对比研究田湾核电站的安全性

对比研究田湾核电站的安全性
摘要本文通过对两起重大核电站事故，即切尔诺贝利事故和福岛核事故的事故发生起因做了一定的分析，同时列举了我国在运行的核电站之中的田湾核电站的安全性设计特点。

通过对比得出我国核电站的安全性、可靠性，坚持发展安全核电是不可阻挡的趋势。

关键词核电事故安全性设计
引言
如今科技越来越发达，社会越来越繁荣，然而在这片欣欣向荣的情况下，却出现了好多值得人们深思的问题，例如，气体污染，光学污染，核污染，温室气体污染，人口增加加速……这些问题都与人们的生活密切相关，工业，农业，生活，处处都离不开电，在这种前提下，各国都争相建立各自的火力，水利，核能发电站。

然而目前地球的化石能源储量有限且对大气造成污染，而再生能源如风能、太阳能、潮汐能等因受到种种限制其利用率不足，全球都面临着能源紧缺与环境污染等问题。

核电作为安全、高效、清洁的能源其发展可以减缓这些问题。

因此，发展核电是非常必要的。

然而切尔诺贝利核事故与福岛核事故的发生，不断给核电的发展提出质疑，为此，本文通过对田湾核电站的主要设计特点与二者的区别的研究，总结其安全性，希望对我国核电的安全发展提供一定的参考。

同时，也希望通过此文建立人民群众对我国核电站安全性的信心。

一、切尔诺贝利事故原因分析
1986年4月26日，切尔诺贝利核电站的 4号反应堆发生爆炸，死 16．7 万人，损失120亿美元，是世界上最严重的核电站事故。

这次事故是发生在该机组计划停堆检修，做一个透平发电机运行状态试验的过程中，反应堆出现突然的功率波动导致反应堆毁坏和堆芯积累的一部分放射性物质释放到大气中。

切尔诺贝利核电站位于乌克兰北部，距首都基辅只有140公里，它是原苏联时期在乌克兰境内修建的第一座核电站。

曾几何时，切尔诺贝利是苏联人民的骄傲，被认为是世界上最安全、最可靠的核电站。

但1986年4月26日的一声巨响彻底打破了这一神话。

核电站的第4号核反应堆在进行半烘烤实验中突然发生失火，引起爆炸，据估算，核泄漏事故后产生的放射污染相当于日本广岛原子弹爆炸产生的放射污染的100倍。

爆炸使机组被完全损坏，8吨多强辐射物质泄露，尘埃随风飘散，致使俄罗斯、白俄罗斯和乌克兰许多地区遭到核辐射的污染。

1、人员操作的失误导致事故发生的原因
（1）、测试计划不周；理者对测试的技术理解有差异；改正措施不当；违反规定；缺乏安全训练，安全责任分工不明；紧急情况处置不当
（2）、为准备测试员工已工作了 24小时；负责试验的工程师对核反堆知之甚少；程序的质量低。

