美国三哩岛核电站事故分析与对策
39055207 马喆前言
美国三哩岛核泄漏事故是核能史上第一起堆芯熔化事故，也是压水堆型核电站发生的一次最大事故。1979年3月28日，位于美国宾西法尼亚州的三哩岛核电站的2号堆，发生了核电史上第一次严重事故。这是由于水泵阀门信号灯故障和操作人员多次误操作所造成的。反应堆堆芯两次露出水面，使燃料元件破坏和大约三分之二的堆芯熔化。导致大量惰性气体和放射性碘与其他一些放射性核素进入了安全壳内。并且由于锆包壳和水发生化学反应，也产生许多氢气，但没有发生爆炸。因为安全壳的良好密封性和屏蔽作用，这次事故释放到环境中的放射性物质很少。根据监测调查，对周围80千米的200万居民所带来的总剂量仅为20人·Sv（希沃特），不到这地区居民年本底辐射总剂量的（核设施建设运行之前该地区的辐射剂量水平）1%（这地区的年本底辐射总剂量2400人·Sv），附近居民受到的最大个人剂量不到1毫希沃特，只与作一次X光胸部透视所受的剂量差不多。三里岛核电站值班的118名工作人员，无一伤亡，只有3人的受照剂量超过季度允许剂量水平。
三哩岛核电站
事故描述与分析
事故经过简介
1979年3月28日，美国都市爱迪生公司设在宾夕法尼亚州哈里斯堡城附近的三哩岛核电站二号动力堆发生了一次严重事故。事故是由一系列设备故障和操作失误引起的。当天凌晨4时，反应堆二回路（即用来产生蒸汽推动汽轮机的回路）给水泵发生故障，使蒸汽发生器中的供水量和蒸汽产生量迅速降低，热量带不走。本应立即投入备用供水系统，但两周前被操作人员违反操作规程给关闭了。于是，造成一回路（它将反应堆中的热量带出来在热交换器中传给二回路产生蒸汽）水的温度和压力升高。这时，一回路中的安全装置——减压安全阀自动开启，把一回路中的高压高温水向排放箱排除，以降低堆内压力保证安全。在正常情况下，当堆内压力下降到正常值时，安全阀会自动关闭，但这次安全阀又恰好失灵，未能关闭，使大量水和中蒸汽不断排出，排放箱容纳不了，从而排放到反应堆大厅里（它在一个巨大的安全壳内）。这时，反应堆已自动停堆，堆芯自动冷却系统自动向堆内注水，以控制堆芯还在大量释放的热量。如果到此结束，尚不能形成放射性外溢的重大事故，但操作人员又进行了一次误操作，两次关闭紧急冷却系统共十五分钟，使堆内温度急剧上升，造成部分核燃料元件（内装二氧化铀，外有金属锆的包壳）损坏，从而造成了两个严重后果：第一，由于燃料元件破损，使大量放射性物质进入一回路的水中，通过未闭合的安全阀进入反应堆大厅，通过辅助设备排入周围大气。次日，在电站外3.2公里处测得放射性最大剂量为核工业人员允许剂量的十九倍，这一数值随时间而减弱。第二，由于堆芯温度过高，元件的包壳材料锆可能与冷却水发生化学反应产生大量氢，聚在堆和大厅的顶部。氢与氧混合在一起，随时可能发生爆炸，这将是灾难性的事故（后来业已证明氧不可能发生）。因此，美国政府极为重视，采取了各种可能的措施来防止发生爆炸，并做了在最坏的情况下撤退居民的准备。但最后控制了态势，没有发生爆炸，也没有人员的伤亡。
造成事故发生的要点
1、蒸汽发生器给水系统出现故障；
2、反应堆冷却剂系统压力升高，稳压器卸压阀开启，反应堆停堆；稳压器卸压阀开启后未
能关闭，反应堆冷却剂系统泄露；
3、操作人员将稳压器卸压阀“（要求）开”指示灯误理解为稳压器卸压阀已关闭；
4、对稳压器卸压阀卡开造成的稳压器水位上升现象，操作人员做了错误的判断：以为反应
堆冷却剂系统已满水，但实际上反应堆冷却剂系统的1/2溶剂是空的；
5、因担心反应堆冷却剂系统水实体运行，操作人员停运了高压安注系统。反应堆得不到冷
却，堆芯过热；
6、当操作人员意识到反应堆冷却剂系统发生了泄漏，立刻恢复了高压安注系统和主泵的运
行；
7、260℃的水涌入2760℃的堆芯，使堆芯燃料像玻璃一样破裂，堆芯坍塌。
三哩岛核电站事故示意图
事故后果
1、堆芯熔毁：堆芯47的燃料熔毁，约20t二氧化铀堆积在压力容器底部。
2、放射性释放：约2×106Ci（1Ci=3.7×1010Bq）的惰性气体（氙-133）释放到环境，占燃
料释放的放射性物质总量的2%。仅15Ci的碘-131释放到环境，剩余6.7×107Ci的碘-131阻留在反应堆冷却剂系统，反应堆厂房和辅助厂房。由于反应堆厂房的屏蔽作用，大部分放射性物质没有泄漏出去。在80Km范围内，两百多万居民实际接收的辐射剂量平均每人约为1.5×10?2mSv，为居民允许照射剂量的百分之一。
3、应急响应：3月30日，宾夕法尼亚州州长发布撤离劝告，劝告离电站5英里范围内的孕
妇和学龄儿童撤离，约4200人。实际上，由于担心放射性危害，在离电站15英里的范
围内，有39%的公众撤离，约14.4万人。
核电厂严重事故的定义
核电厂严重事故severe accident of nuclear power plants指核电厂反应堆堆芯严重损坏，并有可能破坏安全壳的完整性，从而造成环境放射性污染及人身伤亡，产生巨大损失的事故。
现有核电厂基于纵深防御原则，设置了多道屏障及专设安全设施，采取了严格的质量管理和操纵员选拔培训制度，同时，核电厂选址也有严格要求，因而核电厂抵御外来灾害和内部事件的能力很强。只有在连续发生多重故障及操作失误，才会导致严重事故。
相对于只考虑单一故障为特征的核电厂设计基准事故，严重事故又称为超设计基准事故。严重事故的发生概率虽然低，但并不是不可能发生的。如果计算到1986年切尔诺贝利事故时为止，世界商用核电厂累积约4000堆年的运行历史，其间发生过两次严重事故(见三哩岛核电厂事故、切尔诺贝利核电厂事故)，发生概率达到5×10-4/(堆·年)。这说明，单纯考虑设计基准事故，不考虑严重事故的防止和缓解，不足以确保工作人员、公众和环境的安全。因此，认真研究严重事故，采取对策来防止严重事故的发生和缓解严重事故的后果十分必要。严重事故的初因
经研究分析发现，导致堆芯严重损坏的假设始发事件与核电厂的设计特征有十分密切的关系。归纳起来，共同的主要假设始发事件大致是：
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。
假设始发事件中如考虑外部事件，还应加上地震和火灾。假设始发事件分析表明，可能导致堆芯严重损坏的主要假设始发事件不很多，因此，便于进一步考虑设计改进或事故预防。
三哩岛核事故的原因分析
发生小的事故时没有引以为戒提高警惕
早在三哩岛事故前18个月，即1977年9月24日，与三哩岛核电站同类型的戴维斯贝斯核电站就发生过类似的事情。
当时，一个虚假信号导致了主给水隔离。辅助给水启动，主蒸汽隔离阀关闭。反应堆冷却剂系统压力上升，稳压器卸压阀开启。反应堆系统冷却剂系统温度上升，稳压器水位上升。手动停堆后反应堆冷却剂系统压力迅速下降，但是稳压器卸压阀没有关闭。高压安注启动。操纵员停止了安注。幸运的是，20分钟后操纵员识别出了故障，关闭了稳压器卸压阀前的电动隔离阀，恢复了安注。
事件后，戴维斯贝斯核电站的反应堆供应商B&W公司(该公司在三哩岛事故后退出核电市场)的一名高级工程师在一份备忘录中措辞强烈地指责出：事件中操纵员错误地停止了高压安注系统。这种错误如果再次发生，将会导致严重的后果。因此必须尽快向操纵员发出清晰明确（避免错误停止高压安注系统）的指令。
