浅析M310核电机组严重事故管理导则

摘 要：文章介绍了M310核电机组的严重事故管理导则，以及严重事故管理导则在发生类似福岛核事故时的应用。

关键词：严重事故；管理；导则

前言

2011年3月11日，在日本本州附近的东海岸发生9级的特大地震，地震及其引发的海啸切断了福岛第一核电站的厂外电源。海啸后，福岛第一核电站1、2、3号核电机组发生爆炸。福岛核电站事故对人类的危害仅次于前苏联的切尔诺贝利核电站事故，事故发生后，我国新上核电项目的审批变得更加严格，核安全被重新评估和定义，我国的核电发展进入低潮期。时隔4年，我国的核电重启大幕已正式拉开。面对已经远去的福岛核事故，新建的核电厂能否应对类似的严重事故。文章简要分析M310核电机组严重事故管理导则在发生严重事故时的应用。

1 M310核电机组严重事故管理导则简介

M310核电机组严重事故管理导则提供了堆芯可能损坏的情况下对严重事故的响应，包括主控室使用的导则和技术支持中心使用的导则两部分。其中主控室使用的导则又分为主控室初始响应导则和技术支持中心正常运作后主控室的响应导则。文章主要介绍技术支持中心运作后主控室的响应导则，该导则由7个分导则组成，分别为向蒸汽发生器注水、反应堆冷却剂系统卸压、向反应堆冷却剂系统注水、向安全壳注水、减少裂变产物释放、控制安全壳状态、降低安全壳内氢气浓度。下面就各分导则进行简要介绍。

1.1 向蒸汽发生器注水

向蒸汽发生器注水的目的是：预防蒸汽发生器传热管蠕变失效；洗涤从蒸汽发生器传热管破口进入蒸汽发生器的裂变产物；为反应堆冷却剂系统提供热阱。

本导则主要针对压水堆，沸水堆无蒸汽发生器。在实施本导则时的负面影响主要是对蒸汽发生器的热冲击，有可能导致蒸汽发生器损坏，从而使得裂变产物从破损的蒸汽发生器释放出来。因此，在实施本导则时，最重要的一点就是要控制向蒸汽发生器注水的速率。

1.2 反应堆冷却剂系统卸压

反应堆冷却剂系统卸压的目的是：预防高压熔融物喷射；当蒸汽发生器二次侧干涸时，预防蒸汽发生器传热管蠕变失效；增强水源注入到反应堆冷却剂系统的能力。

在实施该导则时，主要的负面影响是氢气燃烧对安全壳的严重威胁、超压对安全壳的严重威胁。在对反应堆冷却剂进行卸压时，高压流体主要排放到安全壳内，其产生的氢气会在安全壳内聚集，严重时可能发生氢气爆炸。福岛第一核电站主要由于氢爆导致安全壳完整性破坏，放射性物质大量释放到环境。因此在实施本导致时，需同时考虑实施降低安全壳内氢气浓度的导则。

1.3 向反应堆冷却剂系统注水

向反应堆冷却剂系统注水的目的是：在堆芯裸露后，排出堆芯余热；预防或延缓反应堆压力容器失效；提供水源，洗涤由堆芯熔融物释放的裂变产物。

在福岛核事故中，外电源全部丧失，从现场拉临时电缆的进展速度，福岛核电站的领导层可判断堆芯面临极大的熔化风险，必须立即用消防水泵向反应堆灌水，以避免堆芯熔化。但是该决定下晚了，原想保住机组，结果适得其反，导致了更大的损失。

在实施本导则时，主要的负面影响是氢气燃烧对安全壳的严重威胁，如果堆芯在淹没过程中产生的氢气发生燃烧，会威胁到安全壳的完整性，因此在开始注水前，需预计注水后安全壳内的氢气浓度。实施本导则的另一个负面影响是蒸汽发生器传热管蠕变失效，一旦开始向反应堆冷却剂系统注水，反应堆冷却剂系统的压力可能增加很多，可能导致蒸汽发生器一次侧和二次侧的压差快速增加并超过限值。

1.4 向安全壳注水

向安全壳注水的目的是：对压力容器外的堆芯熔渣释放的放射性产物进行洗涤；允许进行安注、安喷再循环。

实施本导则的主要负面影响是安全壳水源不足，如果堆芯还没有再淹没，为了保证足够的水对堆芯进行再淹没，则在决策实施本导则时需考虑是将水注入安全壳，还是将水节省下来用于向反应堆冷却剂系统注水。而在发生类似福岛的严重事故时，在安全壳的完整性尚未破坏时，向安全壳注水以及向反应堆冷却剂系统注水均可以降低安全壳内的压力，作者认为可优先向反应堆冷却剂系统注水，可有效避免堆芯熔化，从根本上解决安全壳压力升高的原因。

