第一篇：美國三哩島核電站事故分析與對策

美國三哩島核電站事故分析與對策

39055207 馬喆

前言

美國三哩島核泄漏事故是核能史上第一起堆芯熔化事故，也是壓水堆型核電站發(fā)生的一次最大事故。1979年3月28日，位于美國賓西法尼亞州的三哩島核電站的2號堆，發(fā)生了核電史上第一次嚴重事故。這是由于水泵閥門信號燈故障和操作人員多次誤操作所造成的。反應堆堆芯兩次露出水面，使燃料元件破壞和大約三分之二的堆芯熔化。導致大量惰性氣體和放射性碘與其他一些放射性核素進入了安全殼內。并且由于鋯包殼和水發(fā)生化學反應，也產生許多氫氣，但沒有發(fā)生爆炸。因為安全殼的良好密封性和屏蔽作用，這次事故釋放到環(huán)境中的放射性物質很少。根據監(jiān)測調查，對周圍80千米的200萬居民所帶來的總劑量僅為20人·Sv（希沃特），不到這地區(qū)居民年本底輻射總劑量的（核設施建設運行之前該地區(qū)的輻射劑量水平）1%（這地區(qū)的年本底輻射總劑量2400人·Sv），附近居民受到的最大個人劑量不到1毫希沃特，只與作一次X光胸部透視所受的劑量差不多。三里島核電站值班的118名工作人員，無一傷亡，只有3人的受照劑量超過季度允許劑量水平。

三哩島核電站 事故描述與分析 事故經過簡介

1979年3月28日，美國都市愛迪生公司設在賓夕法尼亞州哈里斯堡城附近的三哩島核電站二號動力堆發(fā)生了一次嚴重事故。事故是由一系列設備故障和操作失誤引起的。當天凌晨4時，反應堆二回路（即用來產生蒸汽推動汽輪機的回路）給水泵發(fā)生故障，使蒸汽發(fā)生器中的供水量和蒸汽產生量迅速降低，熱量帶不走。本應立即投入備用供水系統(tǒng)，但兩周前被操作人員違反操作規(guī)程給關閉了。于是，造成一回路（它將反應堆中的熱量帶出來在熱交換器中傳給二回路產生蒸汽）水的溫度和壓力升高。這時，一回路中的安全裝置——減壓安全閥自動開啟，把一回路中的高壓高溫水向排放箱排除，以降低堆內壓力保證安全。在正常情況下，當堆內壓力下降到正常值時，安全閥會自動關閉，但這次安全閥又恰好失靈，未能關閉，使大量水和中蒸汽不斷排出，排放箱容納不了，從而排放到反應堆大廳里（它在一個巨大的安全殼內）。這時，反應堆已自動停堆，堆芯自動冷卻系統(tǒng)自動向堆內注水，以控制堆芯還在大量釋放的熱量。如果到此結束，尚不能形成放射性外溢的重大事故，但操作人員又進行了一次誤操作，兩次關閉緊急冷卻系統(tǒng)共十五分鐘，使堆內溫度急劇上升，造成部分核燃料元件（內裝二氧化鈾，外有金屬鋯的包殼）損壞，從而造成了兩個嚴重后果：第一，由于燃料元件破損，使大量放射性物質進入一回路的水中，通過未閉合的安全閥進入反應堆大廳，通過輔助設備排入周圍大氣。次日，在電站外3.2公里處測得放射性最大劑量為核工業(yè)人員允許劑量的十九倍，這一數(shù)值隨時間而減弱。第二，由于堆芯溫度過高，元件的包殼材料鋯可能與冷卻水發(fā)生化學反應產生大量氫，聚在堆和大廳的頂部。氫與氧混合在一起，隨時可能發(fā)生爆炸，這將是災難性的事故（后來業(yè)已證明氧不可能發(fā)生）。因此，美國政府極為重視，采取了各種可能的措施來防止發(fā)生爆炸，并做了在最壞的情況下撤退居民的準備。但最后控制了態(tài)勢，沒有發(fā)生爆炸，也沒有人員的傷亡。

造成事故發(fā)生的要點

1、蒸汽發(fā)生器給水系統(tǒng)出現(xiàn)故障；

2、反應堆冷卻劑系統(tǒng)壓力升高，穩(wěn)壓器卸壓閥開啟，反應堆停堆；穩(wěn)壓器卸壓閥開啟后未能關閉，反應堆冷卻劑系統(tǒng)泄露；

3、操作人員將穩(wěn)壓器卸壓閥“（要求）開”指示燈誤理解為穩(wěn)壓器卸壓閥已關閉；

4、對穩(wěn)壓器卸壓閥卡開造成的穩(wěn)壓器水位上升現(xiàn)象，操作人員做了錯誤的判斷：以為反應堆冷卻劑系統(tǒng)已滿水，但實際上反應堆冷卻劑系統(tǒng)的1/2溶劑是空的；

5、因擔心反應堆冷卻劑系統(tǒng)水實體運行，操作人員停運了高壓安注系統(tǒng)。反應堆得不到冷卻，堆芯過熱；

6、當操作人員意識到反應堆冷卻劑系統(tǒng)發(fā)生了泄漏，立刻恢復了高壓安注系統(tǒng)和主泵的運行； 7、260℃的水涌入2760℃的堆芯，使堆芯燃料像玻璃一樣破裂，堆芯坍塌。

三哩島核電站事故示意圖

事故后果

1、堆芯熔毀：堆芯47的燃料熔毀，約20t二氧化鈾堆積在壓力容器底部。

2、放射性釋放：約2×106Ci（1Ci=3.7×1010Bq）的惰性氣體（氙-133）釋放到環(huán)境，占燃料釋放的放射性物質總量的2%。僅15Ci的碘-131釋放到環(huán)境，剩余6.7×107Ci的碘-131阻留在反應堆冷卻劑系統(tǒng)，反應堆廠房和輔助廠房。由于反應堆廠房的屏蔽作用，大部分放射性物質沒有泄漏出去。在80Km范圍內，兩百多萬居民實際接收的輻射劑量平均每人約為1.5×10?2mSv，為居民允許照射劑量的百分之一。

3、應急響應：3月30日，賓夕法尼亞州州長發(fā)布撤離勸告，勸告離電站5英里范圍內的孕婦和學齡兒童撤離，約4200人。實際上，由于擔心放射性危害，在離電站15英里的范圍內，有39%的公眾撤離，約14.4萬人。

核電廠嚴重事故的定義

核電廠嚴重事故severe accident of nuclear power plants指核電廠反應堆堆芯嚴重損壞，并有可能破壞安全殼的完整性，從而造成環(huán)境放射性污染及人身傷亡，產生巨大損失的事故。

現(xiàn)有核電廠基于縱深防御原則，設置了多道屏障及專設安全設施，采取了嚴格的質量管理和操縱員選拔培訓制度，同時，核電廠選址也有嚴格要求，因而核電廠抵御外來災害和內部事件的能力很強。只有在連續(xù)發(fā)生多重故障及操作失誤，才會導致嚴重事故。

相對于只考慮單一故障為特征的核電廠設計基準事故，嚴重事故又稱為超設計基準事故。嚴重事故的發(fā)生概率雖然低，但并不是不可能發(fā)生的。如果計算到1986年切爾諾貝利事故時為止，世界商用核電廠累積約4000堆年的運行歷史，其間發(fā)生過兩次嚴重事故(見三哩島核電廠事故、切爾諾貝利核電廠事故)，發(fā)生概率達到5×10-4/(堆·年)。這說明，單純考慮設計基準事故，不考慮嚴重事故的防止和緩解，不足以確保工作人員、公眾和環(huán)境的安全。因此，認真研究嚴重事故，采取對策來防止嚴重事故的發(fā)生和緩解嚴重事故的后果十分必要。

嚴重事故的初因

經研究分析發(fā)現(xiàn)，導致堆芯嚴重損壞的假設始發(fā)事件與核電廠的設計特征有十分密切的關系。歸納起來，共同的主要假設始發(fā)事件大致是：

①失水事故后失去應急堆芯冷卻。②失水事故后失去再循環(huán)。③全廠斷電后未能及時恢復供電。④一回路與其他系統(tǒng)結合部的失水事故。⑤蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂后減壓失敗，⑥失去公用水或失去設備冷卻水。

假設始發(fā)事件中如考慮外部事件，還應加上地震和火災。假設始發(fā)事件分析表明，可能導致堆芯嚴重損壞的主要假設始發(fā)事件不很多，因此，便于進一步考慮設計改進或事故預防。三哩島核事故的原因分析

發(fā)生小的事故時沒有引以為戒提高警惕

早在三哩島事故前18個月，即1977年9月24日，與三哩島核電站同類型的戴維斯貝斯核電站就發(fā)生過類似的事情。

當時，一個虛假信號導致了主給水隔離。輔助給水啟動，主蒸汽隔離閥關閉。反應堆冷卻劑系統(tǒng)壓力上升，穩(wěn)壓器卸壓閥開啟。反應堆系統(tǒng)冷卻劑系統(tǒng)溫度上升，穩(wěn)壓器水位上升。手動停堆后反應堆冷卻劑系統(tǒng)壓力迅速下降，但是穩(wěn)壓器卸壓閥沒有關閉。高壓安注啟動。操縱員停止了安注。幸運的是，20分鐘后操縱員識別出了故障，關閉了穩(wěn)壓器卸壓閥前的電動隔離閥，恢復了安注。

