炊曉東

摘要：文章以我國普遍的壓水反應(yīng)堆堆型為例，對核電廠嚴(yán)重事故的初因、發(fā)展過程、破壞形式及嚴(yán)重事故管理等方面的內(nèi)容進(jìn)行了簡要分析，進(jìn)而分析了核電廠嚴(yán)重事故的預(yù)防和緩解措施，討論了加強(qiáng)核電廠嚴(yán)重事故應(yīng)對能力的相關(guān)問題。

關(guān)鍵詞：核電廠；嚴(yán)重事故；預(yù)防和緩解；事故管理

中圖分類號：TL364 文獻(xiàn)標(biāo)識碼：A 文章編號：1009-2374（2013）23-0137-03

世界核電及我國核電多年的運(yùn)行經(jīng)驗表明，核電是一種清潔、安全的能源。但美國三哩島、前蘇聯(lián)切爾諾貝利和日本福島核事故也告訴我們，盡管核電廠發(fā)生嚴(yán)重事故的概率極低，但依然會發(fā)生，而且后果非常嚴(yán)重。因此，有必要對核電廠嚴(yán)重事故管理方面的內(nèi)容進(jìn)行研究，采取對策防止嚴(yán)重事故的發(fā)生，緩解嚴(yán)重事故的后果，從而確保人員、公眾和環(huán)境的安全。

1 嚴(yán)重事故定義

核電廠嚴(yán)重事故指超出設(shè)計基準(zhǔn)事件之外，導(dǎo)致核電廠反應(yīng)堆堆芯嚴(yán)重?fù)p壞，并危及多層或所有用于防止放射性物質(zhì)釋放的屏障的完整性，從而造成環(huán)境放射性污染，產(chǎn)生巨大損失的事故。

2 三起嚴(yán)重核事故

2.1 切爾諾貝利核事故

1986年4月26日前蘇聯(lián)切爾諾貝利核電廠4號機(jī)組在進(jìn)行汽輪機(jī)惰走維持堆芯強(qiáng)迫循環(huán)冷卻能力試驗時，反應(yīng)堆功率失控急劇增加并爆炸，高溫的反應(yīng)堆燃料和石墨引發(fā)大火，大量高輻射物質(zhì)散發(fā)到大氣中。

2.2 美國三哩島核事故

1979年3月28日，美國三哩島核電站2號機(jī)組反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)失去熱阱壓力上升。穩(wěn)壓器卸壓閥開啟，因故障未能回座，反應(yīng)堆冷卻劑持續(xù)排放，導(dǎo)致堆芯裸露。燃料包殼與蒸汽發(fā)生鋯水反應(yīng)產(chǎn)生氫氣，堆芯熔化并坍塌。

2.3 日本福島核事故

2011年3月11日下午，日本東部海域發(fā)生9.0級地震并引發(fā)海嘯，導(dǎo)致福島核電站若干機(jī)組失去全部電源，堆芯應(yīng)急冷卻系統(tǒng)停止運(yùn)行。由于無法進(jìn)行冷卻，反應(yīng)堆在衰變熱的作用下迅速升溫，堆芯融化，燃料包殼與蒸汽發(fā)生鋯水反應(yīng)，釋放大量氫氣并發(fā)生爆炸，多處反應(yīng)堆廠房被摧毀，大量放射性物質(zhì)釋放到環(huán)境中。

2.4 三起嚴(yán)重核事故的啟示

切爾諾貝利事故之前，其他同類型的反應(yīng)堆也暴露過堆芯的設(shè)計缺陷，也發(fā)生過燃料破損，但除了非常有限的改進(jìn)之外，并未采取進(jìn)一步的糾正行動和補(bǔ)救措施，相關(guān)教訓(xùn)也沒有在運(yùn)行電站間傳達(dá)。

圖1

從安全的角度看，切爾諾貝利反應(yīng)堆設(shè)計本身就存在不穩(wěn)定因素。事故中運(yùn)行人員對核安全缺乏足夠的敏感，沒有遵守已制定的規(guī)程、技術(shù)規(guī)格書和試驗程序，關(guān)閉了重要的保護(hù)系統(tǒng)，使反應(yīng)堆失去控制而發(fā)生嚴(yán)重事故。

三哩島事故前，同類型其他電站也發(fā)生過類似的事件，但沒有從中吸取教訓(xùn)及采取必要的糾正行動。三哩島事故由運(yùn)行人員的一系列失誤及錯誤操作引起，造成事故的原因，除了設(shè)計和運(yùn)行管理外，人員培訓(xùn)也存在著很大的問題。

福島事故發(fā)生后，雖然有機(jī)會，但直到發(fā)生爆炸也沒有向堆芯注入硼水。一方面是不希望反應(yīng)堆就此報廢，另一方面也是對反應(yīng)堆的承受能力抱有僥幸心理，由此喪失了初始的緩解時機(jī)，這說明正確的運(yùn)行決策的重要性。

