核能的利用及其安全性

核能的和平利用及其

安全性

徐銤

中国原子能科学研究

2013年9月9日

目录

Ⅰ什么是核能

Ⅱ核能的利用

Ⅲ核能利用的安全性

Ⅰ什么是核能一、原子、原子核及核结构二、元素、同位素和周期表元素周期表同位素的例子氢又名质子数中子数天然丰度11H10>99.8%21H21D（氘）110.015%31H31T（氚）12～0%铀质子数中子数天然丰度23292U9214023392U9214123492U921420.006%23592U921430.712%23692U9214423792U9214523892U9214699.282%三、放射性对任何元素，中子数在一定范围内原子核是稳定的。如21H、126C、2311Na；中子数如太多或太少，则原子核便不稳定，要用辐射的形式放出能量称为放射性，这个同位素又称放射性同位素。如31H、146C、2411Na、2211Na等；半衰期数A/8A/4A/2A放射性原子数放射性衰变曲线0123辐射的类别α辐射

β辐射

γ辐射

中子辐射

四、核裂变和裂变能，裂变的链式反应

1934年Fermi，1938、1939Hahn和Strassman用中子轰击铀的实验发现了裂变现象。1939年Meitner、Frisch、Bohr和Wheeler理论上解释了这一现象，重定名为原子核的裂变。裂变链式反应裂变反应有很多可能的结果，作为一例：

1kg铀235裂变所释放的能量相当2700t无烟煤燃烧放出的能量。裂变核能释放的两种可能性不可控的裂变链式反应；可控的裂变链式反应。裂变链式反应可控的裂变链式反应首次于1942年在芝加哥大学实现。装置名为CP-1；物理学家EnricoFermi和他的同事们于1942年12月2日在运动场正面看台下面临时实验室里实现了第一次自持可控反应。这个实验的成功把我们引进到对于现代科学展现巨大潜力的原子时代。实现可控裂变链式反应的基本要素可裂变材料；

23592U，23994U，23392U

吸收中子能力强的材料，镉Cd，硼B等；对利用慢中子实现可控裂变链式反应需用慢化剂，H2O，D2O，C等；可把裂变能载带出来的冷却剂，H2O，D2O，氦He，CO2，钠Na等。这种装置便定名为反应堆（Reactor）五、核聚变的聚变能条件：温度5000万度；

离子密度100万亿个/cm3；

维持时间0.1~1秒。21D用重水（D2O）电解；31T用锂（Li）生产。天然锂含63Li7.5%和73Li92.5%。

1kgD-T聚变时放出的能量相当于1万吨无烟煤燃烧的能量。Ⅱ核能的应用同位素放射性衰变时要放出能量，利用这种能量可以做成电池用于宇宙飞船、人造卫星、无人管理的灯塔等；

功率：毫瓦至百瓦。聚变核能目前尚在技术发展阶段，距实际应用为时尚早；裂变核能为本报告讨论的内容。一、序二、裂变核能的应用形式核电——核电站，空间堆电源；核热——核热站；核动力——船用核动力三、核电站的类型用热中子维持可控自持裂变链式反应的核电站；轻水堆核电站：压水堆核电站（PWR）；沸水堆核电站（BWR）。重水堆核电站（PHWR）；气冷堆核电站（GCR，AGR）；高温气冷堆核电站（HTR）；石墨水冷堆核电站（LWGR）。用快中子维持可控自持链式反应的核电站钠冷快中子增殖堆核电站（FBR）目前我国核电约占全国电力生产的2%，而当前世界核电占14%

各国核电与总发电量的比例90共30个国家和地区发展核电，共434座，367.7GWe。01020304050607080立陶宛法国比利时乌克兰瑞典保加利亚斯洛伐克瑞士斯洛文尼亚匈牙利日本韩国德国芬兰西班牙美国英国台湾中国大陆世界平均(%)运行的核电反应堆类型堆型反应堆数堆数比例功率比例PWR25357.964.3BWR9321.322.7GCR+AGR358.03.4PHWR306.84.7LWGR204.64.3FBR51.10.7其它10.2~0我国核电站核电站容量/堆型并网负荷因子(%)200020012002200320042005200620072008200920102011秦山1大亚湾-1

