核电站事故范文第1篇

【关键词】LOCA；等效直径；破口位置；发展阶段；水装量

0 前言

对于核电站来说，限制功率提高的因素不在于中子动力学方面，而在于传热学方面的限制，这种限制并不是说在满功率运行时热工设计的裕度不够，而是指各种设计基准事故验收准则的限制。据统计，压水堆核电厂中有85%的最大功率受限于大LOCA事故后燃料包壳温度不超过1204℃这个限制条件，还有15%的最大功率受限于全部失流事故中DNBR必须大于某个值的限制，当然，大多数核电厂是受到两者的共同限制的。因此，准确地分析LOCA事故，在保证核电厂有足够的安全裕度情况下，又可保证核电厂有良好的经济效益。本文就大LOCA和中LOCA这两种比较典型的事故进行分析，并对影响这两种事故工况的影响因素加以分析，看看它们对LOCA事故后果的影响。

1 LOCA事故的分类及验收准则

1.1 LOCA事故的分类：

LOCA事故是依据一回路破口的等效直径大小来进行分类的，具体如下：

极小破口：等效直径小于等于9.5mm的破口；

小破口：等效直径在9.5--25mm 之间的破口；

中破口：等效直径在2.5--25cm之间的破口；

大破口：等效直径在25cm以上的破口。

1.2 LOCA事故的验收准则：

（1）事故后包壳温度峰值不超过1204℃；

（2）事故后包壳总氧化率不超过总厚度的17%；

（3）事故后包壳与水反应产生的氢量不超过假想产氢量的1%；

（4）事故后堆芯维持可冷却的形状；

（5）RIS系统正常运行后应能保证堆芯的长期冷却（特别是对一些半衰期较长的核素），并保证堆芯的温度不超过限值。

（1）、（2）准则的目的是为了防止事故后包壳脆化和熔化，从而保证第一道安全屏障的完整性；（3）准则的目的是防止安全壳内氢含量达到爆炸浓度，从而保证第三道安全屏障的完整性；（4）、（5）准则是为了保证RIS投运后含硼水能重新淹没并冷却堆芯，保证有足够的长期的堆芯冷却能力。

2 中LOCA事故分析

2.1 中LOCA事故的发展阶段

中LOCA事故指破口等效直径在2.5--25cm之间的破口，中LOCA事故发展一般分为四个阶段：

第一阶段是缓慢喷放阶段。过冷液体从破口喷出，系统压力降低，堆芯的热量主要通过自然循环由SG带走，这个阶段SG起到了重要的热阱功能。

第二阶段是环路水封存在阶段。随着一回路系统压力的降低，渐渐接近二回路的压力，一、二回路的温差越来越小，自然循环逐渐终止；同时由于一回路过渡段水封的存在，堆芯产生蒸汽不能破口喷出。此时一回路的热量主要通过破口的冷却剂喷放和SG传热管上段的回流冷凝带走；由于这两种传热方式的效率较低，不足以排出堆芯的衰变热，上腔室的水开始汽化，蒸汽在上腔室的聚集迫使压力容器水位快速降低，从而引起堆芯的和包壳快速升温，这个阶段一回路的压力接近一个恒定值。

第三阶段是环路水封清除阶段。由于环路水封清除，上腔室的蒸汽从破口喷出，上腔室的压力降低，导致下行段的冷却剂和安注的水涌入堆芯，堆芯水位得到恢复，燃料包壳得到冷却。由于蒸汽的排热效率高，堆芯的热量主要由蒸汽从破口排出，但一回路水装量没有明显的回升。

第四阶段即长期冷却阶段。由于压力降低导致的高压安注流量的增加和安注箱的投运，一回路水装量明显上升，堆芯水位也得到恢复。最后低压安注系统投运，系统转到再循环工况。

2.2 中LOCA事故影响因素分析

2.2.1 破口位置的影响

破口位置一般分为冷段、热段和汽腔破口。对于冷段破口，一回路因冷却剂的过冷排放而快速降压，因压力低停堆停机，二回路压力上升，一、二回路压力基本平衡，一回路进入缓慢降压阶段，当水封消除后，一回路降压恢复，二回路压力高于一回路压力；SG逆向传热，二回路温度降低，压力也随之降低。压力容器的水位刚开始由于稳压器的水没有排完，压力容器水位基本不变，当压力降到上腔室饱和压力时，上腔室冷却剂闪蒸，压力容器水位下降；高压安注投入，由于注入流量较小，不能补破口损失，但却使压力容器水位下降变缓；当稳压器的水排完后，压力容器水位快速下降；当降到进出口接管平面时，压力容器水位出现一段稳定期；当自然循环终止，水封出现时，堆芯冷却剂汽化，压力容器水位快速降低；水封消除后，堆芯下部冷却剂和高压安注的水涌入堆芯，水位开始恢复；此后堆芯冷却剂蒸发仍存在，堆芯水位起伏且还有的可能性；安注箱注入后，堆芯水位开始整体上升。包壳温度包壳温度在燃料元件时温度升得很快，直到水封消除，堆芯下部冷却剂和高压安注的水涌入堆芯，包壳温度大幅度下降，堆芯冷却剂蒸发引起堆芯再次的话，包壳温度还要上升，直到安注箱注入。

对于热段破口，由于冷却剂的排出一般要经过堆芯，即有助于堆芯流量的维持，堆芯的冷却条件较好，因此堆芯不会，包壳也不会升温。另外热段冷却剂温度较高，所以饱和喷放出现较早，破口流量小，水装量损失慢，一回路降压慢一些。

