摘 要:文章介紹了M310核電機(jī)組的嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則,以及嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則在發(fā)生類(lèi)似福島核事故時(shí)的應(yīng)用。
關(guān)鍵詞:嚴(yán)重事故;管理;導(dǎo)則
前言
2011年3月11日,在日本本州附近的東海岸發(fā)生9級(jí)的特大地震,地震及其引發(fā)的海嘯切斷了福島第一核電站的廠(chǎng)外電源。海嘯后,福島第一核電站1、2、3號(hào)核電機(jī)組發(fā)生爆炸。福島核電站事故對(duì)人類(lèi)的危害僅次于前蘇聯(lián)的切爾諾貝利核電站事故,事故發(fā)生后,我國(guó)新上核電項(xiàng)目的審批變得更加嚴(yán)格,核安全被重新評(píng)估和定義,我國(guó)的核電發(fā)展進(jìn)入低潮期。時(shí)隔4年,我國(guó)的核電重啟大幕已正式拉開(kāi)。面對(duì)已經(jīng)遠(yuǎn)去的福島核事故,新建的核電廠(chǎng)能否應(yīng)對(duì)類(lèi)似的嚴(yán)重事故。文章簡(jiǎn)要分析M310核電機(jī)組嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則在發(fā)生嚴(yán)重事故時(shí)的應(yīng)用。
1 M310核電機(jī)組嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則簡(jiǎn)介
M310核電機(jī)組嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則提供了堆芯可能損壞的情況下對(duì)嚴(yán)重事故的響應(yīng),包括主控室使用的導(dǎo)則和技術(shù)支持中心使用的導(dǎo)則兩部分。其中主控室使用的導(dǎo)則又分為主控室初始響應(yīng)導(dǎo)則和技術(shù)支持中心正常運(yùn)作后主控室的響應(yīng)導(dǎo)則。文章主要介紹技術(shù)支持中心運(yùn)作后主控室的響應(yīng)導(dǎo)則,該導(dǎo)則由7個(gè)分導(dǎo)則組成,分別為向蒸汽發(fā)生器注水、反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)卸壓、向反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)注水、向安全殼注水、減少裂變產(chǎn)物釋放、控制安全殼狀態(tài)、降低安全殼內(nèi)氫氣濃度。下面就各分導(dǎo)則進(jìn)行簡(jiǎn)要介紹。
1.1 向蒸汽發(fā)生器注水
向蒸汽發(fā)生器注水的目的是:預(yù)防蒸汽發(fā)生器傳熱管蠕變失效;洗滌從蒸汽發(fā)生器傳熱管破口進(jìn)入蒸汽發(fā)生器的裂變產(chǎn)物;為反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)提供熱阱。
本導(dǎo)則主要針對(duì)壓水堆,沸水堆無(wú)蒸汽發(fā)生器。在實(shí)施本導(dǎo)則時(shí)的負(fù)面影響主要是對(duì)蒸汽發(fā)生器的熱沖擊,有可能導(dǎo)致蒸汽發(fā)生器損壞,從而使得裂變產(chǎn)物從破損的蒸汽發(fā)生器釋放出來(lái)。因此,在實(shí)施本導(dǎo)則時(shí),最重要的一點(diǎn)就是要控制向蒸汽發(fā)生器注水的速率。
1.2 反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)卸壓
反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)卸壓的目的是:預(yù)防高壓熔融物噴射;當(dāng)蒸汽發(fā)生器二次側(cè)干涸時(shí),預(yù)防蒸汽發(fā)生器傳熱管蠕變失效;增強(qiáng)水源注入到反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的能力。
