沸水堆及福岛核事故介绍

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目录前言11沸水堆简介21.1概况21.2沸水堆的发展31.3沸水堆的基本原理51.4沸水堆与压水堆的比较52福岛第一核电厂简介102.1概况102.2沸水堆结构112.2.1反应堆122.2.2一次安全壳132.2.3二次安全壳142.2.4乏燃料水池142.3堆芯应急冷却系统（ECCS）152.3.1隔离冷凝器系统（1号机组）162.3.2堆芯隔离冷却系统（2~5号机组）162.3.3高压安注系统（1~5号机组）172.3.4自动卸压系统（1~5号机组）182.3.5堆芯喷淋系统（1~5号机组）192.3.6低压安注系统193福岛核事故223.1福岛核事故大事记223.2地震、海啸与全厂断电243.3停堆与衰变余热273.4氢爆事故273.4.1堆芯应急冷却系统的响应与失效273.4.2氢气的产生283.4.3氢气的排放与氢爆283.5乏燃料水池事故293.6放射性泄漏304福岛核电厂反应堆现状324.1反应堆水位324.2反应堆温度324.3反应堆压力334.4安全壳压力345参考文献汇总35I 前言2011年3月11日，日本东海岸发生里氏9.0级特大地震，由此引发福岛第一核电站的核事故。福岛核事故导致大量核泄漏，造成广泛的核污染，对复兴中的世界核电事也产生了深远影响。本报告简要介绍了沸水堆，介绍了迄今为止福岛核事故的发展以及事故分析，旨在帮助更好地了解沸水堆和福岛核事故。32 1沸水堆简介1.1概况[国际原子能机构PRIS系统:http://www.iaea.org/programmes/a2/]根据国际原子能机构（IAEA）的统计，目前世界上在役核电机组共443台，总装机容量约3.75亿千瓦，发电量约占世界总发电量的17%。核反应堆主要有6种，即压水堆（PWR）、沸水堆（BWR）、重水堆（PHWR）、轻水冷却石墨慢化堆（LWGR）、气冷堆（GCR）和快中子增值堆（FBR）。其中，压水堆、沸水堆和重水堆是主力堆型。在役核电机组中，压水堆、沸水堆和重水堆机组各为270台、92台和47台，总装机容量分别约为2.49亿千瓦、8288万千瓦和2304万千瓦，占核电总装机容量的比重分别为66.26%、22.35%和6.14%。如表1.1所示。表1.1世界各类型反应堆装机情况堆型机组数量(台)总装机容量(Mwe)装机比重(%)压水堆(PWR)27024872366.26沸水堆(BWR)928388122.35重水堆(PHWR)47230426.14轻水冷却石墨慢化堆(LWGR)15102192.72气冷堆(GCR)1889492.38快中子增值堆(FBR)15600.15总计443375374　97.28沸水堆主要分布在日本、美国、德国和瑞典。中国大陆没有沸水堆机组，已投运的核电机组中，除秦山三期核电厂从加拿大引进的两台重水堆机组以外，其他的均为压水堆机组。中国台湾有4台沸水堆机组。日本核电以沸水堆为主。日本在役核电机组共55台，总装机容量4912.7万千瓦，其中沸水堆有30台，装机容量占核电总装机容量的58.2%。美国、德国和瑞典的沸水堆的比重分别为33.8%、31.3%和60.1%。如表1.2所示。表1.2主要国家沸水堆装机情况国家在役核电机组数量(台)在役核电机组装机容量(MWe)沸水堆数量(台)沸水堆装机容量(MWe)沸水堆装机比重(%)日本5549127302856958.2美国104106291353590333.8德国17215176673431.332 瑞典1097647587160.11.2沸水堆的发展[Economicsimplifiedboilingwaterreactorplantgeneraldescription,GE,2006]沸水堆是美国GE公司开发的核反应堆，1957年建成容量为5MWe的Vallecitos原型电厂。Vallecitos电厂成功发电，证实了沸水堆设计概念的可行性。1960年建成首座大容量商业沸水堆核电机组——Dresedn1号机组，标志着沸水堆正式投入商业应用。此后，沸水堆的设计朝着“简化”的方向发展，以提高经济性和安全性。沸水堆的设计理念主要是在反应堆系统和安全壳两个方面不断进行简化。在反应堆系统方面，逐渐形成了BWR-1~BWR-6型沸水堆、先进沸水堆（ABWR）以及近年来正在开发的经济型简化沸水堆（ESBWR）等堆型。安全壳逐渐发展出了MARK-1~MARK-3型安全壳以及ABWR、ESBWR安全壳。