核动力工程?卷第?期 !,∀?#增刊切尔诺贝利核电站事故及其后果苏联国家原子能利用委员会为∃% 1 6 Π0Υ∀ [∀ΑΦΝ ϑ ΩΠΡΘΡΖΧΑ甲Γ[Θ/Πς ΛΧΔΠϑΛςΓΑΘΖΠ[,Ε ΓΑΙ1Χς∀Δϑ ΑςΧΘΡ9ΡΖΠ Α[ϑ ΩΓϑΛ%ΓΑ镭研究所,∗Ρ;∀Ρ[Λ“ς“水工”研究所,核电站联合科学研究院,生物物理研究院,应用地球物理研究院,苏联国家原子能利用委员会,苏联国家水文气象与环境保护委员会,卫生部,苏联国家核动力管理局,国防部,内务部主要防火管理局和苏联科学院在 妇ΡΡ去Ρ户日乒!∋( ?年−月) ?日凌晨!点) ,分,切尔诺贝利核电站的第−号机组发生一起事故,导致了反应堆堆芯和核电站厂房的部分建筑物毁坏这次事故发生在该机组计划检修停堆之前,该次检修停堆是汽轮发电机组之一的运行方式试验期间的一次计划停堆反应堆的急剧功率骤增导致了反应堆的毁坏,并且累积在堆芯的部分放射性产物释放进入 了大气中事故期间,第−号机组的核反应被停止,事故引起的大火被扑灭,并开始着手进行了限制和消除事故后果的工作以核电站为圆心、半径为,]公里 的地区 的居民被撤离由于切尔诺贝利事故的 异常性,在苏联共产党中央委员会政治局 内成立了一个以苏联部长会议主席5Ρ∃。
0Υ [Λ ςΧΩ为首的工作小组,来协调部长和其他政府部门进行消除事故后果、援助灾区居民的工作还成立了一个政府委员会来研究调 查事故的原因和执行必不可少的应急及修复措施苏联的必要的科学、技术和经济物力均被动员起来国际原子能机构的代表被邀请到了苏联,而且苏联向代表们提供机会使他们自己熟悉切尔诺贝利电站的事态和苏 联采取的控制事故的措施代表们 向世界通告了他们的评价许多国家的政府 和许多来自不同国家的政府 的、公共团体的和民间的组织和个人对苏联的各种组织提供援助,以帮助他们消除核事故的后果这些援助的一 部分被苏联接受在核能发展的, ]年里,核能在世界能量生产中占有一个重要 的位置,整个核能对人类和环境而言都已证明它有一个非常安全的良好记录不能设想没有核能的世界经济的前景,然而,为了确保运行可靠性和安全性,核能的进一步发展必将伴随着更大的科学和技木的发展切尔诺贝利核事故是由几个不大可能的故障的综合而引起的苏联正在为这次事故作出⊥适当的结论放弃核能资源将需要大大地增加有机燃料的开采与消耗,这对人类来说无疑将增加受害的危险,并且由于有害化学 杂质不断地释放到生物界而增加了对水和森林的毁坏核动力除了作为一种能源和一种 保存自然 资源的方法的优点外,世界范围内核动力的广泛发展也有它国际性的固有危害,这些危害包 括 国境上放射性转移、特别是在严 重 的放射性事故事件中,还包括核武器的扩散、国际恐怖主 义的破坏和战争中核装置遭到的特殊的破坏。
所有这一切 着重说 明了在发展核动力并确保核动力安全 问题上关健是需要紧密的国际间的合作这就是现实的情况当今世界充满着潜在的危险的工 业生产过程,这些过程会大大地加剧军事行动的后果,这种事实,对当今世界范围内的战争愚鑫性和不能允 许给 出一种新的看法戈尔巴乔夫在?月 “日的苏联 电视上的演讲 上说+“对我们来说,切尔诺贝利核事故无疑是一个教训,随着科学和技术革命的进一步发展,技术的全安性和可弃性问题,人员培训 问题,组织和机构问题都将达到头等重 要的位置最严 格的可以接受的要求将应用于每一个地方和每一件事”此外,我们认为,国际原子能机构内部的合作应该进一步加强”任勇译,程小明校#!Ρ装有0=4Ζ Ξ Ξ!] ]]反应堆的切尔诺贝利核电站的情况介绍!Ρ!设计资料切尔诺贝利核电站的设计输出功率为?百万千 瓦,从!∋( ?年!月Ι日起,电站−个运行机组的功率达−百万千瓦第,和第−号机组属于切尔诺贝利核电站的第二期建设工程,是该类 电站的第二代发电站Ρ)切尔诺具利核电站第−号机组中反应堆情况介韶0 =4Ζ反应堆的主要设计特征如下+!#装燃料和冷却剂的垂直管道能在反应堆运行中进行局部换料,)#燃料由错管包壳内装二氧化铀园柱型棒束组成,,#。
