蘇俄 車諾比爾事故的背景

於 1985 年底時，全世界已經裝置了 375 部核能發電機組，總裝 置容量達 250000MW，供應全世界用電之 14%，不論在能源豐沛或貧乏 的國家，核能發電都頗受重視。蘇俄很幸運，在他們的國土上蘊有豐 富的能源：煤、石油、天然氣及水利足夠其長期發電使用。惟這些豐 富的資源並沒有平均分布在其遼闊的疆界中，90%的燃料與 80%的水利 都集中在蘇俄的亞洲部分，但其 70％的人口則聚居在其歐洲部分。蘇 俄為了彌補此點缺陷，決定在其歐洲部分發展核能發電。自從蘇俄在 奧輔寧司克( Obninsk )運轉了世界第一個核能發電廠以來，迄 1986 年 6 月其核能發電已有 32 年歷史。於 1986 年時蘇俄核能發電居世界 第三位，裝置容量為 28400MWe。

蘇俄所發展的熱中子式反應器(Thermal Neutron Reactor )有 WWER 型輕水式及 RBMK 型鈾石墨之沸水壓力管式兩種，並計畫將上述 兩種熱中子式反應器核能發電，逐漸以快滋生式取代。蘇俄在核能發 電上投入了大量的人力與財力，並已獲得相當的成就。

舉世核能電廠之設計、建廠、運轉，莫不以可靠度(Reliability) 及安全度(Safety)為最重要目標，不幸仍不免發生許多意外事故，但 蘇俄車諾比爾核能電廠事故之嚴重性堪稱空前。

2.2

【22】

蘇俄車諾比爾(Chernobyl)核能發電廠，位於蘇俄烏克蘭 (Ukraine)省 Pripyat 河旁，離 Chernobyl 鎮 10 英哩，離基輔

(Kiev)60 英哩。人口分布基輔市有 250 萬人，Pripyat 及附近共約 4 萬 9 千人，在 18 英哩半徑內有人口 15 萬至 18 萬。此廠已裝妥

RBMK-車諾比爾事故發生的經過

1000 型機組四座，正在施工中者兩座，此次發生事故的是第四部機 組。該機組自 1983 年 12 月開始運轉發電，所裝之 1661 根燃料棒中 約 75％尚屬第一批裝填燃料，平均燃料耗率為 10.3MWd/kg 。 1986 年 4 月 25 日事故發生之前，正值該機組定期保養停機，電廠當局擬 乘其停機之便，進行一項實驗。該實驗為利用該機組兩部汽輪發電機 中之第 8 號汽輪機，測試當其驅動之蒸汽被切斷後，僅賴其本身旋轉 慣性發電，能否供給該機組安全停機所必需電力。此實驗曾在 1982 及 1984 年實施，惟因其發電輸出電壓迅速下降未能成功，這次是為 了改善電壓下降問題，在勵磁機上加裝了一個新的設計再度進行實 驗。由於該機組設計上的缺陷，本次試驗上不當的措施，再加上人為 運轉錯誤，而釀成本次大禍。

車諾比爾第四號機反應器爐心由 250 × 250 × 600 mm 石墨方塊 疊成 7m 高一組的方柱，再由 2488 組這種方柱排成直徑 12.2m 高 7m 的圓柱形爐心。穿過這些方柱中心有 1661 支直徑 88mm、管壁厚度 4mm 的鈷合金壓力管(Pressure Tube)。 每支壓力管內裝 2%濃縮鈾、

鈷製外殼燃料棒 18 支組成的燃料束一組，以 270℃沸輕水(boiling light water)為冷卻劑自壓力管下端進入，經燃料四周吸收熱量後溫 度上升至 300℃，由壓力管上端流至汽水分離器，轉換成 284℃、壓 力 70 kg/cm^2 之飽和蒸汽，再匯集到蒸汽集管(Steam Header)驅動 兩具 500MWe 汽輪發電機。每支壓力管所構成的環路相當一個單獨的 沸水式反應器，設計最高熱功率為 3250KW，全部爐心熱功率為

