Diablo Canyon 核電站：華夏公益教科書/被動核安全

被動核安全是核反應堆的一種安全特性，它不需要操作員操作或電子反饋就能在特定型別的緊急情況下安全地關閉（通常是由於冷卻劑損失事故|冷卻劑損失或冷卻劑流量損失而導致的過熱）。此類反應堆往往更依賴於元件的工程設計，使其根據已知的物理定律預測的行為會在這種情況下減緩而不是加速核反應。這與一些老式反應堆的設計形成對比，在這些設計中，反應的自然趨勢是在溫度升高時迅速加速，因此需要電子反饋或操作員觸發的干預來防止反應堆損壞。

術語

將反應堆稱為“被動安全”更像是描述維持一定安全程度的策略，而不是描述安全程度。採用被動安全系統的反應堆是否被認為安全或危險，將取決於用於評估安全級別的標準。話雖如此，現代反應堆設計一直專注於提高被動安全的程度，因此大多數被動安全設計都整合了主動和被動安全系統，使其比老式裝置安全得多。可以說，與之前的設計相比，它們“相對安全”。

反應堆供應商喜歡稱他們的新一代反應堆為“被動安全”，但這一術語在公眾認知中有時會與“固有安全”混淆。務必理解，不存在“被動安全”的反應堆或“被動安全”的系統，只有“被動安全”的安全系統元件存在。安全系統用於在發生預期執行事件或事故時，在工廠偏離正常執行條件的情況下保持對工廠的控制，而控制系統用於在正常執行條件下操作工廠。有時一個系統會同時兼具這兩個功能。被動安全指的是安全系統元件，而固有安全指的是控制系統過程，無論是否存在特定於安全性的子系統。

以具有“被動安全”元件的安全系統為例，讓我們考慮核反應堆的隔離層。“被動安全”元件是混凝土牆和鋼襯裡，但為了完成其使命，必須執行主動系統，例如確保通往隔離層外部的管道關閉的閥門、反應堆狀態對外部儀表和控制工程|控制（儀表|I&C）的反饋，這兩者可能都需要外部電源才能執行。

國際原子能機構 (IAEA) 根據系統不使用什麼 對元件的“被動安全”程度進行了 A 到 D 類別的分類。

1. 無移動工作流體
2. 無移動機械部件
3. 無“智慧”訊號輸入
4. 無外部電源輸入或力

A 類（1+2+3+4）是燃料包殼，它不使用這些：它始終封閉，將燃料和裂變產物保持在內部，並且在到達後處理廠之前不會開啟。B 類（2+3+4）是增壓線，它將熱管連線到增壓器，並幫助控制壓水堆主迴路的壓力，在完成其使命時使用移動的工作流體。C 類（3+4）是蓄能器，它不需要“智慧”訊號輸入或外部電源。一旦主迴路的壓力下降到彈簧載入的蓄能器閥門的設定點以下，閥門就會開啟，壓縮氮氣將水注入主迴路。D 類（僅 4）是 SCRAM，它利用移動的工作流體、移動的機械部件和“智慧”訊號輸入，但不使用外部電源或力：一旦控制棒從其磁性夾具中釋放，它們就會在重力的作用下下降。但核安全工程永遠不會那麼簡單：一旦釋放，控制棒可能無法完成其使命：它可能會由於地震條件或堆芯結構變形而卡住。這表明，儘管它是一個被動安全系統並且已正確啟動，但它可能無法完成其使命。核工程師已經考慮到了這一點：通常，只有一部分下降的控制棒是必要的來關閉反應堆。在幾乎所有核電站都可以找到具有被動安全元件的安全系統樣本：隔離層、壓水堆中的水力蓄能器或沸水堆中的壓力抑制系統。

在大多數關於下一代反應堆中“被動安全”元件的文字中，關鍵問題是，安全系統不需要泵來完成其使命，並且所有系統中的主動元件（通常是儀表|I&C 和閥門）都使用電池提供的電力。

