关于核电安全性的分析研究

关于核电安全性的分析研究
作者：刘杰王斌侠丁玲玲
来源：《建筑建材装饰》2015年第14期
摘要：本文介绍了目前我国核能发电运行的状况，对当前核电运行的安全性进行了深入分析，并且从多个方面来阐明核电是安全能源。

目前，在全球资源紧缺的情况下应该大力发展核电事业。

关键词：核能发电；安全性；分析
前言
随着世界核电事业的发展，核电安全管理也越来越规范，核电安全性已得到了显著提高。

现阶段正是我国核电快速发展时期，我国已通过引进第三代核电技术，引进了先进的安全技术，再结合自身的核电站建设和运营管理经验，在坚决贯彻“安全第一，质量第一”的发展方针的前提下，保证核电站的安全建设和运营，进而保证核电的稳定快速发展。

1我国核能发电现状
白1991年我国第一座核电站—秦山一期并网发电以来，我国有7座核电站共13台机组10234MW先后投入商业运行，27台机组（福建福清、浙江三门、山东海阳、广东阳江、辽宁红岩河、福建宁德、田湾二期等核电工程）29790MW在建。

我国核电装机容量占总装机容量的19%。

截至目前，我国核电站的安全、运行业绩良好，运行水平不断提高，运行特征主要参数好于世界均值；核电机组放射性废物产生量逐年下降.放射性气体和液体废物排放量远低于国家标准许可限值。

2007年，国务院正式批准了国家发展改革委上报的《核电中长期发展规划（2005—2020年）》，规划中提出，到2020年我国核电装机容量达到40000MW，在建规模1800OMW。

这意味着我国的核电发展将迎来高峰。

2核能发电的安全性分析
2.1核能与其它能源安全对比分析
核电反应堆的安全指标用“堆·年”来表示。

一座反应堆运行一年叫做一个“堆·年”。

从1954年第一座实验核电站问世到2011年4月，全世界约500多座棱电反应堆合计运行超过了10000堆·年。

在这10000堆·年的运行历史中，仅发生过3起堆芯熔化的严重事故，即1979年美国三哩岛核电站事故、1986年前苏联切尔诺贝利核电站事故和2011年日本福岛核电站事故。

其事故率是万分之一仅前苏联切尔诺贝利棱电站事故造成28人死亡，其余曲起事敞未造成人员伤亡。

这种高安全的运行纪录，在能源发展史上，包括常规电厂、煤矿、油井、水坝等，都是绝无仅有的。

我们可以从一组数据中得出核电是较煤电而言是更加安全的能源。

从整个发电的燃烧链（即从采矿到发电的所有环节）考虑，每吉瓦（109W）发电装机容量每年的急性事故死亡人数，煤电燃烧链为35人[即37人/（GW·a）]，而核电燃烧链仅为0.6人/（GW·a）。

而且基本是由铀矿开采引起的。

对公众产生的辅射照射，煤电燃料链为420人Sv（Gw·a），核电燃料链为8.39Sv，（Gw·a），煤电燃料链约为核电燃料链的50倍。

对t作人员产生的辐射照射，煤电燃料链为90人Sv/（GW·a），核电燃料链为8.91人·Sv（GW·a），煤电燃料链约为核电燃料链的10倍。

从尘肺看，煤矿为21.6例/（GW·a），铀矿为4.4例，（GW·a），煤矿为铀矿的5倍。

显然，核电燃烧链比煤电燃烧链更为安全。

2.2核电厂严密的安全措施和定量安全目标
我国《核动力厂设计安全规定》HAFl02（2004版）规定有5个层次的纵深防御。

为了落实纵深防御原则，人们在核裂变产物和环境之间设置了四道非常保险的屏障。

实际上只要有其中一道屏障是完整有效的，就不会发生放射性物质外泄的事故。

第一道安全屏障：燃料芯块。

核燃料棒的材料为二氧化钠陶瓷块，它的熔点为2800℃，它的物理化学性质稳定不会和水产生放热反应。

第二道安全屏障：燃料包壳。

燃料包壳采用优质的锆合金，使燃料元件的包壳具有良好的密封性和在运行条件下长期保持温和裂变产物的能力。

第三道安全屏障为压力边界。

由核燃料构成的堆芯封闭在壁厚20cm的钢制压力容器内，压力容器和整个一回路都是耐高压的，当发生燃料元件包壳有少量破漏时，放射线进入一回路，但仍然控制在压力壳内，不会扩散到外界。

