認(rèn)識核技術(shù)的特殊性和獨特性(“卓越安全文化的原則”之五).doc

“卓越安全文化的原則”之五認(rèn)識核技術(shù)的特殊性和獨特性與常規(guī)電廠比較，由于核電廠潛藏著放射性風(fēng)險。因此，它就存在著特殊的核安全問題。員工熟練掌握適合于工作崗位的反應(yīng)堆及核電廠的基礎(chǔ)知識，可以為可靠決策和良好行為打下堅實的基礎(chǔ)。1. 核電機組可能產(chǎn)生比設(shè)計功率高很多的能量核反應(yīng)堆是利用易裂變物質(zhì)，使之發(fā)生可控的自持裂變鏈?zhǔn)椒磻?yīng)的一種裝置。裂變反應(yīng)是可裂變重核裂變成兩個中等質(zhì)量核并放出能量的反應(yīng)，包括用中子轟擊引起的裂變和自裂變。 如果每次裂變產(chǎn)生的中子數(shù)目大于引起核裂變所消耗的中子數(shù)目，那么有可能在沒有外中子源的情況下，使得裂變不斷持續(xù)下去。這樣的裂變反應(yīng)稱為自持鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)。 根據(jù)裂變時釋放中子的快慢程度不同，一般將放出的中子分為瞬發(fā)中子（在裂變后10的負(fù)14次方秒內(nèi)放出，占全部裂變中子的99.35%，瞬發(fā)中子的平均壽命約210-4秒）和緩發(fā)中子（在裂變后一直持續(xù)幾分鐘的時間內(nèi)陸續(xù)放出，占全部裂變中子的0.65%，緩發(fā)中子的平均壽命約13秒）。因為長周期的緩發(fā)中子的存在，使得實現(xiàn)反應(yīng)堆內(nèi)鏈?zhǔn)椒磻?yīng)可控成為可能。如果僅僅由于瞬發(fā)中子就能使反應(yīng)堆達(dá)到臨界的狀態(tài)，叫瞬發(fā)臨界。假設(shè)增殖系數(shù)為1.001，則每秒內(nèi)功率增長約140倍，這樣，反應(yīng)堆就無法控制了，因此，在設(shè)計中要求提棒或其他因素引入的正的增值系數(shù)不能過大。電廠實施可能引起堆芯反應(yīng)性變化的活動時應(yīng)格外謹(jǐn)慎。切爾諾貝利事件后，通過計算得到的堆功率值在40秒內(nèi)達(dá)到滿功率的100倍！ 2. 在核電廠換料或停堆期間，堆芯內(nèi)仍然存在著大量的余熱還需要進(jìn)行長期冷卻燃料功率的大部分（93%的滿功率）是由中子裂變產(chǎn)生的，其余部分（7%）則來自裂變產(chǎn)物的衰變。在裂變停止后瞬間，大約還有7%燃料功率（以AP1000為例，接近238MWth）主要來自裂變產(chǎn)物的衰變。這部分功率緩慢下降（在3小時后，大約保持在1%，即34 MWth）。 238MW=158，6661.5KW（普通熱得快功率） 34MW=22，6661.5KW 由于衰變熱，對核級設(shè)備提出了高要求（要求在全壽期內(nèi)能夠承受最苛刻的環(huán)境和最惡劣的工況組合）； 由于衰變熱，福島核事故發(fā)生了氫爆； 由于衰變熱，三哩島核電站堆芯融化。 3. 核電廠堆芯裂變反應(yīng)釋放能量的過程也是放射性釋放的過程 燃料包殼中可能泄漏的放射性元素：UO2在堆芯內(nèi)吸收中子產(chǎn)生裂變反應(yīng)，其裂變產(chǎn)物中有部分是以氣體形態(tài)存在，如87Kr（氪）、131I（碘）、135Xe（氙）及222Rn（氡）等。另有堿金屬元素（如Cs）等。冷卻劑中（慢化劑）中可能泄漏的的放射性元素：N-16（半衰期為7秒）， O-19 （半衰期為27秒）， H-3（半衰期為12. 3年），Co-60（半衰期為5.3年）。 根據(jù)縱深防御的設(shè)計原則，核電廠在放射性產(chǎn)物與人所處的環(huán)境之間，設(shè)置了多道屏障，力求最大限度地包容放射性物質(zhì)，盡可能減少放射性物質(zhì)向周圍環(huán)境的釋放。 第一道屏障：二氧化鈾陶瓷芯塊。裂變產(chǎn)物有固態(tài)的、也有氣態(tài)的，它們中的絕大部分都被容納在二氧化鈾燃料芯塊內(nèi)。 第二道屏障：燃料元件包殼。氣態(tài)的裂變產(chǎn)物能部分地擴散出芯塊，進(jìn)入芯塊和包殼之間的間隙內(nèi)。第三道屏障：一回路壓力邊界。包殼一旦破損，裂變產(chǎn)物就將穿過包殼進(jìn)入一回路冷卻劑中。一回路壓力邊界將放射性產(chǎn)物包容在一回路冷卻劑內(nèi)。 第四道屏障：安全殼。安全殼即包容一回路的主廠房。它將反應(yīng)堆、冷卻劑系統(tǒng)的主要設(shè)備和主管道包容在內(nèi)。它能阻止放射性產(chǎn)物向環(huán)境的釋放。構(gòu)成了反應(yīng)堆與環(huán)境之間的最后一道屏障。 4. 核電廠在運行過程中會產(chǎn)生大量的放射性廢物和乏燃料元件核電廠在運行過程中會產(chǎn)生大量的放射性廢物和乏燃料元件，必須對它們加以妥善處理。不然這些廢物也會對人員和環(huán)境造成很大的危害。 乏燃料在后處理前，貯存期限為0.57年。經(jīng)冷卻后，運輸?shù)胶筇幚韽S，通常需要進(jìn)行以下處理： 后處理準(zhǔn)備，將核燃料與結(jié)構(gòu)部件分離，破壞燃料包殼； 以硝酸處理核燃料使其轉(zhuǎn)入溶液狀態(tài)； 水-溶劑萃取處理，提取可裂變核素U和Pu同位素；用化學(xué)方法將低放核素和高放核素分離；高放核素濃集在較小體積的高放廢液中，并用化學(xué)方法將其固化(如玻璃類結(jié)構(gòu))，并采用地層永久埋藏方法使其與生物圈隔離。5思考、討論：根據(jù)以下特征，探討對核技術(shù)的特殊性和獨特性認(rèn)識。所有的決策和行動都要考慮核技術(shù)的特殊性。反應(yīng)性控制、持續(xù)堆芯冷卻、核裂變產(chǎn)物屏障的完整性是核電廠有別于其它常規(guī)電廠的重要特性。其特征為： 實施可能引起堆芯反應(yīng)性變化的活動時應(yīng)格外謹(jǐn)慎。 對專設(shè)安全設(shè)施功能的維持給予特別關(guān)注。嚴(yán)守設(shè)計和運行的安全裕度，只有慎重考慮后方可改變。特別關(guān)注維持裂變產(chǎn)物屏障的完整性和縱深防御的功能。 精心維護(hù)設(shè)備，使其性能在設(shè)計要求范圍內(nèi)。 核電廠的日?；顒雍妥兏?