第二章 核安全文化

三哩岛核电站简述

三里岛核电厂位于美国宾州哈里斯堡附近，共 有两台巴布寇克与威尔科克斯公司(B&W)生产 的900MW压水堆
– 一号机组于1974年投产 – 二号机组于1979年1月投产
每个反应堆有两个主环路，每个环路上各有一 台直流式蒸汽发生器，反应堆压力由稳压器维 持，正常情况下内装23m3水和20m3水蒸汽。稳 压器装有两台安全阀和一台电动卸压阀及其隔 离阀 1979年3月28日，投产仅三个月的2台机组发生 了轻水堆核电厂历史上最严重的事故。
棒； – 用作慢化剂和反射层的石墨砌体密封在一个壳体内，内充低 流量循环的氦氮混合气体； – 沸水冷却剂采用强迫循环，蒸汽直接供给汽轮机
奥布宁斯克RBMK
第一座核电站
1954年，前苏 联在莫斯科附 近的奥布宁斯 克建成了世界 上第一座核电 站，输出功率 为5000千瓦。 于当年６月启 用。于是，人 类开始了和平 利用原子能的 历史。
RBMK-1000的物理设计缺陷
对于一个充分慢化的石墨堆，它可能具有正的 反应性系数，不允许以20%以下的功率运行 由于反应堆体积巨大(高7米，直径12米)，氙135引起的不稳定因素使得该堆的控制变得很 复杂 很低的控制棒插入速度(0.4m/s)使得紧急停堆系 统难以跟踪快速瞬变.为此，运行规则要求堆内 始终有一定数量的控制棒插入到一定深度
2.1.4切尔诺贝利核电站
切尔诺贝利核电站（RBMK石墨水冷堆）位于乌 克兰首府基辅的北部接近白俄罗斯边境的一块平坦的 沼泽地上。切尔诺贝利核电站作为世界上最大的核电 站在当时绝不仅仅只是一座核电站，它还被赋予了太 多的政治含义———被认为是国家强大的象征。 该核电站共有4个装机容量为1000兆瓦的核反应堆 机组。其中1号和2号机组在1977年9月建成发电。3号 和4号于1981年开始并网发电。 1986年4月26日凌晨1时24分，切尔诺贝利核电站 第四号核反应堆进行的 ―半烘烤试验‖不幸发生逆火， 引发爆炸，核反应堆很快熔毁。成为世界上最严重的 核事故 据官方公布的数字，爆炸事件发生后，有31名紧 急支援人员死亡，200多人受到严重的放射性辐射，成 为人类利用核能史上的一大悲剧。
2.1.2核安全思想的演变

70年代－－设备与程序
– 技术的可靠性，设备与程序的质量，即优先考虑的是初始设计工作 – 设计中，采取了许多设备和措施以防事故的发生和限制事故的后果。 – 提出‘设计基准事故’的概念和‘单一故障准则’的原则，认为所
有的意外均在设计考虑中 – 程序的采用是为了减少认为错误，但程序将人的作用限制到最小 – 运行人员只要按照运行规程，将机组维持在原设计的水平上，就可 保证安全

80年代－－人因（三里岛事故后）
– 以预防人为失误为主要对象的核安全管理思想 – 通过组织管理减少人为失误，增加作为程序的使用者的可靠性的方
法 – 三里岛事故教训：有效管理可以减少人为失误

80年对末90年代—安全文化（切尔诺贝利）
– 集中于安全文化的发展，以使核安全水平得到改善
2.1.3三里岛事故
三哩岛事故简述－－事故演变



此后，事故经历了一个相当长而复杂的事件与响应过 程，事故后对此曾作过详细调查，发现卸压阀的隔离 阀曾被无意中关闭过，八分钟以后又被打开，这一开 启状态直到2.5小时左右才被发觉，随后关闭该阀中止 了泄漏过程 事故的第一阶段，操纵员曾被错误导向，认为主系统 水量太多，而实际情况正好相反。因此，当2分钟后安 注系统自动投入，开始冷却堆芯时，操纵员只让它运 行了几分钟，随后就关闭了。结果，堆芯裸露了几个 小时，此后情况才得到控制，而堆芯已广泛损坏了 事故后1小时，主泵很可能因气蚀而开始激烈振动，操 纵员于是关闭了两台主泵以避免轴封泄漏。然而，主 泵还在继续振动。40分钟后，其余两台主泵也停运了， 至此，主系统的强迫循环全部中断。大约3小时后，重 新启动了一台主泵，但终因振动过大，20分钟后再次 停运

切尔诺贝利核电站事故简述 起 因
机组年度计划停堆检修所作的一项试验 为了探索失电情况下由汽轮机惰转发电 维持主冷却系统短时工作的可能性 试验要求反应堆功率维持在25%左右的 水平上

切尔诺贝利核电站事故简述 事故演变 (1)



4月25日凌晨1点钟起，反应堆功率从满功率开始下降，降至50%， 按计划关闭了一台汽轮发电机。根据试验大纲，14点整堆芯应急冷 却系统被断开。 然而，由于地区电网调度的要求，推迟了进一步降功率过程，堆以 50%功率连续运行了近10个小时，造成堆芯氙浓度上升，抽出了更 多的控制棒来补偿氙毒 23点10分，恢复降功率过程，但功率自动控制系统已无法维持所预 定的～700－1000Mwt功率水平，实际功率跌至30Mwt（~1%）。 4月26日晨1时，操纵员成功地将功率恢复到200Mwt （~7%） ，但 是由于氙毒，操纵员所提升的控制棒数已经超出了运行规则的限制， 并且进一步提升功率也已不太可能 尽管如此，还是决定进行试验 在随后的准备工作中，反应堆被进一步推入了明显不许可的状态。 主环路的温度几乎达到饱和点，冷却剂流率超出限值，给水也失去 了平衡。
切尔诺贝利核电站简介

