核电站的危险因素分析与研究

1.1 核定站的安全目标

核电是一种安全、清洁、经济和可靠的能源，在长期的核电安全实践中建立并逐步完善的现有核安全法规，对于保证核电厂的设计、建造和运行的安全是行之有效的。但美国三哩岛和前苏联切尔诺贝利核电厂的事故表明，核电厂发生严重事故的概率虽然很低，但也不能忽视其存在的风险。经验表明，一个较大的核事故会对公众和潜在的核电用户产生相当大的负面影响。基于上述认识，国际核电界和核安全界已达成共识并正在付出极大的努力以切实提高核电站的安全水平，促进核电的发展，更好地为人类文明服务。我国核安全监管当局正组织国内有关部门进行核电站安全目标的研究。当前我国核电站设计中的几个重要安全问题核安全目标包括：核安全的总目标、辐射防护目标、技术安全目标以及作为检验所确定的安全目标，特别是技术安全目标是否被满足的一个指标，即定量的概率安全目标：a发生严重堆芯损坏的概率每运行堆年低10--5次事件；b需要厂外早期响应的大量放射性释放到厂外的概率每运行堆年低于10-6次事件；严重事故，提出应该使用工程判断和概率方法的结合来考虑可能的严重事故序列，确定对这些序列合理实际的预防和缓解措施；纵深防御，提出了下一代核电站包括应付严重事故在内的纵深防御的5个层次；概率安全分析（PSA）的应用，作为确定设计的辅助和补充，概率安全分析应该在核电厂的设计中得到应用以达到相关的安全目标。设计管理，提出了设计管理的目的和加强设计管理的若干具体要求，以确保核电厂安全功能和安全运行能得以实施；经验证的工程实践；人机界面，提出在整个设计过程中应充分考虑人因问题，充分重视运行经验的反馈，以减少发生人员差错的可能性。

核安全的最终目标是建立并保持对辐射危害的有效防御，保户人员、公众和环境。核电站的安全性，即为对工作人员和周围居民的健康与安全有切实可靠的保障。其中，包括正常运行，保证工作人员与公众放射性照射低于规定限值；在隐患情况下（内因与外因引起），确保堆芯安全，减轻事故引起的辐射。

1.2 核电站存在的安全隐患

1.2.1堆芯严重损坏

按照堆芯损伤状况不同.可以分为两大类：一类为堆芯熔化（CMAs），另一类为堆芯解体（CDAs）。堆芯熔化是由于堆芯冷却不充分，引起堆芯裸露、升温和熔化的过程，其发展较为缓慢，时间尺度为小时量级。堆芯解体是由于快速引入巨大的反应性，引起功率陡增和燃料碎裂的过程，其发展速度非常迅速，时间尺度为秒量级。轻水反应堆由于有固有的负反应性反馈特性和若干专设安全设施，发生堆芯解体的可能性极小。我国核电站主要为轻水反应堆类型电站，所以，其可能发生的严重隐患类型主要为堆芯熔化隐患[18]。

(1)堆芯熔化类隐患的主要过程

尽管压水堆核电站严重隐患的初因事件有上百个,但导致堆芯熔化的过程及熔化后的在安全壳内的行为过程都是基本相同的,只是序列进展时程不同而已。严重隐患发展主要过程如下:主冷却剂管道发生破口或冷却不足导致安全阀排放,导致堆芯冷却剂流失,如果堆芯得不到充足的冷却剂补充,则堆芯将全部裸露。由于堆芯失去冷却，堆芯余热无法导出，燃料温度不断升高，控制棒、燃料包壳和支撑结构首先出现熔化，随后燃料开始熔化并且向下坍塌，堆熔混合物随着下栅板及下支撑板的失效掉入下腔室，随之压力容器底部裸露烧干，随后将下封头熔穿，堆熔物掉入或喷射到堆坑，与堆坑内的水作用产生的大量水蒸汽、不凝结气

体和放射性气溶胶进入安全壳内，随后堆熔物与混凝土底板发生作用，堆坑底板及径向发生熔蚀，并释放出大量不凝结气体。由于不凝结气体中可燃气体的存在，并在安全壳内大空间不断积聚，浓度不断上升，可能发生燃爆威胁安全壳的完整性。同是不凝结气体不断的积聚，最终可使安全壳超压失效。

轻水反应堆的隐患现象根据发展进程可以分为两个过程：压力容器内阶段和压力容器外阶段；

压力容器内阶段：指主要的严重隐患发生在压力容器内部，压力容器未丧失完整性。

➢燃料和包壳过热；

➢包壳氧化放热并产生氢气；

➢燃料包壳的损坏或熔化；

➢快速增加的大量氢气可能爆炸，威胁压力壳的完整性；

➢燃料芯块熔融并移位到堆芯下部；

➢熔融碎片与水反应，可能产生蒸汽爆炸；

➢熔融碎片加热压力容器，威胁压力容器完整性。

压力容器外阶段：指压力容器失效后，主要的严重事故发生在压力容器外部，安全壳内部，威胁到安全壳完整性或者可能造成放射性外泄。

➢可能的高压熔化喷射和直接安全壳加热威胁安全壳完整性；

➢氢气燃烧或者爆炸，这里的氢气包括压力容器内阶段产生的和压力容器；

➢外阶段由于熔融物与水或者与混凝土反应产生的；

➢局部的氢气燃爆过程产生冲击压力威胁安全壳完整性；

➢熔融物与混凝土的反应可能熔穿地基；

➢长期的增温增压导致安全壳完整性丧失；

➢威胁安全壳旁通，导致放射性泄漏。

从轻水反应堆的堆芯熔化过程来看，大体上可以分为高压熔堆和低压熔堆两大类。低压熔堆过程以快速卸压的大、中破口失水为先导，若应急堆芯冷却系统的注射功能或再循环失效，不久堆芯开始裸露和熔化，锆合金包壳和水蒸汽反应产生大量的氢气。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，产生大量蒸汽，之后压力容器在低压下熔穿，熔融堆芯落入堆坑，开始熔蚀地基混凝土，向安全壳内释放出H2、CO2、CO等不凝气体。此后安全壳有两种可能损坏的方式，即安全壳因不凝气体聚集晚期超压导致破裂或者贯穿件失效，或者熔融堆芯烧穿地基。高压熔堆过程往往以堆芯冷却不足为先导事件。该过程进展较为缓慢，燃料损伤随堆芯水位缓慢下降而逐步发展，压力容器下封头失效时刻的压力差，使堆芯熔融物的喷洒范围更大，有可能造成安全壳直接加热，具有更大的潜在威胁。

(2)严重隐患过程中危及安全壳功能的主要现象

当严重隐患即将出现时，堆芯受到严重损坏或熔化，大量的放射性物质会释放到安全壳内，这样，安全壳是阻止放射性物质向环境释放的最后一道屏障，也是唯一的屏障。对于放射性物质的滞留来说，安全壳的失效时间是主要因素之一。按安全壳失效时的状态其可分为四大类：

I事故前的完整性破坏，如隔离故障、事先存在的口子等；

II堆芯熔化之前或堆芯熔化而引起的早期安全壳失效，如氢气燃爆、蒸汽脉冲或大气直接加热造成的失效；

III堆芯熔化之前或因堆芯熔化而引起的安全壳旁路，如接合部失水事故、