从两次7级核事故，看中国核电材料及技术

2020-12-08 11:22:29 作者：材易通来源：材易通分享至：

美国——世界上第一座示范性受控裂变反应堆

切尔诺贝利——压力管式石墨慢化沸水反应堆核电站

福岛——单循环沸水堆核电站

中国——加压水慢化冷却反应堆核电站（压水堆核电站）

切尔诺贝利核事故

1986年4月25日，距离乌克兰首府基辅130公里，距离切尔诺贝利18公里的切尔诺贝利核电站4号机组正在进行一次安全试验。26日1时，工作人员为了达到试验计划的功率，将保证反应堆安全的控制棒提出，所提升的控制棒已经超出了运行规程的限制。尽管如此，试验仍继续进行。为了避免反应堆自动停堆，工作人员还切除了部分事故保护系统。

试验开始后不久，反应堆功率急剧上升，冷却剂温度上升，出现闪蒸现象（即突然蒸发成水蒸气）。冷却剂闪蒸之后，反应堆内空泡增加，具有正空泡系数的石墨沸水堆功率急剧上升（据说是4s内增大了100倍）。所谓的正空泡系数表示的是堆内空泡越多，反应堆功率越大，这也就是这种反应堆的设计缺陷，现在法规要求反应堆的空泡系数必须为负值。这时，工作人员希望把控制棒插到堆芯里，但是由于堆芯功率暴涨，温度急剧上升，导致了控制棒管道变形，控制棒无法插入堆芯。至此，反应堆已经进入了失控状态。

反应堆进入失控状态，堆芯功率迅速增加，燃料棒开始熔化，堆内蒸汽压力瞬间暴涨，最后导致了一场蒸汽爆炸。蒸汽爆炸破坏了反应堆的顶盖，并把反应堆厂房屋顶炸毁。切尔诺贝利核电站没有设计安全壳，当时对于安全壳的必要性还存在争议，美国人认为需要，苏联人认为不需要。所以，反应堆厂房被炸毁意味着所有放射性全部释放到环境中，这就形成了历史上最严重的放射性物质泄漏事故。这个过程说起来不短，但实际上整个过程只有8分钟，工作人员根本还没有时间进行抢救。

反应堆内的蒸汽爆炸导致厂房损坏，放射性物质直冲云霄，四处飞溅。而更为雪上加霜的是，从反应堆内溅射出来的高温核燃料和石墨与氧气接触，引起了石墨火。火花随着放射性物质溅落到核电站的各个厂房，引起了30多处的大火。即是放射性物质释放，又是大火灾，人类史上最严重的工业事故就这样发生了。

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后续

事故发生后，苏联立即调动60万的抢救大军，分空、陆和地三路封锁核电站的辐射源。抢险的第一步，是终止反应堆内的裂变反应。但是反应堆处于炎炎大火之中，抢险人员根本无法靠近。于是，苏联政府调动了最顶尖的飞行员，驾驶直升机运送士兵，从空中投下沙包和硼酸。沙包用来熄灭火焰，硼酸用来终止裂变反应。在投了2000吨的硼酸和沙包之后，反应堆内的裂变反应终于停止了。但是，这样的抢救方式付出的代价是惨重的。当时在反应堆上方的辐射值已远远超过致命辐射值的，飞行员和士兵在没有任何防护措施的情况下在反应堆上方徒手空投沙包，必然受到了大量的辐射。

空中任务只是把大火熄灭，把裂变反应终止，但事故还没有停止。反应堆内的熔化燃料形成了温度极高的熔融物。这些熔融物把地面上的水泥板烧裂，并继续往下侵蚀。而地底下是供应全国的地下水，一旦地下水受到核污染，后果就更加不可控制了。于是，苏联政府派出了一万名旷工和共青团员开始挖地道，他们的任务是挖出一条隧道通到反应堆底部，用水泥把下面填满，以阻止熔融物往下侵蚀。这些挖隧道的人员也是没有任何防护措施，同样受到了难以计量的辐射剂量。

但更为难以想象的事情还在地面上。反应堆中带有放射性的石墨块被炸得到处都是，这些放射性石墨块必须扔回到反应堆里，以减少放射性的释放。这些工作本来应该是由机器人完成的，但由于现场辐射太高，机器人没过多久就报废了。苏联政府只好派出士兵来完成这个任务。3400多名士兵每45秒换一人，轮番冲上厂房屋顶将石墨扔回反应堆，每人只能铲两铲。当然，这些士兵也是没有任何防护措施的。最后，切尔诺贝利核电站终于被一个由水泥浇筑而成的盖子封锁住了。这就像给核电站造一个水泥的棺材一样永久地将其封住，这个水泥盖子也被称为“石棺”。

