http://www.sciencehuman.com 科学人 网站 2011-03-20
德国高级科学家：核能技术的可能突破性进展
大约60年前，核能的发现似乎为世界能源问题指明了一劳永逸的解决方案。但时至今日，这一愿景依旧未能实现。核技术的发展止步不前，许多核电站使用的还是半个世纪以前发展出来的技术。
核能是由铀和钍这类重元素的裂变反应所产生的。反应中，这些元素的原子核通常会裂变成两个较小的原子核以及两三个中子，并释放出比任何化学反应都大几百万倍的能量。而重元素拥有如此巨大的能量，因为其内部储存了超新星爆发时所释放出来的一小部分能量，要知道正是这种能量在大约50亿年前创造了地球和整个太阳系。
当今核电站使用一种特殊的铀元素(铀235)作为燃料，通过从一个原子核裂变反应中释放中子并引发另一原子核裂变的链式反应来产生能量。然而，不管是储量比铀235丰富一百倍的铀238，还是更容易从自然界中获取的钍，都无法被大规模地用于生产能量。
事实上，任何重元素(甚至是铅)在理论上都可以成为核能的潜在来源。几乎所有学习过核裂变反应的人都会感到震惊：原来获取能量的途径竟有千千万万。但在获取这些资源方面的进展却异常缓慢。在科学家看来，主要困难是知识的匮乏。尽管已经有数百座核电站在成功运作着，我们对核能的理解其实还只停留在观察实验层面上，而用这种方式所得到的知识往往是不完整的。
比如说在产生核能的过程中，裂变反应多次重复，而每次重复过程的不完全则导致释放出来的能量较预期中少。这导致了反应无法实现最优化，欧美好几个试图采用储量更丰富的铀238或钍(快中子增殖反应堆)来产生更大能量的大型核电项目，可惜因为达不到理想效果而被迫下马，这是其中的一个主要原因。
另一个问题则是核裂变生产能量之后所产生的核废料。如果我们使用由外部加速粒子所激发的核裂变，这些废料可以被大部分———甚至完全分解成为无辐射性物质。但与此同时，我们需要对核反应特性有更多更精确的了解。
将原子核结合在一起的力，其实是一种特殊的“强相互作用力”(strong force)，是自然界中4种基本力的其中之一，而且对其的研究极端困难，因为这种力不但作用时间短而且极为剧烈。大概在50年前，研究强相互作用力的方式就是使两个质子在极高能的情况下相互对撞。高能粒子的加速度将减慢所有物理过程，依照爱因斯坦的相对论，对于快速运动的物体来说，时间的运行将变慢。由于质子是最简单的核，因此科学家希望在高能情况下质子散射所产生的力量，可以像一个慢动作电影一样被观察和分析，并因此能精确地理解“强相互作用力”。全球为此建立了数座大型加速器研究中心，而高能粒子的散射也揭示了物质的奇妙结构。在此过程中发现的新粒子(胶子)能传递“强相互作用力”，在短距离的情况下，胶子会产生一个相当弱且已经被充分研究理解的引力。但在一个相当于质子半径的长距离上，这个力会变得相当强，并将相当数量的胶子整合成一个至今未能完全理解的复杂结构。因此在一段时期内，人们不认为“强相互作用力”的特性可以直接从胶子的特性中得到。
但在最近几年间，位于汉堡的德国电子同步加速器研究所在实验中观察到了慢动作下的强相互作用效应，而这也开启了一个精确理解“强相互作用力”的途径。在该研究所的加速器中，电子在质子上的散射是以一种同类实验前所未有的高能情况下进行研究的。其中一个最重大发现，就是数种在高能短距离情况下观察到的明显现象可以清晰地归结于胶子的释放和胶子结构的形成。通过观察在距离不断增加的情况下这些结构如何变化，就可能发现并得以理解“强相互作用力”的轨迹。
