核电厂的严重事故共109页文档
核反应堆安全分析-核安全-核技术-5.5核电厂的严重事故
第五章: 核电厂严重事故
目录
5.1 严重事故过程和现象 5.2 堆芯熔化过程 5.3 压力容器内的过程 5.4 安全壳内的过程 5.5 严重事故管理 5.6 核电厂事故应急管理 5.7 三里岛事故 5.8 切尔诺贝利事故 5.9 日本福岛核电站事故
5.5 严重事故操作管理 5.5.1 事故管理的基本任务 核电厂事故管理的基本任务
5.5 严重事故操作管理 5.5.4 严重事故的预防措施 一次侧
应急堆芯冷却注射含硼水； 高压安全注射加主系统上充下泄，主系统减压引入应 急堆芯冷却系统注射，包括启用安全注射箱上充下泄， 利用可能的替代水源和替代泵实现应急注入； 启用主要泵不免压力冲击； 发生SGTR后切断或减少高压安全注射流量。爆炸而 作用在安全壳上的负荷
5.5 严重事故操作管理 5.5.4 严重事故的预防措施 二次侧
小破口失水事故和瞬变下，推迟给水以节省水资源； 在丧失热阱情况下，开启阀门快速减压，利用移动泵 给水； 丧失主给水源时利用除盐水； 利用消防水。
5.5 严重事故操作管理 5.5.4 严重事故的缓解措施
防止高压熔堆 安全壳热量排出与减压 消氢措施 保障安全壳功能
5.5 严重事故操作管理 5.5.---威胁可以用过滤器通风装置加以缓解。 氢气燃烧-------安装非能动催化复合器。 直接安全壳加热-----在压力容器损坏之前将主系统卸压。 安全壳的密封性(短期和长期)-----加强对安全壳密封性的 探测和控制。 安全壳中堆芯熔化碎片的可冷却性-----蒸汽爆炸------降低由于蒸汽爆炸而作用在安全壳上的负 荷
① 预防堆芯损坏 ② 中止已经开始的堆芯损坏过程，将燃料滞留于主
系统压力边界以内 ③ 在一回路压力边界完整性不能确保时，尽可能长
教学课件：第五章-核电厂的严重事故
严格遵守安全规定
核电厂工作人员必须严格 遵守安全规定，确保操作 过程的安全性。
提高员工安全意识
通过培训和教育，提高员 工的安全意识和应对突发 事件的能力。
应急预案
制定应急预案
针对可能发生的核电厂严 重事故，制定详细的应急 预案。
建立应急响应队伍
组建专业的应急响应队伍， 负责事故发生后的紧急处 理和救援工作。
严重事故的管理和应对措 施
为了应对核电厂严重事故，需 要采取一系列的管理和应对措 施。这些措施包括早期预警、 应急响应、疏散和救援等，旨 在减轻事故后果并保护公众和 环境安全。
展望
01
未来核安全改进的方向
随着核能技术的发展和核安全要求的提高，未来核安全改进的方向包括
提高反应堆设计的安全性、加强核设施的监管和监测、提高应急响应能
心理压力
事故产生的恐慌、焦虑和不确定性对受影响人群造成巨大的心理压力，可能导致 创伤后应激障碍等心理疾病。
对环境的影响
辐射污染
核事故释放的放射性物质可能污染水源、土壤、植被等环境 要素，影响生态平衡和生物多样性。
长期环境修复
需要长期的环境监测和清理工作，以降低核事故对环境的长 期影响。
对社会的影响
严重事故的起因和过程
核电厂严重事故通常由反应堆 冷却剂系统失效或失去外部电 源引发。这些事件可能导致反 应堆堆芯过热、熔化，进而引 发蒸汽爆炸和放射性物质释放 。
严重事故的后果和影响
核电厂严重事故可能导致放射 性物质释放到环境中，对人类 健康和环境造成严重影响。这 些影响包括急性辐射病、长期 健康影响以及生态系统的破坏 。
定期演练
对应急预案进行定期演练， 提高应急响应队伍的实战 能力和协调配合能力。
第5章 核电厂的严重事故
1.碎片的重新定位
（3）下腔室中碎片床的冷却特性取决于碎片床
