标题

从 福 岛 第 一 核 电 站 事 故 暠 看 我 国 核 能 利 用 的 核 安 全 叶 奇 蓁 昄 ( 中 国 核 工 业 集 团 公 司 科 技 委 暋 北 京 暋 822) 摘 暋 要 暋 暋 文 章 简 要 说 明 了 福 岛 第 一 核 电 站 事 故 的 起 因 发 展 和 后 果, 并 对 核 电 站 全 厂 断 电 反 应 堆 压 力 容 器 及 安 全 壳 超 压 氢 爆 等 导 致 事 故 恶 化 的 原 因 作 了 分 析. 文 章 还 就 导 致 福 岛 核 事 故 的 相 关 因 素 与 我 国 核 电 站 的 安 全 设 计 及 防 范 对 策 进 行 了 分 析 比 较. 在 吸 取 福 岛 核 事 故 的 经 验 教 训 方 面, 文 章 提 出 了 若 干 值 得 引 发 关 注 的 启 示, 作 为 我 国 在 建 和 在 役 核 电 站 的 改 进, 以 及 新 设 计 核 电 站 的 参 考. 文 章 还 就 我 国 能 源 的 状 况, 核 能 发 展 的 必 要 性, 以 及 核 能 发 展 的 方 针 进 行 了 探 讨. 关 键 词 暋 暋 中 国 核 电, 核 安 全, 福 岛 核 事 故 TheFukushimaacciden andnuclearpowerdevelopmenandsafeyinchina 昄 YE 暋 Qi 灢 Zhen (CommieeforScienceandTechnology,ChinaNaionalNuclearCorporaion,Beijing822,China) Absrac 暋 暋 TheFukushimaDaichinuclearpowerplan(NPP)accidenisexamined,andananalysispres 灢 enedofisoriginalcause,developmenandconsequences,aswelashecausesofsaionblackou,over 灢 pressureofhepressurizedreacorvesselandpreliminaryconainmen,hydrogenburs,ec.whichaggra 灢 vaedheacciden.accordingohesefacorsacomparisonisgivenonhesafeydesignaswelasproec 灢 ionmeasuresforchina'snuclearpowerplans.thelessonslearnfromfukushimagiveussomeimporan guidelinesforheoperaion,consrucion,anddesignoffuureplans.finaly,heenergysiuaionandhe necessiyofnuclearpowerdevelopmeninchina,andsraegicpoliciesarediscussed. Keywords 暋 暋 China'snuclearpower,nuclearsafey,Fukushimanuclearpowerplanacciden 暋 暋 2 年 月 日 时 46 分, 日 本 本 州 岛 附 近 海 域 发 生 里 氏. 级 特 大 地 震, 并 引 发 特 大 海 啸, 从 而 导 致 了 日 本 福 岛 第 一 核 电 站 发 生 重 大 核 泄 漏 事 故, 影 响 重 大. 中 国 核 电 建 设 和 运 行 一 贯 坚 持 安 全 第 一 暠 质 量 第 一 暠 的 方 针, 有 较 完 善 的 核 安 全 法 规 体 系 核 安 全 监 管 体 制. 截 至 目 前 为 止, 中 国 已 有 4 台 投 入 运 行 的 核 电 机 组, 其 运 行 安 全 可 靠, 核 安 全 处 于 受 控 状 态, 放 射 性 气 体 和 液 体 流 出 物 远 低 于 国 家 标 准 限 值, 未 对 工 作 人 员 公 众 和 环 境 造 成 危 害, 未 发 生 核 泄 漏 以 及 二 级 及 二 级 以 上 核 安 全 事 件. 在 建 的 2 台 机 组 质 量 保 证 体 系 运 转 有 效, 工 程 进 展 顺 利, 具 备 自 主 建 设 高 质 量 核 电 工 程 的 能 力. 当 前 中 国 正 根 据 国 务 院 的 要 求, 对 正 在 运 行 和 正 在 建 设 的 核 电 站 进 行 核 安 全 检 查, 制 定 核 安 全 规 划, 以 国 际 最 新 标 准 设 计 和 建 设 新 的 核 电 机 组. 