從兩次7級核事故，看中國核電材料及技術
什麼是正空泡係數
美國——世界上第一座示範性受控裂變反應堆切爾諾貝利——壓力管式石墨慢化沸水反應堆核電站福島——單迴圈沸水堆核電站中國——加壓水慢化冷卻反應堆核電站（壓水堆核電站）
切爾諾貝利核事故
1986年4月25日，距離烏克蘭首府基輔130公里，距離切爾諾貝利18公里的切爾諾貝利核電站4號機組正在進行一次安全試驗。26日1時，工作人員為了達到試驗計劃的功率，將保證反應堆安全的控制棒提出，所提升的控制棒已經超出了執行規程的限制。儘管如此，試驗仍繼續進行。為了避免反應堆自動停堆，工作人員還切除了部分事故保護系統。
試驗開始後不久，反應堆功率急劇上升，冷卻劑溫度上升，出現閃蒸現象（即突然蒸發成水蒸氣）。冷卻劑閃蒸之後，反應堆內空泡增加，具有正空泡係數的石墨沸水堆功率急劇上升（據說是4s內增大了100倍）。所謂的正空泡係數表示的是堆內空泡越多，反應堆功率越大，這也就是這種反應堆的設計缺陷，現在法規要求反應堆的空泡係數必須為負值。這時，工作人員希望把控制棒插到堆芯裡，但是由於堆芯功率暴漲，溫度急劇上升，導致了控制棒管道變形，控制棒無法插入堆芯。至此，反應堆已經進入了失控狀態。
反應堆進入失控狀態，堆芯功率迅速增加，燃料棒開始熔化，堆內蒸汽壓力瞬間暴漲，最後導致了一場蒸汽爆炸。蒸汽爆炸破壞了反應堆的頂蓋，並把反應堆廠房屋頂炸燬。切爾諾貝利核電站沒有設計安全殼，當時對於安全殼的必要性還存在爭議，美國人認為需要，蘇聯人認為不需要。所以，反應堆廠房被炸燬意味著所有放射性全部釋放到環境中，這就形成了歷史上最嚴重的放射性物質洩漏事故。這個過程說起來不短，但實際上整個過程只有8分鐘，工作人員根本還沒有時間進行搶救。
反應堆內的蒸汽爆炸導致廠房損壞，放射性物質直衝雲霄，四處飛濺。而更為雪上加霜的是，從反應堆內濺射出來的高溫核燃料和石墨與氧氣接觸，引起了石墨火。火花隨著放射性物質濺落到核電站的各個廠房，引起了30多處的大火。即是放射性物質釋放，又是大火災，人類史上最嚴重的工業事故就這樣發生了。
後續
事故發生後，蘇聯立即調動60萬的搶救大軍，分空、陸和地三路封鎖核電站的輻射源。搶險的第一步，是終止反應堆內的裂變反應。但是反應堆處於炎炎大火之中，搶險人員根本無法靠近。於是，蘇聯政府調動了最頂尖的飛行員，駕駛直升機運送士兵，從空中投下沙包和硼酸。沙包用來熄滅火焰，硼酸用來終止裂變反應。在投了2000噸的硼酸和沙包之後，反應堆內的裂變反應終於停止了。但是，這樣的搶救方式付出的代價是慘重的。當時在反應堆上方的輻射值已遠遠超過致命輻射值的，飛行員和士兵在沒有任何防護措施的情況下在反應堆上方徒手空投沙包，必然受到了大量的輻射。
空中任務只是把大火熄滅，把裂變反應終止，但事故還沒有停止。反應堆內的熔化燃料形成了溫度極高的熔融物。這些熔融物把地面上的水泥板燒裂，並繼續往下侵蝕。而地底下是供應全國的地下水，一旦地下水受到核汙染，後果就更加不可控制了。於是，蘇聯政府派出了一萬名曠工和共青團員開始挖地道，他們的任務是挖出一條隧道通到反應堆底部，用水泥把下面填滿，以阻止熔融物往下侵蝕。這些挖隧道的人員也是沒有任何防護措施，同樣受到了難以計量的輻射劑量。
但更為難以想象的事情還在地面上。反應堆中帶有放射性的石墨塊被炸得到處都是，這些放射性石墨塊必須扔回到反應堆裡，以減少放射性的釋放。這些工作本來應該是由機器人完成的，但由於現場輻射太高，機器人沒過多久就報廢了。蘇聯政府只好派出士兵來完成這個任務。3400多名士兵每45秒換一人，輪番衝上廠房屋頂將石墨扔回反應堆，每人只能鏟兩鏟。當然，這些士兵也是沒有任何防護措施的。最後，切爾諾貝利核電站終於被一個由水泥澆築而成的蓋子封鎖住了。這就像給核電站造一個水泥的棺材一樣永久地將其封住，這個水泥蓋子也被稱為“石棺”。