（3）、操作员粗心大意并违犯了规程，部分是由于他们未察觉反应堆的设计缺陷。

一些程序的不规则促成了事故发生。

另一原因是安全干事和负责该夜实验操作员之间的通讯不足。

（4）、操作工的操作未达到设计的装置条件偏离规定的操作规程，忽视安全规程；作工过分自信；违反一系列的操作规定；总工程师过于“热心”。

（5）、测试未经俄罗斯核建设委员会批准；设定工作顺序的方法错误；物资和工程设备的管理不当；紧急反应物资和设备不足；对其他装置发生的事故保密。

（6）、自建设开始未对修改后的标准进行更新；缺乏工程安全设备以避免操作工失误；系统的安全系数不当。

2、反应堆自身安全系数不足导致事故发生的原因
（1）、反应器的一个更加重大的缺陷是在控制棒的设计。

在一个核反应堆，控制棒被插入反应堆以减慢核反应。

但是，在 RBMK反应堆设计，控制棒部分是空心的；当控制标尺被插入时，最初的数秒钟冷却剂被控制棒的空心外壳偏移了。

因为冷却剂（水）是中子吸收体，反应堆的输出功率实际上上升。

这情况也是与预计相反，而反应堆操作员亦不知情。

（2）、反应堆输出功率为 7％时虽然是稳定的，但低到设计规定最小值的20％是非常危险的。

反应器有一个危险高正面空系数。

简单地说，这意味著如果蒸汽气泡形成在反应器冷却剂中，核反应加速，如果没有其它干预，将会导致逃亡反应。

更坏的话，在低功率输出，这个其它因素未补偿正面空系数，会使反应器不稳定和危险。

反应器在低功率的危险对工作人员是与预计相反和未知数。

（3）、反应堆的大部分保护系统不能工作；维修测试违反操作规程。

（4）、反应堆的设备老化，设计不合理，缺乏安全罩。

这次事故导致土地、水源被严重污染，成千上万的人被迫离开家园。

切尔诺贝利成了荒凉的不毛之地。

10 年后，放射性仍在继续危胁着白俄罗斯、乌克兰和俄罗斯约 800 万人的生命和健康。

专家们说，切尔诺贝利事故的后果将延续一百年。

二、福岛核事故原因分析
福岛核电站位于北纬37度25分14秒，东经141度2分，地处日本福岛工业区。

它是目前世界最大的核电站，由福岛一站、福岛二站组成，共10台机组（一站6台，二站4台），均为沸水堆，受日本大地震和海啸影响，福岛第一核电站受损极为严重，其中 1号-4号机组损毁最为严重。

目前，福岛第一核电站事故等级为最高级7级。

沸水堆又叫轻水堆，由压力容器及其中间的燃料元件、十字形控制棒和汽水分离器等组成。

沸水堆核电站工作流程是：冷却剂（水）从堆芯下部流进，在沿堆芯上升的过程中，从燃料棒那里得到了热量，使冷却剂变成了蒸汽和水的混合物，经过汽水分离器和蒸汽干燥器，将分离出的蒸汽来推动汽轮发电机组发电。

通常，为了安全起见，反应堆冷却系统有三种供电方式。

分别为电网供电，柴油机供电和汽轮机发电供给。

大地震摧毁了核电站的外部电力供应，循环冷却系统在没有电力供应的情况下停止运转，此时核电站紧急启动了柴油发电机组，来维持循环冷却系统的运行，但不幸的是海啸来了，海水灌入摧毁了发电机组。

发电机组损坏之后，核电站启动了备用电池，这种备用电池大概能维持循环冷却系统8小时运行所需要的电力。

在这8个小时内，需要找到另外一种供电措施。

通过卡车运来了移动式柴油发电机，更不幸的事情发生了，运过来的柴油发电机竟然因为接口不兼容无法连接，8小时过后循环冷却系统停止运转。

我们知道：福岛第一核电站一号反应堆的毛输出功率为460万千瓦。

但是停堆之后，反应堆中的放射性物质仍然有少量在继续衰变，放出衰变能。

这个能量大约占反应堆总输出功率的1%左右。

那么这样计算来看，停堆之后反应堆仍然有4.6万千瓦的输出，但是输出功率只占反应堆总功率的33%左右，也就是说实质上，停堆之后的福岛一号反应堆中总放射性衰变能在13.8万千瓦左右。

由于没有了冷却循环，反应堆压力容器中的冷却水在不断地吸收这些衰变能，变成蒸汽，液面下降，同时压力容器内的温度和压力不断升高。

为了保证反应堆压力容器的安全，打开蒸汽减压阀降低压力容器内的压力（相当于我们打开高压锅的泄压阀，以达到降温降压目的），将蒸汽排放到消压水腔中，这样重复进行，然而压力容器内的液面始终在下降，最后将堆芯露出液面。

由于蒸汽气泡以液体形式存在使得监测液面仪器显示的液面比实际要高，一定程度上给决策者一个误导。

当堆芯露出大约50%的时候，这时金属包壳温度开始上升，但是堆芯还没有发生显著的损坏；当堆芯露出大约2/3的时候，包壳温度超过900 ℃，开始破裂，这时燃料棒产生的裂变产物开始从破裂口泄露；当堆芯露出大约3/4的时候，金属包壳的温度超过1200℃，开始燃烧，与水蒸汽发生下面的反应：Zr + H
2
O =
ZrO
2 + 2H
2
锆水反应同时释放大量的热量加速了堆芯的融化，同时产生了大量的
氢气。

