浅谈核电厂操纵人员严重事故缓解能力培训

【摘要】本文从严重事故的成因、破坏形式及预防和缓解措施入手，分析核电厂操纵人员在严重事故工况下需要的知识技能。通过与现有操纵人员培训方案对比，分析操纵人员严重事故缓解能力的培训要求，总结出操纵人员严重事故缓解能力需要培训的主要内容，为核电厂操纵人员严重事故缓解能力的培训提供参考。

【关键词】核电厂；事故；安全

1、操纵人员严重事故缓解能力培训的必要性

严重事故是指核电厂超设计基准事故中的某些概率很低的，可能由安全系统多重故障引起，并导致堆芯明显恶化，危及多层或所有用于防止放射性物质释放屏障完整性的事故序列。

在核电六十多年的发展史上，发生过三次严重核事故。三哩岛与切尔诺贝利核事故后，世界各核电厂加大了安全系统改进及人因失误预防，而福岛核事故真正将人们对核安全的认识从严重事故的预防延伸到事故后的缓解，使人们认识到要保证核电安全稳定运行，必须加强严重事故的预防和缓解。

在实际机组及严重事故管理导则（SAMG）的文件体系中，严重事故缓解策略的选择和相关决策主要由技术支持中心（TSC）人员做出，操纵员人员主要负责执行TSC的缓解策略指令，监视机组状态并向TSC反馈机组信息。但这不等于说在严重事故的缓解过程中，操纵人员就是被动的和不重要的。

操纵人员是直接面对机组进行控制的人员，对机组状态的了解和把握最为清楚，可以将有用的机组信息及时反馈给决策人员，帮助决策人员选择正确的策略。在策略执行中也可以核对策略执行的限制条件，保证正确策略有效实施，并在策略执行过程中及执行后，监视策略执行的效果，对机组状态进行长期监视和干预。因此，在严重事故的缓解过程中，操纵人员扮演着重要的角色，其对严重事故缓解知识的掌握情况及缓解的技能水平，对有效预防和缓解严重事故具有重要的意义，需要掌握必要的严重事故缓解知识。所以，需要对操纵人员在严重事故缓解中的知识和能力需求进行分析，对操纵人员严重事故缓解能力进行有效的培训。

2、严重事故分析

2.1严重事故始发事件。现有核电厂基于纵深防御原则设计，有多道安全屏障及事故响应的专设安全设施，抵御及缓解事故能力的很强。只有在发生多重故障及操作失误时才可能发生严重事故，包括严重的反应性事故、全厂断电、失水事故后失去应急堆芯冷却、SG传热管破裂及ATWT等。另外还包括地震、火灾、台风、海啸等自然灾害的原因。

2.2严重事故主要破坏形式。在严重事故中可能出现的破坏形式：

1）功率陡长导致蒸汽爆炸及堆芯解体。由于大量的意外的反应性引入事件引起的功率陡长，燃料熔化及蒸汽爆炸，造成堆芯解体。

2）锆水反应。在严重的失水事故中，反应堆失去余热排出手段，燃料元件升温并裸露，高温锆合金包壳与高温蒸汽发生化学反应，产生大量氢气。氢气的燃烧或爆炸会对安全壳完整性构成严重威胁。

3）氢气爆炸。当氢气浓度超过可燃浓度限值时可能发生燃烧爆炸。这将会引起安全壳超压和温度升高，从而对安全壳的完整性构成威胁，放射性裂变产物因此可能释放到环境中，造成严重后果。

4）水蒸气爆炸。水蒸气爆炸会破坏结构部件乃至安全壳的完整性，引起放射性物质的泄露。

5）安全壳直接加热。在严重事故中，若反应堆冷却剂系统处于高压状态，当出现破口时，堆芯熔融物将以很高的速度喷放到堆腔，并对安全壳大气进行加热，从而导致安全壳超压失效。

