第一篇：美国三哩岛核电站事故分析与对策

美国三哩岛核电站事故分析与对策

39055207 马喆

前言

美国三哩岛核泄漏事故是核能史上第一起堆芯熔化事故，也是压水堆型核电站发生的一次最大事故。1979年3月28日，位于美国宾西法尼亚州的三哩岛核电站的2号堆，发生了核电史上第一次严重事故。这是由于水泵阀门信号灯故障和操作人员多次误操作所造成的。反应堆堆芯两次露出水面，使燃料元件破坏和大约三分之二的堆芯熔化。导致大量惰性气体和放射性碘与其他一些放射性核素进入了安全壳内。并且由于锆包壳和水发生化学反应，也产生许多氢气，但没有发生爆炸。因为安全壳的良好密封性和屏蔽作用，这次事故释放到环境中的放射性物质很少。根据监测调查，对周围80千米的200万居民所带来的总剂量仅为20人·Sv（希沃特），不到这地区居民年本底辐射总剂量的（核设施建设运行之前该地区的辐射剂量水平）1%（这地区的年本底辐射总剂量2400人·Sv），附近居民受到的最大个人剂量不到1毫希沃特，只与作一次X光胸部透视所受的剂量差不多。三里岛核电站值班的118名工作人员，无一伤亡，只有3人的受照剂量超过季度允许剂量水平。

三哩岛核电站 事故描述与分析 事故经过简介

1979年3月28日，美国都市爱迪生公司设在宾夕法尼亚州哈里斯堡城附近的三哩岛核电站二号动力堆发生了一次严重事故。事故是由一系列设备故障和操作失误引起的。当天凌晨4时，反应堆二回路（即用来产生蒸汽推动汽轮机的回路）给水泵发生故障，使蒸汽发生器中的供水量和蒸汽产生量迅速降低，热量带不走。本应立即投入备用供水系统，但两周前被操作人员违反操作规程给关闭了。于是，造成一回路（它将反应堆中的热量带出来在热交换器中传给二回路产生蒸汽）水的温度和压力升高。这时，一回路中的安全装置——减压安全阀自动开启，把一回路中的高压高温水向排放箱排除，以降低堆内压力保证安全。在正常情况下，当堆内压力下降到正常值时，安全阀会自动关闭，但这次安全阀又恰好失灵，未能关闭，使大量水和中蒸汽不断排出，排放箱容纳不了，从而排放到反应堆大厅里（它在一个巨大的安全壳内）。这时，反应堆已自动停堆，堆芯自动冷却系统自动向堆内注水，以控制堆芯还在大量释放的热量。如果到此结束，尚不能形成放射性外溢的重大事故，但操作人员又进行了一次误操作，两次关闭紧急冷却系统共十五分钟，使堆内温度急剧上升，造成部分核燃料元件（内装二氧化铀，外有金属锆的包壳）损坏，从而造成了两个严重后果：第一，由于燃料元件破损，使大量放射性物质进入一回路的水中，通过未闭合的安全阀进入反应堆大厅，通过辅助设备排入周围大气。次日，在电站外3.2公里处测得放射性最大剂量为核工业人员允许剂量的十九倍，这一数值随时间而减弱。第二，由于堆芯温度过高，元件的包壳材料锆可能与冷却水发生化学反应产生大量氢，聚在堆和大厅的顶部。氢与氧混合在一起，随时可能发生爆炸，这将是灾难性的事故（后来业已证明氧不可能发生）。因此，美国政府极为重视，采取了各种可能的措施来防止发生爆炸，并做了在最坏的情况下撤退居民的准备。但最后控制了态势，没有发生爆炸，也没有人员的伤亡。

造成事故发生的要点

1、蒸汽发生器给水系统出现故障；

2、反应堆冷却剂系统压力升高，稳压器卸压阀开启，反应堆停堆；稳压器卸压阀开启后未能关闭，反应堆冷却剂系统泄露；

3、操作人员将稳压器卸压阀“（要求）开”指示灯误理解为稳压器卸压阀已关闭；

4、对稳压器卸压阀卡开造成的稳压器水位上升现象，操作人员做了错误的判断：以为反应堆冷却剂系统已满水，但实际上反应堆冷却剂系统的1/2溶剂是空的；

5、因担心反应堆冷却剂系统水实体运行，操作人员停运了高压安注系统。反应堆得不到冷却，堆芯过热；

6、当操作人员意识到反应堆冷却剂系统发生了泄漏，立刻恢复了高压安注系统和主泵的运行； 7、260℃的水涌入2760℃的堆芯，使堆芯燃料像玻璃一样破裂，堆芯坍塌。

三哩岛核电站事故示意图

事故后果

1、堆芯熔毁：堆芯47的燃料熔毁，约20t二氧化铀堆积在压力容器底部。

2、放射性释放：约2×106Ci（1Ci=3.7×1010Bq）的惰性气体（氙-133）释放到环境，占燃料释放的放射性物质总量的2%。仅15Ci的碘-131释放到环境，剩余6.7×107Ci的碘-131阻留在反应堆冷却剂系统，反应堆厂房和辅助厂房。由于反应堆厂房的屏蔽作用，大部分放射性物质没有泄漏出去。在80Km范围内，两百多万居民实际接收的辐射剂量平均每人约为1.5×10−2mSv，为居民允许照射剂量的百分之一。

3、应急响应：3月30日，宾夕法尼亚州州长发布撤离劝告，劝告离电站5英里范围内的孕妇和学龄儿童撤离，约4200人。实际上，由于担心放射性危害，在离电站15英里的范围内，有39%的公众撤离，约14.4万人。

核电厂严重事故的定义

核电厂严重事故severe accident of nuclear power plants指核电厂反应堆堆芯严重损坏，并有可能破坏安全壳的完整性，从而造成环境放射性污染及人身伤亡，产生巨大损失的事故。

现有核电厂基于纵深防御原则，设置了多道屏障及专设安全设施，采取了严格的质量管理和操纵员选拔培训制度，同时，核电厂选址也有严格要求，因而核电厂抵御外来灾害和内部事件的能力很强。只有在连续发生多重故障及操作失误，才会导致严重事故。

相对于只考虑单一故障为特征的核电厂设计基准事故，严重事故又称为超设计基准事故。严重事故的发生概率虽然低，但并不是不可能发生的。如果计算到1986年切尔诺贝利事故时为止，世界商用核电厂累积约4000堆年的运行历史，其间发生过两次严重事故(见三哩岛核电厂事故、切尔诺贝利核电厂事故)，发生概率达到5×10-4/(堆·年)。这说明，单纯考虑设计基准事故，不考虑严重事故的防止和缓解，不足以确保工作人员、公众和环境的安全。因此，认真研究严重事故，采取对策来防止严重事故的发生和缓解严重事故的后果十分必要。

