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1、观看切尔诺贝利事故与三里岛事故论反应堆安全的重要性核电站又称核电厂，它指用铀、钚等作核燃料，将它在裂变反应中产生的能 量转变为电能的发电厂。核电厂主要以反应堆的种类相区别，有压水堆核电厂、 沸水堆核电厂、重水堆核电厂、石墨水冷堆核电厂、石墨气冷堆核电厂、高温气 冷堆核电厂和快中子增殖堆核电厂等。核电厂由核岛（主要是核蒸汽供应系统）、常规岛（主要是汽轮发电机组） 和电厂配套设施三大部分组成。核电站大体可分为两部分：一部分是利用核能产生蒸汽的核岛，包括反应堆 装置和一回路系统；另一部分是利用蒸汽发电的常规岛，包括汽轮发电机系统。 核燃料在反应堆内产生的裂变能，主要以热能的形式出现。它经过冷却剂的载
2、带 和转换，最终用蒸汽或气体驱动涡轮发电机组发电。核电厂所有带强放射性的关 键设备都安装在反应堆安全壳厂房内，以便在失水事故或其他严重事故下限制放 射性物质外溢。为了保证堆芯核燃料在任何情况下等到冷却而免于烧毁熔化，核 电厂设置有多项安全系统。核电站除了关键设备一一核反应堆外，还有许多与之配合的重要设备。以压 水堆核电站为例，它们是主泵，稳压器，蒸汽发生器，安全壳，汽轮发电机和危 急冷却系统等。它们在核电站中有各自的特殊功能。一、三里岛事故简介美国三里岛核电站位于美国宾夕法尼亚州。于1979年3月28日发生了美国 历史上最严重外核事故，事故2小时后，大量放射性物质溢出。事故发生后，全 美震惊，
3、核电站附近的居民惊恐不安，约20万人撤出这一地区。美国各大城市 的群众和正在修建核电站的地区的居民纷纷举行集会示威，要求停建或关闭核电 站。美国和西欧一些国家政府不得不重新检查发展核动力计划。二、切尔诺贝利事故简介切尔诺贝利核电站事故于1986年4月26日发生在乌克兰苏维埃共和国境内 的普里皮亚季市，该电站第4发电机组爆炸，核反应堆全部炸毁，大量放射性物 质泄漏，成为核电时代以来最大的事故。辐射危害严重，导致事故后前3个月内 有31人死亡，之后15年内有6-8万人死亡，13.4万人遭受各种程度的辐射疾 病折磨，方圆30公里地区的11.5万多民众被迫疏散。为消除事故后果，耗费了 大量人力物力资源
4、。三、核安全的含义对工作人员和周围居民的健康与安全有切实可靠的保证：在正常运行情况， 反应堆厂房外的放射性辐射以及向外排放的液态和气态放射性废物，对反应堆工 作人员和周围居民造成的放射性辐照，应该小于规范规定的允许水平。在事故情况下，不论事故是内部原因（如系统或设备的故障）或者外部原因 （如飞机坠落、地震等）引起的，反应堆的保护系统及专设安全设施都必须能及时 投入工作，确保堆芯安全、限制事故发展、减少设备的损坏、防止大量放射性物 质泄漏到周围环境中去。核安全的目标辐射防护目标：确保在正常运行时核电厂及从核电厂释放出的放射性物 质引起的辐射照射保持在合理可行尽量低（ALARA）的水平，并且低于规
5、定 的限值，还确保事故引起的辐射照射的程度得到缓解。要求在正常情况下具 有一套完整的辐射防护措施，在事故情况下有一套减轻事故后果的措施，包 括厂内和厂外的对策，以缓解对工作人员、居民及环境的危害。技术安全目标：有很大把握预防核电厂事故的发生；对于核电厂设计中 考虑的所有事故，甚至对于那些发生概率极小的事故都要确保其放射性后果 （如果有的话）是小的；确保那些会带来严重放射性后果的严重事故发生的 概率非常低。五、核安全对策在所有情况下：正常运行或反应堆停闭状态与故障工况或事故状态。有效控制反应性：紧急停堆控制，功率控制，补偿控制。主要通过控 制棒，可燃毒物，可溶毒物引入反应性。确保堆芯冷却：事故工
6、况下，由蒸汽发生器应急给水系统，余热排出系 统，安全注入系统等一系列的安全系统冷却堆芯。包容放射性产物：正常运行时，保持现场或厂房内、对存在放射性碘的 区域相对负压，防止放射性气体或气溶胶向其他区域扩散。通过放射性废 气、废液处理系统收集带放射性的气体，传送到废气处理系统进行处理、储 存和监控，待其放射性衰变到可接受水平后，送到装备有过滤器和碘吸附装 置的烟囱进行监控排放。低放射性废气经过过滤后可直接通过烟囱排放。放 射性废液经收集后，送到硼回收系统或废液处理系统进行过滤、除盐、除气、 蒸发和储存监测后，送到废液处理系统储存箱储存。通过取样分析达到环保 部门要求的排放标准后，向环境进行监控排放
