93法国阿海珐公司对福岛核事故分析(翻译)

法国阿海珐对福岛核事故分析目录1.电站设计2.事故进程3.放射性释放4.乏燃料水池5.信息来源Dr.MatthiasBraun马赛厄斯.布劳恩博士PEPA4-G,AREVA–[e-mail]01April2011福岛核电站事故分析福岛第一核电站◆1号机组：通用电气设计沸水堆核电站(439MW),1971年投入运行◆2-4号机组：通用电气设计沸水堆核电站(760MW),1974年投入运行福岛核电站事故分析1.电站设计厂房结构安全壳混凝土厂房◆钢构架维护层梨形干井◆环形湿井福岛核电站事故分析1.电站设计维护层福岛核电站事故分析1.电站设计吊装安全壳上封头福岛核电站事故分析1.电站设计反应堆维护层(不锈钢结构)乏燃料水池混凝土反应堆厂房(二次安全壳)反应堆堆芯反应堆压力容器安全壳(干井)安全壳(湿井)/浓缩井新蒸汽管线主给水管线福岛核电站事故分析1.电站设计2011.3.1114:46–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%•1天后~1%•5天后~0.5%福岛核电站事故分析2.事故进程安全壳隔离◆非安全相关贯穿件隔离◆设备闸门隔离◆如果安全壳隔离成功，裂变产物在初期的大量释放是不可能发生的应急柴油机启动应急堆芯冷却系统启动电站处于稳定的安全状态福岛核电站事故分析2.事故进程11.3.15:41海啸袭击核电站电站设计抵御海啸的能力是6.5米浪高◆实际浪高7m◆海水冲击了—应急柴油机和/或—用来冷却发电机的重要厂用水厂房全厂断电除了蓄电池外，失去其他电源◆只剩下一列应急堆芯冷却系统可用福岛核电站事故分析2.事故进程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2.事故进程堆芯循环泵停运打开蒸汽释放阀余热仍然在压力容器内释放反应堆压力容器内液位下降1号机组11.3.16:36(电池耗尽)2号机组14.3.13:25(泵故障)3号机组13.3.2:44(电池耗尽)压力升高蒸汽释放到湿井福岛核电站事故分析2.事故进程堆芯循环泵停运打开蒸汽释放阀余热仍然在压力容器内释放反应堆压力容器内液位下降1号机组11.3.16:36(电池耗尽)2号机组14.3.13:25(泵故障)3号机组13.3.2:44(电池耗尽)压力升高蒸汽释放到湿井福岛核电站事故分析2.事故进程堆芯循环泵停运打开蒸汽释放阀余热仍然在压力容器内释放反应堆压力容器内液位下降1号机组11.3.16:36(电池耗尽)2号机组14.3.13:25(泵故障)3号机组13.3.2:44(电池耗尽)压力升高蒸汽释放到湿井福岛核电站事故分析2.事故进程堆芯循环泵停运打开蒸汽释放阀余热仍然在压力容器内释放反应堆压力容器内液位下降1号机组11.3.16:36(电池耗尽)2号机组14.3.13:25(泵故障)3号机组13.3.2:44(电池耗尽)压力升高蒸汽释放到湿井福岛核电站事故分析2.事故进程堆芯循环泵停运打开蒸汽释放阀余热仍然在压力容器内释放反应堆压力容器内液位下降1号机组11.3.16:36(电池耗尽)2号机组14.3.13:25(泵故障)3号机组13.3.2:44(电池耗尽)压力升高蒸汽释放到湿井福岛核电站事故分析2.事故进程由于汽化产生汽泡，使液体膨胀，液位仍高于堆芯裸露的液位50%堆芯裸露包壳温度升高，但是仍低于堆芯发生损坏的温度2/3堆芯裸露包壳温度超过900度包壳发生破损包壳和燃料棒间的裂变产物释放福岛核电站事故分析2.事故进程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2.事故进程在~1800℃[1、2、3号机组]包壳熔化钢结构熔化在~2500℃[1、2号机组]燃料棒破损堆芯内熔融物分层在~2700℃[1号机组]燃料熔化供水恢复使3台机组事故中止1号机组:12.3.20:202号机组:14.3.20:333号机组:13.3.9:38福岛核电站事故分析2.