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

11H 1 0 >99.8%

21H 2

1D （氘） 1 1 0.015%

31H 3

1T （氚） 1 2 ～ 0%

铀 质子数 中子数 天然丰度232

92U 92 140

23392U 92 141

23492U 92 142 0.006%

23592U 92 143 0.712%

23692U 92 144

23792U 92 145

23892U 92 146 99.282%

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 2

1H、 126C 、 23

11Na ；

• 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 、 14

6C 、 24

11Na 、 2211Na 等；

半衰期数

A/8

A/4

A/2

A放射性原子

数

放射性衰变曲线

0 1 2 3

辐射的类别

• α 辐射

• β 辐射

• γ 辐射

•中子辐射

PuNpUdayTT

23994

35.2

23993

min5.23

23992

2/12/1

ConCo 6027

5927

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。

MeVnBrLanU 20028735

14757

23592

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 Enrico Fermi 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1. 可裂变材料；

23592U ， 239

94U ， 23392U

2. 吸收中子能力强的材料，镉 Cd ，硼 B 等；3. 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 ；4. 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 ）

PuNpUUdm

n 23994

38.2

23993

5.23

23992

,23892

UPaThThdm

n 23392

7.2

23391

4.23

23390

,23290

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。• 2

1D 用重水（ D2O ）电解；• 3

1T 用锂（ Li ）生产。天然锂含 63Li 7.5%和 7

3Li 92.5% 。

• 1kg D-T 聚变时放出的能量相当于 1 万吨无烟煤燃烧的能量。

MeVnHeTD 6.1710

42

31

21

HeTnLi 42

31

63

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 。

0

10

20

30

40

50

60

70

80

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

PWR 253 57.9 64.3

BWR 93 21.3 22.7

GCR+AGR 35 8.0 3.4

PHWR 30 6.8 4.7

LWGR 20 4.6 4.3

FBR 5 1.1 0.7

其它 1 0.2 ~0

我国核电站核电站 容量 /堆型 并网

负荷因子 (%)

2000 2001 2002 2003 2004 2005 2006 2007 2008 2009 2010 2011

秦山 1

大亚湾 -1

-2

秦山 I2-1

2-

2

2-

3

岭奥 1-1

2-2

3-3

4-4

秦山 3-1

3-2

田湾 1-1

2-2

300MW/PWR

900MW/PWR

900MW/PWR

600MW/PWR

600MW/PWR

600MW/PWR

984MW/PWR

984MW/PWR

1000 MW/PWR

1000 MW/PWR

700MW/PHWR

700MW/PHWR

1000MW/PWR

1000MW/PWR

1991.12.15

1993.08.31

1994.02.07

2002.02.01

2004.03.11

2010.10.21

2002.04.05

2002.12.15

2010.09.15

2011.05.03

2002.11.10

2003.06.12

2006.06

2006.12

77.2

85.2

84.9

94.1

84.9

89.1

66.9

89.6

81.6

74.9

92.0

88.6

89.6

84.5

81.0

76.8

85.0

90.2

90.4

99.8

87.2

73.6

82.2

87.7

6

79.9

77.3

94.0

86.72

99.79

79.44

92.76

85.19

82.69

90.57

84.05

81.05

91.44

80.31

99.68

55.20

90.30

89.16

91.89

98.20

88.70

81.62

90.85

88.29

65.69

90.70

86.25

87.31

88.35

99.87

65.59

78.76

96.39

99.60

86.39

87.38

86.48

90.79

84.56

93.48

89.34

74.43

85.50

86.98

90.20

99.76

84.46

90.12

89.05

89.30

93.88

97.30

77.83

85.02

84.27

88.62

92.94

93.3

88.24

108.8

93.89

91.34

73.92

91.61

93.81

92.25

87.25

89.4

99.4

86.0

75.4

92.8

83.0

92.1

94.1

71.8

96.0

94.6

92.4

86.1

87.0

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] International Project on Innovative Nuclear Reactors and

