福岛核电站中的LOCA和熔芯事故
福岛核电站事故内幕
福岛核电站事故内幕福岛第一核电站事故（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，福岛第一核电站因此次地震造成有堆芯熔毁危险的事故。
[1]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。
[2][3][4]日本经济产业省原子能安全保安院于3月12日表示，福岛第一核电站正门附近的辐射量是通常的70倍以上，而1号反应堆的中央控制室辐射量已升至通常的1000倍。
这是日本首次确认有放射性物质外泄。
[5]3月13日，3号机貌似也可能发生部分堆芯熔毁。
根据东京电力公司当地时间1pm通讯，发生化学爆炸的1号机注入海水与硼酸，这是为了要冷却与阻止进一步核反应。
由于反应堆安全壳的气压过高，3号机已经排气。
之后，为了要吸取中子，又灌入含有的硼酸的水。
[6]虽然核反应堆安全壳内的气压很高，2号机的水位也比正常低，由于冷却系统仍旧能够将水注入，水位相当稳定[6]。
同日日本核能研究开发机构宣布，依照国际核事件分级表，将福岛事故分级为第四级核事故。
[7]政府官员谈到堆芯熔毁的可能之后，大约170,000–200,000名居民已被疏散至安全地区。
[8][9]而法国则认为问题比日本官方宣称的更严重，是第六级事故。
[10]3月14日上午11点01分，3号机也因同样问题而导致氢气爆炸，相关单位随后发出通报，附近方圆20千米内600多位居民全部室内避难。
[11]3月15日清晨6时10分，2号机组反应堆的控制压力池损坏，而引发爆炸，而4号机组发生氢气爆炸导致了火灾，相关单位随后要求厂房半径20千米范围内所有人撤离，30千米内范围内的人留在家中，并将此区空域发布为无限期区域禁飞令[12][13]。
日本核电站的核事故分析
日本核电站的核事故分析受3?11大地震影响，日本福岛第一核电站发生了4次爆炸，并伴随发生了放射性物质的泄漏，对日本及其附近海域造成了环境污染。
此次核事故引发了包括我国在内的各国对核设施安全的进一步关注。
事故的概况与性质2011年3月11日以来，由于受大地震和海啸的影响，日本福岛第一核电站的冷却系统失灵，反应堆的压力陡然升高。
在相关人员为反应堆降温过程中，先后发生两次氢气爆炸以及反应堆堆芯熔毁事件。
3月13日，日本官房长官枝野幸男表示，一号反应堆和三号反应堆“很有可能”已经发生了堆芯熔毁。
目前，上述事件造成了核泄漏，所产生的核辐射水平较之往常超标数百倍。
上述事件从性质上看，属于一种核事故。
一般来讲，核事故分为三类：第一类是携载核器件(包括核武器)的载体(如飞机、舰船、火箭、车辆等)发生事故(如起火、爆炸、坠落等)，既未引起核器件的化学爆炸，也未引起核器件爆炸，核器件被完整地回收，环境也未受到放射性污染，也就是说也基本上没有辐射危害。
第二类是核器件或核设施中的化学物质爆炸(包括整装核弹头的化学爆炸)，但未引起核爆炸。
可能引起此类事故的原因有：设备缺陷，突发供电事故，运输事故，核弹头或贮管和运输设备安全性下降或失效，火灾等。
此类事故容易引发对人体、动植物以及环境的核辐射，同时还可能造成非辐射危害，如铍、锂、铅等物质的危害，破坏人体健康(如导致白血病，癌症等)。
第三类是核爆炸，有核能释放并引起核器件(含核武器)爆炸的一切后果，包括光辐射、冲击波、早期核辐射、核电磁辐射和放射性沾染等。
尽管截止到目前为止，尚未发生过核武器爆炸事故，但发生过类似于前苏联切尔诺贝利核电站的核反应堆爆炸事故。
此类事故属特大事故，可对人员和环境造成极其严重和长期的伤害。
在此次日本福岛核电站事故中，核辐射通过水蒸汽和积水外排的方式泄漏出来，这并非核反应堆里的裂变层的放射性释放，也不是核爆炸事故而是化学反应事故，因此属于第二类事故。
事故的原因此次日本福岛核电站发生的核事故除了天灾的原因之外，还暴露出日本核电发展、运行、监管中存在的深层次问题。
浅说福岛核事故
核辐射对人体影响
遇到怎么办
尽可能缩短被照射时间 尽可能远离放射源 注意屏蔽，利用铅板、钢板或墙壁挡住或降 低照射强度 当放射性物质释放到大气中形成烟尘通过时， 要及时进入建筑物内，关闭门窗和通风系 统， 避开门窗等屏蔽差的部位隐蔽。
你一定要记住
国际核事故等级
国际核事故按严重程度分为零至7级。最低级别 为1级核事故，最高级别为7级核事故。但是核 事故等级评定往往缺少精密数据评定，往往是 在发生之后通过造成的影响和损失来评估等级 最低影响的3个等级被称为核事件，最高的4个 等级被称为核事故 福岛第一核电站事故被定为4级
核电站的安全措施
燃料芯块核然料放在氧化铀陶瓷芯块中，并使得大部分裂变产物 和气体产物90%以上保存在芯块内。 燃料芯块密封在铅合金制造的包壳中构成核燃料芯棒错合金，具 有足够的强度且在高温下不与水发生反应。 压力管道和容器冷却剂系统将核燃料芯棒封闭在20cm以上的钢质剂系统将核燃料芯棒封闭在20cm以上的钢质耐高压系统中避免放 射性物质泄漏到外界。 反应堆安全壳用预应力钢筋混凝土构筑壁厚近1米，内表面加有钢 衬，可以抗御来自内部或外界的飞出物
妖魔化的核电站
核电站是不是一颗随时都有可能发生爆炸的 原子弹？ 事实上，核反应堆是不可能像原子弹那样 爆炸的
不会爆炸的原因
核反应堆的燃料铀不纯，它们没有能力产生原 子弹式的爆炸。虽然核弹和核反应堆都是以铀为原 料，但两者对纯度的要求完全不同，从地下挖出来 的天然铀含99.3%的铀238和只有0.7%的铀235， 而只有后者是能够发生链式反应的铀。生产核弹时， 你需要付出昂贵的代价去除杂质铀238，要求铀 235的纯度在90%以上，而反应堆中一般只需要稍 微3%左右提纯的铀，正如烈度白酒可以点燃，啤 酒却不能点燃的道理一样，反应堆即使失控，也不 会像原子弹那样爆炸
美国三哩岛核电站事故分析与对策
美国三哩岛核电站事故分析与对策39055207 马喆前言美国三哩岛核泄漏事故是核能史上第一起堆芯熔化事故，也是压水堆型核电站发生的一次最大事故。
1979年3月28日，位于美国宾西法尼亚州的三哩岛核电站的2号堆，发生了核电史上第一次严重事故。
这是由于水泵阀门信号灯故障和操作人员多次误操作所造成的。
反应堆堆芯两次露出水面，使燃料元件破坏和大约三分之二的堆芯熔化。
导致大量惰性气体和放射性碘与其他一些放射性核素进入了安全壳内。
并且由于锆包壳和水发生化学反应，也产生许多氢气，但没有发生爆炸。
因为安全壳的良好密封性和屏蔽作用，这次事故释放到环境中的放射性物质很少。
根据监测调查，对周围80千米的200万居民所带来的总剂量仅为20人·Sv（希沃特），不到这地区居民年本底辐射总剂量的（核设施建设运行之前该地区的辐射剂量水平）1%（这地区的年本底辐射总剂量2400人·Sv），附近居民受到的最大个人剂量不到1毫希沃特，只与作一次X光胸部透视所受的剂量差不多。
三里岛核电站值班的118名工作人员，无一伤亡，只有3人的受照剂量超过季度允许剂量水平。
三哩岛核电站事故描述与分析事故经过简介1979年3月28日，美国都市爱迪生公司设在宾夕法尼亚州哈里斯堡城附近的三哩岛核电站二号动力堆发生了一次严重事故。
事故是由一系列设备故障和操作失误引起的。
当天凌晨4时，反应堆二回路（即用来产生蒸汽推动汽轮机的回路）给水泵发生故障，使蒸汽发生器中的供水量和蒸汽产生量迅速降低，热量带不走。
本应立即投入备用供水系统，但两周前被操作人员违反操作规程给关闭了。
于是，造成一回路（它将反应堆中的热量带出来在热交换器中传给二回路产生蒸汽）水的温度和压力升高。
这时，一回路中的安全装置——减压安全阀自动开启，把一回路中的高压高温水向排放箱排除，以降低堆内压力保证安全。
在正常情况下，当堆内压力下降到正常值时，安全阀会自动关闭，但这次安全阀又恰好失灵，未能关闭，使大量水和中蒸汽不断排出，排放箱容纳不了，从而排放到反应堆大厅里（它在一个巨大的安全壳内）。
