福岛第一核电站事故全解(PPT)
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切尔诺贝利(自由教学PPT)
切尔诺贝利 ——欧洲最大的自然保护区
辐射范围
包括前 苏联西部 的部分地 区、西欧、 东欧、斯 堪地那维 亚半岛、 不列颠群 岛和北美 东部部分 地区。
福岛第一核电站事故 2011年3月11日 全世界都测量到微量辐射性物质 大量放射性同位素因此核事故释入太平洋
分类
分级
影响
著名事件
切尔诺贝利核电站事故 发生于 1957 年 9 月 29 日 但 7 特大 福岛第一核电站事故 直到事发十几年后才为世人 所知。 6 重大 克什特姆核废料爆炸事故 一个装有80吨高放射性废 事故 液的容器爆炸，爆炸产生的 温德斯格尔火灾 放射性尘埃影响范围长 300千 戈亚尼亚医疗辐射事故 5 具有场外风险 米，宽400千米，辐射水平与 三哩岛核事故 切尔诺贝利事故相当。 当地约 万名居民撤离， 4 1.5 场外无显著风险 东海村JCO临界事故 方圆 25 公里内的房屋均被毁， 二战后，英国匆忙建立了温德斯 塞拉菲尔德核电站事件 无人被允许返回这一地区。 格尔核工厂 3 严重 直到今天， 受 到 射 性 福岛第二核电站：第一、二、四号机组 1957 年 10放 月，一个核反应堆起火， 物质影响的 150 平方千米的地 事件 2辐射波及太广，横跨北欧数百英里， 注意 卡达哈希核电站事件 区依然被封锁，并且禁止任 连瑞士都受到了放射性物质的影响。 葛雷夫兰核电站事件 何人进入。 直到今天，事故地点依然有 15吨 1 异常 核废弃物，事故处理耗费5亿英镑。 大亚湾核电站事件
偏差现象
0
无安全顾虑
科斯克核电站事件
核污染
主要指核物质泄露后的遗留物对环境的 破坏。 包括核辐射、原子尘埃等本身引起的污 染，还有这些物质对环境的污染后带来的次 生污染，比如被核物质污染的水源对人畜的 伤害。
辐射范围
包括前 苏联西部 的部分地 区、西欧、 东欧、斯 堪地那维 亚半岛、 不列颠群 岛和北美 东部部分 地区。
福岛第一核电站事故 2011年3月11日 全世界都测量到微量辐射性物质 大量放射性同位素因此核事故释入太平洋
分类
分级
影响
著名事件
切尔诺贝利核电站事故 发生于 1957 年 9 月 29 日 但 7 特大 福岛第一核电站事故 直到事发十几年后才为世人 所知。 6 重大 克什特姆核废料爆炸事故 一个装有80吨高放射性废 事故 液的容器爆炸，爆炸产生的 温德斯格尔火灾 放射性尘埃影响范围长 300千 戈亚尼亚医疗辐射事故 5 具有场外风险 米，宽400千米，辐射水平与 三哩岛核事故 切尔诺贝利事故相当。 当地约 万名居民撤离， 4 1.5 场外无显著风险 东海村JCO临界事故 方圆 25 公里内的房屋均被毁， 二战后，英国匆忙建立了温德斯 塞拉菲尔德核电站事件 无人被允许返回这一地区。 格尔核工厂 3 严重 直到今天， 受 到 射 性 福岛第二核电站：第一、二、四号机组 1957 年 10放 月，一个核反应堆起火， 物质影响的 150 平方千米的地 事件 2辐射波及太广，横跨北欧数百英里， 注意 卡达哈希核电站事件 区依然被封锁，并且禁止任 连瑞士都受到了放射性物质的影响。 葛雷夫兰核电站事件 何人进入。 直到今天，事故地点依然有 15吨 1 异常 核废弃物，事故处理耗费5亿英镑。 大亚湾核电站事件
偏差现象
0
无安全顾虑
科斯克核电站事件
核污染
主要指核物质泄露后的遗留物对环境的 破坏。 包括核辐射、原子尘埃等本身引起的污 染，还有这些物质对环境的污染后带来的次 生污染，比如被核物质污染的水源对人畜的 伤害。
2023日本核污水排放危害及影响全文ppt
01 第一章
日本核污水排放始末
Part
1
1.2经营过程中形成的对外承诺文件和质量记录，经相关责任人签字确认后，由经营部盖公司公章作为有效标识。 2 确保公司在开展监理服务中监理人员的执业资格和技术水平以及计算机辅助管理水平符合法律、法规、规范的要求，并确保每年有所提高。 1.1.3 贯彻执行国家和地方政府颁发的技术法规、标准和规范，管理法规性文件，技术性文件的管理；
4.1.2 建设单位需要查阅监理服务过程中的质量记录时，经项目总监理工程师同意后，填写《质量记录借阅登记表》安排查阅。 设计资料：施工图作为设计单位最终输出产品，直接指导项目施工。对施工图及其有关文件收集和管理，是设计资料信息管理的工作重点。所收集信息包括：施工总平面图，建筑物施工平面图和剖面图、安装施工详图， l 施工中发包人需对原工程设计进行变更，应提前14天以书面形式向项目经理发出变更通知。
碘-129 半衰期1570万年
铯-135 半衰期230万年
碳-14 半衰期5730年
锶-90 半衰期28.8年
氚 半衰期12.43年
b.检查胶筒上的出厂日期及有效期是否能在施工期内用完。有无过期胶混入产品之中。 1.2总监理工程师应书面授权，明确对建设单位提供各类财产进行验证的专业监理工程师以及保管人员。 b.不合格品不允许使用，并相应做好记录及归类存放，不得与合格品混杂放置。
日本有核辐射影响的风险地区