对于汽腔破口，由于稳压器中的水是饱和的，一旦降压饱和水就会沸腾，水中含汽率大量增加会导致稳压器中水位突然上涨，其余现象同热段破口。由此可以看出，冷段破口最危险。

2.2.2 破口尺寸的影响

破口的尺寸越大，一回路降压越快，水装量衰减越快，堆芯越早，越深，但停堆、RIS等保护动作也越早，事故进程加快，即堆芯深度与时间是一种相互消长的约束。正是这种约束，使之有一个最危险的破口尺寸。

2.2.3 主泵运行的影响

事故早期，主泵的运行加强SG的输热，一回路降压较快，安全保护动作也较早。主泵运行，提高堆芯下行段的压力，堆芯水位一直维持较高水平，不出现，因而包壳冷却较好。主泵运行，加强冷却剂的搅混，事故后期，冷段破口会增加冷却剂的流失。

3 大LOCA事故分析

3.1 大LOCA事故的发展阶段

大LOCA事故指破口等效直径在25cm以上的破口，大LOCA事故发展一般也分为四个阶段：

第一阶段为喷放阶段。从刚开始的欠热喷放到后来的饱和喷放，系统的压力不断下降，水装量也不断下降，堆芯上部，包壳温度不断上升，有发生锆水反应的可能。

第二阶段为再充水阶段。RIS系统将触发，安注箱向压力容器注入含硼水，这将向燃料提供部分冷却手段，但在初期大量的水变成汽水混合物质从破口排出，甚至大量注入的含硼水直接从破口喷出，直至喷放结束后，大量的水才开始在压力容器中聚集。总之，这一阶段燃料未得到充分的冷却。

第三阶段为再淹没阶段。压力容器中含硼水越来越多，水位开始上涨，由于燃料的表面温度已经达到很高的程度，含硼水刚开始接触包壳表面时，会发生池式沸腾，包壳温度降低后转为泡核沸腾，包壳温度迅速下降。

第四阶段为长期堆芯冷却阶段。堆芯全部淹没后，低压安注系统从PTR001BA取水注入压力容器，维持冷却，当换料水箱的水快用完时，自动转到从地坑取水，通过低压安注再循环工况实现堆芯的长期冷却。

3.2 大LOCA事故影响因素分析

3.2.1 破口位置的影响

冷段破口会造成较高的危险峰值温度，因为破口流量与堆芯流量相反，喷放早期冷却恶化，上腔室压力高，引起堆芯水位下降，破口流出的冷却剂温度低，带走热量少，RIS注入的水损失较多。热段破口会造成较高的安全壳峰值压力。

3.2.2 喷放系数的影响

分析表面，并不是喷放系数越高，包壳表面温度就越高，包壳表面温度的大小与喷放结束时燃料元件贮存的能量多少有很大的关系。破口大，则事故过程中冷却剂从正向流向变成反向流动的时间短，恶化冷却并不严重；破口略小一点，流动滞止现象可能更显著，从而影响喷放早期的元件冷却，喷放结束时燃料元件贮存的能量可能更多；而破口再小一点的话，则又会推迟元件的时间，燃料元件贮存的能量又减少了。经过计算，CD=0.41，冷段有^高的包壳表面温度。

3.2.3 安注系统的影响

1）安注箱压力的影响

安注箱的压力应与事故进程相适合，一般在喷放结束后注入堆芯较合适。如果安注箱压力太高，则在喷放阶段可能就排空了，对缓减事故不起作用。

2）安注流量的影响

一般来说，安注流量越大，事故过程中的包壳峰值温度越低。但在有些参数综合条件下，最大安注流量却起不利的作用。

3.2.4 主泵运行的影响

在喷放早期，主泵的运行会导致堆芯再充水现象，对缓减事故有利。接着压力的降低，导致一回路闪蒸，主泵的运行对事故没有什么影响，反而会导致主泵的损坏，所以要停运主泵。

3.2.5 上封头温度的影响

上封头约有10吨冷却剂，它的温度的不同对事故进程的影响是不一致的。如果温度较高（相对于一回路），上封头的水蒸发，起到了稳压器的作用，从而使系统压力降得慢，推迟了安注，而且还会压迫堆芯水位下降，即越高越严重，所以正常运行必须保证上封头有一定的流量。上封头冷却剂温度不高的话，可以近似认为等于冷段温度，上封头有相当于安注箱的作用。

4 总结

通过对LOCA事故的介绍让我们清楚核电站一回路失水事故的演变过程及事故后果，并通过对中大LOCA两个典型事故的分析，明确即使在最不利的情况下，LOCA事故的后果也是可以接受的，满足LOCA事故的验收准则。

【参考文献】

核电站事故范文第2篇

近日报纸把世界上已有的、在建的、筹建的核电站都标出来，可以看到，很多核电站都建于低纬度。过去总认为核电站建在海边最安全，但福岛核电站恰恰因为建在海边，遭遇海啸，被冲断了供电系统而发生事故。

福岛核电站事故至少给我们两个警示，第一，核电站建在海边的安全度与设想的相差很远。第=个警示是，核电站运转寿命延期要非常谨慎，如果机体情况不好，应果断停运。核电站的设计寿命一般是40年，经各相关机构评估通过，最多可延期20年。福岛核电站1号机组到今年3月刚满40年的设计使用寿命，去年刚通过延期使用的方案。而据台湾媒体报道，位于台湾屏东的核电三厂在2001年曾发生事故，压水式反应炉曾一度完全丧失供应外部和内部电源。按核电站泄漏事故等级，可划为第三级。

