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核事故与国内现役核电机组核安全措施

文档作者：宋祖荣潘翔车树伟文档来源： 1.环境保护部核与辐射安全中心 2.华北电力大学能源动力与机械工程学院		点击数：	更新时间： 2021年06月06日
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核事故与国内现役核电机组
核安全措施
宋祖荣,潘翔2,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)
摘要:根据核电厂核安全和辐射安全的设计防御准则,对核电史上三次重大事件进行分析,挖掘出
核电事故主要因素:人因因素和超过设计值的自然灾害。同时结合国内核电厂的设计参数和运行参
数,对发生类似事故进行研究比较,提出必要的预防方案。国内现役核电厂在运行安全技术上,已
经可以充分预防人因事故的发生,对于超过设计值的自然灾害及外在因素引起的事故,还应重新考
虑安全标准。核电厂在建设和运行过程中,需要充分考虑在极端环境下,如何将核辐射和泄漏的危
害程度降低至政府以及公众能够接受的水平
关键词:核事故;核安全;辐射安全;中国核电
中图分类号:TM623文献标志码:A文章编号:1674-1617(201203-0284-06
 Nuclear Accidents and Safty Measures of Domestic
 Nuclear Power Plants
 SONG Zu-rong', PAN Xiang', CHE Shu-wei'
 (1. Nuclear and Radiation Safety Center, Haidian District, Beijing 100082, China:
 2.School of Energy, Power and Mechanical Engineering, North China Electric
 Power University, Changping District Beijing 102206, China)
 Abstract: Based on the design standards for the safety of nuclear and radiation in nuclear power
 plants, the three accidents in the history of nuclear power are analyzed. And the main factors
 for these accidents are found out, that is, human factors and unpredicted natural calamity. By
 combining the design and operation parameters of domestic nuclear plants, the same accidents
 are studied and some necessary preventive schemes are put forward. In the security operation
 technology of domestic nuclear power plants nowadays, accidents caused by human factors can
 by prevented completely. But the safety standards have to be reconsidered for the unpredicted
 neutral disasters. How to reduce the hazard of nuclear radiation and leakage to the level that
 can be accepted by the govemment and public when accidents occur under extreme conditions
 during construction and operation of nuclear power plants must be considered adequately.