德国电子同步加速器研究所的实验本身并非为此而设计，但测量“强相互作用力”的精确实验可以通过已有技术来设计建造。对此已经有两批科学家，一批集中在美国的布克海文实验室以及托马斯·杰斐逊国家加速器实验室，另一批则聚集在日内瓦的欧洲粒子物理研究所，一同试图重启对电子-质子相互作用的研究。
同时正如物理学的历史所揭示的那样，一个对自然力的更深刻理解将开启一个崭新且出乎意料的可能性。比如我们在19世纪和20世纪早期对于电磁力的理解就催生了当今种种在电信、电子计算机、化学和材料学方面的惊人发展。
就开发利用核能资源的新方法，以及解决核废料问题来说，精确理解“强相互作用力”意义非常重大。
(作者Henri Kowalski系德国电子同步加速器研究所高级科学家) Project Syndicate供稿
[南方都市报]
专家详解第三代核电技术
本报记者 陈磊 李艳
“我国正在建设的第三代AP1000核电站由于采用了‘非能动’安全系统，即便遇到地震和海啸的双重叠加作用，也不会产生类似日本福岛第一核电站的核泄漏事故。”3月16日，国家核电技术公司专家汤紫德接受科技日报记者专访时如此表示。
在我国新一轮核电批量化建设过程中，AP1000将作为主力机型，而所有内陆核电站将全部采用AP1000技术。那么，第三代核电技术比第二代先进性体现在哪儿？它如何解决诸如反应堆余热排出等安全问题，避免福岛类似事故的发生？汤紫德为记者作了一番技术解读。
第三代核电技术相当于增加了自身的免疫力
二代核电站要求有苛刻的安全级应急电源（柴油发电机组）供电，安全系统才能工作。比如此次福岛第一核电站所遇到的情况：地震后，系统的第一反应还是正常的，首先是安全停堆，然后区域供电丧失，同时系统自备的事故应急发电机启动，以维持堆芯余热及时排出；但启动不到一小时，海啸来了，应急发电系统被摧毁，失去电源，余热就不能及时排出，使压力容器内温度、压力不断升高，反应堆发生爆炸。
“这就好比人的免疫力：有的人免疫力丧失，只有依靠药物来支撑，一旦药物失灵，病菌侵入，就无计可施；而有的人身体健康，依靠自身的免疫力就能抵御病菌侵袭。”汤紫德说。
“靠外界动力支撑安全系统运作，叫做‘能动系统’。”汤紫德告诉记者，而第三代AP1000技术采用的“非能动系统”是靠重力等自然力来驱动和维持安全系统运作，也就是说，即便失去动力，安全系统也可以自动启动，不受影响。
AP1000采用了“减法”原则增强安全性
本次福岛核电站发生的事故使人们不由地对核电的安全性产生疑虑。世界50多年核电历史上发生最严重事故的美国三里岛和前苏联切尔诺贝利，都属于第二代核电站。
事故发生后，美国核安全当局出台了《美国用户要求文件（URD）》，将新建核电站的安全标准提高了两个量级。因此，第三代核电站把设置预防和缓解严重事故作为设计上必须要满足的要求，将堆芯熔化和大量放射性物质向环境释放概率降到很低的水平。汤紫德介绍说，为了达到此目的，人们采取了两种不同的设计思路：“加法”和“减法”。
汤紫德比喻：“‘加法’就像一道道门卫，通过增加防护设施，也能把核电站的安全性提高两个量级。”第三代核电技术ERP采取的就是这种“加法”的思路，“这样，安全性是提高了，但系统比第二代更复杂，设备更多，造价更高”；为了平抑单位千瓦造价，还要增加容量，“这就是‘加法’”。
而AP1000走的是“减法”思路——减少安全设施，采用“非能动”技术，靠自然力（如流体的自然对流、扩散、蒸发、冷凝等），在事故状态下启动安全保护。
“比起能动系统，采用非能动的AP1000，设施能减少30%—50%，简化了系统，减少了设备和部件，如以6个水箱代替了大量能动安全系统，同时还降低造价，并大大提高了安全性。”汤紫德表示。
AP1000的事故风险比第二代低100倍
