日本福岛核电站事故初步分析与AP1000核电技术

日本福岛核电站事故初步分析

与AP1000核电技术

一、日本福岛核电站事故概述

2011年3月11日下午13:46 日本仙台外海发生里氏9.0级地震。地震时，福岛第一核电站1号、2号、3号机组处于正常运行状态，4、5、6号机组处于停堆换料大修中。地震后，1、2、3号机组自动停堆，应急柴油机启动。大约一小时后，由于海啸袭击，造成福岛第一核电站应急电源失效。致使1号、2号、3号堆芯失去冷却，堆芯温度逐渐升高。最终导致1、3、2号机组由于反应堆堆芯燃料组件发生部分破损，产生氢气而相继爆炸（氢爆）。根据日本及IAEA官方网站发布的信息，地震发生时，4号机组所有核燃料已在乏燃料水池，5、6号机组的核燃料在反应堆厂内，但尚未启动运行。

截止3月21日21：00，福岛实际状况如下表所示：

注：表中信息来自日本原子力产业协会JAIF

二、事故后果

事故发生后，1、3、2号机组相继爆炸，4号机组厂房轻微破损，使得放射性物质释放到大气中去。据新闻报道，福岛第一核电站准备退役。此次福岛核电站事故经济损失巨大，具体损失尚待后续评估。

放射性气体释放到大气当中，3月19日在1-4号机组产值边界西门放射性剂量率为0.3131mSv/h ( 11：30),北门为0.2972mSv/h(19:00)；IAEA持续监测，3月20日21：00，辐射监测仪表测量的数据显示，福岛第一核电厂西门放射性剂量率为269.5μSv/h（5：40,3月20日）、服务厂房北部数据3054.0μSv/h（15:00,3月20日）；3月21日 22：00,辐射监测仪表测量的数据显示西门放射性剂量率为269.5μSv/h,北门为2019.0μSv/h(15:00)。监测发现，放射性污染使得当地牛奶、新鲜蔬菜，如菠菜、春葱等的放射性剂量已经超过日本相关部门规定的食入限值。

在事故发生初期，由于1、2、3号机组事故状态没有得到有效控制，堆芯损坏程度不断加剧，放射性物质持续排放，导致福岛核电厂附近居民的应急撤离半径逐步扩大，从开始的撤离半径3km到后来的10km，最后扩大到20km,同时要求居住在20-30km范围内的居民留守室内，避免过量的放射性物质吸入以及沉降污染。

在事故发生后，东京电力公司一直努力采取各种补救措施，以抑制堆芯的劣化，并减少放射性物质的排放。诸如系统排放泄压、调用外部应急电源、注入冷却水以及恢复外部供电等等。虽然目前核电站电力已经基本恢复，但1、2、3、4号机组通过外部注水，堆芯的劣

化趋势已得到缓解。但是环境放射性水平监测证实福岛第一核电厂存在大量的放射性泄漏，环境放射性指标持续升高，尤其是邻近海域测出大量放射性核素。。

三、事故产生的主要原因及初步分析

此次强烈地震对福岛核电站所造成的事故后果，主要取决于以下两个方面的因素：

一是地震对核电站的影响，地震发生后日本福岛第一核电站1、2、3号机组实现了自动停堆，且核电站的专用安全设施（如反应堆堆芯应急冷却系统等）也成功地投入了运行，根据日本官方和国际原子能机构现已发布的数据和对这次事故的初步描述来判断，如果此次地震不伴随海啸的发生，福岛1号机组可以按照正常的事故处置系列措施（先期自动、而后期人工干预）而正常冷却到稳定状态。因此，单就地震而言，说明福岛核电站承受住了这次强烈地震（超过原设计基准）的冲击。

二是地震伴生的海啸影响，伴生海啸袭击核电站造成福岛核电站（外部）水淹，致使核电站应急电源等失效。进而导致堆芯失去冷却能力，堆芯余（衰变）热不能被带出。正是由于堆芯冷却能力的丧失，使得堆芯温度和压力不断升高，最终引起燃料包壳中金属锆与水在高温下发生锆水反应，产生大量氢气。氢气在反应堆厂房中不断积累，使其浓度持续增加达到燃爆比例，与氧气发生化学反应而导致爆炸，致使1号和3号机反应堆厂房损坏、2号机反应堆轻微损坏。4号机组的燃料存储在乏燃料水池，亦经历了与1号、2号和3号机中

堆内堆芯组件大致相同的事件过程，反应堆厂房部分损坏。

四、福岛第一沸水堆（BWR）核电厂与AP1000的技术差别

1.设计的历史阶段不同

福岛第一核电厂是上个世纪六十年代设计，七十年代初投入运行的早期沸水堆型核电厂，其设计和安全标准满足当时的要求。

AP1000型的核电厂应用的是第三代核电技术，采用的是二十世纪的最新设计。第三代核电技术AP1000充分吸取了美国三哩岛和前苏联切尔诺贝利核电站的事故教训，借鉴了几十年来世界核电厂运行的经验反馈以及大量的研究成果，其设计优点不言而喻。

2.堆型上的差异

福岛沸水堆核电站属于两回路设计，通过反应堆堆芯的一回路冷却剂直接变成蒸汽，驱动汽轮机发电。包容带有放射性冷却剂的一回路与最终热阱只有一道屏障。同时，两回路设计使得一回路放射性的冷却剂与外部环境也只有一道屏障。

AP1000属于传统的三回路设计，主冷却剂回路与二次侧蒸汽回路是相互独立的，从放射性物质的包容角度来看，相比沸水堆型核电厂多了一重屏障。在事故工况下，放射性释放到环境中的可能性相对更小。

AP1000堆型示意图：

沸水堆示意图:

3.最后屏障—安全壳设计上的差异

福岛核电厂安全壳为双层安全壳，内层安全壳为钢安全壳，外层为非预应力钢筋混凝土安全壳，钢制安全壳的内部总容积仅数千立方

米，事故情况下，一旦反应堆内释放出高温高压介质时，其升温升压

进程会较快，短时间内即可能达到其设计的承压极限，导致安全壳内放射性物质向环境释放的可能性加大，由此可以看出，其在事故期间对放射性物质的包容性相对较弱。而非预应力钢筋混凝土结构的外层安全壳，承载能力相对较差，与先进压水堆的钢筋预应力混凝土安全壳相比，在事故情况下，其失效风险相对较高。

AP1000核电厂安全壳采用了当今最先进的双层安全壳，内层为金属安全壳，外层为预应力钢筋混凝土安全壳，内层金属安全壳的内部总容积达7万立方米，由于其内容大，在事故情况下，当反应堆内释放出高温高压介质时，其升温升压进程较慢，达到其设计承载限值的时间相对较长，因此，在事故期间，安全壳内放射性物质向环境释放的可能性相对较小，对放射性物质的包容性较强。而作为预应力钢筋混凝土的外层安全壳，其承载能力相对较强，事故情况下，其失效风险较低。

4.安全设计上的主要差异（部分）

对外部电源的依赖性

福岛沸水堆在丧失全部交流电后，不得不依靠堆芯隔离冷却系统（RCICS）来实现堆芯冷却和堆芯注水该系统由蒸汽驱动。这个系统最重要的动力源是需要蒸汽驱动汽轮机，带动一个水泵。蒸汽在堆芯产生，经过顶部的汽水分离器，进入主蒸汽管线，然后驱动这个汽轮机，带动水泵，把上方的冷凝水箱的水，注入到堆芯中，以此达到堆芯冷却的目的。