事件后，戴維斯貝斯核電站的反應堆供應商B&W公司(該公司在三哩島事故后退出核電市場)的一名高級工程師在一份備忘錄中措辭強烈地指責出：事件中操縱員錯誤地停止了高壓安注系統(tǒng)。這種錯誤如果再次發(fā)生，將會導致嚴重的后果。因此必須盡快向操縱員發(fā)出清晰明確（避免錯誤停止高壓安注系統(tǒng)）的指令。

但遺憾的是，沒有任何一個指令發(fā)出，13個月后，三哩島事故發(fā)生了?? 組織因素

操縱員和值長是最有可能發(fā)現(xiàn)問題并將這些問題反應給核電站設計者和管理層的人。但是，他們沒能在事故前發(fā)現(xiàn)這些問題。他們認為事故處置針對的是大問題。“既然大問題能應對，小問題也就能應對?！彼麄冋J為：如果非預期的事情發(fā)生了，操縱員憑借自己的知識和經驗是能夠臨機處置的。規(guī)程無法涵蓋每一種可能的時間組合，因此他們寄希望于操縱員的臨機處置。所以操縱員在很多的情況下需要做出基于知識的判斷。然而現(xiàn)在的人員績效理論指出：基于知識做出的臨機判斷的錯誤概率是50%。

例外運行（Operation by exception）——思維模式。操縱員的心理（思維）模式拘泥于例外運行。該心理（思維）模式假定：系統(tǒng)設備處于正常運行、正常發(fā)揮功能的狀態(tài)，除非儀表顯示、報警、交接班信息提供了例外信息——異常狀況。運行人員僅對異常采取響應。在這種思維模式下，交接班時重要信息（輔助給水電動閥隔離關閉）的遺失導致了嚴重后果。

操縱員培訓中的缺陷。管理者能夠知道非預期的事情發(fā)生，但他們指望操縱員能夠臨機處理。因此操縱員培訓非常注重于系統(tǒng)理論、系統(tǒng)設計、系統(tǒng)安裝以及系統(tǒng)相互作用方面的知識和細節(jié)。旨在以此豐富操縱員的知識和經驗，使其在遇到非預期瞬態(tài)時能夠正確地臨機處理。因此沒有將“緊急情況下操縱員要做什么”作為培訓重點。

規(guī)程針對大問題。設計者預期的大問題是反應堆冷卻劑系統(tǒng)大破口事故（大LOCA）。事故的進程非常短，只有幾分鐘時間。對每一個預期的事故，他們都有詳細的處理規(guī)程。針對反應堆冷卻劑系統(tǒng)大破口事故，有幾套獨立的注水系統(tǒng)用于補償冷卻劑泄漏。核電站設計者相信，只要這些系統(tǒng)按照設計要求發(fā)揮作用，反應堆就不會毀壞。但是他們錯了，因為在三哩島事故出現(xiàn)的是“小問題”——泄漏非常小。事故持續(xù)了數(shù)天。

處置事故的方法。事故處理規(guī)程的編寫是以時間導向為基礎的。如果操縱員能夠正確地識別故障，規(guī)程就會提供正確的處置方法。所有的事故培訓都要求操縱員能正確地識別故障，然后正確地執(zhí)行相關事故處理規(guī)程。但是他們錯誤地識別了故障，采取了錯誤的行動。設計上的自滿

沒有提供觀察堆芯基本參數(shù)的儀表。反應堆基本的安全原則是保持堆芯冷卻。但是設計者沒有提供監(jiān)視堆芯溫度的儀表。堆芯溫度是通過壓力容器出口的冷卻劑溫度推斷得出的。但是這是以又冷卻劑通過堆芯為前提的。如果斷流，將無法知道堆芯實際的溫度。

沒有提供可以發(fā)現(xiàn)堆芯異常的手段。如果堆芯溫度超過堆芯壓力對應的飽和溫度，表明堆芯出現(xiàn)過熱損壞。但設計沒有提供可以顯示堆芯出現(xiàn)沸騰工況的儀表，如堆芯過冷度儀表。

沒有提供重要參數(shù)的直接顯示。主控盤臺無輔助給水流量顯示儀表。操縱員通過泵的運行和閥門的開啟推斷輔助給水進入蒸汽發(fā)生器。事故期間，因輔助給水隔離閥在關閉狀態(tài)，輔助給水流量沒有建立達8分鐘。輔助給水隔離閥的狀態(tài)信息在交接班時丟失了。設計上的缺陷

專設安全系統(tǒng)。允許認為閉鎖安注信號；安注信號不自動觸發(fā)反應堆廠房（安全殼）隔離，導致放射性物質擴散到輔助廠房和大氣環(huán)境。

主控室的報警。主控室的控制盤臺上方的報警指示超過1300個。這些報警無優(yōu)先級規(guī)定，顏色編碼無邏輯性。每一個報警都通過一個刺耳的高音喇叭發(fā)出聲音。新報警一出現(xiàn)，喇叭就發(fā)出一次高音。事故開始前的14分鐘，有超過800個報警出現(xiàn)。

計算機。當報警出現(xiàn)后，計算機對報警進行排序。計算機終端是一臺孔氏打印機，經常卡紙。打印機每分鐘打印不超過6行文字。而事故開始后的一分鐘就有超過100行的報警信息。

朦朧的感覺——不知道現(xiàn)場設備的現(xiàn)場狀況。看不到現(xiàn)場的設備；聽不到現(xiàn)場的設備；對現(xiàn)場的設備沒有真實感覺。（注：一套輔助監(jiān)視系統(tǒng)如工業(yè)電視系統(tǒng)，可以幫助操縱員看到、聽到重要設備的現(xiàn)場狀況。）

嚴重事故的研究與對策開展

嚴重事故研究最早的國家為美國。1975年WASH一1400報告首次將概率安全分析技術應用到核電廠，對幾座典型美國核電廠做了第一次全面的分析，提供了以事件發(fā)生頻率為依據的事故分類方法，并建立了安全殼失效模式和放射性物質釋出模式。

WASH一1400報告首次指出，核電廠風險主要并非來自設計基準事故，而是堆芯熔化事故。1979年美國的三哩島事故是一次嚴重事故，它引起了世界核能界的震驚。這一事件無可質疑地肯定了WASH一1400報告的價值。

從此以后，美國的嚴重事故研究進入了全面深入開展的時期。1986年4月烏克蘭切爾諾貝利核電廠事故后，嚴重事故研究工作進一步獲得加速與推進。

在美國，作為三哩島事故響應的“未解決的安全課題”和“三哩島行動計劃”及從1983年開始執(zhí)行的嚴重事故的研究計劃(severe accident research Program，SARP)，將核安全研究范圍拓寬到事故概率、物理過程、事故處理、安全殼分析、裂變產物與源項、燃料元件行為、人因工程、事故后果與對策、法規(guī)與標準等十分廣泛的領域。其結果形成了一系列管理法規(guī)修訂和政策聲明，并在對事故機理了解的基礎上，形成了一系列配套的分析程序包。

三哩島事故之后，其他核電發(fā)達國家也相應地展開了嚴重事故的機理和處理研究，然而規(guī)模和課題廣度均不及美國。其中法國特別著重于事故對策，并開發(fā)出H及U系列規(guī)程和配套的專用設備。德國的研究側重于安全殼的完整性保障。日本、英國等則側重確保核電廠系統(tǒng)的運行可靠性。

至今，個別國家(如芬蘭、瑞士)已將嚴重事故以法規(guī)或提供導則的方式納入核安全監(jiān)管的要求，提出對核電廠設計的修改或規(guī)程的變更。有些國家(如法國、意大利、荷蘭)已確定可接受的安全水平的安全目標，也有些國家(如加拿大)以適當擴展設計基準的方式來考慮嚴重事故。

為了進一步提高核電的安全性、經濟性，使公眾能夠接受，美國和歐洲國家的廠方、核安全部門及設計者分別研制出電力公司要求文件(URD)及歐洲電力公司要求(EUR)，提出新一代核電廠的設計要求，日本及韓國也在上述兩種文件的基礎上提出了日本電力公司要求文件(J URD)及韓國電力公司要求文件(KURD)。這些文件建立了先進輕水反應堆的技術基礎。

對于現(xiàn)有的核電廠，國際上認為：它們的安全設計有很高的安全程度和保守程度，常?？梢越浭艹O計基準事故?？v深防御的安全原則對于嚴重事故的早期預防和事故后果緩解也是有效的。

但是，由于安全設計主要考慮設計基準事故，有可能在應付嚴重事故方面存在著某些薄弱環(huán)節(jié)。為此，對現(xiàn)有的核電廠應做出各類嚴重事故序列分析，從分析中找出安全設計中的薄弱環(huán)節(jié)。解決的辦法是:硬件方面不作大的改動，而是努力完善運行規(guī)程以及與之配套的控制室布局調整，進一步強化操縱員的選拔與培訓，盡量提高運行水平，從而達到預防嚴重事故發(fā)生的目的。