第四道屏障：安全壳。

反应堆、稳压罐、循环泵、蒸汽发生器都装在安全壳中。

安全壳是1m厚的钢筋混凝土，内部表面加有厚6mm的钢衬。

安全壳是阻止放射性物质向环境逸散的最后一道屏障。

在以上四道屏障的保护下，核电站释放出的辐射量是极其微量的，并在技术标准允许的范围内。

核电厂定量安全目标则以标准的形式规定了核电厂重大事故发生的概率。

1999年国际原子能机构核安全顾问组发表的报告（INSAG—12）中提出的核电厂运行安全目标是：（1）堆芯熔化概率小于1.0×l时堆年；（2）大量放射性释放概率小于1.0×10-5/堆年。

2002年5月我国核安全局发表的政策声明《新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策》中提出新建核电厂运行的安全目标是：堆芯熔化概率小于1.0×104/堆年；大量放射性释放概率小于1.0×10-6/堆年。

2.3我国核电厂的安全政策
我国政府一贯高度重视核安全，从核工业发展之初就明确制定了“安全第一”的方针，保护工作人员、公众和环境。

我国是国际《核安全公约》缔约国之一，并于1998年9月首次向公约缔约国秘书处提交了《核安全公约中国国家报告》，接受国际核安全监督与交流。

我国核电站在改进安全方面已规划的活动。

为达到和维持国际公认的高水平的核安全，需作不懈的努力。

我国核安全管理部门和有关营运单位已为此规划了一系列的活动，其主要内容有：进一步
完善核安全法规；全面提高核安全文化；定期安全评估；加强核电运行经验反馈；设备安全改进；推广应用概率风险评估方法（eRA）；加强核电站严重事故的对策研究等。

2.4以福岛核电事故为例分析我国核电的安全性
首先，从技术上说，日本受影响核电站采用的是二代核电技术，最大问题就在于遇紧急情况停堆后，须启用备用电源带动冷却水循环散热。

并且由于建设期较早，日本福岛核电站一号机组配套设施的抗震能力偏低，并且达到退役期，设备严重老化，为事故发生埋下隐患。

我国正在沿海建设并将向内陆推广的第三代APl000核电技术则不存在这个问题，因其采用“非能动”安全系统，一旦遭遇紧急情况，不需要交流电源和应急发电机，仅利用地球引力、物质重力等自然现象就可驱动核电厂的安全系统，冷却反应堆堆芯，带走堆芯余热，并对安全壳外部实施喷淋，从而恢复核电站的安全状态。

中国目前主流“二代加”技术的压水堆均有两套回路系统，一回路系统与二回路系统完全隔开，它是一个密闭的循环系统。

其冷却的循环回路是与正常反应同路分开的，只要冷却回路没有问题，仍可以将整个反应堆冷却下来，以防止其热量上升，造成堆芯熔化、放射性物质泄漏的问题。

此外，中国的一系列新机组在安全方面也有多重保护。

比如CNPl000有反应堆压力容器顶盖排放系统、稳定器卸压系统、堆坑淹没系统、安全壳内氢气控制系统等等，可应对严重的安全事故。

因此，从技术上来说，我国核电站技术要比日本核电站安全。

其次，中日两国地震类型不同，中国东部沿海地震，除了台湾地区经常发生地震之外，发生大地震的可能性比较小。

中国的地震较大震级的主要发生在西部，这主要是因为喜马拉雅山板块运动造成。

日本以俯冲带型地震为主，多发于海域，一般会伴随海啸，次生灾害比较严重。

中国以内陆型地震为主，直接灾害比较多。

我国核电站的厂址资源非常充足，目前可供选择的厂址至少可以建200个机组，我国的核电厂址都严格选在非地震带及非地震高发区，确保了在选址阶段将核电站遭受自然灾害的可能性降到了最低。

最后，我国现有的核电站不像福岛核电站是40年前的设计，我国核电站设计吸取了40年来在核电站设计、科研以及建造、运行等方面的经验，形成了二代改进型的核电技术。

也吸取了现在正在开发建造的三代核电的一些理念和技术，非常注重预防严重事故。

福岛核电站设计建设当初没有这个概念。

我国核电站还设计了防氢爆设置，在反应堆压力容器内设置了多个氢测点，通过通风系统把氢排出去。

现在，我国新设计建造的核电站义增加了非能动的氢复合装置，一旦出现有氢气，经过装置会自动跟氧化合成水，反应堆氢的浓度不会达到爆炸的浓度。

3结语
综上所述，在核能的利用中，核能发电的发展是相当迅速的。

核能被公认为是一种经济、安全、可靠、干净的能源，随着世界资源的不断消耗及能源需求的持续增长，全球各国包括我国都在积极发展核电。

但是与此同时，公众对核电安全性的质疑从未停止。

参考文献：
[1]李静，陈军.核电安全分析[J].湖北电力，2009（03）
[2]臧亚琴，柯惟力.全球的核能发电现状[J].硅谷，2009（15）
[3]乔桂银.必须重视核能发电的安全和环境风险[J].未来与发展，2011（10）。