管道之间有石墨慢化剂,− #在多重强迫循环回路 492 2#中轻水冷却剂 沸腾,蒸汽直接供给透平大体上这 些设计特征决定了反应堆和核电站的所有的主 要特征主要特征的优点方面包括+没有制造困准、反应堆单位功率和建造基地 受 限制的笨重压力容器_没有复杂而昂贵的蒸发器_有可能连续换料和 良好中子平 衡,机动灵活的燃料循环易 于适应燃料市场的波动_核蒸汽可能过热,通过逐个管道控制冷却剂流量、管道破损检查,每根管道中的参数和冷却剂活性的监测、以 及运行时 能更换泄漏组件,使反应堆具有高的热可靠性和耐用性多它的不足之处+在冷却剂相变时存在着正反应 性空穴系数的可能性,而反应性空穴系数在事故时支配着决定功率的中子通量的 行为_对各种反应性干扰很敏感,需要一个复杂的控制 系统来稳定堆芯的功率密度分布,对每一个管道都有复杂的冷却剂输送和排放支路,在金属结构 材料、燃料元件和石墨结构材料 中会蓄积大量的热能_透平里会有微量的放射性蒸汽’功率输出为,) ] 万千 瓦热# 图Ι#的0 =4Ζ一!]]]反应堆装有两条相 同的冷却环路,每条环路连接有( −]根平 行的、装有燃料组件的垂直管道冷却环路有−台并列的主循环泵,,台运行,在一!Ρ/4>∀压力下供水?]]]吨⊥小时,余一台备用。
管道中的冷却水被加热至沸点并部分汽化这种蒸汽品质 平均为! −⎯的汽水混合物通过管道顶部被导出,经汽水输送管线送入)个卧 式重力分离器在 分离器中分离出干燥蒸 汽湿度低于Ρ!⎯#以?4>∀的压力从各分离器经两 条蒸 汽管线供给两 台透平,每台透平的输出功率为∗]万千瓦 电#,−台分离器的全部(条蒸汽管线都联在一个共用“环”上#,分离器的水与蒸汽冷凝水混合后通过! ) 条泄水管道送入主循 环泵的联 箱 /ϑ∴ΦΓ ΧΑΛϑ ∀Κϑ Δ 卜透平 废蒸汽的的凝水由给水泵经分离器重新循 环 到泄水管道顶部,从而在主循环泵入口处使水冷却到饱和温度总的说来,这种反应堆由一系列垂直燃料管道和冷却剂管道组成,这些 管道插入石墨柱体的 圆柱状的孔洞中,堆顶部和底部装有屏蔽板整个石墨占据的空间为一轻型圆柱型外壳革起来Ρ个堆是由一块块方形中间轴向开圆孔的石墨砖组成,它安装在底板上,底板将反应堆的盆皿转移到混凝土地下室上自于中子慢化和吸收丫量 子约 有∗⎯的反应堆能量释放到石墨中为了降低石墨热阻并肺止石墨氧化,石墨砌体的 空腔中充入了缓慢循环流动的氦氮混合气体同时侧定混合气体巾水分含Φ和 温度变化来监测管道的完整性。
在底板之下和顶板之上有一定的空间,用来安放从鼓式分离器 和分配联箱到各条冷却荆、,道在打开底板和与相应管道对中之后,机器人—换料机构接在管道头部上,并使机器人本身的压力和管道内的压力平衡,开启管道,取走烧过的燃料组件并换上新嫩料组件,重新封闭管道,将换料机构从管道头部解开并将烧过的嫩料送入冷却水池一旦换料机构接上管 道接头,就将一小股由热水力密封装置来的纯水经接头注入嫩料管道,由此产生一个“屏体”,以阻止热的防射性水从管道内渗透进入换料机构反应堆的控制和保护系统 2 >/#有8Α根固体吸收棒,靠它们在堆内移动进行控 制和保护这些棒分别插入专门分隔开的管道中,由一个自用 回路的水冷却这套系统能够保证Ρ自动维持功率水准,按照主 设备破损信号指示用自动控制棒和经向控制器迅速降 低功率,按照设定的参数危险偏差指示信号和设备破损信 号用安全棒来紧急停止链式反应,当反应堆加热和物出功率时补偿反应性波动,控制堆芯功率密度分布0=4Ζ型反应堆装有大盆的独立的调节棒,当紧急保护系统启动时,这些调节棒 就以3‘米⊥秒的速度插入堆芯调节捧移动不够快则由其数Φ多来弥补控制保护系统包括局部自动控制和局部紧急保护的辅助系统,它们根据堆芯电离室发出的佰号动作。