实施本导则的另一个负面影响是氢气燃烧引起安全壳严重威胁，如果安全壳内有足够的蒸汽，那么聚积在安全壳大气中的氢气则不可能燃烧。如果启动向安全壳注水，则可能使安全壳内的的蒸汽凝结，已经聚积在安全壳内的氢气可能被点燃，影响安全壳的完整性。在实施本导则时需评估安全壳发生氢气燃烧或氢爆的风险，福岛发生核事故的几个机组均是由于氢爆而导致严重后果的。

1.5 减少裂变产物释放

减少裂变产物释放的目的是：保护公众的健康和安全；减少对应急响应人员的辐照。

该导则主要分为减少安全壳释放、缓解蒸汽发生器释放和减少辅助厂房释放。在实施本导则时，需先确认裂变产物释放路径，并对释放路径进行优先级划分，然后再对所有的释放路径进行处理。

1.5.1 控制安全壳状态

控制安全壳状态的目的是：防止安全壳高压威胁安全壳的完整性；防止安全壳高温威胁安全壳的贯穿件密封；尽量减小安全壳恶劣环境对安全壳设备和仪表的威胁；降低气溶胶浓度；减轻安全壳的裂变产物泄漏。

实施本导则首先需要确认安全壳热阱的可用性，然后通过安全壳热阱降低安全壳内的压力和温度，以确保安全壳的完整性。安全壳最主要的热阱是安全壳喷淋和安全壳通风，因此在实施本导则时需事先评估安全壳喷淋的水源是否足够。

1.5.2 降低安全壳内氢气浓度

降低安全壳内氢气浓度的目的是：通过使用非能动氢气复合器防止安全壳内氢气聚积达到威胁安全壳完整性的限值；通过维持安全壳的蒸汽惰化环境防止氢气燃烧。

当安全壳氢气浓度>4.1%时，使用本导则。当发生类似福岛核事故的严重事故时，即使全厂失电，也可以通过非能动氢气复合器防止安全壳内的氢气聚积，从而保证安全壳的完整性，避免放射性物质大量释放到环境。

2 福岛第一核电站的设计缺陷

以上简要介绍了M310核电机组的严重事故管理导则，福岛第一核电站的机组设计与建造完成于美国三里岛事故之前，当时还没有形成严重事故的清晰概念，更谈不上预防和缓解严重事故的安全措施。从福岛事故处理过程可知，福岛第一核电厂的设计存在几个主要缺陷：（1）由于认为堆芯极不可能熔化，安全壳设计中未考虑氢氧复合系统，更没有非能动的氢气复合器，因此在全厂失电后，堆芯开始熔化，产生的氢气在安全壳内聚积，最终发生爆炸，导致放射性物质大量释放到环境。（2）沸水堆安全壳的设计理念是基于无论是反应堆超压，还是主回路失水，都能使安全壳中的蒸汽迅速冷凝而降低使用压力。所以其安全壳的自由空间比较小。在福岛核事故中安全壳内抑压水池的冷凝器由于失电而失效，导致1号机组安全壳压力升至设计压力的两倍，非常危险。（3）福岛核电厂无严重事故管理导则，而我国的核电厂已有严重事故管理导则，并已全面推广。（4）由于早期设计认为沸水堆堆芯极不可能熔化，所以未考虑堆芯熔融物穿透压力容器壁的严重后果。直到第三代先进沸水堆（ABWR）设计时，才在反应堆压力容器与安全壳之间设置了一个收集与冷却堆芯熔融物的设施，从而避免了堆芯熔融物与安全壳地板作用，保证了安全壳的完整性。（5）福岛核事故的发生也存在电厂超期服役、设备老化等非技术因素，我国核电站多为压水堆，且属于80年度后期技术，防御和抵抗类似事故的能力要强。

3 结束语

经过以上描述，可得出结论，M310机组在发生类似福岛核事故的严重事故时，其事故后果会比福岛核事故所导致的后果要小得多。

参考文献

[1]国家核安全局.核动力厂设计安全规定[Z].HAF102.2004.

作者简介：顾传俊（1981-），男，福建省福清市人，工作单位：福建福清核电有限公司，职务：工程师，研究方向：核电厂运行。