1号机组大约产生了300-600kg的氢气，2号和3号大约产生了300-1000kg 的氢气。

堆芯温度大约为1800℃时，金属包壳和钢结构融化；堆芯温度大约为2500℃时，燃料棒破损；堆芯温度大约为2700℃时，铀锆融化。

在融堆的过程中大量裂变产物如氙、铯、碘等，以及裂变产物气溶胶，但这时融化之后的铀和环依然
在堆芯中。

气态和气溶胶的裂变产物和锆水反应产生的氢气从蒸汽减压阀排放到消压水腔中，然后进入干井中。

大量的裂变产物和氢气进入到主防护罩内，然而主防护罩的厚度为3cm，设计的抗压能力为4-5倍大气压，由于氢气和惰性气体（氮）填充，再加上沸腾的消压水腔使得主防护罩像一个沸腾的压力锅一样，使得防护罩内压力上升到8个大气压，随时都有可能发生爆炸。

为了保护主防护罩的安全，降低内部压力，只有将氢气、惰性气体以及部分裂变产物气溶胶排放到安全壳的顶部，大家都知道氢气非常易燃，氢气燃烧发生爆炸，摧毁了安全壳顶部也就厂房的屋顶。

需要重点强调的是，这次暴炸仅仅是摧毁了厂房屋顶，而厂房只是核电站的最外层结构，这成结构主要的作用是为核电站反应堆的主体结构遮风挡雨。

爆炸只是氢气炸开了厂房，而不是反应堆的爆炸。

从图片可以看出反应堆的钢筋混凝土建筑没有损坏，虽然发生了惊人的爆炸，但是危害确实是最小的，以上分析为1号和3号机组发生爆炸的原因。

与1号和3号机组不同的是2号机组产生的氢气是在主防护罩内部发生爆炸，将消压水腔炸开，直接向外界排放了大量高放射性的冷却水和裂变产物，使得核电站放射剂量顺时严重超标，全部人员紧急撤离。

目前，还没有可靠消息证明2号机组氢气爆炸发生在主防护罩内部。

4号、5号和6号机组虽然地震之前处于停堆状态，乏燃料储存在乏燃料池中，受地震影响，可能是乏燃料池发生破损，冷却水逐渐泄露。

地震过后几天，乏燃料组件开始升温，以4号机组最为严重，乏燃料组建发生了融化，大量的裂变产物释放出去，高温使得反应堆厂房发生了火灾，具体过程如图所示。

通过上面对福岛第一核电站1号-6号机组事故原因的分析，冷却系统无法正常运行是这次事故发生的主要原因。

三、田湾核电站的主要设计特点及其安全性
田湾核电站一期工程采用的是俄罗斯 AES- 91 型核电机组, 其核蒸汽供应系统为 WWER- 1000/428(简称 V- 428) 型压水堆, 汽轮机组为 K- 1000- 60/3000 型全速汽轮机。

V- 428 型反应堆是根据前苏联设计制造的WWER- 1000/320 (简称 V- 320) 系列核电机组的设计、建造和运行经验, 吸取西方压水堆改进技术而完成的改良型设计。

其设计的基本原则是: 最大限度地保留经过参考电站验证的良好特性,应用验证过的成熟的改进技术, 不采用需要开发的新工艺。

在AES- 91设计中保持了WWER- 1000/320的基本特点，一回路的主要设备的参数、安全系统和辅助系统的功能及参数改变甚少。

在AES- 91设计中所做的改进，主要有以下几个方面。

1、燃料组件和控制棒组件
俄罗斯研制的改进型核燃料组件有两种：一种是硼可燃毒物分离的燃料芯块内孔径1.5mm、其包壳及格架和导向管材料为Zr-Nb（1%）合金的改进型燃料组件（V320 燃料芯块孔径 2.4mm格架和导向管材料为不锈钢）；另一种是可燃毒
物Gd
2O
3
弥散在UO
2
里的一体化全锆先进型燃料组件。