最早的BWR-1型沸水堆实际上并不是真正意义上的沸水堆，虽然蒸汽也是在反应堆内产生，但不是直接进入汽轮机，而是先进入一个汽包，然后进入二回路的蒸发器，蒸发器内产生的蒸汽才进入汽轮机做功，这个过程被称为“双重式循环”，与现在的压水堆的标准设计类似。直到反应堆内置式汽水分离器和蒸汽干燥器的出现，沸水堆才真正实现了直接循环，反应堆内产生的蒸汽直接进入汽轮机做工，这在BWR-2沸水堆中开始采用。此后，随着在反应堆循环泵、反应堆应急冷却系统（ECCS）等方面的设计上的简化和优化，逐渐发展出BWR-3/4/5/6型沸水堆、ABWR、ESBWR等堆型。如表1.3和图1.1所示。表1.3GE沸水堆的发展类型首台机组商运时间代表型电厂及其特征BWR-11960美国Dresden1号机组l首台商业规模的BWR机组BWR-21969美国OysterCreek电厂l直接循环，去除了汽包和蒸发器BWR-31971美国Dresden2号机组l首次采用堆内喷射泵，堆外再循环泵从5台减少为2台l改进了ECCS系统，增加堆芯喷淋和堆芯淹没功能BWR-41972美国VermontYankee电厂l功率密度较BWR-3提高20%BWR-51977日本Tokai2号机组l改进ECCS系统BWR-61978美国Confrentes电厂32 l紧凑型主控室设计l更加可靠的核保护系统等ABWR1996日本K6、K7机组l采用反应堆内置式再循环泵，完全取消堆外再循环泵l更灵活的控制棒驱动机构l更先进的主控室、数字化和光线可视化技术l改进ECCS系统等ESBWR在审无建成电厂l采用自然循环l非能动ECCS系统图1.1沸水堆反应堆系统设计的发展早期的沸水堆采用球形干式安全壳，与现在的压水堆所采用的干式安全壳相类似（压水堆安全壳的标准设计为圆柱形），但很快就转向了“抑压型湿式安全壳”设计。与干式安全壳相比，这种安全壳降低了安全壳的设计压力，减少了外部循环系统，布置更紧凑，体积更小。MARK-1型安全壳是沸水堆第一个抑压型湿式安全壳，它由干井和湿井两部分组成。在MARK-1安全壳基础上发展而来的MARK-2型安全壳的呈锥形，布置更为简化，主要特征是增大了湿井空间。MARK-3型呈直圆柱形，比MARK-1和MARK-2型安全壳更容易建造，并为检修作业提供了更大的空间，MARK-3型安全壳在BWR-5/6沸水堆中被广泛采用。ABWR的安全壳在MARK-3型安全壳基础上发展而来，布置更紧凑。ESBWR的安全壳与ABWR类似，体积略大。沸水堆的安全壳设计发展如图1.2所示。32 图1.2沸水堆安全壳设计的发展1.3沸水堆的基本原理沸水堆是轻水堆的一种，即利用轻水作为反应堆的慢化剂和冷却剂。反应堆堆芯的核燃料发生自持式核裂变反应，产生热量。冷却水进入反应堆，吸收裂变热后生成蒸汽。蒸汽经过布置在反应堆上部的汽水分离器和干燥器，其中的水分被去除，成为高干度饱和蒸汽，直接进入汽轮机，驱动汽轮发电机组发电。蒸汽做功后凝结成水，凝结水经过凝结水系统、给水回热系统，由主给水泵唧送到反应堆，由此形成热力循环过程。如图1.3所示。图1.3沸水堆基本原理图1.4沸水堆与压水堆的比较[ABWR技术介绍,核工业第二研究设计院,2000年3月]沸水堆与压水堆同属轻水堆，二者有相似之处，在许多方面有所不同，以下简要介绍二者几个主要方面的异同。32 （1）反应堆物理和堆芯热工水力的基本原理沸水堆和压水堆的反应堆堆物理是非常相似的，都采用了2%~3%富集度的UO2芯块燃料。都采用非均匀堆芯设计概念，并都以水为慢化剂和冷却剂。主要区别是，沸水堆堆芯内允许沸腾，形成空泡，直接影响着中子的慢化和堆芯的反应性以及堆芯热传导；压水堆堆芯内不允许沸腾和产生空泡。（2）蒸汽产生的原理沸水堆采用直接循环，蒸汽产生于反应堆压力容器内，直接进入汽轮机做功。压水堆采用间接循环，热力循环有2个回路，一回路的功能是冷却堆芯，带出堆芯产生的热量，并将热量通过蒸汽发生器传递给二回路。二回路在一回路的加热下产生蒸汽，蒸汽再进入汽轮机做功。压水堆的基本原理如图1.4所示。图1.4压水堆基本原理图（红色部分为一回路，蒸发器所在的蓝色回路为二回路）沸水堆的反应堆压力容器内的压力/温度一般为7.1MPa/286℃。压水堆压力容器内的压力/温度一般为15.5MPa/310℃，但二回路的主蒸汽参数与沸水堆大致相同，一般为6.8MPa/284℃。沸水堆的直接循环生产方式简化了系统设计以及设备、部件的构造，增加了可操作性。但由于蒸汽直接产生于反应堆内，常规岛需要更多的考虑核辐射屏蔽问题，汽轮机、冷凝器、给水泵、管道等的设计均需要考虑屏蔽以减少放射性辐照。（3）主要核蒸汽供应系统设备核蒸汽供应系统（NSSS）设备包括核岛主设备及那些与汽轮机相连的设备。由于沸水堆的蒸汽直接产生于反应堆压力容器，故不需要蒸汽发生器和稳压器。