 Key words: nuclear accidents: nuclear safety: radiation safety; domestic nuclear power
 CLC number:tm623 Article character: Article ID:1674-1617(2012)03-028406
收稿日期:2012-03-27
作者简介:宋祖荣(1986一),男,北京人,助理工程师硕士研究生,从事核安全与辐射防护方面工作
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 CHINA NUCLEAR POWER论
第5卷第3期2012年9月坛
核能发电简称核电,是原子核发生裂变或聚统自动投入,但之前工人检修后未将事故冷却系
变反应时产生的能量进行发电的过程。利用核能统的阀门打开,致使冷却系统自动投入后,二回
发电有利于优化国家或区域能源结构,提高能源路的水仍断流。当堆内温度和压力在此情况下升
安全性和经济性,对经济社会发展发挥着重要作高后反应堆自动停堆,卸压阀也自动打开,放
用。截至2011年1月底,全世界正在运行的核电机出堆芯内的部分汽水混合物。当反应堆内压力下
组有442座,运行的核电厂主要分布在北美、亚洲降至正常时,卸压阀由于故障未能自动回座,使
和欧洲,核电发电量约占全球发电量的16%。堆芯冷却剂继续外流,压力降至正常值以下,于
1991年12月15日,秦山核电站并网发电,我是应急堆芯冷却系统自动投入,但操作人员未判
国成为继美、英、法、苏联、加拿大、瑞典之后明卸压阀没有回座,反而关闭了应急堆芯冷却系
世界上第7个能够自行设计、建造核电厂的国家统,停止向堆芯内注水。这一系列的管理和操作
目前,我国正在运行的核电机组有13座,位失误与设备故障使故障急剧扩大,造成堆芯熔化
列世界第11,装机容量1116.9万kW,占国内电的严重事故。
力总装机容量的1.16%,年发电量相当于312万1.2苏联切尔诺贝利核电站事故
t标准煤的发电量3。核电厂泄漏等事故造成的核
切尔诺贝利核电站位于乌克兰苏维埃共和国
辐射有可能对人类造成伤害并对环境造成不利影境内。1986年4月26日,核电站的第4号核反应堆
响,因此防止核泄漏等事故并保证核电厂的安全在进行半烘烤实验中由于人工错误,引起爆炸,
运行,是首要考虑的问题。随着核技术的发展和核反应堆全部炸毁,大量放射性物质泄漏,成为
应用,核安全与辐射安全越来越受到重视。在核核电时代以来最大的事故。核辐射泄漏,导致事
电发展初期就确立了重视安全的许多基本原则,故后前3个月内有31人死亡,之后15年内有6万~8
特别强调从设计上和设备可靠性上保证核事故不万人死亡,13.4万人遭受各种程度的辐射疾病折
发生。
磨,方圆30km地区的11.5万多民众被迫疏散。
本文通过分析当前我国运行的核电机组反应1.3日本福岛核电站事故
堆的形式和采用安全系统,分析核安全和辐射安
日本福岛核电站是目前世界上最大的核
全的措施,结合核电厂建设运行至今所发生的重电站由福岛第一核电站、福岛第二核电站组
大泄漏事故,提出当前投运机组和广泛建设的机成,共0台机组(第一核电站6台,第二核电站4
组的安全措施建议。通过对我国现今运行和建设台),均为沸水堆。受日本大地震影响,福岛第
中的核电机组的安全措施的分析,对核电厂安全一核电站损毁极为严重,大量放射性物质泄漏到
保证体系提出有指导性建议。
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
1核电厂事故及分析
不同程度的爆炸;4号机组发生火灾;5、6号机组
迄今为止,全球范围内所发生过有较大环境曾一度发生险情,最终控制在冷停堆状态。最后
影响的核电事故有三次,分别为1979年3月美国三的处理情况是福岛第一核电站的1至6号机组将全
哩岛核泄漏事故,1986年4月苏联切尔诺贝利核电部永久废弃
站事故,2011年3月日本福岛核电站核泄漏事故。1.4事故原因分析
1.1美国三哩岛核泄漏事故
在三哩岛核电事故整个过程中,核反应堆的
美国三哩岛核电站为美国设计制造的第二各项保护系统均按照设置正常投运,造成事故的
代核电站,位于宾夕法尼亚州。三哩岛压水堆核除了检修过程中忘记打开事故冷却系统阀门外,