但遗憾的是，没有任何一个指令发出，13个月后，三哩岛事故发生了……
组织因素
操纵员和值长是最有可能发现问题并将这些问题反应给核电站设计者和管理层的人。但是，他们没能在事故前发现这些问题。他们认为事故处置针对的是大问题。“既然大问题能应对，小问题也就能应对。”他们认为：如果非预期的事情发生了，操纵员凭借自己的知识和经验是能够临机处置的。规程无法涵盖每一种可能的时间组合，因此他们寄希望于操纵员的临机处置。所以操纵员在很多的情况下需要做出基于知识的判断。然而现在的人员绩效理论指出：基于知识做出的临机判断的错误概率是50%。
例外运行（Operation by exception）——思维模式。操纵员的心理（思维）模式拘泥于例外运行。该心理（思维）模式假定：系统设备处于正常运行、正常发挥功能的状态，除非仪表显示、报警、交接班信息提供了例外信息——异常状况。运行人员仅对异常采取响应。在这种思维模式下，交接班时重要信息（辅助给水电动阀隔离关闭）的遗失导致了严重后果。
操纵员培训中的缺陷。管理者能够知道非预期的事情发生，但他们指望操纵员能够临机处理。因此操纵员培训非常注重于系统理论、系统设计、系统安装以及系统相互作用方面的知识和细节。旨在以此丰富操纵员的知识和经验，使其在遇到非预期瞬态时能够正确地临机
处理。因此没有将“紧急情况下操纵员要做什么”作为培训重点。
规程针对大问题。设计者预期的大问题是反应堆冷却剂系统大破口事故（大LOCA）。事故的进程非常短，只有几分钟时间。对每一个预期的事故，他们都有详细的处理规程。针对反应堆冷却剂系统大破口事故，有几套独立的注水系统用于补偿冷却剂泄漏。核电站设计者相信，只要这些系统按照设计要求发挥作用，反应堆就不会毁坏。但是他们错了，因为在三哩岛事故出现的是“小问题”——泄漏非常小。事故持续了数天。
处置事故的方法。事故处理规程的编写是以时间导向为基础的。如果操纵员能够正确地识别故障，规程就会提供正确的处置方法。所有的事故培训都要求操纵员能正确地识别故障，然后正确地执行相关事故处理规程。但是他们错误地识别了故障，采取了错误的行动。
设计上的自满
没有提供观察堆芯基本参数的仪表。反应堆基本的安全原则是保持堆芯冷却。但是设计者没有提供监视堆芯温度的仪表。堆芯温度是通过压力容器出口的冷却剂温度推断得出的。但是这是以又冷却剂通过堆芯为前提的。如果断流，将无法知道堆芯实际的温度。
没有提供可以发现堆芯异常的手段。如果堆芯温度超过堆芯压力对应的饱和温度，表明堆芯出现过热损坏。但设计没有提供可以显示堆芯出现沸腾工况的仪表，如堆芯过冷度仪表。
没有提供重要参数的直接显示。主控盘台无辅助给水流量显示仪表。操纵员通过泵的运行和阀门的开启推断辅助给水进入蒸汽发生器。事故期间，因辅助给水隔离阀在关闭状态，辅助给水流量没有建立达8分钟。辅助给水隔离阀的状态信息在交接班时丢失了。
设计上的缺陷
专设安全系统。允许认为闭锁安注信号；安注信号不自动触发反应堆厂房（安全壳）隔离，导致放射性物质扩散到辅助厂房和大气环境。
主控室的报警。主控室的控制盘台上方的报警指示超过1300个。这些报警无优先级规定，颜色编码无逻辑性。每一个报警都通过一个刺耳的高音喇叭发出声音。新报警一出现，喇叭就发出一次高音。事故开始前的14分钟，有超过800个报警出现。
计算机。当报警出现后，计算机对报警进行排序。计算机终端是一台孔氏打印机，经常卡纸。打印机每分钟打印不超过6行文字。而事故开始后的一分钟就有超过100行的报警信息。
朦胧的感觉——不知道现场设备的现场状况。看不到现场的设备；听不到现场的设备；对现场的设备没有真实感觉。（注：一套辅助监视系统如工业电视系统，可以帮助操纵员看
到、听到重要设备的现场状况。）
严重事故的研究与对策开展
严重事故研究最早的国家为美国。1975年WASH一1400报告首次将概率安全分析技术应用到核电厂，对几座典型美国核电厂做了第一次全面的分析，提供了以事件发生频率为依据的事故分类方法，并建立了安全壳失效模式和放射性物质释出模式。
WASH一1400报告首次指出，核电厂风险主要并非来自设计基准事故，而是堆芯熔化事故。1979年美国的三哩岛事故是一次严重事故，它引起了世界核能界的震惊。这一事件无可质疑地肯定了WASH一1400报告的价值。
从此以后，美国的严重事故研究进入了全面深入开展的时期。1986年4月乌克兰切尔诺贝利核电厂事故后，严重事故研究工作进一步获得加速与推进。
在美国，作为三哩岛事故响应的“未解决的安全课题”和“三哩岛行动计划”及从1983年开始执行的严重事故的研究计划(severe accident research Program，SARP)，将核安全研究范围拓宽到事故概率、物理过程、事故处理、安全壳分析、裂变产物与源项、燃料元件行为、人因工程、事故后果与对策、法规与标准等十分广泛的领域。其结果形成了一系列管理法规修订和政策声明，并在对事故机理了解的基础上，形成了一系列配套的分析程序包。
三哩岛事故之后，其他核电发达国家也相应地展开了严重事故的机理和处理研究，然而规模和课题广度均不及美国。其中法国特别着重于事故对策，并开发出H及U系列规程和配套的专用设备。德国的研究侧重于安全壳的完整性保障。日本、英国等则侧重确保核电厂系统的运行可靠性。
至今，个别国家(如芬兰、瑞士)已将严重事故以法规或提供导则的方式纳入核安全监管的要求，提出对核电厂设计的修改或规程的变更。有些国家(如法国、意大利、荷兰)已确定可接受的安全水平的安全目标，也有些国家(如加拿大)以适当扩展设计基准的方式来考虑严重事故。
为了进一步提高核电的安全性、经济性，使公众能够接受，美国和欧洲国家的厂方、核安全部门及设计者分别研制出电力公司要求文件(URD)及欧洲电力公司要求(EUR)，提出新一代核电厂的设计要求，日本及韩国也在上述两种文件的基础上提出了日本电力公司要求文件(J URD)及韩国电力公司要求文件(KURD)。这些文件建立了先进轻水反应堆的技术基础。
对于现有的核电厂，国际上认为：它们的安全设计有很高的安全程度和保守程度，常
常可以经受超设计基准事故。纵深防御的安全原则对于严重事故的早期预防和事故后果缓解也是有效的。
但是，由于安全设计主要考虑设计基准事故，有可能在应付严重事故方面存在着某些薄弱环节。为此，对现有的核电厂应做出各类严重事故序列分析，从分析中找出安全设计中的薄弱环节。解决的办法是:硬件方面不作大的改动，而是努力完善运行规程以及与之配套的控制室布局调整，进一步强化操纵员的选拔与培训，尽量提高运行水平，从而达到预防严重事故发生的目的。
这种对策已广泛为各国所接受，相应的研究重点为安全参数显示系统的开发，紧急运行规程的编制与论证，控制室设计的人因工程考虑，操纵员培训大纲的改进，质量保证大纲的完善以及运行管理法规的强化。
目前，世界各国对严重事故的研究正以各自不同的重点和技术方向进行着。应该说，严重事故研究的重要性已为国际核能界所认识，已成为核电安全中必须考虑的基本间题。
中国核安全法规对设计中考虑严重事故的要求吸取了国际经验及中国对严重事故研究成果，中国已将在设计中考虑严重故事的要求写入核安全法规。在1991年修改的《核电厂设计安全规定》中，提出了设计中针对严重事故应考虑的事项，包括：