RBMK石墨水冷堆
– 石墨慢化、沸水冷却的压管式反应堆
4×1000兆瓦的核反应堆机组
– １号和２号机组在1977年９月建成发电 – ３号和４号于198压力管装载燃料与冷却剂，不停堆换料； – 燃料组件采用低浓UO2芯块，锆合金包壳，每组件含18根燃料
NRC后果严重性基准：每10000人雷姆可能导致2名癌症 死亡风险 3550人雷姆 ∼ 0.7例
三里岛事故的原因
核电厂本身存在设计缺陷和人员失误是主因 阀门位置的判断 对稳压器行为的认识 安注系统的中止 主控室质量问题 安全壳隔离 辅助厂房的放射性包容能力 辅助给水系统
三哩岛2号机组堆芯损坏状态
空洞
堆芯碎片
• 堆芯内上定位栅板几乎 未受影响 • 堆芯上部则有一个1.5 米深呈半球形的空穴， 其体积相当于堆芯总体 积的四分之一 • 空穴底部堆积着一层约 0.6米厚的堆芯碎片， 内含 UO2、锆合金和不 锈钢
三里岛事故对公众的剂量影响
0.5英里内公众个人最大剂量：100 mRem (1mSv) 20英里内公众平均剂量：＜0.1 mRem (1μSv) 50英里内公众总人数 2166万 集体剂量 3550人雷姆 （35.50人希沃）
Reactor accidents - Chernobyl 1986
The Chernobyl Unit 4 after the catastrophy
1986年4月26日，前苏联（现乌克兰境内）的切尔诺贝利核电站4 号机组发生爆炸，8吨多强辐射物质倾泻而出，使5万多平方公里 的土地受到污染，320多万人遭受核辐射的侵害。事故发生后，发 生爆炸的4号机组被用钢筋混凝土封起来，电站30公里以内的地区 被定为‚禁入区‛。
切尔诺贝利核电站堆型 石墨慢化压力管式沸水堆(RBMK)

用石墨作慢化剂，沸腾轻 水作冷却剂，轻水在压力 管内穿过堆芯而被加热沸 腾，堆芯内可装有1680根 燃料管。(燃料芯块外为锆 包壳)。反应堆是双环路冷 却，每个环路与堆芯840根 燃料管的平行垂直耐压管 相连，堆芯入口处冷却剂 温度为270 ℃进入燃料管道， 向上流动，被加热局部沸 腾，汇流到一边两个的四 个汽包中，汽包中的蒸气 直接进入汽轮机厂房，两 环路各对一台汽轮发电机 组(一堆两机)各发额定功率 一半的电功率。

三哩岛事故简述－－起因



在初始事件发生的时刻，所有给水泵和汽轮机均停运， 从而中断了主系统排热； 事件发生后15秒左右，三台辅助给水泵达到正常转速， 而同时主系统在停堆后开始升温升压而后稳压器卸压 阀开启； 第一个问题是辅助给水管线上的两台隔离阀意外地处 于关闭状态，违反了技术规格书要求。这很可能与事 故前两天的维修工作有关。结果，二次侧无冷却水流， 导致蒸汽发生器内的残水在2分钟内蒸干； 第二个问题是，15秒钟后卸压阀接到关闭信号却未能 回座。结果主系统形成泄漏，大体相当于小破口失水 事故。主控室仪表盘上信号灯显示卸压阀已经断电， 操纵员误认为该阀已关闭。当时主要阀门并无阀位的 直接显示。
•2.1.4切尔诺贝利核电站事故
2.1.1核安全与核事故



核电站虽然不能绝对保证不发生严重事故， 公开资料 统计，因核事故和核辐射致死73人。但是，核事故给 人们造成的印象实际上是远远超出了事实本身。 就整个核电发展史而言，切尔诺贝利事故在全世界８ ０００多堆／年的核电运行史中，只是一次严重事故 人类在开采和利用传统燃料的过程中，却不断发生严 重事故和疾病。据统计，每年有数百万人因利用传统 燃料而患病，每年约３００万人因传统燃料造成的空 气污染而死亡。 核电事故后，国际上加强了核安全的合作，建立了国 际核安全体系，开发了一批优化设计、简化系统、改 善人机关系、安全先进的堆型，当新堆型新世纪初叶 投入商业应用后，人们完全可以解除对核电站安全性 的担心。
核电站安全
主讲： 杜文静 电话： 88399000-2511 Email：wjdu@
第二章 核安全文化

2.1核事故与核安全思想的发展 2.2核安全文化的理念和内容
§2.1 核事故与核安全思想的发展
•2.1.1核安全与核事故
•2.1.2核安全思想的演变
•2.1.3三哩岛核电站事故
核电厂用的压水反应堆有一个厚厚的钢质贺筒形外壳，腰部有几个进水品和出水口，称 为压力容器，900兆瓦的压水堆， 其压力容器高12米，直径3.9米，壁厚约0.2米。 压力 容器内是堆芯，堆芯由燃料组件和控制棒组件等组成。水在它们的间隙中流过。水在此起两 个作用，一是降低中子的速度使之易于被铀－235核吸收，二是带出热量。900兆瓦 的压水堆 一般装有157个燃料组件，约含80吨二氧化铀。 压力容器顶装有控制棒驱动机构，通过 改变控制棒的位置来实现开堆、停堆（包括紧急停堆）和调节功率的大小。