-2秦山I2-1

2-2

2-3岭奥1-1

2-2

3-34-4秦山3-1

3-2田湾

1-1

2-2300MW/PWR900MW/PWR900MW/PWR600MW/PWR600MW/PWR600MW/PWR984MW/PWR984MW/PWR1000MW/PWR1000MW/PWR700MW/PHWR700MW/PHWR1000MW/PWR1000MW/PWR1991.12.151993.08.311994.02.072002.02.012004.03.112010.10.212002.04.052002.12.152010.09.152011.05.032002.11.102003.06.122006.062006.1277.285.284.994.184.989.166.989.681.674.992.088.689.684.581.076.885.090.290.499.887.273.682.287.7679.977.394.086.7299.7979.4492.7685.1982.6990.5784.0581.0591.4480.3199.6855.2090.3089.1691.8998.2088.7081.6290.8588.2965.6990.7086.2587.3188.3599.8765.5978.7696.3999.6086.3987.3886.4890.7984.5693.4889.3474.4385.5086.9890.2099.7684.4690.1289.0589.3093.8897.3077.8385.0284.2788.6292.9493.388.24108.893.8991.3473.9291.6193.8192.2587.2589.499.486.075.492.883.092.194.171.896.094.692.486.187.0总容量11.92GWe平均负荷因子87.16%（105堆年）秦山-1大亚湾岭澳建设情况

我国核电站

现有17座核电反应堆运行，总功率约1470万千瓦运行

28座核电反应堆在建，总功率约3060万千瓦2020年前另有24座核电反应堆待建，总功率约3200万千瓦.

近年，工程院和能源局研究提出：

2020

7000万千瓦

2030

2亿千瓦

2050

4-5亿千瓦

气候变化国际委员会（IPCC）对于排放预测的特别报告，预测全球核能[1]

高估值2050年30亿千瓦；2100年180亿千瓦。

低估值2050年15亿千瓦；2100年50亿千瓦。

[1]InternationalProjectonInnovativeNuclearReactorsandFuelCycles(INPRO),2008ProgressReport,IAEA2009,P17如果燃料循环采用一次通过,则一百万千瓦PWR60年运行寿期约需1万吨天然铀。

我国2050的计划需要400-500万吨天然铀。

全球2050的低估计需要1500-5000万吨天然铀。

[2]Uranium2009:ResourcesProductionandDemand,AJointReportbytheOECD,NuclearEnergyAgencyandInternationalAtomicEnergyAgency2010,P.16资源分类储量（千吨）合理假定的资源<130USD/kgU<260USD/kgU3525>4004推断的资源<130USD/kgU<260USD/kgU18792320总计（确认的资源）<130USD/kgU<260USD/kgU5404>63062009年确认的全球铀资源[2]如何解决核燃料供应的问题？

发展快中子增殖反应堆（简称快堆）

快堆和压水堆的比较

特征单位快堆SPX-1压水堆DayaBay

热功率/电功率中子平均能量慢化剂冷却剂堆芯入/出口温度压力蒸汽温度/压力热效率MWMeV℃MPa℃/MPa%3000/1200～0.08Na395/545<0.5490/18.041.32775/966～0.05×10-6H2OH2O287/32515.5278/6.134.68

特征单位快堆SPX-1压水堆DayaBay包壳材料主热传输系统燃料类型燃料Pu

U裂变燃料密度燃耗反射层(包裹层)转换比(增殖比)ttt/m3MWd/kgS.S.Na-Na-H2OMOX4.8300.4770~113UO21.24Zr-4H2O-H2OUO272.5(3.2%U-5)0.08735H2O～0.6压水堆核电站工作原理

