美国三哩岛核电站事故分析与对策

关键词： 微机 继电保护 保护 事故

美国三哩岛核电站事故分析与对策（精选6篇）

篇1：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。

篇2：美国三哩岛核电站事故分析与对策

现代安全管理学者提出：工业事故=能量的意外释放+信息失误。即在所有工业事故中，尽管事故的表现形式和后果不尽相同，但任何事故的发生必定有能量的意外释放和信息失误所导致。受这一理念的启发，通过对某变电站及华中电网其它500kV变电站所发生的误操作事故的分析，归纳出变电站误操作事故发生的一般性表达式：

误操作事故的发生=不安全因素+规章制度执行不严

2 分析和印证

下面就500kV变电站曾经发生过的3个典型事例，分析和印证以上表达式。

(1)事例之一：2006年3月18日，某变电站220kV系统试运行，湖南中调下达“将220kV长平Ⅰ线由Ⅰ母运行倒至Ⅱ母运行”的操作指令，前运行二值在执行后，多进行了拉开220kV母联616开关的操作，造成220kV长平Ⅰ线与220kV长宝Ⅰ线在本站解列的一般误操作事故。中断了变管所及站内的安全运行记录。

从中可以看出，不安全因素有：受令人及值长都对操作任务理解不清，表现为在不清楚操作目的的情况下，想当然地引用了上值执行过的操作票进行操作，而其它值班人员参加工作不久，没有运行操作经验，未能提出凝问，完全盲从于值长安排。为此在值长这种错误的潜意识指挥下，发生了该次误操作。同时也反映出了人员的安全技术水平不高，知识掌握不全面，电网与设备的安全自然就会受到不安全因素的影响。而规定的现场把关人员未能及时到站进行操作把关，也违反了有关规章制度，应属规章制度执行不严。

(2)事例之二：2005年1月14日，某500kV变电站在进行将220kVⅠ母由运行转检修的操作过程中，值班人员采取人工解锁误将220kVⅡ母的接地刀闸合上，合前也未进行间接或直接验电，造成了带电合接地刀闸的恶性误操作事故。

从中可以看出，不安全因素主要有：微机防误装置存在缺陷;走错操作间隔;操作前未进行“三核对”、未进行验电;不经允许对防误锁进行了解除操作;站领导未进行现场把关。

而有关规章制度规定：倒闸操作必须进行“三核对”;设备接地前必须进行直接或间接验电，才能进行合接地刀闸开关或装设接地线;操作必须由有运行经验的人员来担任监护人。

(3)事例之三：1991年4月24日湖北某500kV变电站，双25开关检修完毕验收时，现场检修人员要求控制室值班人员进行远动断开双25开关操作，值班人员在无人监护的情况下单人操作，误断运行中的主变中压侧双24开关，定为一般误操作事故。

从中可以看到，不安全因素有：安全措施不到位(如：检修开关和运行开关在主控室运方操作控制把手上无明显防误标识);检修期间工作忙，人手紧张，使得值班人员注意力容易分散。

而有关规章制度规定：操作必须由2人进行，一人监护，一人操作，监护人员发令，操作人对照设备复诵无误待监护人发出“执行”命令后方可进行。此例中值班人员严重违反了此项规定，单人进行了操作。

从以上3件事例的结果可以看出：由于存在一些不安全因素和执行有关规定不严格，导致了误操作事故的发生。

3 操作中不安全因素分析

3.1 主观因素

(1)人的模糊性。如：错误理解操作内容、不明确操作目的、填错操作票、写错设备编号等。这些不安全因素有隐蔽性，是极危险的，也是造成误操作事故的主要根源。

(2)人的迟钝性。如：听错调度命令、走错设备间隔、看错设备编号、名称等。

(3)人的顽固性。有时人在进行某项工作过程中或完成某项工作后，便对它形成了记忆。这种记忆是对事物表现的一种映射，感性成分较重，因而有对有错。而当人再进行或以后遇到类似的工作时，主观意识就表现出顽固性并很容易占上风。如果在缺乏细心和他人及时纠错的情况下，就极易主观行事，形成不安全因素。

(4)潜意识的延续性。人在从事某项工作时，如受到某些外界影响，就容易引起走神，导致注意力转移，这时正在进行的行为便被潜意识支配而继续进行下去，这种潜意识支配下的行为极不可靠，往往是造成误操作的重要原因。

(5)工作责任心不强，技术水平不高，知识掌握不全面，导致人身、电网、设备的安全受到危险。

(6)人在获取、传递、复制信息的复杂过程中产生的信息误差。

3.2 客观因素

(1)防误措施不到位。如应该加装的闭锁装置未装或存在不能正常使用的重大缺陷;必要的指示标志、警示标志及防误遮栏未装或安装不正确形成误导等。这些极容易在不同的时间、场合、条件下，特别是在执行规章制度不严的情况下，造成误操作事故。这里特别提出：那些安装了防误设施，但由于种种原因而不能发挥正常功能的装置，比没有安装更危险，因其极易使操作人员产生不正确的惯性思维，这在我们的工作中是时常能够遇到的，如设施损坏未及时修复等。

(2)设备标志不全、不符或词不达意。这在实际工作中也常遇到，是危害性较大的不安全因素，应引起特别注意和警惕。标志不全常出现在户外一次设备，由于年久锈蚀严重或常年日晒雨淋造成油漆脱落，就可能造成缺笔少画的现象。其次，设备改、扩建后，管理工作未跟上，标志不能及时更换或安装到位;词不达意的现象常出现在继电保护等二次回路上，尤其在端子、压板的标志上，这样对保护回路不熟的操作人员就常会造成事实上的误导。

(3)规章制度不健全。如运行规程未及时修编、图纸资料的破损残缺、图纸与现场不符等，常常是诱发误操作的重要原因。特别是部分变电站目前的规章制度很多还具有一定的局限性，同时随着运行时间的增加，新的问题不断出现，规程如不及时修订和补充，就很难做到疏而不漏，最后成为误操作的隐患。