严重事故的初因

经研究分析发现，导致堆芯严重损坏的假设始发事件与核电厂的设计特征有十分密切的关系。归纳起来，共同的主要假设始发事件大致是：

①失水事故后失去应急堆芯冷却。②失水事故后失去再循环。③全厂断电后未能及时恢复供电。④一回路与其他系统结合部的失水事故。⑤蒸汽发生器传热管破裂后减压失败，⑥失去公用水或失去设备冷却水。

假设始发事件中如考虑外部事件，还应加上地震和火灾。假设始发事件分析表明，可能导致堆芯严重损坏的主要假设始发事件不很多，因此，便于进一步考虑设计改进或事故预防。三哩岛核事故的原因分析

发生小的事故时没有引以为戒提高警惕

早在三哩岛事故前18个月，即1977年9月24日，与三哩岛核电站同类型的戴维斯贝斯核电站就发生过类似的事情。

当时，一个虚假信号导致了主给水隔离。辅助给水启动，主蒸汽隔离阀关闭。反应堆冷却剂系统压力上升，稳压器卸压阀开启。反应堆系统冷却剂系统温度上升，稳压器水位上升。手动停堆后反应堆冷却剂系统压力迅速下降，但是稳压器卸压阀没有关闭。高压安注启动。操纵员停止了安注。幸运的是，20分钟后操纵员识别出了故障，关闭了稳压器卸压阀前的电动隔离阀，恢复了安注。

事件后，戴维斯贝斯核电站的反应堆供应商B&W公司(该公司在三哩岛事故后退出核电市场)的一名高级工程师在一份备忘录中措辞强烈地指责出：事件中操纵员错误地停止了高压安注系统。这种错误如果再次发生，将会导致严重的后果。因此必须尽快向操纵员发出清晰明确（避免错误停止高压安注系统）的指令。

但遗憾的是，没有任何一个指令发出，13个月后，三哩岛事故发生了„„ 组织因素

操纵员和值长是最有可能发现问题并将这些问题反应给核电站设计者和管理层的人。但是，他们没能在事故前发现这些问题。他们认为事故处置针对的是大问题。“既然大问题能应对，小问题也就能应对。”他们认为：如果非预期的事情发生了，操纵员凭借自己的知识和经验是能够临机处置的。规程无法涵盖每一种可能的时间组合，因此他们寄希望于操纵员的临机处置。所以操纵员在很多的情况下需要做出基于知识的判断。然而现在的人员绩效理论指出：基于知识做出的临机判断的错误概率是50%。

例外运行（Operation by exception）——思维模式。操纵员的心理（思维）模式拘泥于例外运行。该心理（思维）模式假定：系统设备处于正常运行、正常发挥功能的状态，除非仪表显示、报警、交接班信息提供了例外信息——异常状况。运行人员仅对异常采取响应。在这种思维模式下，交接班时重要信息（辅助给水电动阀隔离关闭）的遗失导致了严重后果。

操纵员培训中的缺陷。管理者能够知道非预期的事情发生，但他们指望操纵员能够临机处理。因此操纵员培训非常注重于系统理论、系统设计、系统安装以及系统相互作用方面的知识和细节。旨在以此丰富操纵员的知识和经验，使其在遇到非预期瞬态时能够正确地临机处理。因此没有将“紧急情况下操纵员要做什么”作为培训重点。

规程针对大问题。设计者预期的大问题是反应堆冷却剂系统大破口事故（大LOCA）。事故的进程非常短，只有几分钟时间。对每一个预期的事故，他们都有详细的处理规程。针对反应堆冷却剂系统大破口事故，有几套独立的注水系统用于补偿冷却剂泄漏。核电站设计者相信，只要这些系统按照设计要求发挥作用，反应堆就不会毁坏。但是他们错了，因为在三哩岛事故出现的是“小问题”——泄漏非常小。事故持续了数天。

处置事故的方法。事故处理规程的编写是以时间导向为基础的。如果操纵员能够正确地识别故障，规程就会提供正确的处置方法。所有的事故培训都要求操纵员能正确地识别故障，然后正确地执行相关事故处理规程。但是他们错误地识别了故障，采取了错误的行动。设计上的自满

没有提供观察堆芯基本参数的仪表。反应堆基本的安全原则是保持堆芯冷却。但是设计者没有提供监视堆芯温度的仪表。堆芯温度是通过压力容器出口的冷却剂温度推断得出的。但是这是以又冷却剂通过堆芯为前提的。如果断流，将无法知道堆芯实际的温度。

没有提供可以发现堆芯异常的手段。如果堆芯温度超过堆芯压力对应的饱和温度，表明堆芯出现过热损坏。但设计没有提供可以显示堆芯出现沸腾工况的仪表，如堆芯过冷度仪表。

没有提供重要参数的直接显示。主控盘台无辅助给水流量显示仪表。操纵员通过泵的运行和阀门的开启推断辅助给水进入蒸汽发生器。事故期间，因辅助给水隔离阀在关闭状态，辅助给水流量没有建立达8分钟。辅助给水隔离阀的状态信息在交接班时丢失了。设计上的缺陷

专设安全系统。允许认为闭锁安注信号；安注信号不自动触发反应堆厂房（安全壳）隔离，导致放射性物质扩散到辅助厂房和大气环境。

主控室的报警。主控室的控制盘台上方的报警指示超过1300个。这些报警无优先级规定，颜色编码无逻辑性。每一个报警都通过一个刺耳的高音喇叭发出声音。新报警一出现，喇叭就发出一次高音。事故开始前的14分钟，有超过800个报警出现。

计算机。当报警出现后，计算机对报警进行排序。计算机终端是一台孔氏打印机，经常卡纸。打印机每分钟打印不超过6行文字。而事故开始后的一分钟就有超过100行的报警信息。

朦胧的感觉——不知道现场设备的现场状况。看不到现场的设备；听不到现场的设备；对现场的设备没有真实感觉。（注：一套辅助监视系统如工业电视系统，可以帮助操纵员看到、听到重要设备的现场状况。）

严重事故的研究与对策开展

严重事故研究最早的国家为美国。1975年WASH一1400报告首次将概率安全分析技术应用到核电厂，对几座典型美国核电厂做了第一次全面的分析，提供了以事件发生频率为依据的事故分类方法，并建立了安全壳失效模式和放射性物质释出模式。

WASH一1400报告首次指出，核电厂风险主要并非来自设计基准事故，而是堆芯熔化事故。1979年美国的三哩岛事故是一次严重事故，它引起了世界核能界的震惊。这一事件无可质疑地肯定了WASH一1400报告的价值。