自从1986年发生核泄漏后，这片区域的辐射量相当于400枚美国向广岛投放的原子弹。切尔诺贝利所在的2600平方公里也一直被封锁，到现在已经34年了。

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核泄漏污染区域示意图

福岛核事故

2011年3月11日14时16分，日本东北部太平洋海域发生9级地震。位于东京东北270公里处的福岛核电站检测到了地震信号，自动启动紧急停堆系统。大约30分钟后，反应堆都实现了自动停堆，进入次临界状态。至此，核电站处于安全状态，这也说明核电站成功抵抗住了9级地震的冲击。

停堆之后的反应堆还需要不断地供冷却水来冷却堆芯的余热，这样才能确保反应堆的绝对安全。大约停堆1个小之后，地震震毁了输电塔，核电站失去了外部电源，用于冷却堆芯余热的水泵停了。这时，启动应急柴油机启动，供电给水泵进行冷却堆芯余热。

应急柴油机启动50分钟后，核电站遭到海啸袭击，高达15米的海啸把两台应急柴油机淹没，核电站的最后一道防线失效了。在应急柴油机失效之后，核电站场内还配有紧急备用电池（UPS），UPS可以供应8个小时的电力。在这8小时的时间里，抢险人员的任务就是找到外来紧急电源来供给冷却堆芯余热使用。但是，很遗憾，东京电力公司的抢险人员没能完成这个任务。等到UPS电源用完之后，堆内的水慢慢被烧成水蒸气，然后就是燃料棒熔化，放射性物质开始释放。

反应堆燃料棒的包壳是一种锆合金，这种合金在高温下与水蒸气反应会产生氢气。福岛核电站反应堆内便发生了这种锆-水反应，产生大量氢气。当工作人员通过释放蒸汽来减少反应堆内的压力时，锆-水反应产生的蒸汽也随着水蒸气跑到厂房。氢气不断在厂房里汇集，到了一定浓度，便产生了氢气爆炸。福岛核电站是二十世纪70年代建造的核电站，它的厂房并不是严格意义上的安全壳，其建造标准远低于安全壳的要求。在这次氢气爆炸中，反应堆厂房被直接炸毁，这便是我们在电视上看到的爆炸画面。福岛核事故的爆炸和切尔诺贝利的爆炸是有本质区别的，切尔诺贝利核事故的爆炸是堆芯内部的蒸汽爆炸，放射性物质随着爆炸飞溅出来，而福岛核事故的爆炸是厂房内的氢气爆炸，就跟普通的煤气爆炸一样，危险程度并不是太很高。但氢气爆炸炸毁了反应堆厂房，使得厂房内的放射性物质泄漏到了环境中，造成了放射性泄漏事故，这便是这次爆炸带来的严重后果。

后续

福岛核事故的后果无疑是非常严重的，但令人欣慰的是这次事故中没有人员因为核辐射而死亡。在如此严重的核事故中，能够做到无人员伤亡，也从某个侧面反映出核电站的安全程度。在受辐射的人员中，按照今年1月份东电公司的统计，累积辐射剂量超过5毫西弗的人数约1.5万人，累积辐射剂量超过50毫西弗的约1751人，累积辐射剂量超过100毫西弗的约173人。1毫西弗是普通人一年内允许接受的辐射量，5毫西弗相当于接受一次CT检查的辐射量，50毫西弗是辐射相关工作人员一年内允许接受的辐射量，100毫西弗以下不会出现明显的组织损伤，工作人员在紧急情况下允许接受的辐射剂量限值是250毫西弗。

目前，福岛核电站内还有大量核污染水需要处理。日本政府默认是将这些废水排入到大海中，通过海水的流动来稀释污染水。这种做法，世界各国尤其是周边国家的反响都很激烈。最后究竟如何处理这些核污染的废水，目前还没有一个定论。

