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核史丨固若金汤的核电厂是怎样炼成的

        发布时间:2018-08-23 16:04        编辑:北极电力网
没有安全壳的核电厂

在2009年最后一天的晚上,当立陶宛东北部的伊格纳利纳(Ignalina)核电厂2号机组由1320MW慢速降功率,直至进入停堆状态时,标志着这座波罗的海地区唯一的核电厂正式全面关停。作为曾经的世界上核电占全国发电比例最高的国家,立陶宛从此成为无核电国家,一下子由能源出口国变成了进口国。

伊格纳利纳核电厂在上世纪80年代由苏联专家设计建造而成,与1986年发生严重事故的切尔诺贝利核电厂反应堆“师出同门”,而且是单机功率最大的一个。实际上,核电厂的关停是一个政治决定,是立陶宛履行加入欧盟时做出的承诺,1号机组早在2004年已经关闭。

跟伊格纳利纳核电厂同样遭遇的,还有保加利亚的科兹洛杜伊(Kozloduy)核电厂的4台机组和斯洛伐克的博胡尼斯(Bohunice)核电厂的2台机组。欧盟认为这些反应堆的继续运行是不安全的,作为加入欧盟的交换条件之一,保加利亚和斯洛伐克分别在2002年-2008年间关闭了反应堆。

话说曾经的社会主义阵营“老大哥”苏联,自1960年代起,在核电厂反应堆的设计上主要进行了两个方向的探索:一是在军用钚生产性反应堆基础上,开发了轻水冷却、石墨慢化的高功率管道型反应堆,即RBMK型反应堆,如切尔诺贝利核电厂和伊格纳利纳核电厂的反应堆;一是在核潜艇反应堆基础上,开发了水-水高能反应堆,即VVER型反应堆,同属于广为人知的压水堆范畴。

最早得到批量化建造的VVER-440/V-230反应堆(440代表电功率440MW),如保加利亚和斯洛伐克关闭的核电机组,虽然安全裕度较大,建有包容放射性物质功能的反应堆厂房,但没有西方安全标准意义上的承压安全壳,也没有设置应急堆芯冷却系统。随后的VVER-440/V-213反应堆,如芬兰洛维萨(Loviisan)核电厂,才逐步建造有安全壳和应急堆芯冷却系统。1990年代开发的VVER-1000反应堆,如我国的田湾核电厂,则采用了双层安全壳结构,并把乏燃料水池也布置在安全壳内。

1986年切尔诺贝利核事故发生后,西方社会随即公开指责苏联和东欧的RBMK和VVER/V-230反应堆存在很大的安全隐患。在欧盟的《2000年议程》中指出,对第一代的RBMK和VVER型反应堆进行安全改造,使之达到国际上可接受的安全标准,在经济上很不划算,因此要求那些希望加入欧盟的东欧国家,必须以彻底关停这些类型的反应堆为前提条件。

事实上,西方社会对苏联式反应堆安全性的疑虑,早就存在。在1964年的第三届和平利用原子能国际大会期间,当美国代表团看到苏联展示的一个反应堆模型时,对其安全壳的设计十分惊讶:只是在反应堆压力容器的周围罩了一个很小的安全壳,而且位于一个办公建筑里面。在场的苏联专家信心满满地解释,在他们的认识里,冷却剂主管道破裂极不可能发生,所以没有必要把主管道、蒸汽发生器和稳压器等设备罩起来而浪费钱。

同时期美国核电厂的设计中,则要求将整个一回路冷却系统都布置在安全壳里,并假设在发生冷却剂主管道破裂情况下,安全壳能抵御事故产生的峰值压力,并将放射性物质向环境释放引起的公众剂量限制在规定限值以内。

那么,这种后来几乎成了全世界轻水堆核电厂安全壳设计的标准要求,又是如何发展而来的呢?

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关键的实体屏障

如《核电厂选址的故事》所言,进入1950年代后,美国在大力推广民用核能过程中遇到的第一个棘手问题,便是核电厂的选址问题。他们意识到,为保护公众安全与健康目的而确定的远距离选址政策,在大部分情况下是不现实的。正所谓“距离防护不够,依靠包容来弥补”,一种利用安全壳的工程安全措施设计理念便应运而生,有效地解决了核电厂距离电力负荷中心较近的难题,并在后来成为纵深防御安全策略中的一道关键实体屏障。

安全壳,是一种包裹反应堆及其冷却系统的气密壳体。概括起来,它所承担的安全功能,主要包括三项:一是作为放射性物质与环境之间的最后一道实体屏障,在发生事故情况下控制和限制放射性物质向环境的释放;二是作为一种非能动安全设施,考虑并防护地震、洪水、龙卷风、飞机撞击等外部事件对反应堆的影响;三是作为一种辐射防护屏障,保护工作人员在反应堆正常运行或事故情况下免遭过量辐射照射伤害。

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