电站2号堆于1979年3月28日发生的堆芯失水而熔人为操作的因素导致了事故的发生及进一步恶
化和放射性物质外逸的重大事故。该事故是由于化。事故的根本原因在于核电厂主控室人因工程
二回路的水泵发生故障后,二回路的事故冷却系设计人员培训信息交流运行管理等方面的缺陷以
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及美国核安全管理委员会的安全管理政策技术路考虑不周,粗暴地违反操作规程是导致这次事故
线和工作作风的失误。在这次事故中,主要的工的直接原因。该事故的教训客观上推动了核安全
程安全设施都自动投入,同时由于反应堆有几道文化,以及立足于更加重视人的因素而提高核安
安全屏障(燃料包壳,一回路压力边界和安全壳全水平的改进。同时使得核电厂的运行人员明确
等),因而无一伤亡,在事故现场,只有3人受了安全观念:不能认为达到安全标准后就不需要
到了略高于半年的容许剂量的照射。核电厂附近对设备进行干涉。任何系统的安全是伴随其技术
80km以内的公众,由于三哩岛事故,平均每人水平的提高而提高,同时运行人员在掌握设备安
受到的剂量不到一年内天然本底的百分之一,因全运行的规范以外,要树立安全操作的意识。
此,三哩岛事故对环境的影响较小。100t铀燃料
日本福岛核电站采用的是20世纪60年代的第
虽然没有熔化,但有60%的铀棒受到损坏,反应二代技术的沸水堆技术,技术上有较大缺陷。反
堆最终陷于瘫痪。三哩岛事故由国际原子能机构应堆采用的是单回路循环,具有放射性的冷却水
定义为第五级核电事故。
直接进入汽轮机常规岛,常规岛的安全防护措施
三哩岛事故表明,尽管出现了维修错误和等级较核岛低,一但发生事故具有放射性的给水
设备故障,如果没有运行人员错误干预,安全和蒸汽将直接泄漏至环境中。反应堆中,控制棒
系统按照设计自动投入,堆芯部分熔化事故本从堆芯底部向上插入,断电时容易失效,引起事
可避免发生。事故后,为减少人为失误,各国故。沸水堆蒸汽回路的压力较小,蒸汽回路的抗
核电厂在加强运行人员培训,改进人机接口压能力小于压水堆,容易引起失水事故。福岛核
运行监控和主控设计等方面做了大量改进,针电机组抗震能力设计不足,没有抵抗如此高等级
对严重事故的预防和缓解开展了大量的研究工的地海啸预防的安全裕度不足,伴随地震而
作。大部分成果已经纳入到核安全法规和标来的海啸将该电站绝大部分电源切断,以致没有
准,并在核电厂的改造中予以实施,从而提高足够电力供给保证反应堆堆芯的冷却量。日本原
了之后核电厂的安全水平。
子能安全保安院根据国际核电事故分级将该次事
切尔诺贝利核电厂的RBMK1000核电机组故定义为第七级核电事故。
采用的是苏联设计和制造的大型石墨沸水反应福岛核电厂事故中,在地震发生至海啸来
堆,使用石墨作为慢化剂,沸腾轻水作冷却剂,临的期间,电站与外部电网断开时,应急柴油发
轻水在压力管内穿过堆芯而被加热沸腾,反应堆电机组保证了反应堆的电力供给,各项保护措施
是双环路冷却。切尔诺贝利核电站RBMK反应均正常投运。海啸致使柴油发电机停运后,反应
堆堆芯堆体结构,与苏式石墨生产堆的结构极为堆无法维持正常冷却,最终导致堆芯燃料包壳上
类似,反应堆厂房是一个没有门窗的密封厂房的与水反应生成大量氢气,导致燃烧和氢爆。
没有“安全壳”。同时反应堆是压力管式,由压该事故中,由于地震及海啸超过原设计的安全指
力管承压,石墨砌体直径很大,所以也没有压力标,电站应急安全系统无法正常运行,导致事故
壳。RBMK石墨沸水堆设计本身存在着安全隐发生。
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七2国内核电厂安全措施及事故应对
级核电事故。
核电厂事故不仅会影响其自身的运行,而且
切尔诺贝利核电事故中,第二代技术的石墨
会波及周围环境,甚至扩散至广大范围。核电厂
沸水反应堆,事故发生的潜在原因是该核电站所
在正常运行情况下应该保证排放的放射性辐射小
采用的核反应堆存在严重的设计缺陷,采用的是
于规范规定的水平;在事故情况下反应堆保护系
高温下工作的石墨反应堆。安全措施方面,该反
统及专设安全设施必须能及时投运,确保堆芯安
应堆没有安装安全壳,致使在放射性物质溢出时
全、限制事故发展,防止大量放射性物质泄漏到
没有有效的物质阻挡。运行人员执行的实验程序