局部自动控制 系统自动移定径向功串密度分布的主谐波,而局部紧急保护系统刻保证反应堆在策急情况时防止在不同的堆芯区域辅助组件超功率为了调节轴向 功率 分布,还有从堆芯下部插入的短吸收棒 )−根#除控制保护系统外,0=4Ζ一!]]]反应堆还有以下主要监侧和控制系统+!#径向功串密度分布 !] ]多根管道#和轴向功率密度分布Ι)根管道#的物理监侧系统,使用直接充电传感器 ΚΓΔϑ ∴Φ一 ϑΛ∀ ΔΟ,+ϑ ΝΧΔϑ#,) #监测启动系统 反应性测Φ计、可移动的启动电离室#,,#球型流Φ计监侧流过每根管道水流星的系统,− #姗料破损检测系统,它是通过每根管道出口处的汽水连通管中挥发性裂变产物的短寿命放射活性来检测,就是用一个特殊支架将光电倍增管从一条汽水管移到另一个汽水管,在相应适宜 的能盈范围内 “窗口”#检测每一根管道的活性,? #根据清洗管道气体的水分含量和温度来监测管道完整性的系统所有的监侧数据都输入计算机以偏差信号、读数显示 如需要的话#给运行员提供信息并记录0 =4Ζ一!] ]机组用在基本负荷运行中 恒定功率#最优越鉴于这种机组功率大,只有当功率、压力和分离器中水位超出容许界限时,·当全部断电时,当两台透平发电机或两台主循环泵同时切断时,当补给水下降一半时,或者当主循环泵‘ 整个∋] ]二。
直径压力盖截面发生破裂时,反应堆才会自动停堆在其它倩况下,如设备发生故障时,预防措施仅自动控制功率降低 功率降到设备仍可运行的相应水平#Ρ,反应堆主要钧理特征0 =4Ζ一!]]核动力堆是一种非均匀管道型热堆,采用低浓缩度),‘.的二氧化铀作为燃料,石墨作慢化剂,沸腾轻水作冷却剂这种堆有下列主 要参数热功率,)]]4?嫌料浓缩度)]⎯燃料组件内铀的质量! !−Ρ?ΖΟ一燃料组件内燃料元件的数目⊥直径!(⊥! ,Ρ?ΕΕ燃耗Ρ8Χ4?·Κ⊥ςΟ径向功率密度不均匀 系数!− (轴 向功率密度不均匀系数!−最大设计管道功率,)∗ ]Ζ?乏燃料的同位素成分+铀一),∗−/ΖΟ⊥1铀一),?)Ρ−ΖΟ⊥1杯一),∋)ΖΟ⊥1坏一)−]一/ΖΟ⊥1杯一) −!]Ρ/ΖΟ⊥1工作点的反应性空穴系数∀冲)]]Μ! ]Ρ容积⎯蒸汽工作点的反应性快功率系数∀,一ΧΡΝΜΙ一⊥4?燃料温度系数∀+一!Ρ)Μ!]“‘⊥℃石墨温度系数∀∴?Μ! ]一⊥℃控制保护系统棒的 最小“当量”,△Ζ! ]Ρ∗⎯手动控 制棒当量,△Ζ?∗⎯用新燃料替换乏燃料的效应 平均#]Ρ] )⎯从反应堆控制和反应堆安全的观点来说,一个重要的物理特征就是众所周 知的操作反应性裕度或剩余反应性。
它 的定义是对全插入的控制棒来说,有多少控制棒在堆芯中处于高控制棒微分价值的 区域0=4Ζ一!]] ]反应堆的剩余反应性等价于, ]根手动棒的值当应急保护系统启动时,负反应性的插入速率是Ι日⊥秒日 是缓发中子的份额#,对正反应性效应来说,以这个速率补偿也就足够了0 =4Ζ反应堆中,有效 倍增 因子 和冷却剂密度之 间的关系在很大程度上由堆芯中吸收体的种类不同来决定初始装载的应急保护系统由) −]根附加的硼吸 收体组成,因排放水 损失仍导致负反应性效率同时,有, ]根棒的反应性裕度时,额定功率下蒸汽量的轻微增 加则引起反应性增加+ Η二)Μ!Χ一 ‘⊥容积⎯蒸汽#就石墨慢 化沸水堆来说,与运行可靠性和热安全有关的主 要参数是燃料元件的温度、泡核沸腾裕度的幅度和石墨温度设计了一系列的程序用 于0=4Ζ反应堆,这些程序可用电站的计算机来迅速计算,以确保在连续换料时和管道阀 门启闭在任何位置时的热稳定性这就有可能确定反应堆在任何管道流量频率、任何控 制类型根据出口蒸汽质量或临界功率幅度#、以及堆芯在任何程度前里节流情况下的热工参数电站依靠测 量堆内轴向和径向中子通量的物理监测来确定堆芯的功串密度场,除了物理监侧系统的数据外,电站计算机也接收 下列数据Ρ堆芯布置、每根嫩料管道的出力、控制棒位里、通过堆内管道的水流量分布、以。