歷次核安全事故及其啟示

歷次核安全事故及其啟示

主講人：XXX安全生產(chǎn)第十二期取證培訓暨再培訓班2015.5.25-2015.5.29主要內(nèi)容

一、核安全基本知識回顧

二、核安全發(fā)展歷史

三、三哩島事故及其啟示

四、切爾諾貝利事故及其啟示

五、福島事故及其啟示

六、總結

核安全基本知識回顧核電的優(yōu)點經(jīng)濟安全清潔核電潛在的危險性大量高溫高壓水大量放射性物質衰變熱反應堆功率可能暴走核電廠的三項基本安全功能反應性控制(Control)反應堆功率可控余熱排出(Cool)燃料有效冷卻放射性包容(Contain)放射性無泄漏核電廠總的安全目標：在核動力廠中建立并保持對放射性危害的有效防御，以保護人員、社會和環(huán)境免受危害?？偟暮税踩繕擞奢椛浞雷o目標和技術安全目標所支持，這兩個目標互相補充、相輔相成，技術措施與管理性和程序性措施一起保證對電離輻射危害的防御?？v深防御原則核電廠有關安全的基本設計思想和總的指導原則是縱深防御原則?？v深防御原則是指，為了達到核安全目標，核電廠設置安全設施和措施時采用了多層次設防的總的指導原則?？v深防御原則多層次設防的五個層次：第一層次：高質量的設計、施工及運行，使偏離正常運行狀態(tài)的情況很少發(fā)生。第二層次：設置停堆保護系統(tǒng)和相應的支持系統(tǒng)，防止運行中出現(xiàn)的偏差發(fā)展成為事故。第三層次：設置專設安全設施，限制設計基準事故的后果，防止發(fā)生堆芯熔化的嚴重事故。第四層次：當事故的嚴重程度已超過設計基準時，利用特殊設計設施，進行嚴重事故管理。第五層次：廠外應急設施和措施?？v深防御原則應用的另一方面：在核電廠設計中設置一系列實體屏障，輕水堆核電廠普遍采用四道實體屏障，即芯塊、燃料元件包殼、反應堆冷卻劑系統(tǒng)壓力邊界和安全殼系統(tǒng)。核安全發(fā)展歷史核安全的發(fā)展歷史，可以劃分為三個階段：核電發(fā)展初期三哩島事故后切爾諾貝利事故后重視設計的保守性和設備的可靠性，實施縱深防御原則設計保守性上，將一回路主管道雙端斷裂大破口失水事故確立為“最大可信設計基準事故”。設備上設置了專設安全設施，設計上采用了縱深防御原則。安全分析中采用保守假設和保守模型，規(guī)定了各類設計基準事故的驗收準則。第1階段：核電發(fā)展初期確定論安全分析基礎，目前還在應用存在問題：認為多重故障不可信加強人機接口和考慮嚴重事故的預防和緩解嚴重事故是可能發(fā)生的，由多重設備故障和人因錯誤綜合作用而造成；認識到更為實際的故障與事故的重要性；人因錯誤更加受到注意。第2階段：三哩島事故后倡導安全文化根本原因歸結于原蘇聯(lián)主管部門安全管理方面的缺失和人員核安全意識的淡??；表現(xiàn)在同類核電廠早已發(fā)現(xiàn)的技術缺點并未引起有關方面重視；引起事故的整個試驗過程中，沒有任何安全人員進行監(jiān)督管理。第3階段：切爾諾貝利事故后三哩島事故及其啟示三哩島核電站概述三哩島核電廠位于美國賓州哈里斯堡附近，共有兩臺巴布科克與威爾科克斯公司(B&w)生產(chǎn)的900MWe壓水堆一號機組于1974年投產(chǎn)二臺機組于1979年1月投產(chǎn)每個反應堆有兩個主環(huán)路，每個環(huán)路上各有一臺直流式蒸汽發(fā)生器，反應堆壓力由穩(wěn)壓器維持，正常情況下內(nèi)裝23m3水和20m3水蒸汽。穩(wěn)壓器裝有兩臺安全閥和一臺電動卸壓閥及其隔離閥。二回路水裝量很少，對某些瞬態(tài)比較敏感。1979年3月28日，投產(chǎn)僅三個月的2臺機組發(fā)生了輕水堆核電廠歷史上最嚴重的事故。三哩島核電站事故前電廠的初始狀態(tài)1979年3月28日凌晨，TMI-2在