Fuel Cycles ( INPRO ), 2008 Progress Report, IAEA 2009, P17

　　如果燃料循环采用一次通过 , 　则一百万千瓦 PWR

60 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] Uranium 2009: Resources Production and Demand, A Joint

Report by the OECD, Nuclear Energy Agency and International

Atomic Energy Agency 2010, P.16

资源分类 储量（千吨）

合理假定的资源<130 USD/kgU

<260 USD/kgU

3525

>4004

推断的资源<130 USD/kgU

<260 USD/kgU

1879

2320

总计（确认的资源）<130 USD/kgU

<260 USD/kgU

5404

>6306

2009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Daya Bay

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

MW

MeV

℃

MPa

℃/MPa

%

3000/1200

～ 0.08

Na

395/545

<0.5

490/18.0

41.3

2775/966

～ 0.05×10-6

H2O

H2O

287/325

15.5

278/6.1

34.68

特 征 单 位快 堆SPX-1

压水堆Daya Bay

　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 )

t

t

t/m3

MWd/kg

S.S.

Na-Na-H2O

MOX

4.8

30

0.47

70~113

UO2

1.24

Zr-4

H2O-H2O

UO2

72.5(3.2%U-

5)

0.087

35

H2O

～ 0.6

压水堆核电站工作原理

特 征 单 位快 堆SPX-1

压水堆Daya Bay

　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 )

t

t

t/m3

MWd/kg

S.S.

Na-Na-H2O

MOX

4.8

30

0.47

70~113

UO2

1.24

Zr-4

H2O-H2O

UO2

72.5(3.2%U-

5)

0.087

35

H2O

～ 0.6

钚的生产、转换、增殖238

92 U + n239

92 U

23.5min

239

93 Np

2.35d

239

94 Pu

快堆的特点压水堆 -铀 -235

100 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 Pu

250 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 Daya

Bay

　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

eff

l

W/cm

kW/l

n/cm2·S

10-5k/k/ ℃

＄10-2k/k

S

450

270

6.11015

Doppler

冷却剂膨胀-2.75

+5.9 （仅正区）（ 0.38 ）（ 10-7 ）

178

105

4.5 1014

Doppler

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：参考： IAEAIAEA，， TRS.246TRS.246，， 19851985

Preface)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

0

500

1000

1500

2000

2500

3000

1

0E+9

t能量，等效石油

不发展快增殖堆 发展快增殖堆

铀天然气石油煤

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

300

200

100

366357

246

188

76.464.4

16.6 13.1 5.7

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

40

40～ 70

2400

12000

2800

6200

104000

9000

1/3

　　 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　　＜ 1 km2

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 *

SO2 5~10 万吨 / 年NO+NO2 2~3 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 85Kr 10.8 年 1.3103居里 / 年

131mXe 11.9 天 49.37居里 / 年 国家限值为 1.04 104居里 / 年

133Xe 5.3 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 。

1.99

7.04

3.832.72 2.06 2.26

12.7

3.85

1.46 1.61 0.36 0.67

100

252

194 207178 185

0

2

4

6

8

10

12

14

94 95 96 97 98 99

0

50

100

150

200

250

300

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-40 0.18

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 Safe Transport of Radioactive Material, Second Edition, IAEA TCS NO.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

＜ 1 mSv

100～ 250 mSv

250～ 500 mSv

500～ 1000 mSv

1000～ 2000

mSv

2000～ 4000

mSv

4000～ 5000

mSv

　　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

＜ 6000 mSv 　　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 200000 6700

医疗用 X光 100000 3300

喷气式飞机旅行 7000 230

核武器试验放射性沉降灰 7000 230

核电站 90 3

合计 314090 10500

所有其它原因 11686000 389500

总计 12000000 400000

* 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 20112011 年年 33月月 1111 日当地时间日当地时间 1414时时 4646分，日本东北部海域发生里分，日本东北部海域发生里