台湾分析东海沿岸的核电站后，认为存在四种隐形杀手：一是建在近海的核电站，厂房高出海平面如果低于5米，容易受海啸冲击；二是在近海，地震可能造成土壤液化，后果难以控制；三是如果污染物进入海底，会造成海底辐射；四是建在地震活动断层附近的核电站，地震若达到6.5级以上，容易造成严重事故。台湾核一厂、核二厂离断层分别是7公里和5公里，均低于至少8公里的标准。

人类历史上使用核能出现的最大灾难是1986年前苏联的切尔诺贝利核事故，第二就是日本的福岛核事故了。它们各方面都差异很大，但拥有共同的致命点――制度，与核电站安全相关的一系列制度。切尔诺贝利核电站发生事故，最根本的还是制度，而非技术问题。那次灾难也成为人们追究与核安全相关的行政体制和管理体制的最重要推动力。切尔诺贝利核事故之后，人们总结出三个层面的教训：第一，平时闭口不谈各种隐患和小事故，没有引起监管者和人们的关注，最后导致了大故事。这是制度上最大的弊端；第二，不负责任，可能本应是这一级的责任，却不处理，等上一级的指示；第三是粗心大意，不注意细节。

我在台湾期间也请教了一些专家，他们认为，日本福岛核电站在体制上存在两个严重漏洞，才造成目前这么大的灾难。福岛核电站的第一个严重漏洞，是福岛核电站所属的东京电力公司与政府行政部门的关系太密切。政府本来应该代表全社会、全民对核电站公司进行监督和管理的，关系过于密切，监管不力就可能出现。这是有具体案例的，东京电力公司曾隐瞒了1978年发生过的严重核反应堆事故，并存在篡改数据，隐瞒安全隐患行为。去年5月份，更是具体提出过福岛核电站遭遇天灾时，电力系统可能出问题。恰恰现在出问题的正是电力系统。福岛核电站事故目前还没有正式的调查结果，我们希望调查结果能公布更多的细节。实际上，在福岛核电站事故发生的第一天，东京电力公司就应该公布具体情况，让大家清楚事态，采取相应措施。问题的最初阶段，才是解决的良机。

当然，我也不是鼓吹走极端，推行“非核化”，但在这里要强调一点：核电站无论技术多么先进，只要牵涉入，牵涉建造地，一定存在潜在的、爆发性的危险。无论是核电站所属公司、相关利益方还是核电站人员，都有可能会隐瞒或扭曲信息误导公众。一旦公司与政府关系过于密切，政府作为最重要的监管机构的作用丧失的话。后果更难以设想。基于这两种情况，我们甚至可以做这样一个结论：核电站的安全技术是第二位的，无论技术多么先进，制度都是第一位的。制度第一位，就是要把隐瞒信息和监管缺失这两个最大的漏洞给堵上。

核电站事故范文第3篇

1．日本美浜核电站事故（INES 1）

美浜核电站座落于东京西部大约320千米的福井县，1976年投入运营，1991～2003年曾发生过几次与核有关的小事故。2004年8月9日，连接3号反应堆的水管突然爆裂。虽然并未导致核泄漏，但蒸汽爆发还是导致5名工人死亡，数十人受伤。

2．美国戴维斯-贝斯反应堆事故（INES 3）

戴维斯-贝斯核电站座落于俄亥俄州橡树港北部，1978年投入运营。运营期间，这座核电站曾多次出现安全问题，最严重的事故发生在2002年3月。当时出现的严重腐蚀导致核电站关闭了两年之久。

3．美国国家反应堆试验站事故（INES 4）

这座现已废弃的国家反应堆试验站曾于1961年1月3日发生过事故，这也是早期的大型核电站事故之一。当时由于操作故障，中央控制棒被拔出过长，导致核反应堆进入临界状态，随后发生爆炸并释放出放射性物质，共造成3名工人死亡。

4．捷克斯洛伐克Bohunice核电站事故（INES 4）

1977年，捷克斯洛伐克（现在的斯洛伐克）的Bohunice核电站最老的A1反应堆因温度过高导致事故发生，几乎酿成一场大规模环境灾难。排除污染的工作仍在继续，要到2033年才能彻底结束。

5．俄罗斯托姆斯克-7核燃料回收事故（INES 4）

谢韦尔斯克市曾经是前苏联的“秘密之城”，1992年前一直被称为“托姆斯克-7”。直到今天，政府仍不允许公众进入这座城市。1993年4月6日，工人们用具有高度挥发性的硝酸清理托姆斯克-7钚处理厂的一个地下容器，硝酸与容器内含有痕量钚的残余液体发生反应，爆炸将一个巨大的放射性气体云释放到周围环境。

6．日本东海村铀处理设施事故（INES 4）

位于东京北部茨城县的日本东海村铀处理设施负责处理和精炼供应日本很多核电站的铀燃料。1999年9月30日，由于操作失误，致使氧化铀粉和硝酸达到规定数量的7倍，在到达临界点之后，混合物发生连锁反应，共持续了20个小时，造成两名工人死于辐射暴露。

7．日本福岛第一核电站事故（INES 5）

福岛第一核电站是世界上规模最大的核电站之一，共建有6座核反应堆。2011年3月11日，日本发生9级大地震，地震引起的断电导致反应堆冷却剂泵停止工作。存放在地势较低地区的备用柴油发电机也在地震引发的海啸中严重受损。这起核事故最初被定为4级，后提升到5级，这是日本迄今最为严重的核泄露事故。但由于福岛第一核电站事故仍处在“进行时”，INES等级可能还会被更改。

