核电站事故知识

第一篇：核电站事故知识

核电站事故知识

核电站氢爆炸危险有多大？

根据中国国家原子能机构网站等权威机构公布的资料，氢爆炸不等于核燃料泄漏。核燃料从里到外分别由金属外壳、压力容器和安全壳保护，其中金属外壳由锆合金或不锈钢等制成，它将具有放射性的核燃料与外界隔绝。

此外，氢爆炸与核弹爆炸有本质区别。即使最坏的情况发生，核反应堆内的核燃料棒熔毁爆炸，它也不会变成核弹，因为核电站使用的核燃料浓度非常低，其有效成分铀－２３５含量约为３％，而核弹中铀－２３５含量高达９０％，这么低的含量不足以引发核弹那样的剧烈爆炸。正如啤酒和白酒都含酒精，白酒因酒精含量高可以点燃，而啤酒因酒精含量低不能点燃一样。

但不能因此说氢爆炸不危险，主要的担心是它可能炸毁保护核燃料的护罩，导致放射性物质泄漏。

哪些放射性物质被泄漏？

根据世界卫生组织网站等公布的资料，对一个受损的核电站来说，会释放两类放射性物质，一类相对来说危害不大，另一类则要危险得多。

对人类危害较小的一类放射性物质是氮－１６和氚等。一般核电站都会产生这些物质，它们在经过衰变达到允许标准后将由高空烟囱排到大气中。当然，人们无须为此担忧，因为氮－１６会快速衰变，时间仅数秒，最终变为氮这种空气中最常见的惰性气体；而氚这种氢同位素无法在空气中远距离传播，也无法穿透人体，只有大量吸入才对人体有害。

比较令人担忧的是碘－１３１和铯－１３７，它们是随着反应堆释放的蒸汽泄漏出来的。

碘－１３１需要数月时间才会完全消失，它将通过受污染食品，特别是受污染奶制品，进入人体在甲状腺内聚集，引发甲状腺疾病甚至甲状腺癌。日本政府将向核电站附近居民发放碘片，以防止碘－１３１可能造成的危害。

铯－１３７会损害造血系统和神经系统，并增加患癌几率。铯１３７的半衰期为３０年，不太容易消除。苏联切尔诺贝利核电站１９８６年发生事故，核电站周围地区的土壤中至今依然存在这种放射性物质。

第二篇：核电站事故及其原因

核电站事故及其原因

姓名：栾传英 班级：光115 学号：201157505119 内容摘要：主要讲述三里岛核电站、切尔诺贝利核电站、福岛核电站事故的发生时间、地点、原因以及造成的危害损失

关键词：核电站、事故、原因、危害。

正文：核电站是利用核裂变或核聚变反应所释放的的能量产生电能的发电厂。目前商业运转中的核能发电厂都是利用核裂变反应而发电。核电站一般分为两部分：利用原子核裂变生产蒸汽的核岛（包括反应堆装置和一回路系统）和利用蒸汽发电的常规岛（包括汽轮发电机系统），使用的燃料一般是放射性重金属：铀、钚。核电是一种清洁能源，发电成本低，但是核电站一但发生泄露事故就会给周围环境与居民带来严重的危害。下面就列举世界上主要三大核事故原因与危害。

1切尔诺贝利核事故

切尔诺贝利核电站事故于1986年4月26日发生在乌克兰苏维埃共和国境内的普里皮亚季市（俄语：Припять;英语：Chernobyl disaster），该电站第4发电机组爆炸，核反应堆全部炸毁，大量放射性物质泄漏，成为核电时代以来最大的事故。辐射危害严重，导致事故后前3个月内有31人死亡，之后15年内有6-8万人死亡，13.4万人遭受各种程度的辐射疾病折磨，方圆30公里地区的11.5万多民众被迫疏散。为消除事故后果，耗费了大量人力物力资源。为消除辐射危害，保证事故地区生态安全，乌克兰和国际社会一直在努力。1986年4月25日，4号反应器预定关闭以作定期维修。并决定在这场合作为测试反应堆的涡轮电机能力的机会，在电力损失情形下发充足的电供给反应堆的安全系统动力（特别是水泵）。像切尔诺贝利，反应堆有一对柴油发电机可利用作为待命，但并不能瞬间地起动—反应堆将因此被使用转动涡轮，到时涡轮会从反应堆分离和在自己的惯性之下力量转动，而测试的目标是确定当发电器起动时，涡轮是否在减少阶段能充足地供给泵浦动力。测试早先在其它单位执行成功（所有安全供应起动）而结果是失败的（那是涡轮产生了不足的力量在减少阶段供给泵浦动力），但另外的改进提示了对其它测试的需要。

