摘 要：文章介紹了M310核電機(jī)組的嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則，以及嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則在發(fā)生類似福島核事故時的應(yīng)用。

關(guān)鍵詞：嚴(yán)重事故；管理；導(dǎo)則

前言

2011年3月11日，在日本本州附近的東海岸發(fā)生9級的特大地震，地震及其引發(fā)的海嘯切斷了福島第一核電站的廠外電源。海嘯后，福島第一核電站1、2、3號核電機(jī)組發(fā)生爆炸。福島核電站事故對人類的危害僅次于前蘇聯(lián)的切爾諾貝利核電站事故，事故發(fā)生后，我國新上核電項(xiàng)目的審批變得更加嚴(yán)格，核安全被重新評估和定義，我國的核電發(fā)展進(jìn)入低潮期。時隔4年，我國的核電重啟大幕已正式拉開。面對已經(jīng)遠(yuǎn)去的福島核事故，新建的核電廠能否應(yīng)對類似的嚴(yán)重事故。文章簡要分析M310核電機(jī)組嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則在發(fā)生嚴(yán)重事故時的應(yīng)用。

1 M310核電機(jī)組嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則簡介

M310核電機(jī)組嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則提供了堆芯可能損壞的情況下對嚴(yán)重事故的響應(yīng)，包括主控室使用的導(dǎo)則和技術(shù)支持中心使用的導(dǎo)則兩部分。其中主控室使用的導(dǎo)則又分為主控室初始響應(yīng)導(dǎo)則和技術(shù)支持中心正常運(yùn)作后主控室的響應(yīng)導(dǎo)則。文章主要介紹技術(shù)支持中心運(yùn)作后主控室的響應(yīng)導(dǎo)則，該導(dǎo)則由7個分導(dǎo)則組成，分別為向蒸汽發(fā)生器注水、反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)卸壓、向反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)注水、向安全殼注水、減少裂變產(chǎn)物釋放、控制安全殼狀態(tài)、降低安全殼內(nèi)氫氣濃度。下面就各分導(dǎo)則進(jìn)行簡要介紹。

1.1 向蒸汽發(fā)生器注水

向蒸汽發(fā)生器注水的目的是：預(yù)防蒸汽發(fā)生器傳熱管蠕變失效；洗滌從蒸汽發(fā)生器傳熱管破口進(jìn)入蒸汽發(fā)生器的裂變產(chǎn)物；為反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)提供熱阱。

本導(dǎo)則主要針對壓水堆，沸水堆無蒸汽發(fā)生器。在實(shí)施本導(dǎo)則時的負(fù)面影響主要是對蒸汽發(fā)生器的熱沖擊，有可能導(dǎo)致蒸汽發(fā)生器損壞，從而使得裂變產(chǎn)物從破損的蒸汽發(fā)生器釋放出來。因此，在實(shí)施本導(dǎo)則時，最重要的一點(diǎn)就是要控制向蒸汽發(fā)生器注水的速率。

1.2 反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)卸壓

反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)卸壓的目的是：預(yù)防高壓熔融物噴射；當(dāng)蒸汽發(fā)生器二次側(cè)干涸時，預(yù)防蒸汽發(fā)生器傳熱管蠕變失效；增強(qiáng)水源注入到反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的能力。

在實(shí)施該導(dǎo)則時，主要的負(fù)面影響是氫氣燃燒對安全殼的嚴(yán)重威脅、超壓對安全殼的嚴(yán)重威脅。在對反應(yīng)堆冷卻劑進(jìn)行卸壓時，高壓流體主要排放到安全殼內(nèi)，其產(chǎn)生的氫氣會在安全殼內(nèi)聚集，嚴(yán)重時可能發(fā)生氫氣爆炸。福島第一核電站主要由于氫爆導(dǎo)致安全殼完整性破壞，放射性物質(zhì)大量釋放到環(huán)境。因此在實(shí)施本導(dǎo)致時，需同時考慮實(shí)施降低安全殼內(nèi)氫氣濃度的導(dǎo)則。

