第一篇：核電站事故及其原因（大全）

核電站事故及其原因

姓名：欒傳英 班級：光115 學(xué)號：201157505119 內(nèi)容摘要：主要講述三里島核電站、切爾諾貝利核電站、福島核電站事故的發(fā)生時間、地點、原因以及造成的危害損失

關(guān)鍵詞：核電站、事故、原因、危害。

正文：核電站是利用核裂變或核聚變反應(yīng)所釋放的的能量產(chǎn)生電能的發(fā)電廠。目前商業(yè)運轉(zhuǎn)中的核能發(fā)電廠都是利用核裂變反應(yīng)而發(fā)電。核電站一般分為兩部分：利用原子核裂變生產(chǎn)蒸汽的核島（包括反應(yīng)堆裝置和一回路系統(tǒng)）和利用蒸汽發(fā)電的常規(guī)島（包括汽輪發(fā)電機系統(tǒng)），使用的燃料一般是放射性重金屬：鈾、钚。核電是一種清潔能源，發(fā)電成本低，但是核電站一但發(fā)生泄露事故就會給周圍環(huán)境與居民帶來嚴(yán)重的危害。下面就列舉世界上主要三大核事故原因與危害。

1切爾諾貝利核事故

切爾諾貝利核電站事故于1986年4月26日發(fā)生在烏克蘭蘇維埃共和國境內(nèi)的普里皮亞季市（俄語：Припять;英語：Chernobyl disaster），該電站第4發(fā)電機組爆炸，核反應(yīng)堆全部炸毀，大量放射性物質(zhì)泄漏，成為核電時代以來最大的事故。輻射危害嚴(yán)重，導(dǎo)致事故后前3個月內(nèi)有31人死亡，之后15年內(nèi)有6-8萬人死亡，13.4萬人遭受各種程度的輻射疾病折磨，方圓30公里地區(qū)的11.5萬多民眾被迫疏散。為消除事故后果，耗費了大量人力物力資源。為消除輻射危害，保證事故地區(qū)生態(tài)安全，烏克蘭和國際社會一直在努力。1986年4月25日，4號反應(yīng)器預(yù)定關(guān)閉以作定期維修。并決定在這場合作為測試反應(yīng)堆的渦輪電機能力的機會，在電力損失情形下發(fā)充足的電供給反應(yīng)堆的安全系統(tǒng)動力（特別是水泵）。像切爾諾貝利，反應(yīng)堆有一對柴油發(fā)電機可利用作為待命，但并不能瞬間地起動—反應(yīng)堆將因此被使用轉(zhuǎn)動渦輪，到時渦輪會從反應(yīng)堆分離和在自己的慣性之下力量轉(zhuǎn)動，而測試的目標(biāo)是確定當(dāng)發(fā)電器起動時，渦輪是否在減少階段能充足地供給泵浦動力。測試早先在其它單位執(zhí)行成功（所有安全供應(yīng)起動）而結(jié)果是失敗的（那是渦輪產(chǎn)生了不足的力量在減少階段供給泵浦動力），但另外的改進提示了對其它測試的需要。