为了在更安全、更低功率地进行测试，切尔诺贝利4号反应器的能量输出从正常功率的3.2千兆瓦特减少至700百万瓦特。但是，由于实验开始的延迟时，反应堆控制员太快地减低能量水平，实际功率输出落到只有30百万瓦特。结果，中子吸引而成的裂变产品氙-135增加了（这产品典型地在更大的功率情况下，在一台反应堆中消耗）。力量下落的标度虽是接近由安全章程允许的最大限制，但员工组的管理者选择不关闭反应堆并继续实验。后来，实验决定“抄捷径”和只上升功率输出到200 百万瓦特。为了克服剩余氙-135的中子吸收，远多于安全章程数量的控制棒由反应堆拔出。在1986年4月26日晚上1点05分，作为实验一部分，被涡轮发电机推动的水泵起动了；水的流量由于这行动而超出了安全章程的指定。水流量在上午1点19分增加了—因为水也会吸收中子，在水流量的进一步增加需要手工撤除控制棒，导致一个极不稳定和危险操作条件。凌晨1点23分04秒，实验开始了。反应堆的不稳定状态在控制板没有显示任何情况，并且看起来所有反应堆员工并未充分地意识到危险。水泵的电力关闭了，并且被涡轮发电机的惯性推动，水流的速度减低了。涡轮从反应堆分离，反应器核心的蒸汽水平增加。因为冷却剂被加热，个别的蒸汽在冷却剂管道形成。在切尔诺贝利的RBMK石墨缓和反应器的特殊设计有一个高正面空系数，意味著在没有水时的中子吸收的作用使反应堆的力量迅速地增加，并且在这种情况下，反应堆操作变得逐渐变得不稳定和更加危险。上午1点23分40秒操作员按下了命令“紧急停堆”的AZ-5（“迅速紧急防御5”）按钮—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。这是否作为紧急措施，或只是简单地在实验完成时作为关闭反应堆定期方法，并不清楚（反应堆预定被关闭作为定期维修）。这通常意味著紧急停堆的命令是因为意想不到的迅速力量增量的一个反应。另一方面，总工程师Anatoly·Dyatlov，在事故时身在切尔诺贝利核电站，他写在他的书上：

“在1点23分40秒，集中化控制系统之前„„没有登记能辩解紧急停堆的任何参量变动。依照陈述委任„„会集和分析很多材料，在它的报告，没确定原因为什么命令了紧急停堆。并没有需要寻找原因。反应堆简单地在实验完成时被关闭。”由于控制棒插入机制（18至20秒的慢速完成），棒的空心部份和冷却剂的临时移位，逃走导致反应率增加。增加的能量产品导致了控制棒管道的变形。棒在被插入以后被卡住，只能进入管道的三分之一，因此无法停止反应。在1点23分47秒，反应堆产量急升至大约30 千兆瓦特，是十倍正常操作的产品。燃料棒开始熔化而蒸汽压力迅速地增加，导致一场大蒸汽爆炸，使反应器顶部移位和受破坏，冷却剂管道爆裂并在屋顶炸开一个洞。为了减少费用，和它的体积太大，反应堆以单一保护层方式兴建。这令放射性污染物在主要压力容器发生蒸汽爆炸而破裂之后进入了大气。在一部分的屋顶炸毁了之后，氧气流入---与极端高温的反应堆燃料和石墨慢化剂被结合—引起了石墨火。这火灾令放射性物质扩散和污染更广的区域。

由于目击者的报告和站内纪录不一致，有一些争论认为确实的事件是发生在当地时间1点22分30。根据这种理论，第一次爆炸发生在大约1点23分47秒，操作员在七秒以后命令了“紧急停堆”。

5月8日，反应堆停止燃烧，温度仍达300℃；当地辐射强度最高为每小时15毫伦琴，基辅市为0.2毫伦琴，而正常值允许量是0.01毫伦琴。瑞典检测到放射性尘埃，超过正常数的100倍。西方各国赶忙从基辅地区撤出各自的侨民和游客，拒绝接受白俄罗斯和乌克兰的进口食品。原苏联官方4个月后公布，共死亡31人，主要是抢险人员，其中包括一名少将；得放射病的203人；从危险区撤出13.5万人。1992年乌克兰官方公布，已有7000多人死亡于本事故的核污染。

5月9日，国际原子能机构总干事布利克斯应苏联政府邀请，乘直升飞机从800米高空察看核电站的情况，他认为这是迄今为止世界上最严重的一次核事故。

灾后两年之中，26万人参加了事故处理，为4号核反应堆浇了一层层混凝土，当成“棺材”埋葬起来。清洗了2100万平方米“脏土”，为核电站职工另建了斯拉乌捷奇新城，为撤离的居民另建2.1万幢住宅。这一切，包括发电减少的损失，共达80亿卢布(约合120亿美元)。乌克兰政府已作出永远关闭该电站的决定。

白俄罗斯共和国损失了20%的农业用地，220万人居住的土地遭到污染，成百个村镇人去屋空。乌克兰被遗弃的禁区成了盗贼的乐园和野马的天堂，所有珍贵物品均被盗走，也因此将污染扩散到区外。*近核电站7公里内的松树、云杉凋萎，1000公顷森林逐渐死亡。30公里以外的“安全区”也不安全，癌症患者、儿童甲状腺患者和畸型家畜急剧增加；即使80公里外的集体农庄，20%的小猪生下来也发现眼睛不正常。上述怪症都被称为“切尔诺贝利综合症”。