4 防止误操作措施探讨

通过对误操作的公式验证及对常引发误操作事故的不安全因素的分析，要想杜绝误操作事故的发生，务必从执行规程制度和防止不安全因素两方面着手，以提高防误操作水平。

4.1 加强教育和管理，提高执行规章制度的水平和自觉性

(1)技术培训应内容广泛和更新及时。技术培训不能是纯技术知识培训，应包括对规章制度(如现场运行规程、调度规程等)的教育培训。可以根据具体情况每隔一段时间进行一轮规章制度的培训，尤其要注重结合现场实际进行有针对性的培训，并加大力度，强化训练，使每个运行人员都熟知规章制度并牢记于心，这样运行人员在执行操作时就能真正做到有章可循，心中有数。

(2)加强对执行规章制度的考核和管理。对违章违纪行为应不讲情面，给予批评、惩处，促使操作人员养成良好的工作习惯，变习惯性违章为习惯性遵章。

(3)通过多种形式进行教育和激励。如大力表彰安全生产的先进典型，宣传他们在遵守规章制度方面好的作法，激发职工爱岗敬业的精神和强烈的工作责任意识。

(4)进一步完善防误操作的制度和措施。特别是通过学习安全通报，从发生的误操作事故中吸取教训，注意举一反三，对本单位的规章制度进行及时的补充和完善、修订，减少漏洞。

4.2 发挥综合效能，杜绝或减少不安全因素的发生

(1)加强人员培训，提高运行人员的技术水平。在培训中尤其要注重实际操作能力的培训，提高人员的动手能力。尤其是不能忽视操作票的填写培训，这是提高运行人员在操作中自我纠错能力的有效办法。

(2)加强对防误装置的管理。一是对防误装置应经常检查和维护，保证装置的完好性;二是加强对防误装置的钥匙管理，避免解锁钥匙使用的随意性;三是应加大对防误装置的更新改造力度，保证防误装置的可靠性和适用性。

(3)保持生产场所的工作环境。如有操作应杜绝与操作无关人员进入，不管什么人都应尽量避免或减少操作过程中对操作人员的影响或干扰。使操作人员能集中精力，全神贯注地进行操作。

(4)技术管理人员应经常检查设备标志、图纸资料等，对不清楚的或损坏的应及时更新;在易发生错误的地方粘贴警示标志;对目前使用的计算机典型操作票，应加强对典型票数据库的维护和管理，始终保证其正确性、完整性、适用性。

(5)切实推行和落实好第二监护制度及大型操作各级领导现场把关制度。

(6)班员之间要相互关心，特别是当值值长要随时掌握班员的思想和健康状况，并及时与变电站领导取得联系，对状况不佳的班员尽量避免安排有关操作的工作。

篇3：压水堆核电厂严重事故与对策浅析

关键词：核电厂；严重事故；预防和缓解；事故管理

中图分类号：TL364 文献标识码：A 文章编号：1009-2374（2013）23-0137-03

世界核电及我国核电多年的运行经验表明，核电是一种清洁、安全的能源。但美国三哩岛、前苏联切尔诺贝利和日本福岛核事故也告诉我们，尽管核电厂发生严重事故的概率极低，但依然会发生，而且后果非常严重。因此，有必要对核电厂严重事故管理方面的内容进行研究，采取对策防止严重事故的发生，缓解严重事故的后果，从而确保人员、公众和环境的安全。

1 严重事故定义

核电厂严重事故指超出设计基准事件之外，导致核电厂反应堆堆芯严重损坏，并危及多层或所有用于防止放射性物质释放的屏障的完整性，从而造成环境放射性污染，产生巨大损失的事故。

2 三起严重核事故

2.1 切尔诺贝利核事故

1986年4月26日前苏联切尔诺贝利核电厂4号机组在进行汽轮机惰走维持堆芯强迫循环冷却能力试验时，反应堆功率失控急剧增加并爆炸，高温的反应堆燃料和石墨引发大火，大量高辐射物质散发到大气中。

2.2 美国三哩岛核事故

1979年3月28日，美国三哩岛核电站2号机组反应堆冷却剂系统失去热阱压力上升。稳压器卸压阀开启，因故障未能回座，反应堆冷却剂持续排放，导致堆芯裸露。燃料包壳与蒸汽发生锆水反应产生氢气，堆芯熔化并坍塌。

2.3 日本福岛核事故

2011年3月11日下午，日本东部海域发生9.0级地震并引发海啸，导致福岛核电站若干机组失去全部电源，堆芯应急冷却系统停止运行。由于无法进行冷却，反应堆在衰变热的作用下迅速升温，堆芯融化，燃料包壳与蒸汽发生锆水反应，释放大量氢气并发生爆炸，多处反应堆厂房被摧毁，大量放射性物质释放到环境中。

2.4 三起严重核事故的启示

切尔诺贝利事故之前，其他同类型的反应堆也暴露过堆芯的设计缺陷，也发生过燃料破损，但除了非常有限的改进之外，并未采取进一步的纠正行动和补救措施，相关教训也没有在运行电站间传达。

图1

从安全的角度看，切尔诺贝利反应堆设计本身就存在不稳定因素。事故中运行人员对核安全缺乏足够的敏感，没有遵守已制定的规程、技术规格书和试验程序，关闭了重要的保护系统，使反应堆失去控制而发生严重事故。

三哩岛事故前，同类型其他电站也发生过类似的事件，但没有从中吸取教训及采取必要的纠正行动。三哩岛事故由运行人员的一系列失误及错误操作引起，造成事故的原因，除了设计和运行管理外，人员培训也存在着很大的问题。

福岛事故发生后，虽然有机会，但直到发生爆炸也没有向堆芯注入硼水。一方面是不希望反应堆就此报废，另一方面也是对反应堆的承受能力抱有侥幸心理，由此丧失了初始的缓解时机，这说明正确的运行决策的重要性。

福岛事故前，没有针对严重事故进行充分有效的培训。电站的严重事故管理导则早在1992年起草，却没有通过审核，使人们在面对突然而至的灾难时缺乏相应的

手段。

因此，预防和缓解严重事故，除了完善运行规程、局部的系统优化、建立完善的经验反馈体系、形成有效的核安全监管机制及加强安全文化建设之外，还应该加强严重事故管理的工作。

