切尔诺贝利事故技术原因分析.docx

切尔诺贝利事故技术原因分析.docx

《切尔诺贝利事故技术原因分析.docx》由会员分享，可在线阅读，更多相关《切尔诺贝利事故技术原因分析.docx（11页珍藏版）》请在冰豆网上搜索。

切尔诺贝利事故技术原因分析

切尔诺贝利事故技术原因分析

TechnicalCauseAnalysis

◎傅先刚

   一、前言

   1986年4月26日1点23分，前苏联发生了世界核工业史上最惨重的切尔诺贝利（Chernobyl）核事故，事故起源于一项按计划进行的试验，试验的目的是验证在失电事件中能否继续保证堆芯冷却：

即测定在电站失电情况下，应急柴油发电机供电可用前的时间段内，减速的汽轮发电机组的惯性能量能否提供足够的电能以运行部分堆芯冷却主循环泵和作为应急堆芯冷却系统（ECCS）的第三子系统的给水泵。

试验是调试遗留下的，应该在商业运行前、不同的反应堆功率水平的设计基准工况下完成。

此试验曾做过两次，但结果都不满意。

试验大纲规定本次试验的条件是反应堆功率维持在700－1000MW（额定功率为3200MW）的功率水平上，并要求与上次试验一样在试验前手动隔离应急堆芯冷却系统（ECCS）。

   切尔诺贝利事故发生在上个世纪八十年代中后期，因受到前苏联国家原子能利用委员会在IAEA专家会议汇报资料的影响，包括国际核安全咨询组等组织的原因分析在最初都认为，切尔诺贝利事故的主要原因是该机组运行人员违背操作指令和规程所造成的，即由于运行人员的违章操作使反应堆进入不可控状态，在这种状态下，反应堆正空泡反应性系数能使反应堆功率骤增，从而导致了灾难性事故的发生。

   进入九十年代后，随着核电领域国际间互相交流的日益加深，对切尔诺贝利事故发生原因的认识逐步深入，原因也日趋明朗。

前苏联国家工业和核动力安全监督委员会（SCSSINP）的调查团于1991年提交的报告，对事故发生的经过和原因做出了比较公正、合理的分析和解释。

国际原子能机构主要根据这个报告于1992年出版了INSAG-7报告《切尔诺贝利事故：

INSAG-1更新资料》，这是至今为止较具有权威性的关于切尔诺贝利事故的文献。

   本文主要依据INSAG-7及其附件报告提供的原始材料对切尔诺贝利事故爆炸的技术原因进行回顾和分析，并在某些方面提出了不同于INSAG-7的个人观点。

   二、事故原因技术分析

   1、RBMK型反应堆存在的设计缺陷

   切尔诺贝利核电站所采用的RBMK-1000型反应堆是前苏联在上个世纪七十年代改进的一种非均匀压力管式热中子反应堆。

这种反应堆以低浓缩二氧化铀作燃料，以石墨作慢化剂，以轻水作冷却剂，反应堆额定输出热功率为3200MW。

这种反应堆具有功率分布很不稳定的特点，设计上也没有考虑安全壳。

从根本上说，切尔诺贝利事故是反应性引入事故，即原因是引入了过剩反应性。

这一点可以从以下几个方面分析：

（1）反应堆物理特性上的缺陷———正空泡反应性效应

   石墨保证了中子的充分慢化，因此反应堆压力管内的冷却水对中子的吸收作用更明显于慢化作用。

当反应堆燃料燃耗达到一定程度后，随着冷却水温度的上升，使其密度降低，空泡增多，则可能因对中子的吸收减少而增大反应性，因此反应堆的功率增加；同时，反应堆功率的增加又进一步促使冷却水空泡增加，所以冷却剂的空泡系数为正，即具有正空泡反应性效应。

石墨和水相结合所导致正空泡系数在充分慢化时可能具有正功率反应性系数。

正空泡系数可高达5βeff（βeff是缓发中子有效份额，缓发中子是指每次裂变经过一个可测量的时间延迟之后发射出来的中子）。

   在RBMK型反应堆设计时，设计者已经注意到上述问题，因此，为避免大的空泡系数的出现，设计者采取了补救设计，其方法是增加燃料富集度，增加附加吸收体（可燃毒物）平衡过剩反应性。