為了在更安全、更低功率地進行測試，切爾諾貝利4號反應(yīng)器的能量輸出從正常功率的3.2千兆瓦特減少至700百萬瓦特。但是，由于實驗開始的延遲時，反應(yīng)堆控制員太快地減低能量水平，實際功率輸出落到只有30百萬瓦特。結(jié)果，中子吸引而成的裂變產(chǎn)品氙-135增加了（這產(chǎn)品典型地在更大的功率情況下，在一臺反應(yīng)堆中消耗）。力量下落的標(biāo)度雖是接近由安全章程允許的最大限制，但員工組的管理者選擇不關(guān)閉反應(yīng)堆并繼續(xù)實驗。后來，實驗決定“抄捷徑”和只上升功率輸出到200 百萬瓦特。為了克服剩余氙-135的中子吸收，遠多于安全章程數(shù)量的控制棒由反應(yīng)堆拔出。在1986年4月26日晚上1點05分，作為實驗一部分，被渦輪發(fā)電機推動的水泵起動了；水的流量由于這行動而超出了安全章程的指定。水流量在上午1點19分增加了—因為水也會吸收中子，在水流量的進一步增加需要手工撤除控制棒，導(dǎo)致一個極不穩(wěn)定和危險操作條件。凌晨1點23分04秒，實驗開始了。反應(yīng)堆的不穩(wěn)定狀態(tài)在控制板沒有顯示任何情況，并且看起來所有反應(yīng)堆員工并未充分地意識到危險。水泵的電力關(guān)閉了，并且被渦輪發(fā)電機的慣性推動，水流的速度減低了。渦輪從反應(yīng)堆分離，反應(yīng)器核心的蒸汽水平增加。因為冷卻劑被加熱，個別的蒸汽在冷卻劑管道形成。在切爾諾貝利的RBMK石墨緩和反應(yīng)器的特殊設(shè)計有一個高正面空系數(shù)，意味著在沒有水時的中子吸收的作用使反應(yīng)堆的力量迅速地增加，并且在這種情況下，反應(yīng)堆操作變得逐漸變得不穩(wěn)定和更加危險。上午1點23分40秒操作員按下了命令“緊急停堆”的AZ-5（“迅速緊急防御5”）按鈕—所有控制棒的充分的插入，包括之前不小心地拿走的控制棒。這是否作為緊急措施，或只是簡單地在實驗完成時作為關(guān)閉反應(yīng)堆定期方法，并不清楚（反應(yīng)堆預(yù)定被關(guān)閉作為定期維修）。這通常意味著緊急停堆的命令是因為意想不到的迅速力量增量的一個反應(yīng)。另一方面，總工程師Anatoly·Dyatlov，在事故時身在切爾諾貝利核電站，他寫在他的書上：

“在1點23分40秒，集中化控制系統(tǒng)之前??沒有登記能辯解緊急停堆的任何參量變動。依照陳述委任??會集和分析很多材料，在它的報告，沒確定原因為什么命令了緊急停堆。并沒有需要尋找原因。反應(yīng)堆簡單地在實驗完成時被關(guān)閉。”由于控制棒插入機制（18至20秒的慢速完成），棒的空心部份和冷卻劑的臨時移位，逃走導(dǎo)致反應(yīng)率增加。增加的能量產(chǎn)品導(dǎo)致了控制棒管道的變形。棒在被插入以后被卡住，只能進入管道的三分之一，因此無法停止反應(yīng)。在1點23分47秒，反應(yīng)堆產(chǎn)量急升至大約30 千兆瓦特，是十倍正常操作的產(chǎn)品。燃料棒開始熔化而蒸汽壓力迅速地增加，導(dǎo)致一場大蒸汽爆炸，使反應(yīng)器頂部移位和受破壞，冷卻劑管道爆裂并在屋頂炸開一個洞。為了減少費用，和它的體積太大，反應(yīng)堆以單一保護層方式興建。這令放射性污染物在主要壓力容器發(fā)生蒸汽爆炸而破裂之后進入了大氣。在一部分的屋頂炸毀了之后，氧氣流入---與極端高溫的反應(yīng)堆燃料和石墨慢化劑被結(jié)合—引起了石墨火。這火災(zāi)令放射性物質(zhì)擴散和污染更廣的區(qū)域。

由于目擊者的報告和站內(nèi)紀(jì)錄不一致，有一些爭論認(rèn)為確實的事件是發(fā)生在當(dāng)?shù)貢r間1點22分30。根據(jù)這種理論，第一次爆炸發(fā)生在大約1點23分47秒，操作員在七秒以后命令了“緊急停堆”。

5月8日，反應(yīng)堆停止燃燒，溫度仍達300℃；當(dāng)?shù)剌椛鋸姸茸罡邽槊啃r15毫倫琴，基輔市為0.2毫倫琴，而正常值允許量是0.01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。1992年烏克蘭官方公布，已有7000多人死亡于本事故的核污染。

5月9日，國際原子能機構(gòu)總干事布利克斯應(yīng)蘇聯(lián)政府邀請，乘直升飛機從800米高空察看核電站的情況，他認(rèn)為這是迄今為止世界上最嚴(yán)重的一次核事故。