3 严重事故始发事件

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，只有连续发生多重故障及操作失误，才会导致堆芯严重损害，相应的假设始发事件主要包括：（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）蒸汽发生器传热管破裂后失去热阱；（5）失去公用水或失去设备冷却水；（6）意外硼稀释、安全壳旁路等；（7）地震和火灾等自然灾害。

假设始发事件本身并不直接导致严重堆芯损坏，始发事件发生后一系列的堆芯热阱的失效才会导致严重堆芯损坏的后果。

4 严重事故破坏形式

严重事故工况下，电厂的破坏形式主要包括：（1）严重堆芯损坏。严重事故工况下，堆芯失去冷却而熔毁。（2）蒸汽发生器传热管蠕变失效。蒸汽发生器传热管温度升高，内外压差增大，使传热管发生蠕变失效。（3）高压堆芯熔融物的喷射。高压熔融物喷射可导致安全壳内压力、温度迅速升高，造成安全壳失效。（4）压力容器融穿。堆芯熔化后向下降落，可继续熔穿反应堆压力容器，造成第二道安全屏障失效。（5）安全壳内氢爆。安全壳氢气浓度达到一定值，将发生氢爆，造成安全壳损坏失效。（6）压力容器及安全壳内蒸汽爆炸。压力容器和安全壳蒸汽压力持续升高，蒸汽大量积聚将导致蒸汽爆炸，损坏压力容器和安全壳。（7）堆芯熔融物与混凝土的相互作用。堆芯熔融物熔穿压力容器后，与安全壳底板混凝土相互作用，释出不凝气体，造成安全壳超压失效及底板熔穿。（8）安全壳超压失效。安全壳失去热量排出能力，可导致安全壳温度升高超压失效，丧失密闭性。（9）安全壳负压失效。在严重事故期间，安全壳喷淋动作可使安全壳内蒸汽降温冷凝产生一定程度的真空，导致安全壳负压破坏。（10）放射性外泄。安全壳损坏泄漏及安全壳旁路均会引起放射性物质直接释放到环境。

5 严重事故堆芯融化机理

严重事故堆芯熔化可分为高压熔化和低压熔化两种

情况。

低压熔化一般以冷却剂丧失为特征。由于冷却剂不断丧失，燃料元件裸露升温，燃料包壳与蒸气发生锆水反应放出热量与氢气。堆芯熔化，向下将压力容器底部熔穿。熔融物随后与安全壳底板混凝土相互作用，释出不凝气体，造成安全壳晚期超压失效及底板熔穿。

高压熔化一般以二次侧热阱丧失为特征。冷却剂系统在失去热阱后升温升压，稳压器安全阀开启，使冷却剂不断丧失，堆芯裸露熔化。一回路系统可能发生高压熔融物质喷射，造成对安全壳直接加热，导致安全壳超压失效。

图2 失水事故导致的严重事故进程

6 严重事故预防措施

严重事故预防是在事件发展到超设计基准事故之前，预防堆芯损坏和安全壳旁通，主要措施包括：

（1）通过优化系统设计、加强维护及在役检查，提高核电厂的运行可靠性，降低始发事件的频率。

（2）通过加强安全系统可靠性及采用多样化安全系统，提高其在事故条件下的可用性。

（3）通过预防SGTR及安全壳旁路，缓解安全壳旁路后果。

（4）加强核电厂严重事故培训和演练，提高事故处置能力，降低人因失误等。

7 严重事故缓解措施

严重事故缓解的主要目的是缓解严重事故的后果，使反应堆达到稳定的状态，并尽可能保持堆芯热阱，尽可能长时间保持安全壳的完整性。若安全壳完整性受到破坏，则应尽可能降低放射性物质向环境的释放。针对上述严重事故的破坏形式，相应的缓解措施主要为：

（1）向蒸汽发生器注水，为反应堆冷却剂系统提供热阱，防止蒸汽发生器传热管蠕变失效，同时冲洗从传热管破口进入蒸汽发生器的裂变产物，减少放射性物质向环境的释放。

（2）向反应堆冷却剂系统注水，维持和恢复堆芯冷却。当堆芯裸露后，排出堆芯余热，热防止堆芯熔毁。向冷却剂系统注水还可预防或延缓压力容器失效，并洗涤由堆芯熔融物释放的裂变产物。

（3）降低反应堆冷却剂系统压力，可预防高压熔融物喷射，并减小蒸汽发生器传热管内外压差，预防传热管蠕变失效。当冷却剂系统压力降低时，也可增强冷却水源注入到反应堆冷却剂系统的能力。同时，防止冷却剂系统超压失效，保持压力容器完整性。

（4）释放安全壳压力，缓解安全壳高压对安全壳完整性造成的严重威胁，防止安全壳损害失效及裂变产物不可控释放。

（5）向安全壳注水，使安注系统和安喷系统以再循环模式运行，可淹没并冷却堆芯熔融物，防止熔融堆芯与混凝土相互作用，并缓解其后果。同时，注水也可冲洗压力容器外堆芯碎片产生的裂变产物，以减少放射性产物的

释放。

（6）控制安全壳状态，防止超压破坏安全壳完整性，及温度升高破坏安全壳贯穿件密封。同时也可减少安全壳内气溶胶裂变产物的浓度，减少裂变产物从安全壳泄漏。

（7）防止放射性外泄，尽量减少放射性物质对电厂人员、公众和环境的危害，保护公众的健康和安全。

（8）减少安全壳氢气浓度和控制其可燃性，缓解氢气燃烧对安全壳完整性的严重威胁，维持安全壳是一个水蒸汽惰化的环境条件，防止安全壳内氢气爆炸及安全壳

失效。

（9）控制安全壳真空度。在严重事故期间，安全壳喷淋可使安全壳内蒸汽降温冷凝产生一定程度的真空，导致安全壳因负压破坏。通过自然流入空气或主动引入压空等适当提高安全壳压力，可避免安全壳因负压破坏，缓解安全壳真空对安全壳完整性的威胁。

8 严重事故管理

严重事故管理是指在超设计基准事故发展过程中采取的一系列行动，目的是缓解严重事故的后果并实现长期安全稳定的状态。核电厂事故管理的总体策略为：在事件发展到严重事故之前，预防堆芯损坏和安全壳旁通序列；在堆芯降级进程中，预防压力容器破损和安全壳失效；在压力容器破损时及以后预防安全壳失效；在所有状态下，控制放射性释放，减小环境后果。