97%額定功率下，以自動控制方式運行。機組初始狀態(tài)的安全隱患：（1）穩(wěn)壓器的釋放閥及安全閥均有持久的微小泄漏(大約是

0.3kg/s)。（2）二回路中，有一些堵塞的離子交換樹脂。事故的始發(fā)事件－－起因事故前的操作活動：操縱員準備用壓縮空氣及去離子水將二回路堵塞的離子交換樹脂輸送至回收箱，這一操作使水進入了壓縮空氣系統(tǒng)，然后進到空氣管路上的儀表中，引起了紊亂，關閉了冷凝水增壓泵的進水閥門，于是冷凝水增壓泵及主給水泵停止運行。始發(fā)事件：失去蒸發(fā)器的正常給水。系統(tǒng)響應：汽輪機脫扣，反應堆緊急停堆。事件分析－－按確定論方法工況分類：失去蒸發(fā)器的正常給水屬二回路系統(tǒng)排熱減少類事故，是工況II事件，也稱為預計運行事件，發(fā)生頻率大于10-2/（堆?年）。設計上的預防措施：設計上通過縱深防御的第二層次的措施進行防御，設置停堆保護系統(tǒng)和相應的支持系統(tǒng)，以防止預計運行事件升級為事故工況。預分析的事故進程－1：給水泵停運，汽輪機停車，系統(tǒng)的某一停堆參數(shù)觸發(fā)反應堆緊急停堆；預分析的事故進程－2：之后，通過輔助給水投入和蒸發(fā)器安全閥，建立起排熱機制，使一回路系統(tǒng)得到冷卻，余熱排出。預分析的事件后果：反應堆停堆，建立起余熱排出途徑。這類事件的放射性后果一般都不大，可不必作分析。實際后果：三哩島事故稱為當時歷史上最為嚴重的事故為什么？？事故過程－－第1階段：汽輪機停車（0～6min）時間系統(tǒng)響應操縱員動作系統(tǒng)狀態(tài)0s給水泵停運，汽輪機停車，蒸汽旁路閥打開，輔助給水泵啟動，主泵繼續(xù)運行，反應堆繼續(xù)運行無反應堆冷卻劑系統(tǒng)（RCS）壓力上升3sRCS壓力達到釋放閥（PORV）整定值15.5MPaPORV開啟卸壓RCS壓力繼續(xù)上升8sRCS壓力達停堆整定值16.2MPa觸發(fā)停堆，控制棒插入堆芯13sRCS壓力降至PORV自動關閉壓力15.2MPaPORV關閉失效、卡開，冷卻劑向穩(wěn)壓器卸壓箱排放（60t/h）30s輔助給水泵正常運行，但泵與SG間的2臺隔離閥由于維修被錯誤關閉，給水無法進入SG閥門狀態(tài)指示燈被遮住，操縱員未及時打開閥門1minSG蒸干，對一回路的冷卻中斷；僅靠噴出水和蒸汽散熱，RCS壓力下降，穩(wěn)壓器液位迅速上升2min4sRCS壓力降至11MPa自動觸發(fā)ECCS、含硼水注入穩(wěn)壓器液位繼續(xù)上升4min38s手動停一臺高壓安注泵，其他HPIP調為節(jié)流狀態(tài)一回路水繼續(xù)排放事故過程－－第2階段：冷卻劑喪失（6～20min）時間系統(tǒng)響應操縱員動作系統(tǒng)狀態(tài)6min無穩(wěn)壓器汽相消失，反應堆冷卻劑疏水罐（RCDT）壓力迅速上升8min操縱員發(fā)現(xiàn)SG蒸干，檢查后發(fā)現(xiàn)輔助給水泵閥門關閉，立即打開了閥門10min24s～11min24sHPIP關—開—關—開，但處于節(jié)流狀態(tài)主系統(tǒng)冷卻劑流失～11min穩(wěn)壓器水位恢復顯示，