的结构（几何形状、颗粒大小、孔隙率以及它们 的空间分布特性）及连续对压力容器的供水能 力。在冷却过程中将有放射性物质进入安全壳。 如果不能冷却燃料碎片，那燃料碎片将在下 腔室中再熔化，形成熔融池。流体的自然对流会 使压力容器下封头局部熔化。下封头损坏后，熔 融的燃料进入堆坑。堆坑中有水，熔融物与水相 互作用可能引发压力容器外蒸汽爆炸。这蒸汽爆 炸可以严重损坏安全壳厂房。
核电厂的严重事故
核电厂严重事故是指核反应堆堆芯大面积燃料包壳失 效，威胁或破坏核电厂压力容器或安全壳的完整性，并引 发放射性物质泄漏的一系列过程。 严重事故可分为两大类：堆芯熔化事故和堆芯解体事 故。 堆芯熔化事故是由于堆芯冷却不充分，引起堆芯裸露、 升温、直至堆芯熔化的过程。其发展较为缓慢，时间尺度 为小时量级；三哩岛事故属此类。 堆芯解体事故是由于快速引入巨大的正反应性，引起功 率陡增和燃料碎裂的过程，其发展非常迅速，时间尺度为 秒量级。切尔诺贝利事故属此类。
2 熔落的燃料与冷却剂的相互作用和蒸汽爆炸
在反应堆严重事故环境中，当熔化的堆芯物 质与水接触时，可能发生快速传热，引发蒸汽 爆炸。有可能发生压力容器内和压力容器外两 种典型的蒸汽爆炸。 轻水反应堆风险评价中，蒸汽爆炸是一个争 论的课题。蒸汽爆炸评查小组（1985）得出的 结论是：概率极低，可以忽略。 在低压下的蒸汽爆炸: (a)熔融的燃料初始是在冷却剂水池之上。 (b)落入水池，大的熔融燃料单元的分散，在 燃料和冷却剂之间产生粗粒的混合物，传热较 弱，在交界面膜状沸腾。
DCH
氢气爆炸
安全壳超压失效
如工程措施的干预或通风
5.1 严重事故过程和现象
主事件系统
电力生产事故案例
电力生产事故案例电力生产是一个至关重要的行业，为社会各个方面的发展提供了基础支持。
然而，由于操作失误、设备损坏、自然灾害等各种原因，电力生产过程中的事故一直存在着一定的风险。
下面将介绍几个有代表性的电力生产事故案例。
案例一：切尔诺贝利核电站事故1986年4月26日，前苏联乌克兰切尔诺贝利核电站进行了一次安全试验，结果导致核反应堆四号的爆炸和熔核。
事故造成了至少31人直接死亡，以及数千人的疾病和早逝。
核反应堆周围的区域被迫撤离，成为一个永久的辐射禁区。
切尔诺贝利核电站事故被认为是历史上最严重的核事故之一，对核能发展产生了深远影响。
案例二：日本福岛核电站事故2024年3月11日，日本东北地区发生9.0级地震及海啸，导致福岛核电站发生了一系列严重事故。
海啸冲击了电厂的防护墙，造成了核反应堆冷却系统的失效，导致核燃料棒过热并释放了大量的放射性物质。
事故导致数百人直接死亡，以及数万人被迫撤离，部分地区至今无法居民居住。
福岛核电站事故被认为是自切尔诺贝利事故以来最严重的核事故。
案例三：中国东北电网降压事故2003年12月24日，中国东北电网发生了一起严重的降压事故，导致全国范围内的大面积停电。
事故起因是由于技术操作失误，在实施大规模检修时，误操作引起了负荷跳变，导致整个电网频率和电压突然下降。
事故造成了中国东北地区及周边地区超过8000万人停电，给社会经济生活带来了严重影响。
案例四：土耳其苏尔东煤矿事故2024年5月13日，土耳其苏尔东煤矿发生火灾，致使301名矿工丧生，成为土耳其历史上最严重的矿难事故之一、事故原因包括电力故障、设备损坏以及缺乏紧急疏散措施等多个因素。
该事故揭示了煤矿安全管理的缺陷和监管不力的问题。
以上案例反映了电力生产事故对人民生命财产以及环境所造成的巨大危害。
在电力生产过程中，要注重安全管理，加强设备维护和运行监测，提高员工的安全意识和技术水平。
同时，政府应该加强对电力行业的监管，完善相关法规和制度，确保电力生产过程的安全可靠。
核电厂事故案例分析与教训