這種對策已廣泛為各國所接受，相應的研究重點為安全參數(shù)顯示系統(tǒng)的開發(fā)，緊急運行規(guī)程的編制與論證，控制室設計的人因工程考慮，操縱員培訓大綱的改進，質量保證大綱的完善以及運行管理法規(guī)的強化。

目前，世界各國對嚴重事故的研究正以各自不同的重點和技術方向進行著。應該說，嚴重事故研究的重要性已為國際核能界所認識，已成為核電安全中必須考慮的基本間題。

中國核安全法規(guī)對設計中考慮嚴重事故的要求吸取了國際經驗及中國對嚴重事故研究成果，中國已將在設計中考慮嚴重故事的要求寫入核安全法規(guī)。在1991年修改的《核電廠設計安全規(guī)定》中，提出了設計中針對嚴重事故應考慮的事項，包括：

(l)針對特定設計，確定能導致嚴重事故的重要事件序列。

(2)考慮電廠的已有能力，包括超越其預定功能和設計標準時利用某些系統(tǒng)的可能，以及利用某些暫設系統(tǒng)使電廠恢復到受控制狀態(tài)，并減輕嚴重事故的后果。

(3)應對能降低這些事件出現(xiàn)的概率或能減輕這些事件后果的可能設計修改做出評價。若通過適當努力能提高總的安全性，則應進行這種設計修改。

(4)在計及有代表性的和起主導作用的嚴重事故的條件下，制定事故處理規(guī)程。

結語

三哩島核泄漏事故是核能史上第一起堆芯熔化事故，自發(fā)生至今一直是反核人士反對核能應用的有力證據。三哩島核泄漏事故雖然嚴重，但未造成嚴重后果，究其原因在于圍阻體發(fā)揮了重要作用，凸現(xiàn)了其作為核電站最后一道安全防線的重要作用。在整個事件中，運行人員的錯誤操作和機械故障是重要的原因，提示人們，核電站運行人員的培訓、面對緊急事件的處理能力、控制系統(tǒng)的友好性等細節(jié)對核電站的安全運行有著重要影響。

第二篇：日本福島核電站事故分析看法

福島核電站事故分析及看法

福島核電站簡介及事故發(fā)生過程

福島核電站簡介

福島核電站是目前世界上最大的核電站，由福島一站、福島二站組成，共10臺機組（一站6臺，二站4臺），均為沸水堆。福島一站1號機組于1971年3月投入商業(yè)運行，二站1號機組于1982年4月投入商業(yè)運行。福島核電站的核反應堆都是單循環(huán)沸水堆，只有一條冷卻回路，蒸汽直接從堆芯中產生，推動汽輪機。福島核電站一號機組已經服役40年，已經出現(xiàn)許多老化的跡象，包括原子爐壓力容器的中性子脆化，壓力抑制室出現(xiàn)腐蝕，熱交換區(qū)氣體廢棄物處理系統(tǒng)出現(xiàn)腐蝕。這一機組原本計劃延壽20年，正式退役需要到2031年。

2011年東京電力計劃為第一核電站增建兩座反應堆受東日本大地震影響，福島第一核電站損毀極為嚴重，大量放射性物質泄漏到外部，日本內閣官房長官枝野幸男宣布第一核電站的1至6號機組將全部永久廢棄。聯(lián)合國核監(jiān)督機構國際原子能機構(IAEA)干事長天野之彌表示日本福島核電廠的情勢發(fā)展“非常嚴重”。法國法核安全局先前已將日本福島核泄漏列為六級。2011年4月12日，日本原子能安全保安院根據國際核事件分級表將福島核事故定為最高級7級。

福島核電站事故發(fā)生過程

2011年3月，里氏9.0級地震導致福島縣兩座核電站反應堆發(fā)生故障，其中第一核電站中一座反應堆震后發(fā)生異常導致核蒸汽泄漏。于3月12日發(fā)生小規(guī)模爆炸，或因氫氣爆炸所致。有業(yè)內人士表示，福島核電站是一個技術上現(xiàn)在已經沒人用的單層循環(huán)沸水堆，冷卻水直接引入海水，安全性本來就沒有太大指望。沸水產生的蒸性物質。對于日本這一個地震頻繁的地區(qū)，使用這樣的結構非常不合理。

3月14日地震后發(fā)生爆炸。在爆炸后，輻射性物質進入風中，通過風傳播到中國大陸，臺灣，俄羅斯等一些地區(qū)。

東京電力公司16日上午說，福島第一核電站當天上午再次遭遇火災。公司方面同時證實，兩名核電站工作人員下落不明，東京電力公司16日上午召開緊急新聞發(fā)布會，稱核電站4號反應堆於東京時間16日5點45分(北京時間4點45分)再次發(fā)生火災。東京電力公司發(fā)言人說，該公司員工已經證實了火災的發(fā)生，目前已經緊急通知了福島縣政府和消防部門。

日本官方于東京時間16日上午8點15分稱，火勢已得到控制。然而，4號反應堆的具體情況目前無從得知。有報導稱，此次火災與15日發(fā)生的火災相類似。國際原子能機構總干事天野之彌15日說，該機構尚未接到日本政府有關核電站4號反應堆15日火災后情況的說明。

東京電力公司同時證實，兩名核電站工作人員下落不明。但公司辯解稱：這兩名工作人員是在11日的大地震后即告失蹤，而不是15日核電站爆炸后失蹤」。日本常駐維也納國際機構代表中根猛15日向共同社透露，日本政府已請求IAEA最快數(shù)日內派出專家小組幫助應對日本大地震引發(fā)的核電站事故。中根表示，由於核電站附近已經非常難接近，最初預計只能派遣小規(guī)模的專家小組。

日本首相菅直人15日已就福島第一核電站的問題向日本民眾發(fā)表了講話。他要求核電站方圓20公里以內的所有居民撤離，方圓20至30公里以內的居民在室內躲避。有報導稱，菅直人痛斥東京電力公司“欺上瞞下”。目前核電廠附近檢測到銫和碘的放射性同位素，專家認為有氮和氬的放射性同位素泄出也是很自然的，钚泄漏也已經出現(xiàn)，情況非常令人擔憂。

事故原因

3月11日地震發(fā)生時，福島一站的1~3號機組正在運行，4~6號機組處于停堆檢修狀態(tài)。地震和海嘯發(fā)生后，1~3號機組立即自動停堆。但電站的外電網全部癱瘓，同時備用柴油發(fā)電機由于被海嘯摧毀未能正常工作，致使反應堆停堆余熱排除系統(tǒng)完全失效，這次福島核電站出的幾次事故，主要是因為反應堆停堆以后，反應堆里面的剩余射熱沒有被及時排除。實際上，反應堆被排除以后，剩余射熱沒有排除，應該先讓它冷卻下來，這是最關鍵的，包括發(fā)電的燃料也需要冷卻。所以反應堆停了以后，它還有相當可觀的剩余射熱。如果是百萬千瓦的核電機組，發(fā)電是100萬千瓦，他們反應堆的熱功率需要產生的熱將是330萬千瓦。停堆以后，開始的一分鐘以內有相當?shù)氖Ｓ酂?，大約有5%、6%。330萬千瓦的反應堆，假如是1%的熱功率，就是3.3萬千瓦?；蛘呃斫獬?%的剩余熱就是3萬3千個1000萬電流在發(fā)熱。要把剩余熱帶出來，就需要冷卻。如果冷卻不充分，使堆內的溫度不能帶走，溫度升高以后，燃料棒里面包著核燃料，它受不了就容易破，需要釋放。另外，在堆高溫以后產生水汽反應，有一個高水反應，放出大量的氫氣，同時還釋放熱量。這是放熱反應。鋯和水會起鋯水反應，放出蒸汽的時候，能夠生成氧化鋯、氫氣。氫氣沒有地方跑，就往外釋放。到了反應堆廠房以后，由于氫氣濃度太高，氫氣就和空氣當中的氧氣發(fā)生了氫爆，空氣中氫氣濃度超過一定濃度，會和氧氣發(fā)生氫爆。這也就應該是福島核電站的重要原因。

日本福島核電站事故引起全球關注，除地震、海嘯等客觀因素外，日本以及國際上的部分專家和媒體認為，災前和災后忽視安全隱患和疏于管理是造成此次事故并導致事故擴大的重要原因，以色列資深核能專家烏齊·埃文近日接受以當?shù)孛襟w采訪時說，福島第一核電站反應堆持續(xù)使用時間最長的已有約４０年，反應堆老化情況嚴重，導致其在緊急狀況下失控。震后連續(xù)數(shù)天、多套方案都未能使“高燒”的反應堆明顯降溫就說明了這一點。

此外，日本當局在事故最初對事故的嚴重程度沒有足夠認識，一名日本官員在事故剛發(fā)生時甚至說，核電站泄漏的放射線劑量僅相當于人們在醫(yī)院利用醫(yī)學器械進行放射線身體檢查時承受的劑量?！斑@根本就是荒謬。日本當局如果能在事故發(fā)生之初公開更翔實的事故信息，他們或許能更迅速地得到各方面的國際援助，整個核電站事故也就不會加劇到如今這個地步。事故結果及對世界核事業(yè)的影響

