核二三事 | 核反应堆固有安全性

自从核反应堆问世以来，反应堆的安全问题就受到了人们的广泛关注。随着压水堆的普及、运行和研究工作的深入，各国政府和工业界花费了巨大的经费和人力，对反应堆技术进行不断的改进和发展，建立起更加严格的法规和体制，使反应堆安全已达到相当高的水平。进一步提高核反应堆的安全性是目前世界研究领域最关心的问题。世界上一些技术发达国家相继提出了一些提高核反应堆安全的新方法，且目标都比较明确，就是提高核反应堆的固有安全性。

核反应堆固有安全性是依靠核反应堆本身的设计特点，不依靠外界的能源和动力，所固有的安全性能。具体地说是装置本身所固有的(内在的，天然的，自身的)，依靠简单自然规律(如重力、普通热工水力学定律等)，不依靠人为或外界动力而使装置自动维持在安全状态的能力。实质上，核反应堆的固有安全性是核反应堆本身内在的对功率激增的自限能力。固有安全性是保证核反应堆安全的基础，是从根本上杜绝核反应堆重大事故的最有效的方法。

目前核反应堆固有安全性的研究主要集中在非能动安全部分，它是核反应堆固有安全性发展的重要方向。非能动设施的功能是依靠工质状态的变化，储能的消耗或系统的自我动作来实现。非能动可根据其程度上的差别分为以下三种。

1.不需要外力，既无移动工质，又无移动的机械部件。核反应堆事故发生时反应堆仅仅依靠自然力，如负温度系数、热源和热阱间的热传导和热辐射等，它不需要任何人或设备的干预。

2.其动作由内部的参数变化而引起。在实现其功能动作的构成中有工质的流动，但无运动的机械部件。如在热源和热阱之间沿某一特定通道的自然循环，液压阀门或密度锁等。

3.其功能基于不可逆动作或不可逆变化的某些设备，如安全隔膜、止回阀、弹簧式安全阀和安注箱等。它们具有运动部件，但因不需要外动力，仍属非能动设备范畴。

反应堆固有安全性是目前核动力安全研究的热点，各国都不断地有一些研究成果发表，不断地有新的固有安全性方法和新概念引入反应堆设计中。