核电站事故范文
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
尊敬的各位游客：
大家好！我是你们今天的导游，我姓唐，大家可以叫我唐导。
我们今天要去的是美丽的惠州西湖。首先我提一个小小的建议，请大家在旅游过程中，保管好自己随身物品，带小孩的家长请看管好自己的小孩，不要乱扔垃圾，做一个文明的游客。
惠州西湖位于惠州城区的西北面，两面环山。传说有一位仙女下凡到惠州时，被秀丽的风光所吸引，于是在此住了下来。当玉帝派天兵将她抓拿回去时，她把自己的宝镜投于东江之畔，宝镜碎成五块，变成了五个湖。
好了，现在我们首先来到了西湖的大门。它是典型的岭南牌楼建筑，形状类似一个宝塔形。上层是灰白色的，下面是大红色的，中间写着四个苍劲有力的大字：惠州西湖。牌坊由四根柱子支撑，好像四个士兵守护着美丽的西湖。
走进西湖的大门，来到了拱北桥上。拱北桥的桥洞非常大，是一个圆形，桥洞与水中的倒影连起来，仿佛一个圆圆的大月亮。桥两旁栽着数不清的柳树，风一吹过，枝条随风摆动，似乎在欢迎人们来走拱北桥。
走过拱北桥，就来到了九曲桥面前。大家请看，九曲桥一共有九个弯曲的地方，远远望去，就像是一条横卧在两湖之间的长龙。微风吹过，湖面波光粼粼。湖里的荷花露出了粉红的笑脸，仿佛在吟诵着那“接天连叶无穷碧，映日荷花别样红”的诗句。九曲桥中间还有一个亭阁。只见亭阁八角飞檐，气势辉宏。坐在亭子里歇息很是舒服凉爽。
走完了九曲桥，我们就来到了苏东坡纪念馆。只见纪念馆门前还有一尊苏东坡拿着书本，眼睛凝视着远方的雕像。来近走廊，一边用手触摸着墙壁上苏东坡写的文章，一边一字一句地慢慢细读，觉得仿佛读出了古代和诗人的味道。走进馆内，看到的便是苏东坡写的许多诗句，那一笔一画是多么漂亮、潇洒，真是令人羡慕不已啊！
各位游客，很快我们今天的旅程就结束了，惠州西湖的风景美不美啊？希望大家有时间再来，最后祝大家开心快乐，工作顺利！
核电站事故范文
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。
核电站爆炸范例6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
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：等效直径小于等于的破口；
小破口：等效直径在 之间的破口；
中破口：等效直径在之间的破口；
大破口：等效直径在25cm以上的破口。
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
中LOCA事故的发展阶段
中LOCA事故指破口等效直径在之间的破口，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。
中LOCA事故影响因素分析
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。
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。
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
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。
大LOCA事故影响因素分析
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。
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=，冷段有^高的包壳表面温度。
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。
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。
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】
核电站事故十篇
春天，春姑娘披着一身绿叶在暖风里跳动走来，春风吹拂着堤岸边千万条才展开嫩叶的柳丝。
当你乘着春风来到西湖门，迎接你的是一片碧翠的湖水。
游人在水面划船，戏水，不时传来一阵欢声笑语，过了一会，就会看到几圈波纹荡漾开去。
不时，几条小鱼跃出水面，像在跟游人招手呢！夏天，最迷人的地方是荷花亭。
你进了荷花亭的门，远远就闻到一阵清香。
荷叶挨挨挤挤的，像一个个碧绿的大圆盘。
荷花亭亭玉立，有的才展开两三片花瓣儿，有的花瓣全展开了，露出嫩黄色的小莲蓬，有的还是花骨朵儿，看起来饱胀得马上要破裂似的。
一朵朵粉色的荷花，千姿百态，向人们展开一张张灿烂的笑脸，欢迎来自四面八方的游客。
秋天，秋高气爽，晴空万里，蔚蓝的天空中漂浮着几朵白云，就像大海中的几朵浪花。
秋来了，给西湖披上了金色的风衣。
秋风一吹，树叶纷纷飘落，它们在空中尽情飞翔，有黄的，有绿的，有半黄半绿的，它们虽然不像真的蝴蝶那样色彩缤纷，花样繁多，但也颇有一番情趣呢！
我爱我的家乡，更爱美丽的西湖。
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