压水堆核电厂严重事故与对策浅析

炊晓东

摘要：文章以我国普遍的压水反应堆堆型为例，对核电厂严重事故的初因、发展过程、破坏形式及严重事故管理等方面的内容进行了简要分析，进而分析了核电厂严重事故的预防和缓解措施，讨论了加强核电厂严重事故应对能力的相关问题。

关键词：核电厂；严重事故；预防和缓解；事故管理

中图分类号：TL364 文献标识码：A 文章编号：1009-2374（2013）23-0137-03

世界核电及我国核电多年的运行经验表明，核电是一种清洁、安全的能源。但美国三哩岛、前苏联切尔诺贝利和日本福岛核事故也告诉我们，尽管核电厂发生严重事故的概率极低，但依然会发生，而且后果非常严重。因此，有必要对核电厂严重事故管理方面的内容进行研究，采取对策防止严重事故的发生，缓解严重事故的后果，从而确保人员、公众和环境的安全。

1 严重事故定义

核电厂严重事故指超出设计基准事件之外，导致核电厂反应堆堆芯严重损坏，并危及多层或所有用于防止放射性物质释放的屏障的完整性，从而造成环境放射性污染，产生巨大损失的事故。

2 三起严重核事故

2.1 切尔诺贝利核事故

1986年4月26日前苏联切尔诺贝利核电厂4号机组在进行汽轮机惰走维持堆芯强迫循环冷却能力试验时，反应堆功率失控急剧增加并爆炸，高温的反应堆燃料和石墨引发大火，大量高辐射物质散发到大气中。

2.2 美国三哩岛核事故

1979年3月28日，美国三哩岛核电站2号机组反应堆冷却剂系统失去热阱压力上升。稳压器卸压阀开启，因故障未能回座，反应堆冷却剂持续排放，导致堆芯裸露。燃料包壳与蒸汽发生锆水反应产生氢气，堆芯熔化并坍塌。

2.3 日本福岛核事故

2011年3月11日下午，日本东部海域发生9.0级地震并引发海啸，导致福岛核电站若干机组失去全部电源，堆芯应急冷却系统停止运行。由于无法进行冷却，反应堆在衰变热的作用下迅速升温，堆芯融化，燃料包壳与蒸汽发生锆水反应，释放大量氢气并发生爆炸，多处反应堆厂房被摧毁，大量放射性物质释放到环境中。

2.4 三起严重核事故的启示

切尔诺贝利事故之前，其他同类型的反应堆也暴露过堆芯的设计缺陷，也发生过燃料破损，但除了非常有限的改进之外，并未采取进一步的纠正行动和补救措施，相关教训也没有在运行电站间传达。

图1

从安全的角度看，切尔诺贝利反应堆设计本身就存在不稳定因素。事故中运行人员对核安全缺乏足够的敏感，没有遵守已制定的规程、技术规格书和试验程序，关闭了重要的保护系统，使反应堆失去控制而发生严重事故。

三哩岛事故前，同类型其他电站也发生过类似的事件，但没有从中吸取教训及采取必要的纠正行动。三哩岛事故由运行人员的一系列失误及错误操作引起，造成事故的原因，除了设计和运行管理外，人员培训也存在着很大的问题。

福岛事故发生后，虽然有机会，但直到发生爆炸也没有向堆芯注入硼水。一方面是不希望反应堆就此报废，另一方面也是对反应堆的承受能力抱有侥幸心理，由此丧失了初始的缓解时机，这说明正确的运行决策的重要性。

福岛事故前，没有针对严重事故进行充分有效的培训。电站的严重事故管理导则早在1992年起草，却没有通过审核，使人们在面对突然而至的灾难时缺乏相应的

手段。

因此，预防和缓解严重事故，除了完善运行规程、局部的系统优化、建立完善的经验反馈体系、形成有效的核安全监管机制及加强安全文化建设之外，还应该加强严重事故管理的工作。

3 严重事故始发事件

现有核电厂基于纵深防御原则，设置了多道屏障及专设安全设施，只有连续发生多重故障及操作失误，才会导致堆芯严重损害，相应的假设始发事件主要包括：（1）失水事故后失去应急堆芯冷却；（2）失水事故后失去再循环；（3）全厂断电后未能及时恢复供电；（4）蒸汽发生器传热管破裂后失去热阱；（5）失去公用水或失去设备冷却水；（6）意外硼稀释、安全壳旁路等；（7）地震和火灾等自然灾害。

