日本福島核電站事故簡介與分析

1、日本福島核電站事故簡介與分析北京時間 2011 年3 月11 日13 時46 分，日本發(fā)生9.0 級地震并引發(fā)高達10 米的強烈海嘯，導致東京電力公司下屬的福島核電站一二三號運行機組緊急停運，反應堆控制棒插入，機組進入次臨界的停堆狀態(tài)。在后續(xù)的事故過程當中，因地震的原因，導致其失去場外交流電源，緊接著因海嘯的原因?qū)е缕鋬?nèi)部應急交流電源（柴油發(fā)電機組）失效，從而導致反應堆冷卻系統(tǒng)的功能全部喪失并引發(fā)事故。一、福島核電站情況日本福島核電站為目前世界最大核電站，由福島一站和福島二站組成，共10 臺機組。第一核電站有6 臺機組，均為沸水堆（BWR）。地震前，1、2、3 號機正常運行，4、5、6 號機正

2、在大修或停堆檢修。第二核電站有4 臺機組，均為沸水堆（BWR），地震前均正常運行。福島核電廠采用單層循環(huán)沸水堆技術(shù)（從上世紀50年代開始逐步發(fā)展起來的輕水堆堆型，先后開發(fā)了BWR-1至BWR-6和第三代先進沸水堆（ABWR）下圖為沸水堆的系統(tǒng)組成示意圖。A安全殼福島MARK I（左圖）為雙層安全殼，內(nèi)層為鋼襯安全殼（梨形），設計壓力4bar左右，容積較?。〝?shù)千立方米），外層非預應力混凝土安全殼。鋼安全殼由干井和濕井構(gòu)成，干井中間是壓力容器。濕井為環(huán)形結(jié)構(gòu)，里面裝了4000噸的水，起過濾放射性物質(zhì)和抑制安全殼內(nèi)壓力作用。福島一站的MARKII（右圖）安全殼在MARK I基礎上進行了簡化設計，內(nèi)層

3、鋼安全殼改為圓錐形，干井直接位于濕井上方，濕井改為圓柱形結(jié)構(gòu)，兩者之間通過導管相連。B應急冷卻系統(tǒng)下圖分別為BWR3和BWR4的應急冷卻系統(tǒng)示意圖。C事故管理福島第一核電廠的沸水堆在設計時并未考慮反應堆堆芯的風險及應對措施，在三里島和切爾諾貝利事故后，開始關(guān)注超設計基準事故和嚴重事故。日本政府認為日本的反應堆安全設計可以保證安全，不必要在在法規(guī)上進一步的對嚴重事故再加以要求，主要靠業(yè)主自主開展提升安全和降低風險方面的工作。原子力安全保安院”（NISA）讓業(yè)主采用PSA手段進行風險研究，并研制事故規(guī)程（AM），針對超設計基準事故和嚴重事故。2002年各個業(yè)主在PSA分析的基礎上，為日本全部的核電

4、廠制定事故規(guī)程（AM）（非嚴重事故管理導則）。日本BWR核電廠事故應對措施：（1）反應堆及安全殼補水措施增加管線，以便消防水、海水等外部水源可以對壓力容器、安全殼等進行注入（2）安全殼排熱措施能承受高壓的管線作為通風管道，用于安全殼通風，防止安全殼超壓及用于安全殼排熱。二、福島核電站事故反應堆狀況總匯反應堆狀況（5月18日12:00）123456輸出功率 (兆瓦)4607847847847841100反應堆類型BWR-3BWR-4BWR-4BWR-4BWR-4BWR-5地震時狀態(tài)工作中自動停機工作中自動停機工作中自動停機定期檢修中定期檢修中定期檢修中堆芯燃料完整性（裝填燃料數(shù)）大部分受損（40

5、0件）受損35%（548件）受損30%（548件）無燃料（已轉(zhuǎn)送乏燃料池）正常（548件）正常（764件）反應堆壓力容器完整性應該受損未知未知安全安全安全容器完整性應該受損應該受損安全（推測）安全安全安全核心冷卻系統(tǒng) 1 (/RHR)需接入交流電源的冷卻系統(tǒng)（以注入大量淡水冷卻）無法工作無法工作無法工作不需要能夠工作能夠工作核心冷卻系統(tǒng) 2 (/MUWC)無需交流電源的冷卻系統(tǒng)（基于熱交換的冷卻）無法工作無法工作無法工作不需要運行中(冷關(guān)機)運行中(冷關(guān)機)反應堆廠房嚴重受損（氫氣爆炸）部分敞開嚴重受損（氫氣爆炸）嚴重受損（氫氣爆炸）開洞預防氫氣累積開洞預防氫氣累積壓力容器水位低于燃料棒底端燃

6、料棒露出（部分乃至全部）燃料棒露出（部分乃至全部）安全安全安全壓力容器的壓力/溫度壓力：逐步增加中；溫度：增加后略為降低未知/穩(wěn)定未知/增加中安全安全安全圍阻體壓力增加后略有下降穩(wěn)定穩(wěn)定安全安全安全向燃料棒注水進行中（改用純水）進行中（改用純水）進行中（改用純水）不需要不需要不需要向圍阻體注水注水直到填滿圍阻體（4/27開始）注水直到填滿圍阻體（預定）注水直到填滿圍阻體（預定）不需要不需要不需要釋放壓力暫時停止暫時停止暫時停止不需要不需要不需要乏燃料儲存池（儲存數(shù)）不明（292件）不明（587件）可能受損（514件）應該受損注3（1331件）正常（946體）正常（876體）乏燃料儲存池冷卻系統(tǒng)

7、注水中（純水）注水中（改用純水）注水中（改用純水）注水中（改用純水），3/15發(fā)生氫氣爆炸機能已回復機能已回復中央控制室居留、操作性喪失交流電源，惡化（中央控制室照明及監(jiān)控已恢復）喪失交流電源，惡化（中央控制室照明及監(jiān)控已恢復）完好（推測）三、福島核電站事故分析對于福島核電站事故原因，有以下分析：里氏9級地震以及繼發(fā)的海嘯是世界災難，超出了核電廠原設計的基準，是超設計基準事故的疊加；東京電力公司證實襲擊福島第一、第二核電站的海嘯浪高超過14米。福島第一核電站海嘯設防高度為5.7米，福島第二核電站海嘯設防高度為5.2米。海嘯數(shù)據(jù)是基于設防8級地震的。但本次地震為9級。福島第一核電站反應堆廠房、汽

8、機廠房僅高出海平面10-13米；福島第一核電站是六十年代設計建造的首批商業(yè)電站，其設計和安全標準反應了當時的認識和水平。福島核電廠機組運行已超過其設計壽期40年，其很多系統(tǒng)部件可能存在老化現(xiàn)象；電源問題：失去所有電源、余熱無法導出導致堆芯裸露。·設計缺陷：1）鋼安全殼空間較小（數(shù)千立方米），在堆芯損壞嚴重事故情況下安全殼內(nèi)升壓進程會較快，容易導致安全殼超壓失效。NUREG-1150報告， “嚴重事故風險：美國5座核電廠的評估”，針對美國Peach Bottom核電廠（BWR3，MARKI）指出：最可能發(fā)生堆芯損壞的原因就是，全廠斷電疊加堆芯注水失效。美國橡樹嶺國家實驗室針對BWR3、4指出：在喪失最終熱阱的嚴重事故情況下，高溫蒸汽釋放到抑壓水池中會產(chǎn)生明顯的熱分層現(xiàn)象，抑壓水池很容易沸騰并導致安全殼內(nèi)壓