特征单位快堆SPX-1压水堆DayaBay包壳材料主热传输系统燃料类型燃料Pu

U裂变燃料密度燃耗反射层(包裹层)转换比(增殖比)ttt/m3MWd/kgS.S.Na-Na-H2OMOX4.8300.4770~113UO21.24Zr-4H2O-H2OUO272.5(3.2%U-5)0.08735H2O～0.6钚的生产、转换、增殖

23892U+n23992U

23.5min23993Np

2.35d23994Pu

快堆的特点压水堆-铀-235100个中子引起100个核裂变290个中子泄漏和无益吸收U-238吸收产Pu250个中子100个60个130个100个60个90个快堆-钚特征单位快堆SPX-1压水堆DayaBay线功率功率密度（平均）最大中子通量反应堆温度系数空泡系数

efflW/cmkW/ln/cm2·S10-5k/k/℃

＄10-2k/kS4502706.11015Doppler冷却剂膨胀-2.75+5.9（仅正区）（0.38）（10-7）1781054.51014Doppler慢化剂谱移（-50～-8）～0（0.71）（10-3）快堆和压水堆的比较

发展快中子增殖反应堆，有效利用铀资源：

发展不同的反应堆和燃料循环有不同的铀资源利用率。

铀资源利用率

*由于利用率的提高，更贫的铀矿也值得开采。这样世界技术经济可采铀资源将提高千倍(参考：IAEA，TRS.246，1985

Preface)。

发展堆型燃料循环铀资源利用率压水堆压水堆压水堆、快堆一次通过后处理，Pu，U再循环后处理，Pu，U在快堆中再循环～0.45%～1%60～70%*世界能源分析我国技术经济可开采能源比较1Q=1亿吨石油1吨煤=0.65吨石油1000m3天然气=0.9吨石油1吨铀=10000吨石油（PWR，一次通过）1吨铀=1750000吨石油（快堆）煤1105Q天然气石油1.6Q23Q天然铀在快堆中3500Q天然铀在PWR中20Q资料来源除天然铀外来自“瞭望”1981第7期为什么要发展核能？

我们国家要发展，要能源，要电。

我国面临大量使用化石燃料的小环境问题：酸雨、有毒气体、粉尘和大环境CO2问题：

政府间气候变化委员会报告（IPCC）指出（日本原委会委员长近藤骏介，TIEF-5，2006.6.28～29）：

气温比1850年（工业化前）高1℃，则影响脆弱的生态系统，如珊瑚礁等。

气温比1850年高2～3℃，将在全球范围内影响农业，水资源和人类健康。气温超过3℃，气候就将不再稳定，可能中断深海水的循环。

为此，欧盟制定了长期降低空气温度只比工业化时高2℃或更低的目标；日本中央环境委员会于2005年5月也制定了同样的目标。

如何实现这一目标只升不到2℃？

第三个IPCC报告说：要在2050～2100时每年释放CO2的水平要降到现在的一半。

宣布减排的组织和国家2020减排2050减排联合国欧盟德国25～40%20～30%40%50～80%80%

类别能源可再生能源

化石能源天然元素太阳能、风能、水力地热、潮汐核能生物质能煤天然气石油水合物温室气体环境问题好不好能源分类电力生产链产生的温室气体排放比较IAEA03-00178/PI/A72E克碳当量/度电30020010036635724618876.464.416.613.15.7褐煤太阳能光电池煤石油天然气水电生物质能风能核能1GWe需要的地域面积（哩2）注太阳能（光伏）风能生物气体生物质能生物乙醇生物油核4040～702400120002800620010400090001/3