如果遭遇紧急事故，AP1000如何使自身恢复到安全状态呢？
汤紫德说，如果核电站出现安全问题，安全壳温度升高，堆芯有个高位水池，在温度、压力敏感元件的触动下，自动开启阀门，向堆芯注水，使其冷却。
“AP1000所特有的创新技术之一，就是能将堆芯熔融物保持在压力容器内。”汤紫德说，这使大规模放射性物质释放到环境的可能性进一步降低，其概率比现有的第二代核电大约低100倍。
“第三代核电站发生严重事故的概率大大低于第二代，在核电技术安全上具有优越性。”汤紫德说，第三代核电技术是当今国际上核电发展的主流。世界上核电发达国家已经开工建设和已向核安全当局申请建设许可证的核电机组，几乎都为第三代。如，美国的26台全是第三代的，法国已明确表示不再新建第二代核电站。我国通过依托浙江三门和山东海阳各两台AP1000核电机组示范工程，消化、吸收和掌握先进技术，实现AP1000核电技术的自主化和产业化批量建设。
据他介绍，目前，我国第三代核电自主化依托项目国产化水平达到60%左右，通过标准化后国产化水平将达到85%。
通过科技重大专项实施，我国正形成具有自主知识产权的CAP1400核电技术，目前自主化CAP1400正处于初步设计阶段，2013年具备浇灌第一罐混凝土的条件，预计2017年建成投运。（本报北京3月16日电）
[科技日报]
相关报道
我高温气冷堆可避免类似日本核事故
本报北京3月16日电（记者李艳 陈磊）日本大地震引发的福岛核电站事故，让全世界对核电安全的关注提到了前所未有的高度，也引发了国内对核电发展的思考。有关专家今天介绍，我国高温气冷堆具有第四代核能系统安全特性，可避免类似事故发生。
此次发生事故的福岛核电站主要采用的是第二代核电系统，我国科技重大专项“大型先进压水堆及高温气冷堆核电站”专项主要研究的方向——大型先进压水堆核电站、高温气冷堆核电站则分别属于第三代核电系统和第四代核电系统的范畴。
现代核电技术应对核电站出现的紧急事故通常有三种办法：一是进一步增加供电的方式和可靠性，也就是后来的二代改进型；二是把水放在高处，利用重力让水自流到堆芯，也就是三代“非能动”技术；三是干脆改变堆芯的物理特性，大大降低单位空间堆芯发出的能量，最终使得反应堆不需要冷却水或者其他冷却剂，自己就能够把热量散发出去，使核燃料不受损。
清华大学核能与新能源技术研究院院长兼总工程师张作义告诉记者，我国高温气冷堆采用的就是第三种方式。它的功率密度是压水堆的1/30，产生100万千瓦核裂变能的压水堆反应堆堆芯体积约30立方米，高温气冷堆的堆芯体积是900立方米。而且，它把一个百万千瓦的大反应堆分成10个小的10万千瓦的模块以增加表面散热面积。这样就能确保在没有冷却剂冷却的条件下，反应堆自动散热，燃料元件不会损坏。因为这种安全特性，高温气冷堆被国际上称为不会熔化的反应堆（Melt—Free)，满足第四代核能系统安全标准。这种特性已经通过实际反应堆的大量科学实验所验证。
2011年3月初，国务院批准山东荣成石岛湾高温气冷堆核电站项目，我国第一座高温气冷堆商业化示范电站的建设正式启动，这是我国拥有自主知识产权的第一座高温气冷堆示范电站，是“大型先进压水堆及高温气冷堆核电站”重大专项在过去两年所取得的最重大进展之一。
实际上，早从2009年开始，高温堆核电站示范工程即将浇灌第一罐混凝土的消息就不断传来，却迟迟未见行动。张作义说，核电站的安全审查十分严格，在这两年多的时间里，国家核安全局组织了几百人一点一点审查各方面的问题，现在已经认定全部都符合安全要求，设备也已经在上海加工。“目前，我们已在清华200号建造了模拟核电站反应堆高温高压氦气的环境来试验即将装进去的设备。”
[科技日报]