【正文】 核電發(fā)展的未來 核裂變：美國為代表 從核電經(jīng)濟(jì)性、核安全、核廢物、核擴(kuò)散出發(fā) 為了核電的可持續(xù)發(fā)展 提出第四代核電開發(fā)計劃，堆型分別： 超臨界水冷堆、超高溫氣冷堆、 熔鹽堆、鈉冷快堆、氣冷快堆、鉛冷快堆 核聚變 : 氘和氚聚合成重核 , 高溫高壓 , 磁約束 /慣性約束 ITER(國際熱核實驗堆 ) 100億美元 在法國建造 核燃料循環(huán) /核廢物處置 : 快堆和 ADS加速器驅(qū)動次臨界系統(tǒng) 嬗變長半衰期高放射性核素 中國下一代先進(jìn)型核反應(yīng)堆的研究 第三代壓水堆 : 國家十一 .五 重大專項 高溫氣冷堆 : HTR10MWt 清華核研院 , 與華能合作 200MWe示范電站 快堆 : 863計劃 CEFR20MWe 中國原子能科學(xué)研究院 聚變堆 : ITER成員國 (10億美元 ) 西南高能物理研究院 中科院合肥等離子研究所 ADS加速器驅(qū)動次臨界系統(tǒng) 973計劃 嬗變長半衰期高放射性核素 。 ? 國家核安全局、地方環(huán)保部門及核電廠自身對核電廠內(nèi)外進(jìn)行實時輻射監(jiān)測?；炷林泻薪Y(jié)晶水，有的還摻有硼和鉛，所以混凝土也是輻射屏蔽材料。水是優(yōu)良的中子和屏蔽材料，所以核電廠乏燃料的操作都是在水下進(jìn)行。 3核電廠的輻射安全 輻射對生物的傷害有如下幾種形式： 能量傳遞給生物分子或原子使其電離和激發(fā)； 使生物分子鏈斷裂產(chǎn)生基因變異； 使水分子變化產(chǎn)生自由基及活化分子 (如 H, OH, H2O2 H2O+ 等輻射產(chǎn)物 )損害生物分子。所以壓水堆發(fā)生嚴(yán)重事故的概率極其低。 大亞灣核電廠的壓水堆的堆芯熔化概率為 2 105/堆年，對 1臺壓水堆來說， 5萬年才有可能發(fā)生 1次這樣的事故；對 5萬臺壓水堆來說， 1年才可能有 1臺發(fā)生這樣的事故。核電的安全性可以通過概率安全分析來定量描述。地震、海嘯、熱帶風(fēng)暴、洪水等自然災(zāi)害時，廠區(qū)附近發(fā)生堤壩坍塌、飛機(jī)墜毀、交通事故和化工廠事故時，反應(yīng)堆能安全停閉，保持結(jié)構(gòu)完整，無放射性物質(zhì)泄漏。 第五道防線：廠內(nèi)外應(yīng)急計劃，努力 減輕 事故對居民的影響 。 第三道防線：設(shè)計多層次的安全系統(tǒng)和保護(hù)系統(tǒng)， 防止設(shè)備故障和人為差錯釀成 事故 。 第一道防線：精心設(shè)計，精心施工，確保核電廠的設(shè)備精良；有嚴(yán)格的質(zhì)量保證體系，建立周密的程序，嚴(yán)格的制度和必要的監(jiān)督，加強(qiáng)對核電廠工作人員的教育和培訓(xùn)， 防止故障發(fā)生 。例如為了防止核電廠失去外電源，核電廠有兩套獨立供電電網(wǎng)，三套獨立柴油發(fā)電機(jī)組，此外還有多套蓄電池組。能動部件存在失效的可能性，為了確保能動部件的可靠，核電廠往往采用冗余原則、多樣性原則、獨立性原則，防止共因失效、失效傳播，確保核電廠安全?，F(xiàn)代先進(jìn)型核電廠大量采用非能動安全技術(shù)。 ? 非能動安全性，即依靠自然力如重力、慣性力等自動實現(xiàn)安全功能，獲得極大的可靠性。具有負(fù)溫度系數(shù)的核反應(yīng)堆，其反應(yīng)性的控制易于實現(xiàn)。 為了使核安全的三要素得到保證，核電廠的設(shè)計提出了四種概念的安全性 ，即： ? 固有安全性，即核反應(yīng)堆固有安全特性。 ? 放射性物質(zhì)屏蔽和包容，即在任何情況下都要保障放射性射線屏蔽，無放射性物質(zhì)泄漏進(jìn)環(huán)境。 ? 