RBMK型反应堆在初装料时装有附加吸收体，固定在燃料通道内，与控制保护系统分开。

这样一来，反应堆寿期初的空泡系数可能为负。

随着反应堆燃耗加深，逐渐抽出附加吸收体，增加燃料的辐照。

但是，燃耗加深使空泡系数明显变正，而且对控制棒的插入极其敏感：

运行中，插入堆内的控制棒越少，空泡系数越正。

反应堆从初始装载工况，过渡工况，到平衡换料工况，在额定功率时的各种反应性系数详见表1。

表1额定功率时的各种反应性系数

初始装载

过渡工况

平衡换料工况

平均燃耗（103MWd/t）

0

5

9

20

运行反应性余量（ORM）

30

20

20

25-30

石墨温度系数

（10-5·℃-1）

0

3.2

5.2

6

燃料温度系数

（10-5·℃-1）

-1.0

-1.0

-1.15

-1.2

水的温度系数

（10-5·℃-1）

-5.1

0.42

4.9

空泡系数

（10-2）

-1

0.15

（+0.3βeff）

1.52

（+3.5βeff）

2.0

（+6βeff）

快功率系数

（10-6/MW）

-0.5

（-1.5×10-4

βeff/MW）

   由上表可见：

RBMK型反应堆的石墨反应性温度系数一般为正，并随燃耗加深而变大；燃料的反应性温度系数为负，基本保持不变；水的温度系数随燃耗加深而变正，变化幅度大；与水的温度系数相似，空泡系数随燃耗加深而变正，变化幅度大；反应堆功率系数为正为负取决于上述各系数的综合效应，而空泡系数变化大、影响很大。

   电站负荷下降导致的反应堆功率下降，其低功率下的空泡系数取决于堆芯平均燃耗、氙中毒水平和插入堆内的控制棒等效的运行反应性余量（ORM）等。

切尔诺贝利事故发生时，堆芯平均燃耗为10.3x103MWd/t，继续降低功率时发生故障使反应堆功率近于零，又重新提升功率勉强达到200MW进行试验，此时，只有相当于6-8根手动控制棒的运行反应性余量。

据后来的计算表明，至少在此情况下空泡效应一直为正值，约为+5βeff，详见表2。

可见，在此低功率水平下，空泡系数远大于满功率水平的空泡系数，而且反应堆功率系数也为正；所以任何产生空泡的始因（如管内水失压，入口欠冷及泵汽蚀）均可引起堆功率陡增。

   表2不同功率时的空泡反应性系数

启动物理实验测量

切尔诺贝利核事故发生时

功率水平（%）

45

6.25

平均燃耗（103MWd/t）

3.5

10.3

运行反应性余量（ORM）

6-8

6-8

空泡系数

+0.7βeff

+5βeff

   因此，RBMK型反应堆在低功率运行时，空泡系数和反应堆功率系数比满功率时更难预测和控制。

   此外，由于体积巨大，RBMK型反应堆容易产生氙振荡，即容易引起功率径向和轴向的波动。

因而，在低功率运行时，反应堆会很不稳定，如果空泡系数和反应堆功率系数为正，只要一点小干扰，功率很可能在短时间内迅速窜升，触发反应堆紧急停堆。

   为了补救上述设计上的缺陷，设计者采用多种监测手段和多种计算机程序计算，以此达到对堆芯功率实施有效分布控制的目的。

同时，在RBMK型反应堆运行规程中明确规定：

“反应堆的运行反应性裕量在运行中不得低于相当于30根控制棒的数值”；“当低于15根控制棒时，必须立即停堆”。

   关于RBMK型反应堆的正空泡反应性效应，原设计基准事故计算结果为：

随着冷却剂汽化，反应性会增大，最大为+2βeff，当空泡增加到某一程度，反应性会减少，甚至变为负值。

也就是说，即使控制和保护系统不介入，反应堆也会自己关闭。

然而，此次事故前的试验过程造成了一个设计时未曾考虑到的独特工况，随着空泡增加，反应性持续增大，反应性增大最大为+5βeff，反应性持续增加并最终发展成了瞬发超临界爆炸，详见图一。