福島事故前，沒有針對嚴(yán)重事故進(jìn)行充分有效的培訓(xùn)。電站的嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則早在1992年起草，卻沒有通過審核，使人們在面對突然而至的災(zāi)難時缺乏相應(yīng)的

手段。

因此，預(yù)防和緩解嚴(yán)重事故，除了完善運(yùn)行規(guī)程、局部的系統(tǒng)優(yōu)化、建立完善的經(jīng)驗反饋體系、形成有效的核安全監(jiān)管機(jī)制及加強(qiáng)安全文化建設(shè)之外，還應(yīng)該加強(qiáng)嚴(yán)重事故管理的工作。

3 嚴(yán)重事故始發(fā)事件

現(xiàn)有核電廠基于縱深防御原則，設(shè)置了多道屏障及專設(shè)安全設(shè)施，只有連續(xù)發(fā)生多重故障及操作失誤，才會導(dǎo)致堆芯嚴(yán)重?fù)p害，相應(yīng)的假設(shè)始發(fā)事件主要包括：（1）失水事故后失去應(yīng)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(fù)供電；（4）蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂后失去熱阱；（5）失去公用水或失去設(shè)備冷卻水；（6）意外硼稀釋、安全殼旁路等；（7）地震和火災(zāi)等自然災(zāi)害。

假設(shè)始發(fā)事件本身并不直接導(dǎo)致嚴(yán)重堆芯損壞，始發(fā)事件發(fā)生后一系列的堆芯熱阱的失效才會導(dǎo)致嚴(yán)重堆芯損壞的后果。

4 嚴(yán)重事故破壞形式

嚴(yán)重事故工況下，電廠的破壞形式主要包括：（1）嚴(yán)重堆芯損壞。嚴(yán)重事故工況下，堆芯失去冷卻而熔毀。（2）蒸汽發(fā)生器傳熱管蠕變失效。蒸汽發(fā)生器傳熱管溫度升高，內(nèi)外壓差增大，使傳熱管發(fā)生蠕變失效。（3）高壓堆芯熔融物的噴射。高壓熔融物噴射可導(dǎo)致安全殼內(nèi)壓力、溫度迅速升高，造成安全殼失效。（4）壓力容器融穿。堆芯熔化后向下降落，可繼續(xù)熔穿反應(yīng)堆壓力容器，造成第二道安全屏障失效。（5）安全殼內(nèi)氫爆。安全殼氫氣濃度達(dá)到一定值，將發(fā)生氫爆，造成安全殼損壞失效。（6）壓力容器及安全殼內(nèi)蒸汽爆炸。壓力容器和安全殼蒸汽壓力持續(xù)升高，蒸汽大量積聚將導(dǎo)致蒸汽爆炸，損壞壓力容器和安全殼。（7）堆芯熔融物與混凝土的相互作用。堆芯熔融物熔穿壓力容器后，與安全殼底板混凝土相互作用，釋出不凝氣體，造成安全殼超壓失效及底板熔穿。（8）安全殼超壓失效。安全殼失去熱量排出能力，可導(dǎo)致安全殼溫度升高超壓失效，喪失密閉性。（9）安全殼負(fù)壓失效。在嚴(yán)重事故期間，安全殼噴淋動作可使安全殼內(nèi)蒸汽降溫冷凝產(chǎn)生一定程度的真空，導(dǎo)致安全殼負(fù)壓破壞。（10）放射性外泄。安全殼損壞泄漏及安全殼旁路均會引起放射性物質(zhì)直接釋放到環(huán)境。

5 嚴(yán)重事故堆芯融化機(jī)理

嚴(yán)重事故堆芯熔化可分為高壓熔化和低壓熔化兩種

情況。

低壓熔化一般以冷卻劑喪失為特征。由于冷卻劑不斷喪失，燃料元件裸露升溫，燃料包殼與蒸氣發(fā)生鋯水反應(yīng)放出熱量與氫氣。堆芯熔化，向下將壓力容器底部熔穿。熔融物隨后與安全殼底板混凝土相互作用，釋出不凝氣體，造成安全殼晚期超壓失效及底板熔穿。

高壓熔化一般以二次側(cè)熱阱喪失為特征。冷卻劑系統(tǒng)在失去熱阱后升溫升壓，穩(wěn)壓器安全閥開啟，使冷卻劑不斷喪失，堆芯裸露熔化。一回路系統(tǒng)可能發(fā)生高壓熔融物質(zhì)噴射，造成對安全殼直接加熱，導(dǎo)致安全殼超壓失效。

