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从日本福岛核泄漏谈我国核安全现状
3月11日,日本东北部地区海域发生9.0级大地震,并引发巨大海啸。
近8700人死于这场灾难,近1.3万人失踪。
地震引发了另一场灾难——福岛县第一核电站的核反应堆遭到损坏,发生爆炸,出现大面积核泄漏。
3月12日,福岛核电站1号机组首先发生氢气爆炸。
14日,3号机组也发生氢气爆炸。
15日,2号机组、4号机组相继爆炸起火。
12日报道,日本经济产业省原子能安全保安院决定将福岛第一核电站核泄漏事故等级提高至7级。
这使日本核泄漏事故等级与苏联切尔诺贝利核电站核泄漏事故等级相同。
日本原子能安全委员会2011年3月30日说,福岛第一核电站1至3号机组的反应堆压力容器和安全壳都应该已经破损。
继东京电力公司称福岛第一核电站1号至4号机组将报废之后,日本内阁官房长官枝野幸男于2011年3月30日表示,5号和6号机组也将报废。
至此,福岛一号核电站将全部永久报废。
核泄漏的危害:
造成这次核泄漏的原因,分析如下:
地震导致核电站自动停堆,但停堆后
一般情况下,只要保证两个关键点,核电站即便发生事故也不会出现太大问题。
一是要“停堆”(使核反应堆停止工作),二是要冷却。
但这次福岛核电站发生事故后,冷却出了问题。
地震发生后,核电站立即自动“停堆”。
但反应堆内还有核衰变所产生的热量,需要进行冷却,否则燃料包壳将被融损,造成核泄漏。
冷却核反应堆需要电力,但地震已经造成外部电网断电,随后的海啸又摧毁了应急发电机系统。
结果,反应堆无法得到冷却,堆芯温度持续升高,使堆内水位因汽化而迅速下降,造成燃料棒部分裸露。
在高温之下,燃料包壳金属锆与水蒸气发生反应,产生大量氢气,使压力容器内的压力不断升高。
为防止压力容器损毁,日本政府下令向外释放蒸气。
然而,蒸气内的氢气含量超过了限值,遇到空气后便与氧发生反应而爆炸……。
虽然福岛核电站本身存在着机型陈旧、设备老化的问题,但如果没有大地震和海啸的共同作用,这次事故是不会发生的。
我国核电现状和未来规划:
在相当长的一段时间内,核电和水电、风电、太阳能等新能源,是解决世界能源危机的突破口。
核电的优势首先在于环保,它不会排放二氧化碳、二氧化硫、粉尘等温室气体和大气污染物。
另外,核能发电的成本中,燃料费用所占的比例较低,有较好的经济性和安全性。
建造核电站,是为了减轻环境压力、减少对化石能源的消耗,具有积极的战略意义。
所以进入二十一世纪,世界各国大力发展核电,来解决能源紧张的局面。
我国能源结构仍以煤炭为主体,清洁优质能源的比重偏低。
为顺应低碳经济发展要求,积极发展核电、风电、水电等清洁优质能源已刻不容缓。
政府对核电行业的态度已经从“积极发展”转变到“尽可能发展”,中电投、华能等电力巨头更是纷纷抢跑,积极投资建设核电站。
大陆的核电事业经历了3个发展阶段:
第一个阶段是从1985年到1994年,共建成了3台核电机组。
首座核电站秦山核电站一期于1985年开工,1991年并网,1994年投入商业运行。
另外还建成了大亚湾核电站的2台机组。
第二阶段是从1996年到2006年,共建成8台机组。
第三阶段是从2006年至今,国家批准建造30台机组,目前已建成2台。
2010年年底,我国已投运13台核电机组,容量超过1000万千瓦,还有近30个电站上百台机组在进行前期筹划或是等待核准当中。
2020年我国核电装机预计将在8750万千瓦左右,乐观估计下可达1亿千瓦。
根据国家“十二五”规划,2011年将开工建设首个内陆核电,并力争2015年投产首台内陆机组。
到2015年我国核电装机容量将达到4294万千瓦,2020年达到9000万千瓦。
截至到目前,11台在役核电机组继续保持安全稳定运行,总装机容量为1080万千瓦。
国家不断加大核电领域投资力度,陆续核准、开工一批核电项目,核电中长期发展规划加快推进。
