核事故与国内现役核电机组核安全措施

宋祖荣，潘 翔，车树伟

(1.环境保护部核与辐射安全中心，北京100082；2.华北电力大学能源动力与机械工程学院，北京102206)

核能发电简称核电，是原子核发生裂变或聚变反应时产生的能量进行发电的过程。利用核能发电有利于优化国家或区域能源结构，提高能源安全性和经济性，对经济社会发展发挥着重要作用。截至2011年1月底，全世界正在运行的核电机组有442座，运行的核电厂主要分布在北美、亚洲和欧洲，核电发电量约占全球发电量的16%[1]。

1991年12月15日，秦山核电站并网发电，我国成为继美、英、法、苏联、加拿大、瑞典之后世界上第7个能够自行设计、建造核电厂的国家[2]。目前，我国正在运行的核电机组有13座，位列世界第11，装机容量1116.9万kW，占国内电力总装机容量的1.16%，年发电量相当于3172万t标准煤的发电量[3]。核电厂泄漏等事故造成的核辐射有可能对人类造成伤害并对环境造成不利影响，因此防止核泄漏等事故并保证核电厂的安全运行，是首要考虑的问题。随着核技术的发展和应用，核安全与辐射安全越来越受到重视。在核电发展初期就确立了重视安全的许多基本原则，特别强调从设计上和设备可靠性上保证核事故不发生[4]。

本文通过分析当前我国运行的核电机组反应堆的形式和采用安全系统，分析核安全和辐射安全的措施，结合核电厂建设运行至今所发生的重大泄漏事故，提出当前投运机组和广泛建设的机组的安全措施建议。通过对我国现今运行和建设中的核电机组的安全措施的分析，对核电厂安全保证体系提出有指导性建议。

1 核电厂事故及分析

迄今为止，全球范围内所发生过有较大环境影响的核电事故有三次，分别为1979年3月美国三哩岛核泄漏事故，1986年4月苏联切尔诺贝利核电站事故，2011年3月日本福岛核电站核泄漏事故。

1.1 美国三哩岛核泄漏事故

美国三哩岛核电站为美国设计制造的第二代核电站，位于宾夕法尼亚州。三哩岛压水堆核电站2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。该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，但之前工人检修后未将事故冷却系统的阀门打开，致使冷却系统自动投入后，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。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，停止向堆芯内注水。这一系列的管理和操作失误与设备故障使故障急剧扩大，造成堆芯熔化的严重事故。

1.2 苏联切尔诺贝利核电站事故

切尔诺贝利核电站位于乌克兰苏维埃共和国境内。1986年4月26日，核电站的第4号核反应堆在进行半烘烤实验中由于人工错误，引起爆炸，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。核辐射泄漏，导致事故后前3个月内有31人死亡，之后15年内有6万～8万人死亡，13.4万人遭受各种程度的辐射疾病折磨，方圆30 km地区的11.5万多民众被迫疏散。

1.3 日本福岛核电站事故

日本福岛核电站是目前世界上最大的核电站，由福岛第一核电站、福岛第二核电站组成，共10台机组（第一核电站6台，第二核电站4台），均为沸水堆。受日本大地震影响，福岛第一核电站损毁极为严重，大量放射性物质泄漏到外部。6台现役核电机组，1至4号机组在地震及海啸中受到严重影响，其中，1、2号和3号机组发生不同程度的爆炸；4号机组发生火灾；5、6号机组曾一度发生险情，最终控制在冷停堆状态。最后的处理情况是福岛第一核电站的1至6号机组将全部永久废弃[5－6]。

1.4 事故原因分析

在三哩岛核电事故整个过程中，核反应堆的各项保护系统均按照设置正常投运，造成事故的除了检修过程中忘记打开事故冷却系统阀门外，人为操作的因素导致了事故的发生及进一步恶化。事故的根本原因在于核电厂主控室人因工程设计人员培训信息交流运行管理等方面的缺陷以及美国核安全管理委员会的安全管理政策技术路线和工作作风的失误。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 km以内的公众，由于三哩岛事故，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，三哩岛事故对环境的影响较小。100 t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。三哩岛事故由国际原子能机构定义为第五级核电事故。