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环境中。
事故的考虑,确保放射性释放保持在尽可能低的
2.1核安全及辐射安全
水平。在事故发生时防止事故扩大并减轻事故。
在核技术研究、开发及应用的各个阶段,核第五层次防御:为厂外应急响应,目的在于
设施设计、建造、运行及退役的各个阶段,为使减轻放射性物质向外部环境释放所造成的影响。
核技术应用过程中或核设施运行和退役过程产生
通过这五层防御机制,能够有效地保证核安
的辐射对从业人员、公众和环境的不利影响降低全与辐射安全。其中,第一和第二层次防御面向
到可接受的水平,从而取得公众的信赖,所采取核电厂正常运行中发生的事故。第三和第四层次
的全部理论、原则和全部技术措施及管理措施的防御目的在于核电厂发生事故后将事故带来的辐
总称,称为核安全和辐射安全措施。
射危害水平限制在厂区及附近。第五层次防御侧
总核安全措施与辐射安全措施的总目标各不相重于当严重核泄漏事故发生时,减小核辐射对厂
同。核安全的总目标为:在核电厂建立并维持一区外以至更大范围内的危害。
套有效的防御措施,以保证人员、社会及环境免
核电事故造成的影响范围大,持续时间长,
受放射性危害。总的核安全目标由辐射防护目标对生物和生存环境危害大,因此核安全和辐射安
和技术安全目标相互补充,相辅相成。辐射防护全已经成为各国核电项目首要考察的目标。从防
的目标:保证在所有运行状态下的核电厂内的辐御层次的问题上来看,三次重大事故出现问题的
射照射或由于该核电厂任何计划排放放射性物质原因并不一致。
引起的辐射照射保持低于规定限值并且合理可行
三哩岛事故最终没有突破第四层次防御,被
尽量低,保证减轻任何事故的放射性后果。
设计的安全屏障安全阻挡。切尔诺贝利事故及福
保证核安全与辐射安全的通过技术手段要岛核电事故突破了核电厂设置的所有防御措施并
达到的目标称为:技术安全目标,即采取一切且造成严重的核辐射污染后果。迄今为止,我国
合理可行的措施防止核电厂事故,并且在发生在运行的核电厂中没有突破第二层次防御的核事
核事故时减轻其后果;对于在设计该核电厂时故发生。
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3现役核电厂及安全措施
低于规定限值;并保证有严重放射性后果的事目前,商业运行中的核电厂都是利用核裂变
故发生的概率。
反应来发电,投运和在建的核电厂类型主要是压
2.2多层次防御措施
水堆核电站、重水堆核电站、沸水堆核电站、快
我国现役及在建核电厂,在设计上考虑了可堆核电站和气冷堆核电站等。我国现役机组均采
能发生的事故的多个层次的防护问题,并对其应用的是第二代核电技术建造的压水堆和沸水堆机
对采取一定措施。防御层次分为五层:
组,机组功率为300~900MW。
第一层次防御:侧重考虑对事故预防,要求以秦山核电站为例,秦山核电站为我国自
核电厂的设计必须具有稳定性和安全性。
行设计和建造的第一座核电站,采用第二代技术
第二层次防御:任务在于防止运行中出现的CNP300、第二代改进技术CNP650(二期)技术
偏差发展成为事故,由核电厂设置的保护装置和和 CANDU66技术(三期),反应堆为压水堆,采
系统来完成。
用二回路。安全壳覆盖了一回路与反应堆,二回
第三层次防御:限制事故引起的放射性后路中水与一回路中水经表面式换热后离开核岛进
果,是对前两道防御的补充,以保障公众的安汽轮机做功。反应堆的控制棒是从上到下插入
全。主要应对发生概率较低但必须从安全角度加堆芯,即使电力中断失去提升动力控制棒将完全
以考虑的事故。
落入堆芯停止反应。增强反应堆固有安全性反应
第四层次防御:使针对超过设计基准的严重堆冷却系统具有自然循环能力,即使主泵失电停
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转,靠泵的惰性和水的自然循环,也能将余热导贝利事故均与员工的操作失误有着直接的联系,
出。反应堆设置了三道防放射性物质外逸屏障:因此,提高员工对核安全认识和对事故预防的意
1)高强度、耐腐蚀、吸收中子少的锆合金包壳识,有着重要意义,我国核电厂中着重加强了员
管,它密封二氧化铀燃料及裂变后的放射性物工的核安全文化培养。
质,使之与外界隔离。2)密封耐压的反应堆压力核安全文化定义为:在核电厂中,运行人员