8．美国三里岛核事故（INES 5）

1979年3月28日，位于宾夕法尼亚州哈里斯堡附近的三里岛核电站TMI-2反应堆的冷却液泵发生故障，一个卸压阀门无法关闭，反应堆芯因温度过高最终熔化。在形势得到控制时，反应堆芯已经熔化一半。大量放射性物质从安全壳内部的气体排放口释放到大气中。虽然三里岛核事故并没有导致任何核电站工作人员或者附近居民死伤，但仍旧被视为美国商业核电站运营史上最为严重的核事故。

9．前苏联克什特姆核灾难（INES 6）

1957年秋天，一个装有80吨固态核废料的容器发生爆炸，产生规模庞大的辐射尘云。大约27万人暴露在危险的核辐射下，至少有200人死于由核辐射导致的癌症。直到1990年，前苏联才对外公布克什特姆核灾难的严重程度。面积巨大的东乌拉尔自然保护区因为这场核事故受到放射性物质铯-137和锶-90的严重污染，被污染地区的面积超过800平方千米。

核电站事故范文第4篇

3月15日，日本原子力安全保安院宣布，当天6时多发生的福岛第一核电站2号机组核反应堆压力锅爆炸事件，“可能已经造成了大量的核泄漏”。

同时，日本政府发言人称，福岛第一核电站4号反应堆着火，导致核泄漏。电站附近地区的核辐射水平升高，已足以危害人体健康。

至本刊截稿时，日本的核泄漏警报尚未解除。

氢气爆炸

3月11日地震发生后1小时，日本福岛地区遭遇大面积停电，为核电机组提供电力的交流电源全部丧失。

11日16时36分，福岛第一核电站的1、2号反应堆应急堆芯冷却装置注水功能丧失，为后来的核泄漏埋下伏笔。

冷却装置对核电厂安全至关重要。清华大学核能与新能源技术研究院教授曲静原告诉《财经国家周刊》记者，发生意外时，反应堆会自动停堆。但反应堆中的裂变产物继续发生衰变，衰变过程中会不断产生热量，且产生量较大。

“如果没有冷却，热量没有被及时载带出来，那么反应堆的堆芯就会承受不了，温度过高时会发生堆芯熔化事故。”曲静原解释说。

按照设计，福岛第一核电站的应急堆芯冷却系统除了正常电源外，还有单独的柴油发电机组用于应急供电。一旦外电源切断，应急柴油机组便自动启动，继续保证冷却系统的正常运行，避免出现温度过高，导致堆芯熔化事故。

遗憾的是，随强震接踵而至的巨大海啸，摧毁了作为备用电源的柴油发电机组，导致堆芯余热无法及时排出。

11日23时，1号反应堆汽轮机厂房内放射性剂量上升。半小时后，外部电源车抵达。

12日零时，4、5、6号反应堆的冷却水位处于正常水平，但1、2、3号反应堆均出现不同程度问题。

日本当局利用应急冷凝水，对1号反应堆产生的蒸汽进行冷却，但反应堆压力容器内的压力还在上升。

12日零时30分，1号反应堆压力上升，达到600千帕，超过427千帕的设计压力标准。

12日4时整，压力上升至840千帕，厂房内的放射性水平持续上升。

“这时候必须进行有控制的排放蒸汽，令压力下降，否则就会出事故了。”曲静原说。

12日上午9时07分，1号反应堆开始排气，但这也导致堆内水位继续下降。1小时后，堆芯燃料部分开始，温度逐渐升高。

50厘米、90厘米、150厘米、170厘米……堆芯燃料部分越来越多。

尽管中途再次注水和排气，但始终追赶不上温度的升高。冷却水与包裹堆芯的锆合金保护壳发生锆水反应，产生大量氢气。氢气随蒸汽排出，通过泄漏点进入安全壳，与外界氧气发生接触。

最终，12日15时36分，在1号反应堆压力降至一定程度的8分钟后，排放出的氢气浓度超过限制，达到闪爆点。

巨响之下，氢气爆炸终于发生。

衰老机组

随即，网上关于“日本核电站发生核爆炸”的传言铺天盖地。

爆炸发生后不久，日本官方出面澄清，表示福岛第一核电站1号机组发生的是氢气爆炸，而非人们想象中的“核爆炸”，并按应急预案规定，立即将疏散的范围由原来的10公里扩大到了核电站周边20公里。15日，日本政府宣布福岛第一核电站周边30公里范围为禁飞区。

福岛核电厂是目前世界上最大的核电厂，始建于1967年，包括两个核电站共10个机组，其中第一核电站1号机组于1971年3月投入商业运行。

中国国家核电技术公司一份报告显示，最先发生“氢气爆炸”的1号机组反应堆为早期的二代沸水堆型，由美国通用公司设计。其安全性“相比70年代的二代机组或三里岛事故后的‘二代加’机组技术有差距，预防事故与事故后的缓解能力相对较弱”。

曲静原表示，这种反应堆为单循环沸水堆，仅有一条冷却回路，“冷却剂流过堆芯后，堆芯得到冷却，同时冷却剂被加热部分变成蒸汽，然后经干燥后进入汽轮发电机做功发电”。

而目前中国所有在运行的核电站采用的均为压水堆技术，“也就是说有2个回路，用来冷却的循环回路和正常反应回路是分开的；只要冷却回路正常，仍可以冷却反应堆，防止温度上升造成堆芯熔化。”曲静原说。