压水堆的标准设计一般有2~4台蒸汽发生器（例如，三门核电的AP1000反应堆有2台蒸发器，大亚湾核电的M310反应堆为3台蒸发器，田湾核电的VVER反应堆为4台蒸发器）和1个稳压器。沸水堆的核蒸汽供应系统较压水堆简单。沸水堆内存在空泡，冷却剂的流动为两相流，根据反应堆物理和热工水力的基本原理，32 其堆芯直径比压水堆大许多，因此反应堆压力容器的直径比压水堆大许多。另外，沸水堆压力容器上部需要布置汽水分离器和蒸汽干燥器，故高度也比压水堆大许多。沸水堆压力容器内的压力、温度均低于压水堆，压力容器的壁厚比压水堆小。例如，沸水堆压力容器的尺寸为一般为直径7m、高22m、厚度15cm，压水堆一般为直径4.4m、高12.6m、厚度22cm。沸水堆压力容器外部一般有2~5台循环泵，内部有若干喷射泵，但先进沸水堆（ABWR）采用了置于压力容器内部的内置式循环泵。压水堆一般采用外置式循环泵，但AP1000也采用了内置式循环泵。（1）燃料设计和控制棒沸水堆和压水堆燃料设计的基本原理相似，均采用富集度为2%~3%的UO2芯块燃料，燃料棒均采用锆金属（Zr）做包壳材料。沸水堆堆芯由若干个方形燃料元件盒组成，每个元件盒内为7X7或8X8个燃料棒布置，尺寸为一般为15cm见方，3.7m长，燃料棒直径约10.6cm。压水堆的堆芯由若干燃料组件组成，每个组件为17X17个燃料棒布置，尺寸约为21cm见方，4.0m长。沸水堆和压水堆的控制棒所用的中子吸收材料类似，均为含硼物质或者铪（Hf），但控制棒在堆芯中的布置不同。由于沸水堆堆芯上部有大量气泡，水的中子慢化能力下降，热中子通量低，功率密度低，而下部无气泡，热中子通量高，功率密度高。为了展平功率分布，沸水堆的控制棒为从堆芯下部向上插入。另外，沸水堆堆芯上部布置有汽水分离器和蒸汽干燥器，控制棒从下往上插入更容易布置。从下往上插入的设计致使不能利用控制棒的重力实现自动落棒，因此要求控制棒驱动机构须具有很高的可靠性。沸水堆的控制棒为十字形结构，插在四个燃料元件盒之间。压水堆内无气泡，无汽水分离器和蒸汽干燥器，控制棒设计为从堆芯上部向下插入，这样在事故工况下，控制棒可以利用重力落棒，快速实现紧急停堆。压水堆控制棒为棒形结构，布置在燃料组件内部，穿插在燃料棒之间。（2）应急堆芯冷却系统（ECCS）沸水堆和压水堆的ECCS系统的设计都是为了保障反应堆事故情况下的冷却能力，二者之间的主要不同包括：沸水堆：—三套安全系统—多样化的堆芯隔离冷却—具有高/低压堆芯注入系统和余热导出系统—无安注箱—具有反应堆压力容器泄压能力—大容量高压泵压水堆：—两套安全系统32 —事故给水—具有高/低压堆芯注入系统和余热导出系统—有安注箱—需高压水对RPV注入—低容量高压泵（1）安全壳设计沸水堆采用抑压型湿式安全壳，压水堆采用干式安全壳。沸水堆的安全壳由干井和抑压水池（湿井）两部分组成，蒸汽、给水管道布置在干井内。发生管道破口事故时，干井内的蒸汽可通过连通管道释放到抑压水池内，从而抑制干井内的压力。压水堆的干式安全设计则需要更大的空间以便贮热核贮压。沸水堆的安全壳比压水堆容积更小，可以提供同等的压力抑制功能。沸水堆安全壳抑压水池内有一定容量的水，瞬态事故下可作为短期热井，并吸收一定量的放射性裂变产物。（2）反应性控制和功率调节沸水堆堆芯设计的一个重要特征是具有负的空泡系数。所谓负空泡系数，是指堆芯内的空泡份额增加时，堆芯的反应性减小，输出功率减小，反之则反。这一特征给沸水堆的反应性控制和堆芯输出功率的调节带来便利性和灵活性，除了利用控制棒来实现外，还可以通过调节堆芯冷却剂流量来实现。当需要增加反应性以提升功率时，可增加冷却剂流量，使空泡份额减小，反应性增加，提升功率。压水堆无法通过流量来调节反应性和功率，而是通过升降控制棒和调节硼水中的硼浓度实现。沸水堆不利用调硼调节反应性和功率。沸水堆的负荷跟踪操作相比压水堆更容易，可以实现功率的快速调节，频率可以达到每秒1%额定功率，调节范围一般在50%~100%额定功率之间。压水堆的功率调节较慢，频率一般为每分钟2%~5%额定功率，调节范围一般为30%~100%额定功率。（3）放射性照射由于采用直接循环，沸水堆核电厂的职业照射量比压水堆电厂高。不过，对于先进沸水堆（ABWR），所预测的年照射剂量与目前的压水堆基本类似。如表1.4所示。表1.4沸水堆与压水堆的平均职业年照射剂量沸水堆（BWR）压水堆（PWR）先进沸水堆（ABWR）美国平均：350人·雷姆/年美国平均：165人·雷姆/年预计：<100人·雷姆/年日本平均：292人·雷姆/年日本平均：184人·雷姆/年另外，由于采用直接循环，水通过堆芯时将放射性物质直接带到汽轮机、冷凝器、管道等设备，使这些设备污染而必须屏蔽，给设计、运行、维修都带来不便。