从此以后，美国的严重事故研究进入了全面深入开展的时期。1986年4月乌克兰切尔诺贝利核电厂事故后，严重事故研究工作进一步获得加速与推进。

在美国，作为三哩岛事故响应的“未解决的安全课题”和“三哩岛行动计划”及从1983年开始执行的严重事故的研究计划(severe accident research Program，SARP)，将核安全研究范围拓宽到事故概率、物理过程、事故处理、安全壳分析、裂变产物与源项、燃料元件行为、人因工程、事故后果与对策、法规与标准等十分广泛的领域。其结果形成了一系列管理法规修订和政策声明，并在对事故机理了解的基础上，形成了一系列配套的分析程序包。

三哩岛事故之后，其他核电发达国家也相应地展开了严重事故的机理和处理研究，然而规模和课题广度均不及美国。其中法国特别着重于事故对策，并开发出H及U系列规程和配套的专用设备。德国的研究侧重于安全壳的完整性保障。日本、英国等则侧重确保核电厂系统的运行可靠性。

至今，个别国家(如芬兰、瑞士)已将严重事故以法规或提供导则的方式纳入核安全监管的要求，提出对核电厂设计的修改或规程的变更。有些国家(如法国、意大利、荷兰)已确定可接受的安全水平的安全目标，也有些国家(如加拿大)以适当扩展设计基准的方式来考虑严重事故。

为了进一步提高核电的安全性、经济性，使公众能够接受，美国和欧洲国家的厂方、核安全部门及设计者分别研制出电力公司要求文件(URD)及欧洲电力公司要求(EUR)，提出新一代核电厂的设计要求，日本及韩国也在上述两种文件的基础上提出了日本电力公司要求文件(J URD)及韩国电力公司要求文件(KURD)。这些文件建立了先进轻水反应堆的技术基础。

对于现有的核电厂，国际上认为：它们的安全设计有很高的安全程度和保守程度，常常可以经受超设计基准事故。纵深防御的安全原则对于严重事故的早期预防和事故后果缓解也是有效的。

但是，由于安全设计主要考虑设计基准事故，有可能在应付严重事故方面存在着某些薄弱环节。为此，对现有的核电厂应做出各类严重事故序列分析，从分析中找出安全设计中的薄弱环节。解决的办法是:硬件方面不作大的改动，而是努力完善运行规程以及与之配套的控制室布局调整，进一步强化操纵员的选拔与培训，尽量提高运行水平，从而达到预防严重事故发生的目的。

这种对策已广泛为各国所接受，相应的研究重点为安全参数显示系统的开发，紧急运行规程的编制与论证，控制室设计的人因工程考虑，操纵员培训大纲的改进，质量保证大纲的完善以及运行管理法规的强化。

目前，世界各国对严重事故的研究正以各自不同的重点和技术方向进行着。应该说，严重事故研究的重要性已为国际核能界所认识，已成为核电安全中必须考虑的基本间题。

中国核安全法规对设计中考虑严重事故的要求吸取了国际经验及中国对严重事故研究成果，中国已将在设计中考虑严重故事的要求写入核安全法规。在1991年修改的《核电厂设计安全规定》中，提出了设计中针对严重事故应考虑的事项，包括：

(l)针对特定设计，确定能导致严重事故的重要事件序列。

(2)考虑电厂的已有能力，包括超越其预定功能和设计标准时利用某些系统的可能，以及利用某些暂设系统使电厂恢复到受控制状态，并减轻严重事故的后果。

(3)应对能降低这些事件出现的概率或能减轻这些事件后果的可能设计修改做出评价。若通过适当努力能提高总的安全性，则应进行这种设计修改。

(4)在计及有代表性的和起主导作用的严重事故的条件下，制定事故处理规程。

结语

三哩岛核泄漏事故是核能史上第一起堆芯熔化事故，自发生至今一直是反核人士反对核能应用的有力证据。三哩岛核泄漏事故虽然严重，但未造成严重后果，究其原因在于围阻体发挥了重要作用，凸现了其作为核电站最后一道安全防线的重要作用。在整个事件中，运行人员的错误操作和机械故障是重要的原因，提示人们，核电站运行人员的培训、面对紧急事件的处理能力、控制系统的友好性等细节对核电站的安全运行有着重要影响。

第二篇：日本福岛核电站事故分析看法

福岛核电站事故分析及看法

福岛核电站简介及事故发生过程

福岛核电站简介

福岛核电站是目前世界上最大的核电站，由福岛一站、福岛二站组成，共10台机组（一站6台，二站4台），均为沸水堆。福岛一站1号机组于1971年3月投入商业运行，二站1号机组于1982年4月投入商业运行。福岛核电站的核反应堆都是单循环沸水堆，只有一条冷却回路，蒸汽直接从堆芯中产生，推动汽轮机。福岛核电站一号机组已经服役40年，已经出现许多老化的迹象，包括原子炉压力容器的中性子脆化，压力抑制室出现腐蚀，热交换区气体废弃物处理系统出现腐蚀。这一机组原本计划延寿20年，正式退役需要到2031年。

2011年东京电力计划为第一核电站增建两座反应堆受东日本大地震影响，福岛第一核电站损毁极为严重，大量放射性物质泄漏到外部，日本内阁官房长官枝野幸男宣布第一核电站的1至6号机组将全部永久废弃。联合国核监督机构国际原子能机构(IAEA)干事长天野之弥表示日本福岛核电厂的情势发展“非常严重”。法国法核安全局先前已将日本福岛核泄漏列为六级。2011年4月12日，日本原子能安全保安院根据国际核事件分级表将福岛核事故定为最高级7级。

福岛核电站事故发生过程

2011年3月，里氏9.0级地震导致福岛县两座核电站反应堆发生故障，其中第一核电站中一座反应堆震后发生异常导致核蒸汽泄漏。于3月12日发生小规模爆炸，或因氢气爆炸所致。有业内人士表示，福岛核电站是一个技术上现在已经没人用的单层循环沸水堆，冷却水直接引入海水，安全性本来就没有太大指望。沸水产生的蒸性物质。对于日本这一个地震频繁的地区，使用这样的结构非常不合理。

3月14日地震后发生爆炸。在爆炸后，辐射性物质进入风中，通过风传播到中国大陆，台湾，俄罗斯等一些地区。

东京电力公司16日上午说，福岛第一核电站当天上午再次遭遇火灾。公司方面同时证实，两名核电站工作人员下落不明，东京电力公司16日上午召开紧急新闻发布会，称核电站4号反应堆於东京时间16日5点45分(北京时间4点45分)再次发生火灾。东京电力公司发言人说，该公司员工已经证实了火灾的发生，目前已经紧急通知了福岛县政府和消防部门。