氏氏 9.09.0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#1#、、 2#2# 、 、 4#4# 和和 3#3#机组相继发生氢气爆炸、起火、并伴随放射性机组相继发生氢气爆炸、起火、并伴随放射性

物质物质大量持续较长时间内大量持续较长时间内泄漏。泄漏。 福岛目前情况：福岛目前情况： 55月月 3131 日，日本核废料管理组织表示，在福岛日，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周边生人勿近的“死亡区”，而核电站释出的辐射已扩散至 600600 平平

方公里范围。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。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 地震地震引发机组自动停堆引发机组自动停堆 地震引发地震引发失去两路厂外电失去两路厂外电 , , 直流蓄电池自动投入、应急柴油机自动投入直流蓄电池自动投入、应急柴油机自动投入 地震并发海啸地震并发海啸 , , 大量海水进入发电机厂房大量海水进入发电机厂房 , , 应急柴油机被淹而失效应急柴油机被淹而失效 直流电源相继耗尽直流电源相继耗尽 , , 机组失去停堆后剩余释热的冷却能力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锆水反应产生大量氢气 , , 氢气爆炸氢气爆炸 ; ; 堆芯裸露堆芯裸露 燃料贮存水池燃料贮存水池因地震致因地震致破损破损 , , 失去冷却失去冷却 , , 氢爆氢爆 反应堆压力容器温度、气压不断升高反应堆压力容器温度、气压不断升高 , , 通过通过排放蒸汽泄压排放蒸汽泄压、导致大量、导致大量一回一回

路放射性物质泄漏到大气环境路放射性物质泄漏到大气环境 因冷却机组需要因冷却机组需要 , , 大量注水导出剩余释热大量注水导出剩余释热 , , 产生产生大量高放射性污水大量高放射性污水积聚在积聚在

反应堆厂房和发电透平厂房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反应堆隔离泵工作阶段 来自反应堆的蒸汽驱动汽轮来自反应堆的蒸汽驱动汽轮