3200MW。通過壓力管的主冷卻水由兩個平行環路供應，每個環路有 4 台冷卻水泵，正常運轉 3 台，1 台為備用，經過複雜的分配管線分送 冷卻水到 1661 支壓力管。其緊急爐心冷卻水係由主冷卻水之 44 個分 配集管引入爐心，短時間緊急冷卻水(Short time emergency

cooling water )可由蓄壓器(accumulators)與飼水泵分流供給，長 期緊急冷卻水由 3 台具有緊急電源之緊急冷卻水泵供水。在 4 月 25 日所實施之勵磁機特殊實驗，是在緊急冷卻狀況下，測驗汽輪機慣性 所發的電，究竟是否能維持緊急柴油發電機起動前驅動飼水泵所需電 力。

蘇聯於俄報告中證實 RBMK 型反應器特性上有一項缺點，當核反 應器冷卻水流失或汽化之際，其爐心核燃料分裂之鏈鎖反應 (chain reaction ) 會加快 ( 即核能術語所稱之 Postitive

Void-Coefficient：正空泡係數 )。鏈鎖反應加快就是反應器發出熱量提 高，產生之蒸汽增多。由於這項缺點，核反應器在運轉時需由一複雜 的系統不斷地調節，保持鏈鎖反應穩定。此複雜的控制系統包括了半 自動與手動兩部分設計，其反應器的體積愈大控制愈困難。

反應器控制是靠 211 根可吸收中子的控制棒，可分組插入爐心，

其最高插入速度僅有每秒 0.4 米。為防止其某部分核能燃料過熱另設 有局部控制系統 ( Local Control Systems ) 。如果任何一個壓力 管環路破裂，其漏出蒸汽可經溢流管導至水池子以凝結，此項保護系 統僅能對 1661 組壓力管中之 1 組破裂時有效，當許多壓力管同時破 裂時，反應槽底室的壓力將會過荷。其複雜的偵查系統或許可找到洩 漏的位置，但已無能力防止外洩了，因為所有放射性物質都在反應器 爐心裡，但卻沒有以耐壓的容器加以包封。

車諾比爾核能電廠第四號機是 1983 年 12 月開始運轉，在 1986 年 4 月 25 日是例行停機保養，電廠藉此機會做前述之實驗。以下為 事故發生之概況：

汽輪發電機原訂在反應器功率下降至 700 ～ 1000MWt 時進行汽 機之慣性能量試驗，但由於電力調度之要求，車諾比爾四號機在降至

半載時，繼續運轉 9 小時。在此時運轉員已依試驗程序書之要求，將 緊急爐心冷卻系統關閉，使機組在無安全防護情況下運轉達十餘小 時；由於低功率長時間之運轉，在爐心聚集大量的氙毒，造成反應器 功率嚴重的不穩定，功率由 1600MWt 降至 30MWt；4 月 26 日凌晨 1：

00 ，所有控制棒‧及安全棒均被抽出爐心之外，以便克服氙毒而能 使反應器功率提昇至試驗之最低容許值 700MWt ( 另一次違反安全規 定之特性 ) ；但由於氙毒之繼續形成，升載失敗，運轉員僅能將反 應器功率穩定於 200MWt (7%) ，此功率在正常安全運轉程序是被禁止 的，但運轉員仍繼續進行此項試驗計畫，這是最主要的違背試驗程 序。運轉員依據試驗計畫，開啟每一冷卻迴路之第四台循環泵，使得 冷卻劑通過爐心的流量超過正常流量甚多，汽水分離器之蒸汽及水 位，在冷卻劑達飽和狀態時開始下降。由於－連串的錯誤操作，造成 大量空泡在核心產生，使反應器功率迅速上升。當功率迅速增加時，

運轉員試圖手動停止核子鏈鎖反應，卻因早先為測試而已將自動跳機 切斷，竟至無法達成；而另一方面，本來可能迅速使反應器停機，也 因幾乎大部份的控制棒已抽出爐心而被限制住。

