青年在线 zhouqi 2011-3-14
自从地震发生以来，关于福岛核电站事故的新闻就绵延不绝，虽然今天一天我都在西四挑吉他，没看央视凤凰等电视台的“砖家解读”，不过由于此事与自己的专业（反应堆物理与临界安全）息息相关，根据自己的专业知识和了解到的事故后果，简单地谈一下这次事故，权当给诸位讲解讲解，当然手头掌握的东西也不比大家的多多少，权当说明分析，希望能帮助大家更好地理解此事。
A.核电站的爆炸事件
看很多门户头条都报道说核电站发生了爆炸，解释一下这个爆炸，并不是核爆炸，而是核电站的氢气在高温下自燃而产生。为什么系统中有氢气？这是因为在高温下，核燃料元件包壳Zr（金属锆）会与水发生反应而释放的氢气，这些氢气排放到安全壳内，和蒸汽产生的高压，当时已经达到安全壳设计压力的1.5倍，必须立即卸压排出部分气体维持压力平衡，于是氢气被排放到安全壳与核电站厂房之间的空间。一般来说，核电站厂房是密闭的，因此氢气含量的不断增加，当到达自爆含量时，就发生了氢爆。
（At 20:30 local time Japan Sat 3/12/11 Chief Cabinet Secretary Edano announced at the press conference as follows:
1. Hydrogen explosion occurred at 15:36 between containment and reactor building of Fukushima Daiichi unit 1. Walls of reactor building were blown out or damaged.
发生爆炸在安全壳和反应堆建筑之间，有可能不是安全壳向外排放的氢气在外面爆炸，而不是发生在安全壳内部，这样来说安全壳被损坏的概率也小了很多。）
参考：王冠博 福岛核电站事故序列（不断更新）
从地震到发生氢气爆炸的详细序列
参考：据向晗提供，氢气是冷却用…代替空气…因为比重小和各种其他原因，所以系统内存在氢气
而核爆炸，远比氢气爆炸强度大得多得多，引发的后果也不止是安全壳破损的问题，一个燃料组件里有半吨左右的铀，按照普通燃料3%的富集度，也就是15kg的U235，一个堆芯中一般装载了100个组件，也就是一吨多的U235，如果发生核爆炸，其威力将不亚于原子弹爆炸。
B.那么，会不会发生核临界安全事故，乃至核爆炸？
绝对不会发生核爆炸，有的同学说是燃料的浓度不够，这种说法不准确。核电站燃料是以二氧化铀为形式的铀元素，其中的铀235原子的富集度（质量百分数）为 3%左右。就有人说，既然不会发生核爆炸，那不就不用担心了？其实不然，核爆只是不可控自持核裂变（超临界）的一种剧烈形式，而以反应堆中的燃料，在遇到意外情况时，同样会发生超临界事故，功率将以非常短的周期（毫秒甚至更小）迅速上升，造成的后果是产生大量热能，进而熔化元件包壳，各种放射性的裂变产物泄漏，熔融的金属将破坏压力容器，甚至是安全壳，造成大量放射性泄漏到外界环境。历史上最严重的核电站事故切尔诺贝利事件，就是发生了超临界事故。不过庆幸的是，在地震一发生，福岛核电群的十个机组就全部自动停堆了，杜绝了超临界事故的发生。
其实，在核电站运行过程中，对核临界安全的保障是十分得力的，何为核临界安全？就是确保易裂变材料不发生核爆炸从而采取多重策略措施的学科，也是本人就职以来一直从事的。我们都知道，核能来自于中子引发的裂变反应，核爆炸是因为这种裂变反应不受控制地无限进行，而核电站发电则是通过某些控制手段让裂变反应可控进行。所以中子在裂变反应中起着至关重要的作用，也就是说，如果我们在裂变材料中添加能强烈吸收中子的物质，与裂变反应竞争中子，就能限制住裂变反应，让其不能不受控制地发生，这也是核电站让裂变反应可控的原因，具体的原理大家有兴趣的话可以找任何一本反应堆物理的相关书籍阅读，这里就不展开讲了。回到前面，如果核电厂发现，自己有可能无法控制反应堆的裂变反应，那么他们就可以向反应堆中插入能强烈吸收中子的物质，譬如说控制棒和安全棒，它们的成分可以是Cd，Ag，In，B4C等等，总之，它们的存在让反应堆中的U235无法得到足够的中子而不能继续发生核裂变反应，从而确保不会发生超临界事故。还要说的是，这些中子吸收体的介入，是与核电站自身连锁发生的，不会受人为控制，换句话说，只要反应堆出现异常情况，这些物质将连锁地快速作用，除非发生卡棒等情况。不过由于事故已经发生了这么长的时间，如果有卡棒情况无法控制反应堆，瞬间就会发生超临界事故，后果就不止目前报道的严重程度了。所以我认为，绝对不会发生类似于原子弹的核爆炸，甚至连瞬发超临界事故发生的概率也十分小。