水位繼續(xù)下降15minRCDT爆破膜破裂，安全殼壓力上升18min通風系統(tǒng)監(jiān)測系統(tǒng)測得氣體放射性急劇增加，一回路壓力降至8.3MPa并在繼續(xù)下降事故過程－－第3階段：繼續(xù)卸壓（20min～2h）時間系統(tǒng)響應操縱員動作系統(tǒng)狀態(tài)20min～1h一回路蒸汽含量越來越高，一回路泵出現(xiàn)了汽蝕和震動1h14min為了保護泵，關閉B環(huán)路主泵1h40min為了保護泵，關閉A環(huán)路主泵終止了環(huán)路的自然循環(huán)，2/3的冷卻劑排出系統(tǒng)，堆芯水位降至堆芯頂部上30cm處事故過程－－第4階段：升溫瞬變（2h～7.5h）時間系統(tǒng)響應操縱員動作系統(tǒng)狀態(tài)1h40min～燃料開始裸露2h14min出現(xiàn)安全殼內(nèi)放射性高的報警指示2h18min關閉卸壓管線上的截斷閥能量排放中斷，RCS壓力升高2h55min宣布廠區(qū)進入應急狀態(tài)；啟動B環(huán)路泵下泄系統(tǒng)測到放射性，一部分燃料元件裸露并處于高溫狀態(tài)，燃料元件損壞，裂變氣體釋出，并產(chǎn)生氫氣3h13min因蒸汽阻塞及震動報警，B環(huán)路泵又停運了3h20min再投入HPIS堆芯淹沒，燃料元件升溫中止4h30min～7h繼續(xù)關閉PORV截斷閥，投入HPSI，企圖提高系統(tǒng)壓力使環(huán)路中汽泡破滅，重新通過SG排熱（自然循環(huán)或主泵運行），但并沒有成功。交替打開和關閉穩(wěn)壓器卸壓管線的方法排出一回路氫和非凝結裂變氣體事故過程－－第5階段：持續(xù)卸壓（7.5h～13.5h）時間系統(tǒng)響應操縱員動作系統(tǒng)狀態(tài)7h38min打開釋放閥，關小HPIP系統(tǒng)失水引起第二次裸露8h41min壓力達4.1MPa，安注箱開始注水9h50min對壓力容器實施減壓操作減壓過程中，大量氫釋放到安全殼，發(fā)生了一個壓力脈沖安全殼噴淋工作了6min11h8min又關閉了PORV截斷閥，未加大HPIS流量之后2h內(nèi)安注箱停止注水、HPIS處于低流量、SG不循環(huán)、PORV截斷閥除兩次短時間打開外基本保持關閉堆芯第三次裸露，裸露持續(xù)時間長，燃料溫度再次升到很高事故過程－－第6階段：升壓及最終建立穩(wěn)定的冷卻方式（13h～1d）時間系統(tǒng)響應操縱員動作系統(tǒng)狀態(tài)13h30minPORV截斷閥再次關閉，加大HPIS流量，2臺冷凝器增壓泵重新啟動冷卻劑裝量增多，結束第三次堆芯裸露15h51min壓力達4.1MPa，安注箱開始注水環(huán)路A一臺主泵運行熱管段溫度下降，冷管段溫度上升，有流體經(jīng)過SG事故過程－－第7階段：排出氫氣（1d～8d）時間系統(tǒng)響應操縱員動作系統(tǒng)狀態(tài)1～8d壓力容器內(nèi)儲有28立方米的氣體，主要是不凝氣體H2。氫氣逐漸地在1～8d內(nèi)通過PORV控制著排出，氫復合系統(tǒng)投入運行，以減少安全殼內(nèi)氫氣濃度事故原因分析

