核事故與國內(nèi)現(xiàn)役核電機組核安全措施

宋祖榮，潘 翔，車樹偉

(1.環(huán)境保護部核與輻射安全中心，北京100082；2.華北電力大學能源動力與機械工程學院，北京102206)

核能發(fā)電簡稱核電，是原子核發(fā)生裂變或聚變反應時產(chǎn)生的能量進行發(fā)電的過程。利用核能發(fā)電有利于優(yōu)化國家或區(qū)域能源結構，提高能源安全性和經(jīng)濟性，對經(jīng)濟社會發(fā)展發(fā)揮著重要作用。截至2011年1月底，全世界正在運行的核電機組有442座，運行的核電廠主要分布在北美、亞洲和歐洲，核電發(fā)電量約占全球發(fā)電量的16%[1]。

1991年12月15日，秦山核電站并網(wǎng)發(fā)電，我國成為繼美、英、法、蘇聯(lián)、加拿大、瑞典之后世界上第7個能夠自行設計、建造核電廠的國家[2]。目前，我國正在運行的核電機組有13座，位列世界第11，裝機容量1116.9萬kW，占國內(nèi)電力總裝機容量的1.16%，年發(fā)電量相當于3172萬t標準煤的發(fā)電量[3]。核電廠泄漏等事故造成的核輻射有可能對人類造成傷害并對環(huán)境造成不利影響，因此防止核泄漏等事故并保證核電廠的安全運行，是首要考慮的問題。隨著核技術的發(fā)展和應用，核安全與輻射安全越來越受到重視。在核電發(fā)展初期就確立了重視安全的許多基本原則，特別強調(diào)從設計上和設備可靠性上保證核事故不發(fā)生[4]。

本文通過分析當前我國運行的核電機組反應堆的形式和采用安全系統(tǒng)，分析核安全和輻射安全的措施，結合核電廠建設運行至今所發(fā)生的重大泄漏事故，提出當前投運機組和廣泛建設的機組的安全措施建議。通過對我國現(xiàn)今運行和建設中的核電機組的安全措施的分析，對核電廠安全保證體系提出有指導性建議。

1 核電廠事故及分析

迄今為止，全球范圍內(nèi)所發(fā)生過有較大環(huán)境影響的核電事故有三次，分別為1979年3月美國三哩島核泄漏事故，1986年4月蘇聯(lián)切爾諾貝利核電站事故，2011年3月日本福島核電站核泄漏事故。

1.1 美國三哩島核泄漏事故

美國三哩島核電站為美國設計制造的第二代核電站，位于賓夕法尼亞州。三哩島壓水堆核電站2號堆于1979年3月28日發(fā)生的堆芯失水而熔化和放射性物質(zhì)外逸的重大事故。該事故是由于二回路的水泵發(fā)生故障后，二回路的事故冷卻系統(tǒng)自動投入，但之前工人檢修后未將事故冷卻系統(tǒng)的閥門打開，致使冷卻系統(tǒng)自動投入后，二回路的水仍斷流。當堆內(nèi)溫度和壓力在此情況下升高后，反應堆自動停堆，卸壓閥也自動打開，放出堆芯內(nèi)的部分汽水混合物。當反應堆內(nèi)壓力下降至正常時，卸壓閥由于故障未能自動回座，使堆芯冷卻劑繼續(xù)外流，壓力降至正常值以下，于是應急堆芯冷卻系統(tǒng)自動投入，但操作人員未判明卸壓閥沒有回座，反而關閉了應急堆芯冷卻系統(tǒng)，停止向堆芯內(nèi)注水。這一系列的管理和操作失誤與設備故障使故障急劇擴大，造成堆芯熔化的嚴重事故。

1.2 蘇聯(lián)切爾諾貝利核電站事故

切爾諾貝利核電站位于烏克蘭蘇維埃共和國境內(nèi)。1986年4月26日，核電站的第4號核反應堆在進行半烘烤實驗中由于人工錯誤，引起爆炸，核反應堆全部炸毀，大量放射性物質(zhì)泄漏，成為核電時代以來最大的事故。核輻射泄漏，導致事故后前3個月內(nèi)有31人死亡，之后15年內(nèi)有6萬～8萬人死亡，13.4萬人遭受各種程度的輻射疾病折磨，方圓30 km地區(qū)的11.5萬多民眾被迫疏散。