《财经国家周刊》记者了解到，历史上福岛核电站至少已经发生过两起事故：2005年8月里氏7.2级地震，导致福岛核电站中存储核废料的池子里的部分池水外溢；2008年6月，福岛核电站核反应堆5加仑少量放射性冷却水泄漏，但官方称没有对环境和人员等造成损害。

有日本专家认为，可以初步认定福岛第一核电站1号机组发生的放射性物质泄漏事故是核电站抗震能力不足和设备老化所致。此外，福岛第一核电站所属的东京电力公司更是存在伪造安全记录，对事故隐患瞒而不报的劣迹。2007年，东京电力公司承认，从1977年起在对下属3家核电站总计199次定期检查中，这家公司曾篡改数据，隐瞒安全隐患。其中，福岛第一核电站1号机组反应堆主蒸汽管流量计测得的数据曾在1979年至1998年间先后28次被篡改。

《财经国家周刊》记者采访得知，地震发生前的一份报告，已揭示福岛核电站可能存在技术漏洞和事故风险。

2011年2月7日，东京电力公司和福岛第一原子力发电所刚刚完成了一份分析报告，称福岛第一核电站1号机组已经服役40年，出现一系列老化迹象，其中包括压力抑制室以及热交换区气体废弃物处理系统出现腐蚀等现象。

但东京电力公司并未宣布福岛第一核电站1号机组退役，而是为其制定了长期保守运行方案。按此方案，该机组计划延寿20年，正式退役可到2031年。

日本专家分析，在日本这样多地震的国家，仍然使用福岛第一核电站这样的老式沸水堆机组，十分不妥当。

“关键是要通过延寿评估工作。只要在设计寿命之内就不存在问题。”中国原子能科学研究院院长赵志祥在接受《财经国家周刊》记者采访时表示，这一做法并不违规。

虚惊一场?

出于对核泄漏的恐惧，质疑福岛核电厂安全性的声音瞬间达到顶点。许多日本民众担心，福岛会不会成为第二个“切尔诺贝利”？

1986年4月26日，苏联切尔诺贝利核电站反应堆熔化燃烧，引起爆炸，导致8吨多强放射性物质源源不断泄漏，共造成320万人受到核辐射侵害，2294个居民点受到核污染，800万公顷土地成为放射性尘埃降落区。

“福岛核电站事故与切尔诺贝利核电站事故有本质性区别。”中国核动力研究院一位不愿透露姓名的反应堆专家在接受《财经国家周刊》记者采访时强调。

“一方面，切尔诺贝利核电站的反应堆并未安放在密封容器里，并且属于人为操作失误；另一方面，人为的信息延误造成切尔诺贝利核电站事故发生后居民没有得到及时疏散。”

据曲静原介绍，福岛第一核电站在设计时，为保护核燃料安全，为反应堆设置了三层防御屏障，从内到外分为燃料包壳、压力容器以及安全壳。“只要安全壳没有发生损坏，放射性物质被释放出来的量十分有限。”

《华尔街日报》16日引用国际原子能机构说法称，日本当局认为福岛第一核电站1号和3号反应堆的15厘米厚的安全壳仍完好；但2号反应堆安全壳是否完整还不清楚。这意味着，目前爆炸造成缓慢的放射性物质外泄，还不一定会给环境造成灾难性后果，有利的风向与海水会吸收稀释掉部分放射性物质。

1979年发生的美国三里岛核事故也同样出现堆芯熔化现象。不过，这起事故在多重屏障无一损坏的情况下，并未对环境造成很大影响。核电厂附近80公里以内的公众，由于事故平均每人受到的辐射剂量甚微。

按照《国际核事件分级表》，国际原子能机构（IAEA）将福岛第一核电站1号堆发生的核泄漏定为4级事故，即“不会对厂外带来明显危险的事故”，比三里岛事故级别略低一级。

3月12日，位于地震重灾区宫城县石卷市女川镇附近的女川核电站辐射水平超标，比正常值高出数百倍，宣布进入紧急状况；3月14日，日本经济产业省原子能安全和保安院宣布，福岛第一核电站3号机组于当地时间中午11点发生氢气爆炸，反应堆所在建筑遭到损坏。

所幸的是，两起事故暂时尚处于可控范围内，放置反应堆的容器并未受到损坏，辐射水平也在逐渐下降。

中国核电安全专家郁祖盛在接受中央人民广播电台采访时表示，在不受到意外灾害干扰的情况下，核泄漏事故得到抑制可能性很大。

“不过，余震影响和后续变化不能忽视，”曲静原对《财经国家周刊》记者强调。截至3月14日，日本已遭遇了5级以上余震168次。

“一般情况下，事故的三四天之后反应堆就会自己慢慢降温，时间越往后推移，风险就越低，但这都是建立在没有后续的自然灾害再发生的情况下。”赵志祥也做出类似判断。

不会“因噎废食”

3月15日，伴随着福岛第一核电站第三次发生爆炸，且一个关键反应堆密封装置出现受损迹象，地震后最大的恐慌情绪开始发酵，由此引发的担忧情绪蔓延至世界许多地方。

据日本媒体报道，有部分日本民众开始乘坐新干线从东京出发，经过横滨向大阪、名古屋等远离核电站方向行进。

此外，据美国《纽约时报》报道，3月14日，“里根”号航空母舰赴日本参与救援时，穿越核反应堆灾后释放出的放射性烟云后，3架舰载直升机及17名飞行员身上测出少量放射性物质。该消息迅速传播后，甚至引起临近日本的亚洲部分沿海城市人们的恐慌。

