日本福岛核电站事故简介与分析

1、日本福岛核电站事故简介与分析北京时间2011年3月11日13时46分，日本发生9.0级地震并引发高达10米的强烈海啸，导致东京电力公司下属的福岛核电站一二三号运行机组紧急停运，反应堆控制棒插入，机组进入次临界的停堆状态。在后续的事故过程当中，因地震的原因，导致其失去场外交流电源，紧接着因海啸的原因导致其内部应急交流电源（柴油发电机组）失效，从而导致反应堆冷却系统的功能全部丧失并引发事故。一、福岛核电站情况日本福岛核电站为目前世界最大核电站，由福岛一站和福岛二站组成，共10台机组。第一核电站有6台机组，均为沸水堆（BWR）。地震前，1、2、3号机正常运行，4、5、6号机正在大修或停堆检修。第二核

2、电站有4台机组，均为沸水堆（BWR）,地震前均正常运行。第二层防护反应堆外壳正常状态抑国*洞区-占海水被眼人.用以1It尸|海揶靠汽此之与抵泠蠹裾lr*I1水髭|太平再电站机组号埴型安至壳地震时状态电功率商运核岛供应商r1BWH-aMARKL运行中4tiU1971GK2BWR4MARK1MARKI运行中7B11974GE3BVM迄行中7S11976东芝4RWR-4MARK1停堆检修中7驯1978日立5BWR-4HARK1停擀检修中74197816UARKII停堆检修中LIOO1Q7&GEr1BWN5MARKII运行中110015)82东芝|2MARKH运行中110019sM日立|3BWR-SM

3、ARKIIf改进)旃行中110019的东芝|-1RRf运行中110019R7日立|福岛核电厂采用单层循环沸水堆技术（从上世纪50年代开始逐步发展起来的轻水堆堆型，先后开发了BWR-1至BWR-6和第三代先进沸水堆（ABWR）下图为沸水堆的系统组成示意图。A.安全壳福岛MARKI（左图）为双层安全壳，内层为钢衬安全壳（梨形），设计压力4bar左右，容积较小（数千立方米），外层非预应力混凝土安全壳。钢安全壳由干井和湿井构成，干井中间是压力容器。湿井为环形结构，里面装了4000吨的水，起过滤放射性物质和抑制安全壳内压力作用。福岛一站的MARKII（右图）安全壳在MARKI基础上进行了简化设计，内层钢

4、安全壳改为圆锥形，干井直接位于湿井上方，湿井改为圆柱形结构，两者之间通过导管相连。B,应急冷却系统下图分别为BWR3和BWR4的应急冷却系统示意图。hi高任坡注系统CS:堆芯嚏源暴统D/0:领发电机ADS白动卸压系统需史.勺3产冷（汽轮机承动.璘然施力ffi售J41*RCICHPCICSlpci(d/gLPCICSD/GLPCI._ZLPCIHPCI高压安注鼎ft汽鞋机更动）CE塔蓊喷辞系竽IPCI低度F注系第rv白电油胃心机AOfi宜动押用系呼RCIC咆芯邮一冷却*烧6戟机脚勒,库HlfiE力C.事故管理福岛第一核电厂的沸水堆在设计时并未考虑反应堆堆芯的风险及应对措施，在三里岛和切尔诺贝利事

5、故后，开始关注超设计基准事故和严重事故。日本政府认为日本的反应堆安全设计可以保证安全，不必要在在法规上进一步的对严重事故再加以要求，主要靠业主自主开展提升安全和降低风险方面的工作。原子力安全保安院”(NISA)让业主采用PSA手段进行风险研究，并研制事故规程(AM),针对超设计基准事故和严重事故。2002年各个业主在PSA分析的基础上，为日本全部的核电厂制定事故规程(，日本BWR核电厂事故应对措施:(1)反应堆及安全壳补水措施一对压力容器、安全壳等进行注入AM)(非严重事故管理导则)增加管线，以便消防水、海水等外部水源可以Fiteredvaterstoragejank憎加及修改增加及修改Dem