鉴于近几年中国核电的超常规发展,政府相关部门在2010年已经着手对《国家核电中长期发展规划》进行调整。
未来5-10年,我国新建核电机组将以每年5-8台的速度递增,成为世界核电发展的火车头。
2015年,我国核电装机容量将达3900万千瓦,到2020年,则可能达到8000万千瓦,占全国电力装机容量的5%,发电量的8%。
目前在建的28台机组在‘十二五’期间将陆续建成,届时我国投运核电总装机容量将超过4000万千瓦。
也就是说,核电中长期发展规划所确定的目标提前5年实现已无太大悬念。
我国核电装机只占全国电力总装机的1.1%,规模实在太小。
即使今后5至10年大致保持目前的发展速度,2020年核电装机容量达到7000-8000万千瓦,核电占一次能源消费的比重也只能达到3.5%左右。
我国的二代改进机型,是从引进法国机型的基础上,经过消化吸收和大量技术改进,特别是采取包括部分严重事故预防和缓解措施在内的一系列安全改进措施后,逐步发展起来的。
“所有投运核电机组运行良好,没有发生国际核事件分级2级和2级以上的运行事件,放射性排出物剂量水平远低于国家标准。
我国二代改进机型的先进性、安全性,应该说比美国正在延寿和技改的大部分机组更好一些。
”
还有许多其他重要指标。
但就总体安全指标而言,我国二代核电机组安全性处于当今世界在运核电机组的先进水平,完全符合我国和国际核安全标准的要求。
用新技术的核电工程,特别是革新型核电工程,基本属于‘首堆工程’,建成后需要对其安全性、经济性、可靠性进行全面的验证和评估,才能在取得经验后逐步推广,实现商业化。
”十二五”总装机将达4000万千瓦
从世界发展核电的现状来看,核电还是比较安全的。
除了前苏联的切尔诺贝利核电爆炸泄漏事故是灾难性的,其他的核电事故影响都非常小。
而切尔诺贝利核事故发生的原因有两种说法,一种是操作员的失误操作,另一种说法归咎于设计缺陷,控制棒的设计缺陷,和缺少防止核扩善的安全壳,反应堆破损后,放射性反应物直接进入大气中。
而且当时的工程采用的是石墨沸水堆。
日本的福岛核电站是第二代核电技术,也是采用的是沸水堆技术。
我国的核电采用的技术属于二代改技术都压水堆和重水堆。
其安全性和技术先进性要优于二代技术。
我国的核电设备都远离地震带。
其投产运行经过严密反复的科学论证,和环评程序。
核电应用的三个阶段:
第一代核电技术是和平利用核能研发阶段的试验堆和原型堆。
各国在上世纪五十年代开
发建设了实验性原型核电站,证明了利用核能发电的技术是可行的。
以第一代核电技术为基
础的核电站有1954年前苏联建成的奥布涅斯克实验性核电站、1956年英国建成的卡德豪尔
石墨冷气堆原型核电站、1957年美国建成希平港压水堆原型核电站、1962年加拿大建成的
重水堆原型核电站等。
第二代核电技术被广泛应用于上世纪七十年代至今仍在运行的大部分商业核电站,它们
大部分已实现标准化、系列化和批量建设,主要种类有压水堆(PWR)、沸水堆(BWR)、
重水堆(CANDU)和苏联设计的压水堆(VVER)和石墨水冷堆(RBMK)等。
第二代核电站技术证明了发展核电在经济上是可行的。
但是前苏联切尔诺贝利核电站和
美国三哩岛核电站严重事故的发生,引起了公众对核电安全性的质疑,同时也让人们意识到
第二代核电技术的不完善性,许多国家的核电发展也都因此一度停滞。
第三代核电技术的诞生
针对公众对核电安全性、经济性的疑虑,美国电力研究院在美国能源部和核管会的支持
下,对进一步大力发展核电的可行性进行了研究,根据其研究成果制定出了《美国用户要求
文件(URD)》,对新建核电站的安全性、经济型和先进性提出了要求。
随后,欧洲也出台
了《欧洲用户要求文件(EUR)》,表达了与URD文件相似的要求。
第三代核电技术就是指满足URD或UAR,具有更好安全性的新一代先进核电站技术。
它具有在经济上能与联合循环的天然气机组相竞争、在能源转换系统方面大量采用二代成熟
技术的优势。