三哩岛事故表明，尽管出现了维修错误和设备故障，如果没有运行人员错误干预，安全系统按照设计自动投入，堆芯部分熔化事故本可避免发生。事故后，为减少人为失误，各国核电厂在加强运行人员培训，改进人机接口、运行监控和主控设计等方面做了大量改进，针对严重事故的预防和缓解开展了大量的研究工作。大部分成果已经纳入到核安全法规和标准，并在核电厂的改造中予以实施，从而提高了之后核电厂的安全水平。

切尔诺贝利核电厂的RBMK-1000核电机组采用的是苏联设计和制造的大型石墨沸水反应堆，使用石墨作为慢化剂，沸腾轻水作冷却剂，轻水在压力管内穿过堆芯而被加热沸腾，反应堆是双环路冷却。切尔诺贝利核电站RBMK反应堆堆芯堆体结构，与苏式石墨生产堆的结构极为类似，反应堆厂房是一个没有门窗的密封厂房，没有“安全壳”。同时反应堆是压力管式，由压力管承压，石墨砌体直径很大，所以也没有压力壳。RBMK石墨沸水堆设计本身存在着安全隐患，是堆设计中留下的缺陷，也是这次事故的内在原因。国际原子能机构将该次事故定义为第七级核电事故。

切尔诺贝利核电事故中，第二代技术的石墨沸水反应堆，事故发生的潜在原因是该核电站所采用的核反应堆存在严重的设计缺陷，采用的是高温下工作的石墨反应堆。安全措施方面，该反应堆没有安装安全壳，致使在放射性物质溢出时没有有效的物质阻挡。运行人员执行的实验程序考虑不周，粗暴地违反操作规程是导致这次事故的直接原因。该事故的教训客观上推动了核安全文化，以及立足于更加重视人的因素而提高核安全水平的改进。同时使得核电厂的运行人员明确了安全观念：不能认为达到安全标准后就不需要对设备进行干涉。任何系统的安全是伴随其技术水平的提高而提高，同时运行人员在掌握设备安全运行的规范以外，要树立安全操作的意识。

日本福岛核电站采用的是20世纪60年代的第二代技术的沸水堆技术，技术上有较大缺陷。反应堆采用的是单回路循环，具有放射性的冷却水直接进入汽轮机常规岛，常规岛的安全防护措施等级较核岛低，一但发生事故具有放射性的给水和蒸汽将直接泄漏至环境中。反应堆中，控制棒从堆芯底部向上插入，断电时容易失效，引起事故。沸水堆蒸汽回路的压力较小，蒸汽回路的抗压能力小于压水堆，容易引起失水事故。福岛核电机组抗震能力设计不足，没有抵抗如此高等级的地震；海啸预防的安全裕度不足，伴随地震而来的海啸将该电站绝大部分电源切断，以致没有足够电力供给保证反应堆堆芯的冷却量。日本原子能安全保安院根据国际核电事故分级将该次事故定义为第七级核电事故。

福岛核电厂事故中，在地震发生至海啸来临的期间，电站与外部电网断开时，应急柴油发电机组保证了反应堆的电力供给，各项保护措施均正常投运。海啸致使柴油发电机停运后，反应堆无法维持正常冷却，最终导致堆芯燃料包壳上的锆与水反应生成大量氢气，导致燃烧和氢爆。该事故中，由于地震及海啸超过原设计的安全指标，电站应急安全系统无法正常运行，导致事故发生。

2 国内核电厂安全措施及事故应对

核电厂事故不仅会影响其自身的运行，而且会波及周围环境，甚至扩散至广大范围。核电厂在正常运行情况下应该保证排放的放射性辐射小于规范规定的水平；在事故情况下反应堆保护系统及专设安全设施必须能及时投运，确保堆芯安全、限制事故发展，防止大量放射性物质泄漏到环境中。