1.1.2 对向建设单位发放的《建设单位征询调查表》其回收率在每年中应达到当年监理项目数的70%以上，以便于统计分析。 a.校对进厂五金附近与合同的型号、规格、厂家是否一致，数量是否齐备，出厂合格证是否齐全。 l 紧急情况下，工程师要求项目经理立即执行的指令或项目经理虽有异议，但工程师决定仍继续执行的指令，项目经理应予的执行。因指令错误发生的追加合同价款和给项目经理造成的损失由发包人承担，延误的工期相应顺延。
有关核电安全pptPPT课件
04
核电安全风险评估与控制
核电安全风险识别
核电安全风险定义
核电安全风险来源
核电安全风险是指在核电站运行、维 护、退役等过程中可能出现的不利事 件或事故，可能对人员、环境、设施 等造成危害。
核电安全风险主要来源于核电站内部 的核反应、放射性物质、以及相关设 施和操作过程。此外，外部事件如地 震、洪水、恐怖袭击等也可能对核电 站安全造成威胁。
应急电源和冷却水供应系统
确保在事故情况下，核电站有足够的 电力和冷却水供应，维持必要的安全 功能。
应急响应中心
设立应急响应中心，配备必要的设备 和人员，负责协调核电站应急响应工 作。
应急物资储备
储备必要的应急物资，如防护服、呼 吸器、探测仪器等，以备不时之需。
应急疏散区
设立应急疏散区，用于疏散周边居民 和工作人员，避免事故影响扩大。
确保在反应堆运行过程中，即使出现冷却 剂丧失事故，也能通过余热排出系统将堆 芯余热排出，防止燃料过热或熔化。
安全壳
辅助系统
用于包容和隔离反应堆厂房和放射性物质 ，防止放射性物质外泄。
包括化学水处理系统、废液处理系统、通 风系统等，确保核电站正常运行和事故情 况下安全。
辐射防护设施
辐射监测系统
实时监测核电站周围环境的辐射水平，以及工作场所和设备的辐射泄 漏情况。
标准，并设立监管机构对核电站进行安全监管。
03
国际核电安全合作
国际核电安全合作对于提高全球核电安全水平至关重要，各国之间可以
互相学习、交流经验，共同推进核电安全技术的发展。
02
核电安全设施与技术
反应堆安全设施
反应堆停堆系统
堆芯冷却系统
用于在紧急情况下迅速停止核反应，包括 控制棒插入和紧急停堆按钮等。
日本福岛第一核电站及其事故详解
1 号机的沸水反应堆是于 1967 年 7 月建造完工。于 1971 年 3 月 26 日开始正式进行工业发 电。原本计划于 2011 年 3 月 26 日终止运转。但是，在 2011 年日本本州岛海域地震事件中， 遭受严重损坏。1 号机设计能够抵挡尖峰地表加速度为 0.18g(1.74m/s2)的地震，其响应谱建 立于像 1952 年克恩县地震一类的地震。在尖峰地表加速度为 0.125g(1.22m/s2)长达 30 秒时 间的 1978 年宫城县地震之后，所有机组又重新经过严格检验，但并没发现反应堆的关键零 组件遭受任何损坏 。
现温度微升
6 号 沸水反应堆 3 月 15 日出
否
机 BWR-5
现温度微升
(③抢救 正灌水进入反应堆
否
否
中)
中，以冷却降温
(③抢救 正灌水进入反应堆
否
否
中)
中，以冷却降温
福岛第一核电厂事故（日语：福島第一原子力発電所事故）是2011 年3 月 11 日日本宫城县东 方外海发生矩震级规模 9.0 级大地震后所引起的一次核子事故，福岛第一核电厂因此次地震 造成有堆芯熔毁危险的事故。日本内阁官房长官枝野幸男向福岛第一核电站周边 10 千米内 的居民发布紧急避难指示，要求他们紧急疏散，并要求 3 千米至 10 千米内居民处于准备状 态。他表示：“因为核反应堆无法进行冷却，为以防万一，希望大家紧急避难。”接到指示 后，福岛县发出通报，紧急疏散辐射半径20千米范围内的居民，撤离规模为 14000 人左右。 同时此事件也是人类史上第一次在沿海地区发生核电厂意外的事件，其相关的核污染(约当 35000 颗原子弹)对于整个太平洋及沿岸国家城市的影响仍待观察统计。
2011 年日本地震的直接影响
日本福岛核电站事
（三）事故发生的过程（1）
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。 2、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。
史上发生的数次著名的核电站事故
二、日本福岛核电站事故及其 影响
主要内容
（一）背景 （二）事故原因 （三）事故发生的过程 （四）事故教训 （五）后续影响
（一）背景
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
与事故相关的沸水堆的特点(2)
2.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。
与事故相关的沸水堆的特点(3)
（四）事故教训（4）
4、关于辐射监测的问题 不知和中国一山之隔的海参崴有没有 辐射监测站，但是，离中国直线距离最近 的吉林延边和黑龙江牡丹江好像是没有的。 长春和沈阳有，但如果大城市监测到似乎 有点晚了。朝鲜核电站投产似乎也不远了， 某些边境增加辐射监测点还是很有必要的。
福岛核事故幻灯片课件
氢气爆炸示意图-1
12/3 15:36 1号机组厂房内 14/3 11:01 3号机组厂房内 发 生氢气爆炸
反应堆服务区内的氢气燃烧爆炸 厂房钢架屋顶被毁坏 强化混凝土厂房似乎未被毁坏 毁坏程度严重，但对安全性影响相 对较小 裂变产物大量释放
氢气爆炸示意图-2
15/3 6点左右 2号机组 抑压池内发生氢气爆炸
1、丧失乏燃料贮存水池冷却功能，水池布置不合理
