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日本福岛核电站核事故分析报告2011年3月11日下午，日本东部海域发生里氏9.0级大地震，并引发海啸。位于日本本州岛东部沿海的福岛第一核电站停堆，且若干机组发生失去冷却事故，3月12日下午，一号机组发生爆炸。3月14日，三号机组发生两次爆炸。日本经济产业省原子能安全保安院承认有放射性物质泄漏到大气中，方圆若干公里内的居民被紧急疏散（疏散范围一直在扩大）。1日本福岛核电站概况日本福岛第一核电站（福島第一原子力発電所）位于福岛县双叶郡大熊町沿海。福岛第一核电有6台机组，1号机组439兆瓦，为BWR-3型机组，1970年下半年并网发电，1971年投入商业运行；2号至5号机组为BWR-4型，784兆瓦，1974-1978年投产；6号机组为BWR-5型，1067兆瓦，1979年投产。六台机组在同一厂址，全是沸水堆，均属于东京电力公司。2沸水堆预备知识图5压水堆布置示意图图6沸水堆布置示意图沸水堆和压水堆都属于轻水堆，都是靠H2O做慢化剂和冷却剂。都是用低浓缩铀做燃料。目前全球400多台核电机组中，两百多压水堆，近一百台沸水堆。沸水堆基本运行过程：来自汽轮机系统的给水进入反应堆压力容器后，沿堆芯围筒与容器内壁之间的环形空间下降，在喷射泵的作用下进入堆下腔室，再折而向上流过堆芯，受热并部分汽化。汽水混合物经汽水分离器分离后，蒸汽通往汽轮发电机，做功发电。蒸汽压力约为7MPa，干度不小于99．75%。汽轮机乏汽冷凝后经净化、加热再由给水泵送入反应堆压力容器，形成一闭合循环。再循环泵的作用是使堆内形成强迫循环，其进水取自环形空间底部，升压后再送入反应堆容器内，成为喷射泵的驱动流。目前日立和GE开发的ABWR用堆内循环泵取代再循环泵和喷射泵。和压水堆类似，沸水堆也有几道安全屏障：一、燃料包壳，与AP1000的锆铌合金不同，他用的是锆-2。二、压力容器。这个和压水堆一样。三、首层安全壳。也有把外面的方形水泥壳当成第四道边界的，其实水泥壳只是防风吹雨打的，能够起一点作用，但不是很大。和压水堆相比，沸水堆有以下特点：1、控制棒从堆芯下方插入由于堆芯上方有汽水分离器，而且上部是蒸汽为主，中子慢化不充分。但问题是不能像压水堆那样失电后靠重力落棒，未能停堆的预期瞬态事故概率增加，对控制棒驱动机构的可靠性要求更高。控制棒在正常运行时是电驱动或机械驱动，失电时由备用液压把控制棒顶上去。每组控制棒，或者每两组控制棒有单独的液压驱动装置。2、沸水堆的反应性不用硼做化学补偿压水堆一回路中是硼酸溶液，但沸水堆流过堆芯的是清水。由于平时是清水，所以一旦注入硼水，会对反应堆将来的运行带来很大的影响（当然前提是如果反应堆这次能平安无事的活下来。），说严重点，注入硼水，反应堆基本也就不能再用了。但是注入硼水的好处是在冷却的同时，保证较高的停堆裕度。其实一般沸水堆核电站，都是有硼水储备的。当事故发生后，操作员有两个选择：一是注入清水，万一侥幸逃过一劫以后还能再用，这个比较保守。二是注入硼酸，反应堆可能以后就不能再用了，但是能够比清水更好的降温，还能保证停堆裕度。3、沸水堆正常工作于沸腾状态这句话基本上相当于废话，沸水堆当然是沸腾态的。但是这也决定了沸水堆的事故工况与正常工况有类似之外，而压水堆则正常工作于过冷状态，失水事故时发生沸腾，与正常工况差别较大。这个特点，会使操作员抱有更大的侥幸心理。4、卸压方式和压水堆不同压水堆也有堆芯超压的问题。但是对二代压水堆来说，一回路超压，可以通过稳压器顶的先导式安全阀引入卸压箱。卸压箱虽然体积不大水量不多但还在安全壳内。对AP1000来说，一回路超压后通过稳压器顶的弹簧加载式安全阀和爆破膜通入安全壳内大气，第四级ADS爆破阀也是通向壳内大气。而如果前三级ADS动作，是通向内置换料水箱。总之，不管二代还是AP1000，卸压后，放射性还是被包容在安全壳内。而沸水堆则不同。注意上图中梨形下边的torus，是一个容积约4000m³的水箱，相当于AP1000内置换料水箱的两个大。但是这个驰压水箱不在压力边界内，卸压时，蒸汽直接通过压力容器和干井这两道屏障。对半衰期长的污染物来说，几乎相当于直接排放到大气中。事故发生过程1、2011年3月11日下午，地震发生，控制棒上插，反应堆安全停堆。堆芯热功率在几分钟内由正常的1400兆瓦下降到只剩余热，但仍有约4%，虽然仍在下降，但下降速度变慢。停堆后应保证厂用电源不失，由安注系统向堆芯补水，保证堆芯冷却防止超压，但地震摧毁了电网，厂外电源不可用；应急柴油机很争气的起来了，向堆芯内注入清水。