容器和一回路系统,它保证冷却堆芯,密封放射树立将核电厂安全问题置于首要问题观念。运行
性水、汽,阻止其向外泄漏。3)全封闭的安全壳人员遵守规定和条例是保证核电厂安全运行的最
厂房,壁厚1m的预应力钢筋混凝土结构,将反应基本要求,是核安全文化的重要组成部分我
堆和一回路主系统封闭在内,以保证即使在反应国核电厂在学习国外先进管理理念和总结实际运
堆大失水事故、可能烧毁时,也能将放射性物质行经验的基础上,在核安全文化建设方面结合核
密封在内。
电厂特点对核安全文化制定了一系列要求:
秦山核电站抗震级别设定为遭遇6级地震可1)贯彻安全第一的标准,质量第一的思想;
以保证安全运行,遭遇7级地震可以实现安全停2)提出人人都是一道屏障的观念。要求每
堆。设置了防洪水、海潮、台风、龙卷风等自位员工都应树立对核安全、社会、公众负责的高
灾害措施。其中海堤高度9.7m,能抵御高潮位度责任感
与大风浪叠加。二期工程和三期工程在一期工程3)注重操作透明,经验反馈,以便最大限
的基础上更加着重考虑安全系统和防御自然灾害度地减少差错;
的能力,机组安全性能较一期有大幅度提升。
4)鼓励主动寻找问题,减少事故隐患。
之后建设的大亚湾核电站,采用法国第二代从提高员工的核安全文化开始,减少操作
核电技术M310建造的压水堆。之后建造的岭澳核人员的错误操作对保证核电厂的安全运行有着直
电站和田湾核电站,采用的技术标准在秦山核电接的作用,同时加强对日常操作的监管力度,可
站的基础上有进一步提高。
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
4我国核电厂安全技术及防护措施标而后要求每个员工的响应,员工在核安全体
4.1反应堆安全问题
制中工作,并从中受益。事情的成功取决于两方
从三次事故中可以看出:导致反应堆出现事面的因素,即政策和管理方面以及每个人本身的
承诺和能力。
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.3核技术安全防护措施对比
证安全,在核电厂各种运行状态下、在发生设计
中国当前在运行的核电站技术程度较发生事
基准事故期间和之后,以及尽可能在发生超设计故的三座核电站建造和运行的技术水平更高,吸
基准事故的事故工况下,都必须执行下列基本安收了核电发展四十年以来的设计、建造和运行上
全功能:
的经验,并借鉴当前建造的第三代核电站的部分
1)控制反应性;
理念,属于二代改进型核电站。
2)排出堆芯热量
与切尔诺贝利核电站相比,增加了安全壳
3)包容放射性物质和控制运行排放,以及同时设置了安全壳过滤排放系统,防止安全壳超
限制事故释放。
压失效,这样减小了类似于福岛核电事故中安全
如果不能及时执行以上安全功能,则会导致壳超压的情况。同时设置防氢爆措施,当测量仪
核电事故的发生。
反应氢气浓度超标时,启动移动式氢复合装置抽
4.2核安全文化
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。
三次核电事故中,三哩岛核电事故和切尔诺
与福岛核电站相比,国内核电厂反应堆核电
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中国核电青
 CHINA NUCLEAR POWER论
第5卷第3期2012年9月坛
均采用二回路形式,反应堆冷却水不直接进入标准的核电机组。继续执行在确保核电安全的前
常规岛。发生事故时,可以将辐射物质均隔离提下积极有序地发展核电工业。
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,电站设计参考文献:
洪水高程设防为5.7m,而海啸高度为14m左[1]张玉敏,朱春来,核电发展与日本福岛核电站核泄漏
右。我国核电厂中洪水和海啸预防高度为9.7m
简析.舰船防化,2011(4):1-7.(ZHANG Yu
左右,因此,有必要对海啸方面进行重新安全
 min, ZHU Chun-lai. Nuclear power development
 and brief analysis of Fukushima nuclear leakage
考虑及预防。
 [J], Ship Chemical and Radioactive Defense,
在核电站设计和运行过程中,安全措施面2011,(4):1-7.)