災(zāi)后兩年之中，26萬人參加了事故處理，為4號核反應(yīng)堆澆了一層層混凝土，當(dāng)成“棺材”埋葬起來。清洗了2100萬平方米“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(guān)閉該電站的決定。

白俄羅斯共和國損失了20%的農(nóng)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，也因此將污染擴散到區(qū)外。*近核電站7公里內(nèi)的松樹、云杉凋萎，1000公頃森林逐漸死亡。30公里以外的“安全區(qū)”也不安全，癌癥患者、兒童甲狀腺患者和畸型家畜急劇增加；即使80公里外的集體農(nóng)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”。

2三里島核事故

三里島核事故（Three Mile Island-2），簡稱TMI-2。1979年3月28日凌晨4時，美國賓夕法尼亞州的三里島核電站第2組反應(yīng)堆的操作室里，紅燈閃亮，汽笛報警，渦輪機停轉(zhuǎn)，堆芯壓力和溫度驟然升高，2小時后，大量放射性物質(zhì)溢出。在三里島事件中，從最初清洗設(shè)備的工作人員的過失開始，到反應(yīng)堆徹底毀壞，整個過程只用了120秒。6天以后，堆芯溫度才開始下降，蒸氣泡消失——引起氫爆炸的威脅免除了。100噸鈾燃料雖然沒有熔化，但有60%的鈾棒受到損壞，反應(yīng)堆最終陷于癱瘓。此事故為核事故的第五級。（核事故共7個級別，級別越高，危害越大）

美國三里島壓水堆核電廠二號堆于1979年3月28日發(fā)生的堆芯失水而熔化和放射性物質(zhì)外逸的重大事故。這次事故是由于二回路的水泵發(fā)生故障后，二回路的事故冷卻系統(tǒng)自動投入，但因前些天工人檢修后未將事故冷卻系統(tǒng)的閥門打開，致使這一系統(tǒng)自動投入后，二回路的水仍斷流。當(dāng)堆內(nèi)溫度和壓力在此情況下升高后，反應(yīng)堆就自動停堆，卸壓閥也自動打開，放出堆芯內(nèi)的部分汽水混合物。同時，當(dāng)反應(yīng)堆內(nèi)壓力下降至正常時，卸壓閥由于故障未能自動回座，使堆芯冷卻劑繼續(xù)外流，壓力降至正常值以下，于是應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)自動投入，但操作人員未判明卸壓閥沒有回座，反而關(guān)閉了應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)，停止了向堆芯內(nèi)注水。這一系列的管理和操作上的失誤與設(shè)備上的故障交織在一起，使一次小的故障急劇擴大，造成堆芯熔化的嚴(yán)重事故。在這次事故中，主要的工程安全設(shè)施都自動投入，同時由于反應(yīng)堆有幾道安全屏障（燃料包殼，一回路壓力邊界和安全殼等），因而無一傷亡，在事故現(xiàn)場，只有3人受到了略高于半年的容許劑量的照射。核電廠附近80千米以內(nèi)的公眾，由于事故，平均每人受到的劑量不到一年內(nèi)天然本底的百分之一，因此，三里島事故對環(huán)境的影響極小。

3福島核事故

2013年8月21日，臺灣“中央社”報道，2013年8月，日本福島核電站發(fā)生嚴(yán)重泄漏，核廠儲存槽泄漏出約300噸高度污染的核輻射水。日本原子能規(guī)制委員會將把福島核電廠輻射污水外泄問題升至國際核能事件分級表(INES)第3級“嚴(yán)重事件”，凸顯出核電廠日益嚴(yán)重的危機。福島核電廠營運商東京電力公司20日表示，核廠儲存槽泄漏出約300噸高度污染輻射污水，是核災(zāi)危機發(fā)生以來的最嚴(yán)重的輻射污水外泄事件。

2013年10月21日日本東京電力公司，受20日降雨影響，含有放射性物質(zhì)的污水從福島第一核電站蓄水罐群周圍的多處防漏圍堰內(nèi)溢出。經(jīng)過檢測，有6處溢水點的污水中鍶90的濃度超過暫定排放標(biāo)準(zhǔn)，不排除放射性污水流入海洋的可能性。