日本福岛第一核电站及其事故详解
10 月 26 日: 3 号机 MOX 燃料发电、开始营业运转。 2011 年 (平成 23 年) 3 月 11 日 : 因 2011 年日本东北地方太平洋近海地震的影响造成 1F 所 有的涡轮机及反应堆自动停止，之后亦发生紧急用的柴油发电机故障停止运转。随之发生冷 却水循环系统异常。为释放围阻体压力也将蒸汽排放到大气中，之后发生氢气爆炸、接着建 筑物崩落等事故。详情参照福岛第一核电站事故。
1976 年 4 月 2 日，区域内发生火灾，但没有对外公开。然而内部有人向田原总一朗告发， 才让外界得知。被举报后一个月，东京电力公司承认了这一事故。 1978 年 11 月 2 日三号机发生日本首次的临界事故，不过该事故直到 2007 年 3 月 22 日才被 披露。
1990 年 9 月 9 日，3 号机发生国际核事件分级表中的第二级事故。因主蒸汽隔离阀停止针损 坏，反应炉压力上升，引发“中子束过量”讯号，导致自动停止。
7 月 4 日：1 号机核燃料初始装填。 11 月 17 日：1 号机开始试运转。（翌年 5 月 11 日实施记念式典礼） 1971 年（昭和 46 年）2 月 22 日：提出 5 号机反应堆设置许可申请。 3 月 26 日：1 号机开始营业运转。 8 月 5 日：提出 4 号机反应堆设置许可申请。 9 月 23 日：国家许可 5 号机反应堆设置。 12 月 21 日：提出 6 号机反应堆设置许可申请。 1972 年（昭和 47 年）1 月 13 日：国家许可 4 号机反应堆设置。 12 月 12 日：国家许可 6 号机反应堆设置。 1974 年（昭和 49 年）7 月 18 日：2 号机开始营业运转。 1976 年（昭和 51 年）3 月 22 日：“核电厂周边地域安全确保相关协定”改定为“加上在地 4 町三者协定”。 3 月 27 日：3 号机开始营业运转。 1978 年（昭和 53 年）4 月 18 日：5 号机开始营业运转。 10 月 12 日：4 号机开始营业运转。 1979 年（昭和 54 年）10 月 24 日：6 号机开始营业运转。 2000 年（平成 12 年）1 月 7 日：向县知事报告 3 号机实施预定 MOX 燃料装载任务延期。 2001 年（平成 13 年）2 月 26 日：当时福岛县知事佐藤荣佐久对于 3 号机 MOX 燃料计划、 当面表明许可进行。 2002 年（平成 14 年）8 月 29 日：核能安全保安院检查东京电力核能发电厂・公布补修作业 处理不适当。 10 月 25 日：经济产业省提出东京电力 1 号机反应堆围阻体泄漏率试验报告书造假。进一步、 1 号机接受为期 1 年运转停止处分。 2003 年（平成 15 年）4 月 15 日：因有定期检查时段重叠之因素，所以停止东京电力所有 的运转中之核电厂反应堆运转。 7 月 10 日：当时福岛县知事佐藤荣佐久允许 6 号机再开始运转。 2005 年（平成 17 年）7 月 30 日：1 号机再开始运转。 2006 年（平成 18 年）12 月 5 日：发生 1 号机复水器海水出入口温度测定资料报告书被篡 改。 2007 年 (平成 19 年) 7 月 24 日：由于 2007 年新潟县中越冲地震柏崎刈羽核电厂遭到一些事 故，日本共产党福岛县委员会、同县议会议员团、为确保核电厂安全性以福岛县连络会之名 义连名要求东京电力提出“福岛核电厂 10 基耐震安全性总检查报告书”。 2010 年（平成 22 年）2 月 16 日：福岛县知事 2 月开例行性县议会，东京电力向福岛县议 会申请“福岛第 1 核电厂 3 号机 MOX 燃料实施计划”，议会表明有条件的接受其计划。同知 事在去年县议会对这计划也检讨再开“能源政策检讨会”，因推行核燃料再利用为国家方针。 亦谈及玄海核电厂使用 MOX 燃料开始发电等之议题，也谈及接受其计划。 9 月 18 日: 3 号机以 MOX 燃料发电、开始试运转。
福岛核事故介绍及经验反馈
中国军转民60福岛核事故介绍及经验反馈■ 吴勇摘要：核事故对人类影响深远，一度“谈核色变”。
利用核能是人类文明发展史的里程碑，不能因核事故放弃和平利用核能。
前苏联切尔诺贝利核事故后，福岛核电站加盖安全壳厂房，美国三里岛核事故发生后，人们认识到将核反应燃料抑制在反应堆压力容器或核安全厂房内，是避免大范围核灾难至关重要的举措。
本文简单介绍、分析福岛核事故的发生，在此基础上进行经验反馈，思考在兴建内陆核电时可以进行的优化工作。
关键词：氢爆；堆芯熔毁；福岛七级核事故；内陆核电美国是世界上核电站最多的国家，法国是世界核电站第二多的国家，核电能排到世界上第三名的是日本。
美国的核电标准是ASME；法国经ASME 授权后编制RCC-M，出口核电；日本采买进口美国核电后，极大地缓解了能源紧张，促进经济发展。
以福岛核电站为代表的沸水堆，占据日本核电的半壁江山，然而平稳运行时间长了，忧患意识逐渐淡泊，正常的运维演练也不进行，在天灾到临时，人祸也显露出来了。
一、福岛核电站简介日本国位于亚欧大陆板块、太平洋板块、印度洋板块的交界线上，其中太平洋板块俯冲在亚欧大陆板块下面，俯冲处形成日本海沟，亚欧大陆板块顶起成岛链。
地震频发，台风、海啸肆虐，火山伺机而动，生存条件堪忧，生活所需能源极其短缺，化石能源严重依赖进口。
为缓解能源危机，上世纪70年代初，日本开始发展核电，首先引进英国160MWe 气冷镁诺克斯型商用反应堆，随后压水堆（PWR）和沸水堆（BWR）竞相发展，各占约50%比例，期间也发展先进热中子原型堆（ATR）。
压水堆有主给水、堆芯冷却剂、主蒸汽三个回路，且有钢制安全壳，功率稳定、安全性能优越、造价高。
沸水堆只有一个回路，结构简单、造价便宜、运维方便，尤其是建造周期短，对资源匮乏亟待发展的日本国来说尤为重要，在这种情况下，沸水堆核电站由于其结构简单、造价便宜、维护方便、建造周期短等优点，受到了日本政府的青睐。
尤其是通用电器公司的“Mark1”沸水反应堆，成了日本建设核电站的首选堆型。
福岛核事故的真相是怎样的福岛核事故的影响
福岛核事故的真相是怎样的福岛核事故的影响第一篇：福岛核事故的真相是怎样的福岛核事故的影响福岛核事故的真相是怎样的福岛核事故的影响福岛核事故时间日本福岛核事故时间发生在2011年3月12日。
这一天，日本发生了极端的自然灾害，导致了福岛核电站的设备故障，无法供电，致使反应堆发生裂变，导致核泄漏。
日本时间2011年3月11日下午14时46分，日本境内和海域发生了高达9级的地震，导致日本沿海的11个反应堆停堆。
福岛核电站在这次地震中，中断了电网供电，紧急启动了柴油机组供电。
但是地震结束后的46分中，由于地震引起了巨大的海啸。
据称，海啸的高度达到14米，日本整个东北地区的设施都遭到了破坏。
海水冲进了福岛核电站内，紧急启动的柴油机组被海水浸泡，导致线路故障而停止工作。
此时的福岛核电站只能依靠蓄电池对冷却系统进行供电。
但是蓄电池紧急工作的时间有限，再加上天气恶劣，发电站内的工作人员，无法对反应堆采取紧急补救措施。
在蓄电池电能耗尽之后，冷却系统停止工作，核反应堆急速升温，当天下午15：36分，发电站1号机组的厂房内发生氢气爆炸，爆炸引发了火灾。
在接下来的14日和15日，第3号机组和第4号机组，也发生了氢气爆炸。
这个时候，事故已经达到了一发不可收拾的地步。
而且由于爆炸，对工作人员的现场抢救工作也增加了难度。
部分工作人员冒死进入现场，对火源进行扑灭。
但这个时候，火灾已经造成了核泄漏。
直到3月25日，在多方协作之下，终于建立了第一条淡水通道，开始朝反应堆注水冷却。
4月12日，日本原子力安全保安院将这次事故等级评为7级。
因此，福岛核辐射时间是在2011年3月12日到25日，将近半个月时间。
福岛核事故真相随着福岛核泄漏事件的远去，那些被掩盖的历史真相，也逐渐显露出来。
福岛核事故真相又重新被人们所重视，宣称核安全的谎言，只是地球人自欺欺人而已。