7、。事故工况时，反应堆紧急停堆系统：控制第一道屏障；稳压器安全阀： 第二道屏障；安全壳：第三道屏障。六、安全设计1、纵深防御：预防：防止偏离正常运行工况与防止发生系统故障按照适当的质量水 平和工程实践 争取并保守的设计、建造和运行核电厂。检测：及时检测到和纠正偏离运行工况。以防止预计运行事件升级为事 故工况；设置专用的系统与制定运行规程。保护：制止预期运行事故和始发事件升级发展成严重事故，控制其后果。 采用固有安全特性，故障安全设计，附加的设备和规程。缓解：应付已超出设计基准的严重事故，并保证放射性后果保持在合理 可行尽量低的水平；保证包容功能，通过附加的措施和规程防止事故发展，通 过减轻所选定
8、的严重事故后果，加上事故处置规程可以完成该目标应急：减轻事故工况下可能的放射性物质释放后果。适当装备的应急控 制中心，场区内和场区外应急响应计划。2、多道屏障包壳一回路压力边界安全壳3、安全设计的基本准则安全系统的冗余原则多样性原则故障安全原则独立性原则固有安全性的设计原则运行人员操作优化的设计七、安全分析反应堆要具有完善的安全系统，该系统的功能有发生失水事故时，向堆 芯注入含硼水，阻止放射性物质向大气释放，阻止氢气在安全壳内浓集， 向蒸汽发生器应急供水。设计原则为:设备必须高度可靠，系统要有多重性，系统必须各自独立， 系统应能定期检查，系统必须有可靠电源，系统必须具有充足水源。最重要的是要充
9、分采用固有安全性。八、事故的经验教训三里岛事故主要是小破口事故，但是由于预警系统的不健全和人员的操 作不熟练，导致了误操作。当局不得不提高操作人员的培训，为管理人员提供知识 和工具。在三里岛事故之后的调查中发现，除了设备本身的问题外，事故主 要由一系列人为误操作造成，而且事故产生的重大破坏力量主要在反应堆内， 对于外界的辐射出乎意料地小，可见安全壳屏障的重要性。三里岛核突发事件的教训，主要在组织管理，操作人员素质培训与人 一机联系等方面，特别是操作人员的屡次操作失误，其教训尤为深刻。据报 导当时几个在处理事故过程中的操作人员，甚至连堆芯内因失水，温度高引 起堆芯沸腾的问题都没有想到过，在安全壳
10、内观察到有强放射性水平以后的 三、四天里仍没意识到燃料元件包壳可能严重损坏等等，可见操作人员的实 际素质与技能水平是何等之差。三里岛核电站为实现反应堆的安全而设计有 多层设防的纵深防护结构，如果不是操作人员强行干预了安全系统与设备的 工作，堆芯损坏和放射性的向外逸出是不会发生的，故操作人员和工程技术 人员应接受必须要获得的判断能力方面的实践知识训练，这对确保安全至关 重要。三里岛核突发事件也暴露出在安全控制系统上的一些不足之处，诸如 怎样防止一些人为故障与及时预测，预报等问题，操作人员一旦误操作如何 在安全系统中能及时反映显示出来，以提醒相关人员能及时纠正等。三里岛核突发事件以前，总认为核电站
11、设计、建造和运转十分可靠， 严重事故机会极少，即使发生，对厂外几乎无放射性影响。问题是对核电站 本身的可靠性过于自信、“绝对化” 了，因此对严重事故可能发生缺少充分 思想准备。反应堆设施的设计者，没有提供能够防止第4号机组这样的事故（即切 除技术保护系统和接连几次违反操作规程的事故）情况下的安全保护系统， 因为他们认为发生这样的组合事件是极不可能的。最初认为，事故的主要原因是该机组操作人员违背操作指令和规程的这 些极不可能事件的组合所造成的。由于操作人员使反应堆进入不可控状态， 在这种状态下空泡正反应性系数能使反应堆功率骤增。这种事故被认为是灾 难性的。九、总结在核反应堆、核电厂的设计、建造和运行过程中，必须坚持和确保安全第 一的原则，必须设置反应堆控制系统、反应堆保护系统和专设安全设施， 以确保反应堆在所有情况下，能有效的控制反应性、确保堆芯冷却和确保放 射性物质不向外释放等安全功能。当然要加大操作人员的定期考核和培训， 还有加强国家法律法规的管理力度。
