1.1 核安全與安全文化
??????? 1.1.1 核安全
??????? 所謂核安全，就是指在核設(shè)施設(shè)計(jì)、制造、運(yùn)行及停役期間為保護(hù)工作人員、公眾和環(huán)境免受可能的放射性危害，所采取的措施的總和。主要包含三方面的內(nèi)容：（1）保障所有設(shè)備正常運(yùn)行，控制和減少對(duì)環(huán)境的放射性廢物排放；（2）預(yù)防故障和事故的發(fā)生；（3）限制發(fā)生的故障核事故的后果。
??????? 核電廠安全目標(biāo)有三個(gè)，第一個(gè)實(shí)質(zhì)上是核安全的總目標(biāo)，其余兩個(gè)是解釋總目標(biāo)的輔助性目標(biāo)，分別涉及到輻射防護(hù)和安全的技術(shù)方面。這三個(gè)安全目標(biāo)并不是互相獨(dú)立的，而是相互關(guān)聯(lián)，以確保安全目標(biāo)的完整性。
??????? 核電廠安全總目標(biāo)為：在核電廠內(nèi)建立并維持一套有效的防護(hù)措施，以保證人員、社會(huì)及環(huán)境免遭放射性危害。兩個(gè)輔助性目標(biāo)是指：①輻射防護(hù)目標(biāo)，即確保在正常運(yùn)行時(shí)核電廠及從核電廠釋放出的放射性物質(zhì)引起的輻射照射保持在合理可行盡量低的水平，并確保事故引起的輻射照射的程度得到緩解。這就要求在正常情況下具有一套完整的輻射防護(hù)措施，在事故情況下(預(yù)期運(yùn)行事件)有一套減輕事故后果的措施，包括廠內(nèi)和廠外的對(duì)策，以緩解對(duì)工作人員、居民及環(huán)境的危害。②技術(shù)安全目標(biāo)，即有很大把握預(yù)防核電廠事故的發(fā)生；對(duì)于核電廠設(shè)計(jì)中考慮的所有事故，甚至對(duì)于那些發(fā)生概率極小的事故都要確保其放射性后果。
??????? 1.1.2 核電廠的安全性
????????? 核電廠的安全性．應(yīng)能切實(shí)可靠地保障電廠周圍的居民和核電廠工作人員的安全，即：
???????? l.在正常運(yùn)行情況下，核電廠反應(yīng)堆廠房外的放射性輻射，以及核電廠排放的液態(tài)和氣態(tài)放射性廢物，對(duì)電廠周圍居民和工作人員的放射性輻照，應(yīng)該遠(yuǎn)遠(yuǎn)小于法定的最大容許劑量；
???????? 2．在事故情況下，不論是內(nèi)部原因發(fā)生的事故，或由于外部原因(如飛機(jī)墜落、地震等)引起災(zāi)難性事故時(shí)，核電廠的安全系統(tǒng)應(yīng)迅速投入，以確保堆芯的安全，并防止大量放射性物質(zhì)泄漏到環(huán)境中去。
??????? 為了確保核電廠的安全性，現(xiàn)有核電廠的設(shè)計(jì)、建造和運(yùn)行貫徹了縱深防御的安全原則?？v深防御原則包含在放射性源與人之間設(shè)置多道屏障，以及確保多道屏障有效的多級(jí)防御。這個(gè)原則貫徹在核電廠選址、設(shè)計(jì)、制造、建造、調(diào)試、運(yùn)行、事故處置和應(yīng)急準(zhǔn)備等各個(gè)環(huán)節(jié)。
??????? 多道屏障：
??????? 為了阻止放射性物質(zhì)向外擴(kuò)散，輕水堆核電站結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)上最重要安全的措施之一，是在放射源與人之間，即放射性裂變產(chǎn)物與人所處的環(huán)境之間設(shè)置多道屏障，力求最大限度地包容放射性物質(zhì)，盡可能減少放射性物質(zhì)向周圍環(huán)境的釋放量。最為重要的是以下四道屏障：
??????? 第一道UO2陶瓷芯塊，第二道燃料元件包殼，第三道將反應(yīng)堆冷卻劑全部包容在內(nèi)的一回路壓力邊界，第四道安全殼（包括反應(yīng)堆、冷卻劑系統(tǒng)的主要設(shè)備和主要管道）。
??????? 多級(jí)防御：
??????? 為了保證上述四道屏障在核電廠正常運(yùn)行或事故工況下的有效性，當(dāng)前在核電廠設(shè)計(jì)中廣泛采用縱深防御原則。它包括四道相繼深入而又相互增援的設(shè)計(jì)防御措施，以此來保證核電廠的安全。
??????? 第一級(jí)防御：主要考慮的是對(duì)事故的預(yù)防，它要求核電廠的設(shè)計(jì)必須是穩(wěn)妥和偏于安全的。為此，必須為核電廠建立一整套質(zhì)量保證和安全標(biāo)準(zhǔn)。