2011年3月，日本发生了福岛核事故，事故等级与乌克兰的切尔诺贝利事件同级。
在11日，日本发生了巨大的地震，由地震引发了海啸，海啸冲垮了福岛核电站的所有防护设施，导致电网供电中断，核反应堆的温度急剧上升，并最终引发了爆炸，导致了核泄漏事件。
日本福岛核电站事故初步分析
0 事故背景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。
（以上叙述看似数据罗列，但是为事故埋下了第一个伏笔：一号机已经运行整40年了，退休正当时。
）图中从右至左依次为1至4号机组，5、6号机组在北侧稍远。
另有福岛第二核电站，这两天爆炸的是福岛第一核电站，与第二核电站无关，不表。
2 沸水堆预备知识考虑到中国大陆上只有压水堆（PWR）和重水堆(CANDU)，（注意是中国大陆，台湾的是沸水堆，台湾在建的龙门电厂是更先进一点的ABWR）,在此简单介绍一下沸水堆（BWR）。
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。
下图是福岛一号核电站一号机的原理图：沸水堆基本运行过程：来自汽轮机系统的给水（深蓝色的管子）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（白箭头的起点）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（汽水分离的过程跟压水堆蒸汽发生器差不多），蒸汽（浅蓝色管道）通往汽轮发电机（几个黄色块分别为高压缸，三个低压缸，发电机，和AP1000一样），做功发电。
核安全案例分析
三哩岛事故
• 堆芯升 温瞬变
•110分，堆芯第一次裸露；
•138分，发现卸压阀卡开，关闭卸压阀的截 止阀，但并未加大高压安注；
•在事故后大约2.5小时，反应堆堆芯相当大 部分已裸露，并经受了持续的高温。这种工 况导致了燃料损坏，堆芯裂变产物大量释放 以及氢气的生成，堆芯已严重损坏。
三哩岛事故
• 持续卸 压
美国三哩岛核事故
1. 三里岛核电站概述
• 基本情况：三里岛核电站2号机组(TMI-2)位于美国宾夕法尼 亚州首府哈里斯堡东南16km附近。是由美国巴布科克和威 尔科克公司设计的959MW电功率的压水堆。1978年3月28 日达到临界， 1979年3月28日就发生事故。事故由给水丧失 引起的瞬变开始，经一系列事故序列造成堆芯熔化，大量裂 变产物释放到安全壳。尽管对环境的释放以及对运行人员和 公众造成的辐射后果很微小，但该事故对世界核工业发展造 成深远影响。
核安全案例分析
－世界上两次核事故
历史上两次重大的严重事故
¾ 1979年3月28日美国三哩岛核电厂二号机组 (TMI－2)，实际上是冷却剂丧失（小LOCA） 造成堆芯部分融化，大量裂变产物释放到 安全壳的严重事故。
¾ 前苏联1986年4月26日在切尔诺贝利4号机 组发生了核电历史上最严重的核事故。这 是一次反应性事故。
切尔诺贝利核事故
2.事故过程
• 1986年4月25日1时，反应堆功率开始从满功率下降。 13时5分时，热功率水平降至1600MW（50％功率）。 按计划关闭了一台（7号）汽轮机。
• 根据试验大纲，14点把反应堆应急堆芯冷却系统与强迫 循环回路断开，以防止实验过程中应急堆芯冷却系统动 作。
• 停堆后，反应堆冷却系统经历预期的冷 却剂收缩、装水量损失，一回路系统压 力下降。
福岛核电站中的LOCA和熔芯事故 共18页PPT资料
概要
福岛历史及堆形 福岛事故的LOCA过程 福岛事故中的熔芯过程
福岛核电站的历史及堆形
福岛核电站（Fukushinia Nuclear Power Plant）位于北纬37度25分 14秒，东经141度2分，地处日本福 岛工业区。福岛核电站是目前世界世 界最大的核电站，由福岛一站 (daiichi)、福岛二站(daini)组成，共 10台机组（一站6台，二站4台）， 均为沸水堆。
福岛周边地理分布
福岛核电站历史
福岛第一和第二核电站此前也多次发生事故。其中福岛第一核电站1978年 曾经发生临界事故，但是事故一直被隐瞒至2019年才公诸于众。
2019年8月里氏7.2级地震导致福岛县两座核电站中存储核废料的水池部分 池水外溢。
2019年，福岛第一核电站６号机组曾发生放射性物质泄漏事故。 2019年，东京电力公司承认，从1977年起在对下属3家核电站总计199次
3/4堆芯裸露 包壳温度超过1200度 锆水反应发生
Zr + 2H20 →ZrO2 + 2H2 反应放出的热量进一步使堆
芯升温 产生氢气
—1号机组: 300~600kg —2/3号机组: 300~1000kg 氢气通过湿井进入干井
福岛核电站事故分析
安全壳降压的积极和消极 影响
堆形示意图
1号机组：通用电气设计沸水堆核电站 (439 MW), 1971年投入运行 2-4号机组 ：通用电气设计沸水堆核电站 (760 MW), 1974年投入运行
堆形示意图
厂房
安全壳
沸水堆Βιβλιοθήκη 压水堆厂房和安全壳示意图
反应堆维护层 (不锈钢结构)
福岛核电站事故及相关基础知识
辐射剂量的单位： 辐射剂量的单位： 吸收剂量，戈瑞Gy、mGy、µGy、nGy 剂量当量，希弗Sv、mSv、µSv、nSv
辐射防护基本知识
电离辐射对人体的危害主要在于， 电离辐射对人体的危害主要在于，辐射的能量导致构成人体组织的细 胞受到损伤。其引起的生物效应主要有两种分类方法： 胞受到损伤。其引起的生物效应主要有两种分类方法：分为躯体效应和遗 传效应；或分为随机性效应和确定性效应 。 传效应； 国际放射防护委员会研究报告表明，累计剂量小于100mSv未观察到生 国际放射防护委员会研究报告表明，累计剂量小于 未观察到生 物效应 国家国标规定的职业照射剂量限值为连续5年剂量平均值 年剂量平均值20mSv 国家国标规定的职业照射剂量限值为连续 年剂量平均值
核电站的安全设计
核电站的安全设计
选址 关于地震 大亚湾核电站位于欧亚板块的东南部的沿海地带， 远离构造变形强烈的南北构造带和菲律宾海板块俯冲 带，厂址附近无断裂带，历史上也未出现过超过5级 的地震，大亚湾核电站厂址附近出现与本次震级相当 的地震概率非常低。 关于海啸 海啸的形成通常由里氏6.5级以上规模的深海地震 引起，且海水深度达到1000米量级才可能形成规模较 大的海啸。广东省沿海属于边缘海，海水深度较浅， 只有二三十米，难以形成大规模海啸，我国海岸记录 到的海啸最高在0.5米以下。大亚湾核电站在设计时 布置有防波堤，防波堤高11.22米。
辐射防护基本知识 福岛电站核泄漏对中国的影响
根据日本方面监测到的信息，福岛核电站事故释放的放射性 物质主要是碘131、 铯137。目前日本政府发出的核事故应 急指令20公里内撤离，20－30公里隐蔽。 放射性物质的运动方式主要有：自身衰变、沉降、随云层迁 徙、水洋流迁徙、稀释等方式。从福岛到我国最近的距离约 1000公里，到北京、上海约2000公里，到深圳、香港约 3000公里。放射性物质即使扩散到中国境内其影响也十分有 限，对人体健康不会产生任何伤害 注：放射性物质其中I131的半衰期约8.08天，Cs137半衰期 30.17年。
福岛核电站爆炸事故分析
福岛核电站爆炸事故分析及对我国发展核电的思考1、事故背景北京时间2011年3月11日13时46分在日本本州东海岸附近海域（北纬38.1,东经142.6）发生里氏9.0级地震，震源深度24千米，东京有强烈震感，地震引发大规模海啸，造成重大人员伤亡，并引发日本福岛第一核电站发生核泄漏事故。
1.1日本电力工业概况日本分为1道（北海道）、2府（东京、大阪）、43个县，共46个行政单位，国土37万km2，2004年人口1.27亿。
全国由10个电力公司供电，其中北部为50Hz（北海道、东北和东京），南部为60Hz，由关西60Hz/50Hz变频换流站交换功率。