第三代技术与第二代技术最为根本的一个差别,就是第三代核电技术把设置预
防和缓解严重事故作为了设计核电站必须要满足的要求。
截然相反的AP1000与EPR
现今具有代表性的第三代核电技术大致有6种堆型。
分别是美国西屋电气公司的先进非
能动压水堆(AP1000)、法国阿海珐公司的欧洲压水堆(EPR)、美国通用电气公司的先进
沸水堆(ABWR)和经济简化型沸水堆(ESBWR)、日本三菱公司的先进压水堆(APWR)
和韩国电力工程公司的韩国先进压水堆(APR1400)。
其中最具代表性的就是AP1000和EPR。
作为第三代核电技术的代表,AP1000和EPR有一些不同。
AP1000是在AP600的基础
上产生的,因此与AP600有许多相似,但是它更加简洁,更多利用非能动技术。
可以说,AP1000采用的是“减法”设计思路。
它采用“非能动技术”理念,从根本上革新、
利用自然界物质固有的规律来保障安全。
利用物质的重力、流体的自然对流、扩散、蒸发、
冷凝等原理在事故应急时冷却反应堆厂房和带走堆芯余热。
按这种思路做出的设计,既简化
了系统,减少了设备和部件,又大大提高了安全性。
而EPR的产生思路与AP1000相反,它采取的是“增加专设安全系统”的“加法”思
路。
它在第二代的基础上再增加和强化专设安全系统,同时增设堆芯熔融物捕集和冷却系统
以防止安全壳熔穿等。
这样安全性能提高了,不过相应地核电站系统也就更为复杂,设备更
多,工程量也更大了。
第三代核电技术成为发展主流
从目前的核电发展情况来看,说第三代核电技术是当今国际上核电发展的主流一点也不为过。
因为世界上核电发达国家目前已经开工建设和已向核安全当局申请建设许可证的核电
机组几乎都是第三代。
而目前已向核安全当局申请建设许可证、在建和已运行的第三代核电
站中,美国占了26座,日本有14座,俄罗斯有2座,法国和芬兰各有1座。
其中美国有
12台AP1000机组已向美国核监管委会申请建造运行许可证。
6台AP1000机组的建造已经
签订了总承包合同,其中三台计划在2016年商业运行;而法国更是宣布不会再新建第二代
核电站。
如今,第四代核电技术也进入了人们的视野,多个国家都在进行第四代核能利用系统的
研究和开发。
相信随着核电技术的不断发展,人类对核能的利用也会越来越好,核电也会迎
来更大的发展。
对于我国的核电的压水堆和沸水堆的比较:
压水堆核电站的特点
最显著的优点:
第一、结构紧凑,堆芯的功率密度大。
我们知道,中子与氢原子核质量相当,每次碰撞时,中子损失的能量最多。
轻水分子是由两个氢原子和一个氧原子组成。
和气体相比,水的密度很大,含氢量很高。
在各种慢化剂中,水的慢化能力最强。
水不仅是良好的慢化剂,也是良好的冷却剂。
它比热大,导热系数高,在堆内不易活化,不容易腐蚀不锈钢、锆等结构材料。
由于水的慢化能力及载热能力都好,所以用水作慢化剂和冷却剂。
这也是压水堆的主要优点。
第二、经济上基建费用低、建设周期短。
由于压水堆核电站结构紧凑,堆芯功率密度大,即体积相同时压水堆功率最高,或者在相同功率下压水堆比其它堆型的体积小,加上轻水的价格便宜,导致压水堆在经济上基建费用低和建设周期短。
压水堆核电站的的主要缺点有两个:
第一,必须采用耐受高压的压力容器。
我们知道,水的沸点低。
在一个大气压下,水在100℃下就会沸腾。
压水堆核电站为了提高热效率,就必须在不沸腾的前提下提高从反应堆流出的冷却剂的温度,即提高出口水温,为此就必须提高压力。
为了提高压力,就要有承受高压的压力容器。
这就导致压力容器的制作难度和制作费用的提高。
第二,必须采用有一定富集度的核燃料。
轻水吸收热中子的几率比重水和石墨都大,所以轻水慢化的核反应堆无法以天然铀作燃料来维持链式反应。
因此轻水堆要求将天然铀浓缩到十八亿年前的水平,即富集度要达到3%左右,因而压水堆核电站要付出较高的燃料费用。
核电安全的分析:
核电的应用和发展是相对安全的,在核电的发展史上,共出现过三次较大的事故。