相比于切尔诺贝利事故，福岛核事故造成全球性的危害性远大于前者，日本政府似乎也已经付不起相关责任，希望相关国家一起协商解决问题。当前我国大部分现役以及在建的核反应堆，大多运用的是反应堆与发电轮机循环分离的压水堆，相较于沸水堆更复杂、成本高，但是更加安全，其中应急冷却装置不需要电力就能启动。但是发生事故的反应堆之前也被认为是绝对安全的，所以一但出现事故我们该如何应对，如何建立相关的安全机制甚至国家动员机制，正例反例都有。

中国压水堆核电站

不同于沸水堆核电站，中国使用的是压水堆核电站，这种核电站是将反应堆与冷却水分开进行，相比于沸水堆，压水堆更加安全可控，抗风险能力也大大提升。

截至2019年年底，全球总运行核电机组442台，核电总装机容量大392.4GW，年发电量约占全球年发电总量的10.5%。我国核电技术发展较晚，2008年核电发电量仅占全国电力供应总量的1.15%，2020年已逐步提高到4%以上，核电已成为我国电源结构的主要组成。

目前我国有47台运行核电机组、15台在建核电机组，在建核电机组量全球第一。世界最先进的三代核电首堆均在我国建设，并陆续实现并网发电，同时四代堆和聚变堆技术研发也在有序推进。

沸水堆与压水堆工作原理

沸水堆（Boiling Water Reactor）字面上来看就是采用沸腾的水来冷却核燃料的一种反应堆，其工作原理为：冷却水从反应堆底部流进堆芯，对燃料棒进行冷却，带走裂变产生的热能，冷却水温度升高并逐渐气化，最终形成蒸汽和水的混合物，经过汽水分离器和蒸汽干燥器，利用分离出的蒸汽推动汽轮进行发电。

压水堆（Pressurized Water Reactor）字面上看就是采用高压水来冷却核燃料的一种反应堆，其工作原理为：主泵将120～160个大气压的一回路冷却水送入堆芯，把核燃料放出的热能带出堆芯，而后进入蒸汽发生器，通过传热管把热量传给二回路水，使其沸腾并产生蒸汽；一回路冷却水温度下降，进入堆芯，完成一回路水循环；二回路产生的高压蒸汽推动汽轮机发电，再经过冷凝器和预热器进入蒸汽发生器，完成二回路水循环。中国建成和在建共有13台核电机组，除秦山三期采用CANDU堆技术，山东荣成采用高温气冷堆，其余均为压水堆。

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压水堆核电站示意图

沸水堆与压水堆共同点

沸水堆和压水堆都是属于轻水堆，两者都使用低浓铀燃料，采用轻水作为冷却剂和慢化剂，沸水堆系统比压水堆简单，特别是省去了蒸汽发生器；燃料都是以组件的形式在堆芯排布，组件由栅格排布的燃料栅元组成，燃料栅元由燃料芯块、包壳构成；燃料放置于压力容器当中，外面有安全壳，具备包壳、压力边界、安全壳三重防泄露屏障；沸水堆和压水堆的发电部分功能也都一样。

沸水堆与压水堆的主要区别

沸水堆采用一个回路，压水堆有两个回路；沸水堆由于堆芯顶部要安装汽水分离器等设备，故控制棒需从堆芯底部向上插入，控制棒为十字形控制棒，压水堆为棒束型控制棒，从堆芯顶部进入堆芯；沸水堆具有较低的运行压力（约为70个大气压），冷却水在堆内以汽液形式存在，压水堆一回路压力通常达150个大气压，冷却水不产生沸腾。

压水堆相对沸水堆的优势

沸水堆控制棒从堆芯底部引入，因此发生“在某些事故时控制棒应插入堆芯而因机构故障未能插入”的可能性比压水堆大，即在停堆过程中一旦丧失动力，就会停在中间某处，最终可能导致临界事故发生；而压水堆的控制棒组件安装在堆芯上部，如果出现机械或者电气故障，控制棒可以依靠重力落下，一插到底，阻断链式反应。另外，对于控制棒向上引入的反应堆，其堆芯上部的功率高于底部，当反应堆丧失冷却后，会导致产生热量大的地方带走热量少，上部的燃料发生熔毁的概率增加。