对此，中国气象专家、核安全专家均分析认为，日本核泄漏放射性污染物对中国暂无影响。环境保护部（国家核安全局）3月15日16时了全国省会城市和部分地级市辐射环境自动监测站实时连续空气吸收剂量率监测值，所有监测城市空气吸收剂量率都在参考值范围之内。比如上海，测值范围为89.9~91.0 nGy/h，平均值为90.3 nGy/h，参考本底范围（当地原野）54.9~108.2 nGy/h，处于正常水平；青岛，测值范围为85.4~87.2，平均值为86.2，参考本底范围70.5~159.4。监测数据表明，目前未发现任何异常，福岛核电厂灾害尚未对中国环境造成放射性影响。

一位不愿具名的中国核安全专家对《财经国家周刊》记者表示，福岛核泄漏事故，对民众关于核电安全的信心是个打击。“一些民众的想法非常简单，那就是我的安全如何保障？”

截至3月15日，美国、德国、加拿大、法国、印度等核电大国纷纷通过各种方式，表达将重新审视现有核电站安全性。

3月12日，德国总理默克尔宣布，德国将全面检查境内17座核电站的安全标准。

15日，欧盟委员会负责能源事务的委员奥廷格召集成员国能源部长等举行会议，讨论如何吸取日本核事故教训。目前，欧盟境内共有143个核电站运行。

多国政府表示，虽然日本核电站事故教训值得吸取，但其不会影响本国发展核电的计划。

美国能源部长朱棣文3月15日确认美国核设施的安全性，表示美对确保核能安全发展制定了严格监管，还说将努力继续加强美国核能行业发展。

法国总理菲永15日说，法国核设施的安全性、可靠性与透明度在全世界处于领先地位，不应因为一次事故就将该行业全部否定。

印度总理辛格3月14日在议会会议上说，印度政府已命令对全国所有核电站进行安全检查，以确认这些设施是否能够抵抗类似日本那样的大规模地震和海啸等自然灾害。

荷兰政府15日说，没有理由重新讨论有关建核电站的决定。此前，针对是否建设核电站，荷兰国会经过长时间讨论后达成共识，认为核电可帮助应对气候变化以及为经济发展提供可靠的电能。

保加利亚总理博伊科•鲍里索夫15日说，尽管所有国家都会仔细检查核电站安全状况，但没有哪个国家会关闭核电站，即便日本也是如此。

意大利、西班牙等国也表示不会减少对核能的依赖，强调不能“因噎废食”。

一些正在准备兴建第一座核电站的国家表示不会改变计划：马来西亚官员表示，日本核电站事故不会影响马来西亚兴建首座核电站的计划；波兰官员表示，将在听取其他已拥有核电站欧洲国家意见的基础上继续发展本国核能，并将于今年下半年启动波兰第一座核电站的供应商招标工作。

3月16日，总理主持召开国务院常务会议，指出中国辐射环境监测未发现异常，国内所有运行核电机组处于安全状态。会议强调，要充分认识核安全的重要性和紧迫性，核电发展要把安全放在第一位。会议决定：一、立即组织对中国核设施进行全面安全检查；二、切实加强正在运行核设施的安全管理；三、全面审查在建核电站。要用最先进的标准对所有在建核电站进行安全评估；四、严格审批新上核电项目。

而在一些专家眼中，此次日本强震和海啸，的确暴露出核电站应急系统存在的漏洞。“从设计上看，核电机组最大的问题是没有把严重事故的预防和缓解作为设计基准，像应急柴油机组都是后来添加的，却在应急时没有发挥作用；而且抗震标准原本认为达到8级就足够，但实际上此次地震震级远超设计标准。”赵志祥对记者表示，“为什么海啸可以轻而易举冲走备用柴油机？这样的情形为什么没有在应急预案中备案？”

核电站事故范文第5篇

“采取国际最高安全标准、确保安全”是党中央国务院一再强调的核电发展前提。然而，以这一前提重新审视“2016年或将动工”的湘鄂赣核电站，却发现无论是电站选址还是所采用的技术，其安全问题还有一些关键因素亟待深入研究、审慎决策。湘鄂赣核电站均地处敏感的长江流域，其安全风险不容低估！

一、湘鄂赣核电站的厂址条件

与欧美内陆核电差距甚大

与沿海核电相比，内陆核电选址要求更为复杂，除了地理位置、地震地质、工程地质条件等自然因素外，电站选址的安全要求还涉及人口增长限制、应急撤离、放射性废液和废气排放等重要的社会稳定及生态环境因素。因此，尽管美法两国60%以上的核电机组都在内陆地区，但绝不能简单笼统地因为“欧美都有”就推断出“中国也该有”，而应该具体比较中外内陆核电的厂址条件是否一样以及是否适合建设核电站。

根据中国核能行业协会2013年公开的《内陆核电厂环境影响的评估》及湘鄂赣核电站公示的环评报告，不难发现，按照美法两国在内陆地区的核电选址标准，我国湘鄂赣三省并不适合建设核电站。