堆芯冷卻，即在任何情況下都要保證堆芯的冷卻。 核電廠在技術(shù)上從三個方面控制核安全， 即核安全的三要素 ： ? 反應(yīng)性控制，即在任何情況下都要保證核反應(yīng)堆能及時停堆，使核反應(yīng)中止。 壓水堆核電廠的安全分析與輻射安全 1壓水堆核電廠的安全分析 核安全的最高目標(biāo) 是輻射安全，即工作人員、居民和環(huán)境免遭放射性危害，輻射照射保持合理可行的盡量低水平，在正常和事故下，放射性劑量水平低于規(guī)定限值。有些情況下在伇檢查工作也擴(kuò)大至輔助系統(tǒng)和安全保護(hù)系統(tǒng)的設(shè)備。 6 核電廠投入運行后，進(jìn)行的定期檢查叫做在伇檢查。 5 構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件的維修、試驗、檢驗和檢查的頻度必須根據(jù)它們的相對重要性而定。 3 維修、試驗和檢查大綱必須計及運行限值和條件，以及其它適用的核安全管理要求。大綱必需存檔，并便于國家核安全部門查驗。 6 核反應(yīng)堆帶功率 核反應(yīng)堆在臨界狀態(tài)，所產(chǎn)生的功率＞ 2%Pn，可分為兩種運行狀態(tài)： ? 核反應(yīng)堆控制：手動方式，運行在大于 2%Pn而小于 15%Pn的低功率工況； ? 核反應(yīng)堆控制：自動或手動方式，運行在大于15%Pn而小于（或等于） 100%Pn范圍內(nèi)，帶功率運行。 4 熱停堆 核反應(yīng)堆處于次臨界，一回路平均溫度為 ℃ ，相當(dāng)于空載條件。 3 次臨界中間停堆 核反應(yīng)堆有足夠的負(fù)反應(yīng)性，處于次臨界狀態(tài)，一回路平均溫度處于 90℃ 至 ℃ 之間。此時，壓力容器已打開，頂蓋已吊起并移走，燃料組件在壓力容器的堆芯內(nèi)，核反應(yīng)堆換料水池充滿含硼水。 2壓水堆核電廠的運行 壓水堆核電廠的標(biāo)準(zhǔn)運行狀態(tài)有換料、冷停堆、次臨界中間停堆、熱停堆、熱備用、反用堆帶功率運行。 調(diào)試啟動的管理 調(diào)試啟動是一項復(fù)雜的技術(shù)組織工作，必須周密地計劃和實施調(diào)試。證實核反應(yīng)堆已具備較高功率水平下運行的條件。必須連續(xù)的監(jiān)測和分析反應(yīng)性的變化，確保初次啟動安全。 1 裝料和次臨界試驗 按規(guī)定程序進(jìn)行裝料，以保證安全和正確的裝載； 裝料后在核反應(yīng)堆處于次臨界狀態(tài)時，為確定冷卻劑流動特性以及核反應(yīng)堆控制設(shè)備的可運行性，進(jìn)行一些性能試驗。在熱態(tài)試驗結(jié)束后，要進(jìn)行一次全面檢查，包括第一次在役檢查（又稱役前檢查），作為運行中在役檢查的基礎(chǔ)，并做好裝料前的準(zhǔn)備工作。 2）熱態(tài)試驗 利用冷卻劑泵和穩(wěn)壓器電加熱器對一回路升溫升壓至額定參數(shù)，試驗核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)的熱態(tài)功能。 2 基本系統(tǒng)試驗 對互相并聯(lián)的若干基本系統(tǒng)進(jìn)行聯(lián)合功能檢查，又可分為冷態(tài)性能試驗與熱態(tài)性能試驗兩個分階段： 1）冷態(tài)試驗 對一回路主系統(tǒng)進(jìn)行壓水試驗和冷態(tài)試驗。 ? 調(diào)試啟動過程是核電廠投產(chǎn)前的工程階段，在此過程中，需要進(jìn)行各種必要的試驗，以保證安裝好的各個部件、設(shè)備和系統(tǒng)，及整個電廠都能按設(shè)計要求及有關(guān)準(zhǔn)則正確的運作。 AES91－技術(shù)特點 169。 安注泵系統(tǒng) 安全殼 安全系