——初因＋多重故障＋人因事故起因：在初始事件發(fā)生的時刻，所有給水泵和汽輪機均停運，從而中斷了主系統(tǒng)排熱。事故后的系統(tǒng)響應：事件發(fā)生后15秒左右，三臺輔助給水泵達到正常轉速，而同時主系統(tǒng)在停堆后開始升溫升壓而后穩(wěn)壓器卸壓閥開啟。多重故障（1）第一個故障是，輔助給水管線上的兩臺隔離閥意外地處于關閉狀態(tài)，違反了技術規(guī)格書要求。這很可能與事故前兩天的維修工作有關。結果，二次側無冷卻水流，導致蒸汽發(fā)生器內(nèi)的殘水在2分鐘內(nèi)蒸干。（2）第二個故障是，15秒鐘后卸壓閥接到關閉信號卻未能回座。結果主系統(tǒng)形成泄漏，大體相當于小破口失水事故。主控室儀表盤上信號燈顯示卸壓閥已經(jīng)斷電，操縱員誤認為該閥已關閉。當時主要閥門并無閥位的直接顯示。事故原因分析（續(xù)）

——初因＋多重故障＋人因失誤人因失誤（1）卸壓閥位置判斷：事故中操作人員快速一瞥卸壓閥位置指示器，即誤認為“閥門已關閉”，實際上這一指示器顯示的只是關閉要求而不是實際的關閉狀態(tài)。當時主要閥門并無閥位的直接顯示。令人痛心的是，早在三哩島事故前18個月，具有同類機組的戴維斯貝斯電廠發(fā)生過同樣的事件，當時該廠操縱員在事發(fā)20min后判明了隔離閥狀況，采取了手動隔離措施。欠缺經(jīng)驗反饋和交流。（2）對穩(wěn)壓器行為的認識：主系統(tǒng)破口時，穩(wěn)壓器水位與主系統(tǒng)壓力同步下降。但在氣腔小破口時例外，由于破口汽流的引導，穩(wěn)壓器內(nèi)產(chǎn)生的汽泡會使液面上涌，而主系統(tǒng)壓力卻下降。操縱員缺乏對于此類事故的認識和訓練。（3）安注系統(tǒng)的中止：觀察到穩(wěn)壓器水位上升以后，操縱員關閉了安注。操縱員缺乏對系統(tǒng)熱工水力特性的理解。

事故原因分析（續(xù)2）

——初因＋多重故障＋人因失誤設計錯誤：（1）主控室質量問題：主控室信息處理和報警方面質量太差。堆芯溫度儀表量程不夠寬，誤導操縱員認為超出量程的儀表都壞了；事故后各種預警、警告和報警信號燈閃爍不停，沒有任何優(yōu)先級規(guī)定能使人從中找出最初的報警信號。（2）安全殼隔離：安注觸發(fā)并不自動引起安全殼隔離。（3）核輔助廠房的放射性包容能力：地坑水被泵入核輔助廠房后，由于系統(tǒng)管道和箱體不是全密封的，造成放射性釋放。

