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2016年核电厂安全案例分析(12):切尔诺贝利事故

作者：编辑部TXR 文章来源：国和网校发布时间：2013-01-04 浏览：

核电厂安全案例分析 → (一)背景知识 → 案例分析 → 三哩岛事故

　　案例分析——切尔诺贝利事故

　　事故背景： RBMK类型1000MWe级大型石墨压力管式沸水堆(类似于压力管式压水堆，蒸汽发生器和稳压器位于堆外);

　　反应堆固有设计缺欠：堆芯具有正汽泡反应性、控制棒挤水棒正反应性效应、无安全壳厂房屏蔽、无纵深防御准则;

　　运行管理混乱：实验规程不完整、运行指令、规程不规范;

　　实验前反应堆状态：4月26日1时，解除应急冷却系统备用连锁，反应堆200MWt运行;堆芯处于降功率过程“Xe中毒”状态;人为解除蒸汽发生器蒸汽压力和水位低值事故保护信号;投入8台水泵加大水流量运行，堆芯(汽泡正反应性效应若汽泡减少)负反应性效应，引发自动调节棒提出堆芯;人为提升手动棒(维持反应堆200MWt运行);堆芯仅有6-8根控制棒(少于30根限值);

切尔诺贝利核电厂流程图

　　切尔诺贝利事故

　　事故背景：

　　主要优点：

　　RBMK类型核电站的低功率密度提供了承受较大的全厂断电能力，可以在一个小时内堆芯不会损伤;

　　机组可以在运行时换料，提高了可利用率水平;

　　石墨慢化剂设计允许使用轻水做慢化剂反应堆不适用的燃料。

　　主要弱点：

　　RBMK类型设计与大世界多数核电站的最主要差别是RBMK类型设计没有钢和/或重混凝土安全壳结构作为事故期间防止大量放射性释放的最后屏障。1979年三岛2#机组事故表明美国为代表的西方类型反应堆安全壳的有效性，尽管堆芯燃料一定程度熔融，事实上全部放射性被保存在安全壳内。在Chernobyl事故，RBMK机组发生事故的系统(RBMK形式的安全壳)，不能承受事故冲击力。虽然估计爆炸释放的能量高于大多数安全壳设计所能承受的，但是安全壳结构可以防止放射性物质在Chernobyl释放;事故缓解系统有限和无效;

　　反应堆控制系统潜在很多失调，潜在着导致顺利恢复的困难;

　　当冷却水丧失，反应堆产生快速核链式反应和功率增加。该特性被称为“正空泡系数”，前苏联工程师应该用快速落控制棒和其他方式的设计缓解这种瞬发效应。所有RBMK反应堆作的修改是适当维持正空泡效应足够低，以便防止像切尔诺贝利Chernobyl事故那样核功率突增。美国类型轻水反应堆设计成，具有相反的特性“负空泡系数”所以当反应堆失水时，核链式反应自动停止;

　　防火系统不适当;

　　在石墨砌体中有限的蒸汽反应遏制能力;

　　电气和安全系统的实体分离和余度;

　　杂乱的管道布置。

　　核电机组实验(发电机惰转特性)：

　　1986年4月26日1时23分04秒核电机组8号汽轮机紧急截止阀关闭停止向汽轮机供汽，反应堆应该自动停堆;但是，操纵员解除了停机-停堆连锁保护信号维持反应堆200MWt运行;关闭4台水泵(因为不需要向汽轮机供汽)堆内蒸汽量增加，汽泡正反应性引发自动棒下插;

　　1时23分31秒反应性继续增加(自动棒不能补偿汽泡正反应性);功率急剧上升;

　　1时23分40秒值班长下令紧急停堆;堆芯具有正气泡反应性和控制棒挤水棒正反应性效应相加;导致反应堆功率剧增;40秒上升100倍;

　　1时24分发生两次爆炸;引发反应堆厂房、汽轮机厂房大火;油管损坏、电缆短路、放射性辐照造成附近区域30余处火灾;

　　26日5时扑灭火灾

　　11月使用混凝土封闭4号机组;继续清除放射性污染;

　　事故后果：