2三里岛核事故

三里岛核事故（Three Mile Island-2），简称TMI-2。1979年3月28日凌晨4时，美国宾夕法尼亚州的三里岛核电站第2组反应堆的操作室里，红灯闪亮，汽笛报警，涡轮机停转，堆芯压力和温度骤然升高，2小时后，大量放射性物质溢出。在三里岛事件中，从最初清洗设备的工作人员的过失开始，到反应堆彻底毁坏，整个过程只用了120秒。6天以后，堆芯温度才开始下降，蒸气泡消失——引起氢爆炸的威胁免除了。100吨铀燃料虽然没有熔化，但有60%的铀棒受到损坏，反应堆最终陷于瘫痪。此事故为核事故的第五级。（核事故共7个级别，级别越高，危害越大）

美国三里岛压水堆核电厂二号堆于1979年3月28日发生的堆芯失水而熔化和放射性物质外逸的重大事故。这次事故是由于二回路的水泵发生故障后，二回路的事故冷却系统自动投入，但因前些天工人检修后未将事故冷却系统的阀门打开，致使这一系统自动投入后，二回路的水仍断流。当堆内温度和压力在此情况下升高后，反应堆就自动停堆，卸压阀也自动打开，放出堆芯内的部分汽水混合物。同时，当反应堆内压力下降至正常时，卸压阀由于故障未能自动回座，使堆芯冷却剂继续外流，压力降至正常值以下，于是应急堆芯冷却系统自动投入，但操作人员未判明卸压阀没有回座，反而关闭了应急堆芯冷却系统，停止了向堆芯内注水。这一系列的管理和操作上的失误与设备上的故障交织在一起，使一次小的故障急剧扩大，造成堆芯熔化的严重事故。在这次事故中，主要的工程安全设施都自动投入，同时由于反应堆有几道安全屏障（燃料包壳，一回路压力边界和安全壳等），因而无一伤亡，在事故现场，只有3人受到了略高于半年的容许剂量的照射。核电厂附近80千米以内的公众，由于事故，平均每人受到的剂量不到一年内天然本底的百分之一，因此，三里岛事故对环境的影响极小。

3福岛核事故

2013年8月21日，台湾“中央社”报道，2013年8月，日本福岛核电站发生严重泄漏，核厂储存槽泄漏出约300吨高度污染的核辐射水。日本原子能规制委员会将把福岛核电厂辐射污水外泄问题升至国际核能事件分级表(INES)第3级“严重事件”，凸显出核电厂日益严重的危机。福岛核电厂营运商东京电力公司20日表示，核厂储存槽泄漏出约300吨高度污染辐射污水，是核灾危机发生以来的最严重的辐射污水外泄事件。

2013年10月21日日本东京电力公司，受20日降雨影响，含有放射性物质的污水从福岛第一核电站蓄水罐群周围的多处防漏围堰内溢出。经过检测，有6处溢水点的污水中锶90的浓度超过暂定排放标准，不排除放射性污水流入海洋的可能性。

日本东京电力公司确认23日从福岛第一核电站港湾外连接外海的排水沟中采集的水样，经检测其中锶等释放β射线的放射性物质，最高辐射值每升的辐射强度已经高达14万贝克勒尔。这是有史以来，此处检测到的辐射强度的最高值，与前一天相比竟骤升了2.3倍。

东电表示，采集样本的地点距外海的直线距离约600米，在排水路线约800米的地方。2013年10月22日采集的样本中每升的辐射强度约59000贝克勒尔，与21日相比上升了11倍。据此，东电断定8月份是这附近的罐区泄漏了约300吨污染水。东电主张这是“受到了此前从储罐中泄漏的污水渗入土壤的影响”，否认出现新的泄漏。东电还认为，台风“韦帕”带来的强降雨也造成了一定影响。

2014年4月14日，东京电力公司宣布，福岛第一核电站再次发生泄漏事故，高浓度核污水被误送至其他厂房，约200吨核污水泄漏至地下室。原因是平时不使用的水泵被打开。尽管最后确认所有厂房均没有向外界泄漏的渠道，但原子能规制委员会指示东电继续加强监视，迅速回收泄漏污水。

东电称，泄漏的是冷却反应堆后产生的、储存于集中废弃物处理设施的厂房群地下的高浓度污水。由于处于清除铯等放射性物质之前的阶段，每升污水中含有数千万贝克勒尔的放射性铯。大约从2014年4月10日起，作业人员发现原本往外输送污水的厂房水位上升，4月12日经调查发现，共有4台向相反方向送水的水泵和向紧急移送地送水的水泵正在运转。公司4月13日下午5点左右关闭了所有4台水泵，但在不储存污水的厂房的地下1层发现了共计203吨泄漏核污水。