1.3 日本福島核電站事故

日本福島核電站是目前世界上最大的核電站，由福島第一核電站、福島第二核電站組成，共10臺機組（第一核電站6臺，第二核電站4臺），均為沸水堆。受日本大地震影響，福島第一核電站損毀極為嚴重，大量放射性物質(zhì)泄漏到外部。6臺現(xiàn)役核電機組，1至4號機組在地震及海嘯中受到嚴重影響，其中，1、2號和3號機組發(fā)生不同程度的爆炸；4號機組發(fā)生火災；5、6號機組曾一度發(fā)生險情，最終控制在冷停堆狀態(tài)。最后的處理情況是福島第一核電站的1至6號機組將全部永久廢棄[5－6]。

1.4 事故原因分析

在三哩島核電事故整個過程中，核反應堆的各項保護系統(tǒng)均按照設置正常投運，造成事故的除了檢修過程中忘記打開事故冷卻系統(tǒng)閥門外，人為操作的因素導致了事故的發(fā)生及進一步惡化。事故的根本原因在于核電廠主控室人因工程設計人員培訓信息交流運行管理等方面的缺陷以及美國核安全管理委員會的安全管理政策技術路線和工作作風的失誤。在這次事故中，主要的工程安全設施都自動投入，同時由于反應堆有幾道安全屏障（燃料包殼，一回路壓力邊界和安全殼等），因而無一傷亡，在事故現(xiàn)場，只有3人受到了略高于半年的容許劑量的照射。核電廠附近80 km以內(nèi)的公眾，由于三哩島事故，平均每人受到的劑量不到一年內(nèi)天然本底的百分之一，因此，三哩島事故對環(huán)境的影響較小。100 t鈾燃料雖然沒有熔化，但有60%的鈾棒受到損壞，反應堆最終陷于癱瘓。三哩島事故由國際原子能機構定義為第五級核電事故。

三哩島事故表明，盡管出現(xiàn)了維修錯誤和設備故障，如果沒有運行人員錯誤干預，安全系統(tǒng)按照設計自動投入，堆芯部分熔化事故本可避免發(fā)生。事故后，為減少人為失誤，各國核電廠在加強運行人員培訓，改進人機接口、運行監(jiān)控和主控設計等方面做了大量改進，針對嚴重事故的預防和緩解開展了大量的研究工作。大部分成果已經(jīng)納入到核安全法規(guī)和標準，并在核電廠的改造中予以實施，從而提高了之后核電廠的安全水平。

切爾諾貝利核電廠的RBMK-1000核電機組采用的是蘇聯(lián)設計和制造的大型石墨沸水反應堆，使用石墨作為慢化劑，沸騰輕水作冷卻劑，輕水在壓力管內(nèi)穿過堆芯而被加熱沸騰，反應堆是雙環(huán)路冷卻。切爾諾貝利核電站RBMK反應堆堆芯堆體結構，與蘇式石墨生產(chǎn)堆的結構極為類似，反應堆廠房是一個沒有門窗的密封廠房，沒有“安全殼”。同時反應堆是壓力管式，由壓力管承壓，石墨砌體直徑很大，所以也沒有壓力殼。RBMK石墨沸水堆設計本身存在著安全隱患，是堆設計中留下的缺陷，也是這次事故的內(nèi)在原因。國際原子能機構將該次事故定義為第七級核電事故。

切爾諾貝利核電事故中，第二代技術的石墨沸水反應堆，事故發(fā)生的潛在原因是該核電站所采用的核反應堆存在嚴重的設計缺陷，采用的是高溫下工作的石墨反應堆。安全措施方面，該反應堆沒有安裝安全殼，致使在放射性物質(zhì)溢出時沒有有效的物質(zhì)阻擋。運行人員執(zhí)行的實驗程序考慮不周，粗暴地違反操作規(guī)程是導致這次事故的直接原因。該事故的教訓客觀上推動了核安全文化，以及立足于更加重視人的因素而提高核安全水平的改進。同時使得核電廠的運行人員明確了安全觀念：不能認為達到安全標準后就不需要對設備進行干涉。任何系統(tǒng)的安全是伴隨其技術水平的提高而提高，同時運行人員在掌握設備安全運行的規(guī)范以外，要樹立安全操作的意識。