日本官方于东京时间16日上午8点15分称，火势已得到控制。然而，4号反应堆的具体情况目前无从得知。有报导称，此次火灾与15日发生的火灾相类似。国际原子能机构总干事天野之弥15日说，该机构尚未接到日本政府有关核电站4号反应堆15日火灾后情况的说明。

东京电力公司同时证实，两名核电站工作人员下落不明。但公司辩解称：这两名工作人员是在11日的大地震后即告失踪，而不是15日核电站爆炸后失踪」。日本常驻维也纳国际机构代表中根猛15日向共同社透露，日本政府已请求IAEA最快数日内派出专家小组帮助应对日本大地震引发的核电站事故。中根表示，由於核电站附近已经非常难接近，最初预计只能派遣小规模的专家小组。

日本首相菅直人15日已就福岛第一核电站的问题向日本民众发表了讲话。他要求核电站方圆20公里以内的所有居民撤离，方圆20至30公里以内的居民在室内躲避。有报导称，菅直人痛斥东京电力公司“欺上瞒下”。目前核电厂附近检测到铯和碘的放射性同位素，专家认为有氮和氩的放射性同位素泄出也是很自然的，钚泄漏也已经出现，情况非常令人担忧。

事故原因

3月11日地震发生时，福岛一站的1~3号机组正在运行，4~6号机组处于停堆检修状态。地震和海啸发生后，1~3号机组立即自动停堆。但电站的外电网全部瘫痪，同时备用柴油发电机由于被海啸摧毁未能正常工作，致使反应堆停堆余热排除系统完全失效，这次福岛核电站出的几次事故，主要是因为反应堆停堆以后，反应堆里面的剩余射热没有被及时排除。实际上，反应堆被排除以后，剩余射热没有排除，应该先让它冷却下来，这是最关键的，包括发电的燃料也需要冷却。所以反应堆停了以后，它还有相当可观的剩余射热。如果是百万千瓦的核电机组，发电是100万千瓦，他们反应堆的热功率需要产生的热将是330万千瓦。停堆以后，开始的一分钟以内有相当的剩余热，大约有5%、6%。330万千瓦的反应堆，假如是1%的热功率，就是3.3万千瓦。或者理解成1%的剩余热就是3万3千个1000万电流在发热。要把剩余热带出来，就需要冷却。如果冷却不充分，使堆内的温度不能带走，温度升高以后，燃料棒里面包着核燃料，它受不了就容易破，需要释放。另外，在堆高温以后产生水汽反应，有一个高水反应，放出大量的氢气，同时还释放热量。这是放热反应。锆和水会起锆水反应，放出蒸汽的时候，能够生成氧化锆、氢气。氢气没有地方跑，就往外释放。到了反应堆厂房以后，由于氢气浓度太高，氢气就和空气当中的氧气发生了氢爆，空气中氢气浓度超过一定浓度，会和氧气发生氢爆。这也就应该是福岛核电站的重要原因。

日本福岛核电站事故引起全球关注，除地震、海啸等客观因素外，日本以及国际上的部分专家和媒体认为，灾前和灾后忽视安全隐患和疏于管理是造成此次事故并导致事故扩大的重要原因，以色列资深核能专家乌齐·埃文近日接受以当地媒体采访时说，福岛第一核电站反应堆持续使用时间最长的已有约４０年，反应堆老化情况严重，导致其在紧急状况下失控。震后连续数天、多套方案都未能使“高烧”的反应堆明显降温就说明了这一点。

此外，日本当局在事故最初对事故的严重程度没有足够认识，一名日本官员在事故刚发生时甚至说，核电站泄漏的放射线剂量仅相当于人们在医院利用医学器械进行放射线身体检查时承受的剂量。“这根本就是荒谬。日本当局如果能在事故发生之初公开更翔实的事故信息，他们或许能更迅速地得到各方面的国际援助，整个核电站事故也就不会加剧到如今这个地步。事故结果及对世界核事业的影响

日本福岛核电站不断发生的氢气爆炸与燃料棒露出水面的情况给世界各国带来了巨大冲击，其事故等及最终确事实上为7级，与俄的切尔诺贝里事故为同级，也是日本历史上最为严重的核电事故，事故不仅造成了巨大的人员伤亡，而且致使人们对清洁能源核电是否安全再次提出了质疑，同时也导致了各国公众大规模的反核游行，这使得人们不行不对核电的安全性进行重新的审视。

许多印度人认为此次事件会影响日印核能合作协议的谈判。新德里的能源资源研究所首席研究员达蒂奇认为“印度公众很可能会对日本核电站技术出现严重质疑”。印度总理辛格14日命令重新抽查国内20个核电站的安全対策。

韩国总统府由任太熙总统办公室主任召开了紧急会议，讨论放射性物质对周边国家的影响。韩国联合新闻14日称，关于重新启动大田市2月曾经发生放射性物质泄漏事故的用于研究用途的反应堆一事，相关机构认为需要再次确认其安全性。

日本地震引发核电厂爆炸以及輻射外泻，泰国《民族報》、《曼谷郵報》近日都大篇幅报道日本核能危机最新狀況，泰國政府也表示要检讨核能发展计划。《曼谷郵報》援引能源部消息称，泰国总理阿披实反对兴建核能发电厂，但他已決定解散国会，准备重新大选，所以現任政府不会考虑任何核能发电计划。

据《工贸报》网站3月17日报道，越南原子能研究院院长王友晋3月16日称，越南正在制定和实施相关核电开发计划，在核电项目选址问题上应从日本核事故中吸取教训，充分评估安全因素。

德国联邦环境部长吕特根13日宣布，鉴于日本面临的核灾难威胁，决定对德国的核能政策重新进行审议，以期加快完成向可再生能源的过渡。德国总理默克尔将于15日与各州州长就德国核设施的安全问题举行会晤。她表示，加速进入可再生能源时代十分必要，但立即关闭德国所有的核反应堆并不现实。据悉，在野党和环保人士要求德国完全放弃核能。德国原计划到2020年关闭境内全部核电站，但以默克尔为首的执政联盟去年9月通过的新能源法规定，德国现有的17座核电站运营期限平均延长12年。

中国:国务院要求全面审查在建核电站，暂停核电项目审批。务院总理温家宝16日主持召开国务院常务会议，听取应对日本福岛核电站核泄漏有关情况的汇报，会议要求:

（一）立即组织对我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。

（四）严格审批新上核电项目。

美国:奥巴马称将按计划建设核电站，但议员呼吁美国核电发展应减速.俄罗斯:普京15日下令，要求对俄核工业的发展进行检查评估.总体来讲，日本福岛核电站的事故放缓了世界各国的核电事业。日本福岛核电站事故应带给我们的经验教训

一、加强对自然灾害的预测力度，自人类历史以来，人类无时无刻不在向着生活更好更安定的方面努力，但灾害无情，且人类在自然灾害面前仍显得那么的渺小，因些做好自然灾害的预测，及时采取有效的措施不仅对于核电，对于其它行业一样有重要的意义，二、加强对核电安全的管理。日本福岛核电站的严重事故不仅仅是客观的环境因素造成的，在灾前和灾后对核电站忽视安全隐患和疏于管理也是造成这次重大事故的重要原因。一切核电的有用运行经验都是从第一次事故中总结出来，它是我们的核电工作人员以血的代价换来的，我们应当珍惜它，并让它发挥重要的作用。以防患与未然。

三、努力发展改进核电技术，以提高其安全性。每一项技术的突破都可以用秋造成福人类，在提高安全管理的基础上努力开发新的核电技术。从而不断提高核电站的安全性，以减少核电对公众环境的危害。

四、对正在运行的核电站，要定期检查其安全性。每一次事故的发生之前总会有所征兆，在安全栓查的过程中发现这些征兆并采取有效的措施，以避免事件的扩大或事故的发生。

五、在核电周围建立核电安全监测站，以检测确定核电对公众的影响在国家标准的允许范围之内，同时监测核电站工作是否正常。

六、对于历史上的高发核电事故，应分析其原因，总结其经验，并把它们化为操作的规程，组织全站工作人员进行学习讨论。以强化认识，形成安全生产的理念。

七、对核是站的状况、地理位置，事故历史进行分析，预测未来可能发生的事故，在员工培训的过程中加强对这些事故的演练，以确保万一事故发生后能尽快的采取有效措施，使事故的损失降到最低。

八、在应对突了事故的过程中就尊重事实，保证事故的透明度，以集所有力量，群策群力，共度难关。

另外，无论从技术、自然环境，还是从核电运行的历史来看，中国的核电技术都是安全的。并且核电作为相对清洁能源对各国的发展都有着举足轻重的作用。著名科学有，两弹无勋邓稼先曾经说过“如果有来生，我还会选择中国，还会选择核事业”。老一代的这种奉献精神值得我们去学习，既然选择了核电事业，就要爱我所选择。努力去证明自己的选择是对的。

第三篇：三哩岛核事故

三哩岛核泄漏事故

三哩岛核泄漏事故，通常简称「三哩岛事件」，是1979年3月28日发生在美国宾夕法尼亚州萨斯奎哈河三哩岛核电站的一次严重放射性物质泄漏事故。

事故经过

当天凌晨4时半，三哩岛核电站95万千瓦水堆电站二号反应堆主水泵停转，辅助水泵按照预设的程序启动，但是由于辅助回路中一道阀门在此前的例行检修中没有按规定打开，导致辅助回路没有正常启动，二回路冷却水没有按照程序进入蒸汽发生器，热量在堆心聚集，堆心压力上升。堆心压力的上升导致减压阀开启，冷却水流出，由于发生机械故障，在堆心压力回复正常值后堆心冷却水继续注入减压水槽，造成减压水槽水满外溢。一回路冷却水大量排出造成堆心温度上升，待运行人员发现问题所在的时候，堆心燃料的47%已经融毁并发生泄漏，系统发出了放射性物质泄漏的警报，但由于当时警报蜂起，核泄漏的警报并未引起运行人员的注意，甚至现时无人能够回忆起这个警报。直到当天晚上8点，二号堆一二回路均恢复正常运转，但运行人员始终没有察觉堆心的损坏和放射性物质的泄漏。

此后，宾州州长出于安全考虑于3月30日疏散了核电站5英里范围内的学龄前儿童和孕妇，并下令对事故堆心进行检查。检查中才发现堆心严重损坏约20吨二氧化铀堆积在压力槽底部，大量放射性物质堆积在围阻体，少部分放射性物质泄漏到周围环境中。

事故后果

事故后，有关机构对周围居民进行了连续跟踪研究，研究结果显示

在以三哩岛核电站为圆心的50英里范围内的220万居民中无人发生急性辐射反应

周围居民所受到的辐射相当于进行了一次胸部透视的辐射剂量

三哩岛核泄漏事故对于周围居民的癌症发生率没有显著性影响

三哩岛附近未发现动植物异常现象

当地农作物产量未发生异常变化

但是，泄漏事故造成核电站二号堆严重损毁，直接经济损失达10亿美元之巨

事故影响

三哩岛核泄漏事故是核能史上第一起堆心熔化事故，自发生至今一直是反核人士反对核能应用的有力证据；三哩岛核泄漏事故虽然严重，但未造成严重后果，究其原因在于围阻体发挥了重要作用，凸现了其作为核电站最后一道安全防线的重要作用；在整个事件中，运行人员的错误操作和机械故障是重要的原因，提示人们，核电站运行人员的培训、面对紧急事件的处理能力、控制系统的友好性等细节对核电站的安全运行有着重要影响 公众的安全感

更重要的是，事故不只是影响到了核设施所在地区所在国家的利益，它越过了国界，波及到毗邻国家，引起了别国的慌乱，使那里的人民失去了安全感。因此，与其说事故本身之大，还不如说是国际舆论惊动了世界人民。具有强烈讽刺意味的对比是，1979年美国三里岛核电站事故发生的同一天，印度一座水电站大坝开裂，造成成千上万人丧生，而三里岛事故中却无一人死亡。可是印度的水电站事故并没有引发如此复杂的舆论和触动由低级到高级的各阶层人士

第四篇：福岛核电站事故总结

福岛核电站事故之浅见

中广核台山核电2011届准员工

葛智伟

一、福岛核电站简介 a)、核电站介绍

福岛核电站位于北纬37度25分14秒，东京141读2分，地处日本福岛工业区。它是目前世界最大的核电站，由福岛一站、福岛二站组成，均为沸水堆。福岛一站

机组

1号机

2号机

3号机

4号机

5号机

6号机

福岛二站 堆型

BWR-3 BWR-4 BWR-4

BWR-4 BWR-4 BWR-5

服役

1970 1974 1976

1978 1978 1979

电功率

460MW 784 MW 784 MW

784 MW 784 MW

1100 MW

核岛供应商

General Electric

General Electric

Toshiba

Hitachi

Toshiba

General Electric

机组

1号机

2号机

3号机

堆型

BWR-5

BWR-5

BWR-5

服役

1982

1984

1985

电功率

1100MW

1100MW

1100MW

核岛供应商

Toshiba

Hitachi

Toshiba 4号机

BWR-5 1987 1100MW Hitachi

b）、沸水堆系统

双层安全壳结构，内层是钢衬安全壳，外层 是混凝土安全壳。

全厂断电时，压力容器内高压蒸汽通过主蒸汽管线的安全阀释放到安全壳内的抑压水池。全厂断电时，非能动隔离冷凝系统可以排除部分衰变热，但按设计能力不足以冷却堆芯。这也是日本地震造成断电之后，福岛核电引发融堆现象的直接原因。c)、历史事故