堆芯內(nèi)上定位柵板幾乎未受影響堆芯上部則有一個1.5米深呈半球形的空穴，其體積相當于堆芯總體積的四分之一空穴底部堆積著一層約0.6米厚的堆芯碎片，內(nèi)含氧化鈾、鋯合金和不銹鋼三哩島2號機組堆芯損壞狀態(tài)空洞堆芯碎片三哩島事故的經(jīng)驗和教訓三哩島事故后減少人因失誤的技術措施改進主控室人機接口開發(fā)新型事故處理規(guī)程加強操縱員培訓加強經(jīng)驗反饋工作具體措施包括：更深入地拓寬事故處理規(guī)程的內(nèi)涵以增加其應用范圍和有效性在模擬機上對操作人員進行定期再培訓，使他們不僅熟悉正常操作運行工況，也能應付各種不同的事故工況改善主控室人機接口將必要的信息集中在安全監(jiān)督盤系統(tǒng)（KPS），操作員、安全工程師、應急支持中心各擁有一個終端在主控室增加必要的參數(shù)監(jiān)督和欠熱度測量儀更換穩(wěn)壓器安全閥，使其在水－汽并存的工作環(huán)境下仍能回座三哩島事故的經(jīng)驗和教訓（續(xù)）三哩島事故表明，比所考慮的設計基準事故更嚴重的事故是有可能發(fā)生的，它往往是多重微小故障和人因失誤綜合作用的結果?？v深防御的概念在嚴重事故下依然有效?？v深防御概念要求有安全殼，雖然在正常運行時并不需要，但在事故時可以有效地保護電廠工作人員和公眾。三哩島事故要求人們注意兩點：第一，必需重視運行安全研究。第二，要重視超設計基準事故的分析研究。安全評估工作不能僅以DBA以及相關的準則為限，必須包括所有安全分析方法，并考慮到多重故障和人員差錯。三哩島事故總結嚴重事故是可能發(fā)生的，由多重設備故障和人因錯誤綜合作用而造成；認識到更為實際的故障與事故的重要性；人因錯誤更加受到注意；概率安全分析得到重視和持續(xù)發(fā)展。三哩島事故后的核安全發(fā)展切爾諾貝利事故及其啟示 切爾諾貝利核電站（RBMK石墨水冷堆）位于烏克蘭首府基輔的北部接近白俄羅斯邊境的一塊平坦的沼澤地上。切爾諾貝利核電站作為世界上最大的核電站在當時絕不僅僅只是一座核電站，它還被賦予了太多的政治含義———被認為是國家強大的象征。 該核電站共有4個裝機容量為1000兆瓦的核反應堆機組。其中１號和２號機組在1977年9月建成發(fā)電。3號和4號于1981年開始并網(wǎng)發(fā)電。 1986年4月26日凌晨1時24分，切爾諾貝利核電站第四號核反應堆進行的半烘烤試驗不幸發(fā)生逆火，引發(fā)爆炸，核反應堆很快熔毀。成為世界上最嚴重的核事故。