9 严重事故管理导则介绍

严重事故管理导则（SAMG）是严重事故情况下缓解事故后果的指导性技术文件。

9.1 严重事故管理导则特点

严重事故管理导则具有以下特点：（1）完全征兆导向，不依赖于对事件原因的假设；（2）目的是减轻严重事故的后果；（3）所采取的对策不完全依赖于安全分析的结论；（4）其对策可最大限度地利用电厂资源；（5）根据对各备选策略的正面和负面影响的评估做出选择；（6）不要求执行者严格地遵守。

9.2 SAMG文件体系

SAMG导则包括主控室导则和技术支持中心（TSC）导则两个部分SAMG的文件体系如图3所示：

图3

9.2.1 严重事故主控室导则。严重事故主控室导则包括主控室响应导则SACRG-1和SACRG-2。SACRG-1适用于TSC技术人员尚未就位时主控室使用，主要内容包括确认专设安全系统自动动作，控制自动动作的负面影响，监视并记录严重事故相关的参数，尽量维持反应堆冷却剂系统、蒸汽发生器的热阱功能等。

SACRG-2适用于技术支持中心TSC正常运作后主控室使用，主要内容包括查找放射性的释放途径，评估仪表的响应和设备的状态，向TSC提供电厂的重要参数并有效执行TSC推荐的严重事故应对策略等。

9.2.2 技术支持中心导则。技术支持中心TSC使用导则包括初始阶段诊断工具（DFC）和处理导则（SAG）、安全屏障受到严重威胁时的诊断工具（SCST）和处理导则（SCG）以及严重事故缓解后的长期监督（SAEG-1）和出口导则（SAEG-2）。

DFC选取了若干个裂变产物屏障相关的电厂重要参数进行监测和诊断，每个参数对应一个SAG。SAG的目标是使堆芯恢复到稳定可控的状态。SCST选取了直接威胁安全壳完整性的电厂重要参数进行监控和诊断，每个参数对应一个SCG。事故处理过程中同时执行DFC和SCST诊断图，如果SCST参数超出阈值，则优先执行SCGs。

SAEG-1对长期使用当前策略所带来的负面影响进行有效监视，如机组进入稳定可控状态，则从SAEG-2退出严重事故处理程序。

10 结语

综上，加强严重事故管理的工作，应在跟踪严重事故研究成果的基础上，开发及进一步完善严重事故管理导则，进行严重事故处理策略与决策研究，加强核电厂严重事故管理培训与演练，提高核电厂应对严重事故的能力。远期开发针对特定事件的严重事故模拟机，加强严重事故工况分析及人员培训，使电厂在人员、设备、管理上都能够满足应对可能发生的严重事故的要求，从而更有效应对严重事故工况，确保人员、公众和环境安全。

参考文献

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[2] 苏长松.秦山三核严重事故管理导则[J].中国核工业，2010，（6）.

[3] 张琨，曹学武.压水堆核电厂高压熔堆严重事故序列分析[J].原子能科学技术，2008，（6）.

[4] 邹正宇，苏鲁明.三哩岛事故和切尔诺贝利事故

篇4：美国三哩岛核电站事故分析与对策

1 正确对待人为事故

有些继电保护事故发生后，按照现场的信号指示，无法找到故障原因，或者断路器跳闸后没有信号指示，无法界定是人为事故或是设备事故。这种情况的发生，往往与工作人员的重视程度不够、措施不力等原因有关。人为事故必须如实反映，以便分析事故原因和避免浪费时间。变电站的全站失压，就是一个很好的例子。该变电站有一条进线，进线开关也作为主变高压侧开关，当时一次系统运行。值班人员汇报场房1#主变差动跳闸，接到事故报告后，保护维护人员立即到达现场，经过对主变本身进行检查，没有发现异常。然后，对主变保护装置和后台机的查看（保护综自系统采用许继电气CBZ8000系列），保护人员对变压器主保护装置（WBH-812）查看时并没有事故记录；对变压器后备保护装置（WBH-812）查看时，也没有查到事故记录；当对主变非电量保护装置（WBH-822）查看时，发现15:34:33油位高跳闸报告，同时15:34:33 110kV进线保护装置（WXH-813）也报出差动电流突变启动，但没有量值。值班人员只看到差动电流突变启动，误认为是主变差动跳闸。这明显是值班人员对综合自动化变电站系统知识不了解造成的，影响了事故的判断和处理。

2 充分利用故障录波和时间记录

微机事件记录、故障录波图形、装置灯光显示信号,是事故处理的重要依据。根据有用信息作出正确判断，是解决问题的关键。若通过一、二次系统的全面检查，发现一次系统故障使继电保护正确动作，则不存在继电保护事故处理的问题；若判断故障出在继电保护上，应尽量维持原状，做好记录，做出故障处理计划后再开展工作，以避免原始状况的破坏，给事故处理带来不必要的麻烦。在实际运行过程中，运行人员充分利用站内的设备功能，综合分析事故现场，然后再做出判断。其实，每个综合自动化系统厂家，把各自的软件系统都做得非常完善，每一次的事故信息和告警信息，也都在SOE信息中体现出来，包括图形信息也能在后台系统中查看得到，值班人员要学会看各种信息表。在线路发生短路跳闸的同时，站内交流电源也瞬间失压，变电站内监控系统主机也瞬间全部断电，当监控主机重新上电后，监控画面显示平月2的电流一直稳定在73A没有发生变化（其实这个电流值是主机断电前1s的量值），值班人员既没有到保护单元查看装置运行信息，也没有到一次设备进行验电确认，误认为平月2线路一直在带负荷运行，直到系统一直把35kV两个电厂回路拖跨，造成全站失压。这次事故告诉我们，当发生异常情况时，值班人员要全面查看各种信息，进行综合判断分析。

3 检查方法

3.1 逆序检查法。

如果利用微机事件记录和故障录波，不能在短时间内找到事故发生的根源时，应注意从事故发生的结果出发，一级一级往前查找，直到找到根源为止，要充分利用站内的设备各种信息综合判断分析，这种方法常应用在保护出现误动时。