100km2

效率10%

3000台风车，每台1MW

6千万头猪8亿只鸡

6200km2的甜菜田

30000km2木材

7400km2的土豆

16100km2的谷物

272000km2的小麦

24000km2油菜籽＜1km2

前面比较的各种能源都是我国能源大家庭的成员，都应该因地制宜得到应用。

核能是清洁的；

核能是高能量密度的；

核电站是基荷发电装置；

核能应更多得到应用。Ⅲ核能应用的安全性一座100万千瓦煤电站每年排放*SO25~10万吨/年NO+NO22~3万吨/年煤灰3千吨/年汞、镉和苯并芘镭、钍等放射性物质一座100万千瓦压水堆核电站*废气85Kr10.8年1.3103居里/年131mXe11.9天49.37居里/年国家限值为1.04104居里/年133Xe5.3天98.02居里/年废液清洗水10-6~10-4居里/升3m3/天生活清洗水<10-7居里/升2m3/天国家限值为9.5居里/年一回路排污水10-3居里/升极少固体废物~10-4居里/升200m3/年国家限值为250m3/年*摘自《核电的安全与管理》，广角镜出版社，P.60，P.99一、一座运行的核电站对环境的影响大亚湾三废控制情况注：1）固体废物设计值为500m3/堆年；

2）废液国家年排放量限值为700GBq；

3）废气国家年排放限值为1140TBq。1.997.043.832.722.062.2612.73.851.461.610.360.6710025219420717818502468101214949596979899050100150200250300废气排放（%）废液排放（%）固废产量（m3）个人所受放射性计量的比较有效剂量mSv/年*天然本底外部宇宙射线0.36（1.2mSv/年，美国Denver）岩石、土壤0.41（20mSv/年，印度、巴西）内部K-400.18氡1.42合计2.4人为本底（平均值）医检、医疗0.4（1.0，工业国家）核试验沉降0.01合计0.41煤电厂周围居民0.02~0.03mSv/年**核电站周围居民0.0002~0.01mSv/年***摘自SafeTransportofRadioactiveMaterial,SecondEdition,IAEATCSNO.1,P30；**摘自《核电安全与管理》，广角镜出版社P.60。辐照的生物效应一次照射剂量对人体的影响＜1mSv100～250mSv250～500mSv500～1000mSv1000～2000mSv2000～4000mSv4000～5000mSv无影响观察不到临床反应可能引起血液变化，但无严重伤害血液发生变化，且有一定损伤，但无倦怠感损伤，可能发生轻度急性放射病，容易治愈明显损伤，能引起中度急性放射病，能够治愈能够引起重度急性放射病，虽经治疗，但50%死亡率，其余能恢复＜6000mSv引起严重放射病，可能致死生活中的其它辐射生活中的其它辐照有效剂量乘飞机0.005mSv/小时每天看1小时彩电0.01mSv/年每天吸一包烟0.5~1mSv/年国家标准GB6249-86核电站周围居民最大有效剂量限值0.25mSv/a；国际放射性防护委员会1991年推荐标准：

居民——1mSv/a，

职业人员——20mSv/a。各种原因引起的癌症死亡估计数（包括1970~2000美国300座核电站引起的癌症死亡估计数）*导致癌症的原因到2000年累计癌症死亡数平均年癌症死亡数辐射天然本底2000006700医疗用X光1000003300喷气式飞机旅行7000230核武器试验放射性沉降灰7000230核电站903合计31409010500所有其它原因11686000389500总计12000000400000*摘自《核电与环境问答》，美国核学会，P.63。核电站放射性排放物引起的人类“寿命缩短”与其它因素的比较*导致减少平均寿命的因素平均寿命减少超重25%3.6年男人比女人3.0年吸烟一天一盒7.0年一天二盒10.0年住在城市比住在农村5.0年1970年由于核电站的实际照射<1分钟估计到2000年核电生产成百倍的成长<30分钟*摘自《核电与环境问答》，美国核学会，P.64。二、核电站事故半个世纪以来，核电站最严重的事故有三次：1979年美国三哩岛核电站事故；1985年苏联切尔诺贝利事故；2011年日本福岛核电站事故。（一）三哩岛事故1979年3月28日，三哩岛二号核电站事故原因：冷却系统故障，供水不足，水位下降，堆芯露出水面；补水系统阀门维修后置于关的位置，由杂物覆盖；水位计指示损坏。后果：温度升高，自动停堆，但堆芯裸露，部分熔化；少量放射性水泄漏；没有造成人员伤亡；50公里内居民平均有效剂量为0.01mSv，最大个人剂量为0.7~1mSv，相当于一次X光照射。（二）切尔诺贝利事故1986年4月，苏联切尔诺贝利核电站4号机组，；事故原因：石墨水冷堆在固有安全性上有缺陷，现已逐个关闭；切尔诺贝利核电站没有安全壳；运行人员违反规程做局部提升控制棒试验造成局部超临界。事故后果：发生烧破铝制工艺管，产生水煤气爆炸；没有安全壳放射性物质外溢；联合国原子能辐射效应科学委员会第49次大会公布结果：◆死亡30人，全部为电站工作人员和消防人员。其中28人辐照致死，2人其它原因；◆开始被检查有急性放射性病状的有237人，最后确认患急性放射性病134人；◆14年来除被照射的儿童甲状腺癌可观察到增加外，至今没有发生对广大公众的影响。（三）福岛核电站事故和思考

