福島事故後：印度角核電站的未來？/被動核安全

被動核安全 是核反應堆的一種安全功能，在發生特定型別的緊急情況（通常是由於冷卻劑喪失事故|冷卻劑喪失或冷卻劑流動喪失導致的過熱）時，不需要操作員操作或電子反饋即可安全關閉。此類反應堆往往更多地依賴於元件的工程設計，以便它們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。這與一些較舊的反應堆設計形成對比，在這些設計中，反應的自然趨勢是在溫度升高的情況下迅速加速，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”更像是對維持一定安全程度的策略的描述，而不是對安全水平的描述。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水平的標準。也就是說，現代反應堆設計一直專注於增加被動安全，因此大多數被動安全設計都包含主動和被動安全系統，使其比舊的裝置安全得多。可以說，與之前的設計相比，它們“相對安全”。

反應堆供應商喜歡將他們新一代的反應堆稱為“被動安全”，但這一術語在公眾的認知中有時會與“固有安全”混淆。重要的是要理解，沒有“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的執行事故或事故的情況下，在裝置超出正常工況時保持裝置的控制，而控制系統用於在正常工況下操作裝置。有時一個系統會兼具兩種功能。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的子系統。

以帶有“被動安全”元件的安全系統為例，讓我們考慮一下核反應堆的隔離層。“被動安全”元件是混凝土牆和鋼襯裡，但為了完成其任務，必須執行主動系統，例如閥門，以確保通往隔離層外部的管道關閉，反應堆狀態反饋到外部儀表和控制工程|控制（儀表|I&C），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來對元件的“被動安全”程度進行分類，從 A 類到 D 類：

1. 沒有移動的工作流體
2. 沒有移動的機械部件
3. 沒有“智慧”訊號輸入
4. 沒有外部電源輸入或力

A 類 (1+2+3+4) 是燃料包殼，它不使用這些中的任何一個：它始終關閉，並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) 是增壓管，它將熱管連線到增壓器，並有助於控制壓水堆一次迴路的壓力，在完成其任務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。一旦一次迴路的壓力降至彈簧載入蓄能器閥門的設定點以下，閥門就會開啟，壓縮氮氣將水注入一次迴路。D 類 (僅 4) 是 SCRAM，它使用移動的工作流體、移動的機械部件和“智慧”訊號輸入，但不使用外部電源或力：一旦控制棒從磁性夾持器中釋放，它們就會在重力的驅動下下降。但是，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任務：它可能會因地震情況或變形堆芯結構而卡住。這表明，雖然這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任務。核工程師已經考慮到了這一點：通常只需要下降一部分控制棒就可以使反應堆停堆。在幾乎所有核電站中都可以找到帶有被動安全元件的安全系統的示例：安全殼、壓水堆中的液壓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任務，並且系統的所有主動元件（通常是儀表|I&C 和閥門）都使用來自電池的電力工作。

IAEA 明確使用了以下免責宣告：

... 被動性並不等同於可靠性或可用性，更不等於安全功能的可靠性，儘管被動設計可以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有利。

核反應堆響應特性，如溫度係數#溫度係數|溫度係數和空隙係數，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的操作特性的反應堆被稱為具有固有安全過程特徵。操作故障模式可能會改變該過程，使此類反應堆變得不安全。

反應堆可以配備一個液壓安全系統元件，該元件在慢化劑和冷卻劑的流出壓力增加時增加冷卻劑（尤其是水）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此類被動安全元件，該元件可以 - 如果設計如此 - 使反應堆具有負空隙係數，而不管其安裝的反應堆的操作特性如何。該功能只有在響應速度快於出現的（蒸汽）空隙並且反應堆元件能夠承受增加的冷卻劑壓力的情況下才會起作用。一個同時配備了兩種安全特徵的反應堆 - 如果設計為相互構造性地互動 - 是互鎖|安全互鎖的示例。更罕見的執行故障模式可能會使這兩種安全功能都變得毫無用處，並降低反應堆的整體相對安全性。

被動安全執行的示例

傳統的反應堆安全系統是主動的，因為它們涉及按指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地執行，例如，使用壓力釋放閥來管理超壓。仍然需要並聯冗餘系統。組合的固有和被動安全僅取決於物理現象，例如壓力差、對流、重力或材料對高溫的自然響應，以減緩或關閉反應，而不依賴於工程元件（例如高壓水泵）的功能。