日本福島核電站采用的是20世紀60年代的第二代技術的沸水堆技術，技術上有較大缺陷。反應堆采用的是單回路循環(huán)，具有放射性的冷卻水直接進入汽輪機常規(guī)島，常規(guī)島的安全防護措施等級較核島低，一但發(fā)生事故具有放射性的給水和蒸汽將直接泄漏至環(huán)境中。反應堆中，控制棒從堆芯底部向上插入，斷電時容易失效，引起事故。沸水堆蒸汽回路的壓力較小，蒸汽回路的抗壓能力小于壓水堆，容易引起失水事故。福島核電機組抗震能力設計不足，沒有抵抗如此高等級的地震；海嘯預防的安全裕度不足，伴隨地震而來的海嘯將該電站絕大部分電源切斷，以致沒有足夠電力供給保證反應堆堆芯的冷卻量。日本原子能安全保安院根據(jù)國際核電事故分級將該次事故定義為第七級核電事故。

福島核電廠事故中，在地震發(fā)生至海嘯來臨的期間，電站與外部電網(wǎng)斷開時，應急柴油發(fā)電機組保證了反應堆的電力供給，各項保護措施均正常投運。海嘯致使柴油發(fā)電機停運后，反應堆無法維持正常冷卻，最終導致堆芯燃料包殼上的鋯與水反應生成大量氫氣，導致燃燒和氫爆。該事故中，由于地震及海嘯超過原設計的安全指標，電站應急安全系統(tǒng)無法正常運行，導致事故發(fā)生。

2 國內(nèi)核電廠安全措施及事故應對

核電廠事故不僅會影響其自身的運行，而且會波及周圍環(huán)境，甚至擴散至廣大范圍。核電廠在正常運行情況下應該保證排放的放射性輻射小于規(guī)范規(guī)定的水平；在事故情況下反應堆保護系統(tǒng)及專設安全設施必須能及時投運，確保堆芯安全、限制事故發(fā)展，防止大量放射性物質(zhì)泄漏到環(huán)境中。

2.1 核安全及輻射安全

在核技術研究、開發(fā)及應用的各個階段，核設施設計、建造、運行及退役的各個階段，為使核技術應用過程中或核設施運行和退役過程產(chǎn)生的輻射對從業(yè)人員、公眾和環(huán)境的不利影響降低到可接受的水平，從而取得公眾的信賴，所采取的全部理論、原則和全部技術措施及管理措施的總稱[7]，稱為核安全和輻射安全措施。

核安全措施與輻射安全措施的總目標各不相同。核安全的總目標為：在核電廠建立并維持一套有效的防御措施，以保證人員、社會及環(huán)境免受放射性危害?？偟暮税踩繕擞奢椛浞雷o目標和技術安全目標相互補充，相輔相成。輻射防護的目標：保證在所有運行狀態(tài)下的核電廠內(nèi)的輻射照射或由于該核電廠任何計劃排放放射性物質(zhì)引起的輻射照射保持低于規(guī)定限值并且合理可行盡量低，保證減輕任何事故的放射性后果。

保證核安全與輻射安全的通過技術手段要達到的目標稱為：技術安全目標，即采取一切合理可行的措施防止核電廠事故，并且在發(fā)生核事故時減輕其后果；對于在設計該核電廠時考慮過的所有可能事故，包括低概率事故，要以高可信度保證任何放射性后果盡可能小于且低于規(guī)定限值；并保證有嚴重放射性后果的事故發(fā)生的概率。

