核電廠嚴重事故

基本介紹

• 中文名：核電廠嚴重事故
• 外文名：severe accident ofnuclear power plants

指核電廠反應堆堆芯嚴重損壞，並有可能破壞安全殼的完整性，從而造成環境放射性污染及人身傷亡，產生巨大損失的事故。

現有核電廠基於縱深防禦原則，設定了多道屏障及專設安全設施，採取了嚴格質量管理和操縱員選拔培訓制度，同時，核電廠選址也有嚴格要求，因而核電廠抵禦外來災害和內部事件的能力很強。只有在連續發生多重故障及操作失誤，才會導致嚴重事故。相對於只考慮單一故障為特徵的核電廠設計基準事故，嚴重事故又稱為超設計基準事故。

嚴重事故的發生機率雖然低，但並不是不可能發生的。如果計算到1986年車諾比事故時為止，世界商用核電廠積累約4000堆年的運行歷史，其間發生過兩次嚴重事故(見三里島核電廠事故、車諾比核電廠事故)，發生機率達到5×10/(堆·年)。這說明，單純考慮設計基準事故，不考慮嚴重事故的防止和緩解，不足以確保工作人員、公眾和環境的安全。因此，認真研究嚴重事故，採取對策來防止嚴重事故的發生和緩解嚴重事故的後果十分必要。

嚴重事故的初因事件

研究分析發現，導致堆芯嚴重損壞的假設始發事件與核電廠的設計特徵有十分密切的關係。歸納起來，共同的主要假設始發事件大致是：①失水事故後失去應急堆芯冷卻；②失水事故後失去再循環；③全廠斷電後未能及時恢復供電；④一迴路與其他系統結合部的失水事故；⑤蒸汽發生器傳熱管破裂後減壓失敗；⑥失去公用水或失去設備冷卻水。假設始發事件中如考慮外部事件，還應加上地震和火災。假設始發事件分析表明，可能導致堆芯嚴重損壞的主要假設始發事件不很多，因此，便於進一步考慮設計改進或事故預防。

嚴重事故的物理過程

堆芯熔化導致大量放射性釋放的過程可以分為兩種不同的類型，即高壓熔化過程和低壓熔化過程。低壓熔化過程以主系統冷卻劑喪失為特徵，若應急堆芯冷卻系統失效，由於冷卻劑不斷喪失，造成元件裸露升溫，鋯包殼與水蒸氣發生化學反應放出熱量與氫氣，堆芯水量進一步減少後，堆芯開始自上而下地熔化，直至將壓力容器下封頭熔穿，熔融物隨後與安全殼底板混凝土相互作用，釋出CO₂、CO、H₂等不凝氣體，從而造成安全殼晚期超壓失效或底板熔穿。高壓熔化過程一般以失去二次側熱阱為先導事件。主系統在失去熱阱後升溫升壓，直至到達穩壓器釋放閥開啟的整定值後，閥自動開啟排汽。如二次側不能恢復熱阱，一次側又失去強迫注水能力，則釋放閥會持續啟閉循環，使反應堆冷卻劑不斷喪失，堆芯在較高壓力下開始裸露，隨後開始熔化。此後的過程，有可能與低壓熔化過程相似。但也有可能壓力容器下封頭熔穿後，由於反應堆冷卻劑系統存在高壓發生熔融物質噴射彌散，熔融的小顆粒與空氣中的氧發生放熱化學反應，又加上小顆粒與空氣的接觸面積大，加強了傳熱，造成了“直接安全殼加熱”，使安全殼超壓失效。

壓力容器熔穿之前，裂變產物從破損或熔融元件釋出後，在反應堆冷卻劑系統內會有遷移、沉降和再懸浮過程。反應堆冷卻劑系統壓力邊界破損之後，裂變產物進入安全殼後又會經受類似的輸運過程。這種輸運過程十分複雜，與源項的確定有密切關係，有待於仔細研究。但分析表明，若安全殼能維持一段較長時間(三天以上)不失效，大部分裂變產物因重力而沉降，釋出的源項會大大降低。

