淺析M310核電機組嚴重事故管理導則

摘 要：文章介紹了M310核電機組的嚴重事故管理導則，以及嚴重事故管理導則在發生類似福島核事故時的應用。

關鍵詞：嚴重事故；管理；導則

前言

2011年3月11日，在日本本州附近的東海岸發生9級的特大地震，地震及其引發的海嘯切斷了福島第一核電站的廠外電源。海嘯后，福島第一核電站1、2、3號核電機組發生爆炸。福島核電站事故對人類的危害僅次于前蘇聯的切爾諾貝利核電站事故，事故發生后，我國新上核電項目的審批變得更加嚴格，核安全被重新評估和定義，我國的核電發展進入低潮期。時隔4年，我國的核電重啟大幕已正式拉開。面對已經遠去的福島核事故，新建的核電廠能否應對類似的嚴重事故。文章簡要分析M310核電機組嚴重事故管理導則在發生嚴重事故時的應用。

1 M310核電機組嚴重事故管理導則簡介

M310核電機組嚴重事故管理導則提供了堆芯可能損壞的情況下對嚴重事故的響應，包括主控室使用的導則和技術支持中心使用的導則兩部分。其中主控室使用的導則又分為主控室初始響應導則和技術支持中心正常運作后主控室的響應導則。文章主要介紹技術支持中心運作后主控室的響應導則，該導則由7個分導則組成，分別為向蒸汽發生器注水、反應堆冷卻劑系統卸壓、向反應堆冷卻劑系統注水、向安全殼注水、減少裂變產物釋放、控制安全殼狀態、降低安全殼內氫氣濃度。下面就各分導則進行簡要介紹。

1.1 向蒸汽發生器注水

向蒸汽發生器注水的目的是：預防蒸汽發生器傳熱管蠕變失效；洗滌從蒸汽發生器傳熱管破口進入蒸汽發生器的裂變產物；為反應堆冷卻劑系統提供熱阱。

本導則主要針對壓水堆，沸水堆無蒸汽發生器。在實施本導則時的負面影響主要是對蒸汽發生器的熱沖擊，有可能導致蒸汽發生器損壞，從而使得裂變產物從破損的蒸汽發生器釋放出來。因此，在實施本導則時，最重要的一點就是要控制向蒸汽發生器注水的速率。

1.2 反應堆冷卻劑系統卸壓

反應堆冷卻劑系統卸壓的目的是：預防高壓熔融物噴射；當蒸汽發生器二次側干涸時，預防蒸汽發生器傳熱管蠕變失效；增強水源注入到反應堆冷卻劑系統的能力。

在實施該導則時，主要的負面影響是氫氣燃燒對安全殼的嚴重威脅、超壓對安全殼的嚴重威脅。在對反應堆冷卻劑進行卸壓時，高壓流體主要排放到安全殼內，其產生的氫氣會在安全殼內聚集，嚴重時可能發生氫氣爆炸。福島第一核電站主要由于氫爆導致安全殼完整性破壞，放射性物質大量釋放到環境。因此在實施本導致時，需同時考慮實施降低安全殼內氫氣濃度的導則。

1.3 向反應堆冷卻劑系統注水

向反應堆冷卻劑系統注水的目的是：在堆芯裸露后，排出堆芯余熱；預防或延緩反應堆壓力容器失效；提供水源，洗滌由堆芯熔融物釋放的裂變產物。

在福島核事故中，外電源全部喪失，從現場拉臨時電纜的進展速度，福島核電站的領導層可判斷堆芯面臨極大的熔化風險，必須立即用消防水泵向反應堆灌水，以避免堆芯熔化。但是該決定下晚了，原想保住機組，結果適得其反，導致了更大的損失。

在實施本導則時，主要的負面影響是氫氣燃燒對安全殼的嚴重威脅，如果堆芯在淹沒過程中產生的氫氣發生燃燒，會威脅到安全殼的完整性，因此在開始注水前，需預計注水后安全殼內的氫氣濃度。實施本導則的另一個負面影響是蒸汽發生器傳熱管蠕變失效，一旦開始向反應堆冷卻劑系統注水，反應堆冷卻劑系統的壓力可能增加很多，可能導致蒸汽發生器一次側和二次側的壓差快速增加并超過限值。