为 此 分 析 福 岛 第 一 核 电 站 事 故 及 我 国 核 电 运 行 和 建 设 的 经 验, 吸 取 有 益 的 教 训, 对 提 高 中 国 核 电 设 计 建 设 和 运 行 的 水 平 非 常 必 要. 暋 福 岛 第 一 核 电 站 事 故 回 顾 及 分 析 暋 福 岛 第 一 核 电 站 事 故 进 程 福 岛 第 一 核 电 站 初 始 设 计 标 准 为 : 号 机 组 按 2-6- 收 到 初 稿,2-6-27 收 到 修 改 稿 昄 暋 Email:yeqzh@cae.cn 暋 物 理 4 卷 (2 年 )7 期 暋 暋 暋 暋 暋 暋 暋 暋 暋 暋 暋 暋 暋 hp: 飋 www.wuli.ac.cn 427

特约专稿. 8g( 74m/s2)最大 地 面 加 速 度 设 计,经 复 核,实 际抗震能力为能承受 水 平 向 峰 值 加 速 度 为. 6g 的 地震, 号和 6 号机组按. 45g 或. 46g 设 计,这 次 级地震相当于. 52g,超出设计基准.伴随地震,日 本北方电网 随 即 解 列,地 震 初 期,福 岛 第 一 核 电 站 台运行的机组(, 2, 号机组)立即自动安全停堆, 应急冷却系统也很快启动,又由于失去了外电源,应 急柴油机也同时启动,电站的运行和应对是正常的, 其安全功能还是有效的,并没有发生核泄漏事故,未 对核电站造成致命 破 坏.福 岛 第 一 核 电 站 反 应 堆 厂 房见图 降,同时亦 造 成 安 全 壳 内 压 力 升 高,安 全 壳 厚 度 约 cm,设 计 压 力 为 4 5ba r,事 故 期 间 实 际 压 力 达 到 8ba r. 号 机 组 2 日 4 时 安 全 壳 卸 压; 2号机组 日 时, 号机组 日 8 时 4 分开始卸压. 由于 压 力 容 器 内 水 位 下 降,根 据 分 析,在 5% 堆芯 裸 露 时,包 壳 温 度 急 剧 上 升;在 2/ 堆 芯 裸 露 时,包壳破损,放射性产物释放;在 /4 堆芯裸露时, 包壳温度超过 2曟,导致堆 芯 燃 料 包 壳 的 锆 在 高 温下与水发生化学反应,放出大量氢气,加上锆水反 应是放热反应,从而使反应加速.氢气通过安全壳排 气释放到反应堆厂 房,并 直 接 向 上 累 积 在 反 应 堆 厂 房顶部,随着氢气浓度的升高,超过一定比例后引发 氢气爆炸,从而产生核泄漏. 地震 海啸来临时, 4 号机 组 反 应 堆 正 处 于 关 闭 维修状态,反应堆内没有核燃料,但卸出的乏燃料在 水池中还有相当的余热,如按整个堆芯来计算,几天 后还有约 MW 的余热,相当于一天可烧开 吨 水.由于没有冷却,乏 燃 料 水 池 水 量 减 少,又 由 于 采 取注水措施较晚,导 致 乏 燃 料 水 池 中 燃 料 元 件 高 温 损毁和放射性释放.据悉, 4 号机组 乏 燃 料 水 池 中 有 盒乏燃料,如 后 期 继 续 得 不 到 冷 却,乏 燃 料 可 能发生大量损伤,放 射 性 物 质 将 直 接 释 放 到 反 应 堆 图 暋 福岛第一核电站反应堆厂房图 地震 引 发 海 啸, 小 时 后 高 达 4m 的 海 啸 袭 来,大大超出了电站设计的 5. 7m 洪水高程设防,导 厂房以及环境中,其后果是相当严重的. 月 2 日 5 时 6 分,福 岛 核 电 站 号 机 组 反 应堆厂 房 由 于 氢 气 浓 度 比 例 升 高 而 发 生 了 氢 爆; 容量可维持 8 小时的蓄电池对仪 控 供 电. 小 时 内 月4 日 时 分, 号机组反应堆厂房发生氢 爆; 月 5 日 6 时 分, 2号机组反应堆厂房发生 月 2 日 5 时 还 无 法 接 通,改 由 新 接 电 源 线 给 水 泵供电.待 恢 复 供 电 供 水, 号 机 组 已 27 小 时 失 去 的后果得 到 了 一 定 程 度 的 缓 解. 月 2 日,在 事 故 致全厂断电和应急 柴 油 机 停 止 运 行,之 后 改 由 设 计 移动式发电机到达,但因底层配电设备被水淹,直至 冷却, 2 号与 号机组也有 7 小时 失 去 冷 却,导 致 事 故进一步扩大., 2, 机组 在 全 厂 断 电 后,汽 轮 机 驱 动 的 堆 芯 隔离冷却系统投入,汽动泵由反应堆蒸汽驱动,蒸汽 在湿井中冷凝,并从湿井取水泵入堆芯,但需要蓄电 池供电,并要求湿井温度 低 于 曟.由 于 号 机 组 氢爆; 月 5 日 2 时, 4号机组反应堆厂房发生氢 爆.