福岛事故分析

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。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（堆芯两边的两个泵）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（Advanced BWR先进沸水堆）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、干井，也有叫首层安全壳的。也就是上图中黑色的梨形外壳。

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。

这不是沸水堆最大的特点，但在这里有必要列在第一条。因为网上有的分析提到了无法落棒等，没有那回事。根据IAEA官网上的新闻，反应堆在当时自动停堆了（All four units automatically

shut down on March 11），没有提控制棒失效的事。而且如果控制棒真的实效的话，操作员没有理由不往里面注入硼水。

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。比如AP1000，CMT（堆芯补水箱）硼浓度3400ppm，ACC（安注箱）2600ppm，IRWST（内置换料水箱）2600ppm，反正对压水堆来说，出事后只要需要，第一时间就向堆芯注入浓硼水。

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。

这个特点为后面的事故恶化埋下了第二个伏笔。

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。这个特点，为后面的事故恶化埋下了第三个伏笔。

5、沸水堆经济性高

沸水堆省去了稳压器和蒸汽发生器，节约了投资。同时由于蒸汽压力能够比压水堆高，所以热效率也更高。但是此特点与事故分析无关，纯当背景知识。不表。

6、汽机厂房辐射较大

且不说裂变产物，光活化产物N16就够人受的。所以压水堆运行时进安全壳=他杀，沸水堆运行时进汽轮机厂房=自杀。与事故无关，不表。

其他预备知识：

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，为事故的发生埋下了第四个伏笔。

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