32 2福岛第一核电厂简介2.1概况[维基百科:http://en.wikipedia.org/wiki/Fukushima_I_Nuclear_Power_Plant]福岛第一核电厂隶属日本东京电力公司，位于日本福岛县双叶郡大熊町，占地面积860英亩（350公顷）。电厂有6台沸水堆机组（如图2.1），总装机容量470万千瓦。1、2号机组反应堆从美国GE公司引进，交钥匙工程；3、5号机组的反应堆由日本东芝公司（Toshiba）供货，4号机组的反应堆由日本日立公司（Hitachi）供货，6号机组的反应堆也从GE公司引进。6台机组的反应堆均采用GE的设计，但在尺寸上有所放大。早在1995年，东京电力公司已计划在福岛第一核电厂新建7、8号两台容量为1380MW的先进沸水堆（ABWR）机组，计划在2016年和2017年建成，由于此次核事故，这两台机组已被取消。电厂基本信息（见表2.1）：l1号机组采用BWR-3型沸水堆，容量为460MW。1971年商运，已达到40年的设计运行寿命，按计划应在今年3月退役，但2月份日本原子能安全和保安院(NISA)批准该机组延长运营10年。l2~5号机组采用BWR-4型沸水堆，容量均为784MW。这些机组在1974~1978年间投入商运，运行时间在37~33年之间。6号机组采用BWR-5型沸水堆，容量1100MW，1979年商运，已运行32年。l1~5号机组均采用MARK-1型安全壳，6号机组采用MARK-2型安全壳。l1~4号机组通过4路275kV线路与电网相连，5、6号机组为2路500kV。l2~5号机组配置2台备用应急柴油机组，6号机组为3台。图2.1福岛第一核电厂全景图32 表2.1福岛第一核电厂基本信息机组#1#2#3#4#5#6容量(MW)4607847847847841100反应堆型式BWR-3BWR-4BWR-4BWR-4BWR-4BWR-5安全壳型式MARK-1MARK-1MARK-1MARK-1MARK-1MARK-2开工建设年196719691970197319721973商运年197119741976197819781979反应堆供应商GEGEToshibaHitachiToshibaGE应急柴油机组数量222223电网条件275kV×4500kV×2地震时的运行状态运行中运行中运行中停堆换料停堆换料停堆换料2.2沸水堆结构[ABWR技术介绍,核工业第二研究设计院,2000年3月][MarkIContainmentReport.GE,2011.3.19]除6号机组以外，福岛第一核电厂其他机组为采用配置MARK-1型安全壳的BWR3/4沸水堆，其结构如图2.2所示。以下介绍这种沸水堆的基本结构，主要介绍反应堆、一次安全壳、二次安全壳和乏燃料水池。图2.2BWR3/4型沸水堆结构示意图①核反应堆，②安全壳干井，③安全壳湿井，④干井与湿井的连通管道，⑤可拆卸顶盖，⑥乏燃料水池，⑦作业平台，⑧二次安全壳(反应堆厂房)，⑨换料行车，⑩主蒸汽管道通道32 2.2.1反应堆1~4号机组反应堆运行压力为7.0MPa(a)，运行温度为286℃，设计压力为8.7MPa(a)，设计温度为300℃。反应堆堆芯由燃料元件、控制棒和堆芯测量元件组成。1号机组堆芯包含400个燃料元件，2~5号机组为548个，6号机组为764个。每四个燃料元件和一个控制棒构成一个控制单元，控制棒呈十字形，在四个组件之间从堆芯下部向上插入。在堆芯内，冷却剂从底部通过节流装置的调节进入每个燃料组件的通道，在其中经过加热，沸腾并生产汽水混合物从上部流出，带走堆芯的热量。如图2.3所示。图2.3典型沸水堆堆芯布置燃料元件主要由燃料元件盒和燃料棒组成。燃料元件盒是由Zr-4合金组成的方形薄壁长盒，它作为控制棒的导向结构和盒内外及盒之间流到的分隔装置，也为燃料元件的结构完整性起到了加强作用。燃料棒由Zr-2合金制成的空心圆柱燃料包壳和填入其中的若干个UO2燃料芯块组成。燃料元件盒内的燃料棒为7X7或8X8正方形布置。图2.4燃料元件控制棒元件32 2.2.2一次安全壳一次安全壳为“抑压型”湿式安全壳，由干井、湿井以及干与湿井之间的连通管系三部分组成。干井为“灯泡状”钢制压力容器，除了上部可拆卸封头以外，其余表面均用混凝土衬托。干井内布置反应堆压力容器、给水管道、再循环回路以及与反应堆一回路相连的安全释放阀等设备。湿井为环形圆筒状钢制压力容器，装有大概一半高度的水，内部除布置有连通管系以外，没有其它设备。湿井具有抑压功能，故也称“抑压水池”。