机机

蒸汽在湿阱内冷凝蒸汽在湿阱内冷凝

驱动泵驱动泵

要求条件要求条件：： 蓄电池工作蓄电池工作

湿阱温度低于湿阱温度低于 100℃100℃

事故过程 反应堆隔离泵失效反应堆隔离泵失效

11号机组，号机组， 33月月 1111 日电池耗尽日电池耗尽

22号机组，号机组， 33月月 1414日泵失效日泵失效

33号机组，号机组， 33月月 1313日电池耗尽日电池耗尽

余热产生的蒸气使得堆内压余热产生的蒸气使得堆内压

力不断升高力不断升高

打开蒸汽释放阀把蒸汽排放打开蒸汽释放阀把蒸汽排放

到湿阱中到湿阱中

压力容器内液位降低压力容器内液位降低

事故过程 水位开始下降水位开始下降

事故过程 水位进一步下降水位进一步下降

事故过程 堆芯开始裸露堆芯开始裸露

事故过程 堆芯进一步裸露堆芯进一步裸露

事故过程 50%50% 堆芯裸露，包壳温度堆芯裸露，包壳温度

上升上升 2/32/3 堆芯裸露，包壳温度超堆芯裸露，包壳温度超

过过 900℃900℃，包壳开始破损，放，包壳开始破损，放

射性物质开始释放射性物质开始释放

事故过程 3/43/4 堆芯裸露，包壳温度超堆芯裸露，包壳温度超

过过 1200℃1200℃，开始剧烈的锆水，开始剧烈的锆水

反应反应 Zr+2H2O→ZrO2+2H2↑Zr+2H2O→ZrO2+2H2↑

氢气产生量氢气产生量 11 号机组：号机组： 300-600kg300-600kg

22 号、号、 33 号机组：号机组： 300-1000300-1000

kgkg

湿阱和干阱贯通湿阱和干阱贯通

事故过程 堆芯开始熔化堆芯开始熔化 放射性产物开始释放放射性产物开始释放 安全壳压力上升最高至安全壳压力上升最高至 88

个大气压（设计压力个大气压（设计压力 4-54-5 个大个大

气压）气压） 安全壳压力释放安全壳压力释放

事故过程 随着安全壳压力释放，氢随着安全壳压力释放，氢

气被排到反应堆厂房内气被排到反应堆厂房内 氢气被引爆氢气被引爆

事故过程 发生氢气爆炸，反应堆厂发生氢气爆炸，反应堆厂

房被破坏房被破坏 安全壳保持了基本完整安全壳保持了基本完整

事故过程 22 号机组的冷凝室可能遭到号机组的冷凝室可能遭到

破坏破坏 放射性物质较大排放放射性物质较大排放 没有数据说明为何如此没有数据说明为何如此

事故过程 44 号机组由于乏燃料储存水号机组由于乏燃料储存水

池泄漏，造成乏燃料丧失冷却池泄漏，造成乏燃料丧失冷却

事故过程 水位进一步降低水位进一步降低

事故过程 乏燃料裸露，并烧毁乏燃料裸露，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：1 引爆装置；2 驱动炸药；3 坚固的内壳；4 原子炸药的一部分；5 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-235 90% 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1. 1984年 10月，成立国家核安全局；2. 有严格的法规文件：

1) 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。

2) 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；

3) 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（ HAF 0501 ）

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》；–《核电厂放射性废物管理安全规定》；–《民用核承压设备安全监督管理规定》。

• 国家的其它与原子能、辐射防护、环境保护、公安、卫生等有关的法律和法规；• 国家核安全局已颁发的有关文件、核安全导则和已核准备案的标准。

4. 需国家核安全局批准授权的岗位

• 厂长和运行部主任。要进行工作年限和经验的考核；• 值班长和操纵员（大专以上水平）。要对其进行培训，并提前 5~6

年招聘；• 考核内容：–综合知识：基础理论，实践；–专门知识和能力。

5. 监督

• 国家核安全局设立监督站监督核电站的建造和运行。

　　　　党中央、国务院极为重视核电安全，福岛事故仅三日，国务院即开会指示：　　 1 ）立即组织对核设施进行全面安全检查；　　 2 ）切实加强核设施的安全管理；　　 3 ）全面审查在建核电站；　　 4 ）严格审批新上核电项目。

核电站照片（ 1 ）法国罗瓦河边上的圣洛亨核电站附近，学生们在赛船。

核电站照片（ 2 ）

法国罗瓦河边上的圣洛亨核电站附近农民利用核电站循环水的排水灌溉农田，农作物丰收图。

核电站照片（ 3 ）

法国布热核电站有 4×90 万千瓦压水堆电站和 1×50 万千瓦石墨气冷堆电站，距法国第二大城市里昂 35公里。图为该厂全景，厂区外面即有居民区。

核电站照片（ 4 ）

利用核电站冷却水为温室供热

核电站与附近居民区

在英国考德霍尔核电站附近钓鱼

核电站照片（ 5 ）

核电站冷却水培养的瓜果鱼类，生长快，且无放射性。

核电站照片（ 6 ）

大亚湾核电站的特殊客人 —— 白鹭

• IAEA预测世界核电发展

来自 : IAEA A. Bychkov NE Asia 2011

来自 : IAEA A. Bychkov NE Asia 2011

核电区域预测（低 / 高） GWe

2010 2020 2030 2040 2050

北美西欧东欧中东南亚远东

114

123

47

5

81

119/126

93/126

68/80

13/22

130/164

111/149

83/141

82/108

30/53

180/255

120/20

80/200

80/170

50/140

220/45

• 福岛事故之后的后来者（国家数， 2011 年） 新开工 0

新核电站订货 3 个国家 决定开始准备核电基础条件 6 个国家 考虑核电计划 15 个国家 无计划但表示有兴趣 8 个国家 以前表示有兴趣，但现在不吭声 18 个国家 原有计划但福岛后政府换届，取消核计划 4 个国家

结语