事故后期,日本 方 面 向 堆 芯 注 入 大 量 海 水,事 故 发生 24 小时 后, 6号机组部分临时发电机恢复工 作,使同时处于大修 状 态 的 5, 6号机组乏燃料水池 冷却系统供电,开始冷却乏燃料水 池, 5, 6号机组脱 离危险.福岛第一核电站事故序列见图 月 日 22 时 至 4 号机组状态见表 蓄电池当天 6 时 6 分 放 空, 2 号 机 组 4 日 时 25 分发 生 泵 故 障, 号 机 组 蓄 电 池 在 日 2 时 44 分 放 空;加 上 湿 井 由 于 失 去 冷 却,温 度 很 快 超 过 曟,从而使抑 压 池 失 去 冷 却 作 用,安 全 壳 超 压, 堆芯隔离冷却系统 失 效.由 于 堆 芯 冷 却 手 段 长 时 间 丧失,反应堆压力容器内衰变热继续产生蒸汽,使反 应堆压力容器内压力升高,超过设计压力,打开蒸汽 释放阀,将 蒸 汽 排 放 到 湿 井,使 压 力 容 器 内 液 位 下 428 图 2暋 福岛第一核电站事故序列 h 飋 飋www. wu l i. a c. cn暋暋暋暋暋暋暋暋暋暋暋暋暋暋暋暋暋暋 物理 4 卷 ( 2 年) 7期 p:

表 暋 福 岛 第 一 核 电 站 月 日 22 时 至 4 号 机 组 状 态 机 组 状 态 号 机 组 2 号 机 组 号 机 组 4 号 机 组 堆 芯 燃 料 完 整 性 破 坏 破 坏 破 坏 无 燃 料 安 全 壳 完 整 性 完 好 怀 疑 已 破 坏 未 知 完 好 压 力 容 器 完 整 性 未 知 未 知 未 知 完 好 应 急 堆 芯 冷 却 系 统 / 反 应 堆 余 热 导 出 系 统 已 丧 失 已 丧 失 已 丧 失 无 需 堆 芯 隔 离 冷 却 系 统 已 丧 失 已 丧 失 已 丧 失 无 需 反 应 堆 厂 房 完 整 性 严 重 破 坏 部 分 破 坏 严 重 破 坏 严 重 破 坏 暋 暋 海 水 沾 污 的 情 况 : 月 2 和 24 日, 在 沿 海 岸 公 里 处, 取 样 测 得 I 灢 8Bq/mL,Cs 灢 726Bq/mL, 预 计 系 大 气 沉 降 的 结 果. 月 2 日, 在 排 水 口 南 m 处 测 得 I 灢 为 8Bq/mL( 高 于 允 许 限 值 55 倍 ), 月 日 测 得 I 灢 为 8Bq/mL( 高 于 允 许 限 值 485 倍 ), 这 样 高 的 浓 度 与 担 心 高 放 射 性 废 水 满 溢 而 采 取 的 低 放 射 性 废 水 排 放 有 关,4 月 5 日 达 到 了 高 于 允 许 限 值 65 倍.4 月 6 日, 东 京 电 力 公 司 开 始 倾 卸 沸 石, 以 吸 收 放 射 性 物 质. 表 2 给 出 了 月 2 日 海 水 核 素 的 浓 度. 表 2 暋 月 2 日 海 水 核 素 的 浓 度 环 境 放 射 性 646 毺 Sv/ 小 时 ( 月 7 日 时 分 ) 核 素 浓 度 (Bq/cm ) 规 范 限 值 (Bq/cm ) 浓 度 / 规 范 限 值 压 力 容 器 水 位 燃 料 裸 露 燃 料 裸 露 燃 料 裸 露 安 全 未 知 压 力 容 器 压 力 稳 定 ( 蓄 电 池 耗 尽 ) 波 动 安 全 安 全 壳 压 力 未 知 压 力 低 压 力 低 安 全 注 海 水 冷 却 继 续 继 续 继 续 无 需 Tc 灢 m 6 暳 - 4. 暳.4 I 灢 暳 2 4. 暳 -2 25 Cs 灢 4. 暳 6. 暳 -2 57 Cs 灢 6 8 暳. 暳 -. Cs 灢 7.2 暳. 暳 -2 56 安 全 壳 排 气 暂 时 停 止 暂 时 停 止 暂 时 停 止 无 需 Ba 灢 4 5. 暳. 暳 - 7 La 灢 4 5 暳 4. 暳 - 6. 福 岛 第 一 核 电 站 一 系 列 事 故 的 关 键 在 于 失 去 了 应 急 冷 却, 失 去 了 把 余 热 导 出 去 的 可 能, 而 对 造 成 这 样 致 命 打 击 的 主 要 原 因 就 是 地 震 及 其 随 后 引 发 的 海 啸. 2 暋 放 射 性 物 质 释 放 主 要 的 放 射 性 核 素 释 放 的 是 碘 和 铯, 虽 然 亦 发 现 锶 和 钚. 