全国电网最高电压等级1100kV（目前以550kV降压运行），以下依次是500、275、220、187、154、132、66、22、6kV共9级，民用电压为110V。
10个电力公司为北海道、东北、东京、中部、北陆、关西、中国、四国、九州、冲绳。
其中东京电力公司装机容量最大，超过5 000万kW，占全国总装机容量的1/4强，所属东京电力中央研究所(CRIEPI)为日本最大的电力研究所，日本第骨干网架，地理接线和各电力公司供电区域分别如图1、2和3所示。
日本发电所需的能源基本上都依赖从国外进口，1973年第一次石油危机以后，各家电力公司开始减少对石油的依赖程度，致力于发电能源的多元化，日本目前的发电厂也火电为主。
截至2009年底，电网装机容量2.4549亿kW，其中液化天然气（LNG）发电装机容量占25.07%，石油发电装机容量占19.72%，煤炭发电装机容量占15.67%，核电发电装机容量占20.61%，水电发电装机容量占18.93%，其它为地热等新能源发电。
预计从2005年到2014年，日本将新增核电装机容量1437万千瓦合计达6149万千瓦，所占比例将上升到23.4%，核能发电量将从2009年的3723亿kWh增加到2014年的4361亿kWh，所占比例增加到141.3%，如图4和5所示。
错与罚：日本核泄漏图解
日本福岛核事故已进入第6天，此次核泄漏危机在过去的5天里逐步升级，至今仍未得到有效控制。
欧洲能源专员冈瑟·厄廷格将这次由地震、海啸引发的核灾难形容为“现代启示录”。
在对过去5天发生的事情进行梳理时，我们发现日本当局在此次事故中应对失当、表现乏力，其中教训值得各国政府和核电行业吸取。
在分析这次核事故之前，我们首先需要简单了解核电站的工作原理和核泄漏防护原理。
日本福岛第一、第二核电站的所有10座核反应堆在1971-1988年间建成运行，均属沸水型反应堆（Boiling Water Reactors，BWR）。
其工作原理是核燃料棒在反应堆堆芯发生可控的链式反应，产生大量热量；这些热量传递给反应堆压力容器内的水，这些水被加热后产生蒸汽，直接推动蒸汽涡轮发电机产生电能。
这个回路里的水，在反应堆运转后是沸腾的，蒸汽通过涡轮发电机后需要进入一个冷凝器，冷凝器引入海水进行冷却，蒸汽冷却后重新变成液态水流回反应堆压力容器。
为什么停堆后冷却那么重要在这次地震发生后，日本福岛第一、第二核电站的反应堆都已自动“停堆”，为什么还会出现如此严重的核泄漏？这是因为在核电术语里“停堆”，只是通过计算机控制向反应堆芯插入控制棒，停止链式反应，但是核燃料棒里的反射性元素自衰变仍然产生大量热量。
这样就必须保持冷却水循环，以保证核燃料棒不会因为温度过高而出现包裹金属熔解破损，导致严重核泄漏。
沸水型反应堆运行过程示意图，图中蓝色部分即为冷却水循环，最左边的部分即为进行链式反应的炉心。
(点击可看大图)众所周知，核燃料在发生链式反应时会产生大量对人体有害的放射性物质，如碘131、铯137。
为了避免这些放射性物质泄漏，核电站设置了多层防护。
第一层防护：核燃料棒外壳福岛核电站有三层防护，第一层就是核燃料棒的外壳——锆合金，这层锆合金包裹可以避免核燃料棒里的放射性物质与冷却水接触，可以承受1200度的高温。
很多根核燃料棒、控制棒（用途是吸收中子，控制链式反应的程度）及相关机构就组成了反应堆堆芯装置。
福岛核电站事故分析
福岛核电站事故分析感谢供稿：银河双子星（原子物理博士后、旅日留学生）福岛核电站结构福岛核电站属于沸水反应堆（简称BWR，Boiling Water Reactors）。
BWR是通过沸水来发电的，用它的蒸汽推动涡轮实现发电。
沸水反应堆以轻水（普通水H2O）作为冷却剂和中子慢化剂。
反应堆冷却系统内压强保持在70个大气压。
在这里，来自汽轮机的给水进入压力容器后，在280℃左右沸腾。
汽水混合物经过堆芯上方的汽水分离器和蒸汽干燥器过滤掉液态水后直接送到汽轮机。
离开汽轮机的蒸汽经过冷凝器凝结为液态水（给水）后，回流至反应堆，完成一个循环。
可参考此网站。
堆中所用核燃料是铀的氧化物。
其熔点很高，接近2800摄氏度。
燃料被制成柱状（1cm高截面直径1cm 的小圆筒）。
这些柱状物体被放入锆锡合金（一种锆合金）制成的长管中，它的熔点在1200摄氏度左右，并且被严格密封。
这种长管被称为燃料棒，包裹核燃料的锆锡合金的这层叫做燃料包壳，包壳将放射燃料跟反应堆其他的组成分隔开。
这些燃料棒然后被集装到一起，这样的几百个集装件共同形成反应堆的内核。
内核被放置在一个巨大的压力容器中。
压力容器由很厚的钢铁构成，可以在7MPa的压力下工作（大概是1000psi），它的设计涵盖了事故发生时产生高压的情况。
然后压力容器以及水泵、冷却剂等一并封装在更结实的钢筋混凝土建筑中，这一层叫做安全壳，它高度密封，形成非常厚的屏障。
在这个容器建筑的外围又浇灌了一层很厚的混凝土外壳，作为它的双重保障。
这些都是为了防止核芯放射物质出现高温熔毁后出现泄漏。
切尔诺贝利核电站发生的重大事故是因为没有这一层安全壳导致的。
所有这些，再加上蒸气发电机等都建在一个更大的发应堆建筑内部，反应堆建筑是整个核能源厂的外壳性建筑，以便保持厂内恒温，不受外界气候变化影响。
总结一下，沸水式核电站由内到外的机构：放射性核燃料、锆合金包壳、钢铁压力容器、钢筋混凝土安全壳、外层建筑。
看几张沸水反应堆的图吧核反应堆工作原理反应堆中的铀燃料由中子诱发可以导致核裂变发生，其裂变产物为碘131、铯137等同位素，并放出中子和能量，这些能量会通过与堆内部水的摩擦作用而变成水的内能。
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.A．安全壳福岛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。
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。
最新日本福岛核泄漏事故经过以及对中国的影响
精品资料日本福岛核泄漏事故经过以及对中国的影响........................................日本福岛核泄漏事故经过以及对中国的影响2011年3月11日13时46分，日本近海发生9.0级地震，随之导致的海啸和核泄漏危机使这个国家陷入了前所未有的灾难之中。
地震海啸纯属天灾无法避免，然而核泄漏危机却可以说是真正的人祸。
福岛第一核电站位于福岛工业区，同在该工业区内的有福岛第二核电站。
两个核电站统称为福岛核电站。
第一核电站共有6个反应堆，第二核电站拥有4个反应堆。
经受地震及海啸袭击后，第一核电站6个反应堆均出现程度不等的异常情况。
核泄漏原因之一：技术缺陷、设备老化、选址不科学等因素是此次日本核泄漏事故不断发酵的原因。
福岛第一核电厂1号反应炉1971年开始运转，运行时间将近40年，严重老化。
据悉，日本很多核电设备不少已是“超期服役”，使用寿命接近或超过25至30年的最长年限。
据日本媒体报道，今年2月7日，东京电力公司完成了对于福岛第一核电站1号机组的分析报告，报告称机组已经服役40年，出现了一系列老化迹象，包括反应堆压力容器的中性子脆化、热交换区气体废弃物处理系统出现腐蚀等。
抗震标准老化也为事故埋下了隐患。
日本早期核电站设计抗震标准为里氏6.5级。
2006年日本修改了核电站抗震标准，将这一标准提高到抗震能力最大为里氏7.0级。
但目前日本国内55座核电站中，只有静冈县的滨冈核电站达到了最新抗震标准。
据东京电力公司文件显示，对第一和第二核电站的地震测试假设，最高只有7.9级，换言之，该核电站的安全设计水平，远未达到抵御9级地震的标准。
11日下午，日本东北部海域发生9级强震，并引发强烈海啸，当天日本电力公司宣布，其在日本北部女川町工厂的三座核反应堆自动关闭。
然而，几天后相继传来核电站爆炸和反应堆受损的消息。