自從1986年發生核洩漏後，這片區域的輻射量相當於400枚美國向廣島投放的原子彈。切爾諾貝利所在的2600平方公里也一直被封鎖，到現在已經34年了。
核洩漏汙染區域示意圖
福島核事故
2011年3月11日14時16分，日本東北部太平洋海域發生9級地震。位於東京東北270公里處的福島核電站檢測到了地震訊號，自動啟動緊急停堆系統。大約30分鐘後，反應堆都實現了自動停堆，進入次臨界狀態。至此，核電站處於安全狀態，這也說明核電站成功抵抗住了9級地震的衝擊。
停堆之後的反應堆還需要不斷地供冷卻水來冷卻堆芯的餘熱，這樣才能確保反應堆的絕對安全。大約停堆1個小之後，地震震毀了輸電塔，核電站失去了外部電源，用於冷卻堆芯餘熱的水泵停了。這時，啟動應急柴油機啟動，供電給水泵進行冷卻堆芯餘熱。
應急柴油機啟動50分鐘後，核電站遭到海嘯襲擊，高達15米的海嘯把兩臺應急柴油機淹沒，核電站的最後一道防線失效了。在應急柴油機失效之後，核電站場內還配有緊急備用電池（UPS），UPS可以供應8個小時的電力。在這8小時的時間裡，搶險人員的任務就是找到外來緊急電源來供給冷卻堆芯餘熱使用。但是，很遺憾，東京電力公司的搶險人員沒能完成這個任務。等到UPS電源用完之後，堆內的水慢慢被燒成水蒸氣，然後就是燃料棒熔化，放射性物質開始釋放。
反應堆燃料棒的包殼是一種鋯合金，這種合金在高溫下與水蒸氣反應會產生氫氣。福島核電站反應堆內便發生了這種鋯-水反應，產生大量氫氣。當工作人員透過釋放蒸汽來減少反應堆內的壓力時，鋯-水反應產生的蒸汽也隨著水蒸氣跑到廠房。氫氣不斷在廠房裡彙集，到了一定濃度，便產生了氫氣爆炸。福島核電站是二十世紀70年代建造的核電站，它的廠房並不是嚴格意義上的安全殼，其建造標準遠低於安全殼的要求。在這次氫氣爆炸中，反應堆廠房被直接炸燬，這便是我們在電視上看到的爆炸畫面。福島核事故的爆炸和切爾諾貝利的爆炸是有本質區別的，切爾諾貝利核事故的爆炸是堆芯內部的蒸汽爆炸，放射性物質隨著爆炸飛濺出來，而福島核事故的爆炸是廠房內的氫氣爆炸，就跟普通的煤氣爆炸一樣，危險程度並不是太很高。但氫氣爆炸炸燬了反應堆廠房，使得廠房內的放射性物質洩漏到了環境中，造成了放射性洩漏事故，這便是這次爆炸帶來的嚴重後果。
後續
福島核事故的後果無疑是非常嚴重的，但令人欣慰的是這次事故中沒有人員因為核輻射而死亡。在如此嚴重的核事故中，能夠做到無人員傷亡，也從某個側面反映出核電站的安全程度。在受輻射的人員中，按照今年1月份東電公司的統計，累積輻射劑量超過5毫西弗的人數約1。5萬人，累積輻射劑量超過50毫西弗的約1751人，累積輻射劑量超過100毫西弗的約173人。1毫西弗是普通人一年內允許接受的輻射量，5毫西弗相當於接受一次CT檢查的輻射量，50毫西弗是輻射相關工作人員一年內允許接受的輻射量，100毫西弗以下不會出現明顯的組織損傷，工作人員在緊急情況下允許接受的輻射劑量限值是250毫西弗。
目前，福島核電站內還有大量核汙染水需要處理。日本政府預設是將這些廢水排入到大海中，透過海水的流動來稀釋汙染水。這種做法，世界各國尤其是周邊國家的反響都很激烈。最後究竟如何處理這些核汙染的廢水，目前還沒有一個定論。
相比於切爾諾貝利事故，福島核事故造成全球性的危害性遠大於前者，日本政府似乎也已經付不起相關責任，希望相關國家一起協商解決問題。當前我國大部分現役以及在建的核反應堆，大多運用的是反應堆與發電輪機迴圈分離的壓水堆，相較於沸水堆更復雜、成本高，但是更加安全，其中應急冷卻裝置不需要電力就能啟動。但是發生事故的反應堆之前也被認為是絕對安全的，所以一但出現事故我們該如何應對，如何建立相關的安全機制甚至國家動員機制，正例反例都有。