目前壓水堆和沸水堆是設計了某種被動安全功能的系統。在發生過功率狀況時，當核反應堆堆芯中的水沸騰時，會形成蒸汽氣泡。這些蒸汽空隙中子慢化劑|使較少的中子慢化，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。

一個反應堆設計，其固有安全過程在所有執行模式中特定故障狀況下直接提供一個被動安全元件，通常被稱為對該故障狀況具有相對的失效安全性。 但是，大多數目前的用水冷卻和慢化反應堆，在緊急停堆後，無法在沒有過程熱傳遞或主動冷卻系統的情況下去除殘餘生產和衰變熱量。換句話說，雖然固有安全熱傳遞過程提供了被動安全元件，防止在“開”執行模式下過熱，但相同的固有安全熱傳遞過程沒有在“關（緊急停堆）”執行模式下提供被動安全元件。三里島事故暴露了這種設計缺陷：反應堆和蒸汽發生器都處於“關”狀態，但由於冷卻劑損失，它仍然發生了一次部分熔燬。

第三代反應堆|第三代設計透過加入被動或固有安全功能來改進早期設計 ，這些功能在發生故障的情況下不需要主動控制或（人工）干預以避免事故，並且可能依賴於壓力差、重力、自然對流或材料對高溫的自然響應。

在一些設計中，快增殖堆的堆芯浸沒在 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堆芯中逸出，核鏈式反應就無法持續下去。大量的液態金屬也充當熱沉，即使正常的冷卻系統發生故障，也能吸收來自堆芯的衰變熱量。

卵石床反應堆是具有固有安全過程的反應堆的一個例子，該過程也能夠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。這降低了中子被鈾 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，並對燃料溫度設定了一個固有的上限。燃料卵石的幾何形狀和設計提供了一個重要的被動安全元件。

單流體氟化熔鹽反應堆利用氟化物冷卻劑將裂變物質、可育物質和錒系放射性同位素結合在分子鍵中。這些分子鍵提供了一種被動安全特性，即冷卻劑損失事件對應於燃料損失事件。熔融氟化物燃料本身無法達到臨界狀態，只有在加入諸如熱解石墨之類的中子反射體後才能達到臨界狀態。燃料 的較高密度以及沒有燃料的額外低密度 FLiBe 氟化物冷卻劑提供了浮力層被動安全元件，其中從控制棒或浸沒矩陣斷裂的低密度石墨在機械故障期間不會引起臨界狀態。反應堆液體受重力驅動的排水提供了一個被動安全元件。

某些反應堆，例如 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，它比鈾同位素在自然界中更豐富，不需要富集。鈾燃料迴圈中富集的困難為防止核擴散提供了一個被動安全元件。釷-232 的中子俘獲透過中子敲除產生裂變物質鈾-233 和少量的鈾-232。鈾-232 的中子截面和衰變產物使設計複雜化，如果將其用於核武器，則會損壞電子裝置，儘管 “茶壺行動” 證明了其可能性。目前認為不可能將鈾-233 與鈾-232 隔離，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*執行，因為當富集鈾 | 低富集（19.75% U-235）鈾合金氫化物燃料的溫度升高時，燃料中分子鍵合的氫會導致熱量轉移到裂變中子，這些中子被彈出。 這種多普勒效應 | 多普勒位移或頻譜硬化 使燃料在整個池中更快速地消散熱量，燃料溫度升高越高，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融化。在鈾-鋯合金氫化物變體中，燃料本身也具有化學耐腐蝕性，確保燃料分子在其整個生命週期內具有可持續的安全效能。池中提供的廣闊的水域和混凝土包圍使高能中子能夠穿透，確保該過程具有高度的內在安全性。核心在池中可見，可以直接對核心燃料元件進行驗證測量，從而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。

使用被動安全特性的反應堆示例

三哩島核電站#三哩島第二號機組|三哩島第二號機組無法阻止約 480 PBq 的放射性惰性氣體釋放到環境中，以及約 120 kL 的放射性汙染冷卻水從圍阻體釋放到鄰近建築物中。TMI-2 的導向式安全閥旨在將反應堆內部的過度壓力釋放到淬火罐中後自動關閉。但是，閥門發生機械故障，導致 PORV 淬火罐充滿，並且安全閥最終破裂到圍阻體建築物中。 圍阻體建築物集水坑泵會自動將汙染水排放到圍阻體建築物外部。 具有淬火罐的工作 PORV 以及獨立的具有集水坑的圍阻體建築物提供了兩層被動安全。不可靠的 PORV 取消了其設計的被動安全性。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。 這使得 PORV 的機械可靠性直接無法確定，因此其被動安全狀態也無法確定。自動集水坑泵和/或不足的圍阻體集水坑容量取消了圍阻體建築物設計的被動安全性。