安全殼作為最後一道放射性屏障，其功能至關重要。在各種安全殼失效模式中，特別重要的是事故發生前的意外開口、安全殼旁路和晚期失效。

嚴重事故的研究與對策

開展嚴重事故研究最早的國家為美國。1975年WASH-1400報告首次將機率安全分析技術套用到核電廠，對幾座典型美國核電廠做了第一次全面的分析，提供了以事件發生頻率為依據的事故分類方法，並建立了安全殼失效模式和放射性物質釋出模式。WASH-1400報告首次指出，核電廠風險主要並非來自設計基準事故，而是堆芯熔化事故。

1979年美國的三里島事故是一次嚴重事故，它引起了世界核能界的震驚。這一事件無可置疑地肯定了WASH-1400報告的價值。從此以後，美國的嚴重事故研究進入了全面深入開展的時期。1986年4月烏克蘭車諾比核電廠事故後，嚴重事故研究工作進一步獲得加速與推進。在美國，作為三里島事故回響的“未解決的安全課題”和“三里島行動計畫”及從1983年開始執行的嚴重事故的研究計畫(Severe Accident Research Program，SARP)，將核安全研究範圍拓寬到事故機率、物理過程、事故處置、安全殼分析、裂變產物與源項、燃料元件行為、人因工程、事故後果與對策、法規與標準等十分廣泛的領域。其結果形成了一系列管理法規修訂和政策聲明，並在對事故機理了解的基礎上，形成了一系列配套的分析程式包。

三里島事故之後，其他核電已開發國家也相應地展開了嚴重事故的機理和處置研究，然而規模和課題廣度均不及美國。其中法國特別著重於事故對策，並開發出H及U系列規程和配套的專用設備；德國的研究側重於安全殼的完整性保障；日本、英國等則側重確保核電廠系統的運行可靠性。

至今，個別國家(如芬蘭、瑞士)已將嚴重事故以法規或提供導則的方式納入核安全監管的要求，提出對核電廠設計的修改或規程的變更；有些國家(如法國、義大利、荷蘭)已確定可接受的安全水平的安全目標，也有些國家(如加拿大)以適當擴展設計基準的方式來考慮嚴重事故。

為了進一步提高核電的安全性、經濟性，使公眾能夠接受，美國和歐洲國家的廠方、核安全部門及設計者分別研製出電力公司要求檔案(URD)及歐洲電力公司要求(EUR)，提出新一代核電廠的設計要求，日本及韓國也在上述兩種檔案的基礎上提出了日本電力公司要求檔案(JURD)及韓國電力公司要求檔案(KURD)。這些檔案建立了先進輕水反應堆的技術基礎。

對於現有的核電廠，國際上認為：它們的安全設計有很高的安全程度和保守程度，常常可以經受超設計基準事故。縱深防禦的安全原則對於嚴重事故的早期預防和事故後果緩解也是有效的。但是，由於安全設計主要考慮設計基準事故，有可能在應付嚴重事故方面存在著某些薄弱環節。為此，對現有的核電廠應做出各類嚴重事故序列分析，從分析中找出安全設計中的薄弱環節。解決的辦法是：硬體方面不作大的改動，而是努力完善運行規程以及與之配套的控制室布局調整，進一步強化操縱員的選拔與培訓，儘量提高運行水平，從而達到預防嚴重事故發生的目的。這種對策已廣泛為各國所接受，相應的研究重點為安全參數顯示系統的開發，緊急運行規程的編制與論證，控制室設計的人因工程考慮，操縱員培訓大綱的改進，質量保證大綱的完善以及運行管理法規的強化。

目前，世界各國對嚴重事故的研究正以各自不同的重點和技術方向進行著。應該說，嚴重事故研究的重要性已為國際核能界所認識，已成為核電安全中必須考慮的基本問題。

中國核安全法規對設計中考慮嚴重事故的要求 吸取了國際經驗及中國對嚴重事故研究成果，中國已將在設計中考慮嚴重故事的要求寫入核安全法規。在1991年修改的《核電廠設計安全規定》中，提出了設計中針對嚴重事故應考慮的事項，包括：

(1)針對特定設計，確定能導致嚴重事故的重要事件序列。

(2)考慮電廠的已有能力，包括超越其預定其功和設計基準時利用某些系統的可能，以及利用某些暫設系統使電廠恢復到受控制狀態，並減輕嚴重事故的後果。

(3)應對能降低這些事件出現的機率或能減輕這些事件後果的可能設計修改做出評價。若通過適當努力能提高總的安全性，則應進行這種設計修改。

(4)在計及有代表性的和起主導作用的嚴重事故的條件下，制定事故處理規程。