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。2002年各个业主在PSA分析的基础上，为日本全部的核电厂制定事故规程（AM）（非严重事故管理导则）。

日本BWR核电厂事故应对措施：

（1）反应堆及安全壳补水措施——增加管线，以便消防水、海水等外部水源可以对压力容器、安全壳等进行注入

（2）安全壳排热措施——能承受高压的管线作为通风管道，用于安全壳通风，防止安全壳超压及用于安全壳排热。

对于福岛核电站事故原因，有以下分析：

里氏9级地震以及继发的海啸是世界灾难，超出了核电厂原设计的基准，是超设计基准事故的叠加；

东京电力公司证实袭击福岛第一、第二核电站的海啸浪高超过14米。福岛第一核电站海啸设防高度为5.7米，福岛第二核电站海啸设防高度为5.2米。海啸数据是基于设防8级地震的。但本次地震为9级。福岛第一核电站反应堆厂房、汽机厂房仅高出海平面10-13米；

福岛第一核电站是六十年代设计建造的首批商业电站，其设计和安全标准反应了当时的认识和水平。福岛核电厂机组运行已超过其设计寿期40年，其很多系统部件可能存在老化现象；

电源问题：失去所有电源、余热无法导出导致堆芯裸露。

·设计缺陷：

1）钢安全壳空间较小（数千立方米），在堆芯损坏严重事故情况下安全壳内升压进程会较快，容易导致安全壳超压失效。NUREG-1150报告，“严重事故风险：美国5座核电厂的评估”，针对美国Peach Bottom核电厂（BWR3，MARKI）指出：最可能发生堆芯损坏的原因就是，全厂断电叠加堆芯注水失效。美国橡树岭国家实验室针对BWR3、4指出：在丧失最终热阱的严重事故情况下，高温蒸汽释放到抑压水池中会产生明显的热分层现象，抑压水池很容易沸腾并导致安全壳内压力迅速上升。

2）福岛核电厂未安装针对严重事故氢气风险的相关系统，无有效的氢气浓度监测和消氢措施，导致严重事故下氢气风险难以控制。

3）福岛核电厂通过硬质管道进行安全壳气体排放（事故后无法开启），也没有有效的放射性过滤排放措施，从而无法做到放射性尽量最小化释放。