核电厂事故案例分析与教训核电厂事故，这可不是闹着玩儿的事儿！咱们今儿就来好好扒一扒那些让人揪心的核电厂事故案例，顺道琢磨琢磨能从里头吸取啥教训。
先来说说大名鼎鼎的切尔诺贝利核事故。
那场面，简直就是一场噩梦！1986 年 4 月 26 号的那个凌晨，乌克兰普里皮亚季市的切尔诺贝利核电厂 4 号反应堆突然就炸了。
当时有一群工人正在进行一项测试，结果操作失误，引发了一系列可怕的连锁反应。
我记得有个纪录片，里面详细展现了事故后的场景，那真叫一个惨不忍睹。
周边的房屋、树木，全都被放射性物质给污染了。
好多人在毫无防备的情况下就暴露在了高强度的辐射中。
有个居民回忆说，当时就看到天空中出现了一道奇异的光，然后紧接着就是一股强大的冲击力，窗户玻璃瞬间就碎了。
再说三里岛核事故。
1979 年 3 月 28 日，美国宾夕法尼亚州的三里岛核电站二号堆也出了岔子。
冷却系统故障导致反应堆堆芯部分熔化。
虽说这次事故没有像切尔诺贝利那么恐怖，但也把大家吓得够呛。
当时在附近居住的一位老太太，后来跟别人讲，她一开始根本不知道发生了啥，就觉得空气里好像有股怪怪的味道，后来才知道是核电厂出了事。
这事儿让她之后好长一段时间都睡不好觉，总担心自己的健康会出问题。
这些事故带来的后果那可太严重了。
首先就是人员伤亡。
好多在事故现场的工人，还有周边无辜的居民，都因为受到了大量的辐射，患上了各种各样的重病，甚至失去了生命。
而且，核辐射这玩意儿可不是一时半会儿就能消失的，它会长期影响当地的生态环境。
土地被污染了，种不了庄稼；河水被污染了，鱼也没法生存。
那咱们能从这些惨痛的事故中吸取啥教训呢？第一，操作一定要规范！那些工人在操作的时候但凡能严格按照流程来，也许很多事故就能避免。
就像咱们平时做数学题，步骤错了，答案能对吗？第二，安全设备得靠谱！核电厂的那些冷却系统、防护装置啥的，必须得经常检查、维护，关键时刻可不能掉链子。
第三，应急响应要迅速。
一旦出了事，得马上有一套有效的应对措施，不能手忙脚乱的。
核电厂事故分析
第一章绪论1.1 世界核电的发展概况能源是社会和经济发展的基础，是人类生活和生产的要素。
随着社会的发展，能源的需求也在不断扩大。
从能源的供应结构来看，目前世界上消耗的能源主要来自煤、石油、天然气三大资源，这三种能源不仅利用率低，而且对生态环境造成严重污染。
为了缓解能源矛盾，除了应积极开发太阳能、风能、潮汐能以及生物质能等再生资源外，核能是被公认的唯一实现的可大规模替代常规能源的即清洁又经济的现代能源。
核能不仅单位能量大，而且资源丰富。
地球蕴藏的铀矿和钍矿资源相当于有机燃料的几十倍。
如果进一步实现控核聚变，并在海水中提取氚加以利用，就会从根本上解决能源供应矛盾。
核能在人类生产和生活中应用形式主要是核电。
核燃料资源丰富，运输和存储方便，核电厂具有污染小、发电成本低等优点。
从1951年前苏联建成第一座核电厂以来，核能发电在全世界得到很大发展。
世界核电至今已有60多年的发展历史。
截止到2005年年底，全世界核电运行机组共有440多台，其发电量约占世界发电总量的16%。
在发达国家，核电已有几十年的发展历史，核电已成为一种成熟的能源。
中国的核工业已也已有40多年发展历史，建立了从地质勘察、采矿到元件加工、后处理等相当完整的核燃料循环体系，已建成多种类型的核反应堆并有多年的安全管理和运行经验，拥有一支专业齐全、技术过硬的队伍。
核电站的建设和运行是一项复杂的技术。
中国目前已经能够设计、建造和运行自己的核电站。
秦山核电站就是由中国自己研究设计建造的。
第一代核电站 核电站的开发与建设开始于上世纪50年代。