中國壓水堆核電站
不同於沸水堆核電站，中國使用的是壓水堆核電站，這種核電站是將反應堆與冷卻水分開進行，相比於沸水堆，壓水堆更加安全可控，抗風險能力也大大提升。截至2019年年底，全球總執行核電機組442臺，核電總裝機容量大392.4GW，年發電量約佔全球年發電總量的10.5%。我國核電技術發展較晚，2008年核電發電量僅佔全國電力供應總量的1.15%，2020年已逐步提高到4%以上，核電已成為我國電源結構的主要組成。目前我國有47臺執行核電機組、15臺在建核電機組，在建核電機組量全球第一。世界最先進的三代核電首堆均在我國建設，並陸續實現併網發電，同時四代堆和聚變堆技術研發也在有序推進。
沸水堆與壓水堆工作原理
沸水堆（Boiling Water Reactor）字面上來看就是採用沸騰的水來冷卻核燃料的一種反應堆，其工作原理為：冷卻水從反應堆底部流進堆芯，對燃料棒進行冷卻，帶走裂變產生的熱能，冷卻水溫度升高並逐漸氣化，最終形成蒸汽和水的混合物，經過汽水分離器和蒸汽乾燥器，利用分離出的蒸汽推動汽輪進行發電。
壓水堆（Pressurized Water Reactor）字面上看就是採用高壓水來冷卻核燃料的一種反應堆，其工作原理為：主泵將120～160個大氣壓的一回路冷卻水送入堆芯，把核燃料放出的熱能帶出堆芯，而後進入蒸汽發生器，透過傳熱管把熱量傳給二回路水，使其沸騰併產生蒸汽；一回路冷卻水溫度下降，進入堆芯，完成一回路水迴圈；二回路產生的高壓蒸汽推動汽輪機發電，再經過冷凝器和預熱器進入蒸汽發生器，完成二回路水迴圈。中國建成和在建共有13臺核電機組，除秦山三期採用CANDU堆技術，山東榮成採用高溫氣冷堆，其餘均為壓水堆。
壓水堆核電站示意圖
壓水堆核電站示意圖
沸水堆與壓水堆共同點
沸水堆和壓水堆都是屬於輕水堆，兩者都使用低濃鈾燃料，採用輕水作為冷卻劑和慢化劑，沸水堆系統比壓水堆簡單，特別是省去了蒸汽發生器；燃料都是以元件的形式在堆芯排布，元件由柵格排布的燃料柵元組成，燃料柵元由燃料芯塊、包殼構成；燃料放置於壓力容器當中，外面有安全殼，具備包殼、壓力邊界、安全殼三重防洩露屏障；沸水堆和壓水堆的發電部分功能也都一樣。
沸水堆與壓水堆的主要區別
沸水堆採用一個迴路，壓水堆有兩個迴路；沸水堆由於堆芯頂部要安裝汽水分離器等裝置，故控制棒需從堆芯底部向上插入，控制棒為十字形控制棒，壓水堆為棒束型控制棒，從堆芯頂部進入堆芯；沸水堆具有較低的執行壓力（約為70個大氣壓），冷卻水在堆內以汽液形式存在，壓水堆一回路壓力通常達150個大氣壓，冷卻水不產生沸騰。
壓水堆相對沸水堆的優勢
沸水堆控制棒從堆芯底部引入，因此發生“在某些事故時控制棒應插入堆芯而因機構故障未能插入”的可能性比壓水堆大，即在停堆過程中一旦喪失動力，就會停在中間某處，最終可能導致臨界事故發生；而壓水堆的控制棒元件安裝在堆芯上部，如果出現機械或者電氣故障，控制棒可以依靠重力落下，一插到底，阻斷鏈式反應。另外，對於控制棒向上引入的反應堆，其堆芯上部的功率高於底部，當反應堆喪失冷卻後，會導致產生熱量大的地方帶走熱量少，上部的燃料發生熔燬的機率增加。
沸水堆遇緊急情況停堆，冷卻動力喪失時，燃料溫度增加，冷卻水逐漸氣化，迴路壓力增加，必須進行釋壓處理，則會導致帶有放射性的氣體進入大氣，同時還需要起用備用電源進行主動地注水冷卻；壓水堆冷卻動力喪失時，可以用應急水泵對蒸汽發生器進行噴淋，並調節穩壓器壓力，保證一回路不出現區域性沸騰，依靠一二回路的溫差實現自然迴圈，讓堆芯慢慢退熱。新的三代壓水堆在設計上擁有非能動性或稱自主能動性安全冷卻體系，擁有類似水塔性質的蓄水，至於安全殼上層，可以依靠重力完成注入冷卻水實現冷卻；另外堆芯有排氣管道開放外界，壓力可以得到控制。而福島為被動能動型冷卻體系，所以堆芯溫度在停堆後要依靠柴油發電機發電啟動，在柴油發電機無法啟動的情況下，導致溫度失控。