3.2 顺序检查法。

该方法是利用检验调试的手段，来寻找故障的根源。按外部检查、绝缘检测、定值检查、电源性能测试、保护性能检查等顺序进行。这种方法主要应用于微机保护出现拒动或者逻辑出现问题的事故处理中，特别注意微机装置的逻辑判断关系，以及软、硬压板、控制字和出口矩阵的投退情况。

3.3 运用整组试验法。

此方法的主要目的是检查设备的二次回路是否有异常，以及保护装置的动作逻辑、动作时间是否正常，往往可以用很短的时间再现故障，并判明问题的根源。如出现异常，再结合其他方法进行检查。

3.4 注意对试验电源的要求。

在进行微机保护试验时，要求使用单独的供电电源，并核实用电试验电源是否满足三相为正序和对称的电压，并检查其正弦波及中性线是否良好，电源容量是否足够等要素。对仪器仪表的要求：万用表、电压表、示波器等取电压信号的仪器，必须选用具有高输入阻抗者。继电保护测试仪、移相器、三相调压器，应注意其性能稳定。

4 方法分类小结

在经历的微机保护事故案例中，自己总结到：处理掌握和了解继电保护故障和事故处理的基本类型和思路，是提高继电保护故障和事故处理水平的重要条件，同时要加强下述业务技能的学习和提高。

4.1 掌握足够必要的理论知识。

(1）电子技术知识———由于电网中微机保护的使用越来越多，作为一名继电保护工作者，学好电子技术及微机保护知识是当务之急。（2）微机保护的原理和组成———为了根据保护及自动装置产生的现象及时分析故障或事故发生的原因，迅速确定故障部位，工作人员必须具备微机保护的基本知识，必须全面掌握和了解保护的基本原理和性能，熟记微机保护的逻辑框图，熟悉电路原理和元件功能。

4.2 具备相关技术资料。

要顺利进行继电保护事故处理，离不开诸如检修规程、装置使用与技术说明书、调试大纲和调试记录、定值通知单、整组调试记录、二次回路接线图等技术资料。

4.3 运用正确的检查方法。

一般继电保护事故往往经过简单的检查就能够被查出，如果经过一些常规的检查仍未发现故障元件，说明该故障较为隐蔽，应当引起充分重视（特别是直流接地故障）。此时可采用逐级逆向检查法，即从故障现象的暴露点入手去分析原因，由故障原因判别故障范围。如果仍不能确定故障原因，就采用顺序检查法，对装置进行全面的检查。

4.4 掌握微机保护事故处理技巧。

在事故处理中，以往的经验是非常宝贵的，能帮助工作人员快速消除重复发生的故障。但技能更为重要，现针对微机保护的特点总结如下：（1）替代法———是指用规格相同、版本型号相同、功能相同、性能良好的插件或元件，替代被怀疑而不便测量的插件或元件。（2）对比法——是将故障装置的各种参数或以前的检验报告进行比较，差别较大的部位就是故障点。（3）模拟检查法———是指在良好的装置上根据原理图（一般由厂家配合）对其部位进行脱焊、开路或改变相应元件参数，观察装置有无相同的故障现象出现，若有相同的故障现象出现，则故障部位或损坏的元件被确认。

5 结语

根据电力系统自现场实际运行情况，结合处理继电保护事故和故障的经验和方法，对微机保护发生事故或故障的共性原因进行了一般性分类，并在一定范围内总结了处理事故的思路及方法，介绍了提高处理事故和故障能力的基本途径，仅供同行参考使用。

摘要：根据中平能化集团近年来微机保护改造过程中出现的问题,进行了分类总结,对少数凭经验难以排除的故障,应采取正确的方法和步骤予以解决。

关键词：微机保护,绝缘检测,调压器,后台监控

参考文献

[1]于群,曹娜.电力系统微机继电保护[M].北京:机械工业出版社,2008.

篇5：美国三哩岛核电站事故分析与对策

关键词：水电站,大型起重机,安全事故,原因,有效对策

0 引言

到目前为止, 起重机械有着悠久的发展史, 并且种类也逐渐增多, 应用范围也非常广泛。特别是在水电站施工过程中, 起重机械发挥着不可替代的作用。那么, 如何有效避免事故起重机械发生安全事故, 使起重机械能够正常运行下去, 这是当前我国水电站施工建设安全管理工作中非常重要的一部分内容。

1 整体布置方案

1 200 t重的起重机械设备是由2个变频电动机通过联轴器与浮动轴驱动行星齿轮减速器, 在输出轴上借助卷筒联轴器驱动一单联卷筒。并且卷筒上使用的是双层钢丝绳缠绕的, 起升装置由4个滑轮组构成, 每个滑轮组的倍率是12, 通常对钢丝绳也有一定的要求, 必须使直径达到44 mm以上。另外, 需要在每个驱动系统中的高速轴上安装一工作制动器与紧急制动器, 同时, 在卷筒端部必须安装安全制动器。此安全制动器的特点是:需要2个减速器, 并且将输入和输出轴都放置在减速器中心线的两侧, 这样一来, 减速器结构和受力都是比较对称的, 由于减速器的存在, 使得侧向不受附加弯曲作用的影响。起升结构的上滑轮组安装在小车架的4个角上。另外, 要把卷筒支撑点放在小车车轮支撑点外面, 这样, 会使小车架受力比较均匀, 避免小车架的变形, 减轻车架的自重。

主起升机构一般按重载低速、轻载高速配置。在重载工作区段所吊的载荷只有转子、定子、转轮、变压器。为了保证这些关键部件的安全吊装, 在吊装时一般不使用较快的速度。主起升机构的重载速度一般设定为0.8~1.5 m/min。因为小车运行机构行程小, 速度取值较低, 一般设定为6~12 m/min。大车运行速度一般设定为20~30 m/min。如果速度设置较大, 将导致电机功率加大, 购买设备的投资、运行维护费用和使用能源消耗都将加大。