1954年，前苏联建成电功率为5兆瓦的实验性核电站：1957年，美国建成电功率为9万千瓦的shipping port 原型核电站，这些成就证明了利用核能发电的技术可行性。
国际上把上述实验性和原型核电机组称为第一代核电机组。
第二代核电站 上世界60年代后期，在实验性和原型核电机组基础上，陆续建成电功率在30万千瓦的压水堆、沸水堆、重水堆、石墨水冷堆等核电机组，它们在进一步证明核能发电技术可行性的同时，使核电的经济性也得以证明。
核电事故原因分析
第三章核电事故原因分析3.1核电厂严重事故核电厂严重事故是指核反应堆堆芯大面积燃料包壳失效，威胁或破坏核电厂压力容器或安全壳的完整性，并引发放射性物质泄漏的一系列过程。
一般来说核电厂严重事故可分为两大类：堆芯熔化事故和堆芯解体事故。
堆芯熔化事故是由于堆芯冷却不充分，引起堆芯裸露、升温、直至堆芯熔化的过程，其发展较为缓慢，时间尺度为小时量级；三里岛事故属此类。
堆芯解体事故是由于快速引入巨大的正反应性，引起功率陡增和燃料碎裂的过程，其发展非常迅速，时间尺度为秒量级，切尔诺贝利事故属此类。
堆芯熔化可以分为高压熔堆和低压熔堆两大类。
低压熔堆是指过程以快速卸压的大、中破口失水事故为先导，若应急堆芯冷却系统的注射功能或再循环功能失效，不久堆芯开始裸露和熔化，锆合金包壳与水蒸汽反应产生大量氢气。
高压熔堆是指堆芯冷却不足为先导事件，主要是丧失二次热阱事故、小破口事故。
与低压熔堆相比，高压熔堆过程具有以下特点：1.高压堆芯熔化过程进展相对较慢，约为小时量级，因而有比较充裕的干预时间；2.燃料损伤过程是随堆芯水位缓慢下降而逐步发展的，对于裂变产物的释放而言，高压过程是“湿环境”，气溶胶离开压力容器前有比较明显的水洗效果；（裂变产物不易释放）3.压力容器下封头失效时刻的压力差，使高压过程后堆芯熔融物的分布范围比低压过程的更大，并有可能造成安全壳内大气的直接加热。
因而，高压熔堆过程具有更大的潜在威胁。
压水堆严重事故发生的过程可以用下图加以描述，图中描述的（事件）次序假设了安全系统的基本故障，它们应被称为作为极端上限情况而不是作为预计事故而加以识别。
图严重事故次序（热工水利过程用实线表示，裂变产物气溶胶用虚线表示）事故期间，如果冷却剂丧失并导致堆芯裸露，在堆芯裸露后，燃料中的衰变热将引起燃料元件温度上升。
下图示出了大破口事故工况下燃料元件的温度随时间的变化。
由于燃料棒与蒸汽之间的传热性能较差，此时燃料元件温度上升较快，如果主系统压力较低，这时由于燃料棒内气体的压力上升会导致包壳肿胀，包壳肿胀会导致燃料元件间冷却剂流道的阻塞，这将进一步恶化燃料元件的冷却。
第5章 核电厂事故
5.1 概述
5. 1. 3 功能恢复导则最佳恢复和关键安全功能恢复之间的关系 3.关键安全功能状态树 （2）安全状态的诊断参数及其判据 ①次临界度：核功率、中间量程启动率、源量程启动率。 ②堆芯冷却：反应堆堆芯出口温度、反应堆冷却剂过冷度、反应堆冷却泵 运行状态、压力容器水位。 ③二回路热阱：蒸汽发生器水位、总给水流量、主蒸汽压力。 ④压力边界完整：反应堆冷却剂的冷却率、反应堆冷却剂冷段温度、反应 堆冷却剂系统压力。 ⑤安全壳：安全完压力、安全壳地坑水位、安全壳放射性水平。 ⑥冷却剂装量：稳压器水位、压力容器水位。
5.1 概述
5. 1. 3 功能恢复导则最佳恢复和关键安全功能恢复之间的关系 3.关键安全功能状态树 （1 ）结构 ③每个状态树只有一个入口，但可有若干个出口，代表各种不同的安 全状态，去启动一个特定的功能恢复规程。但是在核电厂实际运行时 的确定时间内，每通过一次状态树，它只判断出一个确定的状态，也 就是说每个状态树只有一个确定的出口。
5.2 未紧急停堆的预期瞬变（ATWS)