日本東京電力公司確認(rèn)23日從福島第一核電站港灣外連接外海的排水溝中采集的水樣，經(jīng)檢測其中鍶等釋放β射線的放射性物質(zhì)，最高輻射值每升的輻射強度已經(jīng)高達14萬貝克勒爾。這是有史以來，此處檢測到的輻射強度的最高值，與前一天相比竟驟升了2.3倍。

東電表示，采集樣本的地點距外海的直線距離約600米，在排水路線約800米的地方。2013年10月22日采集的樣本中每升的輻射強度約59000貝克勒爾，與21日相比上升了11倍。據(jù)此，東電斷定8月份是這附近的罐區(qū)泄漏了約300噸污染水。東電主張這是“受到了此前從儲罐中泄漏的污水滲入土壤的影響”，否認(rèn)出現(xiàn)新的泄漏。東電還認(rèn)為，臺風(fēng)“韋帕”帶來的強降雨也造成了一定影響。

2014年4月14日，東京電力公司宣布，福島第一核電站再次發(fā)生泄漏事故，高濃度核污水被誤送至其他廠房，約200噸核污水泄漏至地下室。原因是平時不使用的水泵被打開。盡管最后確認(rèn)所有廠房均沒有向外界泄漏的渠道，但原子能規(guī)制委員會指示東電繼續(xù)加強監(jiān)視，迅速回收泄漏污水。

東電稱，泄漏的是冷卻反應(yīng)堆后產(chǎn)生的、儲存于集中廢棄物處理設(shè)施的廠房群地下的高濃度污水。由于處于清除銫等放射性物質(zhì)之前的階段，每升污水中含有數(shù)千萬貝克勒爾的放射性銫。大約從2014年4月10日起，作業(yè)人員發(fā)現(xiàn)原本往外輸送污水的廠房水位上升，4月12日經(jīng)調(diào)查發(fā)現(xiàn)，共有4臺向相反方向送水的水泵和向緊急移送地送水的水泵正在運轉(zhuǎn)。公司4月13日下午5點左右關(guān)閉了所有4臺水泵，但在不儲存污水的廠房的地下1層發(fā)現(xiàn)了共計203噸泄漏核污水。

2013年9月26日,日本東京電力公司發(fā)表消息說,就福島第一核電站的儲存罐中泄露高濃度污染水事件,東京電力公司工作人員在儲存罐底部發(fā)現(xiàn)兩個小縫隙,污染水可能是從這兩處泄露出去。

東京電力公司2013年8月發(fā)現(xiàn)4號反應(yīng)堆的儲存罐附近泄露了300多噸污染水。經(jīng)過一個月的調(diào)查后,在一處儲存罐的底部涂抹泡沫藥物,做了實驗以后發(fā)現(xiàn)兩根釘子的的邊緣有泄漏現(xiàn)象。由于釘子本身并未松動,因此東電判斷,可能是因為儲存罐中污染水過重導(dǎo)致出現(xiàn)縫隙。

東京電力公司決定今后對300多個儲存罐進行更加進一步的調(diào)查,加快確定泄露根源,并且將對儲存罐構(gòu)造進行改進。

事故等級：2013年8月21日，針對福島核電站附近的一個儲存有高濃度放射性污水的貯藏罐發(fā)生泄漏的情況，日本原子力規(guī)制委員會（規(guī)制委）公布了事故等級。這次污水泄漏事件屬于國際核能事件分級表（INES）中的3級，相當(dāng)于8個等級中嚴(yán)重程度排第5位的“重大異常事態(tài)”。規(guī)制委高度重視約300噸高濃度污水泄漏的情況，認(rèn)為應(yīng)判為3級。

2013年8月28日，日本負(fù)責(zé)核安全的監(jiān)管機構(gòu)日本原子能規(guī)制委員會正式?jīng)Q定，根據(jù)國際核事故分級表，將福島核電站高濃度核污水泄漏事件定為第3級，即“嚴(yán)重事件”。