沸水堆遇紧急情况停堆，冷却动力丧失时，燃料温度增加，冷却水逐渐气化，回路压力增加，必须进行释压处理，则会导致带有放射性的气体进入大气，同时还需要起用备用电源进行主动地注水冷却；压水堆冷却动力丧失时，可以用应急水泵对蒸汽发生器进行喷淋，并调节稳压器压力，保证一回路不出现局部沸腾，依靠一二回路的温差实现自然循环，让堆芯慢慢退热。新的三代压水堆在设计上拥有非能动性或称自主能动性安全冷却体系，拥有类似水塔性质的蓄水，至于安全壳上层，可以依靠重力完成注入冷却水实现冷却；另外堆芯有排气管道开放外界，压力可以得到控制。而福岛为被动能动型冷却体系，所以堆芯温度在停堆后要依靠柴油发电机发电启动，在柴油发电机无法启动的情况下，导致温度失控。

沸水堆与压水堆不同之处在于沸水堆没有蒸汽发生器，一回路水通过堆芯加热变成约285℃的蒸汽并直接引入汽轮机，因此常规岛布置有一回路的冷却剂管道，管道失效可能引起冷却剂泄漏。压水堆的一回路和蒸汽系统通过蒸汽发生器分隔开，而且蒸汽发生器安置在安全壳内，只要蒸汽发生器完整，放射性物质不会释放到环境中，即使蒸汽发生器故障破损，利用安全壳贯穿件关闭，放射性物质也不会释放到环境中。

沸水堆压力远低于压水堆压力，因此在系统设备、管道、泵、阀门等的耐高压方面的要求低于压水堆。压水堆由于压力高，且多了蒸汽发生器、稳压器等设备，技术性能要求及造价都要高许多。但正是由于压水堆一、二回路将放射性冷却剂分开，因此安全性高于沸水堆。

中国核电材料创新成果

2004年前我国百万千瓦压水堆核岛主设备材料全部依赖进口，2006年我国引进世界最先进三代压水堆，外方不转让核岛主设备材料技术。为此国家重大科技专项设立核岛关键材料研究课题，由钢铁研究总院联合冶金和机械行业龙头企业开展技术攻关，取得了以下重大科技创新：

（1）创新研发压力容器SA508-3cl.1大锻件（300-600吨级钢锭）低温韧性提升和组织性能均匀性控制技术。发现了影响低温韧性的物理冶金机理，采用低碳高锰、严控锰/碳及氮/铝比，改进多包合浇和热过程工艺，获得了低偏析、高韧性、高均匀性大锻件，占领国内市场；

（2）首次形成蒸发器高强SA508-3cl.2大锻件消应力退火后强韧性匹配控制技术。发现硅、磷偏聚和组织粗化是韧性降低主因，发明低硅控铝钢冶炼浇注新工艺，获得高纯均质大钢锭；研制大锻件材料研究装置，创新组合热处理工艺，获得了高强高韧大锻件，占领国内市场；

（3）率先掌握整锻316LN大锻件锻造开裂和晶粒度控制技术，成功研制世界首批异形整锻主管道大锻件（100吨级钢锭），创新管道内孔套料和冷弯技术，实现整锻主管道批量生产，占领市场，国外尚无产品；

（4）率先成功研制世界首批三代核电堆内压紧弹簧F6NM马氏体不锈钢大型环锻件，实现批量生产，占领市场，国外尚无产品；

（5）创新高精控碳超纯冶炼、无缺陷热挤压、超长薄壁直管高信噪比公差一致性控制、在线脱脂、和U形弯管技术及其装备，自主集成全流程生产线，我国首次实现蒸发器690U传热管批量制造，大批量替代进口。十余年来联合研究团队获授权专利等51项（其中发明专利25项），形成企业技术秘密72项，修订国家标准2项和行业标准11项（与世界先进核电标准完全接轨），技术创新工作填补了国内外核岛主设备材料技术空白，实现了我国压水堆核岛主设备材料技术的自主化，显著提升了国家高端装备制造业核心能力。项目实施后，SA508-3大锻件市场占有率从零到90%，316LN主管道和F6NM环锻件市场占有率从无到100%，690U管市场占有率从零到45%，产品占领国内市场，深刻改变了国际市场格局，主导了核岛主设备材料市场定价权，使我国核岛主设备采购价降低60%，核电工程单位造价降低30%。