據(jù)官方公布的數(shù)字，爆炸事件發(fā)生后，有31名緊急支援人員死亡，200多人受到嚴重的放射性輻射，成為人類利用核能史上的一大悲劇。切爾諾貝利核電站事故切爾諾貝利核電站事故1986年4月26日，前蘇聯(lián)切爾諾貝利核電站，發(fā)生了反應堆問世以來的最大事故切爾諾貝利事故釋放的碘-131，比1979年美國三哩島事故多40多萬倍切爾諾貝利事故死亡31人，入院治療者更多切爾諾貝利事故后，疏散了10多萬人，出動了300多架次飛機，空投5000多噸物質覆蓋反應堆，事故后19天，前蘇聯(lián)最高領導才宣布最嚴重的情況已經(jīng)過去RBMK1000設計特點設計特征：（1）堆型為石墨水冷堆，以輕水當作冷卻劑，石墨為中子慢化劑。（2）輸出熱功率為3200MW，主冷卻劑系統(tǒng)有2個環(huán)路，每個環(huán)路上有4臺主循環(huán)泵（3臺運行，1臺備用）和2個蒸汽汽鼓/分離器。（3）冷卻劑在壓力管內(nèi)被加熱到沸騰，然后部分汽化，平均質量含汽量14%的汽水混合物在汽鼓內(nèi)分離，然后送到2臺500MW電功率的汽輪機。設計優(yōu)點：沒有壓力容器和蒸汽發(fā)生器，以連續(xù)的方式更換燃料，具有燃料循環(huán)的靈活性，有可能通過孔道來調節(jié)孔道的冷卻流量，從熱工觀察點可分別用來檢查可能的包殼破損。設計缺點：冷卻水分配系統(tǒng)和每根孔道集流系統(tǒng)設計具有復雜性，在金屬構件、石墨和燃料中積聚了大量熱能，對于功率分布和控制是十分困難且復雜的。RBMK1000設計特點（續(xù)）該堆的安全不利因素：（1）堆芯具有正空泡反應性效應；（2）控制棒擠水棒的正反應性效應（控制棒下端連接著石墨制成的擠水棒，插入堆芯時會引入正反應性）；（3）沒有設置安全殼。技術規(guī)格書中有以下兩點規(guī)定：（1）當熱功率低于700MW時，禁止以連續(xù)的方式運行。（2）在正常運行時，需要有70根控制棒插入堆芯。切爾諾貝利核電站始發(fā)事件停堆前，4號機組在額定參數(shù)狀態(tài)下運行。1986年4月25日趁計劃停堆檢修前的機會，作汽輪機發(fā)電機惰走帶負荷試驗。該試驗的目的是驗證在失去外部電源的情況下，在應急的柴油發(fā)電機投入運行以前，由幾組汽輪發(fā)電機中一組發(fā)電來給堆芯應急冷卻回路供電的可能性，在全部蒸汽供應中斷以后，該組汽輪發(fā)電機憑其慣性減速運行。事故過程第１階段4月25日凌晨1時，按計劃降功率，13時05分，熱功率降為1600MW，同時停止該機組的一臺汽輪發(fā)電機。14時整，為了防止試驗過程中應急堆芯冷卻系統(tǒng)動作，解除了該系統(tǒng)的備用狀態(tài)。由于外網(wǎng)供電的要求，反應堆在半功率水平運行9小時。期間，堆芯氙中毒達到了最大值，為了補償氙增長效應，逐漸地將控制棒拔出。事故過程第2階段按照大綱要求，實驗在700～1000ＭＷ功率水平下進行。23時10分，重新開始降功率，由于操縱員對設備誤操作，堆失去了自動控制功能，操縱員不能有效調節(jié)功率，熱功率直接降到30MW。堆芯氙毒增長很快，26日凌晨1時，為了將功率穩(wěn)定在200MW以上，需重新拔出大量控制棒。此時反應堆熱功率抵于700MW，插入堆芯的控制棒少于30根，按照規(guī)定，已經(jīng)不能再運行了。事故過程第3階段強行繼續(xù)實驗。由于低功率運行，造成汽水分離器中蒸汽壓力和水位下降。為了避免蒸發(fā)器中蒸汽壓力與水位的低值停機停堆，操作人員解除了這兩個參數(shù)的事故保護信號。啟動2臺備用給水泵，連同正運行的6臺共8臺給水泵投入運行，又加大給水流量，才抑制了水位的下降趨勢。給水流量加大為額定值的4倍，易引起泵的汽蝕，導致泵的振動和損壞。堆芯氙繼續(xù)積累，導致再提控制棒，堆芯內(nèi)僅有6～8根棒。設計上15根控制棒即要求立即停堆，但沒有發(fā)生自動停堆動作。工作人員決定繼續(xù)實驗。事故過程第4階段26日1時23分04秒，8號汽輪發(fā)電機的緊急截止閥關閉，停止向汽輪機供汽。操縱員決定解除了停機的停堆保護信號，再次偏離了大綱要求。停止向汽輪機供汽，又停了4臺冷卻水泵，堆內(nèi)蒸汽產(chǎn)量增加，反應性增加引起自動調節(jié)棒下插。自動棒不能補償含汽量增加引起的反應性增加，反應堆功率急劇上升。值班長下令緊急停堆。由于大多數(shù)控制棒高懸堆芯之上，初始插入時因擠水棒正效應、正氣泡反應性及正功率反應性效應，導致堆功率劇增。事故過程第5階段熔融的燃料碎粒與冷卻劑劇烈反應引起蒸汽爆炸，石墨燃料、一回路系統(tǒng)和反應堆廠房被破壞，大量放射性物質釋入大氣。反應堆防護板（1000t）被爆炸物卷起。濃煙烈火直沖天空，高達1000多米?；鸹R落在相鄰的反應堆廠房等建筑物的屋頂，引起多處火災。切爾諾貝利核電站事故的原因分析蘇聯(lián)專家在總結這起核電站事故的教訓時指出：有關人員玩忽職守、粗暴違反工藝規(guī)程是造成事故的主要原因。按規(guī)定，在反應堆的反應區(qū)內(nèi)至少應有１５根控制反應的控制棒，而在事故發(fā)生時只有８根。反應堆產(chǎn)生的蒸汽是供給兩臺渦輪發(fā)電機的。在關掉渦輪機時，自動保護系統(tǒng)會立即關掉反應堆。但是，核電站工作人員在實驗之前先切斷了自動保護系統(tǒng)。這樣，在關掉渦輪機開始實驗時，反應堆卻在繼續(xù)工作。與此同時，工作人員還關掉了蒸汽分離器的安全聯(lián)鎖系統(tǒng)。這種做法宛如飛機要降落時，駕駛員卻沒有放下起落架。