（2）控制棒设计上的缺陷———正刹车效应

   切尔诺贝利核电站4号反应堆装有211组控制棒。

其中199组控制棒由碳化硼吸收棒和石墨挤水棒两部分组成。

当棒处于最高位置时，这些棒就全部抽离了堆芯，并距堆芯顶部200mm。

控制棒的最大插入速度是0.4m/s，控制棒完全插入堆芯约需18秒钟，这种插棒速度难以跟踪反应性瞬变。

   控制棒下端是石墨棒（石墨是慢化剂），当控制棒提到上限时，石墨棒对称地处于堆芯中间，上下各有1.2m高的水，见图二。

在动力驱动插棒过程中，石墨挤走堆芯底部的冷却水，急剧增大堆下部正反应性，堆芯下部功率快速上升而不是下降，此即正刹车效应，即由控制棒设计缺陷所致。

   正如INSAG-7指出，切尔诺贝利事故中，导致反应堆功率急剧升高的原因：

部分正反应性源自反应堆冷却水流量下降引发的空泡增加，而将全部抽出的控制棒下插导致引入正反应性可能是决定性的事故因素。

这是由于不良的控制棒设计造成的，这种问题在1983年的立陶宛伊格纳林纳（Ignalina）核电站事件中已经得到确认。

但是，由于某种原因，对这一问题并没有采取纠正行动，也没有补偿措施，更没有向其他运行单位传播有关的信息。

   （3）防护措施设计缺陷———反应堆没有安全壳

   设计上缺少安全壳这一第三道屏障。

RBMK型反应堆只有部分一回路设备放置在混凝土屏蔽层后面，因为这种反应堆厂房不能承受事故压力，致使核事故发生时，反应堆直接向环境释放出总共大约12×1018贝克的放射性物质。

   2、事故发生前的反应堆特殊工况

   前节提到，切尔诺贝利事故前的试验过程造成了一个设计时未曾考虑到的运行工况，这要从反应堆热工水力和物理两方面来分析。

（1）反应堆热工水力条件

   正常运行情况，每台主循环泵的流量是8000m3/h，反应堆堆芯进、出口水温分别是270℃和284℃，汽鼓内压力约7MPa，给水泵给每台汽鼓供水量为2800m3/h，汽鼓入口处给水温度是168℃。

汽鼓中分离出的饱和水与凝结水混合由主冷却剂泵输送给堆芯。

反应堆功率上升，堆芯冷却水流量增加，汽鼓产汽率上升，汽轮机凝结水量增加，其在主冷却剂泵入口水量所占的份额就大，于是主冷却剂泵入口、堆芯入口的水温就低。

反之，反应堆功率下降，汽轮机凝结水量下降，主冷却剂泵、堆芯入口水温就升高，欠饱和度就降低。

   4月26日1点，按照试验大纲要求，操纵员将两台备用主循环泵也投入运行，导致在反应堆低功率情况下，通过反应堆堆芯的冷却剂流量不减少反而增大，堆芯冷却水流量高达56000m3/h，约为额定流量的1.2倍，这时候反应堆功率又低，给水流量约为200m3/h，导致：

   1）上部堆芯含汽率降低，达最低水平；

   2）反应堆入口冷却剂欠热度很低、接近饱和状态（过冷度仅3℃），甚至已经沸腾。

   在这种试验要求的反应堆热工水力条件下，由于正空泡反应性系数缘故，反应性效应变得对入口水温非常敏感。

这种热工水力条件也尽量使堆芯上部功率相对降低、下部功率相对增大。

事实证明，这种热工水力条件影响了试验后果的大小。

由于RBMK型反应堆带有正空泡反应性效应，堆芯内的水是沸腾的，如果主循环泵吸头处和堆芯入口处没有足够的欠热度，这种运行模式就极有可能引发破坏性事故。

（2）堆芯物理工况

   前苏联原子能机构相关导则规定，试验应在堆功率为700－1000MW范围内完成。

   25日1:

00，反应堆开始降功率；4:

00，反应堆热功率减少到1500MW；直到23:

00，反应堆热功率一直保持在1500MW（其中，14:

00，应基辅电网控制室的要求试验被延迟）。

由于反应堆在半功率下运行了19小时，氙毒已渡过碘坑，逐渐减少，其对事故影响主要是不均匀氙毒变化导致在更低功率下产生复杂的反应堆功率分布。

   23:

10，继续降功率；4月26日00:

05，反应堆热功率降至720MW，继续减负荷；00:

28，当反应堆热功率大约降至500MW时，由局部功率控制系统切至全范围自动功率控制系统过程中，热功率降至30MW，氙毒快速增加。

为了完成试验，必需尽快补偿氙毒，操纵员提出堆内控制棒、减小运行反应性余量（ORM）以提升功率。

01:

03，反应堆热功率增加到200MW并稳定（操纵员已无法进一步提升功率）。

运行人员决定偏离试验程序在此功率下进行惰走试验。

他们认为反应堆在低功率下，堆芯更能得到冷却，更不易过热，更安全。

   反应堆功率降到了非常低的水平，对事故的影响主要是导致低功率下复杂的反应堆功率分布。

   26日1点22分30秒，运行反应性裕量（ORM）等效为8根控制棒（事故后计算值），堆芯呈双峰轴向功率分布，其最大值处于堆芯上部。

事故后计算发现，这种正双峰轴向功率分布在具有不良设计缺陷的正刹车效应的控制棒插入时，使低功率反应堆处于非常不稳定的状态：

堆芯下部功率会骤增，详见图三。

上部堆芯含汽率降低，反应堆入口冷却剂欠热度很低甚至已经沸腾时的反应堆热工水力条件又促使堆芯下部含汽率会比上部更快速增加。

   此外，由于反应堆体积巨大（高7米，直径12米），氙-135更易引起功率密度分布大范围不均和轴向、径向剧烈扰动，而操纵员几乎没有在此情况下控制反应堆的经验。

   此外，当紧急停堆按钮（EPS）被触发时，控制棒以很低的速度（0.4m/s）插入堆芯，控制棒完全插入堆芯需要18秒，这有利于正刹车效应。

   三、事故技术原因说明

   1、爆炸是如何形成的

   事故是以下几种重要因素同时存在的结果：

正空泡反应性系数及正反应堆功率系数（A）、控制棒设计存在缺陷（B）、反应堆被带到了一个程序未详述、没有任何独立安全机构曾分析研究过的状态（C）。

   事故发生时，冷却剂的空泡系数和反应堆功率系数皆为正。

事故由以下三因素造成：

   A正功率系数（由于抽出过多控制棒，正空泡系数太大所致）＋B控制棒插入石墨挤水棒下移产生正反应性＋C试验工况

   1）热工水力条件：

通过反应堆的冷却剂流量远高于额定值，致使上部堆芯含汽率降低，堆芯入口冷却剂欠热度很低甚至已经接近沸点。

   2）双峰轴向功率分布：

反应堆在半功率下长时间运行；自动调节系统故障又使堆功率自500MW降至30MW；在反应堆功率低于700MW条件下做试验；这些促使氙毒剧烈变化。

操纵员抽出过多手动控制棒，使反应堆堆芯上部功率增大，轴向功率分布偏正加剧。

同时，由于堆芯巨大，易产生氙振荡，导致中部氙毒增加。

故产生双峰轴向功率分布。

   当操纵员切断了汽轮机进汽使之惰转开始试验时，蒸汽流量的减小使压力逐渐上升。

另一方面，由于8台主循环泵中的4台已从主电网中解列，单独由惰转的涡轮发电机组供电，它们随涡轮发电机惰转而减速，使循环水总流量下降。

两个因素在空泡正反应性系数条件下竞争的结果使堆功率开始缓慢上升。

操纵员按动EPS-5按钮，试验中被全抽出的控制棒下插、挤水棒下移，由于正刹车效应进一步引入正反应性，堆芯下部功率骤增。

   正是由于上述技术上的缺陷，叠加上当时的那种特殊的工况，切尔诺贝利事故的发生是注定的。

   2、功率暴走、堆芯爆炸解释

   当堆芯为正双峰轴向功率分布，即裂变反应集中到堆芯上下两端时为甚，堆芯上下部功率存在“摇杆”效应。

见图三和四：

操纵员按下紧急停堆按钮之后1秒的时候，引入的是负反应性：

因为堆芯上部功率高、控制棒吸收体自上部插入200mm及堆芯上部蒸汽置换挤水棒效应大于堆芯下部功率低及堆芯下部挤水棒置换冷却水效应。

但随着挤水棒下移，开始引入正反应性加剧，6秒的时候，堆芯下部功率高及堆芯下部挤水棒置换冷却水效应大于堆芯上部功率低、控制棒吸收体插入堆芯及蒸汽置换挤水棒效应，正反应性最大，堆芯下部功率最高。