圖2 失水事故導(dǎo)致的嚴(yán)重事故進(jìn)程

6 嚴(yán)重事故預(yù)防措施

嚴(yán)重事故預(yù)防是在事件發(fā)展到超設(shè)計基準(zhǔn)事故之前，預(yù)防堆芯損壞和安全殼旁通，主要措施包括：

（1）通過優(yōu)化系統(tǒng)設(shè)計、加強(qiáng)維護(hù)及在役檢查，提高核電廠的運(yùn)行可靠性，降低始發(fā)事件的頻率。

（2）通過加強(qiáng)安全系統(tǒng)可靠性及采用多樣化安全系統(tǒng)，提高其在事故條件下的可用性。

（3）通過預(yù)防SGTR及安全殼旁路，緩解安全殼旁路后果。

（4）加強(qiáng)核電廠嚴(yán)重事故培訓(xùn)和演練，提高事故處置能力，降低人因失誤等。

7 嚴(yán)重事故緩解措施

嚴(yán)重事故緩解的主要目的是緩解嚴(yán)重事故的后果，使反應(yīng)堆達(dá)到穩(wěn)定的狀態(tài)，并盡可能保持堆芯熱阱，盡可能長時間保持安全殼的完整性。若安全殼完整性受到破壞，則應(yīng)盡可能降低放射性物質(zhì)向環(huán)境的釋放。針對上述嚴(yán)重事故的破壞形式，相應(yīng)的緩解措施主要為：

（1）向蒸汽發(fā)生器注水，為反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)提供熱阱，防止蒸汽發(fā)生器傳熱管蠕變失效，同時沖洗從傳熱管破口進(jìn)入蒸汽發(fā)生器的裂變產(chǎn)物，減少放射性物質(zhì)向環(huán)境的釋放。

（2）向反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)注水，維持和恢復(fù)堆芯冷卻。當(dāng)堆芯裸露后，排出堆芯余熱，熱防止堆芯熔毀。向冷卻劑系統(tǒng)注水還可預(yù)防或延緩壓力容器失效，并洗滌由堆芯熔融物釋放的裂變產(chǎn)物。

（3）降低反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)壓力，可預(yù)防高壓熔融物噴射，并減小蒸汽發(fā)生器傳熱管內(nèi)外壓差，預(yù)防傳熱管蠕變失效。當(dāng)冷卻劑系統(tǒng)壓力降低時，也可增強(qiáng)冷卻水源注入到反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的能力。同時，防止冷卻劑系統(tǒng)超壓失效，保持壓力容器完整性。

（4）釋放安全殼壓力，緩解安全殼高壓對安全殼完整性造成的嚴(yán)重威脅，防止安全殼損害失效及裂變產(chǎn)物不可控釋放。

（5）向安全殼注水，使安注系統(tǒng)和安噴系統(tǒng)以再循環(huán)模式運(yùn)行，可淹沒并冷卻堆芯熔融物，防止熔融堆芯與混凝土相互作用，并緩解其后果。同時，注水也可沖洗壓力容器外堆芯碎片產(chǎn)生的裂變產(chǎn)物，以減少放射性產(chǎn)物的

釋放。

（6）控制安全殼狀態(tài)，防止超壓破壞安全殼完整性，及溫度升高破壞安全殼貫穿件密封。同時也可減少安全殼內(nèi)氣溶膠裂變產(chǎn)物的濃度，減少裂變產(chǎn)物從安全殼泄漏。

（7）防止放射性外泄，盡量減少放射性物質(zhì)對電廠人員、公眾和環(huán)境的危害，保護(hù)公眾的健康和安全。

（8）減少安全殼氫氣濃度和控制其可燃性，緩解氫氣燃燒對安全殼完整性的嚴(yán)重威脅，維持安全殼是一個水蒸汽惰化的環(huán)境條件，防止安全殼內(nèi)氫氣爆炸及安全殼

失效。

（9）控制安全殼真空度。在嚴(yán)重事故期間，安全殼噴淋可使安全殼內(nèi)蒸汽降溫冷凝產(chǎn)生一定程度的真空，導(dǎo)致安全殼因負(fù)壓破壞。通過自然流入空氣或主動引入壓空等適當(dāng)提高安全殼壓力，可避免安全殼因負(fù)壓破壞，緩解安全殼真空對安全殼完整性的威脅。

8 嚴(yán)重事故管理

嚴(yán)重事故管理是指在超設(shè)計基準(zhǔn)事故發(fā)展過程中采取的一系列行動，目的是緩解嚴(yán)重事故的后果并實現(xiàn)長期安全穩(wěn)定的狀態(tài)。核電廠事故管理的總體策略為：在事件發(fā)展到嚴(yán)重事故之前，預(yù)防堆芯損壞和安全殼旁通序列；在堆芯降級進(jìn)程中，預(yù)防壓力容器破損和安全殼失效；在壓力容器破損時及以后預(yù)防安全殼失效；在所有狀態(tài)下，控制放射性釋放，減小環(huán)境后果。