1978年，福岛第一核电站曾经发生临界事故，但是事故一直被隐瞒至2007年才公之于众。2005年8月，里氏7.2级地震导致福岛县两座核电站中存储核废料的

2006年，福岛第一核电站６号机组曾发生放射性物质泄漏事故。

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。原东京电力公司董事长因此辞职。

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。官员称这没有对环境和人员等造成损害。

二、福岛核电站事故分析

1、福岛核电站事故后果 截至 3 月 16 日下午，福岛第一核电站 6 座反应堆及福岛第二核电站 4 座反应堆现状如下：

福岛第一核电站

1号反应堆：冷却系统失灵，核芯部分融毁，冒出蒸气，氢爆炸导致建筑物受损，海水注入进行中；

2号反应堆：冷却系统失灵，海水注入进行中，燃料棒曾短时完全暴露出水面，冒出蒸气，受 3号反应堆爆炸影响建筑物受损，安全壳受损，有可能发生融毁；

3号反应堆：冷却系统失灵，可能发生部分核芯融毁，冒出蒸气，海水注入进行中，氢爆炸造成建筑物受损，反应堆周边核辐射量大幅上升，冒出烟雾，安全壳可能受损；

4号反应堆，地震发生时处于维修状态，发生的火情可能是由乏燃料储水池氢爆炸引起的，储水池水面高度未能检测到，反应堆建筑物发生火情，目前没有进行注水降温作业；5 号和6号反应堆：地震发生时处于维修状态，乏燃料储水池温度轻微上升。

福岛第二核电站

1号、2号和 4 号反应堆：冷却系统失灵，冷停堆处理。

2、福岛核电站事故分析 a)、堆芯核燃料发生融化

这次日本核事故是在一连串灾害的打击下引发的。核反应堆的一个特点是在停堆后仍需要对堆芯进行冷却，因为核燃料有自衰变余热，虽然比人控裂变产生的热量小的多，但是如果长时间得不到冷却，也会使得堆芯达到上千度的温度，导致核燃料棒融化，然后是烧穿外层保护的钢壳、混凝土结构等，造成核泄漏。

而在反应堆停堆的情况下，余热冷却系统的泵所需的电力就需要从外部输入。一般情况会准备多路外电网输入，同时每台机组一般有2台应急柴油发电机供电，而且同一电厂内的其他机组的应急柴油发电机也可以互相备用。

但在这次强烈地震后，日本福岛第一核电厂的外电网全部瘫痪了，自身的应急柴油发电机在运行一小时后，也因为海啸的袭击而全部丧失，这就导致失去所有外部电源供应，堆芯失去强迫冷却手段。因此造成了堆芯核燃料的融化。b）、反应堆中引发爆炸的氢气来源

核燃料棒的包壳中有一种叫锆的金属元素。用核动力发电，每一百万千瓦的发电能力，一年就要消耗掉20到25吨金属锆。它具有低的热中子吸收截面，作为核燃料包壳和结构材料，它处在核反应堆核能裂变反应、核能转换成热能的释发部位，又是防止反应堆放射性裂变产物向外逸出的首道屏障。

但问题是，锆在高温下，会与水蒸汽产生剧烈的化学反应，锆将水分解为氢和氧，于是产生了大量的氢气，同时伴随着放热。这种反应通常会发生在压水堆丧失冷却事故的后期阶段，核燃料元件棒束未被冷却液浸没而处于裸露状态，就产生了锆水反应。但反应堆都会设计和安装排氢系统，以避免爆炸的产生。

日本反应堆的排氢系统已经没有能源供应或已经在地震中损毁，所以没有正常工作，于是最终引发了这场悲剧。c）、发生爆炸的具体过程

福岛核电站发生的爆炸属于化学爆炸，是由泄漏到反应堆厂房里的氢气和空气反应发生的爆炸。

在地震后，日本有关方面12日努力恢复电源并派出了自卫队的核生化武器应对部队，向反应堆内输送了大量的冷却水。特别是当地时间15时20分，为加快冷却效果，日本政府下令自卫队再加大投入，从附近各地水源地取水输送到核电站现场。

但正是往反应堆内加注冷却水的时候，在当地时间16时53分左右，突然发生了爆炸。很可能就正是输送大量冷却水的行为，导致了锆水反应的产生。日本在抢救时没有料到核燃料元件棒束已经处于裸露状态，输送大量冷却水产生了氢气，引发了爆炸。剧烈的混合可燃气体爆炸，炸开了核电站反应堆厂房。

三、总结

1、福岛事故原因总结

灾前和灾后忽视安全隐患和疏于管理是造成本次事故的主要原因。

此次失事的福岛核电站是60年代设计、1971年建成的老式核电站，由于缺乏外部厚实安全壳，只有内部钢安全壳。让其在极端情况下的安全防护措施仍存在一定问题。福岛核电处于地震带上，而选址、备用电源等设计欠缺妥善的考虑。而此前福岛核电站对发生的多起小事故隐瞒和忽视，使得安全隐患未能的到妥善处理。这是造成事故发生的直接原因。日本政府以及东京电力公司在事故发生之初以及过程中的处理手法值得质疑。东京电力福岛第一核电站２号机组反应堆水位１４日晚出现下降，一时间燃料棒几乎完全露出，其原因竟然是在向反应堆堆芯灌注冷却水时，负责水泵的工作人员到别处巡逻，没有注意到水泵燃料耗尽。这样低级的失误，简直令人难以置信。日本当局在事故最初对事故的严重程度没有足够认识，一名日本官员在事故刚发生时甚至说，核电站泄漏的放射线剂量仅相当于人们在医院利用医学器械进行放射线身体检查时承受的剂量。这根本就是荒谬。这是造成事故持续恶化的的主要原因。

2、福岛事故对中国核电事业的启示 在能源紧缺的当下，核电事业不应受到此类事故的影响，安全合理的发展核电事业势在必行。当然，在核电站运行过程中，从上倒下贯彻安全意识是十分必要的。在实际工作中，应保持严谨的态度，坚守各自工作岗位，维持核电的安全运行。