5. 2. 1 概述 未紧急停堆的预期瞬变事件的三种类型 2. 由反应性骤增而引起的 （1）不可控的硼稀释 （2）次临界状态下的控制棒抽出 （3）功率运行状态下控制棒抽出 （4）落棒 （5）失效环路的启动
5.2 未紧急停堆的预期瞬变（ATWS)
5. 2. 1 概述 未紧急停堆的预期瞬变事件的三种类型 3. 丧失二次热阱而引起的 （1）丧失给水； （2）丧失负荷。 其中，丧失负荷是这类未紧急停堆的预期瞬变事件中最有特点的事 故，也是整个未紧急停堆的预期瞬变事件中最典型最有特点的事故。
功能恢复导则是指在应急运行状态中，执行以征兆为基础的与安全功 能相关的对策的导则。
当核电厂发生事故（含多重故障及单一故障）使核电厂的某些关键安 全功能受到威胁与破坏，此时可以根据征兆判断出正在受到威胁与破 坏的安全功能，然后遵照相应的功能恢复导则（或功能恢复规程FRP ） 去恢复这部分安全功能，使核电厂恢复到安全状态。
核电厂的严重事故
❖并发ECCS的注射功能或再循环功能失效 ❖ 堆芯裸露和熔化，锆+水蒸汽—〉氢气 ❖ 堆芯水位下降到下栅格板以后，堆芯支撑结构失效，熔
融堆芯跌入下腔室水中，—〉蒸汽 ❖ 压力容器在低压下熔穿(p<3.0MPa)，熔融堆芯落入堆
坑，并与地基混凝土反应—〉向安全壳释放H2,CO,CO2 等不凝气体 ❖ 安全壳可能破损：
15.安全壳内裂变产物放出 (Ex-Vessel Fission Product Release)
16.安全壳内裂变产物沉积 (Ex-Vessel Fission Production Deposition)
17. 核裂变产物在环境中的放出 10
5.1 严重事故过程和现象
严重事故研究主要参与国或地区和机构 美国、日本、英国、德国、加拿大、意大利、瑞士、 瑞典、韩国、台湾、芬兰、俄国、法国、欧共体等
3
核电厂的严重事故--内容要点
定性分析压水堆的严重事故过程及现象，压水堆 严重事故的操作管理。
1. 严重事故过程和现象 2. 堆芯熔化过程 3. 压力容器内的过程 4. 安全壳内过程 5. 严重事故管理 6. 核事故应急管理 7. 典型严重事故分析
44
5.1 严重事故过程和现象
压水堆堆芯熔化过程：高压熔堆、低压熔堆
不凝气体聚集持续晚期超压(3-5d)导致破裂或贯穿件失效 熔融堆芯烧穿地基
5
5.1 严重事故过程和现象
高压熔堆：堆芯冷却不足为先导条件
如失去二次侧热阱事件、小小破口失水事故
➢ 高压熔堆特点 ❖ 高压堆芯熔化过程进展相对较慢，约为小时量级，因 为有比较充裕的干预时间； ❖ 燃料损伤过程是随堆芯水位缓慢下降而逐步发展的， 对于裂变产物的释放而言，高压过程是“湿环境”， 气溶胶离开压力容器前有比较明显的水洗效果； ❖ 压力容器下封头失效时刻的压力差，使高压过程后 堆芯熔融物的分布范围比低压过程的更大，并有可能 造成完全壳内大气的直接加热。因而，高压熔堆过程具 有更大的潜在威胁。
核电工程施工事故案例
核电工程施工事故案例事故发生在某国核电站的施工过程中。
该核电站是该国第一座核电站，所以备受全国的关注。
为了尽快建成并投入使用，施工单位在工期上给了一个较紧迫的时间进度目标，工作强度很大。
在施工现场，施工人员分工明确，各自负责，但由于时间紧迫，有些工序进行得很快，导致很多环节出现疏漏。
施工单位的负责人为了赶工期，指示工人对一些环节进行忽略或简化处理，这也是本次事故的导火索。
事故的根本原因是施工单位在施工过程中存在严重的违规行为。
施工单位为了赶工期，为了降低成本，在设备采购、工艺操作等多个环节都出现了问题。
首先，在设备采购环节，施工单位为了节省成本，选择了一些劣质的设备。
而在工艺操作环节，施工人员为了赶工期，简化了一些操作流程，增加了施工难度和风险。