切爾諾貝利事故中違規(guī)操作違規(guī)操作意圖后果1.使反應性裕度減少到許可限值以下克服氙中毒應急保護系統(tǒng)失效2.試驗設計中功率水平抵于技術規(guī)格書局部自動控制切換錯誤反應堆難控制3.所有循環(huán)泵全開流量超出管制值滿足試驗要求冷卻劑溫度接近飽和值4.阻斷兩臺汽輪發(fā)電機傳來的停堆信號必要時能重復實驗失去自動停堆的可能5.閉鎖了汽水分離器的水位和蒸汽壓力事故停堆信號盡管堆不穩(wěn)定，還能繼續(xù)進行實驗失去了基本熱工參數(shù)的保護系統(tǒng)6.關閉了應急堆芯冷卻系統(tǒng)避免實驗時應急堆芯冷卻系統(tǒng)誤投入失去減輕事故后果的能力切爾諾貝利核電站事故的原因分析(續(xù))RBMK堆芯在設計上存在致命不足：（1）冷卻劑有很高的正空泡系數(shù)，低功率下反應堆極不穩(wěn)定；（2）缺少快速的緊急停堆系統(tǒng)，控制棒全部插入堆芯約需20s；（3）自動保護系統(tǒng)極少，主要靠操縱員手動操作，可靠性較差。

切爾諾貝利核電站事故的原因分析ControlrodsoftheChernobylreactor

DuetoadesignerrorofRBMKreactors,theupperandlowerpartsofthecontrolrodscontaingraphite.Accordingtotheregulations,inashutdownreactorthecontrolrodshouldbeatpositionD.DuringoperationitshouldbeatpositionC,inwhichcasegraphiteislocatedinthereactorcoreinsteadofneutronabsorbingboratedsteel..Beforetheaccident,however,duetotheaccumulatedreactorpoisonstheautomaticcontrolsystempulledtherodsouttolevelA,whichisnotallowed.Therefore,thespaceofcontrolrodswasoccupiedbywaterinsteadofgraphite.Ifoneinsertsacontrolrodinnertothereactorinordertodecreasepower,graphitetakestheplaceofwater.Sincegraphitepracticallydoesnotabsorbneutrons,whilewaterdoes,therewillbeatemporaryincreaseinpower,asitwashadbeenobservedearlierinIgnalina.切爾諾貝利事故引發(fā)的爭議事故引發(fā)對于核電安全的長期爭議負面自切爾諾貝利事故發(fā)生以來，許多國家以核安全為由停止建造核電站正面許多研究核輻射的專家認為，不能否認核電是清潔、安全的能源全世界因核事故和核輻射事故致死的總共有73人核反應堆事故有關的３１人核輻射事故致死４２人與每年數(shù)以萬計死于車禍或其他意外事故的人數(shù)相比，實在是微乎其微

“石棺”