2.1 核安全及辐射安全

在核技术研究、开发及应用的各个阶段，核设施设计、建造、运行及退役的各个阶段，为使核技术应用过程中或核设施运行和退役过程产生的辐射对从业人员、公众和环境的不利影响降低到可接受的水平，从而取得公众的信赖，所采取的全部理论、原则和全部技术措施及管理措施的总称[7]，称为核安全和辐射安全措施。

核安全措施与辐射安全措施的总目标各不相同。核安全的总目标为：在核电厂建立并维持一套有效的防御措施，以保证人员、社会及环境免受放射性危害。总的核安全目标由辐射防护目标和技术安全目标相互补充，相辅相成。辐射防护的目标：保证在所有运行状态下的核电厂内的辐射照射或由于该核电厂任何计划排放放射性物质引起的辐射照射保持低于规定限值并且合理可行尽量低，保证减轻任何事故的放射性后果。

保证核安全与辐射安全的通过技术手段要达到的目标称为：技术安全目标，即采取一切合理可行的措施防止核电厂事故，并且在发生核事故时减轻其后果；对于在设计该核电厂时考虑过的所有可能事故，包括低概率事故，要以高可信度保证任何放射性后果尽可能小于且低于规定限值；并保证有严重放射性后果的事故发生的概率。

2.2 多层次防御措施

我国现役及在建核电厂，在设计上考虑了可能发生的事故的多个层次的防护问题，并对其应对采取一定措施[8]。防御层次分为五层：

第一层次防御：侧重考虑对事故预防，要求核电厂的设计必须具有稳定性和安全性。

第二层次防御：任务在于防止运行中出现的偏差发展成为事故，由核电厂设置的保护装置和系统来完成。

第三层次防御：限制事故引起的放射性后果，是对前两道防御的补充，以保障公众的安全。主要应对发生概率较低但必须从安全角度加以考虑的事故。

第四层次防御：使针对超过设计基准的严重事故的考虑，确保放射性释放保持在尽可能低的水平。在事故发生时防止事故扩大并减轻事故。

第五层次防御：为厂外应急响应，目的在于减轻放射性物质向外部环境释放所造成的影响。

通过这五层防御机制，能够有效地保证核安全与辐射安全。其中，第一和第二层次防御面向核电厂正常运行中发生的事故。第三和第四层次防御目的在于核电厂发生事故后将事故带来的辐射危害水平限制在厂区及附近。第五层次防御侧重于当严重核泄漏事故发生时，减小核辐射对厂区外以至更大范围内的危害。

核电事故造成的影响范围大，持续时间长，对生物和生存环境危害大，因此核安全和辐射安全已经成为各国核电项目首要考察的目标。从防御层次的问题上来看，三次重大事故出现问题的原因并不一致。

三哩岛事故最终没有突破第四层次防御，被设计的安全屏障安全阻挡。切尔诺贝利事故及福岛核电事故突破了核电厂设置的所有防御措施并且造成严重的核辐射污染后果。迄今为止，我国在运行的核电厂中没有突破第二层次防御的核事故发生。

3 现役核电厂及安全措施

目前，商业运行中的核电厂都是利用核裂变反应来发电，投运和在建的核电厂类型主要是压水堆核电站、重水堆核电站、沸水堆核电站、快堆核电站和气冷堆核电站等。我国现役机组均采用的是第二代核电技术建造的压水堆和沸水堆机组，机组功率为300～900 MW。

以秦山核电站为例，秦山核电站为我国自行设计和建造的第一座核电站，采用第二代技术CNP300、第二代改进技术CNP650（二期）技术和CANDU6技术（三期），反应堆为压水堆，采用二回路。安全壳覆盖了一回路与反应堆，二回路中水与一回路中水经表面式换热后离开核岛进入汽轮机做功。反应堆的控制棒是从上到下插入堆芯，即使电力中断失去提升动力控制棒将完全落入堆芯停止反应。增强反应堆固有安全性反应堆冷却系统具有自然循环能力，即使主泵失电停转，靠泵的惰性和水的自然循环，也能将余热导出。反应堆设置了三道防放射性物质外逸屏障：1）高强度、耐腐蚀、吸收中子少的锆合金包壳管，它密封二氧化铀燃料及裂变后的放射性物质，使之与外界隔离。2）密封耐压的反应堆压力容器和一回路系统，它保证冷却堆芯，密封放射性水、汽，阻止其向外泄漏。3）全封闭的安全壳厂房，壁厚1 m的预应力钢筋混凝土结构,将反应堆和一回路主系统封闭在内，以保证即使在反应堆大失水事故、可能烧毁时，也能将放射性物质密封在内。