1.4 向安全殼注水

向安全殼注水的目的是：對壓力容器外的堆芯熔渣釋放的放射性產物進行洗滌；允許進行安注、安噴再循環。

實施本導則的主要負面影響是安全殼水源不足，如果堆芯還沒有再淹沒，為了保證足夠的水對堆芯進行再淹沒，則在決策實施本導則時需考慮是將水注入安全殼，還是將水節省下來用于向反應堆冷卻劑系統注水。而在發生類似福島的嚴重事故時，在安全殼的完整性尚未破壞時，向安全殼注水以及向反應堆冷卻劑系統注水均可以降低安全殼內的壓力，作者認為可優先向反應堆冷卻劑系統注水，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。

實施本導則的另一個負面影響是氫氣燃燒引起安全殼嚴重威脅，如果安全殼內有足夠的蒸汽，那么聚積在安全殼大氣中的氫氣則不可能燃燒。如果啟動向安全殼注水，則可能使安全殼內的的蒸汽凝結，已經聚積在安全殼內的氫氣可能被點燃，影響安全殼的完整性。在實施本導則時需評估安全殼發生氫氣燃燒或氫爆的風險，福島發生核事故的幾個機組均是由于氫爆而導致嚴重后果的。

1.5 減少裂變產物釋放

減少裂變產物釋放的目的是：保護公眾的健康和安全；減少對應急響應人員的輻照。

該導則主要分為減少安全殼釋放、緩解蒸汽發生器釋放和減少輔助廠房釋放。在實施本導則時，需先確認裂變產物釋放路徑，并對釋放路徑進行優先級劃分，然后再對所有的釋放路徑進行處理。

1.5.1 控制安全殼狀態

控制安全殼狀態的目的是：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境對安全殼設備和儀表的威脅；降低氣溶膠濃度；減輕安全殼的裂變產物泄漏。

實施本導則首先需要確認安全殼熱阱的可用性，然后通過安全殼熱阱降低安全殼內的壓力和溫度，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，因此在實施本導則時需事先評估安全殼噴淋的水源是否足夠。

1.5.2 降低安全殼內氫氣濃度

降低安全殼內氫氣濃度的目的是：通過使用非能動氫氣復合器防止安全殼內氫氣聚積達到威脅安全殼完整性的限值；通過維持安全殼的蒸汽惰化環境防止氫氣燃燒。

當安全殼氫氣濃度>4.1%時，使用本導則。當發生類似福島核事故的嚴重事故時，即使全廠失電，也可以通過非能動氫氣復合器防止安全殼內的氫氣聚積，從而保證安全殼的完整性，避免放射性物質大量釋放到環境。

2 福島第一核電站的設計缺陷

以上簡要介紹了M310核電機組的嚴重事故管理導則，福島第一核電站的機組設計與建造完成于美國三里島事故之前，當時還沒有形成嚴重事故的清晰概念，更談不上預防和緩解嚴重事故的安全措施。從福島事故處理過程可知，福島第一核電廠的設計存在幾個主要缺陷：（1）由于認為堆芯極不可能熔化，安全殼設計中未考慮氫氧復合系統，更沒有非能動的氫氣復合器，因此在全廠失電后，堆芯開始熔化，產生的氫氣在安全殼內聚積，最終發生爆炸，導致放射性物質大量釋放到環境。（2）沸水堆安全殼的設計理念是基于無論是反應堆超壓，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抑壓水池的冷凝器由于失電而失效，導致1號機組安全殼壓力升至設計壓力的兩倍，非常危險。（3）福島核電廠無嚴重事故管理導則，而我國的核電廠已有嚴重事故管理導則，并已全面推廣。（4）由于早期設計認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重后果。直到第三代先進沸水堆（ABWR）設計時，才在反應堆壓力容器與安全殼之間設置了一個收集與冷卻堆芯熔融物的設施，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）福島核事故的發生也存在電廠超期服役、設備老化等非技術因素，我國核電站多為壓水堆，且屬于80年度后期技術，防御和抵抗類似事故的能力要強。

3 結束語

經過以上描述，可得出結論，M310機組在發生類似福島核事故的嚴重事故時，其事故后果會比福島核事故所導致的后果要小得多。

參考文獻

[1]國家核安全局.核動力廠設計安全規定[Z].HAF102.2004.

作者簡介：顧傳俊（1981-），男，福建省福清市人，工作單位：福建福清核電有限公司，職務：工程師，研究方向：核電廠運行。