部分专家通过媒体上描绘的各个节点的场景为记者勾勒出福岛核电站核泄漏的大致过程：由于核裂变的链式反应在地震之初就已自动停止，所以在核反应堆内的燃料棒不会发生像原子弹那样的核爆炸。
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。
熔堆事故下有机碘形成、滤除排放与蒸汽环境模拟
第43卷㊀第6期2023年㊀11月㊀辐㊀射㊀防㊀护Radiation㊀ProtectionVol.43㊀No.6㊀㊀Nov.2023㊃辐射防护监测㊃熔堆事故下有机碘形成、滤除排放与蒸汽环境模拟高琳锋1,梁俊钦2,姚岩岩3,赵高昕3,陈㊀欣1,常㊀森1,李㊀昕1(1.中国辐射防护研究院,太原030006;2.中广核惠州核电有限公司,广东惠州516003;3.阳江核电有限公司,广东阳江529941)㊀摘㊀要:核电厂发生冷却剂损失事故导致堆芯熔化时,核燃料中的放射性碘会随冷却剂释放到安全壳内形成含碘高温高压蒸汽环境㊂在自然作用与人工干预(喷淋等)下,碘物理与化学形态逐渐发生变化,在长期阶段形成有机碘占主导地位的气态碘环境㊂本文简述了核电厂事故工况有机碘的形成及滤除排放工艺并开展了有机碘蒸汽环境模拟研究㊂通过定量汽化与多重控制实现了典型事故工况参数(130ħ㊁399kPa ㊁95%rh )为代表的有机碘蒸汽环境宽范围精确模拟㊂含碘蒸汽环境模拟可用于在役吸附剂有机碘滤除性能检测与新型吸附剂开发,在事故工况下对有机碘的滤除与可控排放方面具有一定的作用㊂关键词:事故工况;有机碘滤除;环境模拟;高温蒸汽;湿度监测中图分类号:TL732文献标识码:A㊀㊀收稿日期:2023-05-04作者简介:高琳锋(1985 ),男,2008年毕业于山西大同大学应用化学专业,2021年毕业于西北工业大学凝聚态物理专业,获硕士学位,副研究员㊂E -mail:gaolinfeng2008@㊀㊀核电厂发生冷却剂损失事故(LOCA)导致堆芯熔化等严重事故时,核燃料中的裂变产物(FP )会通过反应堆冷却剂系统释放到安全壳内㊂碘元素属于最危险的一类裂变产物,在核燃料中有大量库存,具有高放射性㊁高毒性㊁易被人体甲状腺吸收富集且被吸收后会产生严重的生物效应[1],因此在事故工况下放射性碘会受到特别的关注㊂相对于分子碘在碱性溶液中容易转化为非挥发形态㊁气态碘易于被吸附剂滤除[2],有机碘的表面亲和力较低,不易发生反应分解,释放到外部环境中会扩散的更远㊂从公众安全的角度衡量,安全壳破损泄漏或超压排放时释放的有机碘会对公众产生持续性的伤害[3],因此有必要确定事故工况安全壳中放射性碘的化学形态㊁分解㊁去除途径,以便更好地减少可能释放到环境中的有机碘的量㊂为了减少事故工况有机碘不可控释放造成的社会危害,在一次安全壳过滤系统除碘净化方面,以美国ASME AG -1[4]标准为代表,规定了高温蒸汽环境下吸附剂去除有机碘的过滤性能要求(吸附效率ȡ98%)㊂在安全壳超压排放除碘过滤中,各国对有机碘的去除效率也有相关规定(净化系数DF ȡ10)[2,5]㊂然而,在事故工况吸附剂除碘过滤检测方面,国内尚未见到高温高压高湿条件下放射性有机碘蒸汽环境精确模拟的报道㊂为开展在役吸附剂除碘性能检测以确保事故工况有机碘的有效捕集,本文简述了核电厂熔堆事故下有机碘的形成机理与滤除排放工艺并开展了有机碘蒸汽环境精确模拟研究㊂1㊀有机碘形成与滤除排放1.1㊀气态碘释放与形态转化㊀㊀为了研究堆芯熔化进程和放射性裂变产物释放有关的严重事故关键现象,欧洲多国合作计划Ph bus FP 项目通过整体实验的形式模拟了核燃料升温㊁熔解㊁裂变产物释放与运输过程热工水力特性以及气溶胶与碘的化学行为[6-7]㊂实验结果表明,碘极易挥发,堆芯熔化时大部分碘会从燃料中释放出来,超过一半的碘以气态或气溶胶形式进入安全壳[6,8]㊂在试验早期阶段(10000~18000s),安全壳内气态碘含量逐渐增多并趋于最大值㊂Ph bus FP 项目四次整体实验(FPT -0到FPT -3)表明,释放到安全壳内的气态碘受地坑溶液酸碱性㊁燃料棒组成与燃料棒状态(运行时间)影响较为明显,在不同组合条件下气态碘占比从高琳锋等:熔堆事故下有机碘形成㊁滤除排放与蒸汽环境模拟㊀低到高分别约为0.65%(FPT-2)㊁4.5%(FTP-1)㊁45%(FPT-0)㊁90%(FPT-3)㊂在实验早期阶段(裂变产物释放开始后10小时内)没有有机碘化物从反应堆冷却剂系统进入安全壳[6]㊂安全壳中挥发性碘浓度的演变取决于放射性碘的释放㊁碘的化学形态㊁自然沉积㊁高温辐射环境下的分解等过程,喷淋等人工干预过程也会起到一定的促进作用㊂释放到安全壳中的气态和颗粒形式的碘在重力沉降和扩散作用下沉积在安全壳内表面(主要是钢表面和涂漆表面)和安全壳地坑中㊂安全壳喷淋系统的启动加速了以气溶胶形态存在的放射性碘的转移过程,使气态碘浓度进一步下降㊂在碘未充分转入地坑前,无机碘是气态碘的主要形式㊂而当地坑作为碘的高效收集容器后,沉积在安全壳表面油漆涂料上的无机碘和地坑中的碘在高温高压强辐射环境下形态逐渐发生变化,由无机碘转化为有机碘㊂形成的有机碘挥发到气体中,并逐渐占据主导地位[6-7]㊂在长期阶段(约150000~400000s),安全壳内碘的浓度相对初始阶段会显著降低,事故发生数小时到一天后,安全壳内气体中的碘浓度最终达到稳定状态㊂尽管由于不同的实验条件,放射性碘形态与浓度在瞬态初期存在较大差异,但200000s后气态碘的浓度水平基本相似,稳态条件下约占总碘含量的0.063%(ʃ0.032%),大多数挥发性碘以有机碘的形式存在[9]㊂1.2㊀有机碘形成机理㊀㊀研究表明,事故工况安全壳内有机碘形成机理分为以下三种形式:(1)油漆涂料表面有机碘的生成沉积在油漆涂料表面的离子碘在强辐照作用下形成单质碘,同时涂漆在辐照作用下表面会产生大量有机自由基,单质碘与油漆分解组分反应形成有机碘㊂单质碘极易吸附到油漆表面,而生成的有机碘则更易挥发到气相中㊂熔堆事故发生后,沉积在油漆表面的离子碘形成一个存量较大的碘源库㊂长期来看,强辐照环境下含碘油漆是气态有机碘生成的重要来源[8]㊂实验研究表明[3],油漆表面有机碘释放分为开始时的快速释放阶段与后期的缓慢释放阶段(照射15小时后),在辐照期间有机碘会持续生成㊂油漆涂料表面的碘化学反应如图1所示㊂图1㊀辐照条件下油漆表面碘形态的转化[8]Fig.1㊀Transformation of iodine speciation onpaint surface under irradiation[8](2)地坑中有机碘的生成地坑溶液中的碘离子在辐照条件下生成单质碘,并与涂漆表面浸出的有机自由基反应生成有机碘㊂在溶液中有机碘具有较低的分配系数和较高的扩散率,因此比单质碘更易转移到气相中[8]㊂地坑溶液中没有银离子固化碘离子时,生成的单质碘和有机碘的浓度基本一致[10]㊂当地坑溶液中Ag/I摩尔比较高时,碘离子会被银离子快速固化沉积,释放到安全壳中的放射性无机碘绝大部分被银离子固化,有机碘的形成会大幅减少㊂Ph bus FP实验表明[6,11],相比地坑中有机碘的生成,碘与油漆的相互作用被认为是挥发性有机碘的主要来源㊂地坑中碘化学行为如图2所示㊂图2㊀地坑中碘化学形态的转化[8]Fig.2㊀Chemical scheme of iodine behaviour in the sump[8](3)气相中有机碘的生成气相中有机碘的生成可能是气相中无机碘与挥发性有机化合物(如甲烷或短链挥发性有机化合物)在高温辐射作用下发生气相反应形成的㊂Ph bus