在作业现场，操作人员为了赶进度，存在违章作业、擅自调整设备设置和操作参数等行为。
这些行为大大增加了施工现场的安全隐患，最终导致了事故的发生。
具体来说，事故的过程如下：施工人员在对某个设备进行调试时，由于工序过于复杂，施工人员慌乱之下操作失误，导致设备发生短路，最终引发了一场火灾。
火灾的发生使得整个施工现场处于混乱之中，施工人员没有及时撤离现场，导致了人员伤亡的事故。
在事故发生后，施工单位立即展开了事故调查工作。
经过调查，施工单位深刻认识到自身的管理不善和违规行为给工程施工安全带来了严重的隐患。
同时，监管部门也进行了调查，发现施工单位存在多个违规行为，对施工过程的监管不力。
针对事故发生的原因，监管部门和施工单位迅速采取了一系列措施：对涉事责任人员进行追责问责，查封了相关设备，暂停了工程施工，对整个工程进行全面检查等。
同时，加强了对核电工程施工的监督和管理，强调安全第一的理念，确保施工现场的安全生产。
通过这次事故，施工单位和监管部门都深刻认识到了核电工程施工的风险和严肃性。
施工单位表示将深刻反思这次事故，完善管理制度，严格执行规定，确保再也不会发生类似事故。
《压水堆核电厂安全》单元16：核电厂严重事故初步
熔化分解，产生H2、CO、CO2； 安全壳被熔穿后，熔融物会继续穿透几米的地下土层，最
后与环境达到热平衡。
单元16 ：核电厂严重事故初步
严重事故时的主要现象总结
裂变产物气 溶胶的迁移
安全壳直接加热
时释放出大量挥发性裂变产物及氢气，熔融物下移 热量积累，堆芯及堆内固体材料继续熔化，熔融物下移 温度足够高，堆芯将全部熔化
单元16 ：核电厂严重事故初步
压力容器失效
堆芯底部裂变碎片因 衰变热从中心开始熔 化，直至堆芯底部支 撑失效；
压力容器底部碎片得 不到冷却，则会出现 局部熔穿
单元16 ：核电厂严重事故初步
多级防御(技术措施考虑) 预防、保护、限制、应对、应急
相继深入纵深防御也可以理解 为：多级防御+多道屏障 相互增援 以确保核电厂的安全
包括安全对策:反应性控制与确 保冷却
单元16 ：核电厂严重事故初步
5.2 严重事故的初因事件
1)失水事故后失去应急堆芯冷却； 2)失水事故后失去再循环； 3)全厂断电后未能及时恢复供电； 4)一回路系统与其他系统结合部的失水事故； 5)蒸汽发生器传热管破裂后减压失败； 6)失去公用水或失去设备冷却水。 外部事件：地震和火灾
纵深防御原则、多道屏障设置、质量保证、专设安全设施和 选址要求。既要防止采用未经验证的技术、装备、材料，也 要防止拒绝采用新技术的墨守陈规倾向。
严重事故的发生与发展与人差错的关系极为密切。防止严重 事故的最有效手段就是“安全工作，人人有责”。
严重事故管理的总战略就是倡导安全文化，建立完善的管理 制度，同时辅以必要的监督和量化考核手段。
核电站工地火灾事故通报
一、事故基本情况据了解，事故发生在深圳市核电站工地B区，具体位置为厂房主体结构施工区。
事发时，共有10名工人在现场作业，其中6人在顶板混凝土浇筑作业，4人在地下室电气设备安装作业。
由于施工区域较大，现场作业时工人人员相对分散，加之施工现场临时用电、临时用火现象较为普遍，一旦发生火灾，风险将会显著增加。
事故发生后，当地公安、消防等部门立即赶赴现场进行救援和处置。
目前，现场伤亡情况为2人死亡，4人受伤。
其中，2名死亡人员均为顶板浇筑作业工人，死亡原因初步判断为窒息，具体情况尚待进一步调查。
二、应急处置情况收到事故报警后，深圳市核电站项目部立即启动应急预案，向公安、消防等相关部门发出紧急求助信号，并派遣项目内专业救援队伍前往现场开展救援。
同时，立即通知事故发生地负责人和现场安全负责人到现场指挥处置工作。
一方面，项目部立即组织动员现场其他工人配合消防人员进行疏散。
