1.4　核电安全[1，4，5]

1.4.1　核电站安全长期运行是极为重要的问题

在长达数十年的压水堆核电站的运行中，曾经发生过三次极为严重的事故。第一次是1979年3月28日美国三哩岛核电站二号堆出现反应堆堆芯失水和放射性外逸到环境的重大事件。其起因是二回路的给水泵出现故障，工人检修后未将事故给水系统打开，致使此系统无法工作，遂使反应堆内温度升高和压力上升。由于操作人员的判断失误，关闭了应急堆芯冷却系统，导致了一次严重的失水事故，造成部分燃料元件包壳温度过高而氧化破裂，带有放射性的污水进入了安全壳外的辅助厂房，因水分的蒸发而使放射性物质释放到大气中，周围环境的放射性剂量有所增加。这是一次材料失效事故，包壳材料锆合金严重失效，显示了研制新的、更加耐蚀的包壳材料的必要性，尤其在短时间内包壳材料必须更加耐蚀和抵抗得住更加高温的侵蚀。目前正在设计的压水堆核电站已经采用耐蚀性能更加优良的新型锆合金。

第二次是1986年4月27日，苏联切尔诺贝利核电站四号堆发生了极为严重的事故。据公开报道这次事故是工程技术人员在做一个试验时，关闭了反应堆的安全检查和自动报警系统，造成了核裂变反应失控。由于过量的水蒸气和压力过高，造成堆芯管道破裂，发生爆炸，其后可能发生锆-高温水、汽反应产物氢和氧的二次化学爆炸。反应堆的石墨堆芯接触到空气后猛烈燃烧，使放射性裂变产物喷入大气层，飘落到附近数国。这次事故的特别严重之处还由于这种反应堆属石墨沸水堆型，没有屏蔽整个核岛的安全壳。这次事故造成了人员伤亡，一些人员受到过量的辐射，数万名居民被迫迁移，经济损失及社会影响巨大。切尔诺贝利核电站四号堆核事故后情形如图1-8所示。

图1-8　事故后的切尔诺贝利核电站

第三次是2011年3月11日发生的日本福岛七级核事故，3月14日地震后发生爆炸。在爆炸后，辐射性物质进入大气中，通过气流传播到中国台湾、中国大陆及俄罗斯等地区。该事故是由于超强地震、海啸及人为的处理不当引发的灾难性核事故，堆芯融化、堆顶爆炸放射物大量外泄，造成人员死亡及下落不明，大面积地造成了日本的核污染，给日本国民经济及社会造成难以估量的危害。

1.4.2　核电材料老化、腐蚀与安全措施

核电站（厂）材料老化、延寿研究起着十分重要的作用，以压水堆型为例举例如下。

①四道屏障是人们共知的核电安全的保障措施，它们都直接与材料延寿有关。

第一道屏障为燃料陶瓷芯块；第二道屏障为包壳材料；第三道屏障是反应堆压力容器；第四道屏障为安全壳。（详见第2章）

②活化腐蚀产物是核电站中产生的主要放射性物质来源之一，反应堆内的结构材料与高温水发生电化学腐蚀反应形成了腐蚀产物，如钴、锰、铁、镍、铜、锌等的氧化物。一旦在核电站运行时发生泄漏事故，这些活化腐蚀产物就会逸出堆外引起环境污染，危及人身安全。因此，对耐蚀材料的表面腐蚀产物研究是一个十分重要的研究课题。可以利用钴源辐照装置作广泛的探索试验，然后，在堆内建立辐照腐蚀回路进行深入研究，这是一个重要而又必要的研究课题。

③在设计和使用压水堆核电站材料部件时，评估其使用寿命极为重要。需要考虑疲劳设计的材料部件包括压力容器、管道系统及泵、阀等。

中子辐照中子辐照会导致金属及合金材料脆化，进而影响材料的抗疲劳性能。引起低合金钢中子辐照脆化的原因是由于高能中子撞击材料中的点阵原子引起连锁碰撞，大量点阵原子离位形成碰撞级联，从而在材料内部出现缺陷，抗疲劳性能降低。必须设置随堆运行的辐照监督试样进行监测。

中子辐照还会导致金属及合金材料的肿胀与生长，如图1-9示出Zr-Pu燃料的辐照生长。

图1-9　Zr-Pu合金辐照

④硼酸腐蚀，在美国有发生过硼酸容器腐蚀的实证。因此，必须十分重视此项腐蚀研究工作。

⑤蒸汽发生器传热管的腐蚀研究是人们极为关注的研究课题。管材由不锈钢发展到改用耐蚀性好的600、690、800合金，材料延寿成果显著，就是一个明显的实例。

⑥输送冷却水的埋地管道土壤腐蚀及埋地管道等材料的防腐研究，说明核电站内任何材料老化与延寿研究都是十分重要和不可或缺的安全课题。

总之，核电的广泛应用，改变了世界能源结构，减少了人类对化石燃料和受制于环境限制的水力资源应用的依赖，并有利于环境的改善。尽管核电技术还需进一步改进和发展，但毋庸置疑，当今世界已经不能没有核电。