1.核电站厂址周边的人口密度远远高于欧美内陆核电。在方圆80公里范围内，美国现有内陆核电厂址的人口平均为153万（最多为427万，绝大部分在250万以下），美国9个拟建内陆核电厂址的人口平均为142万（全部小于250万）。法国被认为“人口太多”而被呼吁关停的3个内陆核电厂址的人口分别是440万、160万和390万，而我国湘鄂赣核电站方圆80公里范围内的人口分别高达738万、617万和666万，人口密度是欧美的4～5倍以上，对我国较为薄弱的应急指挥响应和技术支持能力是巨大挑战。

2.核电站放射性排放物的大气弥散条件低于美国要求。大气弥散条件是内陆核电选址的重要关注点之一，年平均风速越高，静风频率越低，大气弥散条件越好，越有利于放射性气载污染物扩散，核电站正常运行时对周围公众的辐射影响越小。反之，则产生微米级“放射性气溶胶”颗粒，形成“核雾霾”。

美国内陆核电厂址的大气弥散条件远远好于我国，9个拟建核电厂址的年平均风速都在2米/秒以上，年静风频率在1%以下（只有一个厂址高达2.28%），即每年无风期不到4天（最长也不过1周）。而湘鄂赣核电站中除江西彭泽气象条件稍好外，湖南、湖北的年平均风速均在2米/秒以下，年静风频率则分别高达16%、8%，即每年无风期长达29天～60天，均大大超过了美国标准，也超出了美国“高斯烟流模式”分析工具的适用范围（但中国核能行业协会却用此工具，得出湘鄂核电站对大气影响可接受的结论）。（相关数据对比见右图）

3.其他不能忽视的湘鄂赣核电厂址的不安全因素。一是内陆核电将加重长江流域近年频发的旱情。核电的热污染比火电严重得多，发达国家已注意到内陆核电对气候变化呈干旱趋势的区域造成很大负面影响。我国长江流域多次有连续三年大旱的记录，而素以水量丰富著称的湘赣两省近年均出现了鄱阳湖和洞庭湖湖底大面积干裂、人畜饮水困难的严重旱情。

二是湘鄂核电站所依托的水源的稳定性差。桃花江核电站的资水落差大，枯水位平均流量只有400立方/秒，是典型的“易涨易退山溪水”。湖北咸宁大畈核电站面临富水水库垮坝和洪水频发的危险。水库工程质量差，且当地山洪暴发、县城被淹的情况时有发生。一旦出现河床断水、水库垮坝、电站被淹等情况，后果不堪设想。

三是彭泽核电站存在赣皖交界厂址的邻避纠纷。其中暴露出我国《核动力厂辐射环境防护规定》的相关要求亟须根据国情完善。因为承担核事故应急风险的是一定区域内所有居民，并非只有城镇非农业人口。若按全部人口计，彭泽核电10公里和5公里半径范围内的人口均大大超出了核事故应急所要求的人口限制。

二、湘鄂赣核电站的AP1000技

术并非国际最高安全标准

1.我国在建的AP1000 （编者注：由美国西屋电气公司研发的核电技术，后于2006年由我国引进）达不到美国本土AP1000的安全标准。湘鄂赣核电站与美国本土4座新核电站虽然都采用的是AP1000型第三代核电技术，但两者的设计控制文件有本质区别：我国依据的是DCD15版（在美国获得安全认证时被限定“仅限在中国使用”），而美国依据的则是多次升级后的DCD19版。

然而，中国核能行业协会在对湘鄂核电站进行案例研究后指出“在严重事故工况下其环境风险可以达到与美国本土AP1000核电项目相同的低水平”。不知在中美AP1000的设计控制文件存在上述重大区别之下，这一结论是如何得出的？

2.国际社会对美国AP1000的安全可靠性持观望和怀疑态度。尽管美国的升级版AP1000比我国的AP1000做了重大设计修改、安全性要求有了较大提升，但以AP1000为主要技术的美国西屋电气公司却在世界核电市场竞争中屡遭败绩，甚至2011年6月在英国竞标时在安全资质评审环节就惨遭出局。

针对英国核安全监管当局提出的51个未解决的技术问题（其中包括屏蔽厂房、屏蔽电机泵、爆破阀等重要核设施和安全设备）和明确要求的“飞机撞击评估的批准分析报告”，西屋电气公司无法提供必要的技术支持材料，项目负责人Mike Tynan不得不承认“在安全方面仍有大量工作要做”。如果美国升级版AP1000尚且如此，那么湘鄂赣核电站依据的DCD15版AP1000又该如何呢？

美国升级版AP1000在英国惨遭安全评审出局，而DCD15版AP1000却能在中国的核安全评审中顺利通过，值得深思！事实上，首次采用AP1000的我国三门和海阳核电项目均已严重拖期两年以上，美国本土4台机组也于2014年8月宣布延期一年，原因都是设备研制（其中包括核电厂安全可靠性的核心设备）有重大障碍，目前还在试制中！2011年，中国工程院曾有研究报告指出“AP1000引进项目有重大经济风险，必须高度重视，采取措施规避风险，使损失减少到最低限度”。

3.我国核安全法规亟须根据国际最新标准完善和升级。湘鄂赣核电站一直宣称“设计标准、安全评审和环保评审都是按国家规定的程序进行，都完全满足国家法律法规的约束和要求”。然而，这一“完全满足”却是建立在“我国核安全法规严重滞后于国际最新安全标准”的基础上。