这 些 核 素 是 通 过 蒸 汽 向 大 气 释 放 的, 并 通 过 废 水 的 泄 漏, 进 入 地 表 水 和 海 洋.I 灢 的 半 衰 期 为 8 天,Cs 灢 7 的 半 衰 期 为 年, 根 据 国 际 原 子 能 机 构 (IAEA) 提 供 的 方 法 折 算, 日 本 核 安 全 机 构 报 告 称, 截 止 到 4 月 2 日, 福 岛 第 一 核 电 站 向 大 气 释 放 的 I 灢 和 Cs 灢 7 的 总 量 为 7PBq(Bq 为 放 射 性 活 度 的 单 位 贝 可,P 为 词 头, 代 表 5, 下 同 ) 6PBq, 为 切 尔 诺 贝 利 估 计 的 总 排 放 量 76PBq 的 2 4%.4 月 2 日, 东 京 电 力 公 司 估 计 有 52 吨 放 射 性 废 水 流 入 海 中, 释 放 了 47TBq 放 射 性 物 质, 相 当 于 2 倍 年 排 放 限 值. 东 京 电 力 公 司 估 计 其 中 有 28TBq 的 I 灢,4TBq 的 Cs 灢 4, 4TBq 的 Cs 灢 7. 另 外, 还 有 吨 低 放 射 性 废 水 早 已 排 放 入 海, 以 便 腾 出 空 间 储 存 高 放 射 性 海 啸 以 后 氢 爆 以 前 的 放 射 性 剂 量 低 于 2mSv/ h,2 号 机 组 氢 爆 后 达 到 2mSv/h, 局 部 最 高 达 到 4mSv/h. 其 剂 量 水 平 受 火 灾 和 氢 爆 的 影 响 而 在 很 大 范 围 内 波 动. 月 日 时 22 分 在,4 号 机 组 之 间 测 得 4mSv/h 的 剂 量 水 平, 导 致 应 急 班 组 轮 换 作 业 ; 月 6 日 在 某 些 机 组 附 近, 测 得 msv/ h 的 剂 量 水 平 ( 已 达 仪 表 量 程 的 高 限 ), 临 时 撤 退 核 电 站 的 工 作 人 员, 然 后 下 降 到 6 8mSv/h. 在,2,,4 号 机 组 安 全 壳 内 剂 量 水 平 变 化 巨 大, 如 表 所 示 : 月 6 日 在 核 电 站 2 公 里 处 西 北 方 向 测 得.mSv/h. 月 6 7 日, 在 核 电 站 公 里 处, 在 一 个 方 位 测 得.8.7mSv/h, 在 另 一 方 位 测 得.26.5mSv/h. 在 正 常 情 况 下, 本 底 剂 量 为. 毺 Sv/h. 月 5 日, 在 公 里 外, 在 东 京 测 得 的 剂 量 为.8 毺 Sv/h, 没 有 发 现 放 射 性 物 质 通 过 食 物 水 体 大 气 迁 移 的 迹 象. 废 水. 暋 物 理 4 卷 (2 年 )7 期 暋 暋 暋 暋 暋 暋 暋 暋 暋 暋 暋 暋 暋 hp: 飋 www.wuli.ac.cn 42

特约专稿 表 暋 在, 2,, 4 号机组安全壳内剂量水的变化情况 号反应堆 ( Sv/h) 日本时间 干阱 2 年 月 7 日, 2: 5 2 年 月 2 日, 5: -6: 2 年 月 8 日, 7: 55-2: 5 2 号反应堆( Sv/h) 湿阱 (圆环状湿阱) 干阱. 4 6. 75 2 年 月 2 日, : -4: 2 2 年 月 24 日, 7: 2 年 月 25 日, : 2 年 月 25 日, 4: -6: 2 年 月 26 日, : -: 48. 4. 8. 7. 5. 湿阱 号反应堆( Sv/h) 湿阱 (圆环状湿阱) 干阱 (圆环状湿阱) 84. 4 4 --- --- 4.. 625 7 7 25. 8 47. 4 6 5. 46. 2. 24. 24. 5 2. 6 由于燃料破损使放射性物质进入反应堆冷 暋暋 总之, 却剂系统,压力容器超压排放和安全壳超压排放使它 们进入反应堆厂房,主要是 I 灢 和Cs 4, 7,氢 爆 灢 后的放射性物质随 蒸 汽 进 入 大 气,由 雨 水 和 沉 降 的 78. 5. 7 45. 6 45. 2 4. 4 7 67 54 54 4 5 6. 2 5 8. 8 6. 5. 74 45 5 4 系统为独立的环路,就 是 所 有 跟 燃 料 接 触 的 冷 却 剂 是封闭在主环路的 压 力 边 界 里,与 二 环 路 汽 轮 机 系 统互相隔离.虽然沸水堆也有安全壳,但沸水堆的三 道屏障中仅燃料组 件 包 容 放 射 性 物 质,主 环 路 系 统 作用而进入厂区附 近 土 壤 和 水 体 中.海 水 直 接 冷 却 及安全壳系统与汽 轮 机 相 连,核 蒸 汽 供 应 系 统 直 接 为的低放射性废水排放造成了大面积海域的污染. 到外面去,因而不是 所 有 的 带 放 射 性 的 东 西 都 封 闭 产生了大量的放射 性 废 水,废 水 贮 存 池 的 泄 漏 和 人 2暋 压水堆和沸水堆的设计差异 压水 堆 和 沸 水 堆 都 是 成 功 的 堆 型,但 在 福 岛 事 产生蒸汽送入汽轮 机 发 电.正 因 为 蒸 汽 可 以 直 接 通 在第三道屏障之内.