一起是1986年的切尔诺贝利(现位于乌克兰境内)核电站事故(7级),另一起是1979年美国三里岛核电站事故(5级)。
俄罗斯的切尔诺贝尔核电厂爆炸泄漏,美国的三里岛核泄漏事件和日本的福岛核泄漏事故。
俄罗斯的切尔诺贝尔核电厂爆炸泄漏原因:
切尔诺贝尔核电厂的四个反应堆都是石墨减速沸水式(会引发蒸汽爆炸),这种反应炉在设计上就有缺陷。
切尔诺贝利的悲剧主要的两个原因:
堆芯设计忽略冷却剂水的空泡反应性,没有设计安全壳。
人员违规操作,为做实验,在碘坑里强升功率,全部提棒,瞬发临界时根本来不及放出热量。
切尔诺贝利的事故有几大原因:
1.反应堆没有安全壳
2.反应堆设计有问题,在特殊情况下堆功率有失控的可能。
3.事故当晚在进行反应堆停水(好象是模拟循环泵故障)应急处理试验,试验时总工程师不在,由副总工程师负责(似乎是为赶时间提前进行试验)。
4.操作人员疏乎,致使反应堆水位过低,功率失控。
5.操作人员缺乏经验,处置失当,没有紧急停堆(停堆后重启要很长时间)导致堆芯熔化。
其实当时的操作人员有很多机会阻止事故发生,哪怕是到了最后,只要能及时放下控制棒停堆,也能避免不可挽回的后果,但操作人员考虑更多的却是停堆后重启困难,错失最后机会,这只能说是官僚体系下的人祸。
就算是事故发生,如果有安全壳,放射性物质也不会泄漏出来。
三厘岛核电泄漏的原因:
核电站2号机组制冷系统出现故障,致使核反应堆部分熔化,最终造成美国历史上最严重的一次核泄漏事故。
但在这次事故中,没有发生爆炸、反应堆保护壳完好,释放到周围环境中的放射性物质微乎其微。
宾州还是在事故发生几小时后,迅速撤离方圆3英里内所有孕妇和孩子。
原来,2号机组冷却水循环系统出现故障。
由于两天前在维修时,一个出水阀门没有打开,反应堆的冷却水不断流出,却一直没有人察觉;而系统自动添加高压注入冷却水以“自救”,却被控制人员错误地关闭了阀门,停止了向堆芯内注水。
这一系列失误导致核反应堆温度和压力上升,45%-47%的燃料棒发生熔化。
事后调查发现,堆芯严重损坏,约20吨二氧化铀堆积在压力槽底部,大量放射性物质堆积在反应堆保护壳内,不过只有很少量放射性物质随部分冷却水的泄漏而释放到外部。
对于我国的核安全现状提出以下建议:
从世界上看,核电事故发生的原因,绝大多数情况,都是由于核电人员的核安全知识缺乏,管理和操作上的失误造成的。
但福岛核泄漏例外,它是因为地震和海啸导致的结果。
对于核电的发展,在世界能源紧张的前提下,合理发展核电是毫无争议的。
但核电的发展要在安全的前提下来解决。
对于还没有实践论证的第三代核电技术安全性,应该先搁置一段时间再考虑发展利用。
对于成熟的二代技术,要不断改进其安全性。
如,对压水堆所控制压力的设备,提高其防渗,放漏能力和抗压性能。
提高防波提的高度,近年来全球地震趋于频繁,提高核电的抗震等级,和防海啸的能力。
特别是应急的冷却泵站设立,即应考虑到防震也应考虑到访海啸。
可以把应急设备设在海啸不能到达的地方。
提高核电的管理水平,提高核电人员的核安全意识和核电知识水平。
世界上比较大的前两次核泄漏事故都是因为操作人员错误操作,和错误管理相联系的。
提高对核废料处置管理水平:
对核废料的安全转移提供严密的运输管理通道同时,投入大量科研资金进行研究核废料的重复利用,因为当今世界的核电技术下,核燃料都只燃烧了3%—到4%左右,就维持不了额定功率了。
而这些核燃料在燃烧过程中,还会产生新的核燃料。
如果能将钚材料在动力堆上实现循环利用,这意味着在现有核电规模下,中国已经探明的铀资源从大约只能使用50到70年,变成了足够用上3000年。
可见核燃料的重复利用的重大意义,不仅能降低和核污染的水平,还具用重要的经济价值。
切尔诺贝尔核电厂的四个反应堆都是石墨减速沸水式(会引发蒸汽爆炸),这种反应炉在设计上就有缺陷。
现在已经没什么国家用了。
(台湾还有4个沸水反应炉)现在基本都是使用压水和重水反应堆我们国家的秦山三期就是重水反应堆其余的都是压水反应堆。