FPT-3实验测试表明,气相中有机碘的形成占比相对较小[12]㊂安全壳中气态有机碘一方㊀辐射防护第43卷㊀第6期面不断生成,同时也受到辐射分解破坏,最终达到一个近似平衡的状态[6,12]㊂1.3㊀安全壳内碘滤除㊀㊀堆芯熔化事故长期阶段形成以甲基碘为主要组分的有机碘形态,有机碘也被确定为切尔诺贝利事故后持续存在于大气中的主要裂变物质[13]㊂为了降低事故工况放射性碘的泄漏造成环境污染与公众放射性内外照射风险,核电厂对放射性碘(特别是有机碘)做了滤除要求[4]㊂放射性有机碘在安全壳内主要通过吸附剂过滤去除㊂以先进重水堆为例,安全壳内通过配置安全壳过滤与回泵系统(PCFPBS)等专设安全设施来降低事故工况高温蒸汽与放射性裂变产物泄漏造成的危害㊂先进重水堆一次安全壳包括容纳反应堆堆芯等高辐射区的V1(干阱)和围绕V1布置的其余容积V2(湿阱)两个部分,V I与V2之间通过通风管道连接,通风管道经过重力驱动水池(GDWP),结构布置如图3所示㊂事故工况下,高温蒸汽进入V1区域后压力升高,蒸汽和空气混合物通过起泡的形式在GDWP中被冷凝,冷却的空气进入V2区域㊂气流通过PCFPBS在安全壳内循环(从V1到V2),利用活性炭吸附器与高效空气过滤器来去除事故工况下安全壳内的放射性气态碘与气溶胶碘[14]㊂先进重水堆事故工况采用蒸汽降温降压后吸附过滤的方式实现了放射性碘的高效滤除(ȡ99%)㊂事故工况下,GDWP通过蒸汽冷凝的方式限制了LOCA后安全壳内的峰值压力和温度㊂当上述方式无法实现安全壳内压力限值时,安全壳内气体通过一次安全壳排放系统经过滤器处理后从烟囱排放到环境中㊂1.4㊀安全壳超压排放㊀㊀核电站堆芯熔化时,持续释放的热量可能会造成安全壳内压力上升并超过设计压力值㊂为防止安全壳过度承压破损导致大量放射性物质不受控释放到外部环境,核电厂设置了安全壳过滤排放系统(FCVS)作为压水堆与沸水堆的严重事故缓解措施,该系统也用于一些加压重水反应堆(CANDU)的事故工况[2]㊂FCVS通过水洗㊁过滤㊁吸附等多种措施来实现放射性气溶胶与气态碘的滤除与可控排放㊂国际上FCVS主要基于 干式 和 湿式 两种方式㊂干式过滤法主要通过砂床㊁图3㊀先进重水堆安全壳过滤系统Fig.3㊀Advanced heavy water reactorcontainment filtration system金属纤维等过滤材料滤除安全壳超压排放气体中的元素碘和气溶胶,采用银沸石/分子筛等吸附介质捕集去除气体中的有机碘㊂湿式过滤法主要通过文丘里洗涤管等气-液接触面增强设备在除碘试剂溶液中吸收放射性碘(主要是分子碘),并通过水洗与金属纤维过滤组合方式滤除放射性气溶胶㊂湿式FCVS在世界各地占主导地位[15],我国大多数核电厂配备了湿式文丘里洗涤器型FCVS系统[5]㊂目前,最新的FCVS设计采用 湿式 + 干式组合方式[15-16],在传统湿式过滤器高效去除气溶胶(DFȡ1000)的基础上增加了吸附剂除碘过滤系统,提高了有机碘的滤除效率(DFȡ50)㊂通常国际上FCVS对有机碘的滤除DF要求不低于10,我国与日本㊁韩国的滤除要求更高(DFȡ50)[17]㊂2㊀蒸汽环境模拟现状㊀㊀核电厂事故工况有机碘的吸附滤除取决于吸附剂的性质和所处的蒸汽参数条件㊂在吸附过程中,水蒸汽与有机碘存在吸附竞争关系,由于水蒸汽与有机碘存在非常大的摩尔比,因此蒸汽相对湿度对吸附剂除碘效率有较大的影响㊂此外,温度的升高有助于加快反应过程,但温度㊁湿度的升高降低了吸附剂对有机碘的吸附容量,也更容易出现穿透现象[18]㊂因此实现事故工况蒸汽环境精确模拟在有机碘滤除等方面具有重要的意义㊂高琳锋等:熔堆事故下有机碘形成㊁滤除排放与蒸汽环境模拟㊀由于不同堆型安全壳设计压力与超压排放运行条件不同㊁吸附过滤系统与前端气溶胶过滤装置及调压孔板阀(通过节流膨胀降温降压形成过热气体,产生适当的露点温度差)位置关系影响,不同FCVS吸附剂除碘运行参数条件也不尽相同㊂此外,事故工况安全壳压力㊁气体组分含量连续变化㊁泄压启动频次等设置也各不相同,叠加FCVS属于被动运行设备,不能主动调节蒸汽相对湿度㊁温度以及气流均匀性,所以吸附剂滤除气态碘在宽范围的温度㊁相对湿度㊁压力参数下运行㊂目前,露点温度100ħ以上蒸汽相对湿度监测尚未广泛开展国际单位制溯源,因此暂时没有商业化湿度监测设备,这在客观上限制了蒸汽环境精确模拟[19]㊂据2022年研究报道[20],意大利和荷兰两家国家计量机构分别采用微波谐振法与蒸汽膨胀后常压过热气体湿度测量的方式在实验室内将蒸汽环境模拟扩展到温度180ħ(最高露点温度150ħ)㊁压力600kPa㊂然而,在露点温度较高时,两机构有限参数条件下对比测试偏差随相对湿度的增加逐渐增大,露点温度127ħ条件下当相对湿度70%时最大偏差已接近4%[21-22]㊂在工程应用方面,日本在100ħ㊁250Pa㊁95%rh条件下进行过有机碘蒸汽环境模拟与吸附测试实验,也开展过1~8bar㊁最高温度170ħ㊁蒸汽质量分数40%~100%蒸汽环境模拟与实验检测㊂JAVA PLUS试验去除有机碘的环境模拟条件为:80~170ħ㊁1.5~8bar㊁50%rh~95%rh㊂VEFITA设施模拟参数为:压力1~4bar㊁温度100~160ħ,同时也开展过温度70~120ħ㊁压力4.4bar㊁蒸汽占比70%~80%条件下除碘环境的模拟与试验㊂韩国在137~145ħ㊁5.06bar条件下进行蒸汽环境的模拟与甲基碘去除效率测试㊂国内哈尔滨工程大学等科研机构开展过80~140ħ温度条件下蒸汽环境模拟,也开展过20~100ħ㊁1~4bar条件气体环境的模拟与除碘检测[15]㊂然而,有机碘蒸汽环境模拟通常只在较宽的温湿度㊁压力变化范围内开展,确定参数条件下高温高压高湿蒸汽环境精确模拟研究仅有少量报道㊂例如,日本学者在130ħ㊁399kPa㊁95%rh参数条件[17-18]下开展了有机碘蒸汽环境模拟的探索性研究㊂法国学者为开展附银沸石除碘试验采用参数换算的方式进行了相对湿度的等效监测,然而模拟环境蒸汽温度大多不超100ħ[23]㊂3㊀有机碘蒸汽环境模拟㊀㊀福岛第一核电站严重事故期间燃料化学的研究表明[24],随着沸水堆事故的发展与温度的升高,FP在熔融燃料的运输过程中经历了巨大的温度变化,大约从2000K或更高,下降到低于400K (126.85ħ)㊂压水堆事故工况安全壳温度模拟研究[25]也表明,安全壳内气体露点温度经过短暂的升温后(超过150ħ)在喷淋等安全辅助设施的运行下,露点温度很快开始下降,约48h后露点温度趋于130ħ附近㊂此外,在事故工况有机碘形成模拟研究等试验中通常也采用130ħ进行类似温度设置(40~130ħ)[26]㊂事故工况气体相对湿度方面,FPT-1研究表明[27],在堆芯熔化事故下,安全壳内相对湿度在60%~100%之间变化㊂本文以核电厂事故工况典型参数(130ħ㊁399kPa㊁95%rh)为代表性参数进行含放射性有机碘的蒸汽环境精确模拟㊂3.1㊀实施工艺㊀㊀依据目标蒸汽参数要求采用液体定量汽化㊁分步精确控温㊁蒸汽参数实时调节等工艺,进行了放射性甲基碘活度浓度可调的高温压力蒸汽环境模拟研究,工艺流程如图4所示㊂E-1~E-28分别代表:空压机㊁气体过滤器㊁气体干燥机㊁电磁阀㊁流量控制器/流量计㊁单向阀㊁高压气瓶㊁减压阀㊁水桶㊁计量泵㊁汽化器㊁加热器㊁恒温箱㊁温度传感器㊁蒸汽管路㊁安全阀㊁隔膜压力变送器㊁蒸汽应用装置㊁背压阀㊁油浴槽㊁控温盘管㊁蒸汽环境模拟腔㊁冷凝器㊁积液桶㊁电子天平㊁数据处理系统㊁水浴槽㊁不凝气流含湿量测量腔㊂图4㊀放射性碘环境模拟装置示意图Fig.4㊀Schematic diagram of environmentsimulation device for radioactive iodine实施过程:除湿过滤后的干洁空气(露点温度㊀辐射防护第43卷㊀第6期-40ħ)和放射性甲基碘氮气载气以设定流量通过加热器初步控温,油浴二次精确控温后进入蒸汽环境模拟腔㊂定量汽化的蒸汽通过汽化器与油浴控温后与工艺气体充分混合,进入蒸汽环境模拟腔㊂蒸汽中放射性甲基碘气体活度浓度通过调节甲基碘气体流量来实现㊂蒸汽管路㊁控温盘管㊁蒸汽环境模拟腔等设备整体置于恒温箱和油浴槽等环境温度控制装置内㊂蒸汽压力采用远传隔膜压力变送器进行监测㊂蒸汽相对湿度采用蒸汽凝结,实时监测冷凝液质量与冷却不凝气流含湿量的方式进行监测㊂3.2㊀参数计算㊀㊀(1)饱和蒸气压与绝对湿度核电厂事故工况蒸汽环境模拟属于含不凝气体组份(空气)的高温压力蒸汽介质㊂根据道尔顿分压定律,蒸汽总压力P