沸水堆减压的时候要放出蒸汽, 堆芯损伤后,堆内的 带 放 射 性 的 裂 变 气 体 就 随 着 蒸 汽到了环境中.福岛第一核电站安全壳如图 4 所示. 故的特殊情况下,压水堆具有比较强的抗事故能力. 图 示出了沸水堆的原理系统图. 图 暋 沸水堆的原理系统图 暋 三道屏障 福岛核电站采用的是 2 世纪 6 年代的沸水堆 技术,而我国大部分 的 核 电 站 都 采 用 压 水 堆 核 电 技 术.以采用 2 世纪 年 代 技 术 设 计 的 第 二 代 改 进 图 4暋 福岛第一核电站安全壳图 2暋 超压保护 压水 堆 机 组 二 环 路 超 压 时,可 以 通 过 主 蒸 汽 管 性核电站 秦山第二核电厂 4 台 65MW 核电机 道上的卸压阀和安 全 阀 排 放 蒸 汽,排 放 的 蒸 汽 不 带 道屏障将放射性物 质 全 部 包 容 在 内 部,核 蒸 汽 供 应 和安全阀排放蒸汽,排 放 的 蒸 汽 进 入 设 置 在 安 全 壳 组为例,其燃料组 件 主 环 路 压 力 边 界 安 全 壳 这 三 4 放射性.主环路超压时,可以通过稳压器上的卸压阀 h 飋 飋www. wu l i. a c. cn暋暋暋暋暋暋暋暋暋暋暋暋暋暋暋暋暋暋 物理 4 卷 ( 2 年) 7期 p:

内 的 卸 压 箱, 不 进 入 周 围 环 境 之 中. 压 水 堆 机 组 主 环 路 压 力 边 界 能 承 受 的 设 计 压 力 为 倍 的 超 压, 还 有 相 当 大 的 水 容 量, 安 全 壳 能 全 部 包 容 带 放 射 性 的 系 统 和 设 备, 有 较 大 的 容 积, 能 承 受 主 管 道 断 裂 或 主 蒸 汽 管 道 断 裂 所 产 生 的 超 压. 沸 水 堆 压 力 容 器 的 水 装 量 较 小, 安 全 壳 容 积 较 小, 超 压 时 又 直 接 通 过 主 蒸 汽 管 道 上 的 卸 压 阀 和 安 全 阀 排 放, 有 可 能 使 燃 料 损 坏 时 放 出 的 裂 变 气 体 直 接 进 入 周 围 环 境 之 中. 暋 安 全 系 统 压 水 堆 有 安 全 注 入 系 统 安 全 壳 喷 淋 系 统 辅 助 给 水 系 统 等 安 全 系 统. 压 水 堆 机 组 安 全 注 入 系 统 有 高 压 安 注 安 注 箱 安 注 低 压 安 注, 从 换 料 水 箱 中 取 水, 最 终 与 地 坑 积 水 构 成 闭 式 循 环. 辅 助 给 水 系 统 由 两 列 电 动 和 汽 动 给 水 泵 组 成, 从 辅 助 给 水 箱 中 取 水 ; 安 全 壳 喷 淋 系 统 有 独 立 的 两 个 系 列 从 换 料 水 箱 中 取 水, 最 终 也 与 地 坑 积 水 构 成 闭 式 循 环. 沸 水 堆 则 有 堆 芯 注 入 冷 却 系 统 堆 芯 喷 淋 系 统 堆 芯 隔 离 冷 却 系 统, 分 别 从 抑 压 池 中 抽 水 冷 却, 其 余 热 通 过 设 置 在 抑 压 池 中 的 冷 却 系 统 冷 却. 一 旦 抑 压 池 中 的 冷 却 系 统 失 效 ( 由 于 全 厂 断 电 ), 只 能 靠 抑 压 池 的 热 容 来 冷 却. 相 对 来 说, 压 水 堆 具 有 更 大 的 冷 却 水 容 积. 此 外, 压 水 堆 还 可 以 利 用 自 然 循 环, 通 过 蒸 汽 驱 动 的 辅 助 给 水 泵 补 充 给 水, 将 余 热 经 二 环 路 导 出. 暋 针 对 福 岛 事 故 看 中 国 核 电 的 安 全 措 施. 暋 核 电 站 选 址 及 抗 地 震 防 洪 水 等 设 计 中 国 核 电 的 厂 址 选 择 均 远 离 断 层, 特 别 是 远 离 地 表 产 生 裂 缝 或 错 动 的 活 动 断 层, 其 设 计 安 全 停 堆 地 震 烈 度 ( 即 在 该 地 震 烈 度 下 核 电 站 安 全 有 关 的 系 统 设 备 和 建 筑 物 应 保 持 完 整 并 执 行 相 应 的 安 全 功 能 ) 的 年 超 越 概 率 为.%( 相 当 于 万 年 一 遇 ), 地 质 稳 定, 基 岩 完 整, 无 地 下 水 裂 隙. 核 电 站 厂 房 的 地 基 安 放 在 完 整 的 基 岩 上, 并 且 将 所 有 涉 及 核 电 站 安 全 的 系 统 设 备 建 筑 物 均 具 备 抗 安 全 停 堆 ( 即 停 止 反 应 堆 核 裂 变 链 式 反 应 ) 地 震 的 能 力. 