丧失电力供应导致乏燃料池失去冷却功能； 由于乏燃料池位于反应堆厂房的上半部分，因此对乏燃料池事故做出响应十分困难。
2、多机组核电站事故应对能力不足
在此次事故中，有多座反应堆同时出现问题，因此用于事故响应的资源不得不被分 散使用。此外，由于存在两座反应堆共用设施的情况，因此反应堆之间的实际间隔距 离很小，一座反应堆事故的演变会对邻近反应堆的应急响应工作产生影响。
4月12日公布的数据为：释放到大气中的放射性物质总量3.7×1017Bq或 6.3×1017Bq，为切尔诺贝利放射性物质释放总量5.2×1018Bq的1/10
2号机组520吨高放废水泄漏入大海，放射性总量４.７×1015Bq 电站周围20公里范围内和20公里范围外特定区域居民长期撤离，20－３0公 里范围内居民长期室内躲避，包括种植业和畜牧业在内各行业活动受到严重影 响
➢4月4日-10日向海中排放约 10000吨低放废水（放射性总 活度为1.5×1011Bq）为高放射 性水腾出空间。
➢地下水和周围土壤受污染。
事故后果和当前状况
事故后果
1、2、3号机组反应堆堆芯融化，压力容器底部烧穿，融化的部分燃料堆积 在安全壳（干井）底部，安全壳受损并泄漏 4号机组乏燃料池中燃料损坏，3号怀疑损坏（日本政府报告没有提及） 放射性物质向环境释放
日本福岛核电站事故简介与分析
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。
第二核电站有4 台机组，均为沸水堆（BWR），地震前均正常运行。
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。
福岛MARK I（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MARK I基础上进行了简化设计，内层钢安全壳改为圆锥形，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。
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。
福岛核事故原因分析.ppt
这主要表现为：第一（政府和军队），日本首相菅直人15日要求自卫队出动 直升机参加福岛核电厂的灭火工作，却遭到自卫队的拒绝。自卫队认为，这 会使队员受到严重辐射污染的危险。第二，东京电力公司与政府之间信息严 重不对称。3月11日晚，东京电力公司通知日本政府应打开核反应堆的减压 阀，但是却直到12日上午才开始，。12日，福岛1号机组厂房爆炸后，东京 电力公司也没有第一时间把消息向日本当局汇报。这两个节点，是以最小代 价解决核电事故的关键，但都被延误了。（视频3）
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8
启示五 建立相应的核危机管理组织
应急指挥部 应急总指挥 应急副总指挥
运行Biblioteka 检修辐射防护后勤保卫
公众信息
运 行 控 制 组
技 术 支 援 组
探 查 监 测 组
与 评 价 组
辐 射 防 护 后 勤 组 保 卫 组
公 众 信 息 组
Page
9
.启示六 核电厂安全事故应急管理流程图
核事故
接警
信息反馈
Page 5
3，政府和相关部门缺乏协同决策意识 协同决策是在彼此间具有相互依赖关系的工作环境中，为了完成共同的 工作任务而形成的合作模式。协同也被认为是一个可以导致共同行为、运转 或环境的过程，或者是一个在协调的方式下共同行动的状态。日本政府和东 电公司是福岛核事故的两个重大责任人，二者在处理危机时各自为战，没有 形成合力，未能及时迅速沟通核事故信息用来正确地识别风险从而导致风险 被低估，缺乏协同决策意识，贻误救援时机， 而在此次福岛核事故中地方政府和相关部门在面对核泄漏时缺乏统一协调的 步调与措施。
福岛核事故的处理思路
福岛核电站发生地震后，核电站会自动停止运转。但反应堆堆芯必须在有限 时间内得到冷却，否则强烈高温将引发堆内氢气爆炸，泄露放射性物质，附近 几十公里内寸草不生，对人体有致癌的威胁，后果不堪设想。冷却就需要用电， 而电力来源于外部电网和自备柴油机的发电，核电站外部电网遭到地震破坏， 而其自备的应急柴油机组在10米高巨大海啸破坏下也失灵了，这个时候也就是 福岛核电站危机处理的开端，就是抓紧时间用海水灌注以保证反应堆堆芯的应 急冷却 。
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启示五 建立相应的核危机管理组织
应急指挥部 应急总指挥 应急副总指挥
运行Biblioteka 检修辐射防护后勤保卫
公众信息
运 行 控 制 组
技 术 支 援 组
探 查 监 测 组
与 评 价 组
辐 射 防 护 后 勤 组 保 卫 组
公 众 信 息 组
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.启示六 核电厂安全事故应急管理流程图
核事故
接警
信息反馈
Page 5