2013年9月26日,日本东京电力公司发表消息说,就福岛第一核电站的储存罐中泄露高浓度污染水事件,东京电力公司工作人员在储存罐底部发现两个小缝隙,污染水可能是从这两处泄露出去。

东京电力公司2013年8月发现4号反应堆的储存罐附近泄露了300多吨污染水。经过一个月的调查后,在一处储存罐的底部涂抹泡沫药物,做了实验以后发现两根钉子的的边缘有泄漏现象。由于钉子本身并未松动,因此东电判断,可能是因为储存罐中污染水过重导致出现缝隙。

东京电力公司决定今后对300多个储存罐进行更加进一步的调查,加快确定泄露根源,并且将对储存罐构造进行改进。

事故等级：2013年8月21日，针对福岛核电站附近的一个储存有高浓度放射性污水的贮藏罐发生泄漏的情况，日本原子力规制委员会（规制委）公布了事故等级。这次污水泄漏事件属于国际核能事件分级表（INES）中的3级，相当于8个等级中严重程度排第5位的“重大异常事态”。规制委高度重视约300吨高浓度污水泄漏的情况，认为应判为3级。

2013年8月28日，日本负责核安全的监管机构日本原子能规制委员会正式决定，根据国际核事故分级表，将福岛核电站高浓度核污水泄漏事件定为第3级，即“严重事件”。

参考文献：

[1] 郑岩《世界核电事故及核电事故释读》[M] [2] 核动力工程7卷第6期（1986）增刊 [3]《 国际金融报 》（2011年04月11日 第 06 版）

第三篇：核电站事故概率的错误认识

每座核电站在设计运行期事故发生概率为百万分之一堆年。有人就说，一台电站寿期50年，那么核电站建造多了，比如全世界建2万座核电站，事故率就成1/50了。也就是五十年肯定有一次事故，这样理解不对。不是说核电站多了或者运行年份久了，单台事故率就从百万分之一堆年降低为五十分之一堆年。

单台的事故率不因为电站数量变多和运行年限而有变化。

百万分之一堆年不应该理解为1座核电站在1百万年运行期会发生1次事故，应该理解为1座核电站每年出事的概率是百万分之一。

即使一台机组运行百万年，期间肯定至少出一次的概率也只有63.2%，而不是我们想象的100%。

1.1台机组寿期50年运行期至少会有1次发生事故概率为：

P=1-(1-0.000001)^50=0.00005，约2万分之1 2.2千台机组寿期50年运行期至少会有1次发生事故概率为：

P=1-(1-0.000001)^10000=0.0952，将近十分之一，概率还是很小 3.2万台机组寿期50年运行期至少会有1次发生事故概率

等同1百万台机组运行1年至少会有1次发生事故概率 等同1台机组运行1百万年至少会有1次发生事故概率为： P=1-(1-0.000001)^1000000=0.632，即63.2%，并非肯定发生

可见，那种说事故率为百万分之一堆年，全世界建2万座核电站，事故率就成1/50了。也就是五十年肯定有一次事故是错误的？

一台机组100万千瓦，2000台是20亿千瓦，中国2013年装机容量约12亿千瓦。从目前世界装机容量来看，暂时还不会超过2000台机组，整个寿期每年出事故概率约10%

第四篇：切尔诺贝利核电站爆炸事故分析

切尔诺贝利核电站爆炸事故分析

所属频道: 核电

关键词: 切尔诺贝利 核电站 爆炸事故分析

事故经过

1986年4月26日，切尔诺贝利核电站的4号反应堆发生爆炸，死16.7万人，损失120亿美元，是世界上最严重的核电站事故。

切尔诺贝利核电站建于基辅市以北130千米，4台机组，总装机400万千瓦，是原苏联最大核电站。1970年切尔诺贝利开始修建第一座核反应堆，但总工程师只有建设火电站的经验，整个设计由乌拉尔电力公司设计院进行。后来由莫斯科Zukh水电设计院接手该项目的设计，该设计院主要是水电设计。因为物质缺乏，几乎不太可能找到设计人员设计的某些特殊部件，因此设计者真好将就使用他们自己制造的部件。

1977年第一座反应堆投入运行，与原定计划推迟了两年。管理人员和操作工并不知道1 975年在列宁格勒与此相同的反应堆发生了熔化事故。对有关规定也进行了修改，因为它们对实际情况不适合，特别是经常移出比规定多的控制棒。操作工还发现当输出功率很低时反应堆极不稳定。

20世纪80年代初，另外两个反应堆投入运行。1982年第三座核反应堆活性区发生爆炸并将放射性物质释放到核电站区域，因为对这次事故保密，其他反应堆的操作人员并不知道此次事故的发生。这期间在整个前苏联的ЯBMK型反应堆还发生了几起类似的事故。1980年在Kursk发生的事故引起了原子能委员会的注意：因为停电导致无动力驱动控制棒和水泵，40秒后才启动备用电源，在此次事故中因：为冷却水的自然循环量较大才避免了严重破坏。