在 滨 海 附 近 的 核 电 站 都 考 虑 了 最 高 天 文 潮 最 大 风 暴 ( 台 风 ) 潮 海 啸 海 平 面 上 升 暴 雨 洪 水 上 游 溃 堤 以 及 波 浪 影 响 等 外 部 洪 水 事 件 组 合, 其 年 超 越 概 率 为.%( 相 当 于 千 年 一 遇 ), 并 依 此 确 定 设 计 基 准 洪 水 位. 核 电 站 的 厂 坪 标 高 一 般 要 高 于 基 准 洪 水 位, 即 所 谓 的 干 厂 址, 并 在 厂 址 沿 海 周 围 设 置 挡 浪 墙. 在 核 电 站 设 计 时, 还 考 虑 了 安 全 壳 承 受 撞 击 承 受 爆 炸 的 能 力. 以 秦 山 第 二 核 电 厂 为 例, 其 选 址 远 离 断 层 和 地 震 带, 地 基 安 放 在 完 整 的 基 岩 上. 厂 址 选 择 设 计 的 时 候 考 虑 了 最 大 天 文 潮, 叠 加 钱 塘 江 千 年 一 遇 的 最 大 潮 位, 包 括 风 暴 潮 上 游 暴 雨 带 来 的 洪 水, 以 及 海 啸 等 因 素 引 起 的 最 高 洪 水 位 相 当 于 黄 海 高 程 m, 秦 山 第 二 核 电 厂 的 厂 址 地 标 高 选 为 近 m, 并 且 还 设 置 了 2m 的 挡 浪 墙..2 暋 电 源 供 应 中 国 核 电 厂 的 设 计 充 分 重 视 余 热 导 出 及 应 急 电 源 的 可 靠 性. 每 个 机 组 从 主 网 (5kV) 上 通 过 2 台 厂 用 变 压 器, 供 给 厂 用 电, 输 电 线 按 N+( 或 N+2) 考 虑, 以 留 有 相 当 的 后 备 余 量, 同 时 还 考 虑 设 置 一 条 专 用 的 备 用 外 电 源 (22kV), 通 过 2 台 备 用 变 压 器, 专 门 在 主 外 电 网 出 现 故 障 时 提 供 厂 用 电. 此 外, 每 台 机 组 还 设 有 2 台 核 安 全 级 的 应 急 柴 油 发 电 机, 为 核 电 站 提 供 应 急 电 源, 为 确 保 应 急 电 源 的 可 靠 性, 每 个 厂 区 还 设 置 了 一 台 附 加 柴 油 发 电 机, 在 机 组 失 去 内 外 电 源 时, 提 供 应 急 电 源.. 暋 三 废 排 放 中 国 的 核 电 站 有 完 整 的 三 废 处 理 设 施, 严 格 控 制 排 放. 以 秦 山 第 二 核 电 厂 为 例, 废 气 排 放 比 国 家 标 准 低 2 个 数 量 级 ; 废 水 排 放 除 氚 比 国 家 标 准 低 一 个 数 量 级 外, 其 他 都 低 于 2 个 数 量 级 ; 工 作 人 员 受 辐 射 剂 量 低 于 国 家 标 准 的 4 倍. 目 前 有 6 台 核 电 机 组 在 运 行 的 秦 山 核 电 基 地, 其 附 近 居 民 每 年 实 际 辐 射 剂 量 值 仅 为.5mSv, 远 低 于 国 家 限 值 的 msv, 基 本 可 以 忽 略 不 计..4 暋 严 重 事 故 的 预 防 和 缓 解 现 今, 中 国 的 核 电 站 都 不 是 当 初 福 岛 第 一 核 电 站 4 年 前 的 设 计, 中 国 现 在 的 核 电 站 吸 收 了 这 4 年 来 核 电 建 造 设 计 科 技 运 行 上 的 经 验, 在 技 术 上 更 先 进, 同 时 我 们 也 借 鉴 了 目 前 建 造 的 三 代 核 电 站 的 一 些 理 念, 通 常 称 为 二 代 改 进 型 核 电 站. 在 第 二 代 改 进 型 核 电 站 中, 对 严 重 事 故 采 取 了 以 下 预 防 和 缓 解 措 施 : 一 是 采 取 了 防 氢 爆 的 措 施, 每 台 机 组 在 安 全 壳 内 不 同 部 位 设 有 氢 浓 度 测 量 装 置. 当 氢 浓 度 超 标 时, 启 动 移 动 式 氢 复 合 装 置, 抽 取 安 全 壳 内 的 空 气, 通 过 通 风 系 统 将 氢 气 与 氧 点 火 化 合 成 水, 使 它 不 致 于 积 累. 目 前 新 投 产 的 机 组 又 增 加 了 非 能 动 的 氢 复 合 装 置, 以 便 随 时 进 行 氢 复 合, 减 少 氢 气 在 安 全 壳 内 聚 集 的 风 险, 一 旦 氢 气 出 来, 经 过 氢 复 合 装 置, 自 动 和 氧 化 合 成 水, 所 以 氢 气 不 会 到 达 爆 炸 的 浓 度. 二 是 设 置 了 安 全 壳 过 滤 排 放 系 统, 以 防 止 安 全 壳 超 压 失 效. 当 安 全 壳 压 力 超 过 设 定 值 时, 启 动 安 全 壳 过 滤 排 放 系 统, 气 体 通 过 文 丘 利 管 的 喷 射 水 洗 系 暋 物 理 4 卷 (2 年 )7 期 暋 暋 暋 暋 暋 暋 暋 暋 暋 暋 暋 暋 暋 hp: 飋 www.wuli.ac.cn 4