另一方面，迅速对现场周边环境进行隔离，确保周边居民和其他项目部区域安全。
并及时报告有关部门，协调工程机械、项目部消防设备、水泵车等物资设备前往现场支援灭火和救援工作。
同时，立即启动项目内应急救援物资储备，调动近50名项目内专业救援队伍配合消防人员开展危险品救援等工作。
在事故发生后，对事故现场进行详细勘察，及时排查可能引发二次事故的隐患。
三、事故原因初步分析目前，事故原因正在进一步调查中，但根据初步分析，事故可能是由以下几个方面原因引发的：1.施工现场临时用电、临时用火现象较为普遍，电缆绞捏、电器设备损坏和接线不规范等情况比较常见，存在用电隐患；2.现场作业时呼吸器使用不当、瓦斯检测仪未能及时感应、缺少安全防护等因素；3.施工过程中的安全防护措施落实不力、现场管理不规范等原因；4.现场管理人员安全意识不强，对工人作业安全风险认知不足，工人安全教育和培训不到位等。
以上种种现象的存在，导致了现场作业环境的不安全因素增加，从而极大地增加了发生火灾的风险。
某核电厂“10.2”事故以及黄台电厂“1.26”事故分析
Let the past things pass, and we must let them go.同学互助一起进步（页眉可删）某核电厂“10.2”事故以及黄台电厂“1.26”事故分析一、事件描述1、黄台电厂“1.26”事故2010年1月26日上午，山东公司黄台电厂河南二建项目部建筑劳务分包的商城宏欣建筑劳务有限公司（以下简称“商城宏欣”）在圆形煤场中央竖井基础施工中在钢筋绑扎作业时，将已成型的钢筋以每7-10根用铅丝捆绑为一束，再用塔吊吊入作业现场。
所有钢筋吊入后，未按要求将钢筋束与钢管排架固定便下班。
下午13时，商城宏欣两职工提前上班，仍然未将钢筋束与钢管排架固定便解开钢筋束，造成钢筋散开向西北方向倾倒。
倾倒的钢筋又将西北方向的钢筋砸倒，导致辅助排架和所有钢筋倒塌，事故造成1人轻伤，1人死亡。
2、国内某核电厂“10.2”事故2009年10月2日上午8时45分，山东电建一公司所属分包商山东稳远建筑公司（专业分包）正在进行国内某核电厂#1机座基础底板钢筋绑扎施工（基底-16m至基础顶部-11m，该标段于9月4日签发工程开工令，已进行完垫层施工，主要进行常规岛汽轮发电机基础筏基钢筋绑扎，事发前钢筋绑扎大约完成5 0 0 吨，总量约6 8 0 吨），施工人员在穿柱子钢筋时，因支撑架（临时支撑钢筋用）妨碍钢筋穿入，施工人员将支撑架斜撑拆除，造成钢筋失稳、倾倒，钢筋排整体(截面尺寸68.7*6*5.8米)倒塌，连带施工用脚手架倒塌。
事故造成20人轻伤，3人重伤（骨折），5人死亡。
二、原因分析黄台电厂“1.26”事故的直接原因：工人违章作业，在未将钢筋束与钢管排架固定的情况下，擅自解开钢筋束，造成钢筋散开倾倒，继而造成辅助排架和所有钢筋倒塌，导致事故发生。
黄台电厂“1.26”事故的间接原因：1、大量钢筋吊入竖井基坑中,每束钢筋没有与钢管排架及时牢固固定，多束钢筋均处于不稳定状态,形成了安全隐患。
2、从事故通报中的现场情况看，每捆7-10根钢筋，现场两名劳务人员对钢筋稳定性控制不足，反映施工管理可能存在问题。
历年来世界核电站事故
历年来世界核电站事故历年来世界核电站事故1、1979年3月28日：美国三里岛核电站核泄漏。
1979年3月28日凌晨4时，美国宾夕法尼亚州的三里岛核电站第2组反应堆的操作室里，红灯闪亮，汽笛报警，涡轮机停转，堆心压力和温度骤然升高,，2小时后，大量放射性物质溢出。
6天以后，堆心温度才开始下降，蒸气泡消失——引起氢爆炸的威胁免除了。
100吨铀燃料虽然没有熔化，但有60%的铀棒受到损坏，反应堆最终陷于瘫痪。