1983年末，估计切尔诺贝利4号反应堆关闭后透平机还能为反应堆水泵提供一定时间的应急电源，曾建议对该系统进行测试，但因为装置到1983年底前未获授权，因此对该系统的测试延期进行。在负责ЯBMK型反应堆的部长处还有其他的事故记录——设计的控制棒因为有裂纹当插入反应堆时引起输出功率剧烈波动，但在操作工的操作记录上没有记录。1984年3月27日，4号反应堆正式投入商业运行。

1985年报纸上出现了对核电站的批评，能源部命令总工程师替换易燃的遮蔽材料和电缆。但是因为无不易燃的材料供应，这项计划被搁置。高层管理人员的注意力集中在应付商业压力，而让总工程师负责装置的操作。

1986年4月，4号反应堆停车检修，并且安排了一系列的测试计划，包括应急电源延迟测试。但仍然不知道当透平的动量下降后是否能产生足够的电能驱动水泵达40秒。测试由装置的制造者进行，他们的测试计划与3号和4号反应堆的总工程师讨论了15分钟后即获同意，并没有征求安全检查员的意见，负责反应堆的总工程师也没有到场，正式的批准文件也没有征求核专家的意见。

13时反应堆的输出功率减为一半，两台发电机一台停车。14时对另一台发电机的测试准备就绪。为了避免被联锁，紧急反应堆活性区冷却系统断开。开始准备测试时，Kiev的电力调度员请求供电到23时。23时重新开始根据拟定的计划对透平机的作用进行测试。控制棒的自动控制系统被断开，输出功率降低，下降到30MW。到这一步就没有按照测试的标准规程进行(按标准规程应该放弃试验>，工程师就下一步如何进行没有形成统一的意见。继续移出控制棒，4月26日1时输出功率稳定在200MW，但这仍然低于推荐的最小功率水平，但是被认为可以继续进行测试。

1时过后，另一台冷却泵很快加入该系统，这就需要移出更多的控制棒。大量的水进入反应堆引起蒸汽压力降低。为了避免因为蒸汽压力低导致反应堆关闭，操作人员切断了联锁信号。1时22分，实验刚刚开始，计算机打印结果表明反应性只有最小保留值的一半。1时23分透平发电机的紧急调节阀门关闭，透平机无蒸汽，计算机显示反应器功率急剧上升，副控手按下紧急停车按钮试图将所有控制棒放入反应堆活性区，此时控制棒无法全部下降。爆炸发生了，爆炸掀翻了1000t反应堆外壳，反应堆直接向大气敞开。

工程师没有意识到反应堆已发生了爆炸，还试图用大量的水来控制反应堆，但是所有的泵都无法工作。发电机房着火，消防队也赶来，关键人物也来到现场。核电厂厂长被告知反应堆未破坏，只是需要他对产生的放射程度进行分析调查，但据说莫斯科官方拒绝授权。

4月26日下午，有足够的证据表明反应堆发生了爆炸，其他的反应堆也已关闭。成千上万吨含有硼、铅等的沙石飞向建筑物。对相邻城镇Pripyat的调查于4月27日展开。

事故根本原因分析

表7-3和表7-4是事故发生的详细过程和根本原因。

事故后果

事故发生后，反应堆熔化燃烧，引起爆炸，冲破保护壳，厂房起火，放射性物质源源泄出。用水和化学剂灭火，瞬间即被蒸发，消防员的靴子陷没在熔化的沥青中。1、2、3号机组暂停运转，电站周围30公里宣布为危险区，撤走居民。事故发生时当场死2人，遭辐射受伤204人。5月8日，反应堆停止燃烧，温度仍达300℃。当地辐射强度最高为每小时15毫伦琴，基辅市为o.2毫伦琴，而正常值允许量是o.01毫伦琴。瑞典检测到放射性尘埃，超过正常数的100倍。西方各国赶忙从基辅地区撤出各自的侨民和游客，拒绝接受白俄罗斯和乌克兰的进口食品。原苏联官方4个月后公布，共死亡31人，主要是抢险人员，其中包括一名少将;得放射病的203人;从危险区撤出13.5万人。1996年乌克兰官方公布，10年来已有16.7万人死于本事故的核污染，320万人受到辐射伤害。

灾后两年之中，26万人参加了事故处理，为4号核反应堆浇了一层层混凝土，当为“棺材”埋葬起来。清洗了2100万平方米的受污染设备，消除600个村庄的污染物，掩埋50万立方米“脏土”，为核电站职工另建了斯拉乌捷奇新城，为撤离的居民另建2.1万幢住宅。这一切，包括发电减少的损失，共达80亿卢布(约合120亿美元)。乌克兰政府已作出永远关闭该电站的决定。白俄罗斯共和国损失了20%的农业用地，220万人居住的土地遭到污染，成百个村镇人去屋空。乌克兰被遗弃的禁区成了盗贼的乐园和野马的天堂，所有珍贵物品均被盗走，因此将污染扩散到区外。近核电站7千米内的松树、云杉凋萎，1000公顷森林逐渐死亡。30千米以外的“安全区”也不安全，癌症患者、儿童甲状腺患者和畸形家畜急剧增加;即使80千米外的集体农庄，20%的小猪生下来也发现眼睛不正常。上述怪症都被称为“切尔诺贝利综合症”。