统, 过 滤 掉 放 射 性 杂 质 气 溶 胶 元 素 碘 等, 然 后 再 经 金 属 棉 过 滤, 排 放 大 气. 这 样 既 防 止 安 全 壳 超 压, 又 避 免 污 染 环 境. 三 是 增 加 了 稳 压 器 快 速 卸 压 功 能. 在 正 常 情 况 下, 通 过 稳 压 器 上 的 卸 压 阀 和 安 全 阀 排 汽, 以 维 持 反 应 堆 压 力 在 容 许 范 围 内. 在 出 现 严 重 事 故 情 况 下, 通 过 快 速 卸 压, 将 蒸 汽 排 入 卸 压 箱 内, 迅 速 降 低 压 力 容 器 的 压 力, 防 止 压 力 容 器 超 压 和 高 压 熔 堆. 四 是 制 订 了 严 重 事 故 的 预 防 和 缓 解 管 理 程 序, 防 范 可 能 出 现 的 严 重 事 故. 一 旦 产 生 严 重 事 故, 也 有 相 应 的 管 理 程 序 指 导 开 展 缓 解 工 作, 将 事 故 的 危 害 和 影 响 降 到 最 低. 总 之, 中 国 核 电 站 严 格 按 国 家 核 电 法 规 设 计 和 建 设, 在 安 全 系 统 和 应 急 电 源 上 采 取 了 多 重 冗 余 多 样 化 的 措 施, 就 是 为 了 确 保 机 组 安 全 可 靠 地 运 行. 4 暋 福 岛 核 电 事 故 对 我 们 的 启 示 () 要 充 分 关 注 厂 址 安 全 和 环 境 适 应 性 要 充 分 分 析 场 址 最 大 可 能 的 地 震 烈 度, 最 大 可 能 的 洪 水 高 度, 极 端 自 然 灾 害 与 次 生 灾 害 和 伴 生 灾 害 叠 加 的 可 能 性, 并 对 极 端 自 然 灾 害 的 危 害 性 进 行 评 估, 充 分 考 虑 抗 地 震 及 洪 水 的 设 防 措 施, 诸 如 采 用 防 水 结 构 防 水 门 水 密 封 通 道 等. (2) 要 确 保 反 应 堆 余 热 的 导 出 确 保 反 应 堆 余 热 的 导 出 系 统 和 设 备 的 可 靠 性 及 冗 余 度, 在 失 去 全 厂 电 源 时 利 用 汽 动 辅 助 给 水 系 统 ( 该 系 统 能 利 用 余 热 在 蒸 汽 发 生 器 中 产 生 的 蒸 汽 驱 动 ) 导 出 余 热 的 可 能 性, 及 其 补 给 水 源 的 可 靠 性. 设 置 其 他 冷 却 系 统, 如 空 气 冷 却 系 统 作 为 最 终 热 阱 暠, 以 及 采 用 非 能 动 安 全 系 统 的 可 能 性. 确 保 专 设 安 全 系 统 动 力 水 源 以 及 仪 控 的 可 靠 性. () 确 保 厂 用 电 系 统 应 急 电 源 系 统 蓄 电 池 系 统 的 可 靠 性 确 保 厂 用 电 系 统 备 用 电 源 系 统 的 冗 余 和 可 靠 ; 确 保 应 急 柴 油 发 动 机 组 安 全 可 靠, 能 快 速 启 动 并 带 上 负 载, 以 及 附 加 柴 油 发 动 机 组 及 其 接 入 系 统 安 全 可 靠 ; 应 急 柴 油 发 动 机 组 和 附 加 柴 油 发 电 机 组 及 相 关 配 电 装 置 应 防 水 淹 ; 蓄 电 池 系 统 应 具 备 足 够 的 容 量, 运 行 可 靠 并 处 于 满 载 状 态 ; 作 好 临 时 调 动 移 动 式 电 源 的 预 案. (4) 严 重 事 故 防 范 措 施 的 有 效 性 防 氢 爆 系 统 的 有 效 性, 增 加 非 能 动 的 氢 复 合 装 置 ; 设 置 安 全 壳 卸 压 装 置, 及 排 出 物 过 滤 检 测 装 置 ; 设 置 压 力 容 器 超 压 排 放, 防 止 高 压 熔 堆 ; 增 加 堆 芯 熔 融 物 冷 却 措 施 ; 制 定 严 重 事 故 管 理 规 则, 并 制 定 相 应 的 对 策 预 案. (5) 严 把 设 备 质 量 关 设 备 质 量 是 核 电 安 全 的 前 提. 核 安 全 设 备 的 设 计 和 制 造, 必 须 制 定 有 效 的 质 量 保 证 大 纲. 新 研 制 的 设 备 必 须 经 过 试 验 验 证 考 核, 特 别 要 注 意 设 备 的 抗 地 震 性 能 和 环 境 适 应 性. 