血清低密度脂蛋白偏低:核电站与原子弹-核能博物馆_中国科普博览
原子弹是由高浓度的(大于93%)裂变物质铀-235或钚-239和复杂而精密的引爆系统所组成的。通过引爆系统把裂变物质压紧在一起,达到超临界体积,于是瞬时形成剧烈的不受控制的链式裂变反应,在极短时间内,释放出巨大的核能,产生了核爆炸。而反应堆的结构和特性与原子弹完全不同,反应堆大都采用低浓度裂变物质作燃料,而且这些燃料都分散布置在反应堆内,在任何情况下,都不会像原子弹那样将燃料压紧在一起而发生核爆炸。而且,反应堆有各种安全控制手段,以实现受控的链式裂变反应。
在设计上总是使反应堆具有自稳定特性,即当核能意外释放太快,堆芯温度上升太高时,链式裂变反应就会自行减弱乃至停止。核电站不会像原子弹爆炸,核燃料中的有效成分是铀-235,铀-235同样也是原子弹中的核炸药,那么核电站会不会像原子弹那样爆炸呢?不必担心,绝没有这种可能性!核燃料中铀-235的含量约为3%,而核炸药中铀-235含量高达90%以上。核燃料引不起核爆炸,正像啤酒和白酒都含有酒精,白酒因酒精含量高可以点燃,而啤酒则因酒精含量低却不能点燃一样。
为了进一步说明问题,我们先了解两个基本概念。一是再生系数,我们把某代中子数对于上一代中子数之比称为再生系数,用K来表示。如果裂变产生100个中子(第一代中子),经过慢化再引起下一次裂变,若产生102个中子(第二代中子),那些,再生系数K=1.02。二是临界状态,把K=1需要的最小的裂变燃料数量叫做临界质量。当K=1时,中子数保持不变,链式反应可继续进行下去每秒钟内发生恒定的裂变数,每次裂变放出的能量也一定,这表明反应的功率保持一定水平不变。当K>1时,中子数越来越多,功率在增加,这个状态称为超临界状态。当K<1时,中子数越来越少,功率也在下降,直到停堆,这种状态称为次临界状态。
作为核电站反应堆的工作主要是上述的三种状态。K=1的临界状态是预先设计所希望的。K<1的次临界状态,会造成停堆,自然没有什么危险性。有危险性的主要是超临界状态。
反应堆的安全性包含有两方面内容,一是反应堆固有的安全性,二是为了反应堆的正常运行和安全而引入的控制系统和防护措施。
在由于某些原因从外部引入反应性,使中子通量增加(核燃料、冷却剂温度上升)的情况下,反应堆本身具有防止核反应失控的工作特性。我们称这种特性为固有的安全性。固有特性来自反应堆本身所具有的负反应性温度效应、空泡效应、多普勒效应、氙和钐的积累和核燃料的燃耗等。
反应堆冷却剂中,特别是在沸水堆中产生的蒸汽泡,随功率增长而加大,从而造成相当大的负泡系数,使反应性下降,这个效应叫空泡效应,有利于反应堆运行的安全。
多普勒效应是指裂变中产生的快中子在慢化过程中被核燃料吸收的效应。它随燃料本身的温度变化而有很大的变化。特别重要的是这种效应是瞬时的,当燃料温度上升时,它马上就起作用。
在裂变产物中积累起来的氙和钐是对反应堆毒性很大的元素,这两种元素很容易吸收热中子,使堆内的热中子减少,反应性也下降。
一般说来,反应堆长期运行之后,反应性要下降,这是由于燃料的燃耗加深而引起的。
以上这些效应,一般都有利于反应堆运行的安全,但在一定的条件下,也有不利的一面。
针对核电站的危险,为防事故的发生,在设计中,采取了种种安全措施,其主要出发点是建立在防止燃料元件的不正常温度升高和阻止裂变产物大量逸散到环境中去。如果能做到这两点,也就保证了核电站的安全。安全的具体措施如下:
为了防止放射性物质的泄漏,核电站设置了四道安全屏障。
第三道屏障是压力容器和封闭的一回路系统。这屏障足可挡住放射性物质外泄。即使堆芯中有1%的核燃料元件发生破坏,放射性物质也不会从它里面泄漏出来。
第四道屏障是安全壳厂房。它是阻止放射性物质向环境逸散的最后一道屏障,它一般采用双层壳体结构,对放射性物质有很强的防护作用,万一反应堆发生严重事故,放射性物质从堆内漏出,由于有安全壳厂房的屏障,对厂房外的环境和人员的影响也微乎其微。
当反应堆的功率过高,温度上升较快,中子数增加需用的时间太短,冷却剂流量过低时,通过控制系统可迅速实现停堆,或降低功率以免损坏堆芯。如上所述,轻水堆除由于负反应性效应带来的自调节性能以外,还采用流量控制、化学补偿和液体毒物来实现控制保护。仪表、信号和控制电路都工作在可靠的状态,对重要的参数,有三套独立的监测控制装置,并按照一定的原则动作。这样既能确保事故停堆,又可避免因仪器故障引起的误动作。
可靠的冷却系统。
该系统可保证反应堆在正常工作状态或发生事故时将燃料发生的热量带走,避免燃料元件烧毁。例如,轻水堆失去冷却水的事故是假想的严重事故。如果管道破裂,其中最严重的情况是一回路最大直径的管道破裂,造成两个断口涌出,致使反应堆失水。堆芯将要烧坏,大量的放射性物质可能释放到安全壳内。此时,反应堆自动紧急停闭,多重安全设施立即起保护作用。(图a)其一,由于一回路的压力陡降,应急堆芯冷却系统中的安全注水箱立即自动顶开逆止阀门,向一回路紧急注水,补偿系统中流失的冷却剂(图b)。其二,与此同时,应急堆芯冷却系统中的高、低压安全注水泵相继起动,把贮水箱中的水连续注入反应堆一回路,保证堆芯得到水的淹没和冷却。安全壳喷淋泵也同时起动,把水喷入安全壳内,使壳内水汽冷凝,压力下降,放射性物质被水吸收(图c)。其三,贮水箱中的水用完后,安全注水泵立即改从安全壳地坑吸水,再循环注入反应堆,确保长时间冷却需要。耐压的安全壳厂房始终保持严格密封,不使放射性物质泄漏(图d)。