(l)针对特定设计，确定能导致严重事故的重要事件序列。
(2)考虑电厂的已有能力，包括超越其预定功能和设计标准时利用某些系统的可能，以及利用某些暂设系统使电厂恢复到受控制状态，并减轻严重事故的后果。
(3)应对能降低这些事件出现的概率或能减轻这些事件后果的可能设计修改做出评价。若通过适当努力能提高总的安全性，则应进行这种设计修改。
(4)在计及有代表性的和起主导作用的严重事故的条件下，制定事故处理规程。
结语
三哩岛核泄漏事故是核能史上第一起堆芯熔化事故，自发生至今一直是反核人士反对核能应用的有力证据。三哩岛核泄漏事故虽然严重，但未造成严重后果，究其原因在于围阻体发挥了重要作用，凸现了其作为核电站最后一道安全防线的重要作用。在整个事件中，运行人员的错误操作和机械故障是重要的原因，提示人们，核电站运行人员的培训、面对紧急事件的处理能力、控制系统的友好性等细节对核电站的安全运行有着重要影响。
日本福岛核电站核事故分析报告近几天因日本福岛核电站多个反应堆因地震而出现运转故障，导致部分放射性物质泄漏蔓延，对日本本土和周边国家形成了较大的影响，就此从时间历程和技术分析2个方面对上述事件进行分析。 一事件回顾 1.1 地震事件 日本最新发生的地震简要信息如下： ·时间：北京时间3月11日13时46分 ·地点：日本东北部宫城县以东太平洋海域 ·震级：里氏9.0级震源深度：10公里 ·余震：11-13日共发生168次5级以上余震 ·伤亡：截至3月17日，已造成5429人遇难9594人失踪 ·核电站事故：日本福岛第一核电站的6个机组当中，1号至4号均发生氢气爆炸。5、 6 号机组正在进行定期维修。 ·火山喷发：新燃岳火山13日下午喷发。 因日本的抗震技术非常发达，日本人民的抗震经验丰富，因此单就地震而言，对日本的损伤是有限的，最不济危害也局限在日本一国，对周边国家和地区没有太大的影响。目前主要的问题纠结在福岛核电站的核泄漏问题上面。 1.2 福岛核电站核泄漏事故 1.2.1 电站简介[1] 福岛核电站（Fukushinia Nuclear Power Plant）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。福岛核电站是目前世界世界最大的核电站，由福岛一站(daiichi)、福岛二站(daini)组成，共10台机组（一站6台，二站4台），均为沸水堆。 福岛一站1号机组于1967年9月动工，1970年11月并网，1971年3月投入商业运行，输出电功率净/毛值为439/460兆瓦,负荷因子为49.9％。2号～6号机组分别于1974年7月、1976年3月、1978年10月、1978年4月、1979年10月投入商业运行，输出总功率分别为784、784、784、784、1100兆瓦，负荷因子分别为52.8％、61.2％、72.1％、68.5％和69.7％。福岛二站4台机组的输出电功率净/毛值均为1067/1100兆瓦。二站1号机组于1975年11
核电站安全性分析姓名：X X X 学号：0 9 X X X X X X 专业：核工程与核技术 学院：核工程与地球物理学院 指导老师：X X
2012 年06月10 日 核电站安全性分析 东华理工大学核工系XXX 摘要：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。然而随着一系列的核事故的发生，核能的安全性再一步受到人们的质疑，本文简要回顾核电的发展，并对其安全性做了分析，指出核电是一种安全的能源。
关键词:能源核电安全 Nuclear power plant safety analysis East China University of Technology Nuclear Engineering XXX Abstract: Energy is the basis of the social and economic development, the elements of human life and production. With the social development, energy demand is also expanding. From the structure of energy supply, energy consumption in the world from the three resources of coal, oil, natural gas, three energy is not only a low utilization rate, and cause serious pollution to the ecological environment. In order to alleviate the energy contradictions, should actively develop solar, wind, tidal energy and biomass energy renewable resources, nuclear energy is recognized only can achieve large-scale alternative to conventional energy, clean and modern energy economy. Nuclear power units of energy, but also rich in natural resources. Global reserves of uranium and thorium mineral resources is equivalent to several times of the organic fuel. Further to achieve controlled nuclear fusion, and be used to extract tritium in seawater, will fundamentally solve the contradictions among the energy supply. However, with a series of nuclear accidents, the safety of nuclear energy and then step been questioned, briefly reviewed the development of nuclear power, and its
切尔诺贝利核事故的原因及影响分析 集团文件版本号：（M928-T898-M248-WU2669-I2896-DQ586-M1988）
切尔诺贝利核事故的原因及影响