6）安全壳超压失效。安全壳长期升温升压会导致安全壳超压失效，造成放射性物质外泄。

7）安全壳负压失效。安全壳设计压力为微正压，正常运行状态为微负压。安全壳喷淋可使安全壳降温，并使安全壳内蒸汽冷凝产生一定的真空，导致安全壳因负压破坏。

8）传热管的蠕变失效。蒸汽发生器传热管在高温和一二次侧高的压差作用下，可能发生蠕变破裂，使传热管失效，造成放射性外泄。

9）堆芯熔融物与混凝土相互作用。严重事故情况下，堆芯熔融物熔穿压力容器底封头，堆芯碎片落到堆腔底板，与混凝土底板发生作用。造成地基熔穿，产生大量氢气从而使安全壳完整性收到破坏。

2.3严重事故缓解的主要策略。为了防止和避免严重事故造成的严重后果，需要采取措施，缓解严重事故的后果。在已经进入严重事故的情况下，应争取终止严重事故进程，尽可能长时间保持安全壳的完整性。当安全壳完整性已经遭到破坏时，则要尽量降低放射性物质释放。严重事故处理的主要策略包括：

1）向蒸汽发生器注水；

2）向反应堆冷却剂系统注水；

3）反应堆冷却剂系统卸压；

4）安全壳卸压；

5）向安全壳注水；

6）控制安全壳状态；

7）减少安全壳氢气浓度；

8）抑制安全壳氢气可燃性；

9）控制安全壳真空度。

执行上述策略，可以为反应堆冷却剂系统提供热阱，维持和恢复堆芯冷却，排出堆芯余热，防止堆芯熔毁，预防或延缓压力容器失效及蒸汽发生器传热管蠕变失效。当堆芯熔融后，可以提供水源，洗涤由堆芯熔融物释放的裂变产物，预防高压熔融物喷射（HPME），缓解安全壳高压对安全壳完整性的威胁，及防止熔融堆芯与混凝土相互作用（CCI）或缓解其后果，从而防止裂变产物不可控释放。氢气浓度控制措施可以防止安全壳内氢气爆炸，及维持安全壳是一个水蒸汽惰化的环境条件，缓解氢气燃烧对安全壳完整性的严重威胁。当安全壳面临负压威胁时，可以通过空气自然流入或主动引入压空等策略适当提高安全壳压力，避免安全壳因负压导致破坏。

3、操纵人员严重事故缓解能力培训分析

3.1目前操纵人员培训体系。现有操纵人员培训主要包括安全授权培训、基础理论培训、核电厂系统与设备培训、在岗培训及全范围模拟机培训等几个方面。

培训内容包括特定授权领域工作的基本知识和技能、核电厂反应堆物理及反应堆热工水力等基本理论知识、核电厂的生产流程中的系统与设备知识，核电厂仪表、控制与保护等知识。

在岗培训包括现场操作员及学习操纵员在岗培训，主要掌握核电机组实际操作技能及工作方法等，学习内容包括工作方法、现场操作、运行技能、行为习惯等。

模拟机培训的是使学员在各种工况下熟练使用规程控制机组状态，在机组出现故障或事故的情况下，控制机组并逐步将电厂导入安全状态。培训内容包括正常运行工况、预期运行事件工况、设计基准事故以及超设计基准事故。超设计基准事故工况包括：全厂停电（应急柴油机启动失败）、全厂给水系统丧失、LOCA事故、预期瞬态未触发事故停堆保护（ATWS）等。

3.2针对严重事故缓解能力需要加强的内容。通过对现有培训体系的分析可以发现，目前严重事故缓解能力培训在整个操纵人员的培训中所占比例还比较少，只在理论培训部分涉及到严重事故分析，模拟机培训中对于超设计基准事故时的培训也仅有少量内容。为了更好的应对严重事故，提高操纵人员应对严重事故的能力，需要通过培训、演习等手段加强操纵人员严重事故缓解能力的培训。

