福岛核电站事故分析报告

日本福岛核电站事故分析及启发一.福岛核电站简介福岛核电站（FukushimaNuclearPowerPlant）是目前世界上最大的核电站，由福岛一站、福岛二站组成，共10台机组（一站6台，二站4台），均为沸水堆。受东日本大地震影响，福岛第一核电站损毁极为严重，大量放射性物质泄漏到外部，日本内阁官房长官枝野幸男宣布第一核电站的1至6号机组将全部永久废弃。联合国核监督机构国际原子能机构(IAEA)干事长天野之弥表示日本福岛核电厂的情势发展“非常严重”。法国法核安全局先前已将日本福岛核泄漏列为六级。2011年4月12日，日本原子能安全保安院根据国际核事件分级表将福岛核事故定为最高级7级。福岛一站1号机组于1971年3月投入商业运行，二站1号机组于1982年4月投入商业运行。福岛核电站的核反应堆都是单循环沸水堆，只有一条冷却回路，蒸汽直接从堆芯中产生，推动汽轮机。福岛核电站一号机组已经服役40年，已经出现许多老化的迹象，包括原子炉压力容器的中性子脆化，压力抑制室出现腐蚀，热交换区气体废弃物处理系统出现腐蚀。这一机组原本计划延寿20年，正式退役需要到2031年。2011年东京电力计划为第一核电站增建两座反应堆。二.历史事故岛第一和第二核电站此前也多次发生事故。1978年，福岛第一核电站曾经发生临界事故，但是事故一直被隐瞒至2007年才公之于众。2005年8月，里氏7.2级地震导致福岛县两座核电站中存储核废料的池子中部分池水外溢。2006年，福岛第一核电站6号机组曾发生放射性物质泄漏事故。2007年，东京电力公司承认，从1977年起在对下属3家核电站总计199次定期检查中，这家公司曾篡改数据，隐瞒安全隐患。其中，福岛第一核电站1号机组，反应堆主蒸汽管流量计测得的数据曾在1979年至1998年间先后28次被篡改。原东京电力公司董事长因此辞职。2008年6月，福岛核电站核反应堆5加仑少量放射性冷却水泄漏。官员称这没有对环境和人员等造成损害。三.日本核电现状及福岛核电站情况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））沸水堆和压水堆的比较沸水堆与压水堆不同之处在于沸水堆没有蒸汽发生器①沸水堆与压水堆同属轻水堆，两者都使用低浓铀燃料，并使用饱和汽轮机。②沸水堆系统比压水堆简单，特别是省去了蒸汽发生器。③对于失水事故的处理，沸水堆的应急堆芯冷却系统中有两个分系统都从堆芯上方直接喷淋注水，压水堆的应急注水通过环路管道从堆芯底部注入冷却水。④沸水堆直接产生蒸汽，有N16的放射性问题，还有燃料棒破损时的气体和挥发性裂变产物都会直接污染汽轮机系统。⑤沸水堆压力容器底部除有为数众多的控制棒开孔外，尚有中子探测器开孔，增加了小失水事故的可能性。⑥控制棒驱动机构较复杂，可靠性要求高。⑦沸水堆控制棒自堆底引入，发生未能应急停堆预计瞬态的可尚有中子探测器开孔，增加了小失水事故的可能性。⑥控制棒驱动机构较复杂，可靠性要求高。⑦沸水堆控制棒自堆底引入，发生未能应急停堆预计瞬态的可能性比压水堆的大。未能应急停堆预计瞬态指发生某些事故时控制棒应插入堆芯而因机构故障未能插入。沸水堆压水堆四.日本核电站核泄露原因（1）发生超设计基准的外部事件。9级地震引发浪高10米的海啸属于超万年一遇极限事故叠加，已远超出福岛核电站的设计基准。9级地震导致了外部电网的损毁。根据设计，地震发生后福岛核电站的应急柴油机紧急启动，保持反应堆冷却系统继续工作，然而由地震引起的海啸，淹没了柴油机厂房，造成电源的彻底丧失，致使全厂断电，冷却系统无法工作。（2）沸水堆机组结构设计易导致放射性泄漏。沸水堆机组与压水堆机组不同，压水反应堆产生的推动汽轮机的蒸汽不是由核燃料直接加热形成，因此不带放射性物质。但沸水反应堆产生的推动汽轮机的蒸汽是由核燃料直接加热，这样的设计在事故状态下，如果需要紧急释放反应堆内蒸汽降压时，只能将带有放射性的蒸汽直接排放，从而导致放射性泄漏。（3）未设计氢气复合装置。反应堆燃料组件受热发生熔化后，包裹核燃料的锆合金与水反应产生氢气，然而由于设计年代较早，福岛核电站并未设计氢气复合装置，致使反应堆内氢气浓度持续上升，与厂房内的氧气发生化学反应而导致爆炸。（4）福岛核电站设计理念为能动设计，事故状态下采用外部电源和应急柴油机供电来处置事故。（5）福岛核电站最初设计无安全壳，后通过改造增加了一个内层安全壳，但容量较小，而且无氢气复合器及喷淋冷却系统。福岛核电站爆炸-泄漏事故图解地震造成了怎样的损害周五的地震切断了系统的电源，海啸还瘫痪了备用的柴油发电机。