秦山核电站抗震级别设定为遭遇6级地震可以保证安全运行，遭遇7级地震可以实现安全停堆。设置了防洪水、海潮、台风、龙卷风等自然灾害措施。其中海堤高度9.7 m，能抵御高潮位与大风浪叠加。二期工程和三期工程在一期工程的基础上更加着重考虑安全系统和防御自然灾害的能力，机组安全性能较一期有大幅度提升。

之后建设的大亚湾核电站，采用法国第二代核电技术M310建造的压水堆。之后建造的岭澳核电站和田湾核电站，采用的技术标准在秦山核电站的基础上有进一步提高。

4 我国核电厂安全技术及防护措施

4.1 反应堆安全问题

从三次事故中可以看出：导致反应堆出现事故的最终原因，均为堆芯热量无法排出，导致堆芯过热，出现爆炸和核泄漏等事故发生。为了保证安全，在核电厂各种运行状态下、在发生设计基准事故期间和之后，以及尽可能在发生超设计基准事故的事故工况下，都必须执行下列基本安全功能：

1）控制反应性；

2）排出堆芯热量；

3）包容放射性物质和控制运行排放，以及限制事故释放。

如果不能及时执行以上安全功能，则会导致核电事故的发生。

4.2 核安全文化

三次核电事故中，三哩岛核电事故和切尔诺贝利事故均与员工的操作失误有着直接的联系，因此，提高员工对核安全认识和对事故预防的意识，有着重要意义，我国核电厂中着重加强了员工的核安全文化培养。

核安全文化定义为：在核电厂中，运行人员树立将核电厂安全问题置于首要问题观念。运行人员遵守规定和条例是保证核电厂安全运行的最基本要求，是核安全文化的重要组成部分[9]。我国核电厂在学习国外先进管理理念和总结实际运行经验的基础上，在核安全文化建设方面结合核电厂特点对核安全文化制定了一系列要求：

1）贯彻安全第一的标准，质量第一的思想；

2）提出人人都是一道屏障的观念。要求每位员工都应树立对核安全、社会、公众负责的高度责任感；

3）注重操作透明，经验反馈，以便最大限度地减少差错；

4）鼓励主动寻找问题，减少事故隐患。

从提高员工的核安全文化开始，减少操作人员的错误操作对保证核电厂的安全运行有着直接的作用，同时加强对日常操作的监管力度，可以防止操作失误等情况的发生。就安全文化表现而言，首先由单位的政策和管理者的活动确定目标；而后要求每个员工的响应，员工在核安全体制中工作，并从中受益。事情的成功取决于两方面的因素，即政策和管理方面以及每个人本身的承诺和能力。

4.3 核技术安全防护措施对比

中国当前在运行的核电站技术程度较发生事故的三座核电站建造和运行的技术水平更高，吸收了核电发展四十年以来的设计、建造和运行上的经验，并借鉴当前建造的第三代核电站的部分理念，属于二代改进型核电站。

与切尔诺贝利核电站相比，增加了安全壳，同时设置了安全壳过滤排放系统，防止安全壳超压失效，这样减小了类似于福岛核电事故中安全壳超压的情况。同时设置防氢爆措施，当测量仪反应氢气浓度超标时，启动移动式氢复合装置抽取安全壳内的空气通过通风系统将氢气与氧点火化合成水使其不至于积累。

与福岛核电站相比，国内核电厂反应堆核电均采用二回路形式，反应堆冷却水不直接进入常规岛。发生事故时，可以将辐射物质均隔离于安全壳内。导致福岛核电站事故的主要问题是超过设计值的由地震引发的海啸，电站设计洪水高程设防为5.7 m，而海啸高度为14 m左右。我国核电厂中洪水和海啸预防高度为9.7 m左右，因此，有必要对海啸方面进行重新安全考虑及预防。