2 起重机易发生的安全事故与主要原因分析

起重机械在使用过程中, 很可能会出现多种安全事故, 例如:脱钩、钢丝断裂、触电等, 从而导致事故, 造成人员伤亡等。

2.1 吊重物体脱钩

吊重物体脱钩指的是起重机在起吊物体时, 重物突然坠落而砸向地面的施工人员或者是其他人。可以说, 吊重物体坠落意外砸伤人员是起重机械在操作过程中最容易发生的伤亡事件, 其危险性非常大, 后果也相关严重, 事故会导致被砸伤人员死亡。事实上, 导致物体脱钩的原因主要有以下几点:

(1) 在吊钩上没有安装防脱钩装置。例如:在起重机吊起重物时, 如果吊钩下降速度过快, 便会使重物脱钩, 从而砸伤地面的施工人员。

(2) 吊钩自身存在一定的缺陷, 例如:吊钩磨损严重、吊钩零部件过松, 从而使重物滑落而砸伤施工人员。

(3) 起重机的制动器失灵, 从而使重物突然脱钩, 进而砸伤地面工作人员。

(4) 在起重机吊起重物时, 由于重物不稳, 在空中摇摆过于厉害, 那么因惯性的作用会使钩头和重物相互脱离, 进而造成砸伤人的安全事故。

(5) 捆绑与吊挂方法不正确。主要体现在2方面:1) 钢丝绳强度不够, 容易被拉断, 从而使重物下落而砸伤地面工作人员;2) 起重机起吊形状不规则的重物时, 没有加防护板, 这样, 钢丝绳容易被割断, 使吊重物体下滑砸伤地面人员。

2.2 钢丝绳突然断裂

造成钢丝绳断股的原因较多, 主要包括起重机自身设备存在一些问题以及钢丝绳有一定的缺陷。其中导致钢丝绳突然断裂的原因有很多, 其主要原因如下:

(1) 一些起重机械设备没有及时安装上升限位器, 或是限制器损坏, 导致失灵, 从而使重物持续上升, 一直到钢丝绳断裂为止, 最终重物下落而砸伤工作人员。

(2) 起重机械设备超出使用年限。如果长时间不进行保养, 那么很多元器件都会老化, 会使高度限位器开关动作缓慢甚至不动作。有时在动作过程中, 产生火花和接触点粘连在一起, 这样一来, 很容易使钢丝绳断裂, 重物下落, 砸伤地面工作人员。

(3) 起重机械超负荷运行导致钢丝绳断裂。例如:地面操作人员并未认真估算重物的重物就都忙于起吊, 这样一来, 很容易发生钢丝绳断裂的情况, 砸伤其他人员。

(4) 有可能在提起重物时, 重物发生倾斜, 从而拉断索具, 砸伤地面工作人员。

(5) 钢丝绳本身存在一定的问题。钢丝绳在使用过程中, 受拉力作用, 会出现“金属疲劳”现象, 如果长期使用, 钢丝绳之间有摩擦, 其表面磨损现象非常严重。当磨损达到一定程度时, 钢丝绳的安全性能大大降低, 在使用过程中, 便会突然断裂。

2.3 机体倾翻

机体倾翻指的是机械设备在起重过程中, 整个设备发生侧翻。此类事故通常发生在露天作业的起重机械中。通过总结我们发现机体侧翻的原因有以下几点:

(1) 修建的轨道基础不符合技术规范要求, 从而使轨道基础向下沉或者出现变形, 容易使机体发生侧翻。

(2) 限位板安装不满足设计要求, 甚至有些挡板比较薄, 没有完全发挥出限位的作用, 从而使起重机械设备发生侧翻。

(3) 轨距偏差、轨道倾斜度、接头间隙等能否满足设计要求, 将会对起重机械设备的运行产生一定影响, 如果误差超过了最大允许误差的范围, 机座运行便会导致偏轨现象, 以致整个起重机械发生侧翻。

2.4 触电

触电指的是起重设备在运行过程中操作人员和带电体相接触而发生触电事故。通常, 起重机械设备都是在有电的情况下工作, 因此, 触电事故时有发生, 严重的可能会造成人员伤亡。触电的原因主要有以下几点:

(1) 设备运行时触碰到高压输电线。有时我们迫不得已要在高压输电线周围施工, 这样一来, 在操作过程中就很有可能会触碰到高压输电线, 进而使起重机械也带上电荷, 从而使操作人员触电身亡。造成此类事故的原因:1) 起重机械设备在高压输电线周围操作时没有采取相应的安全保护措施;2) 因地面指挥人员的失误, 导致起重机械带电, 从而使操作人员发生触电。

(2) 有些电气设备出现漏电情况, 从而使操作人员触电。

(3) 起重机械设备没有接地。

(4) 操作人员误触碰到滑触线。如果将滑触线和起重机械的操作室设在同一侧, 那么操作人员在上下起重机械时便会很容易触碰到滑触线。造成这一安全事故的主要原因:1) 操作室设置不科学, 大多情况下都设置在滑触线的同一侧;2) 在滑触线端没有设立防护装置, 从而导致操作人员触电身亡。

2.5 挤压碰撞

挤压碰撞事故指的是操作人员或其他人员被作业中的起重机械挤压碰撞。挤压碰撞主要分为以下几类:

(1) 物体在起重吊起过程中晃动较大而挤压碰人。造成事故的原因:1) 由于操作不当, 使机构速度变化非常快, 致使吊重物有很大的惯性;2) 因地面人员指挥不当, 调运线路不科学, 从而使吊物在空中摆晃过于剧烈;3) 起重机械设备在作业时, 操作系统突然失灵, 吊重物体突然掉落而挤压碰撞地面施工人员。

(2) 吊重物摆放不稳定。主要原因:1) 吊重物体位置不当, 同时, 也没有采取相应的安全措施;2) 缺乏现场管理, 有时吊物会突然掉落而砸伤地面人员。

(3) 环境因素的影响。这主要是指施工现场杂乱无章从而发生挤压事故, 由于其他物体挡住视线从而发生碰撞事故, 在检查或维修起重机械设备时发生挤压碰撞事故。造成上述事故的主要原因:1) 检修人员和操作人员缺乏必要的联系;2) 在检修过程中, 没有采取相应的安全措施, 从而使操作人员贸然启动机械设备而发生挤压碰撞事故。