作为第三备份，蒸汽驱动的汽轮机本该产生足够的电力，驱动水泵将冷却水注入反应罩内。然而控制反应堆运行的电量已经耗尽，只能等待启用新的柴油发电机。报告称2号反应堆的燃料棒因缺水导致暴露。1号反应堆也出现冷却剂泄漏的状况，控制室的辐射水平不断上升。反应堆可能遭到损坏目前，在电站周边环境中已经探测到放射性元素铯137，这表明至少有一个反应堆的核心遭到损坏。随着1号反应堆内部的温度不断上升，包裹燃料的锆在水中氧化，产生氢气。这些氢气被排放到二级防护壳中，并在那里不断聚集，最终和氧气发生反应造成了爆炸，摧毁了反应堆外面的二级防护壳。为了使反应堆冷却，工程师们开始向其中注入掺有硼的海水，试图控制裂变反应。最坏的情况工程师们需要恢复电力并获得充足的水冷却反应堆。因此，如果他们不能冷却反应堆，铀燃料有可能熔化反应堆封闭罩并泄漏到主防护罩中。核分析专家称，主防护罩并不十分结实，比切尔诺贝利强，但不如三哩岛。五.事后影响辐射影响电离辐射对人体的危害主要在于，辐射的能量导致构成人体组织的细胞受到损伤。其引起的生物效应主要有两种分类方法：分为躯体效应和遗传效应；或分为随机性效应和确定性效应。日本官员称，一个反应堆附近的辐射强度已达到正常水平的1000倍，这相当于常人一年里接受的辐射量，这将对在附近工人的健康造成一系列影响。目前，核电站附近遭受核辐射的人数已升至190人。放射性元素影响：1986年切尔诺贝利事故后，有数千人因为食用了被放射性碘污染的食物而患上甲状腺癌。泄漏的铯也会导致其他类型的癌症。日本官员称，周六已经在核电站周围探测到泄漏出的铯和放射性碘，他们已经开始向人们分发阻止放射性碘沉积的药片。疏散据统计，当地政府已下令疏散17万人到距离福岛1号核电站半径20公里外的地区，另有大概3万人疏散到距离福岛2号核电站10公里外的地区。两座核电站相距大概10公里。设计缺陷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PeachBottom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；从目前掌握的资料来看，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。从目前查阅的资料来看，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。从目前获取的信息来看，福岛核电厂事故发生过程中采用的相关干预措施，在干预内容、干预时机、干预风险等方面存在问题，配套事故规程不完善，相关人员认识不足。没有严重事故管理导则来统筹组织、处置事故后果。七.经验教训福岛核电厂的地震及其引发的海啸，已经远超过核电厂的设计基准，因此，无论对于二代核电站还是三代核电站，遭遇这种超设计基准自然灾害，其后果和损害都是很大。应该看到，福岛核电厂发生的严重事故也存在电厂超期服役、设备老化等非技术因素，不应一味的将该事故的发生归结到技术落后、安全性不高的原因。我国核电站多为压水堆，且属于80年度后期技术，防御和抵抗类似事故的能力要强；不应由于福岛事故的发生，就否定或贬低二代加核电厂的安全；无论对二代还是三代核电站、压水堆还是沸水堆，福岛核电站严重事故均给我们很多改进启示：1.厂址抗震能力－－厂址选择2.厂址防海啸、洪水能力－－设计考虑和现行改进3.预防严重事故发生－－应急电源、应急水源4.严重事故缓解－－氢气复合器、过滤排放、SAMG5.应急响应能力－－公众撤离6.事故后续处理、放射性物质处理－－设备、技术在能源紧缺的当下，核电事业不应受到此类事故的影响，安全合理的发展核电事业势在必行。当然，在核电站运行过程中，从上倒下贯彻安全意识是十分必要的。在实际工作中，应保持严谨的态度，坚守各自工作岗位，维持核电的安全运行。中国正在运行和建造以及待建造的各核电站十分重视应对各类突发事件的考量。中国最早的核电站浙江秦山核电站和广东大亚湾核电站是引进80年代的法国压水堆技术，既有内部钢密闭安全壳，也有外部混凝土防爆安全壳。安全壳是坚固的90厘米厚混凝土外墙，里面衬有防辐射金属材料，是核反应堆最重要的安全保障措施。即使在最坏的情况下，压水堆核电站的反应堆机组核燃料棒融化，彻底损毁。密闭的反应堆安全壳也能把绝大部分的放射性物质都控制起来。对周围环境和人员也基本没有任何影响。对社会宣传核科普知识，减少不必要的核恐慌，理智应对核能应用，也是每个核电人应有的义务日本9级大地震导致福岛核电站泄漏事故[看东方]_标清.flv谢谢观赏2010031420宋志远