假设始发事件本身并不直接导致严重堆芯损坏，始发事件发生后一系列的堆芯热阱的失效才会导致严重堆芯损坏的后果。

4 严重事故破坏形式

严重事故工况下，电厂的破坏形式主要包括：（1）严重堆芯损坏。严重事故工况下，堆芯失去冷却而熔毁。（2）蒸汽发生器传热管蠕变失效。蒸汽发生器传热管温度升高，内外压差增大，使传热管发生蠕变失效。（3）高压堆芯熔融物的喷射。高压熔融物喷射可导致安全壳内压力、温度迅速升高，造成安全壳失效。（4）压力容器融穿。堆芯熔化后向下降落，可继续熔穿反应堆压力容器，造成第二道安全屏障失效。（5）安全壳内氢爆。安全壳氢气浓度达到一定值，将发生氢爆，造成安全壳损坏失效。（6）压力容器及安全壳内蒸汽爆炸。压力容器和安全壳蒸汽压力持续升高，蒸汽大量积聚将导致蒸汽爆炸，损坏压力容器和安全壳。（7）堆芯熔融物与混凝土的相互作用。堆芯熔融物熔穿压力容器后，与安全壳底板混凝土相互作用，释出不凝气体，造成安全壳超压失效及底板熔穿。（8）安全壳超压失效。安全壳失去热量排出能力，可导致安全壳温度升高超压失效，丧失密闭性。（9）安全壳负压失效。在严重事故期间，安全壳喷淋动作可使安全壳内蒸汽降温冷凝产生一定程度的真空，导致安全壳负压破坏。（10）放射性外泄。安全壳损坏泄漏及安全壳旁路均会引起放射性物质直接释放到环境。

5 严重事故堆芯融化机理

严重事故堆芯熔化可分为高压熔化和低压熔化两种

情况。

低压熔化一般以冷却剂丧失为特征。由于冷却剂不断丧失，燃料元件裸露升温，燃料包壳与蒸气发生锆水反应放出热量与氢气。堆芯熔化，向下将压力容器底部熔穿。熔融物随后与安全壳底板混凝土相互作用，释出不凝气体，造成安全壳晚期超压失效及底板熔穿。

高压熔化一般以二次侧热阱丧失为特征。冷却剂系统在失去热阱后升温升压，稳压器安全阀开启，使冷却剂不断丧失，堆芯裸露熔化。一回路系统可能发生高压熔融物质喷射，造成对安全壳直接加热，导致安全壳超压失效。

图2 失水事故导致的严重事故进程

6 严重事故预防措施

严重事故预防是在事件发展到超设计基准事故之前，预防堆芯损坏和安全壳旁通，主要措施包括：

（1）通过优化系统设计、加强维护及在役检查，提高核电厂的运行可靠性，降低始发事件的频率。

（2）通过加强安全系统可靠性及采用多样化安全系统，提高其在事故条件下的可用性。

（3）通过预防SGTR及安全壳旁路，缓解安全壳旁路后果。

（4）加强核电厂严重事故培训和演练，提高事故处置能力，降低人因失误等。

7 严重事故缓解措施

严重事故缓解的主要目的是缓解严重事故的后果，使反应堆达到稳定的状态，并尽可能保持堆芯热阱，尽可能长时间保持安全壳的完整性。若安全壳完整性受到破坏，则应尽可能降低放射性物质向环境的释放。针对上述严重事故的破坏形式，相应的缓解措施主要为：

（1）向蒸汽发生器注水，为反应堆冷却剂系统提供热阱，防止蒸汽发生器传热管蠕变失效，同时冲洗从传热管破口进入蒸汽发生器的裂变产物，减少放射性物质向环境的释放。

（2）向反应堆冷却剂系统注水，维持和恢复堆芯冷却。当堆芯裸露后，排出堆芯余热，热防止堆芯熔毁。向冷却剂系统注水还可预防或延缓压力容器失效，并洗涤由堆芯熔融物释放的裂变产物。

（3）降低反应堆冷却剂系统压力，可预防高压熔融物喷射，并减小蒸汽发生器传热管内外压差，预防传热管蠕变失效。当冷却剂系统压力降低时，也可增强冷却水源注入到反应堆冷却剂系统的能力。同时，防止冷却剂系统超压失效，保持压力容器完整性。