3，政府和相关部门缺乏协同决策意识 协同决策是在彼此间具有相互依赖关系的工作环境中，为了完成共同的 工作任务而形成的合作模式。协同也被认为是一个可以导致共同行为、运转 或环境的过程，或者是一个在协调的方式下共同行动的状态。日本政府和东 电公司是福岛核事故的两个重大责任人，二者在处理危机时各自为战，没有 形成合力，未能及时迅速沟通核事故信息用来正确地识别风险从而导致风险 被低估，缺乏协同决策意识，贻误救援时机， 而在此次福岛核事故中地方政府和相关部门在面对核泄漏时缺乏统一协调的 步调与措施。
福岛核事故的处理思路
福岛核电站发生地震后，核电站会自动停止运转。但反应堆堆芯必须在有限 时间内得到冷却，否则强烈高温将引发堆内氢气爆炸，泄露放射性物质，附近 几十公里内寸草不生，对人体有致癌的威胁，后果不堪设想。冷却就需要用电， 而电力来源于外部电网和自备柴油机的发电，核电站外部电网遭到地震破坏， 而其自备的应急柴油机组在10米高巨大海啸破坏下也失灵了，这个时候也就是 福岛核电站危机处理的开端，就是抓紧时间用海水灌注以保证反应堆堆芯的应 急冷却 。
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The Fukushima Daiichi Incident – Dr. Matthias Braun - 06 April 2011 - p.3
The Fukushima Daiichi Incident
Building structure
Concrete Building Steel-framed Service Floor
The Fukushima Daiichi Incident – Dr. Matthias Braun - 06 April 2011 - p.11
The Fukushima Daiichi Incident
2. Accident progression
Reactor Isolation pump stops
1. Plant Design
Reactor Service Floor (Steel Construction) Concrete Reactor Building (secondary Containment)
Spend Fuel Pool
Fresh Steam line Main Feedwater
The Fukushima Daiichi Incident – Dr. Matthias Braun - 06 April 2011 - p.13
The Fukushima Daiichi Incident
2. Accident progression
Reactor Isolation pump stops
Diesel generators start
Emergency Core cooling systems are supplied
Plant is in a stable save state
The Fukushima Daiichi Incident – Dr. Matthias Braun - 06 April 2011 - p.9
The Fukushima Daiichi Incident – Dr. Matthias Braun - 06 April 2011 - p.1
The Fukushima Daiichi Incident
1. 2. 3. 4. 5. Plant Design Accident Progression Radiological releases Spent fuel pools Sources of Information Matthias Braun PEPA4-G, AREVA–NP GmbH Matthias.Braun@
11.3. 16:36 in Unit 1 (Batteries empty) 14.3. 13:25 in Unit 2 (Pump failure) 13.3. 2:44 in Unit 3 (Batteries empty)
Decay Heat produces still steam in Reactor pressure Vessel
The Fukushima Daiichi Incident
2. Accident progression
11.3.2011 14:46 - Earthquake
Magnitude 9 Power grid in northern Japan fails Reactors itself are mainly undamaged
The Fukushima Daiichi Incident – Dr. Matthias Braun - 06 April 2011 - p.8
The Fukushima Daiichi Incident
2. Accident progression
Containment Isolation
Closing of all non-safety related Penetrations of the containment Cuts off Machine hall If containment isolation succeeds, a large early release of fission products is highly unlikely
The Fukushima Daiichi Incident – Dr. Matthias Braun - 06 April 2011 - p.10