tot 由水蒸气分压P w 和不凝气体压力P g 组成:P tot =P g +P w(1)㊀㊀蒸汽所处温度㊁压力下饱和蒸汽压P sv 与绝对湿度A [28]:P sv =P c ˑexp(a 1θ+a 2θ1.5+a 3θ3+a 4θ3.5+a 5θ4+a 6θ7.5)(2)A =C ˑP wT(3)式中,θ=1-T /T c ;T c 为临界温度,T c =647.096K;P c 为临界压力,P c =22064000Pa;T 为蒸汽温度,K;a 1~a 6为经验系数,取值a 1=-7.85951783㊁a 2=1.84408259㊁a 3=-11.7866497㊁a 4=22.6807411㊁a 5=-15.9618719㊁a 6=1.80122502;常数C =21667.9gK /J㊂(2)相对湿度蒸汽相对湿度Rᶄ等于蒸汽分压与所处温度㊁压力条件下饱和蒸汽压的比值,通过数据转化采用单位体积蒸汽凝结后冷凝液质量m l 和不凝气流承载水汽质量m g 与蒸汽所处温度㊁压力条件下饱和状态所含水汽质量m s 的比值得出:R ᶄ=P wP sv =A wA sv =m l +m gm s(4)3.3㊀代表性参数验证㊀㊀在工艺气流与放射性甲基碘气流合计体积流量26.6L /min㊁液体流量33.2mL /min (4~10ħ)条件下,通过调节工艺参数进行蒸汽环境模拟,放射性甲基碘蒸汽环境代表性参数如图5所示㊂图5a 为蒸汽参数控制精度与波动范围,模拟设备运行稳定后,各参数波动较小,表现为:温度(129.6ʃ0.2)ħ㊁相对湿度95.9%ʃ1.5%㊁压力(398.9ʃ1.5)kPa㊂图5b 为蒸汽相对湿度监测对应参数,从图可得,蒸汽冷却后冷凝液温度为(2.7ʃ0.1)ħ,蒸汽凝结后监测的冷凝液质量流量为33.14g /min(冷凝液质量随时间变化的斜率值),冷凝温度下冷却不凝气流(经冷凝后近似饱和)含水量占比较小,质量流量约为0.15g /min㊂相对湿度监测精度以液体汽化量与监测的水汽值偏差衡量,在代表性参数条件下蒸汽相对湿度监测偏差小于0.6%㊂图5㊀蒸汽代表性参数精确控制Fig.5㊀Precise control of steam representative parameters高琳锋等:熔堆事故下有机碘形成㊁滤除排放与蒸汽环境模拟㊀㊀㊀蒸汽环境模拟代表性参数验证表明,实验装置实现了事故工况代表性参数条件下含放射性甲基碘的蒸汽环境精确模拟,蒸汽参数控制具有较高的精度且能长时间稳定运行(120min)㊂3.4㊀不同参数条件下蒸汽环境模拟㊀㊀核电厂事故工况下安全壳内蒸汽参数随事故发生条件㊁进展的演变在不同阶段表现为不同的特征㊂实验通过调整工艺参数与控制流程,开展了不同温度㊁压力㊁相对湿度条件下蒸汽环境的模拟研究㊂蒸汽温度以100ħ㊁110ħ㊁120ħ㊁130ħ为代表点,相对湿度以35%㊁55%㊁75%㊁95%为代表点㊂蒸汽压力可通过背压阀调节控制,压力调节相对简单,因此仅以399㊁260kPa为代表点㊂蒸汽环境模拟预设参数与模拟结果如表1所示,相对湿度与对应冷凝液质量曲线如图6所示㊂表1㊀蒸汽环境模拟预设条件与监测参数Tab.1㊀Preset conditions and monitoring parameters for steam environment simulation㊀㊀从图6可得,在温度130ħ㊁120ħ㊁110ħ,压力399kPa条件下(图6a1-图6a3),分别实现了以相对湿度35%㊁55%㊁75%㊁95%为代表的蒸汽环境模拟,相对湿度波动在ʃ2%范围以内㊂在温度100ħ㊁压力260kPa条件下(图6a4)实现了以55%rh㊁95%rh为代表的蒸汽环境的模拟,相对湿度波动在ʃ1.7%范围以内㊂与蒸汽相对湿度对应的冷凝液质量曲线线性良好(图6b1~6b4),辅助验证了蒸汽参数控制的稳定性与相对湿度监测的精确性㊂110ħ㊁399kPa㊁35%rh条件下蒸汽露点温度最低(约81ħ),130ħ㊁399kPa㊁95%rh条件下蒸汽露点温度最高(约128ħ),其他参数条件露点温度分散到81~129ħ之间,放射性甲基碘蒸汽环境模拟能实现露点温度81~129ħ范围内代表性参数条件下蒸汽环境的精确模拟㊂对比表1蒸汽参数与图6蒸汽相对湿度曲线,当蒸汽温度波动较小时(ɤ0.2ħ),对应蒸汽压力波动(约ʃ1.0~1.9kPa)与蒸汽相对湿度波动(约ʃ0.9~1.7%)都比较小,如图6a1㊁6a2所示㊂当蒸汽温度波动较大时(ȡ0.4ħ),对应蒸汽压力波动(约ʃ1.7~2.7kPa)与蒸汽相对湿度波动(约ʃ1.6%~2.0%)都比较大,如图6a3㊁6a4所示㊂实验表明,蒸汽压力与相对湿度受蒸汽温度的影响比较明显㊂与6a1~6a4蒸汽相对湿度曲线对应,图6b1~ 6b4蒸汽凝结液质量曲线线性反映了蒸汽参数的稳定性㊂图6b3㊁6b4低相对湿度曲线对应的凝结液质量曲线,随着冷凝液质量称量时间的增加(最大450min),蒸汽环境模拟受环境温度影响较为明显,蒸汽参数稳定性变差,表现为蒸汽湿度波动较大,冷凝液质量曲线线性变得不再完美㊂冷凝液质量称量时间较短时,虽然蒸汽相对湿度存在波动,但质量曲线线性显示不太明显㊂㊀辐射防护第43卷㊀第6期图6㊀系列参数条件下蒸汽环境模拟Fig.6㊀Simulation of steam environment under series parameter conditions高琳锋等:熔堆事故下有机碘形成㊁滤除排放与蒸汽环境模拟㊀㊀㊀对比图6a1㊁6a2,图6a3㊁6a4蒸汽相对湿度波动较大,原因为随着模拟环境蒸汽温度的升高,环境温度对蒸汽参数的影响逐渐增大㊂蒸汽环境模拟虽然有恒温箱和油浴槽作为蒸汽管路㊁蒸汽环境模拟腔等设备的环境温度控制设备,但实验室环境温度的波动仍然会通过恒温箱㊁油浴槽传导给蒸汽温度,导致蒸汽温度㊁压力㊁相对湿度出现波动㊂实验室环境温度波动越大(与季节㊁天气及实验时长相关),传导给蒸汽介质的影响就越大㊂在高温压力蒸汽环境模拟过程,蒸汽温度微小的波动会导致蒸汽压力与相对湿度产生相应的波动㊂在多组代表性参数条件下蒸汽环境模拟研究表明,通过调整工艺参数与控制流程,实验装置能实现温度100~130ħ㊁压力260~399kPa㊁相对湿度35%~95%范围内代表性参数条件下放射性碘蒸汽环境的可控模拟与精确控制㊂有机碘蒸汽环境模拟实现了蒸汽露点温度81~129ħ范围内代表性点的精确模拟,该范围能较好的覆盖事故工况长期阶段(有机碘形成后)安全壳内蒸汽参数范围与FCVS吸附剂除碘真实工况㊂4 结论㊀㊀本文简述了核电厂发生堆芯熔化事故后放射性碘释放到安全壳内后物理化学形态的转化以及有机碘的形成机理,并对安全壳内过滤系统与超压排放系统有机碘滤除排放进行了阐述㊂此外,通过蒸汽定量汽化与多重控温控湿工艺,实现了核电厂典型事故工况参数(130ħ㊁399kPa㊁95% rh)下有机碘蒸汽环境精确模拟㊂通过工艺参数调节实现了蒸汽露点温度81~129ħ范围内代表性参数条件下有机碘蒸汽环境的模拟,为开展事故工况不同蒸汽参数条件下在役吸附剂有机碘滤除性能检测与新型吸附剂开发提供了前提条件㊂参考文献:[1]㊀Gulhane N P,Landge A D,Shukla D S,et al.Experimental study of iodine removal efficiency in self-priming venturiscrubber[J].Annals of Nuclear Energy,2015,78:152-159.[2]㊀Bal M,Jose R C,Meikap B C.Control of accidental discharge of radioactive materials by filtered containment ventingsystem:A review[J].Nuclear Engineering and Technology,2019,51(4):931-942.