日本福島核電站不斷發(fā)生的氫氣爆炸與燃料棒露出水面的情況給世界各國帶來了巨大沖擊，其事故等及最終確事實上為7級，與俄的切爾諾貝里事故為同級，也是日本歷史上最為嚴重的核電事故，事故不僅造成了巨大的人員傷亡，而且致使人們對清潔能源核電是否安全再次提出了質疑，同時也導致了各國公眾大規(guī)模的反核游行，這使得人們不行不對核電的安全性進行重新的審視。

許多印度人認為此次事件會影響日印核能合作協(xié)議的談判。新德里的能源資源研究所首席研究員達蒂奇認為“印度公眾很可能會對日本核電站技術出現(xiàn)嚴重質疑”。印度總理辛格14日命令重新抽查國內20個核電站的安全対策。

韓國總統(tǒng)府由任太熙總統(tǒng)辦公室主任召開了緊急會議，討論放射性物質對周邊國家的影響。韓國聯(lián)合新聞14日稱，關于重新啟動大田市2月曾經發(fā)生放射性物質泄漏事故的用于研究用途的反應堆一事，相關機構認為需要再次確認其安全性。

日本地震引發(fā)核電廠爆炸以及輻射外瀉，泰國《民族報》、《曼谷郵報》近日都大篇幅報道日本核能危機最新狀況，泰國政府也表示要檢討核能發(fā)展計劃。《曼谷郵報》援引能源部消息稱，泰國總理阿披實反對興建核能發(fā)電廠，但他已決定解散國會，準備重新大選，所以現(xiàn)任政府不會考慮任何核能發(fā)電計劃。

據《工貿報》網站3月17日報道，越南原子能研究院院長王友晉3月16日稱，越南正在制定和實施相關核電開發(fā)計劃，在核電項目選址問題上應從日本核事故中吸取教訓，充分評估安全因素。

德國聯(lián)邦環(huán)境部長呂特根13日宣布，鑒于日本面臨的核災難威脅，決定對德國的核能政策重新進行審議，以期加快完成向可再生能源的過渡。德國總理默克爾將于15日與各州州長就德國核設施的安全問題舉行會晤。她表示，加速進入可再生能源時代十分必要，但立即關閉德國所有的核反應堆并不現(xiàn)實。據悉，在野黨和環(huán)保人士要求德國完全放棄核能。德國原計劃到2020年關閉境內全部核電站，但以默克爾為首的執(zhí)政聯(lián)盟去年9月通過的新能源法規(guī)定，德國現(xiàn)有的17座核電站運營期限平均延長12年。

中國:國務院要求全面審查在建核電站，暫停核電項目審批。務院總理溫家寶16日主持召開國務院常務會議，聽取應對日本福島核電站核泄漏有關情況的匯報，會議要求:

（一）立即組織對我國核設施進行全面安全檢查。

（二）切實加強正在運行核設施的安全管理。

（三）全面審查在建核電站。

（四）嚴格審批新上核電項目。

美國:奧巴馬稱將按計劃建設核電站，但議員呼吁美國核電發(fā)展應減速.俄羅斯:普京15日下令，要求對俄核工業(yè)的發(fā)展進行檢查評估.總體來講，日本福島核電站的事故放緩了世界各國的核電事業(yè)。日本福島核電站事故應帶給我們的經驗教訓

一、加強對自然災害的預測力度，自人類歷史以來，人類無時無刻不在向著生活更好更安定的方面努力，但災害無情，且人類在自然災害面前仍顯得那么的渺小，因些做好自然災害的預測，及時采取有效的措施不僅對于核電，對于其它行業(yè)一樣有重要的意義，二、加強對核電安全的管理。日本福島核電站的嚴重事故不僅僅是客觀的環(huán)境因素造成的，在災前和災后對核電站忽視安全隱患和疏于管理也是造成這次重大事故的重要原因。一切核電的有用運行經驗都是從第一次事故中總結出來，它是我們的核電工作人員以血的代價換來的，我們應當珍惜它，并讓它發(fā)揮重要的作用。以防患與未然。

三、努力發(fā)展改進核電技術，以提高其安全性。每一項技術的突破都可以用秋造成福人類，在提高安全管理的基礎上努力開發(fā)新的核電技術。從而不斷提高核電站的安全性，以減少核電對公眾環(huán)境的危害。

四、對正在運行的核電站，要定期檢查其安全性。每一次事故的發(fā)生之前總會有所征兆，在安全栓查的過程中發(fā)現(xiàn)這些征兆并采取有效的措施，以避免事件的擴大或事故的發(fā)生。

五、在核電周圍建立核電安全監(jiān)測站，以檢測確定核電對公眾的影響在國家標準的允許范圍之內，同時監(jiān)測核電站工作是否正常。

六、對于歷史上的高發(fā)核電事故，應分析其原因，總結其經驗，并把它們化為操作的規(guī)程，組織全站工作人員進行學習討論。以強化認識，形成安全生產的理念。

七、對核是站的狀況、地理位置，事故歷史進行分析，預測未來可能發(fā)生的事故，在員工培訓的過程中加強對這些事故的演練，以確保萬一事故發(fā)生后能盡快的采取有效措施，使事故的損失降到最低。

八、在應對突了事故的過程中就尊重事實，保證事故的透明度，以集所有力量，群策群力，共度難關。

另外，無論從技術、自然環(huán)境，還是從核電運行的歷史來看，中國的核電技術都是安全的。并且核電作為相對清潔能源對各國的發(fā)展都有著舉足輕重的作用。著名科學有，兩彈無勛鄧稼先曾經說過“如果有來生，我還會選擇中國，還會選擇核事業(yè)”。老一代的這種奉獻精神值得我們去學習，既然選擇了核電事業(yè)，就要愛我所選擇。努力去證明自己的選擇是對的。

第三篇：福島核電站事故總結

福島核電站事故之淺見

中廣核臺山核電2011屆準員工

葛智偉

一、福島核電站簡介 a)、核電站介紹

福島核電站位于北緯37度25分14秒，東京141讀2分，地處日本福島工業(yè)區(qū)。它是目前世界最大的核電站，由福島一站、福島二站組成，均為沸水堆。福島一站

機組

1號機

2號機

3號機

4號機

5號機

6號機

福島二站 堆型

BWR-3 BWR-4 BWR-4

BWR-4 BWR-4 BWR-5

服役

1970 1974 1976

1978 1978 1979

電功率

460MW 784 MW 784 MW

784 MW 784 MW

1100 MW

核島供應商

General Electric

General Electric

Toshiba

Hitachi

Toshiba

General Electric

機組

1號機

2號機

3號機

堆型

BWR-5

BWR-5

BWR-5

服役

1982

1984

1985

電功率

1100MW

1100MW

1100MW

核島供應商

Toshiba

Hitachi

Toshiba 4號機

BWR-5 1987 1100MW Hitachi

b）、沸水堆系統(tǒng)

雙層安全殼結構，內層是鋼襯安全殼，外層 是混凝土安全殼。

全廠斷電時，壓力容器內高壓蒸汽通過主蒸汽管線的安全閥釋放到安全殼內的抑壓水池。全廠斷電時，非能動隔離冷凝系統(tǒng)可以排除部分衰變熱，但按設計能力不足以冷卻堆芯。這也是日本地震造成斷電之后，福島核電引發(fā)融堆現(xiàn)象的直接原因。c)、歷史事故

1978年，福島第一核電站曾經發(fā)生臨界事故，但是事故一直被隱瞞至2007年才公之于眾。2005年8月，里氏7.2級地震導致福島縣兩座核電站中存儲核廢料的

2006年，福島第一核電站６號機組曾發(fā)生放射性物質泄漏事故。

2007年，東京電力公司承認，從1977年起在對下屬３家核電站總計199次定期檢查中，這家公司曾篡改數(shù)據，隱瞞安全隱患。其中，福島第一核電站１號機組，反應堆主蒸汽管流量計測得的數(shù)據曾在1979年至1998年間先后28次被篡改。原東京電力公司董事長因此辭職。

2008年6月，福島核電站核反應堆5加侖少量放射性冷卻水泄漏。官員稱這沒有對環(huán)境和人員等造成損害。

二、福島核電站事故分析

1、福島核電站事故后果 截至 3 月 16 日下午，福島第一核電站 6 座反應堆及福島第二核電站 4 座反應堆現(xiàn)狀如下：

福島第一核電站

1號反應堆：冷卻系統(tǒng)失靈，核芯部分融毀，冒出蒸氣，氫爆炸導致建筑物受損，海水注入進行中；

2號反應堆：冷卻系統(tǒng)失靈，海水注入進行中，燃料棒曾短時完全暴露出水面，冒出蒸氣，受 3號反應堆爆炸影響建筑物受損，安全殼受損，有可能發(fā)生融毀；

3號反應堆：冷卻系統(tǒng)失靈，可能發(fā)生部分核芯融毀，冒出蒸氣，海水注入進行中，氫爆炸造成建筑物受損，反應堆周邊核輻射量大幅上升，冒出煙霧，安全殼可能受損；