參考文獻：

[1] 鄭巖《世界核電事故及核電事故釋讀》[M] [2] 核動力工程7卷第6期（1986）增刊 [3]《 國際金融報 》（2011年04月11日 第 06 版）

第二篇：核電站事故知識

核電站事故知識

核電站氫爆炸危險有多大？

根據(jù)中國國家原子能機構(gòu)網(wǎng)站等權(quán)威機構(gòu)公布的資料，氫爆炸不等于核燃料泄漏。核燃料從里到外分別由金屬外殼、壓力容器和安全殼保護，其中金屬外殼由鋯合金或不銹鋼等制成，它將具有放射性的核燃料與外界隔絕。

此外，氫爆炸與核彈爆炸有本質(zhì)區(qū)別。即使最壞的情況發(fā)生，核反應(yīng)堆內(nèi)的核燃料棒熔毀爆炸，它也不會變成核彈，因為核電站使用的核燃料濃度非常低，其有效成分鈾－２３５含量約為３％，而核彈中鈾－２３５含量高達９０％，這么低的含量不足以引發(fā)核彈那樣的劇烈爆炸。正如啤酒和白酒都含酒精，白酒因酒精含量高可以點燃，而啤酒因酒精含量低不能點燃一樣。

但不能因此說氫爆炸不危險，主要的擔(dān)心是它可能炸毀保護核燃料的護罩，導(dǎo)致放射性物質(zhì)泄漏。

哪些放射性物質(zhì)被泄漏？

根據(jù)世界衛(wèi)生組織網(wǎng)站等公布的資料，對一個受損的核電站來說，會釋放兩類放射性物質(zhì)，一類相對來說危害不大，另一類則要危險得多。

對人類危害較小的一類放射性物質(zhì)是氮－１６和氚等。一般核電站都會產(chǎn)生這些物質(zhì)，它們在經(jīng)過衰變達到允許標(biāo)準(zhǔn)后將由高空煙囪排到大氣中。當(dāng)然，人們無須為此擔(dān)憂，因為氮－１６會快速衰變，時間僅數(shù)秒，最終變?yōu)榈@種空氣中最常見的惰性氣體；而氚這種氫同位素?zé)o法在空氣中遠距離傳播，也無法穿透人體，只有大量吸入才對人體有害。

比較令人擔(dān)憂的是碘－１３１和銫－１３７，它們是隨著反應(yīng)堆釋放的蒸汽泄漏出來的。

碘－１３１需要數(shù)月時間才會完全消失，它將通過受污染食品，特別是受污染奶制品，進入人體在甲狀腺內(nèi)聚集，引發(fā)甲狀腺疾病甚至甲狀腺癌。日本政府將向核電站附近居民發(fā)放碘片，以防止碘－１３１可能造成的危害。

銫－１３７會損害造血系統(tǒng)和神經(jīng)系統(tǒng)，并增加患癌幾率。銫１３７的半衰期為３０年，不太容易消除。蘇聯(lián)切爾諾貝利核電站１９８６年發(fā)生事故，核電站周圍地區(qū)的土壤中至今依然存在這種放射性物質(zhì)。

第三篇：核電站事故概率的錯誤認(rèn)識

每座核電站在設(shè)計運行期事故發(fā)生概率為百萬分之一堆年。有人就說，一臺電站壽期50年，那么核電站建造多了，比如全世界建2萬座核電站，事故率就成1/50了。也就是五十年肯定有一次事故，這樣理解不對。不是說核電站多了或者運行年份久了，單臺事故率就從百萬分之一堆年降低為五十分之一堆年。

單臺的事故率不因為電站數(shù)量變多和運行年限而有變化。

百萬分之一堆年不應(yīng)該理解為1座核電站在1百萬年運行期會發(fā)生1次事故，應(yīng)該理解為1座核電站每年出事的概率是百萬分之一。

即使一臺機組運行百萬年，期間肯定至少出一次的概率也只有63.2%，而不是我們想象的100%。

1.1臺機組壽期50年運行期至少會有1次發(fā)生事故概率為：

P=1-(1-0.000001)^50=0.00005，約2萬分之1 2.2千臺機組壽期50年運行期至少會有1次發(fā)生事故概率為：

P=1-(1-0.000001)^10000=0.0952，將近十分之一，概率還是很小 3.2萬臺機組壽期50年運行期至少會有1次發(fā)生事故概率

等同1百萬臺機組運行1年至少會有1次發(fā)生事故概率 等同1臺機組運行1百萬年至少會有1次發(fā)生事故概率為： P=1-(1-0.000001)^1000000=0.632，即63.2%，并非肯定發(fā)生