在實(shí)施該導(dǎo)則時(shí),主要的負(fù)面影響是氫氣燃燒對(duì)安全殼的嚴(yán)重威脅、超壓對(duì)安全殼的嚴(yán)重威脅。在對(duì)反應(yīng)堆冷卻劑進(jìn)行卸壓時(shí),高壓流體主要排放到安全殼內(nèi),其產(chǎn)生的氫氣會(huì)在安全殼內(nèi)聚集,嚴(yán)重時(shí)可能發(fā)生氫氣爆炸。福島第一核電站主要由于氫爆導(dǎo)致安全殼完整性破壞,放射性物質(zhì)大量釋放到環(huán)境。因此在實(shí)施本導(dǎo)致時(shí),需同時(shí)考慮實(shí)施降低安全殼內(nèi)氫氣濃度的導(dǎo)則。
1.3 向反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)注水
向反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)注水的目的是:在堆芯裸露后,排出堆芯余熱;預(yù)防或延緩反應(yīng)堆壓力容器失效;提供水源,洗滌由堆芯熔融物釋放的裂變產(chǎn)物。
在福島核事故中,外電源全部喪失,從現(xiàn)場(chǎng)拉臨時(shí)電纜的進(jìn)展速度,福島核電站的領(lǐng)導(dǎo)層可判斷堆芯面臨極大的熔化風(fēng)險(xiǎn),必須立即用消防水泵向反應(yīng)堆灌水,以避免堆芯熔化。但是該決定下晚了,原想保住機(jī)組,結(jié)果適得其反,導(dǎo)致了更大的損失。
在實(shí)施本導(dǎo)則時(shí),主要的負(fù)面影響是氫氣燃燒對(duì)安全殼的嚴(yán)重威脅,如果堆芯在淹沒(méi)過(guò)程中產(chǎn)生的氫氣發(fā)生燃燒,會(huì)威脅到安全殼的完整性,因此在開(kāi)始注水前,需預(yù)計(jì)注水后安全殼內(nèi)的氫氣濃度。實(shí)施本導(dǎo)則的另一個(gè)負(fù)面影響是蒸汽發(fā)生器傳熱管蠕變失效,一旦開(kāi)始向反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)注水,反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的壓力可能增加很多,可能導(dǎo)致蒸汽發(fā)生器一次側(cè)和二次側(cè)的壓差快速增加并超過(guò)限值。
1.4 向安全殼注水
向安全殼注水的目的是:對(duì)壓力容器外的堆芯熔渣釋放的放射性產(chǎn)物進(jìn)行洗滌;允許進(jìn)行安注、安噴再循環(huán)。
實(shí)施本導(dǎo)則的主要負(fù)面影響是安全殼水源不足,如果堆芯還沒(méi)有再淹沒(méi),為了保證足夠的水對(duì)堆芯進(jìn)行再淹沒(méi),則在決策實(shí)施本導(dǎo)則時(shí)需考慮是將水注入安全殼,還是將水節(jié)省下來(lái)用于向反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)注水。而在發(fā)生類(lèi)似福島的嚴(yán)重事故時(shí),在安全殼的完整性尚未破壞時(shí),向安全殼注水以及向反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)注水均可以降低安全殼內(nèi)的壓力,作者認(rèn)為可優(yōu)先向反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)注水,可有效避免堆芯熔化,從根本上解決安全殼壓力升高的原因。
實(shí)施本導(dǎo)則的另一個(gè)負(fù)面影響是氫氣燃燒引起安全殼嚴(yán)重威脅,如果安全殼內(nèi)有足夠的蒸汽,那么聚積在安全殼大氣中的氫氣則不可能燃燒。如果啟動(dòng)向安全殼注水,則可能使安全殼內(nèi)的的蒸汽凝結(jié),已經(jīng)聚積在安全殼內(nèi)的氫氣可能被點(diǎn)燃,影響安全殼的完整性。在實(shí)施本導(dǎo)則時(shí)需評(píng)估安全殼發(fā)生氫氣燃燒或氫爆的風(fēng)險(xiǎn),福島發(fā)生核事故的幾個(gè)機(jī)組均是由于氫爆而導(dǎo)致嚴(yán)重后果的。
1.5 減少裂變產(chǎn)物釋放
減少裂變產(chǎn)物釋放的目的是:保護(hù)公眾的健康和安全;減少對(duì)應(yīng)急響應(yīng)人員的輻照。
該導(dǎo)則主要分為減少安全殼釋放、緩解蒸汽發(fā)生器釋放和減少輔助廠(chǎng)房釋放。在實(shí)施本導(dǎo)則時(shí),需先確認(rèn)裂變產(chǎn)物釋放路徑,并對(duì)釋放路徑進(jìn)行優(yōu)先級(jí)劃分,然后再對(duì)所有的釋放路徑進(jìn)行處理。