国际原子能机构专家称，要消除事故造成的污染，至少需100年。

第五篇：分析核电站全厂断电事故

第四章

分析核电站全厂断电事故

4.1.全厂断电事故过程中对反应堆各部件现象进行分析

全厂断电事故中，由于主泵失去轴封冷却水，主泵轴封处可能会出现泄漏。另一方面，根据相关研究分析，在事故进程的适当时刻对一回路实施减压措施可以有效推迟事故进程和缓解事故后果。在上文所述基本事故进展的基础上，就这两种因素对其的影响定性地分析了4种可能的工况：

1.堆冷却剂开始汽化时主泵轴密封处泄漏； 2.出现早期主泵轴封泄漏的全厂断电事故；

3.堆芯出口温度达650 ℃时稳压器卸压阀持续打开；

4.工况1基础上，堆芯出口温度达650 ℃时稳压器卸压阀持续打开。发生全厂断电事故时，由于辅助给水系统无法启动，二回路水逐渐被蒸干，随后一回路因热量无法带出而升温升压。当堆芯区域的冷却剂温度逐渐达到饱和温度，主泵轴封处出现泄漏。堆冷却剂通过主泵轴封破口和稳压器卸压阀从一回路系统喷出，引起堆芯冷却剂装量的减少。由于泄漏流量不大，因此堆芯压力仍会在稳压器卸压阀的设定压力变化范围维持一段时间。随后堆芯压力开始持续下降。冷却剂持续从主泵轴封破口流出，堆芯水位下降，堆芯逐渐裸露、升温，堆芯部件达到失效温度后会形成熔碴下落。堆芯压力逐渐降到安注箱开启压力，安注箱向堆芯注水，堆芯暂时得到冷却。但由于压力下降较慢，注水流量不大，而且有一部分通过主泵轴封破口直接流出，没有形成对堆芯的再淹没。随后压力壳内继续熔碴的形成和迁移的过程，逐渐熔穿压力容器下封头。下封头熔穿时，压力容器内压力值较低。

假设事故后10 m i n出现主泵轴封泄漏。之后由于此处的泄漏，冷却即自破口处流出，一回路压力持续下降，堆芯水位也迅速下降，很快堆芯就开始裸露。由于堆芯冷却状况的恶化，在衰变热的作用下堆芯部件的温度升高，达到失效温度后形成熔碴下落。主泵轴封处的泄漏也使压力容器内压力迅速降低，使安注箱能在事故进程中投入使用，和第一种工况一样，有一部分通过主泵轴封破口直接流出，没有形成对堆芯的再淹没，由于事故进程加快，最后下封头较其他工况最早熔穿。

全厂断电事故中，由于稳压器卸压阀不断的开启和关闭，一回路系统的冷却剂不断从卸压阀喷出，堆芯水位下降，堆芯逐渐开始裸露，裸露部分的堆芯仅依靠水蒸气冷却。但水蒸气不足以带出裸露部分堆芯的衰变热，这部分部件的温度持续升高，使流出堆芯的蒸汽温度升高。当流出堆芯的水蒸气温度达到650 ℃时，持续将稳压器卸压阀打开。之后，堆芯压力快速下降到安注箱注水压力，安注箱向堆芯注水。由于堆芯压力下降较快，安注箱注水速度很快，堆芯水位上升，形成了对堆芯的重新淹没。在这种情况下，能最大限度的延缓堆芯下封头的失效。

发生全厂断电后，主泵惰转，反应堆停堆，随后汽轮机脱扣，主给水关闭。由于反应堆停堆，稳压器压力在短时间内快速下降。然后由于主给水关闭，辅助给水完全失效，随着二次侧热阱的丧失，一回路压力也迅速上升到稳压器安全阀的开启整定值。整个事故进程中，由于高低压安注无法启动，导致通过稳压器安全阀排出的冷却剂无法得到补充，压力容器水位迅速下降。一段时间后，堆芯开始裸露，然后逐渐升温并开始熔化。压力容器下封头因受熔融物的加热发生蠕变失效。安全壳内的压力和温度大幅上升。

安注箱在压力容器失效后投人，对堆芯的冷却未起到作用。安注箱的水通过破损的压力容器下封头落入堆腔内，与高温熔融物接触后，产生大量的水蒸气；同时，高温熔融物与混凝土的相互作用后也会有氢气和一氧化碳等大量不凝结性气体产生。以上因素使安全壳内的压力不断上升(如下图所示)，最终安全壳发生超压失效。在安全壳失效之前，安全壳内大量水蒸气的存在使安全壳环境惰性化，安全壳中氢气浓度始终处于远离爆燃或爆炸的区域，氢气风险较小。