IAEA 明確使用以下警告語

… 被動性並不等同於可靠性或可用性，更不等於安全特性得到保證的充分性，儘管可以透過被動設計更容易地抵消一些可能對效能不利的影響（公眾認知）。另一方面，採用可變控制的主動設計可以更精確地完成安全功能；這在事故管理條件下可能特別令人滿意。

核反應堆響應特性，如溫度係數#溫度係數的反應性|溫度係數的反應性和空隙係數的反應性通常分別指的是中子慢化劑熱傳遞過程的熱力學和相變響應。熱傳遞過程具有負空隙係數反應性的反應堆被稱為具有固有安全過程特徵。操作故障模式可能潛在地改變過程，使此類反應堆變得不安全。

反應堆可以配備液壓安全系統元件，該元件響應慢化劑和冷卻劑的流出壓力增加而增加冷卻劑（特別是水）的流入壓力，而無需控制系統干預。此類反應堆將被描述為配備了這種被動安全元件，該元件可以（如果這樣設計）在反應堆中產生負空隙係數的反應性，無論其安裝的反應堆的操作特性如何。該特徵僅在響應速度快於新出現的（蒸汽）空隙以及反應堆元件能夠承受更高的冷卻劑壓力的情況下才有效。配備這兩種安全特徵的反應堆（如果設計為相互作用）是聯鎖|安全聯鎖的一個例子。更罕見的執行故障模式可能使這兩種安全特徵都失效，並降低反應堆的整體相對安全性。

執行中的被動安全示例

傳統的反應堆安全系統是主動的，因為它們涉及按命令系統進行的電氣或機械操作（例如，高壓水泵）。但一些工程化的反應堆系統完全被動執行，例如使用壓力洩放閥來管理過壓。仍然需要並行冗餘系統。組合的固有和被動安全只依賴於物理現象，例如壓差、對流、重力或材料對高溫的自然響應來減緩或關閉反應，而不依賴於工程元件（例如高壓水泵）的功能。

目前的壓水堆和沸水堆是設計了某種被動安全特性的系統。在過功率情況下，隨著核反應堆堆芯中的水沸騰，會形成蒸汽氣泡。這些蒸汽空隙中子慢化劑|慢化較少的中子，導致反應堆內部的功率水平降低。BORAX 實驗和 SL-1 熔燬事故證明了這一原理。

如果反應堆的設計在所有執行模式下，在特定故障情況下，其固有安全的流程直接提供被動安全元件，則通常將其描述為對該故障條件的相對安全。^[1] 但是，大多數當前的水冷和慢化反應堆在緊急停堆時，如果沒有過程熱傳遞或主動冷卻系統，就無法去除殘餘的產熱和衰變熱。換句話說，雖然固有安全熱傳遞過程在執行模式“開啟”時提供被動安全元件以防止過度熱量，但相同的固有安全熱傳遞過程在執行模式“關閉（緊急停堆）”時不提供被動安全元件。三哩島事故暴露出這種設計缺陷：反應堆和蒸汽發生器都處於“關閉”狀態，但在冷卻劑丟失的情況下，它仍然遭受了部分熔燬。^[2]

第三代反應堆|第三代設計透過整合被動或固有安全特徵，改進了早期設計。^[3] 這些特徵不需要主動控制或（人工）操作干預，就能在發生故障的情況下避免事故，並且可能依賴於壓差、重力、自然對流或材料對高溫的自然反應。

在某些設計中，快中子增殖反應堆的核心浸沒在LMFBR|液態金屬池中。如果反應堆過熱，金屬燃料和包殼的熱膨脹會導致更多中子從核心逃逸，核鏈式反應將無法維持。大量的液態金屬也充當熱匯，即使正常冷卻系統發生故障，也能吸收來自核心的衰變熱。

球床反應堆是一個例子，它展示了一種固有安全的流程，該流程也能為所有執行模式提供被動安全元件。隨著燃料溫度的升高，多普勒展寬會增加中子被鈾-238|U-238原子捕獲的機率。這減少了中子被鈾-235|U-235原子捕獲並引發裂變的可能性，從而降低了反應堆的功率輸出，並在燃料溫度上設定了固有的上限。燃料球的幾何形狀和設計提供了重要的被動安全元件。