1.5.1 控制安全殼狀態(tài)
控制安全殼狀態(tài)的目的是:防止安全殼高壓威脅安全殼的完整性;防止安全殼高溫威脅安全殼的貫穿件密封;盡量減小安全殼惡劣環(huán)境對(duì)安全殼設(shè)備和儀表的威脅;降低氣溶膠濃度;減輕安全殼的裂變產(chǎn)物泄漏。
實(shí)施本導(dǎo)則首先需要確認(rèn)安全殼熱阱的可用性,然后通過(guò)安全殼熱阱降低安全殼內(nèi)的壓力和溫度,以確保安全殼的完整性。安全殼最主要的熱阱是安全殼噴淋和安全殼通風(fēng),因此在實(shí)施本導(dǎo)則時(shí)需事先評(píng)估安全殼噴淋的水源是否足夠。
1.5.2 降低安全殼內(nèi)氫氣濃度
降低安全殼內(nèi)氫氣濃度的目的是:通過(guò)使用非能動(dòng)氫氣復(fù)合器防止安全殼內(nèi)氫氣聚積達(dá)到威脅安全殼完整性的限值;通過(guò)維持安全殼的蒸汽惰化環(huán)境防止氫氣燃燒。
當(dāng)安全殼氫氣濃度>4.1%時(shí),使用本導(dǎo)則。當(dāng)發(fā)生類(lèi)似福島核事故的嚴(yán)重事故時(shí),即使全廠(chǎng)失電,也可以通過(guò)非能動(dòng)氫氣復(fù)合器防止安全殼內(nèi)的氫氣聚積,從而保證安全殼的完整性,避免放射性物質(zhì)大量釋放到環(huán)境。
2 福島第一核電站的設(shè)計(jì)缺陷
以上簡(jiǎn)要介紹了M310核電機(jī)組的嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則,福島第一核電站的機(jī)組設(shè)計(jì)與建造完成于美國(guó)三里島事故之前,當(dāng)時(shí)還沒(méi)有形成嚴(yán)重事故的清晰概念,更談不上預(yù)防和緩解嚴(yán)重事故的安全措施。從福島事故處理過(guò)程可知,福島第一核電廠(chǎng)的設(shè)計(jì)存在幾個(gè)主要缺陷:(1)由于認(rèn)為堆芯極不可能熔化,安全殼設(shè)計(jì)中未考慮氫氧復(fù)合系統(tǒng),更沒(méi)有非能動(dòng)的氫氣復(fù)合器,因此在全廠(chǎng)失電后,堆芯開(kāi)始熔化,產(chǎn)生的氫氣在安全殼內(nèi)聚積,最終發(fā)生爆炸,導(dǎo)致放射性物質(zhì)大量釋放到環(huán)境。(2)沸水堆安全殼的設(shè)計(jì)理念是基于無(wú)論是反應(yīng)堆超壓,還是主回路失水,都能使安全殼中的蒸汽迅速冷凝而降低使用壓力。所以其安全殼的自由空間比較小。在福島核事故中安全殼內(nèi)抑壓水池的冷凝器由于失電而失效,導(dǎo)致1號(hào)機(jī)組安全殼壓力升至設(shè)計(jì)壓力的兩倍,非常危險(xiǎn)。(3)福島核電廠(chǎng)無(wú)嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則,而我國(guó)的核電廠(chǎng)已有嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則,并已全面推廣。(4)由于早期設(shè)計(jì)認(rèn)為沸水堆堆芯極不可能熔化,所以未考慮堆芯熔融物穿透壓力容器壁的嚴(yán)重后果。直到第三代先進(jìn)沸水堆(ABWR)設(shè)計(jì)時(shí),才在反應(yīng)堆壓力容器與安全殼之間設(shè)置了一個(gè)收集與冷卻堆芯熔融物的設(shè)施,從而避免了堆芯熔融物與安全殼地板作用,保證了安全殼的完整性。(5)福島核事故的發(fā)生也存在電廠(chǎng)超期服役、設(shè)備老化等非技術(shù)因素,我國(guó)核電站多為壓水堆,且屬于80年度后期技術(shù),防御和抵抗類(lèi)似事故的能力要強(qiáng)。
3 結(jié)束語(yǔ)
經(jīng)過(guò)以上描述,可得出結(jié)論,M310機(jī)組在發(fā)生類(lèi)似福島核事故的嚴(yán)重事故時(shí),其事故后果會(huì)比福島核事故所導(dǎo)致的后果要小得多。
參考文獻(xiàn)
[1]國(guó)家核安全局.核動(dòng)力廠(chǎng)設(shè)計(jì)安全規(guī)定[Z].HAF102.2004.
作者簡(jiǎn)介:顧傳?。?981-),男,福建省福清市人,工作單位:福建福清核電有限公司,職務(wù):工程師,研究方向:核電廠(chǎng)運(yùn)行。