4號反應堆，地震發(fā)生時處于維修狀態(tài)，發(fā)生的火情可能是由乏燃料儲水池氫爆炸引起的，儲水池水面高度未能檢測到，反應堆建筑物發(fā)生火情，目前沒有進行注水降溫作業(yè)；5 號和6號反應堆：地震發(fā)生時處于維修狀態(tài)，乏燃料儲水池溫度輕微上升。

福島第二核電站

1號、2號和 4 號反應堆：冷卻系統(tǒng)失靈，冷停堆處理。

2、福島核電站事故分析 a)、堆芯核燃料發(fā)生融化

這次日本核事故是在一連串災害的打擊下引發(fā)的。核反應堆的一個特點是在停堆后仍需要對堆芯進行冷卻，因為核燃料有自衰變余熱，雖然比人控裂變產生的熱量小的多，但是如果長時間得不到冷卻，也會使得堆芯達到上千度的溫度，導致核燃料棒融化，然后是燒穿外層保護的鋼殼、混凝土結構等，造成核泄漏。

而在反應堆停堆的情況下，余熱冷卻系統(tǒng)的泵所需的電力就需要從外部輸入。一般情況會準備多路外電網輸入，同時每臺機組一般有2臺應急柴油發(fā)電機供電，而且同一電廠內的其他機組的應急柴油發(fā)電機也可以互相備用。

但在這次強烈地震后，日本福島第一核電廠的外電網全部癱瘓了，自身的應急柴油發(fā)電機在運行一小時后，也因為海嘯的襲擊而全部喪失，這就導致失去所有外部電源供應，堆芯失去強迫冷卻手段。因此造成了堆芯核燃料的融化。b）、反應堆中引發(fā)爆炸的氫氣來源

核燃料棒的包殼中有一種叫鋯的金屬元素。用核動力發(fā)電，每一百萬千瓦的發(fā)電能力，一年就要消耗掉20到25噸金屬鋯。它具有低的熱中子吸收截面，作為核燃料包殼和結構材料，它處在核反應堆核能裂變反應、核能轉換成熱能的釋發(fā)部位，又是防止反應堆放射性裂變產物向外逸出的首道屏障。

但問題是，鋯在高溫下，會與水蒸汽產生劇烈的化學反應，鋯將水分解為氫和氧，于是產生了大量的氫氣，同時伴隨著放熱。這種反應通常會發(fā)生在壓水堆喪失冷卻事故的后期階段，核燃料元件棒束未被冷卻液浸沒而處于裸露狀態(tài)，就產生了鋯水反應。但反應堆都會設計和安裝排氫系統(tǒng)，以避免爆炸的產生。

日本反應堆的排氫系統(tǒng)已經沒有能源供應或已經在地震中損毀，所以沒有正常工作，于是最終引發(fā)了這場悲劇。c）、發(fā)生爆炸的具體過程

福島核電站發(fā)生的爆炸屬于化學爆炸，是由泄漏到反應堆廠房里的氫氣和空氣反應發(fā)生的爆炸。

在地震后，日本有關方面12日努力恢復電源并派出了自衛(wèi)隊的核生化武器應對部隊，向反應堆內輸送了大量的冷卻水。特別是當?shù)貢r間15時20分，為加快冷卻效果，日本政府下令自衛(wèi)隊再加大投入，從附近各地水源地取水輸送到核電站現(xiàn)場。

但正是往反應堆內加注冷卻水的時候，在當?shù)貢r間16時53分左右，突然發(fā)生了爆炸。很可能就正是輸送大量冷卻水的行為，導致了鋯水反應的產生。日本在搶救時沒有料到核燃料元件棒束已經處于裸露狀態(tài)，輸送大量冷卻水產生了氫氣，引發(fā)了爆炸。劇烈的混合可燃氣體爆炸，炸開了核電站反應堆廠房。

三、總結

1、福島事故原因總結

災前和災后忽視安全隱患和疏于管理是造成本次事故的主要原因。

此次失事的福島核電站是60年代設計、1971年建成的老式核電站，由于缺乏外部厚實安全殼，只有內部鋼安全殼。讓其在極端情況下的安全防護措施仍存在一定問題。福島核電處于地震帶上，而選址、備用電源等設計欠缺妥善的考慮。而此前福島核電站對發(fā)生的多起小事故隱瞞和忽視，使得安全隱患未能的到妥善處理。這是造成事故發(fā)生的直接原因。日本政府以及東京電力公司在事故發(fā)生之初以及過程中的處理手法值得質疑。東京電力福島第一核電站２號機組反應堆水位１４日晚出現(xiàn)下降，一時間燃料棒幾乎完全露出，其原因竟然是在向反應堆堆芯灌注冷卻水時，負責水泵的工作人員到別處巡邏，沒有注意到水泵燃料耗盡。這樣低級的失誤，簡直令人難以置信。日本當局在事故最初對事故的嚴重程度沒有足夠認識，一名日本官員在事故剛發(fā)生時甚至說，核電站泄漏的放射線劑量僅相當于人們在醫(yī)院利用醫(yī)學器械進行放射線身體檢查時承受的劑量。這根本就是荒謬。這是造成事故持續(xù)惡化的的主要原因。

2、福島事故對中國核電事業(yè)的啟示 在能源緊缺的當下，核電事業(yè)不應受到此類事故的影響，安全合理的發(fā)展核電事業(yè)勢在必行。當然，在核電站運行過程中，從上倒下貫徹安全意識是十分必要的。在實際工作中，應保持嚴謹?shù)膽B(tài)度，堅守各自工作崗位，維持核電的安全運行。

中國正在運行和建造以及待建造的各核電站十分重視應對各類突發(fā)事件的考量。中國最早的核電站浙江秦山核電站和廣東大亞灣核電站是引進80年代的法國壓水堆技術，既有內部鋼密閉安全殼，也有外部混凝土防爆安全殼。安全殼是堅固的90厘米厚混凝土外墻，里面襯有防輻射金屬材料，是核反應堆最重要的安全保障措施。即使在最壞的情況下，壓水堆核電站的反應堆機組核燃料棒融化，徹底損毀。密閉的反應堆安全殼也能把絕大部分的放射性物質都控制起來。對周圍環(huán)境和人員也基本沒有任何影響。

對社會宣傳核科普知識，減少不必要的核恐慌，理智應對核能應用，也是每個核電人應有的義務。

2011-3-18 7:35:08 國際電力網 網友評論

中廣核集團正在全面分析日本福島核電站事故的發(fā)生及演變過程，總結這一事件給核電站設計、建造和運行帶來的啟示。

日本大地震引發(fā)核危機，也引發(fā)世人對核電站安全的擔憂：國內核電站安全性如何，在諸如地震等重大自然災害來臨時，有沒有能力應對并保證安全？

為此，記者3月16日聯(lián)系采訪了中國廣東核電集團，對方稱：中廣核集團已采取防范日本類似事故的安全措施。針對可能出現(xiàn)的問題，中廣核集團通過可靠的設計、高質量的建設、高效率運行管理來避免堆芯熔化。

針對堆芯熔化事故，中廣核所屬核電站設置了多道安全屏障和多個專門針對事故的安全系統(tǒng)，安全系統(tǒng)均采用冗余設計（一個部件出現(xiàn)故障并不影響安全功能）。在失去外電源的情況下，由應急柴油機可靠地供電。大亞灣核電站、嶺澳核電站各機組在已分別配備應急柴油機的前提下，還采取專門增加了一臺備用柴油機、小汽輪機等措施來處理在全廠失電后自動啟動給重要設備供電，以避免發(fā)生堆芯熔化的情況。

針對氫氣爆炸情況，設置了預防、監(jiān)測、行動和措施等多道防線。設計上采取了措施防止此種情況發(fā)生，設置了多種可靠的監(jiān)測方式監(jiān)測主系統(tǒng)中的氫氣濃度，并通過氫氣復合器和氫氣點火器等專設安全設施，可以控制事故情況下氫氣水平，防止氫爆。

另外，中廣核方面還稱，中廣核集團核電廠址的選擇以及核電廠的設計均嚴格遵照中國國家核安全法規(guī)和國際原子能機構（IAEA）的核安全標準規(guī)范的要求進行。在設計過程中還充分考慮了當今世界核電廠運行經驗反饋，特別是安全事件的反饋，以保證核電廠的設計更安全。

在核電廠廠址選擇過程中，根據國家關于核電廠廠址選擇的相關法規(guī)、導則對廠址的地震、地質、水文（包括地震引發(fā)的海嘯）、氣象（特別是極端氣象）等廠址自然條件、外部人為事件的影響以及核應急條件進行充分論證，以確認廠址適宜建設核電廠。廠址選擇的結論需經過國家嚴格的核安全審評。

在核電廠的設計上，根據國家核電廠設計的相關安全法規(guī)，堅決貫徹“縱深防御”的設計要求，實施多道安全屏障和實體保護措施。設計中設置了多項專設安全設施以應對各種設計基準事故，即使發(fā)生設計基準事故，核電廠可順利進入安全狀態(tài)；此外，還針對核電廠發(fā)生概率極低的嚴重事故設計了多種緩解措施，可有效防止和控制嚴重事故的后果。通過上述各種技術手段，中廣核集團設計的核電廠可最大限度地避免核安全事故的發(fā)生，能夠確保核電廠安全。