事故进程堆芯熔化过程中释放的裂变产物氙、铯、碘…铀/钚仍保留在堆芯内裂变产物以气溶胶形式存在通过阀门进入浓缩井中水的净化作用去除掉了一部分气溶胶氙和留存下来的气溶胶进入干井气溶胶附着在容器壁上，进一步减少了气空间中的气溶胶福岛核电站事故分析2.事故进程安全壳裂变产物和大气间的最后一道安全屏障壁厚3厘米设计压力4-5bar实际压力达到8bar正常注入的惰性气体（氮气）堆芯产生的氢气浓缩井的沸腾使安全壳降压1号机组:12.3.4:002号机组:13.300:003号机组:13.3.8.41福岛核电站事故分析2.事故进程安全壳降压的积极和消极影响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2.事故进程1号和3号机组氢气在反应堆维护层爆炸钢结构屋顶遭到破坏结构更坚固的反应堆厂房没有遭到破坏看起来比较严重但是就安全性来说，影响不大福岛核电站事故分析2.事故进程2号机组氢爆发生在反应堆厂房内可能造成了浓缩井损坏安全壳向外不可控的气体释放裂变产物的释放电站人员暂时撤退高的局部剂量率使得恢复工作被迫暂停没有确切的信息说明为什么2号机组发生这种特殊的情况福岛核电站事故分析2.事故进程反应堆当前状态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福岛核电站事故分析2.事故进程电站现场2号机爆炸前→低于2mSv/h→主要源于释放的含放射性的惰性气体→测量点位于西面，极低的测量值可能是源于风向的影响2号机爆炸后(安全壳损坏)→瞬时峰值12mSv/h→释放点并不明确→现场局部峰值400mSv/h→当前现场稳定剂量值5mSv/h→厂房内剂量值要高得多限制工人作业时间是很必要的福岛核电站事故分析3.放射性释放福岛核电站事故分析3.放射性释放电站外部由于反应堆厂房整体上保持完好=气溶胶释放会减弱(不像切尔诺贝利)裂变产物随蒸汽释放=快速气溶胶形成,大的碎片在电站近距离内坠落对厂区外放射性剂量贡献最大的是放射性惰性气体被风携带并随风扩散的放射性物质所产生的影响随时间延长会逐渐降低惰性气体内无辐射尘，所以不会在局部地区土壤内形成高放射性水平电站20km以内区域撤退是适当的短期内的测量值没有达到0.3msv/h可能会破坏今年的农作物和乳制品或许没有必要永久性撤离该区域福岛核电站事故分析3.放射性释放电站50公里以内区域控制农作物和乳制品的生产服用碘片(警告，碘片会影响治疗心脏病的药物)福岛核电站事故分析3.放射性释放反应堆维护层储存的乏燃料由于维修，4号机组的所有燃料储存在乏燃料水池乏燃料水池蒸干—4号机组：10天—1-3,5,6机组：几周后乏燃料水池由于地震产生破口？结果燃料直接面对大气发生熔化裂变产物几乎无法滞留大量释放福岛核电站事故分析4.乏燃料水池反应堆维护层储存的乏燃料由于维修，4号机组的所有燃料储存在乏燃料水池乏燃料水池蒸干—4号机组：10天—1-3,5,6机组：几周后乏燃料水池由于地震产生破口？结果燃料直接面对大气发生熔化裂变产物几乎无法滞留大量释放福岛核电站事故分析4.乏燃料水池反应堆维护层储存的乏燃料由于维修，4号机组的所有燃料储存在乏燃料水池乏燃料水池蒸干—4号机组：10天—1-3,5,6机组：几周后乏燃料水池由于地震产生破口？结果燃料直接面对大气发生熔化裂变产物几乎无法滞留大量释放目前还不明确是否由乏燃料水池的释放已经发生福岛核电站事故分析4.乏燃料水池良好的信息来源反应堆安全协会[GRS.de]→信息更新→放射性测量数据的公布→对日文/英文网页的德文翻译日本原子工业论坛[jaif.or.jp/english/]→电站当前状况→反应堆测量值（压力、液位）东京电力公司[Tepco.co.jp]→恢复工作进展→人员伤亡情况来自东京电力公司和电站操纵员的信息太少了福岛核电站事故分析5.信息来源