事故发生后，全美震惊，核电站附近的居民惊恐不安，约20万人撤出这一地区。
美国各大城市的群众和正在修建核电站的地区的居民纷纷举行集会示威，要求停建或关闭核电站。
美国和西欧一些国家政府不得不重新检查发展核动力计划。
调查分析：美国三里岛压水堆核电厂二号堆于1979年3月28日发生的堆芯失水而熔化和放射性物质外逸的重大事故。
这次事故是由于二回路的水泵发生故障后，二回路的事故冷却系统自动投入，但因前些天工人检修后未将事故冷却系统的阀门打开，致使这一系统自动投入后，二回路的水仍断流。
当堆内温度和压力在此情况下升高后，反应堆就自动停堆，卸压阀也自动打开，放出堆芯内的部分汽水混合物。
同时，当反应堆内压力下降至正常时，卸压阀由于故障未能自动回座，使堆芯冷却剂继续外流，压力降至正常值以下，于是应急堆芯冷却系统自动投入，但操作人员未判明卸压阀没有回座，反而关闭了应急堆芯冷却系统，停止了向堆芯内注水。
这一系列的管理和操作上的失误与设备上的故障交织在一起，使一次小的故障急剧扩大，造成堆芯熔化的严重事故。
在这次事故中，主要的工程安全设施都自动投入，同时由于反应堆有几道安全屏障（燃料包壳，一回路压力边界和安全壳等），因而无一伤亡，在事故现场，只有3人受到了略高于半年的容许剂量的照射。
核电厂附近80千米以内的公众，由于事故，平均每人受到的剂量不到一年内天然本底的百分之一，因此，三里岛事故对环境的影响极小。
三里岛压水堆核电站发生了堆芯熔毁的严重事故，然而，事故对环境和居民却没有造成任何危害和伤亡，也没有发现明显的放射性影响。
分析核电站全厂断电事故
When it comes to family, we are all still children at heart. No matter how old we get,we always need a place tocall home.悉心整理助您一臂之力（页眉可删）分析核电站全厂断电事故4.1. 全厂断电事故过程中对反应堆各部件现象进行分析全厂断电事故中，由于主泵失去轴封冷却水，主泵轴封处可能会出现泄漏。
另一方面，根据相关研究分析，在事故进程的适当时刻对一回路实施减压措施可以有效推迟事故进程和缓解事故后果。
在上文所述基本事故进展的基础上，就这两种因素对其的影响定性地分析了4种可能的工况：1.堆冷却剂开始汽化时主泵轴密封处泄漏；2.出现早期主泵轴封泄漏的全厂断电事故；3.堆芯出口温度达650 ℃时稳压器卸压阀持续打开；4.工况1基础上，堆芯出口温度达650 ℃时稳压器卸压阀持续打开。
发生全厂断电事故时，由于辅助给水系统无法启动，二回路水逐渐被蒸干，随后一回路因热量无法带出而升温升压。
当堆芯区域的冷却剂温度逐渐达到饱和温度，主泵轴封处出现泄漏。
堆冷却剂通过主泵轴封破口和稳压器卸压阀从一回路系统喷出，引起堆芯冷却剂装量的减少。
由于泄漏流量不大，因此堆芯压力仍会在稳压器卸压阀的设定压力变化范围维持一段时间。
随后堆芯压力开始持续下降。
冷却剂持续从主泵轴封破口流出，堆芯水位下降，堆芯逐渐裸露、升温，堆芯部件达到失效温度后会形成熔碴下落。
堆芯压力逐渐降到安注箱开启压力，安注箱向堆芯注水，堆芯暂时得到冷却。
但由于压力下降较慢，注水流量不大，而且有一部分通过主泵轴封破口直接流出，没有形成对堆芯的再淹没。
随后压力壳内继续熔碴的形成和迁移的过程，逐渐熔穿压力容器下封头。
下封头熔穿时，压力容器内压力值较低。
假设事故后10 m i n出现主泵轴封泄漏。
之后由于此处的泄漏，冷却即自破口处流出，一回路压力持续下降，堆芯水位也迅速下降，很快堆芯就开始裸露。
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