可見，那種說事故率為百萬分之一堆年，全世界建2萬座核電站，事故率就成1/50了。也就是五十年肯定有一次事故是錯誤的？

一臺機組100萬千瓦，2000臺是20億千瓦，中國2013年裝機容量約12億千瓦。從目前世界裝機容量來看，暫時還不會超過2000臺機組，整個壽期每年出事故概率約10%

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(guān)鍵詞: 切爾諾貝利 核電站 爆炸事故分析

事故經(jīng)過

1986年4月26日，切爾諾貝利核電站的4號反應(yīng)堆發(fā)生爆炸，死16.7萬人，損失120億美元，是世界上最嚴(yán)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(yīng)堆，但總工程師只有建設(shè)火電站的經(jīng)驗，整個設(shè)計由烏拉爾電力公司設(shè)計院進行。后來由莫斯科Zukh水電設(shè)計院接手該項目的設(shè)計，該設(shè)計院主要是水電設(shè)計。因為物質(zhì)缺乏，幾乎不太可能找到設(shè)計人員設(shè)計的某些特殊部件，因此設(shè)計者真好將就使用他們自己制造的部件。

1977年第一座反應(yīng)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(yīng)堆發(fā)生了熔化事故。對有關(guān)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(jīng)常移出比規(guī)定多的控制棒。操作工還發(fā)現(xiàn)當(dāng)輸出功率很低時反應(yīng)堆極不穩(wěn)定。

20世紀(jì)80年代初，另外兩個反應(yīng)堆投入運行。1982年第三座核反應(yīng)堆活性區(qū)發(fā)生爆炸并將放射性物質(zhì)釋放到核電站區(qū)域，因為對這次事故保密，其他反應(yīng)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(yīng)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(dǎo)致無動力驅(qū)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(yán)重破壞。

1983年末，估計切爾諾貝利4號反應(yīng)堆關(guān)閉后透平機還能為反應(yīng)堆水泵提供一定時間的應(yīng)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(quán)，因此對該系統(tǒng)的測試延期進行。在負(fù)責(zé)ЯBMK型反應(yīng)堆的部長處還有其他的事故記錄——設(shè)計的控制棒因為有裂紋當(dāng)插入反應(yīng)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(yīng)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(yīng)，這項計劃被擱置。高層管理人員的注意力集中在應(yīng)付商業(yè)壓力，而讓總工程師負(fù)責(zé)裝置的操作。

1986年4月，4號反應(yīng)堆停車檢修，并且安排了一系列的測試計劃，包括應(yīng)急電源延遲測試。但仍然不知道當(dāng)透平的動量下降后是否能產(chǎn)生足夠的電能驅(qū)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(yīng)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(fù)責(zé)反應(yīng)堆的總工程師也沒有到場，正式的批準(zhǔn)文件也沒有征求核專家的意見。

13時反應(yīng)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(zhǔn)備就緒。為了避免被聯(lián)鎖，緊急反應(yīng)堆活性區(qū)冷卻系統(tǒng)斷開。開始準(zhǔn)備測試時，Kiev的電力調(diào)度員請求供電到23時。23時重新開始根據(jù)擬定的計劃對透平機的作用進行測試。控制棒的自動控制系統(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(biāo)準(zhǔn)規(guī)程進行(按標(biāo)準(zhǔn)規(guī)程應(yīng)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(rèn)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(yīng)堆引起蒸汽壓力降低。為了避免因為蒸汽壓力低導(dǎo)致反應(yīng)堆關(guān)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(jié)果表明反應(yīng)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(diào)節(jié)閥門關(guān)閉，透平機無蒸汽，計算機顯示反應(yīng)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(yīng)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(yīng)堆外殼，反應(yīng)堆直接向大氣敞開。