沸水堆與壓水堆不同之處在於沸水堆沒有蒸汽發生器，一回路水透過堆芯加熱變成約285℃的蒸汽並直接引入汽輪機，因此常規島佈置有一回路的冷卻劑管道，管道失效可能引起冷卻劑洩漏。壓水堆的一回路和蒸汽系統透過蒸汽發生器分隔開，而且蒸汽發生器安置在安全殼內，只要蒸汽發生器完整，放射性物質不會釋放到環境中，即使蒸汽發生器故障破損，利用安全殼貫穿件關閉，放射性物質也不會釋放到環境中。
沸水堆壓力遠低於壓水堆壓力，因此在系統裝置、管道、泵、閥門等的耐高壓方面的要求低於壓水堆。壓水堆由於壓力高，且多了蒸汽發生器、穩壓器等裝置，技術性能要求及造價都要高許多。但正是由於壓水堆一、二回路將放射性冷卻劑分開，因此安全性高於沸水堆。
中國核電材料創新成果
2004年前我國百萬千瓦壓水堆核島主裝置材料全部依賴進口，2006年我國引進世界最先進三代壓水堆，外方不轉讓核島主裝置材料技術。為此國家重大科技專項設立核島關鍵材料研究課題，由鋼鐵研究總院聯合冶金和機械行業龍頭企業開展技術攻關，取得了以下重大科技創新：
（1）創新研發壓力容器SA508-3cl.1大鍛件（300-600噸級鋼錠）低溫韌性提升和組織效能均勻性控制技術。
發現了影響低溫韌性的物理冶金機理，採用低碳高錳、嚴控錳/碳及氮/鋁比，改進多包合澆和熱過程工藝，獲得了低偏析、高韌性、高均勻性大鍛件，佔領國內市場；
（2）首次形成蒸發器高強SA508-3cl.2大鍛件消應力退火後強韌性匹配控制技術。
發現矽、磷偏聚和組織粗化是韌性降低主因，發明低矽控鋁鋼冶煉澆注新工藝，獲得高純均質大鋼錠；研製大鍛件材料研究裝置，創新組合熱處理工藝，獲得了高強高韌大鍛件，佔領國內市場；
（3）率先掌握整鍛316LN大鍛件鍛造開裂和晶粒度控制技術
，成功研製世界首批異形整鍛主管道大鍛件（100噸級鋼錠），創新管道內孔套料和冷彎技術，實現整鍛主管道批次生產，佔領市場，國外尚無產品；
（4）率先成功研製世界首批三代核電堆內壓緊彈簧F6NM馬氏體不鏽鋼大型環鍛件
，實現批次生產，佔領市場，國外尚無產品；
（5）創新高精控碳超純冶煉、無缺陷熱擠壓、超長薄壁直管高信噪比公差一致性控制、線上脫脂、和U形彎管技術及其裝備
，自主整合全流程生產線，我國首次實現蒸發器690U傳熱管批次製造，大批次替代進口。十餘年來聯合研究團隊獲授權專利等51項（其中發明專利25項），形成企業技術秘密72項，修訂國家標準2項和行業標準11項（與世界先進核電標準完全接軌），技術創新工作填補了國內外核島主裝置材料技術空白，實現了我國壓水堆核島主裝置材料技術的自主化，顯著提升了國家高階裝備製造業核心能力。專案實施後，SA508-3大鍛件市場佔有率從零到90%，316LN主管道和F6NM環鍛件市場佔有率從無到100%，690U管市場佔有率從零到45%，產品佔領國內市場，深刻改變了國際市場格局，主導了核島主裝置材料市場定價權，使我國核島主裝置採購價降低60%，核電工程單位造價降低30%。
中國核壓力容器用鋼
核壓力容器是壓水堆核電站核島的關鍵主裝置，是放射性一回路壓力邊界，由大型鍛件環形焊接而成，要求在高溫、高壓、輻照、腐蝕環境下可穩定執行60年以上。2006年以前，我國百萬千瓦壓水堆核電站核島用大鍛件全部依賴進口，而且引進AP1000核電技術時國外明確規定“大型鍛件製造技術”不在轉讓序列，我國只能自主創新研製。材料國產化是實現核電技術自主化的基礎“十二五”期間國家設立“大型先進壓水堆核電站”國家科技重大專項，經過兩個“五年計劃”的攻關我國已完全實現三代核電技術所需大型鍛件的國產化和自主化。