由於空泡的產生，造成反應度不斷的增加，導致迅速超臨界衝 脫，據蘇聯專家估計，大約在四秒內功率急劇上昇為全功率之數百 倍。由於超臨界功率衝脫，遂突然爆發大量能量，導致燃料破碎。部 份小而熱的燃料碎片進入冷卻水中，瞬間產生大量蒸汽而造成蒸汽爆 炸。以下為事故發生的時序：

1986 年 4 月 25 日

01：00 核反應器開始降載(降低功率)。

13：05 一組汽輪發電機(第七號機)停機，以便測驗是否能由另 一組(第八號機)汽輪發電機如實驗情況下供電。

14：00 為避免干擾實驗，將緊急爐心冷卻系統隔離，並經配電 調度中心指示，第四部機組仍維持 50%容量發電。

23：10 現場核反應器自動控制系統關閉，繼續降載使核反應器 輸出功率在 700 至 1000MWt 之間 ( 為實驗所需 ) 。在 局部鏈鎖反應變動之際不宜手動操作降載，又將總輸出 功率控制點設定錯誤，非預期的功率在 4 月 26 日 00：28 時降至 30MWt 。

4 月 26 日

01：00 為將功率升高，將全部控制棒抽出，功率仍僅在 200MWt，略成穩定，但無法升到指定的最低要求 700MWt 。

01：03 至

01：07

為了實驗需要，在正常運轉的 6 台主冷卻水泵之外又起 動了兩台備用主冷卻水泵。因此爐心冷卻水流量增加，

產生蒸汽量減少導至熱流不穩( thermohydraulic

instability )引發反應器控制發生問題。由於蒸汽壓力 不足及汽水分離槽水位降低，又因此時核反應器保護系 統被關閉，使得反應器無法自動跳脫停機。其運轉 8 台 主冷卻水泵及關閉反應器保護系統，實在已很明顯地違 反安全運轉規範。

01：22：30 控制室記錄器印出功率分布及控制棒位置，顯示當時最 少應有 30 支控制棒插入，實際只有 6～8 支。照規範規 定核反應器該即刻停爐，但操作人員仍繼續進行實驗。

(註) RMBK 型核反應器運轉規範規定，最少應有 30 支控 制棒在插入的位置，否則在緊急情況下會產生停爐速度 太慢的問題。西方核反應器有獨立的快速停機系統，多 方防止人為操作錯誤。

01：23：04 關閉第八號汽輪機供汽閥，開始進行試驗。為了如一次 實驗不成功尚可連續做第二次，使核反應器不致因第七 號及第八號汽輪機供汽閥被關閉時而引起停機，進而將 反應器停機有關信號關閉。此點違反實驗計畫及正常運 轉程序。此時汽水分離槽內壓力增加，但並非核反應器 產生蒸汽量增多，而是進入的爐心主冷卻水之溫度上升 了。

01：23：21 由於冷卻管路循環遲緩，進入爐心冷卻水溫度增加，加 速了冷卻水中汽化量，主冷卻水泵輸出更減弱。

01：23：31 通過爐心主冷卻水中所含蒸汽泡量繼續增加，由於該型 核反應器之特性( Positive Void Coeff：正空泡係 數 ) 導致反應器功率上升，控制系統已無能力抑制。

(註)西方輕水核反應器之空泡因數可使鏈鎖反應停止，

功率自然下降，核反應器能自我抑制。

01：23：40 值班工程師發覺狀況有異，下令插入全部停爐棒及控制 棒意圖儘速停爐，原來所插入之停爐棒未全部插到底，

而且已抽出控制棒過多，此項停爐作用大受影響，此時 關閉伺服電源意圖使控制棒以重力落至爐心底部。

約 01：23：44

4 秒之間功率上升數百倍，約有 30%核燃料過熱，已達約 3000℃，因此導至蒸汽爆炸 ( Thermal-Mechanical Explosion ) 核反應器上蓋炸開，主冷卻管路破裂，反

4 秒之間功率上升數百倍，約有 30%核燃料過熱，已達約 3000℃，因此導至蒸汽爆炸 ( Thermal-Mechanical Explosion ) 核反應器上蓋炸開，主冷卻管路破裂，反