1.3 向反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)注水

向反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)注水的目的是：在堆芯裸露后，排出堆芯余熱；預(yù)防或延緩反應(yīng)堆壓力容器失效；提供水源，洗滌由堆芯熔融物釋放的裂變產(chǎn)物。

在福島核事故中，外電源全部喪失，從現(xiàn)場拉臨時電纜的進(jìn)展速度，福島核電站的領(lǐng)導(dǎo)層可判斷堆芯面臨極大的熔化風(fēng)險，必須立即用消防水泵向反應(yīng)堆灌水，以避免堆芯熔化。但是該決定下晚了，原想保住機(jī)組，結(jié)果適得其反，導(dǎo)致了更大的損失。

在實(shí)施本導(dǎo)則時，主要的負(fù)面影響是氫氣燃燒對安全殼的嚴(yán)重威脅，如果堆芯在淹沒過程中產(chǎn)生的氫氣發(fā)生燃燒，會威脅到安全殼的完整性，因此在開始注水前，需預(yù)計(jì)注水后安全殼內(nèi)的氫氣濃度。實(shí)施本導(dǎo)則的另一個負(fù)面影響是蒸汽發(fā)生器傳熱管蠕變失效，一旦開始向反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)注水，反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的壓力可能增加很多，可能導(dǎo)致蒸汽發(fā)生器一次側(cè)和二次側(cè)的壓差快速增加并超過限值。

1.4 向安全殼注水

向安全殼注水的目的是：對壓力容器外的堆芯熔渣釋放的放射性產(chǎn)物進(jìn)行洗滌；允許進(jìn)行安注、安噴再循環(huán)。

實(shí)施本導(dǎo)則的主要負(fù)面影響是安全殼水源不足，如果堆芯還沒有再淹沒，為了保證足夠的水對堆芯進(jìn)行再淹沒，則在決策實(shí)施本導(dǎo)則時需考慮是將水注入安全殼，還是將水節(jié)省下來用于向反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)注水。而在發(fā)生類似福島的嚴(yán)重事故時，在安全殼的完整性尚未破壞時，向安全殼注水以及向反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)注水均可以降低安全殼內(nèi)的壓力，作者認(rèn)為可優(yōu)先向反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)注水，可有效避免堆芯熔化，從根本上解決安全殼壓力升高的原因。

實(shí)施本導(dǎo)則的另一個負(fù)面影響是氫氣燃燒引起安全殼嚴(yán)重威脅，如果安全殼內(nèi)有足夠的蒸汽，那么聚積在安全殼大氣中的氫氣則不可能燃燒。如果啟動向安全殼注水，則可能使安全殼內(nèi)的的蒸汽凝結(jié)，已經(jīng)聚積在安全殼內(nèi)的氫氣可能被點(diǎn)燃，影響安全殼的完整性。在實(shí)施本導(dǎo)則時需評估安全殼發(fā)生氫氣燃燒或氫爆的風(fēng)險，福島發(fā)生核事故的幾個機(jī)組均是由于氫爆而導(dǎo)致嚴(yán)重后果的。

1.5 減少裂變產(chǎn)物釋放

減少裂變產(chǎn)物釋放的目的是：保護(hù)公眾的健康和安全；減少對應(yīng)急響應(yīng)人員的輻照。

該導(dǎo)則主要分為減少安全殼釋放、緩解蒸汽發(fā)生器釋放和減少輔助廠房釋放。在實(shí)施本導(dǎo)則時，需先確認(rèn)裂變產(chǎn)物釋放路徑，并對釋放路徑進(jìn)行優(yōu)先級劃分，然后再對所有的釋放路徑進(jìn)行處理。

1.5.1 控制安全殼狀態(tài)

控制安全殼狀態(tài)的目的是：防止安全殼高壓威脅安全殼的完整性；防止安全殼高溫威脅安全殼的貫穿件密封；盡量減小安全殼惡劣環(huán)境對安全殼設(shè)備和儀表的威脅；降低氣溶膠濃度；減輕安全殼的裂變產(chǎn)物泄漏。