6、ineralizedwaterstorageMUVVpumpeccs|toutilities增加及修改Ccndensatestoragetanktofireplug增加及修改，rPressuneFirefightingpjmpDry-e(2)安全壳排热措施一一能承受高压的管线作为通风管道,止安全壳超压及用于安全壳排热。用于安全壳通风，防HeatremovalbyhardenedventStackAhernaieheatremovalDry-AlcoolervesselAlternatehatremovaltoFaodaatersystemReactorbuddingventilatiersys

7、temDry-wellCleanup/.atersystemfheatexchanger)PLRtcreactor.a、containmentVet-vellRuptured：sk什。巾reactorrrintamnnpnt、福岛核电站事故反应堆状况总汇反应堆状况（5月18日12:00）123456输出功率（兆瓦）4607847847847841100反应堆类型BWR-3BWR-4BWR-4BWR-4BWR-4BWR-5地震时状态工作中？自动停机工作中？自动停机工作中？自动停机定期检修中定期检修中定期检修中堆芯燃料完整性（装填燃料数）大部分受损（400件）受损35%（548件）受损30%（54

8、8件）无燃料（已转送乏燃料池）正常（548件）正常（764件）反应堆压力容器完整性应该受损未知未知安全安全安全容器完整性应该受损应该受损安全（推测）安全安全安全核心冷却系统1（/RHR）需接入交流电源的冷却系统（以注入大量淡水冷却）无法工作无法工作无法工作不需要能够工作能够工作核心冷却系统2（/MUWC）无需交流电源的冷却系统（基于热交换的冷却）无法工作无法工作无法工作不需要运行中（冷关机）运行中（冷关机）反应堆厂房严重受损（氢气爆炸）部分敞开严重受损（氢气爆炸）严重受损（氢气爆炸）开洞预防氢气累积开洞预防氢气累积压力容器水位低于燃料棒底端燃料棒露出（部分乃至全部）燃料棒露出（部分乃至全部）安

9、全安全安全压力容器的压力/温度压力：逐步增加中；温度：增加后略为降低未知/稳定未知/增加中安全安全安全围阻体压力增加后略有下降稳定稳定安全安全安全向燃料棒注水进行中（改用纯水）进行中（改用纯水）进行中（改用纯水）不需要不需要不需要向围阻体注水注水直到填满围阻体（4/27开始）注水直到填满围阻体（预定）注水直到填满围阻体（预定）不需要不需要不需要释放压力暂时停止暂时停止暂时停止不需要不需要不需要乏燃料储存池（储存数）不明（292件）不明（587件）可能受损（514件）应该受损注3（1331件）正常（946体）正常（876体）乏燃料储存池冷却系统注水中（纯水）注水中（改用纯水）注水中（改用纯水）注

10、水中（改用纯水）,3/15发生氢气爆炸机能已回复机能已回复中央控制室居留、操作性丧失交流电源，恶化（中央控制室照明及监控已恢复）丧失交流电源，恶化（中央控制室照明及监控已恢复）完好（推测）三、福岛核电站事故分析对于福岛核电站事故原因，有以下分析：里氏9级地震以及继发的海啸是世界灾难，超出了核电厂原设计的基准，是超设计基准事故的叠加；东京电力公司证实袭击福岛第一、第二核电站的海啸浪高超过14米。福岛第一核电站海啸设防高度为5.7米，福岛第二核电站海啸设防高度为5.2米。海啸数据是基于设防8级地震的。但本次地震为9级。福岛第一核电站反应堆厂房、汽机厂房仅高出海平面10-13米；福岛第一核电站是六十年代设计建造的首批商业电站，其设计和安全标准反应了当时的认识和水平。福岛核电厂机组运行已超过其设计寿期40年，其很多系统部件可能存在老化现象；电源问题：失去所有电源、余热无法导出导致堆芯裸露。设计缺陷：1）钢安全壳空间较小（数千立方米），在堆芯损坏严重事故情况下安全壳内升压进程会较快，容易导致安全壳超压失效。NUREG-1156艮告，“严重事故风险：美国5座核电厂的评估”，针对美国PeachBottom核电厂（BWR3MARK）指出：最可能发生堆芯损坏的原因就是，全厂断电叠加堆芯注水失效。美国橡树岭国家实验室针对BWR34指出：在丧失最终热阱的严重事故情况