切尔诺贝利事故技术原因分析
Technical Cause Analysis
◎ 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 |
钳流表运行反应性余量（ORM） | 30 | 20 | 20 | 25-30 |
石墨温度系数 （10-5·℃-1） | 0 | 3.2 | 5.2 | 6 |
燃料温度系数在线测厚 （10-5·℃-1玻璃夹胶机） | -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 光滑爪蟾（-1.5×10-4 βeff/MW） |
| | | | 支撑梁 |
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） | 有机溶剂回收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。
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