??????? 第二級(jí)防御：主要任務(wù)是防止運(yùn)行中出現(xiàn)的偏差發(fā)展成為事故，這由所設(shè)置的可靠保護(hù)系統(tǒng)和裝置來完成。因此，在設(shè)計(jì)中設(shè)置了必須的保護(hù)設(shè)備和系統(tǒng)。
??????? 第三級(jí)防御：主要任務(wù)是設(shè)置專用安全設(shè)施限制事故引起的放射性后果，是對(duì)于前兩道防御的補(bǔ)充，以保障公眾的安全。它專門用于對(duì)付那些幾乎不可能發(fā)生但從安全角度又必須加以考慮的各種事故。為此，核電廠配置了必需的專門安全設(shè)施。輕水堆的典型假想事故有：一回路或二回路管道破裂、燃料操作事故、彈棒事故等。除停堆系統(tǒng)外，輕水堆的專設(shè)安全設(shè)施包括：安全注射系統(tǒng)(又稱應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng))、輔助給水系統(tǒng)、安全殼及安全殼噴淋系統(tǒng)、應(yīng)急電源、消氫系統(tǒng)等。專設(shè)安全設(shè)施應(yīng)能把假想事故的后果降低到可以接受的水平，這是衡量一種堆型是否安全的重要標(biāo)志。
??????? 第四級(jí)防御：每個(gè)核電廠均應(yīng)制訂應(yīng)急計(jì)劃，以便萬一發(fā)生嚴(yán)重事故、造成大量放射性外逸時(shí)，能對(duì)附近居民實(shí)行屏蔽、疏散、供給藥物，并對(duì)食物進(jìn)行封鎖，使損害降到最小限度。
??????? 1.1.3 安全文化
??????? 長(zhǎng)期以來，對(duì)核電廠的安全措施耗費(fèi)了巨大的資金和精力，也使用了許多新方法，如核電廠立項(xiàng)時(shí)實(shí)行嚴(yán)格的審批制度，機(jī)組設(shè)計(jì)按照縱深防御原則，設(shè)置多道實(shí)體屏障和多個(gè)安全系統(tǒng)等，應(yīng)該說核電廠的可靠性、安全性得到了很大的提高。可是無論多么先進(jìn)的機(jī)組都還是會(huì)常常出現(xiàn)一些事故，研究分析國(guó)內(nèi)外迄今發(fā)生的核事故可以發(fā)現(xiàn)，核事故的發(fā)生除了是由于存在設(shè)計(jì)上、技術(shù)上的缺陷和隱患外，絕大多數(shù)是由于人為的種種失誤而直接或間接引起。所以說核安全問題，歸根到底是人的問題。
??????? 核安全文化是組織和個(gè)人具有的特性和態(tài)度的總和 ,它確立一種最優(yōu)先的考慮 ,即核電廠的安全問題以其重要性而保證得到重視。由核電發(fā)展起源，又隨著核電事業(yè)蓬勃發(fā)展而發(fā)展完善，目前核安全文化的建設(shè)已經(jīng)成為核電事業(yè)發(fā)展的基礎(chǔ)工作。
??????? 安全文化的本質(zhì)含義是在核電廠內(nèi)創(chuàng)造一種氣氛，通過管理工作的不斷努力，使核電廠整個(gè)集體和每一個(gè)人都處在一個(gè)重視并嚴(yán)格貫徹各項(xiàng)安全要求的環(huán)境之中。安全文化所要求的，是核電廠內(nèi)人人都有安全自覺性，把改進(jìn)安全作為每個(gè)崗位的首要職責(zé)。核安全工作不僅僅是安全工程師的事，安全文化的培育，必須從高層做起。
??????? 安全文化充分發(fā)揮了人對(duì)安全的積極作用，并被證明在有預(yù)防人因失誤和消除潛在威脅方面是一種行之有效的思想體系。任何一個(gè)核安全管理部門都不可能在一個(gè)沒有安全文化的或是安全文化很差的電廠內(nèi)建立起良好的核安全體系。所以說，安全文化對(duì)新形勢(shì)下核電站的安全建設(shè)和安全運(yùn)行有著非常重要的影響。
??????? 1.2核電廠的嚴(yán)重事故
??????? 核反應(yīng)堆嚴(yán)重事故是指堆芯大面積燃料包殼失效，威脅或破壞核反應(yīng)堆壓力容器或安全殼的完整性，并引發(fā)放射性物質(zhì)泄漏的事故。一般來說，核反應(yīng)堆的嚴(yán)重事故可以分為兩大類：一類為堆芯熔化事故CMAs（Core Meltdown Accidents），另一類為堆芯解體事故CDAs（Core Damage Accidents）。堆芯熔化事故是由于堆芯冷卻不充分，引起堆芯裸露、升溫和熔化的過程，其發(fā)展較為緩慢，時(shí)間尺度為小時(shí)量級(jí)，美國(guó)三里島事故就是堆芯熔化事故的實(shí)例。堆芯解體事故是由于快速引入巨大的反應(yīng)性，引起功率陡增和燃料碎裂的過程，其發(fā)展速度非?？?，時(shí)間尺度為秒量級(jí)，前蘇聯(lián)切爾諾貝利核電站事故是到目前為止僅有的堆芯解體事故的實(shí)例。由于輕水反應(yīng)堆固有的反應(yīng)性負(fù)溫度反饋特性和專設(shè)安全設(shè)施，因此發(fā)生堆芯解體事故的可能性極小。