9 嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則介紹

嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則（SAMG）是嚴(yán)重事故情況下緩解事故后果的指導(dǎo)性技術(shù)文件。

9.1 嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則特點(diǎn)

嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則具有以下特點(diǎn)：（1）完全征兆導(dǎo)向，不依賴于對事件原因的假設(shè)；（2）目的是減輕嚴(yán)重事故的后果；（3）所采取的對策不完全依賴于安全分析的結(jié)論；（4）其對策可最大限度地利用電廠資源；（5）根據(jù)對各備選策略的正面和負(fù)面影響的評估做出選擇；（6）不要求執(zhí)行者嚴(yán)格地遵守。

9.2 SAMG文件體系

SAMG導(dǎo)則包括主控室導(dǎo)則和技術(shù)支持中心（TSC）導(dǎo)則兩個部分SAMG的文件體系如圖3所示：

圖3

9.2.1 嚴(yán)重事故主控室導(dǎo)則。嚴(yán)重事故主控室導(dǎo)則包括主控室響應(yīng)導(dǎo)則SACRG-1和SACRG-2。SACRG-1適用于TSC技術(shù)人員尚未就位時主控室使用，主要內(nèi)容包括確認(rèn)專設(shè)安全系統(tǒng)自動動作，控制自動動作的負(fù)面影響，監(jiān)視并記錄嚴(yán)重事故相關(guān)的參數(shù)，盡量維持反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)、蒸汽發(fā)生器的熱阱功能等。

SACRG-2適用于技術(shù)支持中心TSC正常運(yùn)作后主控室使用，主要內(nèi)容包括查找放射性的釋放途徑，評估儀表的響應(yīng)和設(shè)備的狀態(tài)，向TSC提供電廠的重要參數(shù)并有效執(zhí)行TSC推薦的嚴(yán)重事故應(yīng)對策略等。

9.2.2 技術(shù)支持中心導(dǎo)則。技術(shù)支持中心TSC使用導(dǎo)則包括初始階段診斷工具（DFC）和處理導(dǎo)則（SAG）、安全屏障受到嚴(yán)重威脅時的診斷工具（SCST）和處理導(dǎo)則（SCG）以及嚴(yán)重事故緩解后的長期監(jiān)督（SAEG-1）和出口導(dǎo)則（SAEG-2）。

DFC選取了若干個裂變產(chǎn)物屏障相關(guān)的電廠重要參數(shù)進(jìn)行監(jiān)測和診斷，每個參數(shù)對應(yīng)一個SAG。SAG的目標(biāo)是使堆芯恢復(fù)到穩(wěn)定可控的狀態(tài)。SCST選取了直接威脅安全殼完整性的電廠重要參數(shù)進(jìn)行監(jiān)控和診斷，每個參數(shù)對應(yīng)一個SCG。事故處理過程中同時執(zhí)行DFC和SCST診斷圖，如果SCST參數(shù)超出閾值，則優(yōu)先執(zhí)行SCGs。

SAEG-1對長期使用當(dāng)前策略所帶來的負(fù)面影響進(jìn)行有效監(jiān)視，如機(jī)組進(jìn)入穩(wěn)定可控狀態(tài)，則從SAEG-2退出嚴(yán)重事故處理程序。

10 結(jié)語

綜上，加強(qiáng)嚴(yán)重事故管理的工作，應(yīng)在跟蹤嚴(yán)重事故研究成果的基礎(chǔ)上，開發(fā)及進(jìn)一步完善嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則，進(jìn)行嚴(yán)重事故處理策略與決策研究，加強(qiáng)核電廠嚴(yán)重事故管理培訓(xùn)與演練，提高核電廠應(yīng)對嚴(yán)重事故的能力。遠(yuǎn)期開發(fā)針對特定事件的嚴(yán)重事故模擬機(jī)，加強(qiáng)嚴(yán)重事故工況分析及人員培訓(xùn)，使電廠在人員、設(shè)備、管理上都能夠滿足應(yīng)對可能發(fā)生的嚴(yán)重事故的要求，從而更有效應(yīng)對嚴(yán)重事故工況，確保人員、公眾和環(huán)境安全。

參考文獻(xiàn)

[1] 孫吉良，肖岷，黃輝章，等.大亞灣核電站嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則[J].核動力工程，2003，（S2）.

[2] 蘇長松.秦山三核嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則[J].中國核工業(yè)，2010，（6）.

[3] 張琨，曹學(xué)武.壓水堆核電廠高壓熔堆嚴(yán)重事故序列分析[J].原子能科學(xué)技術(shù)，2008，（6）.

[4] 鄒正宇，蘇魯明.三哩島事故和切爾諾貝利事故

[M].北京：原子能出版社，2008.