（4）释放安全壳压力，缓解安全壳高压对安全壳完整性造成的严重威胁，防止安全壳损害失效及裂变产物不可控释放。

（5）向安全壳注水，使安注系统和安喷系统以再循环模式运行，可淹没并冷却堆芯熔融物，防止熔融堆芯与混凝土相互作用，并缓解其后果。同时，注水也可冲洗压力容器外堆芯碎片产生的裂变产物，以减少放射性产物的

释放。

（6）控制安全壳状态，防止超压破坏安全壳完整性，及温度升高破坏安全壳贯穿件密封。同时也可减少安全壳内气溶胶裂变产物的浓度，减少裂变产物从安全壳泄漏。

（7）防止放射性外泄，尽量减少放射性物质对电厂人员、公众和环境的危害，保护公众的健康和安全。

（8）减少安全壳氢气浓度和控制其可燃性，缓解氢气燃烧对安全壳完整性的严重威胁，维持安全壳是一个水蒸汽惰化的环境条件，防止安全壳内氢气爆炸及安全壳

失效。

（9）控制安全壳真空度。在严重事故期间，安全壳喷淋可使安全壳内蒸汽降温冷凝产生一定程度的真空，导致安全壳因负压破坏。通过自然流入空气或主动引入压空等适当提高安全壳压力，可避免安全壳因负压破坏，缓解安全壳真空对安全壳完整性的威胁。

8 严重事故管理

严重事故管理是指在超设计基准事故发展过程中采取的一系列行动，目的是缓解严重事故的后果并实现长期安全稳定的状态。核电厂事故管理的总体策略为：在事件发展到严重事故之前，预防堆芯损坏和安全壳旁通序列；在堆芯降级进程中，预防压力容器破损和安全壳失效；在压力容器破损时及以后预防安全壳失效；在所有状态下，控制放射性释放，减小环境后果。

9 严重事故管理导则介绍

严重事故管理导则（SAMG）是严重事故情况下缓解事故后果的指导性技术文件。

9.1 严重事故管理导则特点

严重事故管理导则具有以下特点：（1）完全征兆导向，不依赖于对事件原因的假设；（2）目的是减轻严重事故的后果；（3）所采取的对策不完全依赖于安全分析的结论；（4）其对策可最大限度地利用电厂资源；（5）根据对各备选策略的正面和负面影响的评估做出选择；（6）不要求执行者严格地遵守。

9.2 SAMG文件体系

SAMG导则包括主控室导则和技术支持中心（TSC）导则两个部分SAMG的文件体系如图3所示：

图3

9.2.1 严重事故主控室导则。严重事故主控室导则包括主控室响应导则SACRG-1和SACRG-2。SACRG-1适用于TSC技术人员尚未就位时主控室使用，主要内容包括确认专设安全系统自动动作，控制自动动作的负面影响，监视并记录严重事故相关的参数，尽量维持反应堆冷却剂系统、蒸汽发生器的热阱功能等。

SACRG-2适用于技术支持中心TSC正常运作后主控室使用，主要内容包括查找放射性的释放途径，评估仪表的响应和设备的状态，向TSC提供电厂的重要参数并有效执行TSC推荐的严重事故应对策略等。

9.2.2 技术支持中心导则。技术支持中心TSC使用导则包括初始阶段诊断工具（DFC）和处理导则（SAG）、安全屏障受到严重威胁时的诊断工具（SCST）和处理导则（SCG）以及严重事故缓解后的长期监督（SAEG-1）和出口导则（SAEG-2）。

DFC选取了若干个裂变产物屏障相关的电厂重要参数进行监测和诊断，每个参数对应一个SAG。SAG的目标是使堆芯恢复到稳定可控的状态。SCST选取了直接威胁安全壳完整性的电厂重要参数进行监控和诊断，每个参数对应一个SCG。事故处理过程中同时执行DFC和SCST诊断图，如果SCST参数超出阈值，则优先执行SCGs。

SAEG-1对长期使用当前策略所带来的负面影响进行有效监视，如机组进入稳定可控状态，则从SAEG-2退出严重事故处理程序。

10 结语

综上，加强严重事故管理的工作，应在跟踪严重事故研究成果的基础上，开发及进一步完善严重事故管理导则，进行严重事故处理策略与决策研究，加强核电厂严重事故管理培训与演练，提高核电厂应对严重事故的能力。远期开发针对特定事件的严重事故模拟机，加强严重事故工况分析及人员培训，使电厂在人员、设备、管理上都能够满足应对可能发生的严重事故的要求，从而更有效应对严重事故工况，确保人员、公众和环境安全。

参考文献

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