中国核压力容器用钢

核压力容器是压水堆核电站核岛的关键主设备，是放射性一回路压力边界，由大型锻件环形焊接而成，要求在高温、高压、辐照、腐蚀环境下可稳定运行60年以上。2006年以前，我国百万千瓦压水堆核电站核岛用大锻件全部依赖进口，而且引进AP1000核电技术时国外明确规定“大型锻件制造技术”不在转让序列，我国只能自主创新研制。材料国产化是实现核电技术自主化的基础“十二五”期间国家设立“大型先进压水堆核电站”国家科技重大专项，经过两个“五年计划”的攻关我国已完全实现三代核电技术所需大型锻件的国产化和自主化。

核压力容器用钢的发展过程

核压力容器用钢最初选用245MPa级（屈服强度，下同）C-Mn或Mn-Mo系碳钢，包括A201、A212板材和A105、A182锻件；然而，由于特厚板材的高温强度及韧性不足，此类碳钢很快被345MPa级Ni-Cr-Mo系低合金钢取代，包括A302B、A533B板材和A336、A508-2锻件；此后，锻件逐渐取代板材成为核压力容器的首选，但在使用过程中不断发现A508-2锻件堆焊层下存在裂纹，故345MPa级Mn-Ni-Mo系低合金钢A508-3被成功开发并广泛应用至今。根据核压力容器大型一体化设计和高韧性要求，当压力容器壁厚超过300.0mm时，A508-3钢大锻件难以满足低温韧性和均质性要求，同时A508-3钢大型复杂锻件的制造和储运已达到我国工业能力极限。为此，具有高淬透性和高强韧性的新一代核压力容器用钢——585MPa级A508-4N钢被成功开发，用其制造的核压力容器的壁厚将降低30%左右。

图核压力容器用钢的发展过程

中国核压力容器用钢及其制造技术的挑战

1大型一体化设计

基于压水堆核电安全性和经济性提升，核压力容器已由早期的板焊结构发展为现在的大型一体化锻件结构，完全消除了纵焊缝且环焊缝数量也大幅减少，如下图所示。三代核电技术AP1000的核压力容器仅由上封头、法兰接管段、堆芯筒体、下封头４个大型一体化锻件组成。

核压力容器结构设计变化

华龙一号

2高安全长寿期运行

为提高压水堆核电站的经济性，核电站的服役寿命不断延长，由最初的20年设计寿命延长至40年。目前，在役运行的压水堆核电站大多设计寿命为40年，三代先进压水堆核电站如AP1000、EPR、华龙一号、国和一号等设计寿命为60年。此外，我国目前正在论证具有80年设计寿命的三代核电技术的可行性。

3核压力容器用钢的高淬透性、高强韧化

核压力容器的“大型一体化设计”和“高安全长寿期运行”要求核压力容器用钢具有高的淬透性和强韧性。高淬透性是核压力容器大型锻件组织性能均匀性的基本保障，高强度可以降低锻件壁厚及其制造难度和成本。高安全长寿期要求核压力容器用钢具有更高的初始韧性储备，尤其要求其在长期服役过程中表现出较低的脆化效应。

影响未来中国核电发展的关键技术

中国是一个能源消费大国，依照目前的能源利用技术，可再生能源的发展无法短时间实现很大的能源结构改变，而核电作为已经成熟的清洁能源，其高效性、经济性的特点是快速实现中国能源优化、可持续性发展的首选。

智慧核电是未来核电的发展趋势，其目的是保障核电站安全、经济、高效的运营，将核电建设和运营的全过程数据化集中管理，整合各方数据资源，实现实体核电站与数字化核电站在状态、模型、参数的动态同步、虚实互动和协同演化，将核电站实际系统流程、生产运营等可视化管理，降低核电系统局部状态的不确定性，实现核电系统的智能辐射防护监控、智能巡检、智能设备管理、数据存储等智能管控，打造一个数字化管理大平台，还包括先进无损检测新方法、高精定量在役检测技术等关键技术和应用的研究。核电领域的智慧化应用，将有助于提高核电系统及设备的安全性、可靠性，提高核电站管理效率和经济性，减少人员辐照剂量，为核电站严重事故处理和退役创造更好的技术条件。同时，通过物联网、互联网将核电与中国其他能源进行深度融合，进一步扩展能源开发应用空间，对能源结构调整、资源利用和经济增长都有积极的作用。

参考资料：

[1] 中国科学院上海应用物理研究所。《浅谈沸水堆与压水堆》

[2] 刘正东《钢铁材料及其制造技术助力我国核电事业从跟随到领先》

[3] 何西扣。刘正东。《中国核压力容器用钢及其制造技术进展》

[3] 北极星电力网

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