2.6 臂架折断

(1) 在施工的淡季, 由于起重机械设备长时间暴露在外面, 受诸多自然因素的影响导致臂架生锈, 被严重腐蚀, 变得单薄。但在下次使用前并未对其进行安全监测, 致使在进行起吊时臂架折断。

(2) 臂架连接栓未满足安装的设计要求。在相关的规定中明确指出, 连接件和螺栓头的接触面应和螺栓的中心线垂直, 例如:如果是斜面必须垫同斜度的垫圈。然而, 在水电站施工场地的起重机械, 因拆装以及运输比较频繁, 从而使构件极易产生变形。如果在吊装前没有认真进行检查, 那么就有可能造成斜连接现象, 此种情况对起重机非常不安全。

2.7 高空的坠落

在使用过程中, 起重机械设备的变速箱发生漏油现象非常常见。漏油会滴到上下起重机的梯子上, 很容易使人滑倒, 这直接威胁到了操作人员的人身安全。另外, 对于门座起重机以及塔式起重机来说, 如果在安装或者维修时没有提前做好安全措施, 便会很容易造成高空坠落事故。上述两种起重机械设备在水电站施工建设过程中, 通常是在施工人员较多的地面上作业, 再加上施工场地过于混乱, 这样一来, 极易造成群伤事故, 由此看来, 我们必须对起重机械设备的安全使用要引起高度的重视。

3 有效避免大型起重机安全事故的措施

3.1 进一步完善起重机安全管理制度

施工单位必须建立并逐步完善起重机械安全管理责任制和安全技术管理制度体系, 定期组织施工人员、操作人员等参加安全教育以及专业技能培训, 必须持证上岗, 严格落实上岗制度, 将责任落实到个人;同时还可以建立完善的激励机制, 更好地做到奖罚分明。

3.2 加强施工人员的安全教育工作

定期或不定期组织起重机械操作人员参加安全技术培训, 根据我国相关技术标准, 对所有起重机械人员的技能和专业知识加以考核, 对考试合格人员发放合格证书, 这样可快速提高操作人员的安全技术水平。

3.3 强化过程安全管理

可以说, 起重机械设备的安全管理是一个非常复杂的过程。比如在水电站施工现场, 使用最多的是门座起重机, 此类起重机械的安全管理过程比较复杂, 主要包含设计、安装、使用、维护等, 这便需要对其进行全面管理。

3.4 加大对起重机的安全检查力度

(1) 增强项目经理安全责任意识, 将项目经理作为安全生产的第一责任人, 在提高项目经理安全意识的基础上, 加大对起重机械设备管理人员的投入, 制定完善的安装与拆卸方案, 操作按流程进行, 同时, 验收起重机械也要遵循相应的制度。

(2) 起重机械设备的管理单位要制定出合理的管理措施与方法, 找出各种不安全因素, 从而有效避免各种安全事故的发生。

(3) 新购买起重机械时, 应坚持经济性、安全性原则, 生产商要提供生产此型号设备的制造资质, 从而确保购买的起重机械的质量。

(4) 从当前的情况来看, 不正确安装、拆卸设备是导致安全事故发生的主要原因。由此看来, 控制好拆装过程是避免机械设备发生安全事故的主要途径。因此, 必须严格执行安装、维修与管理制度, 小型企业或者没有安装此类机械设备能力的企业不能承担此类机械设备的安装和维修工作, 严把起重机械设备安装与维修的质量关。

(5) 对新安装的机械设备安全性能要加以检验, 经检验合格后, 方可发放合格证书, 进而投入使用;对于那些没有经过检验的起重机械, 不能投入使用。

(6) 定期检查钢丝绳, 必须严格执行钢丝绳标准, 达到报废标准的要予以报废, 能降载使用的要降载使用。在检查过程中, 一旦发现钢丝绳存在问题, 要及时向上级部门汇报, 并及时送检, 与此同时, 管理部门还要提出合理的解决对策。

4 结语

总体来说, 近年来, 我国加大了对水电站起重机械设备的监管力度, 再加企业不断完善起重机械设备的管理制度, 并定期组织操作人员和其他施工人员参加相应安全教育与技能培训, 从而提高他们的综合素质, 这使得起重机械的管理水平上升到新的高度。在水电站施工中, 起重机械发挥着重大作用, 因此我们必须提高起重机械设备的管理水平, 有效避免起重机械发生安全事故, 确保起重机械能够正常运行下去, 延长起重机械设备的使用年限, 为企业赢得更大的经济效益与社会效益, 为企业今后在激烈的市场竞争中持续、稳定地发展下去打下坚实的基础。

参考文献

[1]王晓军, 邵惠鹤.基于模糊的桥式起重机的定位和防摆控制研究[J].系统仿真学报, 2005 (4)

[2]宁朝阳, 刘长生.桥式起重机箱形主梁优化设计软件[J].起重运输机械, 2006 (5)

[3]陈道礼.桥式起重机动态刚性的有限元分析[J].起重运输机械, 2005 (5)

[4]卜广强, 运向勇.QDY型桥式起重机安全检验和防护的研究[J].起重运输机械, 2010 (2)

篇6：变电站雷电防护与雷击事故分析

关键词：雷击,变电站,放电,避雷针,接地

大气中出现云块后，云块中快速流动的雾状水颗粒通过互相摩擦会感应出静电，形成带电云层。带电云层之间以及带电云层与地面之间通过摩擦也会产生静电。当他们之间的电位差、距离等达到相应的数值，就会发生放电现象，也就是我们这么文章将要探讨的雷电现象。雷电的形式包括线状、片状和球状三种。雷电电流幅值可达数十至数百kA，但是持续时间极短，只有十到一百毫秒，但是其破坏性极大。线状雷电是变电站发生的雷击事故的主要形式，由于变电站对雷击的防护措施还不健全，一旦发生雷击事故，造成的危害后果就难以挽救。