2.2 多層次防御措施

我國現(xiàn)役及在建核電廠，在設計上考慮了可能發(fā)生的事故的多個層次的防護問題，并對其應對采取一定措施[8]。防御層次分為五層：

第一層次防御：側(cè)重考慮對事故預防，要求核電廠的設計必須具有穩(wěn)定性和安全性。

第二層次防御：任務在于防止運行中出現(xiàn)的偏差發(fā)展成為事故，由核電廠設置的保護裝置和系統(tǒng)來完成。

第三層次防御：限制事故引起的放射性后果，是對前兩道防御的補充，以保障公眾的安全。主要應對發(fā)生概率較低但必須從安全角度加以考慮的事故。

第四層次防御：使針對超過設計基準的嚴重事故的考慮，確保放射性釋放保持在盡可能低的水平。在事故發(fā)生時防止事故擴大并減輕事故。

第五層次防御：為廠外應急響應，目的在于減輕放射性物質(zhì)向外部環(huán)境釋放所造成的影響。

通過這五層防御機制，能夠有效地保證核安全與輻射安全。其中，第一和第二層次防御面向核電廠正常運行中發(fā)生的事故。第三和第四層次防御目的在于核電廠發(fā)生事故后將事故帶來的輻射危害水平限制在廠區(qū)及附近。第五層次防御側(cè)重于當嚴重核泄漏事故發(fā)生時，減小核輻射對廠區(qū)外以至更大范圍內(nèi)的危害。

核電事故造成的影響范圍大，持續(xù)時間長，對生物和生存環(huán)境危害大，因此核安全和輻射安全已經(jīng)成為各國核電項目首要考察的目標。從防御層次的問題上來看，三次重大事故出現(xiàn)問題的原因并不一致。

三哩島事故最終沒有突破第四層次防御，被設計的安全屏障安全阻擋。切爾諾貝利事故及福島核電事故突破了核電廠設置的所有防御措施并且造成嚴重的核輻射污染后果。迄今為止，我國在運行的核電廠中沒有突破第二層次防御的核事故發(fā)生。

3 現(xiàn)役核電廠及安全措施

目前，商業(yè)運行中的核電廠都是利用核裂變反應來發(fā)電，投運和在建的核電廠類型主要是壓水堆核電站、重水堆核電站、沸水堆核電站、快堆核電站和氣冷堆核電站等。我國現(xiàn)役機組均采用的是第二代核電技術建造的壓水堆和沸水堆機組，機組功率為300～900 MW。

以秦山核電站為例，秦山核電站為我國自行設計和建造的第一座核電站，采用第二代技術CNP300、第二代改進技術CNP650（二期）技術和CANDU6技術（三期），反應堆為壓水堆，采用二回路。安全殼覆蓋了一回路與反應堆，二回路中水與一回路中水經(jīng)表面式換熱后離開核島進入汽輪機做功。反應堆的控制棒是從上到下插入堆芯，即使電力中斷失去提升動力控制棒將完全落入堆芯停止反應。增強反應堆固有安全性反應堆冷卻系統(tǒng)具有自然循環(huán)能力，即使主泵失電停轉(zhuǎn)，靠泵的惰性和水的自然循環(huán)，也能將余熱導出。反應堆設置了三道防放射性物質(zhì)外逸屏障：1）高強度、耐腐蝕、吸收中子少的鋯合金包殼管，它密封二氧化鈾燃料及裂變后的放射性物質(zhì)，使之與外界隔離。2）密封耐壓的反應堆壓力容器和一回路系統(tǒng)，它保證冷卻堆芯，密封放射性水、汽，阻止其向外泄漏。3）全封閉的安全殼廠房，壁厚1 m的預應力鋼筋混凝土結構,將反應堆和一回路主系統(tǒng)封閉在內(nèi)，以保證即使在反應堆大失水事故、可能燒毀時，也能將放射性物質(zhì)密封在內(nèi)。

秦山核電站抗震級別設定為遭遇6級地震可以保證安全運行，遭遇7級地震可以實現(xiàn)安全停堆。設置了防洪水、海潮、臺風、龍卷風等自然災害措施。其中海堤高度9.7 m，能抵御高潮位與大風浪疊加。二期工程和三期工程在一期工程的基礎上更加著重考慮安全系統(tǒng)和防御自然災害的能力，機組安全性能較一期有大幅度提升。