臭名昭著的切爾諾貝利核電站切爾諾貝利災難 | 災難中的 RBMK 石墨慢化、水冷反應堆的設計具有正空隙係數，並且使用電磁抓鉤上的硼控制棒來控制反應速度。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不安全，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 號反應堆是用手動起重機驅動的硼控制棒建造的，這些控制棒的頂端是中子反射體石墨。它被設計為具有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執行。ECCS 安全元件絕對不是被動的。該設計包含一個部分圍阻體，包括反應堆上方和下方的混凝土板 - 管道和棒穿透，一個惰性氣體填充的金屬容器，用於將氧氣與水冷熱的石墨隔離，一個防火屋頂，以及容器下方的管道密封在二次水填充的盒子裡。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是用瀝青製成的 - 與設計不符 - 導致其可燃。與三哩島事故不同，混凝土板和金屬容器都無法阻止*汽化* | 蒸汽、石墨和氧氣驅動的氫爆炸。水箱無法承受管道的高壓破壞。設計的被動安全元件不足以滿足系統的安全要求。

通用電氣公司的 ESBWR（經濟簡化沸水反應堆，一種沸水反應堆 | BWR）是一種據報道使用被動安全元件的設計。在冷卻劑損失 | 冷卻劑損失的情況下，不需要操作員操作三天。

西屋電氣公司的 AP1000 | AP-1000（“AP” 代表“高階被動”）是一種據報道使用被動安全元件的設計。在事故發生的情況下，不需要操作員操作 72 小時。

整體快堆是一種由阿貢國家實驗室執行的快中子增殖反應堆。它是一個鈉冷反應堆，能夠在沒有 SCRAM 的情況下承受（冷卻劑）流量損失和沒有 SCRAM 的散熱損失。這在一系列安全測試中得到了證明，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。該專案因核擴散 | 擴散問題而被取消，還沒有在其他地方被複制。

熔鹽反應堆實驗是橡樹嶺國家實驗室執行的一種熔鹽反應堆。它是一種氟化鹽冷卻的反應堆，其中燃料分子也充當熔融氟化鹽冷卻劑。它具有熱化學凍結閥，其中熔融鹽被空氣主動冷卻到冰點，在 Hastelloy-N 鹽管道扁平部分中阻止流動。如果反應堆容器產生過熱或如果電網電源無法供電給空氣冷卻，那麼燃料和冷卻劑可以透過熱化學方式穿透閥門進入排水罐，遠離中子反射體，在被動或主動水冷卻過程中變得亞臨界。 在測試過程中，觀察到大約 6-10% 的計算出的 54 居里 | Ci/天 (2.0 十億貝克勒爾 | TBq/天) 氚產量從燃料系統擴散到圍阻體室大氣中，另外 6-10% 進入空氣透過熱量去除系統。 吸入 70 十億貝克勒爾 | GBq 的氚相當於成年人劑量 3 西弗 | Sv ，其中 50% 的病例預計在 30 天內死亡。氟化鹽分子鍵被動安全元件未能防止氚的裂變產生，從而帶來了核擴散 | 擴散風險。氟化鹽分子鍵未能阻止氚洩漏到圍阻體中。

過去 10 年在美國運營的沸水反應堆 | BWR 和壓水反應堆 | PWR 艦隊報告了 42 次，每季度平均每天氚排放量超過 22 毫居里 | mCi/天 (70 十億貝克勒爾 | GBq/天)。 在 2001 年第一季度，帕洛維德核電站 | 帕洛維德一號機組平均每天釋放 9 居里 | Ci/天 (333 十億貝克勒爾 | 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 (具有 2 箇中子的氫) 從工廠釋放到空氣中進行稀釋，而不是用氚化水稀釋的水。吸入的氚的吸收率幾乎是攝入的氚的兩倍。

外部連結

• 斯坦福