重水堆的优缺点主要重水带来的:
优点:
燃料灵活成本低,可以用天然铀,可以使用MOX,RU(都是从核废料里回收的)和钍等其他燃料;相对燃耗深,铀资源利用率高,节省铀资源,废料中U235丰度低可以不考虑回收,适合一次通过循环;可以不停堆换料负荷因子高;中子通量高,可以生产同位素;由于慢化剂热阱存在,安全性好,有两套非能动停堆系统;堆芯结构和燃料元件易于生产,适合工业化程度不高的国家国产化。
缺点:
重水贵,占到投资的10%;堆芯很大;重水会漏,压力管式结构的接头多;压力管寿命只有堆寿命的一半,也就是说25年要更换全部管子;热效率比压水堆低;重水受中子辐照之后产生氚,有放射性,比轻水堆难控制;存在核扩散风险——只要减少燃耗多换料再后处理就可以获得武器级钚了。
重水堆理论上可以实现钍/铀233的自持
石墨堆也可以用天然铀,但是燃耗要比重水堆浅,堆芯体积更大,而且石墨高温会燃烧。
高温气冷堆的主要问题是燃料和功率不大,燃料富集度比轻水堆高很多,后处理困难。
功率很难做大。
优点是可以提供高温工艺热,用于高温电解制氢或热化学制氢。
不过相比棱柱堆,球床气冷堆更难做大,我也不怎么看好球床,何况德国人的示范堆放射性污染甚至超过轻水堆。
其发展是超高温气冷堆。
轻水堆中压水堆和沸水堆都很成熟,沸水堆由于没有二回路,受放射性沾染的地方多,检修麻烦,但是压力容器要更加易于制造,压水堆要更好一点。
快堆比较恐怖的是液态金属钠,钠火钠水都是很危险的反应,而且腐蚀性比较强,空泡反应性又是正的。
不过快堆是减少核废物的最好途径,尤其长寿命锕系元素需要快堆进行嬗变。
其他的下一代反应堆比较不错的是超临界水堆;技术上继承性好,成本低,热效率高,还可以做成快堆,但是比钠冷快堆进展要慢的多。
至于熔盐堆,气冷快堆等等就更加遥远了。
火电放射性污染也很重的,云南的小龙潭火电煤里含铀,煤灰放射性超标,目前和加拿大的
业内皆知,过去五年,我国核电建设取得了举世瞩目的成就。
对于已经到来的“十二五”,就运行核电规模来说,我国将进入世界核电大国行列。
“今后5年,将会有30台左右核电机组建成投产,我国核电总装机容量将达到4000万千瓦,核电年发电量将达到3200亿千瓦时,核电占一次能源消费比重将达到2.2%。
首批三代核电机组建成投产,将标志着我国三代核电技术的引进,成功地走过了消化吸收全过程,对顺利推进后续项目建设和增强自主创新能力意义重大。
”
我国的核安全现状:
经验和教训:
提出观点:
发展核能源,采取的安全措施。
国际先进核电技术已经发展到了第三代。
第二代成熟的核电技术,法国、美国、加拿大、俄罗斯等国家都已经掌握,而第三代核电技术只有美国、法国掌握。
目前法国正在着手研究建设第三代核电站;美国在联合其它核电技术先进的国家进行第四代核电站的研究论证工作。
我国核电的发展路线是轻水压水堆,技术处在二代加,接近第三代。
目前,我国能自主设计建造的核电站最大出力为65万千瓦,而国际上先进的一般都达到百万千瓦级,美国GE公司的ABWR型出力达到135万千瓦。
根据国内主管部门的规划,到2020年,我国核电领域将新增装机容量2800万千瓦,是目前的3.2倍,涉及到的直接投资达3000多亿元人民币。
但由于核电的特殊性,世界各国都严格限制国外资本涉足本国核电产业。
目前世界上的核电技术已经发展到了第三代,掌握在美、法手中。
法国正在着手研究建设第三代核电站;美国在联合其它核电发达国家进行第四代核电站的
研究论证工作。
而我国自有的技术只有第二代,接近第三代的水平。
周边102个核电机组,离大陆最近的有100多公里;大陆的13个机组,远离地震带,技术新,
3月18日,事故等级被提升为5级,此类事故最高为7级,苏联切尔诺贝利核电站爆炸事故为7级,美国三英里岛核电站事故为5级)。
各国政府开始关注本国的核电安全。