摘要 由于燃料多卜勒效应和控制棒的插入暂时补偿了汽泡正反应性效应，堆功率略降，出现了第一个峰值。之后，燃料碎化引起汽泡骤然增加，汽泡正反应性效应造成功率急剧上升;堆内压力管内压力上升，使得逆止阀关闭，主回路流量剧减，这进一步恶化了堆内状况.事后通过模拟计算得到的功率峰值在4秒钟内达到满功率的100倍。据四号机组外工作人员说，大约在1点24分左右，相继听到两声爆炸声，接着熊熊大火在破坏了的四号机组反应堆厂房燃起。 关键字：切尔诺贝利核事故原因影响 1.切尔诺贝利核电站的概况 1.1切尔诺贝利核电站所在地概况 切尔诺贝利核电厂位于乌克兰普里皮亚季镇附近，该镇是电厂人员的生活区;西北距切尔诺贝利市18km，距离乌克兰和白俄罗斯边境16km。核电厂在乌克兰首都基辅以北，相距110km。 核电厂周围地势平坦、是一望无垠的平原，核电厂的东面是乌克兰最大的河流第聂伯河，核电厂的主厂房离第聂伯河大约100m,核电厂的冷却水取自该河。 第聂伯河一般分为3部分:基辅以上为上游，基辅至扎波罗热为中游，扎波罗热至河口为下游。上游盆地主要位于森林地区，这里大多是
泥煤一灰壤土壤。上游的特点是空气湿润、湿地多。此地区支流密布，流量大(占区域流量的4/5 )。中游是黑土森林大草原地区，分水岭和河谷满布森林。下游盆地位于黑壤大草原地区。上第聂伯河流域的年降水量为560一610mm。第聂伯河流入黑海。 第聂伯河上建有8级水利枢纽工程，实行航运、发电、灌溉、供水、防洪等综合利用，在库区内有水产养殖，第聂伯河承担着对沿岸城市供水的任务。 1.2反应堆概况 该电站共有4套机组。第1,2号机组于1977年投产，第3,4号机组于1983年11月投产。4套机组均为1000MWe(3200MWt)的石墨慢化压力管式沸水堆（РБМК-1000）。这种堆用1700t石墨砌块作为慢化体，有 1 661根平行的压力管垂直穿过石墨慢化体，燃料组件即插在这些垂直压力管内。还有211根控制保护系统管道分布在石墨砌体中。堆芯等效直径为11. 8 m，高7m，总计装有约190t含2%铀235的低加浓二氧化铀燃料。反应堆备有应急堆芯冷却系统、应急供电系统和一系列安全连锁装置。 从安全角度看，РБМК型反应堆最大的问题在于其空泡正反应性系数。此外，堆的反应性余量不足，控制棒从最高位置开始下落时有一个反应性增长区，以及反应堆没有有效的围封(安全壳)等，都是在设计上直接与此次事故有关的缺陷。 РБМК反应堆是石墨慢化压力管沸水型反应堆.它由轻水冷却，并
附录1 三哩岛事故A1.1 核电 厂概况 美国Pennsylvania 州，Three Mile Iland上的二号堆，TMI-2，为B＆W 公司设计和建造，1978 年12 月投入使用。 两环路，每个环路有两台冷却剂泵。蒸汽发生器是直流式的，这意味着二次侧装量较少。一回路工作压力为152bar 。HPIS 可在正常运行压力或更高压力下向一次系统注入含硼水（它的截止压力为197bar），当一次侧系统压力降至110bar 以下时，自动起动。 安注箱压力为41 bar LPIS 的起动压力是28bar 核电厂的额定功率：2772MW, 961MW(e) 事故前核电厂的状态及始发事件： 1979 年3 月28 日凌晨，TMI-2 在97%额定功率下，以自动控制方式运行。 稳压器的释放阀及安全阀均有持久的微小泄漏（大约0.3kg/s） 二回路中，有一些堵塞的离子交换树脂（A resin block had developed in a condensate polisher unit's transfer line），准备用压缩空气及去离子水输送至回收箱，这一操作，使水进入了压缩空气系统，然后进到空气管路上的仪表中，引起了紊乱，关闭了冷凝水增压泵的进水阀门，于是冷凝水增压泵及主给水泵停止运行。
A1.2 事故过程 A1.2.1 第一阶段汽轮机停车（0—6min） 0 s 汽轮机停车，蒸汽旁路阀打开，辅助给水泵启动，失去主给水，使蒸汽发生器从一回路系统导出热量减少，汽轮机停车后，主泵继续运行，反应堆继续运行。 反应堆冷却剂系统压力上升 3—6 s RCS 压力达到PORV 整定值155bar，阀开启卸压，这不足以降压，RCS 压力继续上升 8 s RCS 压力达到停堆整定值162 bar，控制棒插入堆芯，停堆，至此一切保护系统工作正常，接下来需要的是带走衰变热。 13 s RCS 压力降至PORV 自动关闭压力152bar，但关闭失效，卡开，造成了一个小破口失水事故（汽腔小破口）,RCS 冷却剂不断从PORV 流失，在二回路系统中，全部三个辅助给水泵在运转，但是在SG 中水位在下降。这是因为SG 与辅助给水泵之间的阀门被关住了。大概在42 小时之前，进行例行试验时关上的，显然是因疏忽而保持于这种关闭的位置。其他阀门上挂的状态标签遮住了这些阀门的状态指示灯。没有水注入SG ，它们正在蒸干。
从福岛核电站事故分析看安全 文化(最新版) The core of safety culture is people-oriented, which requires the implementation of safety responsibilities in the specific work of all employees. ( 安全文化) 单位：_______________________ 部门：_______________________ 日期：_______________________ 本文档文字可以自由修改
从福岛核电站事故分析看安全文化(最新 版) 日本正遭遇二战以来最大的灾难，这次地震由于其史无前例的强烈震级和同时伴随的强次生灾害揪住了全球民众的心。这其中，福岛第一核电站事故1、2、3、4号机组所发生的事故，由于其可能对周边产生的恶劣影响和对人心理产生的恐慌，引起了越来越强烈的关注。根据诸多业内人士对核电站事故以及事故应急处理的分析，我们看到：福岛第一核电站事故看起来是天灾(地震引发海啸造成装置失效)，但其实也有许多人为因素，也就是说，还是有人做了不应该做的事情，有人没做应该做的事情。 下面我结合专业人士eagle506的技术分析谈一谈这其中的
文化因素。 1、关于应急处置 2011年3月11日下午，地震发生，反应堆安全停堆，按理应该马上向堆芯补水，保证堆芯冷却防止超压，但地震摧毁了电网，厂外电源不可用，这时应该发动应急柴油机，但海啸来了，柴油机房被淹，不过核电厂还备有蓄电池，虽然容量较小，但是在事故后8小时内还是为压力容器的冷却做了一些贡献的。电池眼看就要耗尽，为了保住压力容器，必须要卸压，防止压力容器超压爆炸。而且操作员也确实是这样做的。 但是，12日早，日本首相菅直人要来视察。 如果卸压，环境中的放射性会升高，虽然菅直人是空中视察，但这对没有穿防护服的日本首相来说仍然不是什么好事，所以，根据日本某些论坛的说法(没有得到官方证实)，卸压的事由于此次视察暂时中断。但余热不等人，安全壳内温度压力仍在上升。 菅直人走后，操作员开始继续释放压力容器内部的压力。此时压力容器内的温度约为550摄氏度，堆芯已经裸露并产生大