对超过设计安全指标自然灾害时,如何将造成[2中国核电信息网.中国核电站一览EB,中国核电
国核电
的核电事故限制在第五防御层次内,成为当今
信息网,2009,03,13.(Heneng.Net. Outline of
核电厂面临的重要问题。核电厂能否抵御出现
 nuclear power plants in china [eb], www.
的超于设计值的自然灾害,除了充分相信安全
 heneng.net.cn,2009.03.13.)
系统和防御自然灾害的能力外,还应该考虑超
虑超3核电厂概述[J.核电资讯,2011,(3):6869
(Overview of nuclear power plantj]. Nuclear
出承受能力的灾害来袭后,核电厂的安全停堆 Power Information,2011.(3):6869.)
和核泄漏预防问题。
 [4] IAEA INSAG-6 Probabilistic Safety Assessment
(1992)[R
5总结
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():36.(ZHANG Li
随着中国工业化进程的加快,国内工业对电 Revelation of Fukushima nuclear power plant
力的需求量在“十二五”后,增加的速度超过常 accident to safety science. Academic Journal
规能源和可再生能源的增速。发展核电工业成为
 of China Safety Science, 2011, 21(4):3-6.)
势在必行的趋势,核电事故的发生,会极大延缓16]张力核安全文化的发展与应用J,核动力工程
核电工业的发展,但是难以对核电工业的发展产
 1995,16(5):443-446. (ZHANG Li.Development
 and application of nuclear safety culture [J].
生决定性的阻碍。
 Nuclear Power Engineering, 1995, 16(5):443
福岛核电事故从工程建造的安全角度对核446.)
电厂提出了新的考验,在面临遭遇超过设计标准7]张玉敏,孙吉兵,朱春来,核安全与辐射安全舰
的安全事故时如何保证核电厂的安全运行成为当船防化,2008,(4):27-31.(ZHANG Yu--min
前核电厂设计和建造过程中着重考虑的问题,这
 SUN Ji-bing, ZHU Chun-lai. Nuclear safety
就要求在核电厂设计和运行的过程中,必须坚持
 and radiation safety J]. Ship Chemical and
 Radioactive Defense, 2008, (4): 27-31)
“安全第一,质量第一”的方针,总结各国核电8]朱继洲,单建强,核电厂安全[M].北京:中国电力
厂的经验,吸取三次核电事故的教训,不断用新出版社,2010.8:15-35.(ZHU Ji--zhou,SHAN
的先进标准对照,改进设计优化运行过程。
 Jian-qiang. Safety of nuclear power plant []
中国运行核电厂与发生事故的核电厂相比,
 Beijing: China Electric Power Press, 2010.8:15
设计技术水平有大幅度提高。设计上吸取了近年
35.)
来核电发展中的先进技术而且还在不断改进。在9周涛,陆道纲李悠然核安全文化与中国核电发展
U.现代电力,2006,23(5):16-23.(ZHOU Tao
建核电厂加上引进了世界上最先进的第三代核电
 LU Dao-gang, LI You-ran. Nuclear safety
技术,采用更安全的非能动型安全系统,并且核 culture and nuclear power development in China
电设计单位正在对技术进行消化吸收和再创新,. Modern Electric Power,200623(5)1623.)
结合重大事故的经验,设计出适合我国国情安全
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