中国正在运行和建造以及待建造的各核电站十分重视应对各类突发事件的考量。中国最早的核电站浙江秦山核电站和广东大亚湾核电站是引进80年代的法国压水堆技术，既有内部钢密闭安全壳，也有外部混凝土防爆安全壳。安全壳是坚固的90厘米厚混凝土外墙，里面衬有防辐射金属材料，是核反应堆最重要的安全保障措施。即使在最坏的情况下，压水堆核电站的反应堆机组核燃料棒融化，彻底损毁。密闭的反应堆安全壳也能把绝大部分的放射性物质都控制起来。对周围环境和人员也基本没有任何影响。

对社会宣传核科普知识，减少不必要的核恐慌，理智应对核能应用，也是每个核电人应有的义务。

2011-3-18 7:35:08 国际电力网 网友评论

中广核集团正在全面分析日本福岛核电站事故的发生及演变过程，总结这一事件给核电站设计、建造和运行带来的启示。

日本大地震引发核危机，也引发世人对核电站安全的担忧：国内核电站安全性如何，在诸如地震等重大自然灾害来临时，有没有能力应对并保证安全？

为此，记者3月16日联系采访了中国广东核电集团，对方称：中广核集团已采取防范日本类似事故的安全措施。针对可能出现的问题，中广核集团通过可靠的设计、高质量的建设、高效率运行管理来避免堆芯熔化。

针对堆芯熔化事故，中广核所属核电站设置了多道安全屏障和多个专门针对事故的安全系统，安全系统均采用冗余设计（一个部件出现故障并不影响安全功能）。在失去外电源的情况下，由应急柴油机可靠地供电。大亚湾核电站、岭澳核电站各机组在已分别配备应急柴油机的前提下，还采取专门增加了一台备用柴油机、小汽轮机等措施来处理在全厂失电后自动启动给重要设备供电，以避免发生堆芯熔化的情况。

针对氢气爆炸情况，设置了预防、监测、行动和措施等多道防线。设计上采取了措施防止此种情况发生，设置了多种可靠的监测方式监测主系统中的氢气浓度，并通过氢气复合器和氢气点火器等专设安全设施，可以控制事故情况下氢气水平，防止氢爆。

另外，中广核方面还称，中广核集团核电厂址的选择以及核电厂的设计均严格遵照中国国家核安全法规和国际原子能机构（IAEA）的核安全标准规范的要求进行。在设计过程中还充分考虑了当今世界核电厂运行经验反馈，特别是安全事件的反馈，以保证核电厂的设计更安全。

在核电厂厂址选择过程中，根据国家关于核电厂厂址选择的相关法规、导则对厂址的地震、地质、水文（包括地震引发的海啸）、气象（特别是极端气象）等厂址自然条件、外部人为事件的影响以及核应急条件进行充分论证，以确认厂址适宜建设核电厂。厂址选择的结论需经过国家严格的核安全审评。

在核电厂的设计上，根据国家核电厂设计的相关安全法规，坚决贯彻“纵深防御”的设计要求，实施多道安全屏障和实体保护措施。设计中设置了多项专设安全设施以应对各种设计基准事故，即使发生设计基准事故，核电厂可顺利进入安全状态；此外，还针对核电厂发生概率极低的严重事故设计了多种缓解措施，可有效防止和控制严重事故的后果。通过上述各种技术手段，中广核集团设计的核电厂可最大限度地避免核安全事故的发生，能够确保核电厂安全。

在防地震方面，由于中国大陆发生地震的强度和频度远低于日本，中广核集团在核电站选址阶段已充分考虑到了地震对厂址安全的影响，所选厂址地震水平均较小，地震风险低。我国核电厂址大多位于欧亚板块的东南部的沿海地带，远离构造变形强烈的南北构造带和菲律宾海板块俯冲带，厂址附近无断裂带，历史上也未出现过超过5级的地震，不会出现与本次震级相当的地震。

我国核电厂厂址选择和抗震设计遵循的规范是现行有效的、与国际通用的标准。对于厂址地震和设计地震水平的确定留有余量，在设计上层层设防。抗震设计是保守、安全的。另外，核电厂包容堆芯的反应堆厂房结构设计条件严苛，考虑地震作用、飞机撞击、外部爆炸、龙卷风等，结构刚度大、强度高，具有足够安全性。核电站地震监测系统也是完备、有效的。

在防海啸方面，中广核在厂址选择方面充分考虑海啸的影响。我国东部沿海属于边缘海，海水不深约几十米，而海啸的传播需要近千米的水深。边缘海与外海之间一般都有“岛弧”相隔，“岛弧”就是一系列的岛链，地震波造成的海啸只能从岛链的缝隙中传进来，能量有限。我国海岸记录到的海啸最高在0.5米左右，各核电站厂址很难出现类似日本发生的强烈海啸。

对于已建、在建核电厂在总平面布置设计时，中广核均考虑了海啸增水对电厂运行安全的影响，根据我国沿海发生最大海啸和风暴潮的最大值，采用了包络设计（取最大值）。已建、在建核电厂在防止海啸增水影响厂址安全方面，均是安全可靠的。采取了这些措施后，防波堤、防浪堤可以在最大台风浪的情况下保证护岸结构基本稳定，地震发生后保证护岸结构基本稳定，不丧失防浪功能。

另外，中广核还建立了应急机制。在核电站选址的过程中，综合考虑了周边群众的安全。在厂址确定后，针对可能受到的影响，核电站的周边被划分为不同的应急区域。在核电站建设和运营过程中，根据国家规定，核电站建立了完备的应急计划、应急设备和应急体系，并进行定期的应急演习，确保核电站在可能发生事故时周边群众能及时安全地得到转移。

中广核还称，中广核集团正在全面分析日本福岛核电站事故的发生及演变过程，总结这一事件给核电站设计、建造和运行带来的启示。已要求各相关单位要认真汲取和深入剖析此次福岛核电站事故的经验，加强对核电站设计、建造、运行等各个环节的管理，尤其针对各种自然灾害做好应对预案，以实际行动，切切实实守护好核安全，切切实实承担起对国家、对人民应有的责任，积极保障中国核电事业的健康发展。

第五篇：切尔诺贝利核电站爆炸事故分析

切尔诺贝利核电站爆炸事故分析

所属频道: 核电

关键词: 切尔诺贝利 核电站 爆炸事故分析

事故经过

1986年4月26日，切尔诺贝利核电站的4号反应堆发生爆炸，死16.7万人，损失120亿美元，是世界上最严重的核电站事故。

切尔诺贝利核电站建于基辅市以北130千米，4台机组，总装机400万千瓦，是原苏联最大核电站。1970年切尔诺贝利开始修建第一座核反应堆，但总工程师只有建设火电站的经验，整个设计由乌拉尔电力公司设计院进行。后来由莫斯科Zukh水电设计院接手该项目的设计，该设计院主要是水电设计。因为物质缺乏，几乎不太可能找到设计人员设计的某些特殊部件，因此设计者真好将就使用他们自己制造的部件。

