日本福島核電站事故初步分析與AP1000核電技術(shù)

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1、日本福島核電站事故初步分析與AP1000核電技術(shù)一、日本福島核電站事故概述2011年3月11日下午13:46日本仙臺外海發(fā)生里氏9.0級地震。地震時，福島第一核電站1號、2號、3號機組處于正常運行狀態(tài)，4、5、6號機組處于停堆換料大修中。地震后，1、2、3號機組自動停堆，應(yīng)急柴油機啟動。大約一小時后，由于海嘯襲擊，造成福島第一核電站應(yīng)急電源失效。致使1號、2號、3號堆芯失去冷卻，堆芯溫度逐漸升高。最終導(dǎo)致1、3、2號機組由于反應(yīng)堆堆芯燃料組件發(fā)生部分破損，產(chǎn)生氫氣而相繼爆炸（氫爆）。根據(jù)日本及IAEA官方網(wǎng)站發(fā)布的信息，地震

2、發(fā)生時，4號機組所有核燃料已在乏燃料水池，5、6號機組的核燃料在反應(yīng)堆廠內(nèi)，但尚未啟動運行。截止3月21日21：00，福島實際狀況如下表所示：機組123456堆型沸水堆廠房損壞輕微損壞損壞損壞已在頂部鉆孔防氫爆堆芯注海水注海水注海水未注未注乏燃料池繼續(xù)注水噴水降溫噴水降溫恢復(fù)冷卻恢復(fù)冷卻注：表中信息來自日本原子力產(chǎn)業(yè)協(xié)會JAIF第9頁共9頁二、事故后果事故發(fā)生后，1、3、2號機組相繼爆炸，4號機組廠房輕微破損，使得放射性物質(zhì)釋放到大氣中去。據(jù)新聞報道，福島第一核電站準(zhǔn)備退役。此次福島核電站事故經(jīng)濟損失巨大，具體損失尚待后續(xù)評

3、估。放射性氣體釋放到大氣當(dāng)中，3月19日在1-4號機組產(chǎn)值邊界西門放射性劑量率為0.3131mSv/h(11：30),北門為0.2972mSv/h(19:00)；IAEA持續(xù)監(jiān)測，3月20日21：00，輻射監(jiān)測儀表測量的數(shù)據(jù)顯示，福島第一核電廠西門放射性劑量率為269.5μSv/h（5：40,3月20日）、服務(wù)廠房北部數(shù)據(jù)3054.0μSv/h（15:00,3月20日）；3月21日22：00,輻射監(jiān)測儀表測量的數(shù)據(jù)顯示西門放射性劑量率為269.5μSv/h,北門為2019.0μSv/h(15:00)。監(jiān)測發(fā)現(xiàn)，放射性污染使得

4、當(dāng)?shù)嘏Ｄ?、新鮮蔬菜，如菠菜、春蔥等的放射性劑量已經(jīng)超過日本相關(guān)部門規(guī)定的食入限值。在事故發(fā)生初期，由于1、2、3號機組事故狀態(tài)沒有得到有效控制，堆芯損壞程度不斷加劇，放射性物質(zhì)持續(xù)排放，導(dǎo)致福島核電廠附近居民的應(yīng)急撤離半徑逐步擴大，從開始的撤離半徑3km到后來的10km，最后擴大到20km,同時要求居住在20-30km范圍內(nèi)的居民留守室內(nèi)，避免過量的放射性物質(zhì)吸入以及沉降污染。在事故發(fā)生后，東京電力公司一直努力采取各種補救措施，以抑制堆芯的劣化，并減少放射性物質(zhì)的排放。諸如系統(tǒng)排放泄壓、調(diào)用外部應(yīng)急電源、注入冷卻水以及恢復(fù)外

5、部供電等等。雖然目前核電站電力已經(jīng)基本恢復(fù)，但1、2、3、4號機組通過外部注水，堆芯第9頁共9頁的劣化趨勢已得到緩解。但是環(huán)境放射性水平監(jiān)測證實福島第一核電廠存在大量的放射性泄漏，環(huán)境放射性指標(biāo)持續(xù)升高，尤其是鄰近海域測出大量放射性核素。。三、事故產(chǎn)生的主要原因及初步分析此次強烈地震對福島核電站所造成的事故后果，主要取決于以下兩個方面的因素：一是地震對核電站的影響，地震發(fā)生后日本福島第一核電站1、2、3號機組實現(xiàn)了自動停堆，且核電站的專用安全設(shè)施（如反應(yīng)堆堆芯應(yīng)急冷卻系統(tǒng)等）也成功地投入了運行，根據(jù)日本官方和國際原子能機構(gòu)現(xiàn)

6、已發(fā)布的數(shù)據(jù)和對這次事故的初步描述來判斷，如果此次地震不伴隨海嘯的發(fā)生，福島1號機組可以按照正常的事故處置系列措施（先期自動、而后期人工干預(yù)）而正常冷卻到穩(wěn)定狀態(tài)。因此，單就地震而言，說明福島核電站承受住了這次強烈地震（超過原設(shè)計基準(zhǔn)）的沖擊。二是地震伴生的海嘯影響，伴生海嘯襲擊核電站造成福島核電站（外部）水淹，致使核電站應(yīng)急電源等失效。進而導(dǎo)致堆芯失去冷卻能力，堆芯余（衰變）熱不能被帶出。正是由于堆芯冷卻能力的喪失，使得堆芯溫度和壓力不斷升高，最終引起燃料包殼中金屬鋯與水在高溫下發(fā)生鋯水反應(yīng)，產(chǎn)生大量氫氣。氫氣在反應(yīng)堆廠房

7、中不斷積累，使其濃度持續(xù)增加達到燃爆比例，與氧氣發(fā)生化學(xué)反應(yīng)而導(dǎo)致爆炸，致使1號和3號機反應(yīng)堆廠房損壞、2號機反應(yīng)堆輕微損壞。4號機組的燃料存儲在乏燃料水池，亦經(jīng)歷了與1號、2號和3號第9頁共9頁機中堆內(nèi)堆芯組件大致相同的事件過程，反應(yīng)堆廠房部分損壞。四、福島第一沸水堆（BWR）核電廠與AP1000的技術(shù)差別1.設(shè)計的歷史階段不同福島第一核電廠是上個世紀(jì)六十年代設(shè)計，七十年代初投入運行的早期沸水堆型核電廠，其設(shè)計和安全標(biāo)準(zhǔn)滿足當(dāng)時的要求。AP1000型的核電廠應(yīng)用的是第三代核電技術(shù)，采用的是二十世紀(jì)的最新設(shè)計。第三代核電技術(shù)

8、AP1000充分吸取了美國三哩島和前蘇聯(lián)切爾諾貝利核電站的事故教訓(xùn)，借鑒了幾十年來世界核電廠運行的經(jīng)驗反饋以及大量的研究成果，其設(shè)計優(yōu)點不言而喻。2.堆型上的差異福島沸水堆核電站屬于兩回路設(shè)計，通過反應(yīng)堆堆芯的一回路冷卻劑直接變成蒸汽，驅(qū)動汽輪機發(fā)電。包容帶有放射性冷卻劑的一回路與最終熱阱