福岛核事故及其影响

后果：
裸露在空气中，加剧燃料 过热融毁 无任何屏障，人员无法接 近，大量放射性释放
二
福岛核事故基本情况
注入海水（淡水）强制冷却
2、福岛第一核电站事故过程-3
燃料元件温 度下降
向反应堆注水
3月12日20:20 1号机组 3月13日13:12 3号机组 3月14日16:34 2号机组
产生大量 高放射性废水
一
日本核电发展概况—发展进程
- 基本和美欧同时起步 - 持续建设近50年
石油危机 (1973) 三里岛 (1979) 切尔诺贝利 (1986)
基本能源计划 (2010年6月) - 到2020年增加9座核电站 - 到2030年增加14座以上
第一阶段
从英国、美国引进核电
第二阶段
积累经验、技术反馈
第三阶段
剩余功率随停堆后时间衰减图
相对功率 P/P0 %
8.00% 7.00% 6.00% 5.00% 4.00% 3.00% 2.00% 1.00% 0.00%
( P=0.07P0 t ‐0.2 P0— 停堆前长期稳定运行功率 )
1小时 1.36%
1天 0.72%
10天 0.45%
1个月 0.37%
当前状况
1、2、3号机组反应堆未能恢复正常冷却功能，继续采用向压力容器持续 注水的临时冷却措施！ 高放射性废水的产生和泄漏难以得到有效控制！
二
福岛核事故基本情况
5、事故特点
（1）事故起因：东日本大地震和随之而来的大海啸（严重超
出核电站设计基准），摧毁全部应急电源； （2）共模失效：群堆（1‐4号机组）、多设施（反应堆、乏 燃料水池）因失电而失冷，燃料棒过热，锆水反应，氢气爆 炸，放射性物质大规模释放…… （3）难于处理：事故情况特别复杂，处理难度超出预想； （4）外界质疑：国际核能界对东京电力公司事故处理方式 和应急处置能力提出质疑； （5）处理长期化：正常冷却难以恢复，放射性泄漏可能性 继续存在，事故处理将长期化（日本东京电力公司17日公布了福岛第一
1年 0.22%
1 0
10 1
2 102
103 3
104 4
105 5
106 6
107 7
108 8
t
9 秒
二
福岛核事故基本情况
1、核电安全的三大基本问题 严防功率失控 严防反应堆失冷
任何时候都要确保反 应堆得到足够冷却： 反应堆因故停堆的同 时，堆芯应急冷却系 统要立即投入； 即使反应堆停闭，也 要确保余热排除正常 运行，不断带出剩余 释热。 三里岛事故起因于紧 急停堆后应急冷却系 统失效和误判断！
福岛一号核电站
机 组 1 460 / 1380 BWR-3 运行→停堆 400 损坏 未知 未损坏（预计） 严重损坏 （氢气爆炸） BWR-4 运行→停堆 548 损坏 未知 2 3 784 / 2381 BWR-4 运行→停堆 548 损坏 未知 BWR-4 停堆 4
5
6 1100 / 3293
电 / 热功率（MW） 反应堆类型 地震发生时的运行状况 堆芯燃料组件数量（组） 堆芯和燃料棒的完整性 压力容器完整性 安全壳完整性 厂房完整性
放射性废水在厂房 底部积存
高放射性废水泄 漏，流入大海
用消防水泵 接入堆芯喷 淋系统注水 1、2号用消防 水泵注水 3、4号用水泥 泵车接消防水 喷淋
向1‐4号乏燃料水池 喷水/注水
从3月17日开始
汽轮机厂房底层 大量高放射性积水 ,严重阻碍工作人 员恢复反应堆注入 泵功能的作业。 目前正在向冷凝 水储槽转移废水。
最新核电站 柏崎刈羽 志贺
A A 敦贺 美滨 大饭 高滨 AA A
A A
大间
东通 (东北电力) 女川核电站
A A 福岛第一核电站
A A 东通 (东京电力)
福岛第二核电站 东海
A A 滨冈
岛根 上关
A A
A
浪江∙小高
玄海
2009年12 月，日本首 次在LWR中 使用MOX
伊方
A 川内 在运 PWR 24台机组 在建 PWR 0 机组 计划建设PWR 3 台机组
持续（淡水） 持续（淡水） 持续（淡水）
二
福岛核事故基本情况
3、福岛第一核电站受损情况一览表-2
福岛一号核电站
机 组 1 292 2 587 3 514 4 1331 5 946 6 876 乏燃料池中燃料棒数量（组）