切尔诺贝利核电站爆炸事故分析 事故经过 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。 切尔诺贝利核电站建于基辅市以北130千米，4台机组，总装机400万千瓦，是原苏联最大核电站。1970年切尔诺贝利开始修建第一座核反应堆，但总工程师只有建设火电站的经验，整个设计由乌拉尔电力公司设计院进行。后来由莫斯科Zukh水电设计院接手该项目的设计，该设计院主要是水电设计。因为物质缺乏，几乎不太可能找到设计人员设计的某些特殊部件，因此设计者真好将就使用他们自己制造的部件。 1977年第一座反应堆投入运行，与原定计划推迟了两年。管理人员和操作工并不知道1 975年在列宁格勒与此相同的反应堆发生了熔化事故。对有关规定也进行了修改，因为它们对实际情况不适合，特别是经常移出比规定多的控制棒。操作工还发现当输出功率很低时反应堆极不稳定。 20世纪80年代初，另外两个反应堆投入运行。1982年第三座核反应堆活性区发生爆炸并将放射性物质释放到核电站区域，因为对这次事故保密，其他反应堆的操作人员并不知道此次事故的发生。这期间在整个前苏联的ЯBMK型反应堆还发生了几起类似的事故。1980年在Kursk发生的事故引起了原子能委员会的注意：因为停电导致无动力驱动控制棒和水泵，40秒后才启动备用电源，在此次事故中因：为冷却水的自然循环量较大才避免了严重破坏。 1983年末，估计切尔诺贝利4号反应堆关闭后透平机还能为反应堆水泵提供一定时间的应急电源，曾建议对该系统进行测试，但因为装置到1983年底前未获授权，因此对该系统的测试延期进行。在负责ЯBMK型反应堆的部长处还有其他的事故记录——设计的控制棒因为有裂纹当插入反应堆时引起输出功率剧烈波动，但在操作工的操作记录上没有记录。1984年3月27日，4号反应堆正式投入商业运行。 1985年报纸上出现了对核电站的批评，能源部命令总工程师替换易燃的遮蔽材料和电缆。但是因为无不易燃的材料供应，这项计划被搁置。高层管理人员的注意力集中在应付商业压力，而让总工程师负责装置的操作。 1986年4月，4号反应堆停车检修，并且安排了一系列的测试计划，包括应急电源延迟测试。但仍然不知道当透平的动量下降后是否能产生足够的电能驱动水泵达40秒。测试由装置的制造者进行，他们的测试计划与3号和4号反应堆的总工程师讨论了15分钟后即获同意，并没有征求安全检查员的意见，负责反应堆的总工程师也没有到场，正式的批准文件也没有征求核专家的意见。 13时反应堆的输出功率减为一半，两台发电机一台停车。14时对另一台发电机的测试准备就绪。为了避免被联锁，紧急反应堆活性区冷却系统断开。开始准备测试时，Kiev的电力调度员请求供电到23时。23时重新开始根据拟定的计划对透平机的作用进行测试。控制棒的自动控制系统被断开，输出功率降低，下降到30MW。到这一步就没有按照测试的标准规程进行(按标准规程应该放弃试验>，工程师就下一步如何进行没有形成统一的意见。继续移出控制棒，4月26日1时输出功率稳定在200MW，但这仍然低于推荐的最小功率水平，但是被认为可以继续进行测试。 1时过后，另一台冷却泵很快加入该系统，这就需要移出更多的控制棒。大量的水进入反应堆引起蒸汽压力降低。为了避免因为蒸汽压力低导致反应堆关闭，操作人员切断了联锁信号。1时22分，实验刚刚开始，计算机打印结果表明反应性只有最小保留值的一半。1时23分透平发电机的紧急调节阀门关闭，透平机无蒸汽，计算机显示反应器功率急剧上升，
事故案例分析：刀闸误合出事故 一、事故经过 1996年1月31日上午，在某热电厂高压配电室检修508号油开关过程中，电工曲某下蹲时，臀部无意中碰到了508号油开关上面编号为5081的隔离刀闸的传力拐臂杆，导致5081隔离刀闸动、静触头接触，刀闸被误合，使该工厂电力系统502、500油开关由于“过流保护”装置动作而跳闸，6kV高压二段母线和部分380V母线均失电，2号、3号锅炉停止工作40多分钟，1号发电机停止工作1小时。 二、原因分析 油开关检修时断路器必须是断开的，油开关上面的隔离刀闸是拉开的，还必须在油开关与隔离刀闸之间的部件上可靠连接接地保护短路线，要求隔离刀闸的传力拐臂杆上插入插销，而且要加锁(防止被误动)。 造成这起事故的原因是，工作人员违反规定没有装入插销，更不用说上锁，所以曲某臀部无意之中碰上了5081隔离刀闸的传力拐臂杆，导致5081隔离刀闸动、静触头接触，静触头与母线连接带电，于是，强大的电流通过隔离刀闸动、静触头，再流经接地保护短路线，输入大地，形成短路放电，导致该电气系列的502、500油开关由于“过流保护”装置动作而跳闸。 好在由于接地保护短路线质量好，所以，误合刀闸后没有造成人身伤害，但是，造成的经济损失巨大。 “阴差阳错”带负荷拉刀闸 一、事故经过 1995年6月17日上午8时40分，四川某厂空气压缩机值班员何某接分厂调度员指令：启动4＃机组；停运1＃机组或5＃机组中的一组。何某到电气值班室，与电气值班员王某(副班长)和吴某商定：启动4＃机组后停运1＃或5＃中的一组。王某就随何某去现场操作，吴某留守监盘。9时，4＃机组被现场启动，然后5＃机组现场停运。这时，配电室发出油开关跳闸的声音。 电气值班室的吴某判断5＃机组已经停运，于是，独自去高压配电室打算拉开5＃油开关上方的隔离刀闸。但是，她错误地拉开了正在运行的1＃机组的隔离刀闸，“嘭”的一声巨响，隔离刀闸处弧光短路，使得314线路全线停电。 二、原因分析 造成这起误操作事故的原因首先是违反“监护制”。电气值班室的吴某在无人批准的情况下，擅自离开监盘岗位，违反“一人操作、一人监护”的规定，独自一人去高压配电室操作，没有看清楚动力柜编号，没有查看动力柜现场指示信号，也没有按照规程进行检查，就错误地拉开了正在运行的1＃机组的隔离刀闸，是事故的直接原因。 间接原因是副班长王某的组织工作有疏漏。 1．商定“启动4＃机组后停运1＃或5＃中的一组”，其实没有定。应该明确，到底是1＃还是5＃，使得在场人员都心中有数。 2．负责人王某离开监盘岗位去现场，没有把吴某的工作职责作出明确交代，在现场操作后又没有及时通知吴某，负有领导责任。 3．事故发生是平时管理不严、劳动纪律松弛、执行安全操作规程不严格、值班人员素质差等原因的必然结果。 【
三里岛事件和切尔诺贝利事故的真相 1．三里岛事件无人伤亡 在1979年3月28日，位于美国宾西法尼亚州的三里岛核电站的2号堆，发生了核电史上第一次严重事故。这是由于水泵阀门信号灯故障和操作人员多次误操作所造成的。反应堆堆芯两次露出水面，使燃料元件破坏和大约三分之二的堆芯熔化。导致大量惰性气体和放射性碘与其他一些放射性核素进入了安全壳内。并且由于锆包壳和水发生化学反应，也产生许多氢气，但没有发生爆炸。因为安全壳的良好密封性和屏蔽作用，这次事故释放到环境中的放射性物质很少。根据监测调查，对周围80千米的200万居民所带来的总剂量仅为20人·Sv（希沃特），不到这地区居民年本底辐射总剂量的（核设施建设运行之前该地区的辐射剂量水平）1%（这地区的年本底辐射总剂量2400人·Sv），附近居民受到的最大个人剂量不到1毫希沃特，只与作一次X光胸部透视所受的剂量差不多。三里岛核电站值班的118名工作人员，无一伤亡，只有3人的受照剂量超过季度允许剂量水平。 2．切尔诺贝利事故有了论断 1986年4月26日，苏联切尔诺贝利核电站4号堆（石墨水冷堆），由于工作人员违章操作、判断失误，加上反应堆设计缺陷，特别是没有安全壳等原因，导致了核电史上一次最严重的事故。4号堆出现了瞬发超临界（当中子增殖因子k>1，缓发中子失去控制作用，每代中子寿命变得极短，堆功率会急剧上升而无法控制，就发生瞬发超临界，造成燃料熔化和三道屏障破坏。），功率剧增，堆芯熔化，蒸汽爆炸，石墨燃烧。因为这个堆没有安全壳，大量放射性物质（12×1018贝可）释入大气。