这时，堆芯下部挤水棒下移引入正反应性显著，即正刹车效应最大，详见图五。

   ☆26日01:

23:

04，操纵员切断了汽轮机进汽开始试验，流量下降引发的空泡增加，导致部分正反应性增加（INSAG-7）。

   ☆26日01:

23:

40，操纵员按动EPS-5按钮，而试验中被全抽出的控制棒下插更进一步引入的正反应性可能是决定性的事故因素。

后者是由于不良的控制棒设计造成的（INSAG-7）。

   T为0秒（01:

23:

40）：

堆芯为正双峰轴向功率分布。

   0秒＜T＜1秒：

首先产生负反应性，功率下降。

   1秒＜T＜2秒：

反应性逐渐增大，功率下降幅度变小。

   2秒＜T＜6秒：

反应性为正、逐渐增大，堆芯下部功率增大。

   T为6-8秒：

反应性仍为正，堆芯下部局部超临界，功率最高，强烈的正空泡反应性效应致使功率突增。

   简言之，功率暴走是由下述三因素共同作用所致：

   1）堆芯下部存在挤水棒下移引入正反应性，即石墨棒的正刹车效应。

   2）强烈的正空泡反应性效应。

   3）堆芯为正双峰轴向功率分布，且堆芯上下部功率存在“摇杆”效应。

   第一因素主要由挤水棒设计错误，运行反应性裕量过低，控制棒插入速度太慢，控制棒远离活性区和强烈的正空泡反应性效应所引起。

   第二因素主要被低反应堆功率水平，反应堆热工水力特殊条件，运行反应性裕量过低和堆芯轴向功率分布奇异性所强化。

   而第三因素由大尺寸堆芯，氙毒历史易形成正双峰轴向功率分布；控制棒插入速度太慢，控制棒远离活性区和强烈的正空泡反应性效应促成“摇杆”效应。

注意，堆芯出现正双峰轴向功率分布是堆芯燃耗、抽出过多控制棒和氙毒的自然、正常反应。

   四、结束语

   1、切尔诺贝利核电站设计上的两大严重缺陷是导致这次事故的根本原因：

   ☆过大的正空泡反应性效应

   ☆正刹车效应

   2、设计上缺少安全壳这道屏障，无法有效防止放射性物质向环境释放，导致事故后果严重扩大。

   以上这些主要设计缺陷为核电站的安全运行埋下了严重的事故隐患，当运行人员又掉入设计陷阱时，这些设计缺陷就会恶魔一样突然现形，导致灾难性事故的发生。

1986年4月26日发生在前苏联切尔诺贝利核电站的一切就证明了这一点。

   核设施的安全性，首先必须靠安全的设计来解决，从切尔诺贝利事故可得出如下经验教训：

   1、设计上，须严格遵守安全原则、满足安全要求，要有独立安全分析验证。

   2、核电站的设计，一方面必须留有充分的安全裕量、足够强健，以容忍操纵员的差错以及违反操作规程的情况；另一方面必须尽可能地把可能出毛病的地方用技术手段克服掉，既不能存侥幸，也不能单靠人的高度警觉来弥补设计上的明显缺陷。

   3、设计与运行须充分沟通，需最大程度地消除设计产生的易出错情境和陷阱。

   切尔诺贝利核电站爆炸事件已经过去二十年了，这件“黑色的往事”（在俄文中切尔诺贝利前半个字是黑色的意思，后半个字意为往事）在全世界引起了剧烈的反响和影响，至今不缀。

冷静地回顾、总结和分析事故发生的原因，从这次事故中吸取极为宝贵的经验和教训，重新认真思考我们对核电站设计、建造和运营的核安全管理理念及手段，对提高核电的安全业绩，在我国核电开始加速发展之际，有着极其特殊的意义。

   最后，我们每一个核电从业人员，必须认识到，保证核安全，不但是我们的神圣职责，更是我们光荣的社会使命。