·

美国人7年前的预言

福岛第一核电站1#2#3#4#机组数：6台运营商：东京电力公司（TEPCO）简况：1#，460MWe，BWR-3型，1971年3月投入运行；2#~5#，784MWe，BWR-4型，1974年7月、1976年3月、1978年10月、1978年4月投入运行；6#，1100MWe，BWR-5型，1979年10月投入运行福岛核电站反应堆厂房示意图福岛事故有关情况2011年3月11日当地时间14时46分，日本东北部海域发生里氏9.0级特大地震并发海啸，导致附近陆地区域的福岛第一核电站1#、2#、4#和3#机组相继发生氢气爆炸、起火、并伴随放射性物质大量持续较长时间内泄漏。福岛目前情况：5月31日，日本核废料管理组织表示，在福岛核电站周围采集的泥土样本中测出的辐射量已达到苏联切尔诺贝利核电厂的水平，意味福岛附近范围，有可能变成切尔诺贝利事故后周边生人勿近的“死亡区”，而核电站释出的辐射已扩散至600平方公里范围。

福岛核电站事故对我国环境及境内公众健康未造成影响。主要的事件序列

地震引发机组自动停堆地震引发失去两路厂外电,直流蓄电池自动投入、应急柴油机自动投入

地震并发海啸,大量海水进入发电机厂房,应急柴油机被淹而失效直流电源相继耗尽,机组失去停堆后剩余释热的冷却能力大量释热无法有效排出,导致冷却剂温度急剧上升、堆芯压力快速上升;锆水反应产生大量氢气,氢气爆炸;堆芯裸露

燃料贮存水池因地震致破损,失去冷却,氢爆反应堆压力容器温度、气压不断升高,通过排放蒸汽泄压、导致大量一回路放射性物质泄漏到大气环境因冷却机组需要,大量注水导出剩余释热,产生大量高放射性污水积聚在反应堆厂房和发电透平厂房事故过程反应堆隔离泵工作阶段来自反应堆的蒸汽驱动汽轮机蒸汽在湿阱内冷凝驱动泵要求条件：蓄电池工作湿阱温度低于100℃事故过程