干井与湿井通过一套排放管系连通，一端通向干井，另一端通向湿井中的蒸汽联箱，联箱有许多下行排放管，通向抑压水池的水下。一次安全壳系统的主要功能是包容任何大小的反应堆冷却剂管道失冷事故期间所释放的能量，保护反应堆不受外部事件的损害，并包容事故期间从堆芯泄漏的裂变产物，是限制裂变产物向环境泄漏的屏障之一。当干井内的反应堆冷却剂系统发生管道破裂时，泄漏出来的加压冷却剂闪蒸成为蒸汽，使干井内的压力、温度升高。这时，通过干井与湿井之间的连通管将蒸汽排入抑压水池，降低（或抑制）一次安全壳内的压力。此外，抑压水池还吸收了一部分不挥发的裂变产物。另外，抑压水池可作为冷却堆芯的短期热井，当压力容器内的压力、温度过高时，可以打开安全/释放阀直接把蒸汽排放到抑压水池内冷凝。由于抑压水池接收高温高压蒸汽，其温度、压力也将升高，因此需要一套辅助系统来冷却。正常运行时，干井与湿井的大气环境均被“惰化”，即充满氮气，目的是将其中的氧气浓度控制在4%以下，防止氢气聚集时发生爆炸。因为充满氮气，正常运行期间人员不能进入，检修或换料时，通过核岛暖通系统排出一次安全壳内的氮气，人员进入作业。1号机组干井和湿井的设计压力为0.53MPa(a)，2~4号机组为0.48MPa(a)；设计温度均为140℃，运行温度为室温；如表2.2所示。图2.5为安装中的一次安全壳。表2.2福岛第一核电厂1~4号机组一次安全壳参数机组#1#2#3#4设计压力(MPa(a))0.530.480.480.48运行温度（℃）室温设计温度(℃)140140140140干井容积(m3)3410424042404240湿井容积(m3)2620316031603160湿井内水容积(m3)175029802980298032 湿井干井图2.5安注中的沸水堆一次安全壳2.2.3二次安全壳二次安全壳即反应堆厂房，包容了一次安全壳、应急冷却系统、乏燃料水池以及换料作业区等。二次安全壳在换料作业平台以下的部分为钢筋混凝土结构，以上部分为钢架结构。二次安全壳上部包容了换料作业平台和乏燃料水池，为防止放射性物质泄漏，这部分空间保持负压。1、3、4号机组发生的氢气爆炸，炸毁了二次安全壳的钢架结构部分，致使乏燃料水池暴露在大气中，导致放射性物质外泄，这种情况在乏燃料水池出现问题的4号机组尤为严重。2.2.4乏燃料水池乏燃料水池用于存放从堆芯中卸出的乏燃料，或在反应堆检修时存放临时卸出的燃料，换料时要装入的新燃料也在其中暂存。乏燃料仍会产生衰变余热，且具有放射性，需要放入水中进行冷却和屏蔽。乏燃料在水池中存放大约3年以后，衰变余热已经很小，可以转移到干桶里，利用空气通风系统自然冷却。乏燃料在电厂存放一定时间后，定期从电厂装船运至乏燃料后处理厂，进行再回收利用。反应堆厂房内有4个靠近反应堆顶部的乏燃料水池，这种布置方便卸料。换料时打开反应堆压力容器上封头，整个反应堆被水淹没，利用换料行车从堆芯把乏燃料转移到乏燃料水池，整个过程在水下完成。除反应堆厂房内的乏燃料水池外，电厂有一个乏燃料集中存放点，以扩展电厂的乏燃料存储能力。乏燃料水池的深度为12m左右，水面高出燃料顶部7m左右（燃料组件高约4m）。1号机组的水池长约12m，宽约7m，可存储900个乏燃料组件；2、3、4号机组的水池长约12m，宽约10m，分别具有存储1240、1220和1590个乏燃料组件的容量。福岛核事故发生时，1、2、3号机组的水池内分别存有292、587和514个乏燃料组件。32 4号机组的水池内有1331个燃料组件，其中783个乏燃料组件，548个为检修时卸出的燃料组件。如表2.3所示。表2.3事故发生时各机组乏燃料水池状态机组#1#2#3#4#5#6堆芯内燃料组件数量4005485480548764乏燃料水池内乏燃料数量2925875141331946876乏燃料水池内新燃料数量10028522044864乏燃料水池水容积(m3)102014251425142514251497乏燃料水池通过一套乏燃料水池再循环与清洗系统进行冷却和净化，水温保持在30℃左右，在冷却系统失效时，允许乏燃料水池水温达到80℃。厂区内靠近4号机组的地方有一座乏燃料集中存放厂房，其中有一个长约29m、宽约12m、深约11m的水池，容积3828m3，可以存储6840个乏燃料组件。2.3堆芯应急冷却系统[GEBWR-4technologyadvancedmanual][GETechnologySystemsManual]反应堆正常运行时，堆芯由主给水冷却，热量在汽轮机的冷凝器中被循环冷却水带走。事故工况下，反应堆与汽轮机回路隔离，依靠堆芯应急冷却系统（ECCS）提供冷却。ECCS系统的功能是在反应堆被隔离时，维持反应堆内的压力和水位，控制堆芯温度低于燃料及包壳的熔化温度，并与安全壳系统配合运行，将失水事故（LOCA）下向环境排放的放射性物质的辐射水平限制在规定的限值以下。