[3]㊀Bosland L,Dickinson S,Glowa G A,et al.Iodine-paint interactions during nuclear reactor severe accidents[J].Annalsof Nuclear Energy,2014,74:184-199.[4]㊀The American Society of Mechanical Engineers.Code on nuclear air and gas treatment:ASME AG-1 2019[S].NewYork:ASTM International,2019.[5]㊀Yang J,Lee D Y,Miwa S,et al.Overview of filtered containment venting system in nuclear power plants in Asia[J].Annals of Nuclear Energy,2018,119:87-97.[6]㊀Simondi-Teisseire B,Girault N,Payot F,et al.Iodine behaviour in the containment in Ph bus FP tests[J].Annals ofNuclear Energy,2013,61:157-169.[7]㊀Cl ment B,Zeyen R.The objectives of the Ph bus FP experimental programme and main findings[J].Annals of NuclearEnergy,2013,61:4-10.[8]㊀Girault N,Dickinson S,Funke F,et al.Iodine behaviour under LWR accident conditions:Lessons learnt from analyses ofthe first two Phebus FP tests[J].Nuclear Engineering and Design,2006,236(12):1293-1308.[9]㊀Cl ment B,Hanniet-Girault N,Repetto G,et al.LWR severe accident simulation:synthesis of the results andinterpretation of the first Phebus FP experiment FPT0[J].Nuclear Engineering and Design,2003,226(1):5-82. [10]㊀Dickinson S,Sims H E,Belval-Haltier E,et anic iodine chemistry[J].Nuclear Engineering and Design,2001,209(1-3):193-200.[11]㊀Bosland L,Colombani J.Review of the potential sources of organic iodides in a NPP containment during a severe accidentand remaining uncertainties[J].Annals of Nuclear Energy,2020,140:107127.[12]㊀Glowa G A,Moore C J,Ball J M.The main outcomes of the OECD behaviour of Iodine(BIP)project[J].Annals ofNuclear Energy,2013,61:179-189.[13]㊀Noguchi H,Murata M.Physicochemical speciation of airborne131I in Japan from Chernobyl[J].Journal of Environmental。
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福岛核电站事故分析
堆芯循环泵可用
反应堆产生的蒸汽推动小汽 轮机 ◆蒸汽在湿井中凝结 ◆小汽轮机驱动堆芯循环泵运 行 ◆湿井中的冷却剂被泵驱动进 入反应堆 必须保证的: _电池电量 _湿井温度低于100度
由于没有冷源，堆芯循 环泵没办法一直运行下去
福岛核电站事故分析
福岛核事故中的LOCA和熔芯事故过程
概要
福岛历史及堆形 福岛事故的LOCA过程 福岛事故中的熔芯过程
福岛核电站的历史及堆形
福岛核电站（Fukushinia
Nuclear Power Plant）位于北纬37度25分14 秒，东经141度2分，地处日本福岛 工业区。福岛核电站是目前世界世界 最大的核电站，由福岛一站(daiichi)、 福岛二站(daini)组成，共10台机组 （一站6台，二站4台），均为沸水 堆。
去除安全壳内的能量（只 有水留下）
降压到4bar
释放少量的气溶胶 （碘和 铯~0.1%)
释放惰性气体
释放氢气
气体释放到反应堆维护层 氢气是易燃的
福岛核电站事故分析
反应堆状态
1,2,3 号 机 组 都 发 生 了 堆 芯损坏 由于不同的燃烧和爆炸， 1至 4号 机 组 厂 房 都发生 了损坏 所有机组的反应堆压力容 器通过移动泵注水 至少1号机组的安全壳已 经成功注入 通过继续释放蒸汽到大气 进一步冷却反应堆 接下来只会有少量的裂变 产物会被释放到大气
堆形示意图
1号机组：通用电气设计沸水堆核电站 (439 MW), 1971年投入运行 2-4号机组 ：通用电气设计沸水堆核电站 (760 MW), 1974年投入运行
堆形示意图
厂房
安全壳
沸水堆
压水堆
厂房和安全壳示意图
反应堆维护层 (不锈钢结构) 乏燃料水池
Байду номын сангаас
混凝土反应堆厂房 (二次安全壳)
新蒸汽管线 主给水管线
反应堆堆芯 反应堆压力容器 安全壳 (干井) 安全壳 (湿井) / 浓缩井
福岛核电站事故分析
2011.3.11 14:46 – 地震 9级 ◆日本北方电网崩溃 ◆反应堆主体并未损坏
紧急停堆 ◆铀的裂变释热停止 ◆热量的产生是由于裂变产物的放射性衰 变 • 停堆后 ~6%
福岛周边地理分布
福岛核电站历史
福岛第一和第二核电站此前也多次发生事故。其中福岛第一核电站1978年 曾经发生临界事故，但是事故一直被隐瞒至2007年才公诸于众。 2005年8月里氏7.2级地震导致福岛县两座核电站中存储核废料的水池部分 池水外溢。 2006年，福岛第一核电站６号机组曾发生放射性物质泄漏事故。 2007年，东京电力公司承认，从1977年起在对下属3家核电站总计199次 定期检查中，这家公司曾篡改数据，隐瞒安全隐患。其中，福岛第一核电 站１号机组反应堆主蒸汽管流量计测得的数据曾在1979年至1998年间先 后28次被篡改。 2008年6月福岛核电站核反应堆5加仑少量放射性冷却水泄漏。官员称这 没有对环境和人员等造成损害。 2011年3月里氏9.0级地震导致福岛县两座核电站反应堆发生故障，其中第 一核电站中一座反应堆震后发生异常导致核蒸汽泄漏。于3月12日发生小 规模爆炸，或因氢气爆炸所致。
3/4堆芯裸露
包壳温度超过1200度
锆水反应发生 Zr + 2H20 →ZrO2 + 2H2 反应放出的热量进一步使堆 芯升温 产生氢气
—1号机组: 300~600kg
—2/3号机组: 300~1000kg 氢气通过湿井进入干井
福岛核电站事故分析
安全壳降压的积极和消极 影响
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