實(shí)施本導(dǎo)則首先需要確認(rèn)安全殼熱阱的可用性，然后通過安全殼熱阱降低安全殼內(nèi)的壓力和溫度，以確保安全殼的完整性。安全殼最主要的熱阱是安全殼噴淋和安全殼通風(fēng)，因此在實(shí)施本導(dǎo)則時需事先評估安全殼噴淋的水源是否足夠。

1.5.2 降低安全殼內(nèi)氫氣濃度

降低安全殼內(nèi)氫氣濃度的目的是：通過使用非能動氫氣復(fù)合器防止安全殼內(nèi)氫氣聚積達(dá)到威脅安全殼完整性的限值；通過維持安全殼的蒸汽惰化環(huán)境防止氫氣燃燒。

當(dāng)安全殼氫氣濃度>4.1%時，使用本導(dǎo)則。當(dāng)發(fā)生類似福島核事故的嚴(yán)重事故時，即使全廠失電，也可以通過非能動氫氣復(fù)合器防止安全殼內(nèi)的氫氣聚積，從而保證安全殼的完整性，避免放射性物質(zhì)大量釋放到環(huán)境。

2 福島第一核電站的設(shè)計(jì)缺陷

以上簡要介紹了M310核電機(jī)組的嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則，福島第一核電站的機(jī)組設(shè)計(jì)與建造完成于美國三里島事故之前，當(dāng)時還沒有形成嚴(yán)重事故的清晰概念，更談不上預(yù)防和緩解嚴(yán)重事故的安全措施。從福島事故處理過程可知，福島第一核電廠的設(shè)計(jì)存在幾個主要缺陷：（1）由于認(rèn)為堆芯極不可能熔化，安全殼設(shè)計(jì)中未考慮氫氧復(fù)合系統(tǒng)，更沒有非能動的氫氣復(fù)合器，因此在全廠失電后，堆芯開始熔化，產(chǎn)生的氫氣在安全殼內(nèi)聚積，最終發(fā)生爆炸，導(dǎo)致放射性物質(zhì)大量釋放到環(huán)境。（2）沸水堆安全殼的設(shè)計(jì)理念是基于無論是反應(yīng)堆超壓，還是主回路失水，都能使安全殼中的蒸汽迅速冷凝而降低使用壓力。所以其安全殼的自由空間比較小。在福島核事故中安全殼內(nèi)抑壓水池的冷凝器由于失電而失效，導(dǎo)致1號機(jī)組安全殼壓力升至設(shè)計(jì)壓力的兩倍，非常危險。（3）福島核電廠無嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則，而我國的核電廠已有嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則，并已全面推廣。（4）由于早期設(shè)計(jì)認(rèn)為沸水堆堆芯極不可能熔化，所以未考慮堆芯熔融物穿透壓力容器壁的嚴(yán)重后果。直到第三代先進(jìn)沸水堆（ABWR）設(shè)計(jì)時，才在反應(yīng)堆壓力容器與安全殼之間設(shè)置了一個收集與冷卻堆芯熔融物的設(shè)施，從而避免了堆芯熔融物與安全殼地板作用，保證了安全殼的完整性。（5）福島核事故的發(fā)生也存在電廠超期服役、設(shè)備老化等非技術(shù)因素，我國核電站多為壓水堆，且屬于80年度后期技術(shù)，防御和抵抗類似事故的能力要強(qiáng)。

3 結(jié)束語

經(jīng)過以上描述，可得出結(jié)論，M310機(jī)組在發(fā)生類似福島核事故的嚴(yán)重事故時，其事故后果會比福島核事故所導(dǎo)致的后果要小得多。

參考文獻(xiàn)

[1]國家核安全局.核動力廠設(shè)計(jì)安全規(guī)定[Z].HAF102.2004.

作者簡介：顧傳?。?981-），男，福建省福清市人，工作單位：福建福清核電有限公司，職務(wù)：工程師，研究方向：核電廠運(yùn)行。