表1 SBO始发的严重事故的主要事故进程

Table 1 M ain process of SBO introduced severe accident

表2 事故主要结果

Table 2 M ain results of accident 在严重事故进程中，操纵员将采取各种措施缓解事故，来维持放射性屏障的有效性。即使压力容器破损，但随着时间的推移，恢复AC电源，启动安全壳喷淋系统有可能继续保持安全壳的完整性。，恢复AC电源后，安全壳内的压力和温度会迅速地降低，且安全壳内蒸汽浓度减少的同时，相应也增加了氢气的浓度，这样就增加了氢气的风险。因此，在安全壳中需要采取相应的氢气控制措施并谨慎地实施安全壳喷淋，以预防和缓解氢气燃烧可能带来的风险。

本文通过分析全厂断电事故下安全壳的响应，以及AC电源恢复后对安全壳响应的影响，得出以下结论：

1)发生SBO事故后在无缓解措施投入的情况下，安全壳内环境条件的恶化将影响到安全壳的完整性，事故后期会发生安全壳的超压失效。在安全壳失效之前，由于安全壳内大量水蒸气的存在使安全壳环境惰性化，使得氢气风险较小。

2)在压力容器失效前恢复AC电源，由于辅助给水的投入使一回路的温度及压力下降，触发安注系统投入，注入的冷却剂有效的淹没和冷却堆芯，使压力容器有可能继续保持完整性，从而防止堆芯熔融物与混凝的反应，减少了对安全壳完整性的威胁。

3)压力容器失效后，AC电源的恢复将启动安全壳喷淋等专设安全设施，使安全壳内蒸汽的含量大幅减少，从而相应增加了氢气的浓度。因此，安全壳中需采取相应的氢气缓解措施，并谨慎地实施安全壳喷淋，以预防和缓解氢气燃烧可能带来的风险。

4.2 全厂断电事故中出现主泵轴封泄漏同时实施减压措施

实施减压措施前，事故进程与第一种工况相同。堆芯出口蒸汽温度达到650 ℃时，将稳压器卸压阀持续打开。堆芯压力快速下降。当压力至安注箱压力之下时，安注箱投入，安注水注入并重新淹没堆芯。但由于大量的安注水从主泵轴封破口处流出，很快堆芯又重新裸露。堆芯继续升温，堆芯部件形成熔碴并向下迁移，随后压力壳下封头熔穿。

从以上讨论可以得出以下结论：

（1）泵轴封破口事故可能伴随全厂断电事故发生，对全厂断电事故后果的影响随轴封破口出现的时间有所不同。事故后较早发生的主泵轴封破口使堆芯熔化的时间提前，但出现较晚的破口，推迟了压力容器下封头熔穿的时间。

（2）在特定时刻将稳压器卸压阀打开，会使堆芯压力快速下降，安注箱能有效的投入使用，从而可以有效推迟事故进程、缓解事故后果，推迟下封头失效时间。

（3）主泵轴封失效和人为打开稳压器的卸压阀，均可使堆芯压力降低，避免了高压熔堆和安全壳直接加热的发生。4.3 应急措施及建议

1991年西屋公司W O G（Westinghouse Owner’s Group）发展了可以普遍适用于西屋公司核电站的严重事故管理导则（SAMG）。在该导则中提出了事故处理的6项基本措施：（1）向蒸汽发生器注水以保护S G传热管，在堆芯冷却恢复以后为R C S提供热阱，洗刷从一次侧泄漏的放射性产物；

（2）实施R C S降压以保护S G传热管，提高RCS安注可能性，并防止熔融物高压喷射；

（3）向R C S注水以冷却堆芯，不管堆芯熔融物的位置（即不管熔融物是在压力容器内还是在压力容器外，向RCS注水都是有效的）；

（4）向安全壳注水以防止压力容器失效，冷却泄漏到压力容器外的堆芯碎片，并防止堆芯混凝土反应；

（5）实施安全壳减压，减少裂变产物泄漏并防止安全壳失效；（6）减少安全壳内氢气浓度以防止氢气燃烧。

根据该导则，为评估核电厂应对全厂断电事故的能力并且能在事故发生后缓解其后果，有以下几方面的工作需要开展：

4.3.1 应急压空和1E级蓄电池有效工作时间论证

全厂断电情况下，一些属于安全系统功能的气动阀的正常操作用气就是由应急压空供给。例如稳压器卸压阀。而诸如卸压阀控制电源和安全参数仪表电源等是由1E级蓄电池供应。为了不影响在需要的时候执行一回路卸压等缓解措施，有必要对应急压空和1E级蓄电池容量进行分析。

（1）应急压空供应时间：在应急事故时（包括全厂性断电、主压缩空气站及全厂仪表压缩空气管网发生事故等），01号厂房内的主安全阀、动力卸压阀和稳压器喷雾调节阀等共六只阀门，由二台容量各为2.5 m3的贮气罐供给应急压缩空气，能持续供气5.2 h。实际上，稳压器安全阀气动装置已拆除，故卸压阀的可动作时间应大于5.2 h。