改进型燃料组件从1993年
起在运行的WWER- 1000反应堆内试验，铀-钆一体化的先进型燃料组件也于1994年起入堆试验运行。

改进型燃料组件已获得成批生产和在现有WWER- 1000型核电机组推广使用的许可证。

田湾核电站反应堆首次装料采用改进型燃料组件，换料(至少从第2次换料起)使用铀-钆一体化先进型核燃料组件。

控制棒吸收体材料由全部B
4C改为：端部30cm用Dy
2
O
3
TiO
2
，其余部分B
4
C。

这样的改进可延长其使用寿期。

这种控制棒从1995年起分别在巴拉克夫和加里宁核电站反应堆上考验。

2、堆芯设计
目前完成的田湾核电站堆芯设计以采用改进型燃料组件为基础，有下列主要改进：
(1)平衡换料235U富集度由4.4%减少到3.9%，平均卸料比燃耗达
43000MW·d·t-1（U）,提高了核燃料的利用率；
(2)控制棒束，初始堆芯装85束，在换料堆芯装103束，从而显著增加
了停堆裕量，提高反应堆的控制能力（原V320堆仅61束控制棒）；
(3)换料方式由out-in-in改为in-in-out，即把新燃料优先装入堆芯
中心区域，而燃烧过的燃料组件转移到边区，这样使射入反应堆容
器壁的最大中子注量减少35%；
(4)重返临界温度由220℃降到120℃。

采用钠-钆一体化先进型燃料组
件将进一步改善燃料利用经济性（平均卸料比燃耗可达47000
MW·d·t-1（U）和提高反应堆的内在安全特性。

3、反应堆本体
反应堆本体的改进有下列几项：
（1）堆容器筒体增高30cm（相关的堆内构件也增高30cm），堆芯顶部以上水层相应增加30cm，从而使容器上部焊缝处的中子注量率和
连接管与主泵间操作区的中子剂量率降低1个数量级，同时，在
失水事故时堆芯不被暴露的可能性增大；
（2）堆顶控制棒驱动机构套管由 61个增至121个，可容许在今后将控制棒组件数增加到121，以适应不同堆芯布置的要求；
（3）监测样品置于靠近堆容器壁（原V320放在围板内），以更具代表性；
（4）堆容器寿期由30年增到40年直50年（中子低泄漏情况下）。

4、一回路设备
WWER- 1000/428型反应堆一回路系统设计中采用已作改进并经多年运行证明性能良好的蒸汽发生器（SG-1000M型），采用的稳压器、主循环管道与V320型没有差别，主要的改进为：
(1)采用改进的GSN-1391型主循环泵，与运行的WWER- 1000/320使用
的GSN-195M主泵的主要差别是用水代替油润滑止推轴承，并且在
密封结构上消除了在电源长时间(24h)丧失情况下泄漏的可能性。

这种改进明显利于提高安全性，特别是防火安全性。

组装的样泵已
进行了累计8000h的寿期试验；
(2)主管道设计中应用“破前泄漏”(LBB)原理；
(3)设置了主设备的综合诊断和监测系统；
(4)主设备设计运行寿期由30年增至40年。

5、安全系统4通道结构
能动安全系统由原3通道改为4通道结构，即每个能动安全系统由4个完全独立和实体隔离的通道（系列）组成。

如果一个通道处于技术维护或检修状态，另一通道发生与初始事件相关的故障，第3个通道发生单一故障，则还有一个通道可投入使用，从而显著提高了安全系统的冗余度和执行功能的可靠性。

在3×100%安全通道结构情况下，处在检修的一个通道必须在72h内修复，否则，必须停堆；而4通道结构没有这种限制。

6、应急浓硼注入系统
在WWER- 1000/428设计中增设了应急浓硼注入系统，以便在伴随反应堆事故保护拒动的假设无停堆瞬态（ATWS）情况下向一回路注入高浓度硼酸溶液，使反应堆快速进入次临界状态。

7、主蒸汽阀组
在原AES-91概念设计中曾设置一回路向二回路泄漏时反应堆冷却剂返回安全壳的系统。

由于此系统尚未经过验证，在田湾核电站设计中把它取消了，而选用高可靠性的主蒸汽阀组代替它完成抑制放射性水汽释入环境。

主蒸汽阀组是由大气排汽装置（BRU-A）、快速作用隔离阀和蒸汽发生器安全阀等构成的一体化装置，将从第三国采购。

潜在供货商的产品能满足在饱和蒸汽、汽水混合物以及饱和水介质下工作的要求。

8、双层安全壳
田湾核电站是目前国内独一无二的双层安全壳核电站。

双层安全壳内层采用钢缆预应力张拉系统的钢筋混凝土墙体，厚1.2 米，内壁衬有 6毫米厚的钢覆面；外层采用普通钢筋混凝土墙体，厚0.6 米；内外壳之间为1.8 米的带有碘和气溶胶过滤器通风系统的负压环形空间，能有效减少了放射性气溶胶和碘向周围环境的释放，外壳能够抵御地震、龙卷风和小型飞机等外力的撞击，从而达到有效防护的目的。