反应堆隔离泵失效1号机组，3月11日电池耗尽2号机组，3月14日泵失效3号机组，3月13日电池耗尽

余热产生的蒸气使得堆内压力不断升高

打开蒸汽释放阀把蒸汽排放到湿阱中

压力容器内液位降低事故过程水位开始下降事故过程

水位进一步下降事故过程

堆芯开始裸露事故过程

堆芯进一步裸露事故过程

50%堆芯裸露，包壳温度上升

2/3堆芯裸露，包壳温度超过900℃，包壳开始破损，放射性物质开始释放事故过程

3/4堆芯裸露，包壳温度超过1200℃，开始剧烈的锆水反应

Zr+2H2O→ZrO2+2H2↑

氢气产生量

1号机组：300-600kg

2号、3号机组：300-1000kg

湿阱和干阱贯通事故过程

堆芯开始熔化

放射性产物开始释放

安全壳压力上升最高至8个大气压（设计压力4-5个大气压）

安全壳压力释放事故过程

随着安全壳压力释放，氢气被排到反应堆厂房内

氢气被引爆事故过程

发生氢气爆炸，反应堆厂房被破坏

安全壳保持了基本完整事故过程

2号机组的冷凝室可能遭到破坏

放射性物质较大排放

没有数据说明为何如此事故过程

4号机组由于乏燃料储存水池泄漏，造成乏燃料丧失冷却事故过程

水位进一步降低事故过程

乏燃料裸露，并烧毁核事故分级福岛核电站事故根据国际核事件分级表（INES）定位为7级评价：

（1）意外天灾：9.5级地震和14m高的海啸

（2）1978年以前堆抗震设计的安全性不如1978年以后的堆（水池泄漏和厂房轻度损坏）

（3）对如此低概率风险未有预案

（4）事故发生后的处理有不即时之嫌：

堆芯冷却

H2爆

放射性流出物（液体）封堵然而，

福岛核电站地震、海啸事故后，留给我们如何应对稀有外部事件的思考。

1）应急的组织－电站，电力公司，安全局，……训练和演习，

2）硬件准备，

3）地震、气象信息。（四）教训堆型选择；固有安全和非能动安全的重要性；高素质核电站运行人员的必要性；加强安全管理。（五）核电站事故与其它人为事故发生概率及后果的比较（六）核电站事故与其它自然事故发生概率及后果的比较三、核电站的清洁与安全

（一）核电站自发展之初就重视安全原子弹为其孪生兄弟；但两者材料、设计原理、结构、控制等方面完全不同。原子弹：引爆装置；驱动炸药；坚固的内壳；原子炸药的一部分；中子反射层。核电站与原子弹的比较核电站原子弹燃料低加浓燃料高加浓燃料PWR：3%U-23590%U-235引爆装置无有炸药无有裂变链式反应可控不可控控制吸收棒有无（二）核电厂设计安全目标任何情况下，反应堆可以停堆；可以导出堆内余热；保证放射性的释放在允许范围内。（三）核电厂设计中采用的行之有效的安全原理1.纵深防御第一种应用：对事故的多层次防御。例：反应堆功率意外上升第一层次：负功率系数；第二层次：功率调节；第三层次：功率保护系统。第二种应用：对放射性物质的多道屏蔽。安全壳压力壳包壳燃料芯体放射性包容的多道屏障2.可靠性原理多重性；多样性；独立性；故障安全性。（四）国家对核电站/核设施有严格的管理1984年10月，成立国家核安全局；有严格的法规文件：国务院颁发的三个行政法规：中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例；中华人民共和国核材料管理条例；核电厂核事故应急管理条例。国家核安全局颁发的16个部门规章：厂址选择、设计、运行、质量保证、安全许可证申请和颁发、核设施安全监督、核材料管制细则、放射性废物管理；国家核安全局颁发的51个核电厂安全导则：3.核电厂安全许可证的申请和颁发（HAF0501）1）需要许可证的阶段：厂址选择、建造、首次装料、运行、退役、操纵员等执照；2）核电厂安全许可证的申请和颁发程序营运单位提交申请书和安全分析报告等文件国务院有关部门和地方政府提出意见国家核安全局国家核安全局核安全技术审评国家核安全局核安全专家委员会咨询国家核安全局技术审评结果国家核安全局核安全监督国家有关部门批准的文件国家核安全局颁发许可证核电厂安全许可证的申请和颁发程序3）审评依据国家核安全法规：《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》；《中华人民共和国核材料管制条例》；《中华人民共和国核电厂核事故应急管理条例》；《核电厂厂址选择安全规定》；《核电厂设计安全规定》；《核电厂运行安全规定》；《核电厂质量保证安全规定》