乏燃料水池中燃料的完整性
未知
未知
怀疑损坏
可能损坏
未损坏
未损坏
乏燃料池冷却
注入淡水
（二次安全壳）
蒸汽管线 主给水管线
堆 芯 反应堆压力容器 安全壳（干 井） 安全壳（湿井）
围阻体
二
福岛核事故基本情况
2、福岛第一核电站事故过程-1 地震+海啸
3月11日14:46 –9级地震 3月11日15:41 –海啸来袭
丧失所有交流电
丧失冷却能力
1-3号机组相继丧失 全部余热导出能力
11/3 13/3 14/3 16:36 2:44 13:25 Unit 1 Unit 3 Unit 2
4月2日，发现2号机 组外有高放射性水（ 水面剂量率大于1Sv/h ），通过裂缝向海中 泄漏。 4月6日，确认 泄漏停止。 4月4日-10日向海 中排放约10000吨低 放废水，为高放射性 水腾出空间。
二
福岛核事故基本情况
日本原子力产业协会发布 （截止到4月18日10:00 点）
3、福岛第一核电站受损情况一览表-1
二
福岛核事故基本情况
3月11日乏燃料水池燃料组件贮存情况
2、福岛第一核电站事故过程-2
乏燃料水池发生类似的问题 丧失冷却
水位下降 燃料裸露 产生氢气 燃料毁损
氢爆/火灾
乏燃料水池氢气爆炸示意图
15/3 4号机组乏燃料水池 氢气爆炸，发生火灾 由于4号机组正在进行维护 工作，整个堆芯都被贮存在 乏燃料池内 燃料池内的水彻底蒸干 需： 4号机组：10天 1‐3、5、6号机组：几周 由于地震导致乏燃料池泄 漏？
注入淡水
淡水喷注
淡水喷注
恢复冷却能力 恢复冷却能力
二
福岛核事故基本情况
4、事故后果和当前状况
事故后果
堆芯和燃料棒损毁： 1、2、3号机组的堆芯损毁 4号机组乏燃料池中燃料损坏（3号怀疑损坏） 3台机组压力容器和安全壳完整性受损： 2、3号机组反应堆压力容器泄漏（气密性可能被破坏） 2号机组安全壳损坏并泄漏 3台机组反应堆堆芯和3、4号机组乏燃料水池中的放射性物质向大气释放 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（日本 原子能安全保安院估算）和6.3×1017Bq（原子能安全委员会估算） 切尔诺贝利放射性物质释放总量52×1017Bq
福岛核事故及其影响
中国核能行业协会理事长 张华祝 2011年4月18日
引言
福岛核事故发生至今已一个多月，事故处理仍在进行之中， 事故等级上调到最高级别7级。 由于：我国核电正处于快速发展期，核事故发生在近邻，电 视实时转播，事故进程复杂多变…使得： 这起事故比以往两起事故更加受到国人关注！ 许多人在询问和思考： 迄今福岛第一核电站发生了哪些重大事件？ 是否会影响我国能源政策和核电发展？ 从福岛核事故中能够汲取哪些经验和教训？ 就以上问题做初步探讨。
严防放射性外泄
核电厂设计中采取多 种屏障阻滞放射性外 泄； 堆芯积聚250种裂变 产物（初级裂变产物 80种以上），具有极 强的放射性； 一座100万千瓦的反 应堆运行三个月以 后，堆内积累的放射 性总量，在停堆30分 钟测量，约为 3×1020Bq。
与其他动力装置不 同，多数反应堆无 内在功率限制。为 了防止失控，设计 上要有足够的控制 措施； 一旦意外引入过量 正反应性，反应堆 功率就可能快速增 长，难以控制，从 而导致严重事故。 切尔诺贝利事故就 是惨痛教训！
Ａ : ＡＢＷＲ／ＡＰＷＲ
在运 BWR 30 台机组 在建 BWR 2 台机组 计划建设BWR 9 台机组
氢气爆炸示意图‐1
12/3 15:36 14/3 11:01 1号机组厂房内 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
14/3 13:25 2号机组 抑压池内发生氢气爆炸 安全壳 内部的氢气燃烧 爆炸 抑压池可能受到损坏 （严重污染水） 安全壳屏障作用丧失 裂变产物大量释放 暂时疏散核电厂工作人 员 核电厂区内的高剂量率 进一步阻碍救援工作 没有明确的信息说明，为 什么2号机组的情况会有 所不同
日本核技术确立阶段及先进轻水堆（LWR）的发展
第四阶段
