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、制造、運行及停役期間為保護工作人員、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)備正常運行，控制和減少對環(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。
??????? 核電廠安全目標有三個，第一個實質(zhì)上是核安全的總目標，其余兩個是解釋總目標的輔助性目標，分別涉及到輻射防護和安全的技術(shù)方面。這三個安全目標并不是互相獨立的，而是相互關(guān)聯(lián)，以確保安全目標的完整性。
??????? 核電廠安全總目標為：在核電廠內(nèi)建立并維持一套有效的防護措施，以保證人員、社會及環(huán)境免遭放射性危害。兩個輔助性目標是指：①輻射防護目標，即確保在正常運行時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措施，在事故情況下(預(yù)期運行事件)有一套減輕事故后果的措施，包括廠內(nèi)和廠外的對策，以緩解對工作人員、居民及環(huán)境的危害。②技術(shù)安全目標，即有很大把握預(yù)防核電廠事故的發(fā)生；對于核電廠設(shè)計中考慮的所有事故，甚至對于那些發(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，對電廠周圍居民和工作人員的放射性輻照，應(yīng)該遠遠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(如飛機墜落、地震等)引起災(zāi)難性事故時，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、建造和運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防御。這個原則貫徹在核電廠選址、設(shè)計、制造、建造、調(diào)試、運行、事故處置和應(yīng)急準備等各個環(huán)節(jié)。
??????? 多道屏障：
??????? 為了阻止放射性物質(zhì)向外擴散，輕水堆核電站結(jié)構(gòu)設(shè)計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）。
??????? 多級防御：
??????? 為了保證上述四道屏障在核電廠正常運行或事故工況下的有效性，當(dāng)前在核電廠設(shè)計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)計防御措施，以此來保證核電廠的安全。
??????? 第一級防御：主要考慮的是對事故的預(yù)防，它要求核電廠的設(shè)計必須是穩(wěn)妥和偏于安全的。為此，必須為核電廠建立一整套質(zhì)量保證和安全標準。
??????? 第二級防御：主要任務(wù)是防止運行中出現(xiàn)的偏差發(fā)展成為事故，這由所設(shè)置的可靠保護系統(tǒng)和裝置來完成。因此，在設(shè)計中設(shè)置了必須的保護設(shè)備和系統(tǒng)。
??????? 第三級防御：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，是對于前兩道防御的補充，以保障公眾的安全。它專門用于對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志。
??????? 第四級防御：每個核電廠均應(yīng)制訂應(yīng)急計劃，以便萬一發(fā)生嚴重事故、造成大量放射性外逸時，能對附近居民實行屏蔽、疏散、供給藥物，并對食物進行封鎖，使損害降到最小限度。
??????? 1.1.3 安全文化
??????? 長期以來，對核電廠的安全措施耗費了巨大的資金和精力，也使用了許多新方法，如核電廠立項時實行嚴格的審批制度，機組設(shè)計按照縱深防御原則，設(shè)置多道實體屏障和多個安全系統(tǒng)等，應(yīng)該說核電廠的可靠性、安全性得到了很大的提高?？墒菬o論多么先進的機組都還是會常常出現(xiàn)一些事故，研究分析國內(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，使核電廠整個集體和每一個人都處在一個重視并嚴格貫徹各項安全要求的環(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，把改進安全作為每個崗位的首要職責(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。任何一個核安全管理部門都不可能在一個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，安全文化對新形勢下核電站的安全建設(shè)和安全運行有著非常重要的影響。
??????? 1.2核電廠的嚴重事故
??????? 核反應(yīng)堆嚴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，時間尺度為小時量級，美國三里島事故就是堆芯熔化事故的實例。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?？?，時間尺度為秒量級，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例。由于輕水反應(yīng)堆固有的反應(yīng)性負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嚴重事故過程和現(xiàn)象
??????? 對于輕水反應(yīng)堆來講，堆芯熔化事故是最重要的嚴重事故。堆芯熔化首先從燃料包殼開始, 燃料包殼會受到兩個方面的威脅，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：
??????? （1）高壓堆芯熔化過程進展相對較慢，因而有比較充裕的干預(yù)時間；
??????? （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。
??????? 壓水堆嚴重事故發(fā)展過程可以用圖1加以描述。
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??????? 圖1? 嚴重事故次序
??????? （熱工水力過程用實線表示；裂變產(chǎn)物氣溶膠用虛線表示）
??????? 1.2.2 嚴重事故對策
??????? 由于核電廠的嚴重事故可能帶來非常嚴重的放射性物質(zhì)泄漏的后果，對嚴重事故的管理是當(dāng)今核工業(yè)界一個極為重要的課題。若采取適當(dāng)?shù)膰乐厥鹿什僮鞴芾?，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。
??????? 嚴重事故管理，即嚴重事故對策，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，盡可能長時間的維持安全殼的完整性；