之后建設的大亞灣核電站，采用法國第二代核電技術M310建造的壓水堆。之后建造的嶺澳核電站和田灣核電站，采用的技術標準在秦山核電站的基礎上有進一步提高。

4 我國核電廠安全技術及防護措施

4.1 反應堆安全問題

從三次事故中可以看出：導致反應堆出現(xiàn)事故的最終原因，均為堆芯熱量無法排出，導致堆芯過熱，出現(xiàn)爆炸和核泄漏等事故發(fā)生。為了保證安全，在核電廠各種運行狀態(tài)下、在發(fā)生設計基準事故期間和之后，以及盡可能在發(fā)生超設計基準事故的事故工況下，都必須執(zhí)行下列基本安全功能：

1）控制反應性；

2）排出堆芯熱量；

3）包容放射性物質(zhì)和控制運行排放，以及限制事故釋放。

如果不能及時執(zhí)行以上安全功能，則會導致核電事故的發(fā)生。

4.2 核安全文化

三次核電事故中，三哩島核電事故和切爾諾貝利事故均與員工的操作失誤有著直接的聯(lián)系，因此，提高員工對核安全認識和對事故預防的意識，有著重要意義，我國核電廠中著重加強了員工的核安全文化培養(yǎng)。

核安全文化定義為：在核電廠中，運行人員樹立將核電廠安全問題置于首要問題觀念。運行人員遵守規(guī)定和條例是保證核電廠安全運行的最基本要求，是核安全文化的重要組成部分[9]。我國核電廠在學習國外先進管理理念和總結實際運行經(jīng)驗的基礎上，在核安全文化建設方面結合核電廠特點對核安全文化制定了一系列要求：

1）貫徹安全第一的標準，質(zhì)量第一的思想；

2）提出人人都是一道屏障的觀念。要求每位員工都應樹立對核安全、社會、公眾負責的高度責任感；

3）注重操作透明，經(jīng)驗反饋，以便最大限度地減少差錯；

4）鼓勵主動尋找問題，減少事故隱患。

從提高員工的核安全文化開始，減少操作人員的錯誤操作對保證核電廠的安全運行有著直接的作用，同時加強對日常操作的監(jiān)管力度，可以防止操作失誤等情況的發(fā)生。就安全文化表現(xiàn)而言，首先由單位的政策和管理者的活動確定目標；而后要求每個員工的響應，員工在核安全體制中工作，并從中受益。事情的成功取決于兩方面的因素，即政策和管理方面以及每個人本身的承諾和能力。

4.3 核技術安全防護措施對比

中國當前在運行的核電站技術程度較發(fā)生事故的三座核電站建造和運行的技術水平更高，吸收了核電發(fā)展四十年以來的設計、建造和運行上的經(jīng)驗，并借鑒當前建造的第三代核電站的部分理念，屬于二代改進型核電站。

與切爾諾貝利核電站相比，增加了安全殼，同時設置了安全殼過濾排放系統(tǒng)，防止安全殼超壓失效，這樣減小了類似于福島核電事故中安全殼超壓的情況。同時設置防氫爆措施，當測量儀反應氫氣濃度超標時，啟動移動式氫復合裝置抽取安全殼內(nèi)的空氣通過通風系統(tǒng)將氫氣與氧點火化合成水使其不至于積累。

與福島核電站相比，國內(nèi)核電廠反應堆核電均采用二回路形式，反應堆冷卻水不直接進入常規(guī)島。發(fā)生事故時，可以將輻射物質(zhì)均隔離于安全殼內(nèi)。導致福島核電站事故的主要問題是超過設計值的由地震引發(fā)的海嘯，電站設計洪水高程設防為5.7 m，而海嘯高度為14 m左右。我國核電廠中洪水和海嘯預防高度為9.7 m左右，因此，有必要對海嘯方面進行重新安全考慮及預防。