核壓力容器用鋼的發展過程
核壓力容器用鋼最初選用245MPa級（屈服強度，下同）C-Mn或Mn-Mo系碳鋼，包括A201、A212板材和A105、A182鍛件；然而，由於特厚板材的高溫強度及韌性不足，此類碳鋼很快被345MPa級Ni-Cr-Mo系低合金鋼取代，包括A302B、A533B板材和A336、A508-2鍛件；此後，鍛件逐漸取代板材成為核壓力容器的首選，但在使用過程中不斷髮現A508-2鍛件堆焊層下存在裂紋，故345MPa級Mn-Ni-Mo系低合金鋼A508-3被成功開發並廣泛應用至今。根據核壓力容器大型一體化設計和高韌性要求，當壓力容器壁厚超過300。0mm時，A508-3鋼大鍛件難以滿足低溫韌性和均質性要求，同時A508-3鋼大型複雜鍛件的製造和儲運已達到我國工業能力極限。為此，具有高淬透性和高強韌性的新一代核壓力容器用鋼——585MPa級A508-4N鋼被成功開發，用其製造的核壓力容器的壁厚將降低30%左右。
圖核壓力容器用鋼的發展過程
中國核壓力容器用鋼及其製造技術的挑戰
1
大型一體化設計
基於壓水堆核電安全性和經濟性提升，核壓力容器已由早期的板焊結構發展為現在的大型一體化鍛件結構，完全消除了縱焊縫且環焊縫數量也大幅減少，如下圖所示。三代核電技術AP1000的核壓力容器僅由上封頭、法蘭接管段、堆芯筒體、下封頭４個大型一體化鍛件組成。
核壓力容器結構設計變化
華龍一號
2高安全長壽期執行
為提高壓水堆核電站的經濟性，核電站的服役壽命不斷延長，由最初的20年設計壽命延長至40年。目前，在役執行的壓水堆核電站大多設計壽命為40年，三代先進壓水堆核電站如AP1000、EPR、華龍一號、國和一號等設計壽命為60年。此外，我國目前正在論證具有80年設計壽命的三代核電技術的可行性。
3核壓力容器用鋼的高淬透性、高強韌化
核壓力容器的“大型一體化設計”和“高安全長壽期執行”要求核壓力容器用鋼具有高的淬透性和強韌性。高淬透性是核壓力容器大型鍛件組織效能均勻性的基本保障，高強度可以降低鍛件壁厚及其製造難度和成本。高安全長壽期要求核壓力容器用鋼具有更高的初始韌性儲備，尤其要求其在長期服役過程中表現出較低的脆化效應。
影響未來中國核電發展的關鍵技術
中國是一個能源消費大國，依照目前的能源利用技術，可再生能源的發展無法短時間實現很大的能源結構改變，而核電作為已經成熟的清潔能源，其高效性、經濟性的特點是快速實現中國能源最佳化、可持續性發展的首選。
智慧核電是未來核電的發展趨勢，其目的是保障核電站安全、經濟、高效的運營，將核電建設和運營的全過程資料化集中管理，整合各方資料資源，實現實體核電站與數字化核電站在狀態、模型、引數的動態同步、虛實互動和協同演化，將核電站實際系統流程、生產運營等視覺化管理，降低核電系統區域性狀態的不確定性，實現核電系統的智慧輻射防護監控、智慧巡檢、智慧裝置管理、資料儲存等智慧管控，打造一個數字化管理大平臺，還包括先進無損檢測新方法、高精定量在役檢測技術等關鍵技術和應用的研究。核電領域的智慧化應用，將有助於提高核電系統及裝置的安全性、可靠性，提高核電站管理效率和經濟性，減少人員輻照劑量，為核電站嚴重事故處理和退役創造更好的技術條件。同時，透過物聯網、網際網路將核電與中國其他能源進行深度融合，進一步擴充套件能源開發應用空間，對能源結構調整、資源利用和經濟增長都有積極的作用。
參考資料：
[1] 中國科學院上海應用物理研究所.《淺談沸水堆與壓水堆》
[2] 劉正東《鋼鐵材料及其製造技術助力我國核電事業從跟隨到領先》
[3] 何西扣.劉正東.《中國核壓力容器用鋼及其製造技術進展》
[3] 北極星電力網