比如：安全壳和屏蔽厂房是核电站最重要的安全设备，是抵御大量放射性向环境释放的最后有效屏障。福岛事故前国际社会就已要求“安全壳必须能抵抗大型飞机冲撞”。然而这一对欧美早已是强制性的安全要求，至今也未能在我国核安全法规中反映出来。相反，我国核安全监管机构和核电界却一直强调“我国《核动力厂设计安全规定》（HAF102）没有这项规定”。

虽然国务院早就要求对不合时宜的HAF102等系列法规应不拖延地修改升级，2014年中央领导也多次强调我国核电发展“要按照国际最高安全标准”，然而福岛核事故已经过去近4年，我国2004年修订的HAF102法规至今仍未改变。

特别需要强调的是，日本国会福岛核事故独立调查委员会最后判定“福岛核事故并非天灾，明显是人祸”，祸根则是日本核安全监管机构和东电公司共同触及了“核安全文化”的红线――将自身经济利益最大化置于公众安全利益之上，并未按当时已有的新安全导则对核电站进行结构性加固。这一教训需要我们高度重视。

三、湘鄂赣核电站一旦出事

将对长江流域造成致命打击

1.长江流域地位特殊――关系着中华民族的生存与发展。“湖广熟、天下足”，长江流域是中国最重要的农业生产基地，目前饮用长江水的人口约4亿，南水北调工程建成后将达到8亿。长江流域经济占全国的“半壁江山”。

中美自然条件和社会环境迥异，美国密西西比河流域的核电发展样本是不能复制到我国长江流域的！正如国际原子能机构原副总干事钱积惠所言，“长江流域是中国城市和人口稠密的地方，在这里建设核电站，一旦发生地震或者其他原因而导致核泄漏，整个长江流域将受到致命打击”。切尔诺贝利和福岛核事故是不能忽视的前车之鉴。

长江流域是否应该发展核电，绝不能仅仅从能源短缺角度考虑，更不能建立在核电站“不会出事”的乐观预想之上，必须考虑到核泄漏一旦发生的最坏情况下，我们能否应对水源危机、社会稳定危机以及如何应对？因为无论是第二代还是第三代核电技术，都不能百分之百地保证不出核事故，而一旦出事，必然危及数亿人赖以生存的水源，而水资源是没有任何资源可以替代的！

2.福岛教训亟须重视――控制核污水至今在全世界无解。中国核能行业协会《内陆核电厂环境影响的评估》报告指出“日本福岛直到2011年6月才逐渐实现了闭式循环冷却”，并认为“类似日本福岛核事故那样的灾难性事件在我国内陆核电厂是极不可能发生的”，因为“目前可供内陆核电选择的AP1000、ACP1000和ACPR1000+，均已采取了各种严重事故预防和缓解措施……可以确保严重事故工况下安全壳的完整性，确保安全壳内实现堆芯闭式循环冷却”，进而计算出“在最严重事故工况下，我国内陆核电站产生的放射性污水量也仅为4800～7000立方米”！

然而，来自国外的《福岛核事故1000天》以详实的资料显示：日本福岛至今也未能实现堆芯闭式循环冷却，这三年多来核污水一直在以每天800吨的速度激增（一半源于不断流入厂区的地下水，一半来自注入机房的冷却水），厂区积累的核污水总量已高达50万立方米以上，反应堆机房内的高放射性积水高达10万立方米，厂区早已污水罐堆满为患，只好排向大海。“污水不断增多”已成为解决这场核灾难的最大障碍，事故处理难度远远超出了人们的想象。

对比中国核能行业协会的“乐观评估结论”和日本福岛核电站的“极其糟糕处境”，不能不问：湘鄂赣核电站的安全壳何以做到“在任何情况下都保持完整、保证实现堆芯闭式循环冷却”呢？在全球科技界对福岛核电站核污水控制尚且束手无策的情况下，我们何以做到“在严重事故情况下核污水可封堵、可贮存和可控制”呢？ “类似日本福岛核事故那样的灾难性事件在我国内陆核电厂是极不可能发生的”这一结论又何以让人信服呢？

相比国内核电企业对核电安全性的“自信满满”，国际核电界却在福岛事故后对核电发展“慎之又慎”！2012年2月9日美国核管会主席Gregory B. Jaczko强调“我们有很多办法阻止三哩岛式的核事故，但切尔诺贝利和福岛核事故告诉我们，我们所做的尚不足以防止更重大的严重事故”，同年3月9日国际原子能机构（IAEA）总干事天野之弥指出“今后仍然无法完全排除发生类似事故的可能”。法国在安全大检查之后投入100亿欧元，强制要求所有核电站按照IAEA的最新标准进行改造;因为核事故的严重影响跨越国界，欧盟甚至提出对周边国家的核电站给予技术和经济支持帮助提高核电站的安全性，等等。

四、当务之急是尽快修改升级

核安全法规

核安全事关“总体国家安全观”的贯彻落实，事关公众利益、社会稳定、政权安危和国家未来。我国核电发展必须不折不扣地执行党中央、国务院“采用国际最高安全标准、确保安全”的要求。为此，提出以下建议：

1.湘鄂赣核电站“是否重启”还须审慎决策。《我国核电发展“十三五”规划》尚在制定之中，长江流域是否应该发展核电，必须考虑到湘鄂赣核电站与欧美内陆核电迥然不同的气象、人口、水源等不能忽视的厂址差异，必须考虑到“小概率事件”一旦发生后，我们是否有确保核污染不会扩散的“兜底”方案和应急措施（包括省内、省际以及长江上下游等），必须高度重视长江流域发生核事故、核泄漏的严重后果，不能有一丝一毫的侥幸和轻判。