注意是清水，不是硼水，换句话说，操作员采用了比较保守的方法。好景不长，海啸来了，柴油机房被淹，应急柴油机不可用。还好，还有蓄电池，虽然容量较小，但是在事故后8小时内还是为压力容器的冷却做了一些贡献的。电池眼看就要耗尽，传来了好消息和坏消息：好消息是卡车运来了移动式柴油机，坏消息是柴油发电机的接口和核电站的接口不兼容！堆芯冷却暂时停止。而为了保住压力容器，必须要卸压，防止压力容器超压爆炸。而且操作员也确实是这样做的。因此，3月12日，日本政府承认测到了放射性的碘和铯。一方面说明操作员早就开始卸压了，另一方面说明燃料包壳已经有损坏的了。根据刚才说的预备知识，如果卸压，环境中的放射性会升高，虽然菅直人是空中视察，但这对没有穿防护服的日本首相来说仍然不是什么好事，所以，根据日本某些论坛的说法（没有得到官方证实），卸压的事由于此次视察暂时中断。但余热不等人，安全壳内温度压力仍在上升。操作员继续释放压力容器内部的压力。此时压力容器内的温度约为550摄氏度，堆芯已经裸露并产生大量氢气。所以，含有氢气的蒸汽，通过卸压水箱简单的降温和过滤就被排放到厂房大气中。下午三点左右，随着一声巨响，氢气在厂房上部爆炸，使强度不是很高的厂房上部混凝土完全炸开，反应堆厂房顶盖被爆炸完全摧毁，只剩下钢结构。而此时，反应堆的冷却问题仍没有解决。爆炸后，利用消防水泵，直接向发生了燃料熔化的1号机组注入海水（并加入硼）进行冷却。具体海水注入那个位置不是很清楚，但可以肯定的是，只要不出现新的灾害，一号机组能够稳定下来。虽然卸压工作可能还要进行，也就是说还是要向外界排放含有碘131和铯137的蒸汽。一号机组的事故暂时告一段落，但是二号机组和三号机组的危机仍然没有过去。目前三号机组也发生了爆炸，后果和一号机组类似。14日晚8时，二号机组堆芯已经全部露出水面，进入干烧状态。事故原因：1、关于核电厂柴油机二代核电站，不管是沸水堆还是压水堆，都有一个问题。如果发生严重事故伴生全厂失电，需要应急柴油机在20秒内迅速启动，为安全相关系统提供电力。主要是安注系统，向堆内注水，保证堆芯冷却不裸露在外。对柴油机的依赖，在海啸的袭击下，导致柴油发电机被淹，无法再停堆之后提供电力持续水泵的工作动力，在蓄电池用完之后，堆芯的余热无法得到有效的导出，为事故的发生埋下了伏笔。2、关于核电站中氢气来源一般来说，核电厂里的氢气有以下来源：①发电机定子铁芯和转子绕组需要氢气冷却，不过是在汽轮机厂房内。②为一回路加入氢气，以抑制氧气含量。但有常识的人都知道把氢气放的离压力容器远些，AP1000化容系统的加氢是放在辅助厂房中。③蓄电池充电时产生氢气，但量比较小。④事故后，裸露的燃料包壳锆-2和蒸汽发生锆水反应会生成比较大量的氢气。高温下水分解成氢和氧，高温下还会发生铝和水的反应。大量的氢气使堆芯压力升高，为事故后爆炸埋下了第五个伏笔。甚至可以说是罪魁祸首。3、电池续点在失去电力的情况下，核电站的备用电池就可以起到为水泵提供动力的作用，但是，一般电池只能续点8到12小时。以后又将失去动力来源。事故教训：1、关于采取何种措施的问题在整个过程中，操作员一直在采取比较保守的冷却方式。虽然有机会，但是直到爆炸发生也没有向堆芯内注入硼水。一方面是不希望反应堆就此报废，一方面是对反应堆的承受能力抱有侥幸心理。客观的说，操作人员在最大限度的保护反应堆，但是没有在最大限度上保护公众的安全。有人说这次事故是东京电力公司见利忘义的人祸，从这个角度讲，不无道理。2、关于退役年限的问题到今年3月26日，福岛第一核电站一号机组即将迎来他的商运40周年纪念日。按说，四十年也就意味着核电站的寿终正寝，但是东京电力公司考虑到经济利益，决定一号机组延寿二十年。而且讽刺的是，今年2月份，刚刚拿到了延寿批准。虽然事故发生在40年寿命之内，和延寿无关，但此次事故为正在延寿或即将延寿的核电站敲响了警钟。因为毕竟，由于设备老化问题，一号机组近几年事故不断。3、关于在役核电站冷却方式改进的问题目前在役二代核电站，包括在建的三代EPR和已经投产的三代ABWR，事故后无一例外都需要应急柴油机来做安全保障。而现役核电站，包括中国的二代加，柴油机都是低位布置，甚至把油箱还放在地下，大都无法抵御海啸袭击。且不说海水退后电缆的绝缘问题，单是一台进了水的柴油机就够人头疼的了。而柴油机不可用，往往也意味着离堆芯过热超压不远了。虽然把现役的电厂都改成非能动在技术上完全不可能，但是可以考虑增加其他冷却措施，或是增加备用电源。