??????? 1.2.1嚴(yán)重事故過程和現(xiàn)象
??????? 對(duì)于輕水反應(yīng)堆來講，堆芯熔化事故是最重要的嚴(yán)重事故。堆芯熔化首先從燃料包殼開始, 燃料包殼會(huì)受到兩個(gè)方面的威脅，一方面是失去冷卻，使燃料包殼過熱，如三哩島事故就屬于這種情況。另一方面是堆芯中子通量大幅度增加，導(dǎo)致燃料釋熱增加，從而導(dǎo)致燃料膨脹和熔化，切爾諾貝利核電站事故的燃料包殼就屬于這種情況。從輕水反應(yīng)堆的堆芯熔化過程來看，它大體上可以分為高壓熔堆和低壓熔堆兩大類。低壓熔堆過程以快速卸壓的大、中破口失水事故為先導(dǎo)，如果在此過程中應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)的注射功能或再循環(huán)功能失效，不久堆芯開始裸露和熔化，鋯合金包殼與水蒸汽反應(yīng)產(chǎn)生大量氫氣。堆芯水位下降到下柵格板以后，熔融的堆芯會(huì)加熱堆芯內(nèi)的金屬材料而使堆芯支撐結(jié)構(gòu)失效，熔融堆芯跌入下腔室水中，產(chǎn)生大量蒸汽，之后壓力容器在低壓下熔穿，熔融堆芯熔穿壓力容器落入堆坑，開始燒蝕地基混凝土。在這一過程中，向安全殼內(nèi)釋放出H2、CO2、CO等不凝氣體。此后安全殼有兩種可能損壞的方式，即安全殼因不凝氣體聚集持續(xù)晚期超壓（事故后3～5天）導(dǎo)致安全殼破裂或貫穿件失效，或者熔融堆芯燒穿地基。
??????? 高壓熔堆過程往往以堆芯冷卻不足為先導(dǎo)事件，其中主要原因是失去蒸汽發(fā)生器二次側(cè)熱阱的排熱。與低壓熔堆過程相比，高壓熔堆過程有如下特點(diǎn)：
??????? （1）高壓堆芯熔化過程進(jìn)展相對(duì)較慢，因而有比較充裕的干預(yù)時(shí)間；
??????? （2）燃料損傷過程是隨堆芯水位緩慢下降而逐步發(fā)展的，對(duì)于裂變產(chǎn)物的釋放而言，高壓過程是在“濕環(huán)境”下，汽溶膠離開壓力容器前有比較明顯的水洗效果；
??????? （3）壓力容器下封頭失效時(shí)堆芯與安全殼之間的壓力差大，使高壓過程后堆芯熔融物的分布范圍比低壓過程的更大，并有可能造成安全殼內(nèi)大氣的直接加熱。因而，高壓熔堆過程具有更大的潛在威脅。
??????? 壓水堆嚴(yán)重事故發(fā)展過程可以用圖1加以描述。
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??????? 圖1? 嚴(yán)重事故次序
??????? （熱工水力過程用實(shí)線表示；裂變產(chǎn)物氣溶膠用虛線表示）
??????? 1.2.2 嚴(yán)重事故對(duì)策
??????? 由于核電廠的嚴(yán)重事故可能帶來非常嚴(yán)重的放射性物質(zhì)泄漏的后果，對(duì)嚴(yán)重事故的管理是當(dāng)今核工業(yè)界一個(gè)極為重要的課題。若采取適當(dāng)?shù)膰?yán)重事故操作管理，不但可以大大緩解放射性物質(zhì)向外界的釋放量，而且在事故發(fā)生的初始階段就有可能加以終止。
??????? 嚴(yán)重事故管理，即嚴(yán)重事故對(duì)策，包括兩方面的內(nèi)容：第一，采取一切可用的措施，防止堆芯熔化，這一部分稱為事故預(yù)防（Prevention）;第二，若堆芯開始熔化，采取各種手段，盡量減少放射性向廠外的釋放，這一部分稱為事故的緩解（Mitigation）.事故管理的主要注意力放在獲得安全的主要手段即事故預(yù)防上。從核電廠的基本特征和事故現(xiàn)象出發(fā)，事故管理的基本任務(wù)依次是：
??????? （1）預(yù)防堆芯損壞；
??????? （2）中止已經(jīng)開始的堆芯損壞過程，將燃料滯留于主系統(tǒng)壓力邊界以內(nèi)；
??????? （3）在一回路壓力邊界完整性不能確保時(shí)，盡可能長(zhǎng)時(shí)間的維持安全殼的完整性；