1 雷击效应及其危害

雷击发生之后，数十至数百kA的雷电电流瞬间侵入大地，静电感应过电压因为地面上的导体和输电线路以及变配电设备与金属管线无法迅速流散感应到的电荷而高达数百千伏。

雷击第一次放电后，后续放电会沿着首次放电的通道以三到四次的频率出现，有时可高达二十余次。之所以这样是由于大气云块以阶跃式方式向大地放电，先驱放电于主放电之前出现。因此，雷击电流幅值极高陡度极大，并且形成系列性的闪电雷电流脉冲，附近金属导体感应到的电磁感应过电压在强大瞬变脉冲磁场的影响下瞬间很高。

导体的热稳定由于高达数百迁安的雷电电流持续时间过长会被破坏，机械强度也会降低。并且静电感应过电压和电磁感应过电压都会造成输电设备绝缘闪络，损坏电气设备的绝缘功能。这些都是诱发二次事故的原因。另外，瞬变脉冲电磁场还会干扰电子和通讯系统，引发微机保护误动和电力调度通信中断事件。

2 变电站雷电防护措施

安装架空地线、避雷器和避雷针是变电站防护雷击的三种主要办法。在架空输电线的上部架设架空地线，并做好接地，是有效防止架空输电线遭受雷击的手段之一。35kV以上的架空输电线都必须架设的架空地线，防止雷击事件发生。避雷器可以吸收雷击后产生的静电感应过电压和电磁感应过电压，安装在变电站的进出线和各段子母线上，可以减少雷击后二次事故的发生。避雷针是有效防护直接雷击的手段，在户外变电站上均应安装避雷针预防直接雷击。在安装之前，必须调研变电站的占地面积、地形地貌以及周围建筑物的高度和分布情况，在此基础上，通过雷电防护设计来计算避雷针的安装数量和位置。户外变电站的避雷针一般都安装在专用铁塔上，避雷针针长为1～2m，采用圆钢时直径应大于20m m。现在市场上出现了许多非常规避雷针，目前还没有通过实践证明其效果和经济性优于常规避雷针，我国及IEC国际防雷标准都没有推荐使用。这一点在雷电防护设计中认真考虑，在变电站雷电防护中更应该引起注意。

避雷针不仅是最有效的防雷击手段，也是最广为人知的防雷手段。早在1752年，富兰克林就通过风筝实验提出避雷针的预想。在此之后，经过长期的实践考验，避雷针得到了很好的应用。避雷针的原理很简单，即有带电云块出现在避雷针上空时，地面上因大气中出现带电云块而感应到的电荷积累到避雷针上，由此形成尖端放电。此时，避雷针是保护范围的最高点，其他物体受避雷针保护则不会受到直接电击。只要设计合理，静电感应过电压和电磁感应过电就会在安全范围以内。由此可以看出，避雷针实际上是通过自身尖端放电引发直接雷击，牺牲自己来达到保护周边物体的目的。所以就不难理解为什么有人要把避雷针更名为引雷针了。但是避雷针的名字已经成为既定事实，并且已成为习惯，改变也有一定问题，只要知道避雷针通过把直接雷击引向自己来保护其保护范围内的物体避免遭受直接雷击就可以了。

3 变电站雷电防护接地

雷电防护接地是指为防止雷击事故，通过一定的技术手段，将直接雷击后产生的数十至数百kA的电流通过引下线接入大地。只有能够在发生直接雷击后，防止产生的静电感应过电压与电磁感应过电压引起危害，才能算是合格的接地。目前国际上通用的接地电阻值设计规范规定为不大于10Ω。接地电阻值越小，直接雷击诱发的静电感应过电压和电磁感应过电压危害越小。比如，雷电电流幅值和接地电阻值分别为60Ω和30Ω时，对地面的电压可达1800kV;当接地电阻值变为10Ω时，对地面的电压则只有600kV。前者产生的跨步电压比后者多了三分之二。由此可见，接地措施的重要性。为了防止雷击的威化扩大，必须做好接地措施并改善不合理的设计，所以变电站的雷电防护接地设计一定要和相关设计规范的要求保持一致。

根据相关机构的统计数据表明，为有效防护变电站雷击发生，可以采取两种有效的方式，一是等电位连接，二是联合接地。等电位联结是指将变电站内的所有非带电的金属导电物体全部连接起来后引向接地体。联合接地则是指变配电站统一采用一个接地体，接地电阻值按照不同接地系统的最小要求进行设计。依照国际惯例，变电站接地电阻值电气设计规范规定为4Ω，这样可以有效减少雷击伤害。

目前，变电站统一采用一个接地体，雷电防护接地不再单独设计接地体，看起来好象很可怕，实际上是有一定科学道理的。假如雷电电流幅值为50千安，采用联合接地后，接地电阻值为4Ω，对地面的电压为200kV。此时通过等电位联结，变电站内的所有非带电的金属导电物体对地电位全部同时升高200kV，各种电源的中性点也接在同一个接地体上，对地电位也同时升高200kV。彼此之间仍然保持原来的电位差。没有产生新的电位差，就不会产生静电感应过电压与电磁感应过电压。

通过上述分析，我们发现采用一个接地体，可以平衡各个位置的电压，遏制新的电位差的形成，从而就遏制了静电感应过电压和电磁感应过电压的形成，最终有效防止了雷击事故损害的出现。

4 变电站雷击事故分析

河北省保定市安新县供电局现有的10座35kV变电站，两座110 k V变电站，均为户外变电站。雷电防护措施主要采用避雷针与避雷器，户外照明采用探照灯。2000年7月西地35kV变电站一只避雷针遭受直接雷击，变电站内所有变配电站综合自动化(微机保护)装置电源板全部被损坏。变电站处于无保护运行。这是安新县供电局有史以来最大的一次自然灾害造成的重大事故。

经过调查分析后发现，探照灯除安装在附近建筑物上以外，其他都安装在避雷针铁塔上。安装在避雷针铁塔上的户外照明探照灯的电源容易引起户内交流电源屏。避雷针在遭受直接雷击后，强大的雷电电流在探照灯的电源电缆上引起非常高的电磁感应过电压。电磁感应过电压由探照灯的电源电缆进入户内交流电源屏，变电站综合自动化(微机保护)装置电源也引入此户内交流电源屏，从而造成变电站综合自动化(微机保护)装置电源置电源板全部被损坏的严重事故。

5 结束语