认识核技术的特殊性和独特性(“卓越安全文化的原则”之五).doc

“卓越安全文化的原则”之五认识核技术的特殊性和独特性与常规电厂比较，由于核电厂潜藏着放射性风险。因此，它就存在着特殊的核安全问题。员工熟练掌握适合于工作岗位的反应堆及核电厂的基础知识，可以为可靠决策和良好行为打下坚实的基础。1. 核电机组可能产生比设计功率高很多的能量核反应堆是利用易裂变物质，使之发生可控的自持裂变链式反应的一种装置。裂变反应是可裂变重核裂变成两个中等质量核并放出能量的反应，包括用中子轰击引起的裂变和自裂变。 如果每次裂变产生的中子数目大于引起核裂变所消耗的中子数目，那么有可能在没有外中子源的情况下，使得裂变不断持续下去。这样的裂变反应称为自持链式裂变反应。 根据裂变时释放中子的快慢程度不同，一般将放出的中子分为瞬发中子（在裂变后10的负14次方秒内放出，占全部裂变中子的99.35%，瞬发中子的平均寿命约210-4秒）和缓发中子（在裂变后一直持续几分钟的时间内陆续放出，占全部裂变中子的0.65%，缓发中子的平均寿命约13秒）。因为长周期的缓发中子的存在，使得实现反应堆内链式反应可控成为可能。如果仅仅由于瞬发中子就能使反应堆达到临界的状态，叫瞬发临界。假设增殖系数为1.001，则每秒内功率增长约140倍，这样，反应堆就无法控制了，因此，在设计中要求提棒或其他因素引入的正的增值系数不能过大。电厂实施可能引起堆芯反应性变化的活动时应格外谨慎。切尔诺贝利事件后，通过计算得到的堆功率值在40秒内达到满功率的100倍！ 2. 在核电厂换料或停堆期间，堆芯内仍然存在着大量的余热还需要进行长期冷却燃料功率的大部分（93%的满功率）是由中子裂变产生的，其余部分（7%）则来自裂变产物的衰变。在裂变停止后瞬间，大约还有7%燃料功率（以AP1000为例，接近238MWth）主要来自裂变产物的衰变。这部分功率缓慢下降（在3小时后，大约保持在1%，即34 MWth）。 238MW=158，6661.5KW（普通热得快功率） 34MW=22，6661.5KW 由于衰变热，对核级设备提出了高要求（要求在全寿期内能够承受最苛刻的环境和最恶劣的工况组合）； 由于衰变热，福岛核事故发生了氢爆； 由于衰变热，三哩岛核电站堆芯融化。 3. 核电厂堆芯裂变反应释放能量的过程也是放射性释放的过程 燃料包壳中可能泄漏的放射性元素：UO2在堆芯内吸收中子产生裂变反应，其裂变产物中有部分是以气体形态存在，如87Kr（氪）、131I（碘）、135Xe（氙）及222Rn（氡）等。另有碱金属元素（如Cs）等。冷却剂中（慢化剂）中可能泄漏的的放射性元素：N-16（半衰期为7秒）， O-19 （半衰期为27秒）， H-3（半衰期为12. 3年），Co-60（半衰期为5.3年）。 根据纵深防御的设计原则，核电厂在放射性产物与人所处的环境之间，设置了多道屏障，力求最大限度地包容放射性物质，尽可能减少放射性物质向周围环境的释放。 第一道屏障：二氧化铀陶瓷芯块。裂变产物有固态的、也有气态的，它们中的绝大部分都被容纳在二氧化铀燃料芯块内。 第二道屏障：燃料元件包壳。气态的裂变产物能部分地扩散出芯块，进入芯块和包壳之间的间隙内。第三道屏障：一回路压力边界。包壳一旦破损，裂变产物就将穿过包壳进入一回路冷却剂中。一回路压力边界将放射性产物包容在一回路冷却剂内。 第四道屏障：安全壳。安全壳即包容一回路的主厂房。它将反应堆、冷却剂系统的主要设备和主管道包容在内。它能阻止放射性产物向环境的释放。构成了反应堆与环境之间的最后一道屏障。 4. 核电厂在运行过程中会产生大量的放射性废物和乏燃料元件核电厂在运行过程中会产生大量的放射性废物和乏燃料元件，必须对它们加以妥善处理。不然这些废物也会对人员和环境造成很大的危害。 乏燃料在后处理前，贮存期限为0.57年。经冷却后，运输到后处理厂，通常需要进行以下处理： 后处理准备，将核燃料与结构部件分离，破坏燃料包壳； 以硝酸处理核燃料使其转入溶液状态； 水-溶剂萃取处理，提取可裂变核素U和Pu同位素；用化学方法将低放核素和高放核素分离；高放核素浓集在较小体积的高放废液中，并用化学方法将其固化(如玻璃类结构)，并采用地层永久埋藏方法使其与生物圈隔离。5思考、讨论：根据以下特征，探讨对核技术的特殊性和独特性认识。所有的决策和行动都要考虑核技术的特殊性。反应性控制、持续堆芯冷却、核裂变产物屏障的完整性是核电厂有别于其它常规电厂的重要特性。其特征为： 实施可能引起堆芯反应性变化的活动时应格外谨慎。 对专设安全设施功能的维持给予特别关注。严守设计和运行的安全裕度，只有慎重考虑后方可改变。特别关注维持裂变产物屏障的完整性和纵深防御的功能。 精心维护设备，使其性能在设计要求范围内。 核电厂的日常活动和变更要