C.那么，堆芯熔化是什么情况，什么原因造成的？有什么后果？
首先，发生事故的福岛核电站1号和3号机组堆芯中有燃料元件发生了熔融，但应该是比较小的比例，远不及三哩岛事故时堆芯的熔融程度。
根据事情发生的结果，听雪叔的介绍，可能是这样的，在地震发生之后，核电站厂区的厂用电系统出现故障，导致许多核电站设施失去电力。其中，最关键的部件冷却剂泵（也称为主泵）也断电失效了，它之所以关键的原因在于：核电站的堆芯是热量产生的部位，对比与火电站烧煤的大炉子，堆芯里的U235发生可控裂变反应后产生了大量的热能，需要通过冷却剂——也就是水带走的，所以冷却剂需要非常大的流量和流速，才能及时带走堆芯产生的热量，而冷却剂的驱动力，来自于冷却剂泵的不断推动，如果冷却剂泵断电失效，冷却剂就不会流动，堆芯产生的热量就无法带走，堆芯将不断升温直到超过堆芯各材料的熔点而造成堆芯融化。实际上核电站为了防止此类事故的发生，是有备用手段的，那就是备用的柴油发电机，在冷却剂泵失效后直接代替其驱动冷却剂将产生的热量带走，从而防止堆芯融化，悲剧的是，在这次事故里备用的柴油发动机不知为何没有实现它力挽狂澜的功能，于是冷却剂停止流动，堆芯发生部分融化。不过就放射性剂量监测结果显示，熔融的比例应该是比较小的。
D.为什么会发生放射性泄漏？泄漏的量有多少？会对外界环境造成多大的影响？
我想很多人特别是非专业的很关心这个问题。对于放射性的控制，一般来说有三道防御：第一道是燃料元件（燃料的最基本单元，若干根元件组成组件，若干个组件组成全堆芯）表面的包壳，一般采用的材料是Zr-4合金，它具有防腐蚀，耐高温等优良特性，有它包裹在燃料二氧化铀的外面，能够保证放射性物质不泄漏；第二道是冷却剂回路，前面讲了，冷却剂是用来带走堆芯产生的热量，因此冷却剂与堆芯直接接触，但冷却剂不与燃料二氧化铀接触，而是与燃料的包壳接触，但是一个堆芯以秦山二期Unit3为例一般有121*17*17=34969三万多根元件，不可能所有的元件包壳都完整，当有某个破裂的话，放射性物质就将泄漏到冷却剂中，很多媒体同志们常常把此成为核泄漏，例如前段时间大亚湾核电站的冷却剂放射性超标事件，经过香港媒体披露后引起了非常大的恐慌，其实事情没想象的那么严重，因为中国的所有核电站都是压水堆，冷却剂是在固定的管道中流动的（我们称之为一回路，也成为压力容器），它们是与外界隔绝的，就算某个元件包壳破损，反射性也不会泄漏到外界环境，所以我们把这种装载冷却剂的固定的管道成为第二道防御，它能堵住放射性的进一步泄漏；第三道防御就是核电站最外头的安全壳了，它由混凝土和内衬钢壳构成，就像个大帽子一样罩住整个反应堆，也就是说，就算第二道防御失效了，冷却剂管道破裂了，放射性也不会直接被释放到外界环境。
不过日本的福岛核电站和中国的压水堆核电站不一样，它属于沸水堆。
参考，徐杰超 补充，”为什么不用压水堆呢？因为压水堆设计于1980年以后，而福岛1机组初建于1970年，当时已经是世界上最先进的了，较慢中子石墨堆而言“