在核电站设计和运行过程中，安全措施面对超过设计安全指标自然灾害时，如何将造成的核电事故限制在第五防御层次内，成为当今核电厂面临的重要问题。核电厂能否抵御出现的超于设计值的自然灾害，除了充分相信安全系统和防御自然灾害的能力外，还应该考虑超出承受能力的灾害来袭后，核电厂的安全停堆和核泄漏预防问题。

5 总结

随着中国工业化进程的加快，国内工业对电力的需求量在“十二五”后，增加的速度超过常规能源和可再生能源的增速。发展核电工业成为势在必行的趋势，核电事故的发生，会极大延缓核电工业的发展，但是难以对核电工业的发展产生决定性的阻碍。

福岛核电事故从工程建造的安全角度对核电厂提出了新的考验，在面临遭遇超过设计标准的安全事故时如何保证核电厂的安全运行成为当前核电厂设计和建造过程中着重考虑的问题，这就要求在核电厂设计和运行的过程中，必须坚持“安全第一，质量第一”的方针，总结各国核电厂的经验，吸取三次核电事故的教训，不断用新的先进标准对照，改进设计优化运行过程。

中国运行核电厂与发生事故的核电厂相比，设计技术水平有大幅度提高。设计上吸取了近年来核电发展中的先进技术而且还在不断改进。在建核电厂加上引进了世界上最先进的第三代核电技术，采用更安全的非能动型安全系统，并且核电设计单位正在对技术进行消化吸收和再创新，结合重大事故的经验，设计出适合我国国情安全标准的核电机组。继续执行在确保核电安全的前提下积极有序地发展核电工业。

[1]张玉敏，朱春来. 核电发展与日本福岛核电站核泄漏简析[J]. 舰船防化，2011,(4):1-7.（ZHANG Yumin, ZHU Chun-lai. Nuclear power development and brief analysis of Fukushima nuclear leakage[J], Ship Chemical and Radioactive Defense,2011, (4):1-7.）

[2]中国核电信息网. 中国核电站一览[EB]，中国核电信息网，2009,03,13.（Heneng.Net. Outline of nuclear power plants in China [EB], www.heneng.net.cn,2009.03.13.）

[3]核电厂概述[J]. 核电资讯,2011, (3):68-69.（Overview of nuclear power plant [J]. Nuclear Power Information,2011, (3):68-69.）

[4]IAEA INSAG-6 Probabilistic Safety Assessment(1992)[R].

[5]张力. 日本福岛核电站事故对安全科学的启示[J]. 中国安全科学学报，2011，21(4)：3-6.（ZHANG Li,Revelation of Fukushima nuclear power plant accident to safety science [J]. Academic Journal of China Safety Science，2011,21(4):3-6.）

[6]张力. 核安全文化的发展与应用[J]，核动力工程，1995,16(5)：443-446.（ZHANG Li. Development and application of nuclear safety culture [J],Nuclear Power Engineering,1995,16(5):443-446.）

[7]张玉敏，孙吉兵，朱春来. 核安全与辐射安全[J]. 舰船防化，2008，（4）：27-31.（ZHANG Yu-min,SUN Ji-bing, ZHU Chun-lai. Nuclear safety and radiation safety [J]. Ship Chemical and Radioactive Defense,2008, (4):27-31）

[8]朱继洲,单建强. 核电厂安全[M]. 北京：中国电力出版社，2010.8：15-35.（ZHU Ji-zhou, SHAN Jian-qiang. Safety of nuclear power plant [M].Beijing: China Electric Power Press,2010.8:15-35.）

[9]周涛, 陆道纲, 李悠然. 核安全文化与中国核电发展[J]. 现代电力，2006，23(5)：16-23.（ZHOU Tao,LU Dao-gang, LI You-ran. Nuclear safety culture and nuclear power development in China[J]. Modern Electric Power,200623(5):16-23.）