（2）1E级蓄电池容量：关于1E级蓄电池容量，《秦山核电厂最终安 全分析报告》这样描述：1）220 V蓄电池组的容量（2000A H）按在所指定的时间（1 h）内能承载的负载来选择（包括应急柴油机控制电源和事故照明等负载）。

2）2 4 V直流蓄电池的容量（200A H）按在所指定的时间（1 h）内能承受最大的负载来选择。

为了应付长期全厂失电（超过1 h），有必要对现有容量的蓄电池带载时间进行试验，以获取其真实的带载时间，为制定严重事故管理导则提供参考依据。如果验证结果时间太短（小于2h），就有必要增加蓄电池容量，以获取更长的带载时间，从而增强对全厂断电的应付能力。

4.3.2 评估应付全厂断电时限能力

在全厂断电事件发生后，为了实现核电厂纵深防御的设计要求，每个核电厂都必须具备一定的在没有交流电源的情况下依然能够排出余热和保持安全壳完整性的能力。通常核电厂的全厂断电应付能力来源于非能动的安全措施、自然循环的冷却、由蓄电池作为后备电源的动力设备等。这个时限能力是以小时数衡量的，具体数值取决于下列因素：厂内应急交流电源系统的冗余度；厂内应急交流电源的可靠度；预期的厂外电源的断电频度；恢复厂外电源需要的时间。通过专门的计算方法可以计算出我厂应付全厂断电的实际能力，如果其明显小于为了保证整体安全性目标而提出的最低时限，则需要采取变更改造等措施来加强我厂应付全厂断电的能力。

4.3.3 增设可替代交流（AAC）电源

AAC电源应该具有以下特点：（1）能够连接到厂内的交流电源系统，但正常运行情况下是保持断开的。这体现了替代交流电源的专一性，它是为全厂断电特别设置的。

（2）AAC电源与厂外交流电源或厂内应急电源发生共模故障的可能性应最小。这就要求在设计A A C电源时尽量保持与厂内应急交流电源最大多样性。

（3）全厂断电开始后A A C电源必须及时可用，并可按要求手动连接到所需的所有的安全母线上。

（4）AAC电源应有足够的容量，在使电厂进入和维持在安全停堆状态所要求的时间内，使应付全厂断电所必需的系统运行。显然增设A A C电源是增强核电厂应付全厂断电时限能力的行之有效的手段，也是提高其安全性和纵深防御能力的一个行之有效的措施。我们可以借鉴CNP1000项目中PSA分析结果，如下表所示。

表 AAC电源对电厂CDF的影响

Table The influence of AAC power supply on CDF

虽然对于不同电厂具体数据有所差异，但还是可以看出增设A A C电源对降低堆芯熔化概率的显著贡献。秦山核电厂现在已完成了建设A A C电源的可行性研究报告，等待批准实施。

4.3.4 安装非能动自催化氢气复合器 严重事故工况下，反应堆堆芯锆水反应和其他金属构件的氧化将会产生氢气。短时间内氢气的快速释放会造成安全壳内局部地区有很高的氢气浓度，在事故后期，若压力容器下封头失效，则熔融堆芯与混凝土底板的反应（M C C I）会在很长一段时间内连续不断地释放出氢气，这样安全壳内总的氢气浓度也会随之逐渐增长。安全壳内局部及整体氢气的积累可能会引发爆燃或爆炸现象，将会威胁到安全壳的完整性及设备的可用性。在S B O情况下，为了防止安全壳的失效，控制安全壳内的氢气体积浓度低于氢气爆燃的限值，有必要在安全壳内部合理布置相当数量非能动氢气复合器（PARs）。当然，使堆熔物快速冷却，减少堆熔物与冷却剂之间反应产生大量高温高压蒸汽，避免安全壳压力超过设计限值同样是非常重要的。

4.3.5 制定严重事故管理导则

根据法规要求，核电厂必须考虑严重事故管理，即防御性严重事故管理及缓解性严重事故管理。防御性严重事故管理措施(P A M)包括在我厂的应急操作规程(EOPs)里。需要指出，EOPs不仅包括应付设计基准事故，而且还包括应付超设计基准事故的早期阶段，即堆芯损伤发生之前的措施。堆芯损伤后EOPs不再合适，而需要与之分开的导则，就是严重事故管理导则（S A M G）。严重事故管理导则包括执行缓解性严重事故管理措施的所有指导。

我们知道，导致高压熔堆等严重事故的几大初因序列是：冷却剂丧失事故（L O C A），未紧急停堆的预期瞬态（A T W S）和全厂断电（S B O）。对这些主要事故进程及其缓解措施进行分析，是提高严重事故管理水平和制定严重事故管理导则的前提条件。秦山核电厂已基本完成运行工况1级P S A工作，已给出了引起堆芯损伤的主要事故及序列（包括全厂断电）其结果可以应用到后续的工作中，以便为安全设备的改造提供依据，提高运行可靠性。现阶段更实际的方法是完善相应的运行规程，做好应急柴油机等安全设备的定期维护和保养，预防全厂断电事件的发生，从而减少严重事故发生的概率。