工程師沒有意識到反應(yīng)堆已發(fā)生了爆炸，還試圖用大量的水來控制反應(yīng)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(guān)鍵人物也來到現(xiàn)場。核電廠廠長被告知反應(yīng)堆未破壞，只是需要他對產(chǎn)生的放射程度進行分析調(diào)查，但據(jù)說莫斯科官方拒絕授權(quán)。

4月26日下午，有足夠的證據(jù)表明反應(yīng)堆發(fā)生了爆炸，其他的反應(yīng)堆也已關(guān)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(diào)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(yīng)堆熔化燃燒，引起爆炸，沖破保護殼，廠房起火，放射性物質(zhì)源源泄出。用水和化學(xué)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(zhuǎn)，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(dāng)場死2人，遭輻射受傷204人。5月8日，反應(yīng)堆停止燃燒，溫度仍達300℃。當(dāng)?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(zāi)后兩年之中，26萬人參加了事故處理，為4號核反應(yīng)堆澆了一層層混凝土，當(dāng)為“棺材”埋葬起來。清洗了2100萬平方米的受污染設(shè)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(guān)閉該電站的決定。白俄羅斯共和國損失了20%的農(nóng)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(nèi)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(nóng)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(gòu)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(yīng)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(jù)相關(guān)研究分析，在事故進程的適當(dāng)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(chǔ)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(chǔ)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(dāng)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(shè)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(nèi)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(nèi)壓力值較低。

假設(shè)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(nèi)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(guān)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(dāng)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(zhuǎn)，反應(yīng)堆停堆，隨后汽輪機脫扣，主給水關(guān)閉。由于反應(yīng)堆停堆，穩(wěn)壓器壓力在短時間內(nèi)快速下降。然后由于主給水關(guān)閉，輔助給水完全失效，隨著二次側(cè)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(dǎo)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(nèi)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(nèi)，與高溫熔融物接觸后，產(chǎn)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(jié)性氣體產(chǎn)生。以上因素使安全殼內(nèi)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(nèi)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(fēng)險較小。

表1 SBO始發(fā)的嚴(yán)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(jié)果

Table 2 M ain results of accident 在嚴(yán)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(fù)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(fù)AC電源后，安全殼內(nèi)的壓力和溫度會迅速地降低，且安全殼內(nèi)蒸汽濃度減少的同時，相應(yīng)也增加了氫氣的濃度，這樣就增加了氫氣的風(fēng)險。因此，在安全殼中需要采取相應(yīng)的氫氣控制措施并謹(jǐn)慎地實施安全殼噴淋，以預(yù)防和緩解氫氣燃燒可能帶來的風(fēng)險。

本文通過分析全廠斷電事故下安全殼的響應(yīng)，以及AC電源恢復(fù)后對安全殼響應(yīng)的影響，得出以下結(jié)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(nèi)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(nèi)大量水蒸氣的存在使安全殼環(huán)境惰性化，使得氫氣風(fēng)險較小。

2)在壓力容器失效前恢復(fù)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(yīng)，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(fù)將啟動安全殼噴淋等專設(shè)安全設(shè)施，使安全殼內(nèi)蒸汽的含量大幅減少，從而相應(yīng)增加了氫氣的濃度。因此，安全殼中需采取相應(yīng)的氫氣緩解措施，并謹(jǐn)慎地實施安全殼噴淋，以預(yù)防和緩解氫氣燃燒可能帶來的風(fēng)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(dāng)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(jié)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(yīng)急措施及建議

1991年西屋公司W(wǎng) 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(yán)重事故管理導(dǎo)則（SAMG）。在該導(dǎo)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(fù)以后為R C S提供熱阱，洗刷從一次側(cè)泄漏的放射性產(chǎn)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(nèi)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(yīng)；

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

根據(jù)該導(dǎo)則，為評估核電廠應(yīng)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(yīng)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(yīng)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(yīng)。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(yīng)急壓空和1E級蓄電池容量進行分析。