單流體氟化熔鹽反應堆的特點是，裂變性、可育性和錒系放射性同位素與氟化物冷卻劑以分子鍵的形式存在。分子鍵提供了一種被動安全特徵，即冷卻劑丟失事件對應於燃料丟失事件。熔融氟化物燃料本身無法達到臨界狀態，只有在新增中子反射體（如熱解石墨）後才能達到臨界狀態。燃料的密度較高，^[4] 以及額外的低密度FLiBe氟化物冷卻劑（不含燃料），提供了一個浮動層被動安全元件，其中從控制棒或浸沒基質中脫落的低密度石墨在機械故障期間不會導致臨界狀態。反應堆液體的重力驅動排水提供了被動安全元件。

一些反應堆，如LMFBR|液態金屬和熔鹽反應堆|熔鹽變體，使用釷-232釷燃料迴圈|燃料，這種燃料在自然界中比鈾同位素更豐富，不需要濃縮。鈾燃料迴圈中濃縮的困難為防止核擴散提供了一種被動安全元件。釷-232的中子俘獲透過中子敲出效應，同時生成可裂變的鈾-233和微量的鈾-232。鈾-232的中子截面和衰變產物使設計複雜化，如果將其製成核武器，還會損壞電子裝置，儘管“茶壺行動”證明了其可能性。目前認為，鈾-233與鈾-232的分離是不可能的，這為防止核擴散提供了一個部分被動安全元件。

諸如SLOWPOKE和TRIGA之類的低功率池式反應堆已獲准在研究環境中進行無人值守操作，因為隨著富集鈾|低富集（19.75% U-235）鈾合金氫化物燃料溫度的升高，燃料中分子結合的氫會導致熱量傳遞到裂變中子，因為這些中子被彈出。^[5] 這種多普勒效應|多普勒頻移或光譜硬化^[6] 使熱量從燃料中更快地散發到整個池中，燃料溫度越高，確保燃料快速冷卻，同時保持比燃料低得多的水溫。快速、自分散、高效的氫-中子熱傳遞，而不是低效的放射性核素-水熱傳遞，確保燃料不會因事故而熔化。在鈾-鋯合金氫化物變體中，燃料本身也是化學耐腐蝕的，確保燃料分子在整個生命週期內具有可持續的安全效能。池子提供的廣闊水域和混凝土外殼，使高能中子能夠穿透，確保該過程具有高度的固有安全性。可以透過池子看到核心，並且可以對核心燃料元件進行直接驗證測量，便於全面監控並提供核不擴散安全性。燃料分子本身和池子的開闊空間都是被動安全元件。這些設計的高質量實現可以說是最安全的核反應堆。

使用被動安全特徵的反應堆示例

三哩島核電站#三哩島二號機組|三哩島二號機組無法阻止大約480 PBq的放射性惰性氣體釋放到環境中，以及大約120 kL的放射性汙染冷卻水從安全殼洩漏到鄰近的建築物中。TMI-2的導向閥設計為在將反應堆內部過高的壓力釋放到一個淬火槽後自動關閉。但是，該閥門發生機械故障，導致PORV淬火槽充滿，並且洩壓隔膜最終破裂進入安全殼。^[7] 安全殼集水坑的自動泵將汙染的水泵到安全殼外部。^[8] 一個帶淬火槽的工作PORV和一個獨立的安全殼帶集水坑，共同提供了兩層被動安全。不可靠的PORV使其設計的被動安全失效。工廠設計僅為PORV提供了一個開/關指示器，而不是單獨的開和關指示器。^[9] 這直接導致了PORV的機械可靠性無法確定，因此其被動安全狀態也無法確定。自動集水坑泵和/或集水坑容量不足，導致安全殼設計的被動安全失效。