在防地震方面，由于中國大陸發(fā)生地震的強度和頻度遠低于日本，中廣核集團在核電站選址階段已充分考慮到了地震對廠址安全的影響，所選廠址地震水平均較小，地震風險低。我國核電廠址大多位于歐亞板塊的東南部的沿海地帶，遠離構造變形強烈的南北構造帶和菲律賓海板塊俯沖帶，廠址附近無斷裂帶，歷史上也未出現(xiàn)過超過5級的地震，不會出現(xiàn)與本次震級相當?shù)牡卣稹?/p>

我國核電廠廠址選擇和抗震設計遵循的規(guī)范是現(xiàn)行有效的、與國際通用的標準。對于廠址地震和設計地震水平的確定留有余量，在設計上層層設防?？拐鹪O計是保守、安全的。另外，核電廠包容堆芯的反應堆廠房結構設計條件嚴苛，考慮地震作用、飛機撞擊、外部爆炸、龍卷風等，結構剛度大、強度高，具有足夠安全性。核電站地震監(jiān)測系統(tǒng)也是完備、有效的。

在防海嘯方面，中廣核在廠址選擇方面充分考慮海嘯的影響。我國東部沿海屬于邊緣海，海水不深約幾十米，而海嘯的傳播需要近千米的水深。邊緣海與外海之間一般都有“島弧”相隔，“島弧”就是一系列的島鏈，地震波造成的海嘯只能從島鏈的縫隙中傳進來，能量有限。我國海岸記錄到的海嘯最高在0.5米左右，各核電站廠址很難出現(xiàn)類似日本發(fā)生的強烈海嘯。

對于已建、在建核電廠在總平面布置設計時，中廣核均考慮了海嘯增水對電廠運行安全的影響，根據我國沿海發(fā)生最大海嘯和風暴潮的最大值，采用了包絡設計（取最大值）。已建、在建核電廠在防止海嘯增水影響廠址安全方面，均是安全可靠的。采取了這些措施后，防波堤、防浪堤可以在最大臺風浪的情況下保證護岸結構基本穩(wěn)定，地震發(fā)生后保證護岸結構基本穩(wěn)定，不喪失防浪功能。

另外，中廣核還建立了應急機制。在核電站選址的過程中，綜合考慮了周邊群眾的安全。在廠址確定后，針對可能受到的影響，核電站的周邊被劃分為不同的應急區(qū)域。在核電站建設和運營過程中，根據國家規(guī)定，核電站建立了完備的應急計劃、應急設備和應急體系，并進行定期的應急演習，確保核電站在可能發(fā)生事故時周邊群眾能及時安全地得到轉移。

中廣核還稱，中廣核集團正在全面分析日本福島核電站事故的發(fā)生及演變過程，總結這一事件給核電站設計、建造和運行帶來的啟示。已要求各相關單位要認真汲取和深入剖析此次福島核電站事故的經驗，加強對核電站設計、建造、運行等各個環(huán)節(jié)的管理，尤其針對各種自然災害做好應對預案，以實際行動，切切實實守護好核安全，切切實實承擔起對國家、對人民應有的責任，積極保障中國核電事業(yè)的健康發(fā)展。

第四篇：切爾諾貝利核電站爆炸事故分析

切爾諾貝利核電站爆炸事故分析

所屬頻道: 核電

關鍵詞: 切爾諾貝利 核電站 爆炸事故分析

事故經過

1986年4月26日，切爾諾貝利核電站的4號反應堆發(fā)生爆炸，死16.7萬人，損失120億美元，是世界上最嚴重的核電站事故。

切爾諾貝利核電站建于基輔市以北130千米，4臺機組，總裝機400萬千瓦，是原蘇聯(lián)最大核電站。1970年切爾諾貝利開始修建第一座核反應堆，但總工程師只有建設火電站的經驗，整個設計由烏拉爾電力公司設計院進行。后來由莫斯科Zukh水電設計院接手該項目的設計，該設計院主要是水電設計。因為物質缺乏，幾乎不太可能找到設計人員設計的某些特殊部件，因此設計者真好將就使用他們自己制造的部件。

1977年第一座反應堆投入運行，與原定計劃推遲了兩年。管理人員和操作工并不知道1 975年在列寧格勒與此相同的反應堆發(fā)生了熔化事故。對有關規(guī)定也進行了修改，因為它們對實際情況不適合，特別是經常移出比規(guī)定多的控制棒。操作工還發(fā)現(xiàn)當輸出功率很低時反應堆極不穩(wěn)定。

20世紀80年代初，另外兩個反應堆投入運行。1982年第三座核反應堆活性區(qū)發(fā)生爆炸并將放射性物質釋放到核電站區(qū)域，因為對這次事故保密，其他反應堆的操作人員并不知道此次事故的發(fā)生。這期間在整個前蘇聯(lián)的ЯBMK型反應堆還發(fā)生了幾起類似的事故。1980年在Kursk發(fā)生的事故引起了原子能委員會的注意：因為停電導致無動力驅動控制棒和水泵，40秒后才啟動備用電源，在此次事故中因：為冷卻水的自然循環(huán)量較大才避免了嚴重破壞。

1983年末，估計切爾諾貝利4號反應堆關閉后透平機還能為反應堆水泵提供一定時間的應急電源，曾建議對該系統(tǒng)進行測試，但因為裝置到1983年底前未獲授權，因此對該系統(tǒng)的測試延期進行。在負責ЯBMK型反應堆的部長處還有其他的事故記錄——設計的控制棒因為有裂紋當插入反應堆時引起輸出功率劇烈波動，但在操作工的操作記錄上沒有記錄。1984年3月27日，4號反應堆正式投入商業(yè)運行。

1985年報紙上出現(xiàn)了對核電站的批評，能源部命令總工程師替換易燃的遮蔽材料和電纜。但是因為無不易燃的材料供應，這項計劃被擱置。高層管理人員的注意力集中在應付商業(yè)壓力，而讓總工程師負責裝置的操作。

1986年4月，4號反應堆停車檢修，并且安排了一系列的測試計劃，包括應急電源延遲測試。但仍然不知道當透平的動量下降后是否能產生足夠的電能驅動水泵達40秒。測試由裝置的制造者進行，他們的測試計劃與3號和4號反應堆的總工程師討論了15分鐘后即獲同意，并沒有征求安全檢查員的意見，負責反應堆的總工程師也沒有到場，正式的批準文件也沒有征求核專家的意見。

13時反應堆的輸出功率減為一半，兩臺發(fā)電機一臺停車。14時對另一臺發(fā)電機的測試準備就緒。為了避免被聯(lián)鎖，緊急反應堆活性區(qū)冷卻系統(tǒng)斷開。開始準備測試時，Kiev的電力調度員請求供電到23時。23時重新開始根據擬定的計劃對透平機的作用進行測試?？刂瓢舻淖詣涌刂葡到y(tǒng)被斷開，輸出功率降低，下降到30MW。到這一步就沒有按照測試的標準規(guī)程進行(按標準規(guī)程應該放棄試驗>，工程師就下一步如何進行沒有形成統(tǒng)一的意見。繼續(xù)移出控制棒，4月26日1時輸出功率穩(wěn)定在200MW，但這仍然低于推薦的最小功率水平，但是被認為可以繼續(xù)進行測試。

1時過后，另一臺冷卻泵很快加入該系統(tǒng)，這就需要移出更多的控制棒。大量的水進入反應堆引起蒸汽壓力降低。為了避免因為蒸汽壓力低導致反應堆關閉，操作人員切斷了聯(lián)鎖信號。1時22分，實驗剛剛開始，計算機打印結果表明反應性只有最小保留值的一半。1時23分透平發(fā)電機的緊急調節(jié)閥門關閉，透平機無蒸汽，計算機顯示反應器功率急劇上升，副控手按下緊急停車按鈕試圖將所有控制棒放入反應堆活性區(qū)，此時控制棒無法全部下降。爆炸發(fā)生了，爆炸掀翻了1000t反應堆外殼，反應堆直接向大氣敞開。

工程師沒有意識到反應堆已發(fā)生了爆炸，還試圖用大量的水來控制反應堆，但是所有的泵都無法工作。發(fā)電機房著火，消防隊也趕來，關鍵人物也來到現(xiàn)場。核電廠廠長被告知反應堆未破壞，只是需要他對產生的放射程度進行分析調查，但據說莫斯科官方拒絕授權。

4月26日下午，有足夠的證據表明反應堆發(fā)生了爆炸，其他的反應堆也已關閉。成千上萬噸含有硼、鉛等的沙石飛向建筑物。對相鄰城鎮(zhèn)Pripyat的調查于4月27日展開。