ECCS系统由若干子系统组成，分为高压系统和低压系统两部分。高压系统在反应堆压力较高时运行，运行压力范围较广，低压系统只能在反应堆内压力降到一定范围时才能投入。发生事故时，高压系统先投入，降低反应堆压力，为低压系统的投入创造条件。高压系统包括隔离冷凝器系统（IC）或堆芯隔离冷却系统（RCIC）、自动卸压系统（ADS）、高压安注系统（HPCI），低压系统包括堆芯喷淋系统（CS）和低压安注系统（LPCI）。福岛第一核电厂1号机组的ECCS系统包括隔离冷凝器系统、高压安注系统、自动卸压系统、堆芯喷淋系统和低压安注系统，2~6号机组则包括堆芯隔离冷却系统、高压安注系统、自动卸压系统、堆芯喷淋系统和低压安注系统。本次福岛核事故主要涉及1~4号机组，小本节主要介绍这几个机组的ECCS系统。2.3.1隔离冷凝器系统（1号机组）隔离冷凝器系统（IC,IsolationgCondenser）流程图如图2.6所示。隔离冷凝器系统由一台冷凝器壳、若干阀门和相关管道组成，冷凝器内装有一定量冷却水，水下淹没两束传热管，两端各一束。传热管上方装有隔板，防止沸腾时水从放气点溢出。冷凝器的蒸汽入口阀门处于常开状态，缩短系统启动时间。反应堆正常运行时，隔离32 冷凝器管侧向主蒸汽管道排汽，凝结水流向反应堆的管线上的阀门关闭。隔离冷凝器投运时，自动启动信号开启凝结水返回管线上的阀门，关闭排向主蒸汽管道的阀门关闭。蒸汽流向隔离冷凝器，在冷凝器的管侧被壳侧的冷却水冷凝，热量被带走，冷凝水流回到反应堆。隔离冷凝器系统运行期间，壳侧的水将沸腾，蒸汽通过放汽点排到大气。放汽点有两套辐射监测装置，在辐射超标时主控室的操纵员发出警报，采取必要的纠正措施。正常情况下，隔离冷凝器内的储水量最多只能维持冷却反应堆约8小时，可以通过除盐水补给系统向冷凝器补水，也可以从凝结水箱和消防水系统获取额外的补水。图2.6BWR-3沸水堆隔离冷却系统流程图2.3.2堆芯隔离冷却系统（2~5号机组）堆芯隔离冷却系统（RCIC,ReactorCoreIsolationCooling）流程图如图2.7所示。堆芯隔离冷却系统的主要功能是在主蒸汽系统被隔离或主给水系统不可用时为反应堆压力容器提供冷却堆芯的补给水。RCIC系统不需要交流电、仪表用压缩空气以及外部冷却水系统，即可以实现其功能。堆芯隔离冷却系统主要由一台汽动泵以及相关的阀门和管道组成，在运行条件下向反应堆压力容器注水。汽轮机由反应堆衰变热生成的蒸汽驱动，带动泵从凝结水箱或抑压水池中取水，通过“A”路主给水管道唧送到压力容器。做功后的蒸汽排入抑压水池，在水中凝结。正常情况下，RCIC系统从凝结水箱取水，当凝结水箱水位太低，或抑压水池水位太高时，切换到从抑压水池取水。当从抑压水池取水时，需要对抑压水池的水提供冷却，以使RCIC系统能持续冷却堆芯。反应堆压力容器低水位时，RCIC系统将自动启动。RCIC系统也可以由操纵员手动启动。反应堆高水位时，RCIC系统将自动关闭。RCIC系统中阀门控制所需电力，由直流电源提供。RCIC系统的管道在备用状态下也充满水，以缩短系统的启动时间，防止启动时发生水锤损伤设备和管道。在功能上，高压安注系统可以作为堆芯隔离冷却系统的支撑系统，二者的功能类似，详见2.3.3节。32 图2.7BWR-4沸水堆堆芯隔离冷却系统流程图2.3.3高压安注系统（1~5号机组）高压安注系统（HPCI,HighPressureCoolantInjectionSystem）流程图如图2.8所示。高压安注系统的功能是在小破口失水事故（LOCA）时保持反应堆压力容器的水位，冷却堆芯，降低压力容器内压力，以使低压ECCS系统可以投入，并在反应堆被隔离时作为RCIC系统的备用系统。HPCI系统由一台汽动泵、汽轮机相关辅助系统，以及相关的管道和仪表组成。与RCIC系统类似，不需要交流电、仪表用压缩空气以及外部冷却水系统。HPCI汽轮机利用反应堆内衰变余热产生的蒸汽驱动泵，向堆芯注水，使反应堆压力容器内的压力降低到低压ECCS系统能够投入的水平。其工作压力范围大，可以在高于反应堆额定压力与低压ECCS系统运行压力之间运行。正常情况下，HPCI系统从凝结水箱取水，通过“B”路主给水管道注入堆芯。抑压水池作为备用水源，当凝结水箱水位太低或抑压水池水位太高时，HPCI系统可以自动切换到从抑压水池取水，也可以由操纵员手动切换。HPCI可以根据控制信号自动启动，也可由操纵员手动启动。接收到反应堆低水位（Level-2水位）信号或干井高压力信号时，HPCI自动启动。HPCI系统的管道一直充满水，以缩短启动时间，防止启动时发生水锤损伤设备和管道。