发展新一代轻水堆Βιβλιοθήκη Baidu术
5
一
日本核电发展概况—核电是电力主角
1973年 第一次 石油 危机
(Source) Graphical Flip‐chart of Nuclear & Energy Related Topics 2009 by Federation of
60%
压水堆系统示意图
沸水堆系统示意图
福岛核事故及其影响
一
•
日本核电发展概况 福岛核事故基本情况
二 三 四
•
• 核电—我国低碳能源的主角
• 福岛核事故的影响
二
福岛核事故基本情况
1、核电安全的三大基本问题 严防功率失控
与其他动力装置不 同，多数反应堆无 内在功率限制。为 了防止失控，设计 上要有足够的控制 措施； 一旦意外引入过量 正反应性，反应堆 功率就可能快速增 长，难以控制，从 而导致严重事故。 切尔诺贝利事故就 是惨痛教训！
压水堆三道屏障示意图
沸水堆的三道屏障
第三道 安全壳
第二道 压力容器
第一道 锆合金包壳
东日本大地震与核电站分布图
震中
日本东北部核电站分布图
福岛第一核电站外景
福岛第一核电站基本情况
反应堆厂房主要结构及设备示意图‐1
反应堆厂房主要结构及设备示意图
反应堆运转层
（钢结构厂房）
乏燃料水池
反应堆厂房
• • •
福岛核事故及其影响
一 二 三 四
•
日本核电发展概况
•
福岛核事故基本情况
• 核电—我国低碳能源的主角
• 福岛核事故的影响
一
日本核电发展概况—核电站分布
文殊 (EFBR) 泊
全部使用MOX燃料反应堆 ， 将于 2014年11月完工
—在运商业电站54个(30个BWR，24个PWR, 共计48.8GW） 2010年8月数据 —在建核电站3个(3.0GW),计划建设核电站12个(16.6GW)
一
日本核电发展概况-运行核电居世界前列
法国58台 俄罗斯32台 韩国21台
美国104台
日本54台
截止2010.11.30
Note: In the World Total there are also 6 reactors in operation in Taiwan, China. -7-
一
日本核电发展概况-在建规模全球居中
截止2010.11.30
日本2台
一
日本核电发展概况-核电比例相当西欧
法国75.17% 西欧30%
韩国34.79％ 美国20.17%
日本28.89%
平均16％
一
日本核电发展概况-BWR/PWR 堆型
全球437台机组 日本54台机组
沸水堆 压水堆 重水堆 快堆
石墨堆
7.5% 11.1% 0.7% 压水堆 44% 20.8% 沸水堆 56%
严防反应堆失冷
任何时候都要确保反 应堆得到足够冷却： 反应堆因故停堆的同 时，堆芯应急冷却系 统要立即投入； 即使反应堆停闭，也 要确保余热排除正常 运行，不断带出剩余 释热。 三里岛事故起因于紧 急停堆后应急冷却系 统失效和误判断！
严防放射性外泄
核电厂设计中采取 多种屏障阻滞放射 性外泄； 堆芯积聚250种裂 变产物（初级裂变 产物80种以上）， 具有极强的放射 性； 一座100万千瓦的 反应堆运行三个月 以后，堆内积累的 放射性总量，在停 堆30分钟测量，约 为3×1020Bq。
BWR-4 停堆 548 未损坏 未损坏 未损坏
BWR-5 停堆 764 未损坏 未损坏 未损坏
无燃料棒 无燃料棒 未损坏 未损坏
损坏并怀疑泄 未损坏（预计） 漏 轻度损坏
严重损坏 严重损坏 为防止氢气爆炸在厂房顶部打 （氢气爆炸） （氢气爆炸） 开了一个通风孔 不需要 不需要 不需要
堆芯注水（事故管理）
蓄电池耗尽 泵损坏 蓄电池耗尽
二
福岛核事故基本情况
锆水反应生成氢气 堆芯毁损
2、福岛第一核电站事故过程-1
余热无法导出 温度升高 水位下降
被迫卸压 氢气爆炸
安全壳超压，被迫人为卸压，氢 气在厂房里积聚 12/3 4:00 1号机组 13/3 0:00 2号机组 13/3 8:41 3号机组 1-3号机组相继发生氢气爆炸 12/3 15:36 1号机组厂房内 14/3 11:01 3号机组厂房内 14/3 13:25 2号机组抑压井内