（1）應(yīng)急壓空供應(yīng)時間：在應(yīng)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(wǎng)發(fā)生事故等），01號廠房內(nèi)的主安全閥、動力卸壓閥和穩(wěn)壓器噴霧調(diào)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(yīng)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(yīng)大于5.2 h。

（2）1E級蓄電池容量：關(guān)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(nèi)能承載的負(fù)載來選擇（包括應(yīng)急柴油機控制電源和事故照明等負(fù)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(nèi)能承受最大的負(fù)載來選擇。

為了應(yīng)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(yán)重事故管理導(dǎo)則提供參考依據(jù)。如果驗證結(jié)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(yīng)付能力。

4.3.2 評估應(yīng)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(shè)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(yīng)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(shè)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(nèi)應(yīng)急交流電源系統(tǒng)的冗余度；廠內(nèi)應(yīng)急交流電源的可靠度；預(yù)期的廠外電源的斷電頻度；恢復(fù)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(yīng)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(biāo)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(yīng)付全廠斷電的能力。

4.3.3 增設(shè)可替代交流（AAC）電源

AAC電源應(yīng)該具有以下特點：（1）能夠連接到廠內(nèi)的交流電源系統(tǒng)，但正常運行情況下是保持?jǐn)嚅_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(shè)置的。

（2）AAC電源與廠外交流電源或廠內(nèi)應(yīng)急電源發(fā)生共模故障的可能性應(yīng)最小。這就要求在設(shè)計A A C電源時盡量保持與廠內(nèi)應(yīng)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(yīng)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(nèi)，使應(yīng)付全廠斷電所必需的系統(tǒng)運行。顯然增設(shè)A A C電源是增強核電廠應(yīng)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(jié)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(jù)有所差異，但還是可以看出增設(shè)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(shè)A A C電源的可行性研究報告，等待批準(zhǔn)實施。

4.3.4 安裝非能動自催化氫氣復(fù)合器 嚴(yán)重事故工況下，反應(yīng)堆堆芯鋯水反應(yīng)和其他金屬構(gòu)件的氧化將會產(chǎn)生氫氣。短時間內(nèi)氫氣的快速釋放會造成安全殼內(nèi)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(yīng)（M C C I）會在很長一段時間內(nèi)連續(xù)不斷地釋放出氫氣，這樣安全殼內(nèi)總的氫氣濃度也會隨之逐漸增長。安全殼內(nèi)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(shè)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(nèi)的氫氣體積濃度低于氫氣爆燃的限值，有必要在安全殼內(nèi)部合理布置相當(dāng)數(shù)量非能動氫氣復(fù)合器（PARs）。當(dāng)然，使堆熔物快速冷卻，減少堆熔物與冷卻劑之間反應(yīng)產(chǎn)生大量高溫高壓蒸汽，避免安全殼壓力超過設(shè)計限值同樣是非常重要的。

4.3.5 制定嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則

根據(jù)法規(guī)要求，核電廠必須考慮嚴(yán)重事故管理，即防御性嚴(yán)重事故管理及緩解性嚴(yán)重事故管理。防御性嚴(yán)重事故管理措施(P A M)包括在我廠的應(yīng)急操作規(guī)程(EOPs)里。需要指出，EOPs不僅包括應(yīng)付設(shè)計基準(zhǔn)事故，而且還包括應(yīng)付超設(shè)計基準(zhǔn)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(dǎo)則，就是嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則（S A M G）。嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則包括執(zhí)行緩解性嚴(yán)重事故管理措施的所有指導(dǎo)。

我們知道，導(dǎo)致高壓熔堆等嚴(yán)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(yù)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(yán)重事故管理水平和制定嚴(yán)重事故管理導(dǎo)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(jié)果可以應(yīng)用到后續(xù)的工作中，以便為安全設(shè)備的改造提供依據(jù)，提高運行可靠性。現(xiàn)階段更實際的方法是完善相應(yīng)的運行規(guī)程，做好應(yīng)急柴油機等安全設(shè)備的定期維護和保養(yǎng)，預(yù)防全廠斷電事件的發(fā)生，從而減少嚴(yán)重事故發(fā)生的概率。