁，还应该考虑限制当地生产或贮存的食品和饮用水的销售和消费。根据这个时期对人员照射途径的特点，可采取的防护措施还有：畜牧业使用储存饲料，对人员体表去污，对伤病员救治等。
　　在事故晚期(恢复期)面临的问题是：是否和何时可以恢复社会正常生活，是否需要进一步采取防护措施。这时主要照射途径为，污染食品的食入和再悬浮物质的吸入引起内照射。因此，可采取的防护措施，包括控制进出口通路、避迁、控制食品和水，使用储存饲料和地区去污等。
　　核辐射会使分子发生电离，它对人体的危害主要是使人体细胞分子电离。如果它使细胞的染色体或遗传信息发生变异，就会导致遗传效应和癌症。
　　辐射对人体的影响，国际上通用希沃特(siev―ert)(有的地区译为“西弗”)来表示。1希沃特为1千克人体吸收1焦耳辐射能。由于这个单位较大，通常更多采用毫希(千分之一)或微希(百万分之一)。在我国某些天然放射性高的地区，每年的吸收总量可达3，7毫希，住砖房可达0.75毫希，一天一包烟为0.5―1毫希，每年摄人的水、粮食、蔬菜和空气为0.25毫希，胸透一次为0.02毫希，坐飞机从北京至欧洲往返一次为0.04毫希，我们每年日常生活所受的辐射剂量大约是2.5毫希。一次小于100毫希的辐射对人体无影响，只有大于250毫希我们才会发现它的影响。