32 图2.8BWR-3/4沸水堆高压安注系统流程图2.3.4自动卸压系统（1~5号机组）自动卸压系统（ADS,AutomaticDepressurizationSystem）的功能是当堆芯隔离冷却系统（或隔离冷凝器系统）、高压安注系统不能维持反应堆压力容器水位时，将反应堆压力容器的压力降低，以便低压安注系统、堆芯喷淋系统等低压系统可以投入，冷却堆芯。自动卸压系统的功能通过8只安全/释放阀（SRV）实现。8只安全阀/释放阀平均分布在4条主蒸汽管道上，布置在主蒸汽隔离阀之前。打开安全/释放阀，将反应堆压力容器内的高压蒸汽直接排放到抑压水池。自动卸压系统的每只安全/释放阀配有二个电磁阀、一个压缩空气储罐以及二个ADS逻辑电路。如图2.9所示。图2.9BWR-3/4沸水堆自动卸压系统流程图32 2.3.5堆芯喷淋系统（1~5号机组）堆芯喷淋系统（CS,CoreSpraySystem）流程图如图2.10所示。CS系统的功能是在失水事故（LOCA）情况下向反应堆压力容器提供低压补给水，冷却堆芯。CS系统由两路相互独立的100%容量子系统组成，每个子系统包括两台电动主泵、两台电动增压泵、两套隔离阀（一套在干井内部的气动隔离阀，一套在干井外部的电动隔离阀）、一个喷雾器，以及相关的管道和仪表。CS系统从抑压水池取水，通过直接安装在燃料组件正上方的喷雾器注入反应堆压力容器，冷却水直接喷淋在燃料组件上，对堆芯进行冷却。另外，消防水系统与子系统相连，作为备用水源。CS系统的管道一直充满水，以缩短启动时间，防止启动时发生水锤损伤设备和管道。CS系统的运行需要交流电源，在接收到干井高压信号或反应堆压力容器低水位信号后，将与其配套的柴油机组同时自动启动。系统也可以由操纵员手动启动。图2.10BWR-3/4沸水堆堆芯喷淋系统流程图2.3.6低压安注系统低压安注系统（LPCI,LowPressureCoolantInjection）的主要功能是在事故工况下导出堆芯和安全壳内的热量。该系统包括三种运行模式：l低压安注模式。该模式的功能是在失水事故（LOCA）下与高压安注系统（HPCI）、自动卸压系统（ADS）和堆芯喷淋系统（CS）联合使用，以保持反应堆压力容器内的水位；l抑压水池冷却模式。该模式的功能是冷却抑压水池，防止其温度超过设计温度，手动启动；l安全壳冷却模式。该模式的功能是在失水事故（LOCA）下为干井和湿井的膛室提供喷淋冷却。以上三种运行模式是独立运行的，其中低压安注模式是低压安注系统最主要的功能。在BWR-3型沸水堆中，LPCI系统包括2个独立的循环回路，32 两个回路之间通过联通管连接，如图2.11所示（图中只表示了一个回路）。每个回路包括一台热交换器、2台并联的泵，以及相关的管道、阀门和仪表。LPCI系统从抑压水池中取水，通过热交换器，水被冷却，然后分成三路，分别进入反应堆、干井和湿井，分别对应三种独立的运行模式。低压安注模式下，冷却水通过反应堆再循环系统进入堆芯，以保持反应堆水位。抑压水池冷却和安全壳冷却模式下，冷却水通过喷嘴分别进入干井和湿井，以降低抑压水池的水位和干井、湿井膛室的温度。LPCI系统可以自动启动，也可以手动启动，取决于所采用的运行模式。图2.11BWR-3沸水堆低压安注系统流程图BWR-4型沸水堆的低压安注系统与BWR-3功能相同，基本类似，也包括两路通过联通管连接独立的循环回路，也有低压安注、抑压水池冷却和安全壳冷却三种运行模式，也是从抑压水池取水。二者在设备上有所不同，前者的每个循环回路包括两组并联的泵和热交换器。图2.12BWR-4沸水堆低压安注系统流程图32 3福岛核事故[TimelineoftheFukushimaDaiichinuclearaccidents.维基百科,http://en.wikipedia.org/wiki/Timeline_of_the_Fukushima_I_nuclear_accidents#cite_note-189][EffectsoftheEarthquakeandTsunamiontheFukushimaDaiichiandDainiNuclearPowerStations.TEPCO,2011.5.24][The2011offthePacificcoastofTohokuPacificEarthquakeandtheseismicdamagetotheNPPs.NISA,2011.4.4][東北地方太平洋沖地震発生当時の福島第一原子力発電所運転記録及び事故記録の分析と影響評価について.TEPCO,2011.5.23][TheFukushimaDaiichiIncident.AREVA