The Fukushima Daiichi Incident
2. Accident progression
Reactor Core Isolation Pump still available
Decay Heat produces still steam in Reactor pressure Vessel
Pressure rising
Opening the steam relieve valves
Discharge Steam into the Wet-Well
Descending of the Liquid Level in the Reactor pressure vessel
Reactor Core Reactor Pressure Vessel Containment (Dry well) Containment (Wet Well) / Condensation Chamber
The Fukushima Daiichi Incident – Dr. Matthias Braun - 06 April 2011 - p.7
Battery power Temperature in the wet-well must be below 100°C
As there is no heat removal from the building, the Core isolation pump cant work infinitely
1. Plant Design
Lifting the Containment closure head
The Fukushima Daiiቤተ መጻሕፍቲ ባይዱhi Incident – Dr. Matthias Braun - 06 April 2011 - p.6
The Fukushima Daiichi Incident
Steam from the Reactor drives a Turbine Steam gets condensed in the Wet-Well
Turbine drives a Pump
Water from the Wet-Well gets pumped in Reactor Necessary:
Pressure rising
Opening the steam relieve valves
Discharge Steam into the Wet-Well
Descending of the Liquid Level in the Reactor pressure vessel
The Fukushima Daiichi Incident – Dr. Matthias Braun - 06 April 2011 - p.14
11.3. 16:36 in Unit 1 (Batteries empty) 14.3. 13:25 in Unit 2 (Pump failure) 13.3. 2:44 in Unit 3 (Batteries empty)
Decay Heat produces still steam in Reactor pressure Vessel
SCRAM
Power generation due to Fission of Uranium stops Heat generation due to radioactive Decay of Fission Products
After Scram After 1 Day After 5 Days ~6% ~1% ~0.5%
The Fukushima Daiichi Incident
2. Accident progression
Reactor Isolation pump stops
11.3. 16:36 in Unit 1 (Batteries empty) 14.3. 13:25 in Unit 2 (Pump failure) 13.3. 2:44 in Unit 3 (Batteries empty)
The Fukushima Daiichi Incident
2. Accident progression
Reactor Isolation pump stops
11.3. 16:36 in Unit 1 (Batteries empty) 14.3. 13:25 in Unit 2 (Pump failure) 13.3. 2:44 in Unit 3 (Batteries empty)
1. Plant Design
Containment
Pear-shaped Dry-Well
/wiki/Browns_Ferry_Nuclear_Power_Plant
Torus-shaped Wet-Well
The Fukushima Daiichi Incident – Dr. Matthias Braun - 06 April 2011 - p.4
The Fukushima Daiichi Incident
2. Accident progression
11.3. 15:41 Tsunami hits the plant
Plant Design for Tsunami height of up to 6.5m Actual Tsunami height >7m Flooding of