1977年第一座反应堆投入运行，与原定计划推迟了两年。管理人员和操作工并不知道1 975年在列宁格勒与此相同的反应堆发生了熔化事故。对有关规定也进行了修改，因为它们对实际情况不适合，特别是经常移出比规定多的控制棒。操作工还发现当输出功率很低时反应堆极不稳定。

20世纪80年代初，另外两个反应堆投入运行。1982年第三座核反应堆活性区发生爆炸并将放射性物质释放到核电站区域，因为对这次事故保密，其他反应堆的操作人员并不知道此次事故的发生。这期间在整个前苏联的ЯBMK型反应堆还发生了几起类似的事故。1980年在Kursk发生的事故引起了原子能委员会的注意：因为停电导致无动力驱动控制棒和水泵，40秒后才启动备用电源，在此次事故中因：为冷却水的自然循环量较大才避免了严重破坏。

1983年末，估计切尔诺贝利4号反应堆关闭后透平机还能为反应堆水泵提供一定时间的应急电源，曾建议对该系统进行测试，但因为装置到1983年底前未获授权，因此对该系统的测试延期进行。在负责ЯBMK型反应堆的部长处还有其他的事故记录——设计的控制棒因为有裂纹当插入反应堆时引起输出功率剧烈波动，但在操作工的操作记录上没有记录。1984年3月27日，4号反应堆正式投入商业运行。

1985年报纸上出现了对核电站的批评，能源部命令总工程师替换易燃的遮蔽材料和电缆。但是因为无不易燃的材料供应，这项计划被搁置。高层管理人员的注意力集中在应付商业压力，而让总工程师负责装置的操作。

1986年4月，4号反应堆停车检修，并且安排了一系列的测试计划，包括应急电源延迟测试。但仍然不知道当透平的动量下降后是否能产生足够的电能驱动水泵达40秒。测试由装置的制造者进行，他们的测试计划与3号和4号反应堆的总工程师讨论了15分钟后即获同意，并没有征求安全检查员的意见，负责反应堆的总工程师也没有到场，正式的批准文件也没有征求核专家的意见。

13时反应堆的输出功率减为一半，两台发电机一台停车。14时对另一台发电机的测试准备就绪。为了避免被联锁，紧急反应堆活性区冷却系统断开。开始准备测试时，Kiev的电力调度员请求供电到23时。23时重新开始根据拟定的计划对透平机的作用进行测试。控制棒的自动控制系统被断开，输出功率降低，下降到30MW。到这一步就没有按照测试的标准规程进行(按标准规程应该放弃试验>，工程师就下一步如何进行没有形成统一的意见。继续移出控制棒，4月26日1时输出功率稳定在200MW，但这仍然低于推荐的最小功率水平，但是被认为可以继续进行测试。

1时过后，另一台冷却泵很快加入该系统，这就需要移出更多的控制棒。大量的水进入反应堆引起蒸汽压力降低。为了避免因为蒸汽压力低导致反应堆关闭，操作人员切断了联锁信号。1时22分，实验刚刚开始，计算机打印结果表明反应性只有最小保留值的一半。1时23分透平发电机的紧急调节阀门关闭，透平机无蒸汽，计算机显示反应器功率急剧上升，副控手按下紧急停车按钮试图将所有控制棒放入反应堆活性区，此时控制棒无法全部下降。爆炸发生了，爆炸掀翻了1000t反应堆外壳，反应堆直接向大气敞开。

工程师没有意识到反应堆已发生了爆炸，还试图用大量的水来控制反应堆，但是所有的泵都无法工作。发电机房着火，消防队也赶来，关键人物也来到现场。核电厂厂长被告知反应堆未破坏，只是需要他对产生的放射程度进行分析调查，但据说莫斯科官方拒绝授权。

4月26日下午，有足够的证据表明反应堆发生了爆炸，其他的反应堆也已关闭。成千上万吨含有硼、铅等的沙石飞向建筑物。对相邻城镇Pripyat的调查于4月27日展开。

事故根本原因分析

表7-3和表7-4是事故发生的详细过程和根本原因。

事故后果

事故发生后，反应堆熔化燃烧，引起爆炸，冲破保护壳，厂房起火，放射性物质源源泄出。用水和化学剂灭火，瞬间即被蒸发，消防员的靴子陷没在熔化的沥青中。1、2、3号机组暂停运转，电站周围30公里宣布为危险区，撤走居民。事故发生时当场死2人，遭辐射受伤204人。5月8日，反应堆停止燃烧，温度仍达300℃。当地辐射强度最高为每小时15毫伦琴，基辅市为o.2毫伦琴，而正常值允许量是o.01毫伦琴。瑞典检测到放射性尘埃，超过正常数的100倍。西方各国赶忙从基辅地区撤出各自的侨民和游客，拒绝接受白俄罗斯和乌克兰的进口食品。原苏联官方4个月后公布，共死亡31人，主要是抢险人员，其中包括一名少将;得放射病的203人;从危险区撤出13.5万人。1996年乌克兰官方公布，10年来已有16.7万人死于本事故的核污染，320万人受到辐射伤害。

灾后两年之中，26万人参加了事故处理，为4号核反应堆浇了一层层混凝土，当为“棺材”埋葬起来。清洗了2100万平方米的受污染设备，消除600个村庄的污染物，掩埋50万立方米“脏土”，为核电站职工另建了斯拉乌捷奇新城，为撤离的居民另建2.1万幢住宅。这一切，包括发电减少的损失，共达80亿卢布(约合120亿美元)。乌克兰政府已作出永远关闭该电站的决定。白俄罗斯共和国损失了20%的农业用地，220万人居住的土地遭到污染，成百个村镇人去屋空。乌克兰被遗弃的禁区成了盗贼的乐园和野马的天堂，所有珍贵物品均被盗走，因此将污染扩散到区外。近核电站7千米内的松树、云杉凋萎，1000公顷森林逐渐死亡。30千米以外的“安全区”也不安全，癌症患者、儿童甲状腺患者和畸形家畜急剧增加;即使80千米外的集体农庄，20%的小猪生下来也发现眼睛不正常。上述怪症都被称为“切尔诺贝利综合症”。

国际原子能机构专家称，要消除事故造成的污染，至少需100年。