探秘高温气冷堆:怎样做到固有安全

瞿 剑

2016年07月14日08:46  来源:科技日报
 
原标题:探秘高温气冷堆:怎样做到固有安全

  本报记者 瞿 剑

  迄今为止,核电代际划分的主导因素,毫无疑问是安全性。第三代核电及其之前,通常都以“10的负N次方”这样的事故概率来表达其安全指标;到了“具有第四代核电特征”的高温气冷堆,才首次具备了“固有安全性”这样令人印象深刻的身份标签。

  这一史上未有的核电安全标签是怎么回事?又如何做到?记者日前参加由中国核工业建设集团公司(以下简称中国核建集团)组织的由7位两院院士随行的高温气冷堆“院士专家行”活动,走访了位于山东荣城石岛湾的200兆瓦高温气冷堆核电示范工程,一探新一代核电的奥秘。

  “没有最安全,只有更安全”

  中国核建集团介绍,从被称为原型堆的第一代核电,发展到具有系统安全设计标准并实现了商业化、批量化的第二代或“二代+”(即二代改进型)核电,再到在二代基础上总结提高的第三代核电,其间最重要的逻辑关联,就是安全性的递进;在安全可靠前提下,兼顾效率和经济性。也就是说,“没有最安全,只有更安全”。

  事实上,没有最安全,只有更安全,在核电业界不仅是常识性的理念,更是数十年一以贯之的实践。

  为确保核电站安全,世界所有发展核电的国家都制定了各自的安全标准和规定,它涵盖了核电站选址、设计、建设和设备制造、运行直至退役的全方位和全寿命周期。其中,美国核管制委员会(NRC)1982年4月提出的核电站安全标准,以概率作出定量表示,具有代表性,并为各国仿效。

  大规模放射性释放概率,跟陨石砸中脑袋差不多

  专家解释,跟公众所理解的泛化“安全”概念不同,从专业角度,绝对的、100%的安全是不存在的。所以,安全指标通常用事故概率来表示,也就是人们常说的“安全是利益和代价的平衡”。

  具体到核电站,安全控制千头万绪,但总有需优先考虑的环节。国家科技重大专项高温气冷堆总设计师、清华大学核研院院长张作义把“核能安全的关键问题”准确归结为:防止功率失控增长、载出剩余发热、放射性物质的包容。国家科技重大专项大型先进压水堆“核电关键设计软件自主化技术研究”首席科学家杨燕华则简化为两点:厂房内,事故条件下反应堆堆芯熔化的可能性;厂房外,大规模放射性释放的可能性。

  对应美国核管会要求,概言之,二代核电设计标准为,反应堆堆芯熔化事故概率小于10的负4次方/堆·年,大规模放射性释放概率小于10的负5次方/堆·年,意味着前者10万年一遇,后者100万年一遇;三代核电,则在此基础上各提高一个数量级,意味着大规模放射性释放概率小于千万年一遇,“跟陨石砸中脑袋差不多”。

  从降低事故发生概率,到根本不让它发生

  全称为“球床模块式高温气冷堆”的第四代先进核电技术,在张作义看来,其设计圆满解决了他所说核安全的三大关键问题。

  他表示,这种高温气冷堆采用低功率密度,不需要辅助的安全系统。这种系统的功能实现依赖物理过程,可以实验验证,是一种固有的安全特性,不会发生堆芯融化事故或大量放射性释放事故。

  2004年,清华大学对高温气冷堆固有安全性进行验证试验:在反应堆正常运行时切断电源,模拟最严重的事故工况;结果反应堆在没有人为干预的情况下依靠自身安全地停了下来。国际原子能机构(IAEA)专家组现场见证了试验过程,并给予高度评价。

  高温气冷堆固有安全性的另一基石,是它对包覆颗粒燃料的绝妙设计。张作义指着一座“石榴形”的燃料元件模型说,它直径约6厘米,由超高纯度的石墨组成,其中密布约1.2万个直径0.9毫米的细微燃料颗粒,每颗都有热解碳层、碳化硅层等多层包覆,以保护二氧化铀燃料核芯。这种层层包覆的技术和工艺,可保反应堆燃料元件的最高温度始终不会超过其安全限值1620℃,因此燃料颗粒无论如何不会被烧坏,这决定了高温气冷堆在任何情况下都不会有放射性泄露的可能。这一设计是如此周全,以至国际业界猜想,即使燃料球周边发生一次爆炸,也不足以破坏直径小于1毫米的燃料颗粒。

  杨燕华把它总结为“以往核电站安全设计是尽可能降低事故发生的概率,而高温气冷堆做到了根本不让它发生”。

  2012年,中国完整自主知识产权的燃料元件由国际权威的荷兰核研究咨询机构PETTEN进行辐照检测试验。结果裂变气体释放率维持在10的负9次方水平,远优于设计标准,也明显优于其他国家同类元件。

  据悉,燃料元件即将应用于山东荣成石岛湾200兆瓦高温气冷堆示范电站。

(责编:赵竹青、马丽)

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