事故根本原因分析

表7-3和表7-4是事故發(fā)生的詳細過程和根本原因。

事故后果

事故發(fā)生后，反應堆熔化燃燒，引起爆炸，沖破保護殼，廠房起火，放射性物質源源泄出。用水和化學劑滅火，瞬間即被蒸發(fā)，消防員的靴子陷沒在熔化的瀝青中。1、2、3號機組暫停運轉，電站周圍30公里宣布為危險區(qū)，撤走居民。事故發(fā)生時當場死2人，遭輻射受傷204人。5月8日，反應堆停止燃燒，溫度仍達300℃。當?shù)剌椛鋸姸茸罡邽槊啃r15毫倫琴，基輔市為o.2毫倫琴，而正常值允許量是o.01毫倫琴。瑞典檢測到放射性塵埃，超過正常數(shù)的100倍。西方各國趕忙從基輔地區(qū)撤出各自的僑民和游客，拒絕接受白俄羅斯和烏克蘭的進口食品。原蘇聯(lián)官方4個月后公布，共死亡31人，主要是搶險人員，其中包括一名少將;得放射病的203人;從危險區(qū)撤出13.5萬人。1996年烏克蘭官方公布，10年來已有16.7萬人死于本事故的核污染，320萬人受到輻射傷害。

災后兩年之中，26萬人參加了事故處理，為4號核反應堆澆了一層層混凝土，當為“棺材”埋葬起來。清洗了2100萬平方米的受污染設備，消除600個村莊的污染物，掩埋50萬立方米“臟土”，為核電站職工另建了斯拉烏捷奇新城，為撤離的居民另建2.1萬幢住宅。這一切，包括發(fā)電減少的損失，共達80億盧布(約合120億美元)。烏克蘭政府已作出永遠關閉該電站的決定。白俄羅斯共和國損失了20%的農業(yè)用地，220萬人居住的土地遭到污染，成百個村鎮(zhèn)人去屋空。烏克蘭被遺棄的禁區(qū)成了盜賊的樂園和野馬的天堂，所有珍貴物品均被盜走，因此將污染擴散到區(qū)外。近核電站7千米內的松樹、云杉凋萎，1000公頃森林逐漸死亡。30千米以外的“安全區(qū)”也不安全，癌癥患者、兒童甲狀腺患者和畸形家畜急劇增加;即使80千米外的集體農莊，20%的小豬生下來也發(fā)現(xiàn)眼睛不正常。上述怪癥都被稱為“切爾諾貝利綜合癥”。

國際原子能機構專家稱，要消除事故造成的污染，至少需100年。

第五篇：分析核電站全廠斷電事故

第四章

分析核電站全廠斷電事故

4.1.全廠斷電事故過程中對反應堆各部件現(xiàn)象進行分析

全廠斷電事故中，由于主泵失去軸封冷卻水，主泵軸封處可能會出現(xiàn)泄漏。另一方面，根據相關研究分析，在事故進程的適當時刻對一回路實施減壓措施可以有效推遲事故進程和緩解事故后果。在上文所述基本事故進展的基礎上，就這兩種因素對其的影響定性地分析了4種可能的工況：

1.堆冷卻劑開始汽化時主泵軸密封處泄漏； 2.出現(xiàn)早期主泵軸封泄漏的全廠斷電事故；

3.堆芯出口溫度達650 ℃時穩(wěn)壓器卸壓閥持續(xù)打開；

4.工況1基礎上，堆芯出口溫度達650 ℃時穩(wěn)壓器卸壓閥持續(xù)打開。發(fā)生全廠斷電事故時，由于輔助給水系統(tǒng)無法啟動，二回路水逐漸被蒸干，隨后一回路因熱量無法帶出而升溫升壓。當堆芯區(qū)域的冷卻劑溫度逐漸達到飽和溫度，主泵軸封處出現(xiàn)泄漏。堆冷卻劑通過主泵軸封破口和穩(wěn)壓器卸壓閥從一回路系統(tǒng)噴出，引起堆芯冷卻劑裝量的減少。由于泄漏流量不大，因此堆芯壓力仍會在穩(wěn)壓器卸壓閥的設定壓力變化范圍維持一段時間。隨后堆芯壓力開始持續(xù)下降。冷卻劑持續(xù)從主泵軸封破口流出，堆芯水位下降，堆芯逐漸裸露、升溫，堆芯部件達到失效溫度后會形成熔碴下落。堆芯壓力逐漸降到安注箱開啟壓力，安注箱向堆芯注水，堆芯暫時得到冷卻。但由于壓力下降較慢，注水流量不大，而且有一部分通過主泵軸封破口直接流出，沒有形成對堆芯的再淹沒。隨后壓力殼內繼續(xù)熔碴的形成和遷移的過程，逐漸熔穿壓力容器下封頭。下封頭熔穿時，壓力容器內壓力值較低。

假設事故后10 m i n出現(xiàn)主泵軸封泄漏。之后由于此處的泄漏，冷卻即自破口處流出，一回路壓力持續(xù)下降，堆芯水位也迅速下降，很快堆芯就開始裸露。由于堆芯冷卻狀況的惡化，在衰變熱的作用下堆芯部件的溫度升高，達到失效溫度后形成熔碴下落。主泵軸封處的泄漏也使壓力容器內壓力迅速降低，使安注箱能在事故進程中投入使用，和第一種工況一樣，有一部分通過主泵軸封破口直接流出，沒有形成對堆芯的再淹沒，由于事故進程加快，最后下封頭較其他工況最早熔穿。

全廠斷電事故中，由于穩(wěn)壓器卸壓閥不斷的開啟和關閉，一回路系統(tǒng)的冷卻劑不斷從卸壓閥噴出，堆芯水位下降，堆芯逐漸開始裸露，裸露部分的堆芯僅依靠水蒸氣冷卻。但水蒸氣不足以帶出裸露部分堆芯的衰變熱，這部分部件的溫度持續(xù)升高，使流出堆芯的蒸汽溫度升高。當流出堆芯的水蒸氣溫度達到650 ℃時，持續(xù)將穩(wěn)壓器卸壓閥打開。之后，堆芯壓力快速下降到安注箱注水壓力，安注箱向堆芯注水。由于堆芯壓力下降較快，安注箱注水速度很快，堆芯水位上升，形成了對堆芯的重新淹沒。在這種情況下，能最大限度的延緩堆芯下封頭的失效。

發(fā)生全廠斷電后，主泵惰轉，反應堆停堆，隨后汽輪機脫扣，主給水關閉。由于反應堆停堆，穩(wěn)壓器壓力在短時間內快速下降。然后由于主給水關閉，輔助給水完全失效，隨著二次側熱阱的喪失，一回路壓力也迅速上升到穩(wěn)壓器安全閥的開啟整定值。整個事故進程中，由于高低壓安注無法啟動，導致通過穩(wěn)壓器安全閥排出的冷卻劑無法得到補充，壓力容器水位迅速下降。一段時間后，堆芯開始裸露，然后逐漸升溫并開始熔化。壓力容器下封頭因受熔融物的加熱發(fā)生蠕變失效。安全殼內的壓力和溫度大幅上升。

安注箱在壓力容器失效后投人，對堆芯的冷卻未起到作用。安注箱的水通過破損的壓力容器下封頭落入堆腔內，與高溫熔融物接觸后，產生大量的水蒸氣；同時，高溫熔融物與混凝土的相互作用后也會有氫氣和一氧化碳等大量不凝結性氣體產生。以上因素使安全殼內的壓力不斷上升(如下圖所示)，最終安全殼發(fā)生超壓失效。在安全殼失效之前，安全殼內大量水蒸氣的存在使安全殼環(huán)境惰性化，安全殼中氫氣濃度始終處于遠離爆燃或爆炸的區(qū)域，氫氣風險較小。

表1 SBO始發(fā)的嚴重事故的主要事故進程

Table 1 M ain process of SBO introduced severe accident

表2 事故主要結果

Table 2 M ain results of accident 在嚴重事故進程中，操縱員將采取各種措施緩解事故，來維持放射性屏障的有效性。即使壓力容器破損，但隨著時間的推移，恢復AC電源，啟動安全殼噴淋系統(tǒng)有可能繼續(xù)保持安全殼的完整性。，恢復AC電源后，安全殼內的壓力和溫度會迅速地降低，且安全殼內蒸汽濃度減少的同時，相應也增加了氫氣的濃度，這樣就增加了氫氣的風險。因此，在安全殼中需要采取相應的氫氣控制措施并謹慎地實施安全殼噴淋，以預防和緩解氫氣燃燒可能帶來的風險。

本文通過分析全廠斷電事故下安全殼的響應，以及AC電源恢復后對安全殼響應的影響，得出以下結論：

1)發(fā)生SBO事故后在無緩解措施投入的情況下，安全殼內環(huán)境條件的惡化將影響到安全殼的完整性，事故后期會發(fā)生安全殼的超壓失效。在安全殼失效之前，由于安全殼內大量水蒸氣的存在使安全殼環(huán)境惰性化，使得氫氣風險較小。

2)在壓力容器失效前恢復AC電源，由于輔助給水的投入使一回路的溫度及壓力下降，觸發(fā)安注系統(tǒng)投入，注入的冷卻劑有效的淹沒和冷卻堆芯，使壓力容器有可能繼續(xù)保持完整性，從而防止堆芯熔融物與混凝的反應，減少了對安全殼完整性的威脅。

3)壓力容器失效后，AC電源的恢復將啟動安全殼噴淋等專設安全設施，使安全殼內蒸汽的含量大幅減少，從而相應增加了氫氣的濃度。因此，安全殼中需采取相應的氫氣緩解措施，并謹慎地實施安全殼噴淋，以預防和緩解氫氣燃燒可能帶來的風險。