对 与 安 全 有 关 设 备 及 不 可 接 近 设 备, 要 关 注 其 运 行 起 停 及 控 制 的 可 靠 性. (6) 关 注 乏 燃 料 水 池 的 冷 却 和 泄 漏 增 设 冗 余 的 乏 燃 料 水 池 水 位 及 温 度 检 测 装 置, 增 设 冗 余 的 乏 燃 料 水 池 补 水 系 统 或 自 然 循 环 的 冷 却 系 统. (7) 应 急 状 态 下 废 水 的 临 时 储 存 与 处 理 极 端 状 态 下 产 生 的 废 水 超 过 设 计 指 标 时, 应 有 临 时 的 储 存 设 施 及 处 理 装 置, 避 免 直 接 向 环 境 排 放 ; 临 时 废 水 处 理 装 置 可 设 计 成 可 移 动 的 现 场 组 合 型. (8) 关 注 在 群 堆 情 况 下 核 电 站 事 故 的 应 急 措 施 上 述 这 些 启 示 都 在 这 次 福 岛 第 一 核 电 站 事 故 后 进 行 的 我 国 核 电 安 全 自 查 和 大 检 查 中, 得 到 充 分 考 虑, 并 列 入 下 步 改 进 和 提 高 的 措 施 中. 5 暋 坚 持 在 确 保 安 全 的 前 提 下 积 极 有 序 发 展 核 电 2 年 来, 中 国 已 经 成 为 世 界 上 电 力 生 产 和 消 费 大 国, 由 于 以 燃 烧 化 石 燃 料 为 主, 使 中 国 成 为 SO2 和 CO2 排 放 的 大 国. 中 国 能 源 发 展 面 临 以 下 4 个 基 本 问 题 :() 经 济 社 会 发 展 中 的 能 源 供 需 总 量 平 衡 问 题 ;(2) 长 期 以 煤 为 主 的 能 源 结 构 所 造 成 的 环 境 生 态 问 题 ;() 西 煤 东 运 北 煤 南 运 西 电 东 输 的 能 源 输 运 问 题 ;(4) 对 国 外 资 源 依 赖 的 能 源 供 应 安 全 问 题. 核 电 的 基 本 特 性 决 定 了 它 在 改 变 能 源 结 构 上 有 以 下 重 要 作 用 :() 核 电 是 不 排 放 SO2 等 污 染 物 和 CO2 的 清 洁 能 源 ;(2) 核 电 的 安 全 可 靠 性 继 续 不 断 提 高 ;() 核 电 对 煤 电 具 有 较 强 经 济 竞 争 力 和 替 代 能 力 ; (4) 核 电 燃 料 运 输 量 小 ;(5) 核 电 不 受 气 候 影 响, 能 持 续 发 电. 因 此, 发 展 核 电 是 调 整 能 源 布 局 的 有 效 途 径. 中 国 运 行 核 电 站 和 在 建 核 电 站 比 起 福 岛 核 电 站 来, 具 有 较 高 的 技 术 水 平, 中 国 核 电 的 设 计 吸 取 了 近 年 来 核 电 发 展 中 的 先 进 技 术, 而 且 还 在 不 断 改 进, 加 上 中 国 引 进 了 世 界 上 最 先 进 的 第 三 代 核 电 技 术, 正 在 进 行 消 化 吸 收 和 再 创 新. 我 们 应 该 对 中 国 核 电 的 安 全 可 靠 运 行 和 建 设 充 满 信 心. 42 hp: 飋 www.wuli.ac.cn 暋 暋 暋 暋 暋 暋 暋 暋 暋 暋 暋 暋 暋 暋 暋 暋 暋 暋 物 理 4 卷 (2 年 )7 期

只 要 我 们 坚 持 安 全 第 一 质 量 第 一 的 方 针, 总 结 我 们 自 己 的 经 验, 吸 取 福 岛 核 电 事 故 的 教 训, 不 断 用 新 的 先 进 的 标 准 对 照 检 查, 改 进 设 计, 优 化 运 行. 继 续 执 行 在 确 保 核 电 安 全 的 前 提 下, 积 极 有 序 地 发 展 核 电 的 抉 择 是 正 确 的. 参 考 文 献 [] 暋 TheFukushimaDaichiInciden.Areva,24. [2] 暋 LessonslearnedfromheAccidenaheFukushimaDaichi Nuclearpowerplan.AomicEnergySocieyofJapan,2 5. [] 暋 FukushimaDaichiNPPacciden(Plandesignandprelimina 灢 ryobservaion).hiachi-ge NuclearEnergy,Ld.25. [4] 暋 AccidennucleairedeFukushima.Wikipedia ( 以 上 文 献 均 来 自 互 联 网 笔 者 注 ) 暋 物 理 4 卷 (2 年 )7 期 暋 暋 暋 暋 暋 暋 暋 暋 暋 暋 暋 暋 暋 hp: 飋 www.wuli.ac.cn 4