中国决定全面审查在建核电站,暂停审批核电项目;德国宣布暂停延长核电站运营期限的计划;印度宣布对全 此次发生事故的福岛核电站机组,是目前世界上服役年限最长的机组之一,第一核电站1号机组1971年投入运营,已达到40年的规定使用寿命。
今年2月,日本政府通过决议,让这座反应堆再继续工作20年。
这次事故也让日本人再次深刻反思本国的核电战略。
核能专家细川荣久表示,日本“是一个不确定因素太多的国家”,地震及其次生灾害简直就是核电站的天敌,“在某种程度上说,核电站的现行安全保障还不足以让人完全放心”。
成功的核反应堆模式有以下几种:
第一种是“重水堆”。
它用天然铀235作为“燃料”,用重水——氘(音同“刀”)与氧的化合物(其物理和化学性质同普通水相近)作冷却剂。
这种冷却剂在为堆芯降温的同时,将热量传递到热交换器中,使另一套管道中循环流动的普通水变热,产生蒸气,推动汽轮机发电。
第二种和第三种都属于“轻水堆”,是用浓度大约为3%的铀235作“燃料”,用普通水作冷却剂。
根据运行方式的不同,“轻水堆”又被分为“沸水堆”和“压水堆”。
“沸水堆”是把作为冷却剂的普通水加热成蒸气,推动汽轮机发电。
苏联切尔诺贝利核电站和日本福岛核电站都属于“沸水堆”。
而“压水堆”在运行时,作为冷却剂的水不变成蒸气,而是通过管道加热另一套循环系统中的水,使其成为蒸气,推动汽轮机发电。
“压水堆”减少了放射性物质对发电系统的污染,安全性更高。
目前,世界上的许多核电站都采用“压水堆”。
第四种是“高温气冷堆”。
它的冷却剂是氮气或氦气。
气体从堆芯获得热量,通过热交换器加热普通水,产生蒸气推动汽轮机发电。
无论哪种核电站的反应堆,都要具备强大的“防御体系”——从里至外设置有燃料芯块、密封的燃料元件包壳、坚固的压力元件包壳、坚固的压力容器和安全壳4道屏障,以防止放射性物质外泄。
1979年,人类历史上出现了第一次重大核电站事故——美国三英里岛核电站泄漏事故。
1979年3月28日凌晨4时,位于美国宾夕法尼亚州哈里斯堡市东南16公里处的三英里岛核电站里,2号反应堆堆芯的压力和温度骤然升高。
2小时后,大量放射性物质溢出。
这次事故的起因是一个常见的小故障:
一台给水泵跳闸,使蒸气发生器失去了正常给水。
此后,三道补救措施鬼使神差般全部失效:
辅助给水系统自动启动后,给水管线上的阀门未能打开,无法供水;缺水的反应堆温度上升、压力升高,顶开了稳压器的泄压阀,得以成功泄压,但泄压阀的开关随即卡住,无法关闭;此时,两台高压注入泵自动启动,向反应堆的冷却剂系统注水,但核电站的操作员误以为注入的水已经够了,便关掉了一台泵,并减少另一台泵的流量。
不久,堆芯温度达到2200摄氏度,导致反应堆发生放射性物质外泄。
当年4月3日,经过一系列的补救措施,核反应堆堆芯温度开始下降,核电站发生爆炸的威胁得以解除。
此次核泄漏事故虽然没有造成人员伤亡,但导致电厂周围80公里范围内的生态环境受到污染。
1986年4月26日1时23分44秒,苏联切尔诺贝利核电站(位于今乌克兰境内)4号机组核反应堆在科技人员进行一项实验的过程中,突然发生蒸气爆炸,核电站的屋顶当即被炸飞。
大火足足燃烧了10天,8吨多的放射性物质随高温冲向高空,扩散面积达乌克兰国土面积的一半以上,致使56人直接丧生,336万人受到核辐射的侵害。
直到今天,距离核电站30公里的区域仍被称作“死亡区”。
1998年和2000年,切尔诺贝利核电站被永久关闭前,记者两次走进了这个“死亡区”。
发生爆炸的4号机组,位于主楼一端的尽头。
当年,大火被扑灭后,苏联开始封闭4号机组。
一支35万人的抢险大军经过206个昼夜的连续奋战,投入36万吨混凝土、5000多吨钢材,在4号机组上浇筑了一座高75米、长160米、宽110米的核反应堆掩体。
它被人们形象地称为“石棺”。
即便如此,50—180吨核燃料的强烈核辐射,仍然穿透了厚厚的“石棺”。
中国大陆周边地区的核电站是否对我国构成潜在威胁?
我
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