由于大气扩散，使白俄罗斯、乌克兰和俄罗斯约3万平方千米面积土地，受到了不同程度的污染。这次灾难性事故所造成的经济损失和社会影响是巨大的。 10年后，1996年在奥地利首都维也纳，国际原子能机构、世界卫生组织和欧盟委员会联合召开“国际切尔诺贝利事故10周年大会”，参加大会的有71个国家和20个国际组织的845名科学家和280名记者。这次大会对切尔诺贝利事故做出了权威性结论：切尔诺贝利事故共造成30人死亡、其中28人死于过量辐照，2人死于爆炸。其健康影响，主要表现在儿童甲状腺癌发病率有极少量增加，但确诊甲状腺癌的儿童，仅有3人死亡。除儿童甲状腺癌发病率增加外，尚未观察到这次事故所引起的癌症发病率的增加。这一事实和有些报道中渲染的切尔诺贝利事故的后果大相径庭。 三里岛事件和切尔诺贝利事故引起了核电科技工作者和管理者的极大重视，例如：对类似构造的核电站实施了整改或关闭，改进设计，提高安全性，加强人员培训，改善人-机接口，修订安全法规，完善维修和运行规程，严格安全监督制度，等等。不让三里岛事件和切尔诺贝利事故重演。现在，核电厂运行安全的目标见表达1-1： 表1-1 核电厂运行安全目标 风险概率堆芯融化概率大量释放放射性概率 运行中核电站10-4/（堆·年）10-5/（堆·年） 新建核电站10-5/（堆·年）10-6/（堆·年）人们采取各种措施确保核电站特别低的风险概率，因此对核电安全疑虑和担心，是完全不必要的。
第3章核电厂事故分析的基本知识 3．1 核电厂事故分析的作用 事故分析是研究核电厂可能发生事故的种类及发生频率，确定事故发生后系统的响应及预计事故的进程，评价各种安全设施及安全屏障的有效性，研究各项因素及操纵员干预对事故进程的影响，估计事故情况下核电厂的放射性释放量及计算工作人员与居民所受的辐射剂量。 在核电厂设计过程中，事故分析用于选取停堆保护信号，确定停堆参数整定值和停堆延迟时间，确定缓解事故的专设安全设施的参数。 对于设计基准事件的分析是核电厂安全分析报告中必要的一章。分析的目的在于表明该核电厂设计足以控制这些事件的后果，使工作人员、公众和环境不至于受到不适当的放射性风险。 通过严重事故分析，可以找到核电厂的薄弱环节，有助于提高核电厂的安全性。严重事故分析，还可作为制定应急计划的依据。 3．2核电厂事故分析的方法 事故分析采用确定论及概率论方法，这两种方法相辅相成。设计基准事件的分析，以确定论方法为主；严重事故的分析，两种方法并用，侧重于概率论方法。 3．2．1确定论安全分析 从系统及部件失效和损坏，或人员失误的角度，假定事故确定地发生，按照分析问题的要求，选用保守或现实模型以及一系列规则和假设，分析计算整个核电厂系统的响应，直至得到该事故的放射性后果。 保守模型 又称评价模型。在分析中采用的初始条件及各项参数，均须从不利方面加上不确定性。要选用保守的各种关系式及标准，此外还必须考虑四项基本假设。保守模型一般用于核电厂安全审批过程，在该模型中考虑了最不利的情况，得出的是事故后果的极限值，给核电厂留有相当大的安全裕度。其缺点是分析所得的事故过程，有时与真实情况相差较远，使工作人员不能了解过程的实际变化。 现实模型 又称最佳估算模型。在分析中采用核电厂的运行参数或参数的平均值，尽量选用接近真实情况的关系式及标准，不考虑不合实际的保守假设。因而所得结果能接近真实情况。现实模型经常用于核电厂操作规程的制定和严重事故分析。作为一种尝试，目前正在研究使用现实模型分析，在其结果上加上适当裕度，作为代替保守模型或平行于保守模型的一种方法。 在用确定论方法进行事故分析中，所涉及的事故分析程序大致可分成以下六种。 (1)系统分析程序 可以模拟核电厂的一、二回路系统以及稳压器、蒸汽发生器、泵、阀门、燃料元件等设备。具有能计及各种反应性反馈的点堆或一维中子动力学模型，一般在流体力学上是一维的，有些程序堆芯是三维的，程序的规模大，一般有数万至20余万行。总体上分析核电厂在失水事故及各种瞬变过程中系统的响应，是事故分析中最主要的程序，如RETRAN，RELAP5，TRAC等。 (2)堆芯分析程序 或可称之为子通道分析程序，它以系统程序计算的结果作为边界条件，考虑堆芯内各处
核电站主给水管道破裂事故的运行研究参考文本 In The Actual Work Production Management, In Order To Ensure The Smooth Progress Of The Process, And Consider The Relationship Between Each Link, The Specific Requirements Of Each Link To Achieve Risk Control And Planning 某某管理中心 XX年XX月
核电站主给水管道破裂事故的运行研究 参考文本 使用指引：此安全管理资料应用在实际工作生产管理中为了保障过程顺利推进，同时考虑各个环节之间的关系，每个环节实现的具体要求而进行的风险控制与规划，并将危害降低到最小，文档经过下载可进行自定义修改，请根据实际需求进行调整与使用。 1 主给水管道破裂事故的定义 在大亚湾/ 岭澳核电站的最终安全分析报告中, 主给水 管道破裂事故定义为在给水管道中产生一个破口, 它大到无 法向蒸汽发生器补充足够的给水以维持蒸汽发生器内水的 装量的 事故。最极端的情况是在给水管道最后一道逆止阀下 游双端剪切破裂。这种情况发生的概率极低, 即极限事故。 由于机组安全运行所面对的问题和任务并不是仅仅在 出现极限事故时保证堆芯的完整,而是要针对各种不同的工 况, 采取不同的策略和方法, 最大限度地保证环境、堆芯、 机组乃至
一个设备的安全。 2 导致主给水管道破裂事故的原因： 蒸汽发生器主给水管道主要由主给水管道及其相关阀门、辅助给水管道及其相关阀门、蒸汽发生器排污管线及其相关阀门及主蒸汽管线及相关阀门组成。主给水管道破裂事故主要由于主给水管线及辅助给水管线最后一个逆止阀下游管道破裂导致,另外, 蒸汽发生器排污管线安全壳隔离阀前的管线破裂由于其现象后果相似, 也属于主给水管道破裂事故。岭澳核电站就曾经发生过蒸汽发生器排污管道疏水阀泄漏事件, 导致在满功率状态下人员多次进入反应堆厂房查漏和被迫停机停堆检修。 2009 年5 月某日岭澳核电站操纵员发现 安全壳地坑液位上涨较多, 通过分析判断, 怀疑是安全壳 内蒸汽发生器二回路侧存在漏点。几日后查漏小组确
国内外核事故与放射事故案例 （辐射安全和防护专题资料） 前言 放射性同位素、射线装置和核技术的广泛应用，在给人类带来巨大利益的同时，也会因为某些人为的和技术的原因，发生危及人类生命和财产的放射性事故和核事故。 放射事故与其它事故一样，会带来经济损失，人员健康损害，甚至造成一定程度的社会动荡，是我们所不愿看到的；但是，从事故中总结和吸取经验教训是我们必须认真做的。人们应该从以往事故中找到防止类似事故发生的措施，记取教训，不再重犯。 每一起事故资料既是一份很好的历史记录，同时又是我们一份宝贵的财富，是一本很好的教科书。“前车之鉴，后事之师”，通过对事故的研究，可以为今后的核技术应用和放射性有关的工作创造更高的安全率。 国内外核事故与放射事故简介 根据国际原子能机构（IAEA）公布的1945～1997年间，世界范围内发生的较重大的核事故或放射事故135起（不完全的统计），使669人受到显著照射，87人死亡。 所公布事故只是一些造成人员受到较大剂量照射的核事故和放射事故，而一些较为著名的核事故，如英国温茨凯尔军用核反应堆事故和美国三哩岛核电厂事故等，由于处理得当，未造成人员伤亡，并未罗列在内。 公布的这些事故主要发生在美国、前苏联和英国等核能和放射性同位素应用较发达的国家，其中涉及到中国的放射事故为10起，受照人员47人，6人因受照死亡。我国的核能起步较晚，到目前为止，还没有核事故发生，导致人员受超剂量照射的事故主要来自于辐照装置、加速器和放射治疗等领域。