1）严重事故基础理论知识培训，包括严重事故定义、严重事故始发事件、可能的诱发因素，如全厂断电、失水事故后失去应急堆芯冷却、SG传热管破裂及ATWT等。

2）严重事故主要物理过程及破坏形式，包括堆芯损伤、堆芯裸露、包壳熔化、锆水反应、堆芯熔毁、安全壳内氢爆、蒸汽爆炸、压力容器熔穿、堆芯熔融物喷射、安全壳直接加热、安全壳超压、安全壳负压失效、传热管蠕变失效、堆芯混凝土相互作用、放射性外泄等。

3）事故缓解过程中需要掌握的相关知识：

a）安全相关重要的泵、风机在事故缓解中的作用；

b）严重事故过程中相关取样的内容和目的；

c）各种事故现象对堆芯以及安全壳完整性的危害；

d）事故过程中可能的裂变产物释放路径及隔离手段；

e）各水箱水装量及失去水装量的风险；

f）一回路注水的必要性、前提条件和可行方案；

g）二回路注水的必要性和可行方案；

h）移动式电源和泵的接口及负荷；

i）乏燃料水池补水的方式及乏池水位监测手段。

4）严重事故管理程序的使用及事故缓解过程相关内容：

a）严重事故情况下重要电厂参数测量的目的和测量的手段，及超过定值时相应的处理措施，这些参数包括蒸汽发生器水位、反应堆冷却剂系统压力、堆芯温度、安全壳水位、现场放射性释放量、安全壳压力、安全壳氢气浓度等。

b）各事故处理策略的目的、事故缓解可用的手段、缓解措施的负面影响、负面影响的缓解措施、策略实施的限制条件、事故处理过程需要监测的特定参数，以及事故处理过程中需要注意的事项等，如：

①氢气燃烧对安全壳完整性的严重威胁；

②超压对安全壳的严重威胁；

③严重事故情况下堆芯再淹没的可能性；

④减少向环境的放射性排放的措施；

⑤运行移动式氢气复合器的限制条件。

5）全范围模拟机在操纵人员正常运行、异常及故障运行、设计基准事故的培训中发挥了重要作用，但全范围模拟机还不能完全模拟严重事故工况。因此，需开发严重事故模拟机对事故的演变过程及缓解措施进行模拟，提高操纵人员应对严重事故工况的能力。

6）福岛事故后相关培训改进。福岛事故后各电厂为了预防严重事故，作出了一系列的改进措施，比如增加了移动电源，添加了应急补水泵等。在汲取福岛事故经验教训的基础上，还应加强以下培训，更好的应对严重事故：

a）加强极端自然灾害下事故应急响应的培训和演练；b）加强主控室团队协作培训；c）加强反应性管理专项培训，防止严重的反应性事故发生；d）加强事故工况下反应堆运行相关的物理及热工水力知识培训；e）加强严重事故管理培训和演练，包括管理导则有关的背景知识的培训。

7）加强三哩岛、切尔诺贝利、日本福岛核事故的经验反馈学习。

8）加强操纵人员的心理评价及训练。严重事故情况下的心理因素对事故处理也有重要的影响。通过虚拟现实，模拟严重事故发生时的场景，在模拟的事故环境下锻炼人员的心理素质及提高应对严重事故的能力。

4、结束语

安全是核电的生命线，严重事故是核安全的严重威胁，只有制定充分的应对方案，加强操纵人员严重事故缓解能力的培训，提高操纵人员严重事故缓解的能力，才能在严重事故发生时将危害和损失降到最小。

参考文献

[1]孙吉良，肖岷，黄辉章等.大亚湾核电站严重事故管理导则.核动力工程，2003年S2期

[2]苏长松.秦山三核严重事故管理导则.中国核工业，2010年第6期

[3]徐平生.核电站操纵人员模拟机培训与取照考试.核动力工程，2007，28（4）

[4]张松，庄文翠，臧希年.压水堆核电厂严重事故对策.核动力工程，2007，28（6）

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