双层安全壳反应堆厂房外径51.2 米，内径44 米，总高度74.2米。

9、安全壳预应力钢缆系统
田湾核电站内安全壳采用后张预应力钢缆系统，共有水平环向360°预应力钢丝束 70束，竖向倒U形预应力钢丝束50 束，每束由55 根低松弛性的七股钢绞线组成，该设计系国内首次采用的国际先进技术，设计内抗压能力达到0.5MP，最高可达0.7MP。

该系统能够大大提高安全壳的承压能力，提高了核电站的安全水平。

10、堆芯熔融物捕集器
田湾核电站在国际上首次设置了堆芯熔融物捕集器，其主要功能是在严重事故下收集并冷却堆芯熔融物，以防止堆芯熔融物与反应堆厂房的混凝土底板发生反应并导致底板熔穿，从而有效地防止了严重事故下放射性物质的泄漏，以缓解超设计基准事故的严重后果，该系统的设计得到国际原子能机构专家组的高度评价。

堆芯熔融物捕集器三维图
11、全数字化仪控系统
田湾核电站的仪控系统采用当今世界上先进的数字化分布控制系统（DCS），它由运行仪控“TXP”和安全仪控“TXS”两部分组成，是目前我国核电站首次引进的全数字化仪控系统。

运行仪控采用最新的软硬件标准、分层处理的体系结构、综合自动化控制的设计思想和统一的人机接口，可实现长运行寿命、低运行成本及最佳可操作性；安全仪控采用可靠性硬件和软件、多重冗余和纠错技术，在反应堆保护专设安全设施驱动等系统应用中，满足了严格的安全要求。

由于DCS 系统具有更高的可靠性、更强的监视和控制功能，以及安装、调试、维护更为方便等特点，将为核电站安全、可靠、高效地运行发挥重要作用。

结论
切尔诺贝利核事故发生的原因可简单概括为经验缺乏、设计不合理和操作失误。

而如今世界上的主要核技术国家都积累了丰富的核经验，操作员的培训与考核程序都十分完善，在经验和人员操作这方面基本上没有问题。

同时核电站各部
分的设计在原有核电站的基础上不断改进、创新，使核电站的安全性更加可靠。

如本文所讨论的田湾核电，就其设计特点来说，切尔诺贝利事件是难以发生在它身上的。

福岛核事故的发生可谓是天灾人祸，倘若没有这场百年一遇的地震和海啸，它是不可能发生的；倘若该核电站的紧急措施能做好，运送来的柴油机接口能兼容，也不至于发生如此震惊世界的事故。

相比之下，就可以看出田湾核电具有更高的安全性，因为就算堆芯熔化，它还有堆芯熔融物捕集器能够将融化的堆芯集中控制，不至于扩散。

同时其双层安全壳也能够确保其发射性物质泄漏的可能性大大降低。

综上可见，在核电技术发展至今，积累了丰富的经验的前提下，核事故发生的概率是很低的，甚至只有当天灾人祸同时出现才能造出后果严重的核事故。

然而通过田湾核电的安全设计及其安全运行可以看出，我国发展核电是将安全放在第一位的，而不是将利益居首。

同时我国正在建设的核电站都是目前先进的堆型，其安全性很高，而且对于操作员的培训与考核都十分严格，从根本上剔除了因堆型缺陷和人工失误而造成核事故发生的可能性。

所以我们完全可以对我国的核电事业有信心。

参考文献
[1] 华明川田湾核电站工程概况和安全设计特点[期刊论文]- 核动力工程 2000，21(1)
[2] 苏秀彬福岛核事故原因分析[EB/OL]
/view/6f5424ee0975f46527d3e1c1.html 2011-04-26/2011-10-14。