我国有文字记载的最早一次放射事故是发生在1954年，福州协和医院的一名护士用血管钳夹持镭针进行穿线时，不慎将一支1.22×108Bq的镭针掉到地上，当时护士用肉眼寻找未果，10年后，该省成立放射防护机构后再找，也未找到。 从全国来看，上个世纪50年代我国核技术应用刚刚起步，事故不多。1958~1978年的20年中，我国核技术的生产和应用由发展走向低谷，时起时伏，事故也经常在每年25起左右。70年代末期至80年代，全国核技术的发展与日俱增，例如辐照装置全国除西藏和青海两地区尚未建立外，其它地区都有。
安全管理编号：LX-FS-A43704 分析核电站全厂断电事故 In the daily work environment, plan the important work to be done in the future, and require the personnel to jointly abide by the corresponding procedures and code of conduct, so that the overall behavior or activity reaches the specified standard 编写：_________________________ 审批：_________________________ 时间：________年_____月_____日 A4打印/ 新修订/ 完整/ 内容可编辑
分析核电站全厂断电事故 使用说明：本安全管理资料适用于日常工作环境中对安全相关工作进行具有统筹性，导向性的规划，并要求相关人员共同遵守对应的办事规程与行动准则，使整体行为或活动达到或超越规定的标准。资料内容可按真实状况进行条款调整，套用时请仔细阅读。 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
从福岛核电站事故分析看安全文化 日本正遭遇二战以来最大的灾难，这次地震由于其史无前例的强烈震级和同时伴随的强次生灾害揪住了全球民众的心。这其中，福岛第一核电站事故1、2、3、4号机组所发生的事故，由于其可能对周边产生的恶劣影响和对人心理产生的恐慌，引起了越来越强烈的关注。根据诸多业内人士对核电站事故以及事故应急处理的分析，我们看到：福岛第一核电站事故看起来是天灾(地震引发海啸造成装置失效)，但其实也有许多人为因素，也就是说，还是有人做了不应该做的事情，有人没做应该做的事情。 下面我结合专业人士eagle506的技术分析谈一谈这其中的文化因素。 1、关于应急处置 2011年3月11日下午，地震发生，反应堆安全停堆，按理应该马上向堆芯补水，保证堆芯冷却防止超压，但地震摧毁了电网，厂外电源不可用，这时应该发动应急柴油机，但海啸来了，柴油机房被淹，不过核电厂还备有蓄电池，虽然容量较小，但是在事故后8小时内还是为压力容器的冷却做了一些贡献的。电池眼看就要耗尽，为了保住压力容器，必须要卸压，防止压力容器超压爆炸。而且操作员也确实是这样做的。 但是，12日早，日本首相菅直人要来视察。 如果卸压，环境中的放射性会升高，虽然菅直人是空中视察，但这对没有穿防护服的日本首相来说仍然不是什么好事，所以，根据日本某
些论坛的说法(没有得到官方证实)，卸压的事由于此次视察暂时中断。但余热不等人，安全壳内温度压力仍在上升。 菅直人走后，操作员开始继续释放压力容器内部的压力。此时压力容器内的温度约为550 摄氏度，堆芯已经裸露并产生大量氢气。所以，含有氢气的蒸汽，通过卸压水箱简单的降温和过滤就被排放到厂房大气中。 下午三点左右，随着一声巨响，反应堆厂房顶盖被爆炸完全摧毁，只剩下钢结构。。。 这是很典型的一个例子。起初是低估了事故的后果，后来关键时刻，没有恪守安全第一的原则，由于首相的视察中断了正在进行的卸压操作，最终导致了反应堆厂房爆炸。如果时光可以倒流，我们知道，应该本着“以人为本，安全第一”的原则，作最坏的打算，做最周全的准备，而在应急处置的关键时刻，应该拒绝首相的视察，全力以赴投入到抢险工作中。但是很遗憾，时光不能重来。 2、关于采取何种措施的问题 在整个过程中，操作员一直在采取比较保守的冷却方式。虽然有机会，但是直到爆炸发生也没有向堆芯内注入硼水，而是用清水代替。一方面是不希望反应堆就此报废，一方面是对反应堆的承受能力抱有侥幸心理。客观的说，操作人员在最大限度的保护反应堆，但是没有在最大限度上保护公众的安全。 我们知道：安全文化最核心的理念就是“以人为本，安全第一”、“安全
切尔诺贝利核事故的原因及影响
摘要 ............................................... 错误!未指定书签。 1.切尔诺贝利核电站的概况 ........................... 错误!未指定书签。 1.1切尔诺贝利核电站所在地概况................. 错误!未指定书签。 1.2反应堆概况................................. 错误!未指定书签。 2.事故起因 ......................................... 错误!未指定书签。 3.事故的影响 ....................................... 错误!未指定书签。 3.1大量的放射性物质在反应堆爆炸后流到外面..... 错误!未指定书签。 3.2事故造成了大范围不同程度的污染............. 错误!未指定书签。 3.3事故造成了大量人员死亡和癌症患者........... 错误!未指定书签。 3.4设立半径30km的禁区，撤离人员永远离开了家园错误!未指定书签。 3.5对地表水体造成了污染....................... 错误!未指定书签。 3.6前苏联政府为处理事故付出高昂的代价，今后还会付出多大代价尚无 法预测......................................... 错误!未指定书签。 3.7对人类心灵的创伤无比巨大，严重影响核能的发展错误!未指定书签。参考文献 ........................................... 错误!未指定书签。