鋼筋混凝土封起來的切爾諾貝利核電站4號機組

圖為用鋼筋混凝土封起來的曾經(jīng)發(fā)生核泄漏的切爾諾貝利核電站4號機組2002年的切爾諾貝利附近圖為外國記者在切爾諾貝利市中心參觀為參加搶險人員建立的紀念碑，碑文上寫著：“獻給拯救世界的人”。圖為外國記者在探訪當年遭受切爾諾貝利核電站污染的房舍。切爾諾貝利核電站事故的教訓核安全文化三哩島事故的發(fā)生表明，盡管有規(guī)程的支持，但仍有可能出現(xiàn)人為的失誤三哩島事故后，盡管各國核電站采取了許多管理措施以限制人為失誤，但均未從適當?shù)墓ぷ鞣椒ㄉ先胧指旧舷拗迫藶槭д`的出現(xiàn)切爾諾貝利事故表明，管理形式與核安全、個人對核安全參與程度與核安全水平是直接相關的。有必要擺正核工業(yè)中不同角色的位置：在各個層次實際負責核安全的營運者，獨立的核安全當局，以及消息靈通的公眾。完整的核安全圖象：管理層所采取的措施及工作人員對核安全的參與，完善和加強了設備及其管理方面的安全措施，加之對核安全的理解，就形成了“核安全文化”的概念切爾諾貝利事故中暴露的管理問題管理問題在安全上的意義任意變更試驗條件由于缺乏嚴格的審評制度，與核安全有關的實驗未經(jīng)充分論證即付諸實施，帶來巨大隱患。不遵守技術規(guī)范和運行規(guī)程使機組處于極不穩(wěn)定的狀態(tài)。閉鎖反應堆保護系統(tǒng)通道使機組失去自動保護功能。旁路堆芯應急冷卻系統(tǒng)失去了異常工況下挽救堆芯的能力。運行與管理人員缺乏對安全的正確態(tài)度做出錯誤決定使機組進入不安全狀態(tài)而渾然不覺，在外界壓力下失去耐心，缺乏自覺遵守規(guī)程的習慣。無專責管理安全的高層領導安全問題難以引起高層關注。無事先充分準備的事故處理規(guī)程發(fā)生意外時無所適從，耽誤判斷與決策時間。壓水堆與切爾諾貝利核電站設計比較項目切爾諾貝利核電站壓水堆核電站安全意義堆型石墨水冷堆，具有正的功率系數(shù)，運行不穩(wěn)定壓水堆，具有強的負功率系數(shù)負功率系數(shù)使反應堆固有穩(wěn)定，不會發(fā)生功率暴走?？刂瓢粝侣鋾r間全程需20秒全程在2秒以內(nèi)必要時中止鏈式反應。反應堆體積高7米，直徑12米高3.6米，直徑3.2米大堆芯易引起氙震蕩控制保護系統(tǒng)比較簡單設計充分操縱員干預能力與設計有關，簡單設計過于依賴人員，可靠性差。安全殼無有強健的安全殼安全殼在萬一發(fā)生事故時能有效包容放射性物質，減少外泄。日本福島事故及其啟示

福島核事故概況福島1號核電廠福島1號機組汽輪機廠房核島發(fā)電機電網(wǎng)由于地震，失去場外電地震發(fā)生的時候，所有反應堆安全停堆應急發(fā)電機正常啟動主要原因是海嘯海嘯（超過10米）海嘯造成應急發(fā)電機失效功能失效堆芯水位下降堆芯裸漏鋯水反應產(chǎn)生氫燃料損傷水位下降乏燃料裸漏鋯水反應產(chǎn)生氫燃料損傷冷卻水泄漏，冷卻能力不足爆炸事故起因及進程

日本福島事故原因總結直接原因是由于地震和海嘯的外部災害造成核電廠喪失了全部電源，導致堆芯冷卻喪失，從而造成堆芯熔化。日本法規(guī)中不包含嚴重事故應對的要求，核安全委員會出版事故管理導則，并不是法規(guī)要求，要求核電站自愿采取應對嚴重事故的措施法規(guī)中對于長時間失去交流電源缺乏充足的考慮提高核設施抵御外部事件、預防和緩解嚴重事故的能力制定并實施嚴重事故管理導則開展二級概率安全分析、外部事件概率安全分析加強嚴重事故應急準備和應急響應美國NRC對于福島事故的經(jīng)驗反饋2011/07/13

發(fā)布《增強二十一世紀反應堆安全的建議》梳理法規(guī)體系（ClarifyingtheRegulatoryFramework）確保預防措施（EnsuringProtection）增強緩解能力（EnhancingMitigation）加強應急準備（StrengtheningEmergencyPreparedness）提高工作效率（ImprovingtheEfficiencyofNR