在核電站設計和運行過程中，安全措施面對超過設計安全指標自然災害時，如何將造成的核電事故限制在第五防御層次內(nèi)，成為當今核電廠面臨的重要問題。核電廠能否抵御出現(xiàn)的超于設計值的自然災害，除了充分相信安全系統(tǒng)和防御自然災害的能力外，還應該考慮超出承受能力的災害來襲后，核電廠的安全停堆和核泄漏預防問題。

5 總結

隨著中國工業(yè)化進程的加快，國內(nèi)工業(yè)對電力的需求量在“十二五”后，增加的速度超過常規(guī)能源和可再生能源的增速。發(fā)展核電工業(yè)成為勢在必行的趨勢，核電事故的發(fā)生，會極大延緩核電工業(yè)的發(fā)展，但是難以對核電工業(yè)的發(fā)展產(chǎn)生決定性的阻礙。

福島核電事故從工程建造的安全角度對核電廠提出了新的考驗，在面臨遭遇超過設計標準的安全事故時如何保證核電廠的安全運行成為當前核電廠設計和建造過程中著重考慮的問題，這就要求在核電廠設計和運行的過程中，必須堅持“安全第一，質(zhì)量第一”的方針，總結各國核電廠的經(jīng)驗，吸取三次核電事故的教訓，不斷用新的先進標準對照，改進設計優(yōu)化運行過程。

中國運行核電廠與發(fā)生事故的核電廠相比，設計技術水平有大幅度提高。設計上吸取了近年來核電發(fā)展中的先進技術而且還在不斷改進。在建核電廠加上引進了世界上最先進的第三代核電技術，采用更安全的非能動型安全系統(tǒng)，并且核電設計單位正在對技術進行消化吸收和再創(chuàng)新，結合重大事故的經(jīng)驗，設計出適合我國國情安全標準的核電機組。繼續(xù)執(zhí)行在確保核電安全的前提下積極有序地發(fā)展核電工業(yè)。

[1]張玉敏，朱春來. 核電發(fā)展與日本福島核電站核泄漏簡析[J]. 艦船防化，2011,(4):1-7.（ZHANG Yumin, ZHU Chun-lai. Nuclear power development and brief analysis of Fukushima nuclear leakage[J], Ship Chemical and Radioactive Defense,2011, (4):1-7.）

[2]中國核電信息網(wǎng). 中國核電站一覽[EB]，中國核電信息網(wǎng)，2009,03,13.（Heneng.Net. Outline of nuclear power plants in China [EB], www.heneng.net.cn,2009.03.13.）

[3]核電廠概述[J]. 核電資訊,2011, (3):68-69.（Overview of nuclear power plant [J]. Nuclear Power Information,2011, (3):68-69.）

[4]IAEA INSAG-6 Probabilistic Safety Assessment(1992)[R].

[5]張力. 日本福島核電站事故對安全科學的啟示[J]. 中國安全科學學報，2011，21(4)：3-6.（ZHANG Li,Revelation of Fukushima nuclear power plant accident to safety science [J]. Academic Journal of China Safety Science，2011,21(4):3-6.）

[6]張力. 核安全文化的發(fā)展與應用[J]，核動力工程，1995,16(5)：443-446.（ZHANG Li. Development and application of nuclear safety culture [J],Nuclear Power Engineering,1995,16(5):443-446.）

[7]張玉敏，孫吉兵，朱春來. 核安全與輻射安全[J]. 艦船防化，2008，（4）：27-31.（ZHANG Yu-min,SUN Ji-bing, ZHU Chun-lai. Nuclear safety and radiation safety [J]. Ship Chemical and Radioactive Defense,2008, (4):27-31）

[8]朱繼洲,單建強. 核電廠安全[M]. 北京：中國電力出版社，2010.8：15-35.（ZHU Ji-zhou, SHAN Jian-qiang. Safety of nuclear power plant [M].Beijing: China Electric Power Press,2010.8:15-35.）

[9]周濤, 陸道綱, 李悠然. 核安全文化與中國核電發(fā)展[J]. 現(xiàn)代電力，2006，23(5)：16-23.（ZHOU Tao,LU Dao-gang, LI You-ran. Nuclear safety culture and nuclear power development in China[J]. Modern Electric Power,200623(5):16-23.）