4.2 全廠斷電事故中出現(xiàn)主泵軸封泄漏同時實施減壓措施

實施減壓措施前，事故進程與第一種工況相同。堆芯出口蒸汽溫度達到650 ℃時，將穩(wěn)壓器卸壓閥持續(xù)打開。堆芯壓力快速下降。當壓力至安注箱壓力之下時，安注箱投入，安注水注入并重新淹沒堆芯。但由于大量的安注水從主泵軸封破口處流出，很快堆芯又重新裸露。堆芯繼續(xù)升溫，堆芯部件形成熔碴并向下遷移，隨后壓力殼下封頭熔穿。

從以上討論可以得出以下結論：

（1）泵軸封破口事故可能伴隨全廠斷電事故發(fā)生，對全廠斷電事故后果的影響隨軸封破口出現(xiàn)的時間有所不同。事故后較早發(fā)生的主泵軸封破口使堆芯熔化的時間提前，但出現(xiàn)較晚的破口，推遲了壓力容器下封頭熔穿的時間。

（2）在特定時刻將穩(wěn)壓器卸壓閥打開，會使堆芯壓力快速下降，安注箱能有效的投入使用，從而可以有效推遲事故進程、緩解事故后果，推遲下封頭失效時間。

（3）主泵軸封失效和人為打開穩(wěn)壓器的卸壓閥，均可使堆芯壓力降低，避免了高壓熔堆和安全殼直接加熱的發(fā)生。4.3 應急措施及建議

1991年西屋公司W O G（Westinghouse Owner’s Group）發(fā)展了可以普遍適用于西屋公司核電站的嚴重事故管理導則（SAMG）。在該導則中提出了事故處理的6項基本措施：（1）向蒸汽發(fā)生器注水以保護S G傳熱管，在堆芯冷卻恢復以后為R C S提供熱阱，洗刷從一次側泄漏的放射性產物；

（2）實施R C S降壓以保護S G傳熱管，提高RCS安注可能性，并防止熔融物高壓噴射；

（3）向R C S注水以冷卻堆芯，不管堆芯熔融物的位置（即不管熔融物是在壓力容器內還是在壓力容器外，向RCS注水都是有效的）；

（4）向安全殼注水以防止壓力容器失效，冷卻泄漏到壓力容器外的堆芯碎片，并防止堆芯混凝土反應；

（5）實施安全殼減壓，減少裂變產物泄漏并防止安全殼失效；（6）減少安全殼內氫氣濃度以防止氫氣燃燒。

根據該導則，為評估核電廠應對全廠斷電事故的能力并且能在事故發(fā)生后緩解其后果，有以下幾方面的工作需要開展：

4.3.1 應急壓空和1E級蓄電池有效工作時間論證

全廠斷電情況下，一些屬于安全系統(tǒng)功能的氣動閥的正常操作用氣就是由應急壓空供給。例如穩(wěn)壓器卸壓閥。而諸如卸壓閥控制電源和安全參數(shù)儀表電源等是由1E級蓄電池供應。為了不影響在需要的時候執(zhí)行一回路卸壓等緩解措施，有必要對應急壓空和1E級蓄電池容量進行分析。

（1）應急壓空供應時間：在應急事故時（包括全廠性斷電、主壓縮空氣站及全廠儀表壓縮空氣管網發(fā)生事故等），01號廠房內的主安全閥、動力卸壓閥和穩(wěn)壓器噴霧調節(jié)閥等共六只閥門，由二臺容量各為2.5 m3的貯氣罐供給應急壓縮空氣，能持續(xù)供氣5.2 h。實際上，穩(wěn)壓器安全閥氣動裝置已拆除，故卸壓閥的可動作時間應大于5.2 h。

（2）1E級蓄電池容量：關于1E級蓄電池容量，《秦山核電廠最終安 全分析報告》這樣描述：1）220 V蓄電池組的容量（2000A H）按在所指定的時間（1 h）內能承載的負載來選擇（包括應急柴油機控制電源和事故照明等負載）。

2）2 4 V直流蓄電池的容量（200A H）按在所指定的時間（1 h）內能承受最大的負載來選擇。

為了應付長期全廠失電（超過1 h），有必要對現(xiàn)有容量的蓄電池帶載時間進行試驗，以獲取其真實的帶載時間，為制定嚴重事故管理導則提供參考依據。如果驗證結果時間太短（小于2h），就有必要增加蓄電池容量，以獲取更長的帶載時間，從而增強對全廠斷電的應付能力。

4.3.2 評估應付全廠斷電時限能力

在全廠斷電事件發(fā)生后，為了實現(xiàn)核電廠縱深防御的設計要求，每個核電廠都必須具備一定的在沒有交流電源的情況下依然能夠排出余熱和保持安全殼完整性的能力。通常核電廠的全廠斷電應付能力來源于非能動的安全措施、自然循環(huán)的冷卻、由蓄電池作為后備電源的動力設備等。這個時限能力是以小時數(shù)衡量的，具體數(shù)值取決于下列因素：廠內應急交流電源系統(tǒng)的冗余度；廠內應急交流電源的可靠度；預期的廠外電源的斷電頻度；恢復廠外電源需要的時間。通過專門的計算方法可以計算出我廠應付全廠斷電的實際能力，如果其明顯小于為了保證整體安全性目標而提出的最低時限，則需要采取變更改造等措施來加強我廠應付全廠斷電的能力。

4.3.3 增設可替代交流（AAC）電源

AAC電源應該具有以下特點：（1）能夠連接到廠內的交流電源系統(tǒng)，但正常運行情況下是保持斷開的。這體現(xiàn)了替代交流電源的專一性，它是為全廠斷電特別設置的。

（2）AAC電源與廠外交流電源或廠內應急電源發(fā)生共模故障的可能性應最小。這就要求在設計A A C電源時盡量保持與廠內應急交流電源最大多樣性。

（3）全廠斷電開始后A A C電源必須及時可用，并可按要求手動連接到所需的所有的安全母線上。

（4）AAC電源應有足夠的容量，在使電廠進入和維持在安全停堆狀態(tài)所要求的時間內，使應付全廠斷電所必需的系統(tǒng)運行。顯然增設A A C電源是增強核電廠應付全廠斷電時限能力的行之有效的手段，也是提高其安全性和縱深防御能力的一個行之有效的措施。我們可以借鑒CNP1000項目中PSA分析結果，如下表所示。

表 AAC電源對電廠CDF的影響

Table The influence of AAC power supply on CDF

雖然對于不同電廠具體數(shù)據有所差異，但還是可以看出增設A A C電源對降低堆芯熔化概率的顯著貢獻。秦山核電廠現(xiàn)在已完成了建設A A C電源的可行性研究報告，等待批準實施。

4.3.4 安裝非能動自催化氫氣復合器 嚴重事故工況下，反應堆堆芯鋯水反應和其他金屬構件的氧化將會產生氫氣。短時間內氫氣的快速釋放會造成安全殼內局部地區(qū)有很高的氫氣濃度，在事故后期，若壓力容器下封頭失效，則熔融堆芯與混凝土底板的反應（M C C I）會在很長一段時間內連續(xù)不斷地釋放出氫氣，這樣安全殼內總的氫氣濃度也會隨之逐漸增長。安全殼內局部及整體氫氣的積累可能會引發(fā)爆燃或爆炸現(xiàn)象，將會威脅到安全殼的完整性及設備的可用性。在S B O情況下，為了防止安全殼的失效，控制安全殼內的氫氣體積濃度低于氫氣爆燃的限值，有必要在安全殼內部合理布置相當數(shù)量非能動氫氣復合器（PARs）。當然，使堆熔物快速冷卻，減少堆熔物與冷卻劑之間反應產生大量高溫高壓蒸汽，避免安全殼壓力超過設計限值同樣是非常重要的。

4.3.5 制定嚴重事故管理導則

根據法規(guī)要求，核電廠必須考慮嚴重事故管理，即防御性嚴重事故管理及緩解性嚴重事故管理。防御性嚴重事故管理措施(P A M)包括在我廠的應急操作規(guī)程(EOPs)里。需要指出，EOPs不僅包括應付設計基準事故，而且還包括應付超設計基準事故的早期階段，即堆芯損傷發(fā)生之前的措施。堆芯損傷后EOPs不再合適，而需要與之分開的導則，就是嚴重事故管理導則（S A M G）。嚴重事故管理導則包括執(zhí)行緩解性嚴重事故管理措施的所有指導。

我們知道，導致高壓熔堆等嚴重事故的幾大初因序列是：冷卻劑喪失事故（L O C A），未緊急停堆的預期瞬態(tài)（A T W S）和全廠斷電（S B O）。對這些主要事故進程及其緩解措施進行分析，是提高嚴重事故管理水平和制定嚴重事故管理導則的前提條件。秦山核電廠已基本完成運行工況1級P S A工作，已給出了引起堆芯損傷的主要事故及序列（包括全廠斷電）其結果可以應用到后續(xù)的工作中，以便為安全設備的改造提供依據，提高運行可靠性?，F(xiàn)階段更實際的方法是完善相應的運行規(guī)程，做好應急柴油機等安全設備的定期維護和保養(yǎng)，預防全廠斷電事件的發(fā)生，從而減少嚴重事故發(fā)生的概率。