臭名昭著的切爾諾貝利核電站切爾諾貝利災難|災難中使用的RBMK石墨慢化、水冷反應堆設計具有正空穴係數，並且硼控制棒安裝在電磁抓鬥上，用於反應速度控制。在控制系統可靠的程度上，這種設計確實具有相應程度的主動固有安全性。反應堆在低功率水平下是不安全的，因為錯誤的控制棒移動會產生反直覺的放大效應。切爾諾貝利4號反應堆使用手動起重機驅動的硼控制棒建造，這些控制棒的頂部是慢化劑物質石墨，這是一種中子反射體。它設計了一個緊急堆芯冷卻系統（ECCS），該系統依賴於電網電源或備用柴油發電機來執行。ECCS安全元件絕對不是被動的。該設計採用了一個部分安全殼，包括反應堆上部和下部的混凝土板（帶有管道和棒穿透）、一個充滿惰性氣體的金屬容器（用於使水冷的熱石墨遠離氧氣）、一個防火屋頂以及容器下方密封在二級水箱中的管道。屋頂、金屬容器、混凝土板和水箱都是被動安全元件的例子。切爾諾貝利核電站綜合體的屋頂由瀝青製成（違反設計），使其易燃。與三哩島事故不同的是，混凝土板和金屬容器都無法阻止Gasification|蒸汽、石墨和氧氣驅動的氫氣爆炸。水箱無法承受管道的高壓失效。被動安全元件的設計不足以滿足系統的安全要求。

通用電氣公司的ESBWR（經濟型簡化沸水堆，一種沸水堆|BWR）是一種據報道使用被動安全元件的設計。在發生冷卻劑丟失|冷卻劑丟失的情況下，三天內不需要操作人員採取任何行動。^[10]

西屋電氣公司的AP1000|AP-1000（“AP”代表“先進被動”）是一種據報道使用被動安全元件的設計。在發生事故的情況下，72小時內不需要操作人員採取任何行動。^[11]

積分快堆是一種由阿貢國家實驗室執行的快中子增殖反應堆。它是一種鈉冷反應堆，能夠在沒有SCRAM的情況下承受（冷卻劑）流量損失和散熱器損失。這在一系列安全測試中得到了驗證，在這些測試中，反應堆在沒有操作員干預的情況下成功關閉。該專案由於核擴散|擴散問題而被取消，因為它還沒有被複制到其他地方。

熔鹽反應堆實驗是由橡樹嶺國家實驗室執行的一種熔鹽反應堆。它是一種氟化物鹽冷卻反應堆，其中燃料分子也充當熔融氟化物鹽冷卻劑。它採用熱化學冷凍閥，其中熔融鹽透過哈氏合金-N鹽管道扁平部分的空氣冷卻至冰點以阻止流動。如果反應堆容器產生過熱或空氣冷卻失去電力，那麼燃料和冷卻劑可以透過熱化學方式滲透到閥門中，進入遠離中子反射器的排放罐，並在被動或主動水冷卻的途中變得亞臨界。 在測試過程中，觀察到約 6-10% 的計算的 54 居里|Ci/天（2.0 太貝克勒爾|TBq/天）氚產量從燃料系統擴散到安全殼大氣中，另外 6-10% 透過熱量去除系統進入空氣。 吸入 70 吉貝克勒爾|GBq 氚相當於成人劑量 3 西弗特|Sv ，預計其中 50% 的病例將在 30 天內死亡。氟化物鹽分子鍵被動安全元件未能阻止氚從裂變中產生，因此存在核擴散|擴散風險。氟化物鹽分子鍵未能阻止氚洩漏到安全殼中。

過去 10 年在美國執行的沸水反應堆|BWR 和壓水反應堆|PWR 機組已報告 42 次季度平均每天氚排放量超過 22 毫居里|mCi/天（70 吉貝克勒爾|GBq/天）的事件。 在 2001 年第一季度，帕洛維德核電站|帕洛維德 1 號機組平均每天釋放 9 居里|Ci/天（333 吉貝克勒爾|GBq/天）的氚氣。 水作為中子慢化劑的被動安全元件未能阻止過量的氚氣（含 2 箇中子的氫）從工廠中以氣體的形式釋放出來，以便用空氣稀釋而不是用水中稀釋的三重水。吸入氚的吸收率幾乎是攝入氚的兩倍。

外部連結

• 斯坦福大學