世界重大核电事故原因分析 核能属清洁能源，因而被广泛使用，其典型代表就是核电站。核能不同于其它能源，因核原料具有放射性，因此核电事故不仅会造成直接经济损失还会威胁附近居民健康，造成人民的恐慌，故而影响到核电的进一步发展，本文通过对历史上三起重大核电事故的整理、分析，探讨造成核电事故的主要原因。 标签：核电事故原因；重大核电事故；辐射危害 核电站通过对核原料进行可控制的裂变释放热量来制造高温、高压的蒸汽，从而推动发电机发电，发展核电的优点有以下方面。 （1）核原料虽然体积小但蕴含的能量却很大，2400吨标准煤所放出的能量仅需1000克铀裂变即可得到。 （2）核能是清洁能源且属于不常用能源，开采成本不易受国际经济形势的影响。 （3）核电基本不会对附近环境排放有害物质，不会促进温室效应的加重。反应堆外面有多层保障，基本不会排放对环境有害的物质，对外放射性污染一年的量相当于做一次X光透视所受到的照射量。 虽然核能总体利大于弊，但我们也要趋利避害，将核危害降到最低，因为核电一但出现重大事故其影响远比普通电站大，除了会造成直接经济损失，附近居民将会面临不同程度的核辐射威胁。 接下来通过对迄今为止的三起重大核电事故分别分析从而总结引起这些事故的重点因素。 1 美国三里岛核电事故 1979年3月28日4时，美国三里岛核电站由于操作判断失误及机械故障发生5级核电事故。 事故经过：1979年3月28日4时，三里岛核电站2#机组反应堆的二次回路循环水泵发生机械故障温度升高，该回路冷却系统自动运行，由于先前工作人员检修后未能将冷却系统的出口阀门打开，导致二次回路冷却失效。堆内温度、压力上升至危险限值，反应堆自动停止运行，并开启泄压阀进行泄压，堆内压力恢复正常后，泄压阀因为机械故障没有自动归位，导致堆内冷却剂持续流出，反应堆内压力下降到正常水平以下，应急堆芯冷却系统自动投入进行挽救，操作人员在不知道泄压阀没有正常归位的情况下，认为该系统的投入运行是多余的操作，便将其关闭，终止了向堆芯注水的操作。设备故障及操作管理失误致使堆芯温度短时间内过高，46%燃料棒外壳镐及铀燃料熔化，堆芯严重熔毁。
附件4： 2018年度广东省科学技术奖公示表 项目名称三代核电厂提升严重事故应对能力安全技术研发及应用 主要完成单位中山大学 中广核研究院有限公司中广核工程有限公司华南理工大学 主要完成人（职称、完成单位、工作单位）1. 陈鹏（高级工程师、中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司） 2. 张小英（教授、中山大学、中山大学） 3. 展德奎（高级工程师、中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司） 4. 刘东杰（高级工程师、中广核工程有限公司、中广核工程有限公司） 5. 杨方青（工程师、中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司） 6. 张雷（工程师、中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司） 7. 梁峻铭（工程师、中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司） 8. 李华（实验师、华南理工大学、华南理工大学） 9. 王春发（工程师、中广核工程有限公司、中广核工程有限公司） 10. 王彪（教授、中山大学、中山大学） 11．林继铭（高级工程师，中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司） 12.张会勇（高级工程师，中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司） 13.冉小兵（研究员级高级工程师，中广核工程有限公司、中广核工程有限公司） 14.杨志飞（高级工程师，中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司）15．段承杰（高级工程师，中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司） 项目简介 项目面向自主三代核电厂严重事故应对能力安全技术提升，成功提出了一回路系统分析内耦合高精度和高稳定性的安全分析程序，三维堆芯熔化进程模拟程序；形成自主化的三代压水堆堆芯熔融物冷却滞留系统，形成完整的核电厂金属保温层工程设计、制造、施工工艺体系以及严重事故诊断响应支持系统，对于自主三代核电堆型“华龙一号”安全水平提升具有重大意义。主要技术创新包括： 1.提出了自主第三代大型压水堆堆芯与蒸汽发生器的直接耦合分析理论和高精度快速求解算法，实现全范围瞬态工况下反应堆一回路的热工水力分析。开发了三维堆芯熔化精细化模拟程序。 2.建设了三维IVR整体试验装置，攻克加热、密封等试验难题，获取国际首套1:5
日本福岛核泄漏事故经过以及对中国的影响 2011年3月11日13时46分，日本近海发生9.0级地震，随之导致的海啸和核泄漏危机使这个国家陷入了前所未有的灾难之中。地震海啸纯属天灾无法避免，然而核泄漏危机却可以说是真正的人祸。 福岛第一核电站位于福岛工业区，同在该工业区内的有福岛第二核电站。两个核电站统称为福岛核电站。第一核电站共有6个反应堆，第二核电站拥有4个反应堆。经受地震及海啸袭击后，第一核电站6个反应堆均出现程度不等的异常情况。 核泄漏原因之一：技术缺陷、设备老化、选址不科学等因素是此次日本核泄漏事故不断发酵的原因。 福岛第一核电厂1号反应炉1971年开始运转，运行时间将近40年，严重老化。据悉，日本很多核电设备不少已是“超期服役”，使用寿命接近或超过25至30年的最长年限。据日本媒体报道，今年2月7日，东京电力公司完成了对于福岛第一核电站1号机组的分析报告，报告称机组已经服役40年，出现了一系列老化迹象，包括反应堆压力容器的中性子脆化、热交换区气体废弃物处理系统出现腐蚀等。抗震标准老化也为事故埋下了隐患。日本早期核电站设计抗震标准为里氏6.5级。2006年日本修改了核电站抗震标准，将这一标准提高到抗震能力最大为里氏7.0级。但目前日本国内55座核电站中，只有静冈县的滨冈核电站达到了最新抗震标准。据东京电力公司文件显示，对第一和第二核电站的地震测试假设，最高只有7.9级，换言之，该核电站的安全设计水平，远未达到抵御9级地震的标准。 11日下午，日本东北部海域发生9级强震，并引发强烈海啸，当天日本电力公司宣布，其在日本北部女川町工厂的三座核反应堆自动关闭。然而，几天后相继传来核电站爆炸和反应堆受损的消息。部分专家通过媒体上描绘的各个节点的场景为记者勾勒出福岛核电站核泄漏的大致过程： 由于核裂变的链式反应在地震之初就已自动停止，所以在核反应堆内的燃料棒不会发生像原子弹那样的核爆炸。所谓堆芯熔化，是指核反应堆温度上升过高，造成燃料棒熔化并发生破损事故。失去冷却水后，堆芯水位下降，燃料棒露出水面，燃料中的放射性物质产生的热量无法去除，随后温度持续上升会导致这种情况。 据日本媒体报道，操作人员尝试打开阀门，释放反应堆容器内的蒸气以让反应堆内的压力下降，爆炸声响起，厂房轰然倒塌。有专家分析，反应堆堆芯附近蒸汽外泄后产生的氢气和周围空气中的氧气发生反应引发爆炸，这场爆炸有可能导致护罩安全壳局部受损，从而导致铀燃料能够对外放射。无法有效对堆芯降温正是这次事故的关键所在。由于发电机在地震中遭到损毁，冷却水循