它的冷却剂是与发电的汽轮机相通的，冷却剂直接推动汽轮机发电；而压水堆冷却剂先是通过蒸气发生器这个部件将产生的热传导到另一个回路（二回路），再让这个回路里的工质去推动汽轮机发电的。也就是说，如果冷却剂里的剂量超标了，沸水堆的汽轮机部分就会有放射性污染，但是压水堆则不然，因为汽轮机额不是由冷却剂推动的。那有人就问了，为什么日本不采用更为安全的压水堆呢？这是因为沸水堆不需要蒸气发生器，这个部件故障率高，造价昂贵，而且又是联系一二回路必不可少的部件，如果省去的话可以大大增加经济性降低发电成本。而通常冷却剂的剂量是很小的，除非发生元件包壳破裂的事故。可现在事情就这样发生了，前面说了冷却剂没有驱动力后无法带走热量导致的堆芯融化，正好破坏了元件的包壳，使得大量的放射性泄漏的冷却剂中，而冷却剂又是与汽轮机直接相通的，首先汽轮机的位置将有大量的放射性污染，也就是说，此次事故，屏蔽放射性的第一道防御已经丧失了。其次，第二道防御冷却剂管道是否破损目前不得而知，那么有破口的可能性，根据媒体的报道和日本官方消息，安全壳内压曾经达到过最大限制的1.5倍，并且安全壳已经通过阀门排放一定气体而卸压，这些气体很有可能来自冷却剂的蒸发和裂变气体的释放。如果是这样的话，将会有大量的放射性泄漏。最后，第三道防御，也就是安全壳，虽然从新闻报道的照片来看，锅盖一样的建筑已经完全坍塌了，但日本官方发言是安全壳的完整性得到了保障，我个人认为，安全壳应该不容易破坏，否则将导致大量的放射性抛射到外界环境，此类事件已经是接近上世纪前苏联发生的切尔诺贝利事件了，日本官方无法担当这种责任。
如果安全壳保持完整，那会不会有放射性的泄漏？会，这是因为堆芯融化后产生的高温条件会大量蒸发冷却剂水产生大量的蒸汽，堆芯融化后包壳也无法限制各种裂变气体的释放，所以会产生安全壳内压力过大的现象，为了保证安全壳的完整性，也就是最后一道防线，只能通过向外界释放一定的气体，卸除过大的压力，也就是说这是一种弃车保帅的做法，也就意味着，放射性已经有了一定程度的泄漏，所以日本官方撤离了附近20KM半径的几万名居民。至于剂量，最大的检测数据是 1015 μSv/h（微西弗每小时），也就是1mSv/h左右。国际上规定公众照射剂量限值为1 mSv；特殊情况下，如果5个连续年的年平均剂量不超过1 mSv/a，则某一单一年份的有效剂量可提高到5 mSv；这是什么概念呢，就是你如果在检测位置处被照射一小时以内，相当于你公众可接受一年的剂量。也可以说，你在这照一个小时，相当于你去照10次X 光。
这里要强调一句，外界报道的毫西弗每小时的单位，是肯定有问题的，1毫西弗（mSv)=1000微西弗（μSv or micro Sv），这个单位是相当大的。大家如果想知道剂量值，请到这两个网站查阅定期的剂量监测报告。
日本原子力安全保安院
http://www.nisa.meti.go.jp/
东京电力
http://www.tepco.co.jp/index-j.html
E.事故发生后的处置情况及后果
日方在发生事故后的做法是用海水代替冷却剂冷却堆芯，同时不断地卸压保证安全壳的完整性，从剂量监测结果来看事故已经得到了控制。而其余的核电站都及时关闭了反应堆，未报道有其余的事故发生，日方处理的还是比较有效的。但是这座核电站应该会退出历史舞台了。如果按照日方公布的剂量监测数据，大家去日本就放射性危害来说，是可以放心的，而且距离事故越远，剂量就越小（与球体表面积相关，就是4*pi*R2了），就算数值有较大出路，只要不是事故发生地周边的地区，受到放射性危害的概率也是很小的。
从地理上大家可以看到，事故发生地距我国最近的地方是东北地区，大概为1000km，为此国家环保部已经启动了相关地点的辐射监测。对于我们国家不会产生太大的影响。其实，现在事发地的剂量水平（几十微西弗/小时），我们做实验室经常碰到，而且还隔了这么远的距离，风向与洋流都不会直接影响到我国，大家完全不用杞人忧天。我现在不是活蹦乱跳地在这里码文给大家解释么。
总结一下，这次事件主要由于地震引起的厂用电系统故障，备用柴油发电机未能带动主泵继续驱动冷却剂，致使堆芯释热不能被及时带走而产生融化，最后引起部分燃料元件破损，放射性物质释放到冷却剂管道（压力容器）甚至是安全壳内的较严重事故，不过万幸的是最后一道防御安全壳保持了完整，依靠外界海水的冷却等其他措施，还算是及时地控制了放射性物质的进一步泄漏。不过放射性仍然会继续泄漏，虽然它的剂量对于人类来说可以接受，但是对于自然界的破坏是无法弥补的。
最后，欢迎拍砖，提问，或者私下交流，站内信联系，希望会对大家认识此次事故，认识核电站安全，认识放射性泄露等问题有一定的帮助
No comments:
Post a Comment