,2011.4.1][FukushimaAccident2011.WorldNuclearAssociation,2011.5.27][BasicDesignInformationforBoilingWaterReactors–BWR3&BWR4.OECDNuclearEnergyAngency,2011.3.16]3.1福岛核事故大事记日期事件1号机组3月11日l机组正在运行，地震发生后自动停堆l失去所有交流电源，仅有蓄电池提供交流电l堆芯隔离冷却系统（RCIC）和高压安注系统（HPCI）正常投入运行3月12日l蓄电池耗尽lRCIC、HPCI系统失效l反应堆压力容器内压力、温度升高，水位下降，堆芯开始裸露l反应堆自动卸压系统（ADS）向抑压水池卸压，安全壳内温度压力升高l安全壳向反应堆厂房排气（汽）泄压l反应堆厂房内发生氢爆，上部结构严重损毁，乏燃料水池暴露在大气中3月13日l向反应堆注入海水冷却堆芯3月17日l向乏燃料水池注水3月21日l接通厂外电源3月24日l主控室恢复照明l反应堆温度达到400℃，远超过300℃的设计温度l增加堆芯冷却3月25日l反应堆温度从400℃下降到240℃l常规岛发现高放射性废水3月29日l向反应堆注入淡水和硼酸溶液，替代海水32 4月7日l向安全壳内充入氮气，防止再次发生氢气爆炸2号机组3月11日l机组正在运行，地震发生后自动停堆l失去所有交流电源，仅有蓄电池提供交流电l堆芯隔离冷却系统（RCIC）和高压安注系统（HPCI）正常投入运行3月12日l蓄电池耗尽lRCIC、HPCI系统失效l反应堆压力容器内压力、温度升高，水位下降，堆芯开始裸露3月14日l向反应堆注入海水进行冷却3月15日l抑压水池内发生爆炸，安全壳破损3月18日l向乏燃料水池注水3月20日l接通厂外电源3月25日l主控室恢复电力3月26日l向反应堆注入淡水和硼酸溶液，替代海水l主控室恢复照明3月27日l检测到超过正常水平1000万倍的放射性碘1314月2日l在反应堆取水口附近的电缆竖井中发现了辐射水平超过1000mSv/h的积水，这些积水从墙壁中一些20厘米长的裂缝泄漏到海中。4月6日l成功堵住了电缆竖井中的裂缝，阻截了放射性污水的泄漏3号机组3月11日l机组正在运行，地震发生后自动停堆l失去所有交流电源，仅有蓄电池提供交流电l堆芯隔离冷却系统（RCIC）和高压安注系统（HPCI）正常投入运行3月12日l蓄电池耗尽lRCIC、HPCI系统失效l反应堆压力容器内压力、温度升高，水位下降，堆芯开始裸露3月13日l堆芯部分熔化l反应堆压力容器向安全壳排气（汽）卸压l安全壳向反应堆厂房排气（汽）卸压32 l向反应堆注入海水进行冷却3月14日l反应堆厂房内发生氢爆，上部结构严重损毁，乏燃料水池暴露在大气中3月16日l反应堆厂房内有白烟冒出，乏燃料水池内的水疑似沸腾3月17日l动用直升机、消防车向乏燃料水池注水3月20日l安全壳内压力继续上升，向大气排气（汽）卸压3月22日l接通厂外电源3月23l主控室恢复照明3月25日l安全壳发现有缺口，安全壳完整性已被破坏3月26日l向堆芯注入淡水和硼酸溶液，替代海水4月7日l向安全壳内充入氮气，防止再次发生氢气爆炸4号机组3月11日l地震发生时正在停堆检修，堆内燃料已卸出3月15日l乏燃料水池附近发生火灾，反应堆厂房顶部建筑遭毁坏3月16日l乏燃料水池附件再次发生火灾。l反应堆厂房内有白烟冒出，乏燃料水池内的水疑似沸腾3月17日l动用直升机、消防车向乏燃料水池注水。3月22日l接通厂外电源其他4月12日l日本原子能安全与保安院（NISA）将福岛第一核电站的核泄漏等级由目前的5级提高到7级，与切尔诺贝利核泄漏事故级别相同。NISA同时表示，尽管事故级别与切尔诺贝利相同，但辐射泄漏量仅为切尔诺贝利的10%5月12日l东京电力公司确认，1、2、3号机组的燃料已部分熔化3.2地震、海啸与全厂断电福岛第一核电厂1~6号机组反应堆建筑的地震地表加速度响应值在0.42g~0.50g之间。所谓地表加速度响应值，是指如果地震时的地表加速度值小于这些响应值，反应堆的相关安全系统仍能保持正常的安保功能。3月11日地震发生时，反应堆厂房的地表加速实测值显示，32 2、3、5号机组水平E-W方向的地表加速度超出响应值，超出范围分别为24.4%、15.6%和21.7%，其他的地表加速度小于响应值。表1.2反应堆厂房地表加速度实测值与响应值地表加速度实测值(g)地表加速度响应值(g)水平N-S方向水平E-W方向竖向水平N-S方向水平E-W方向竖向福岛第一核电厂#10.470.460.260.500.500.42#20.350.560.310.450.450.43#30.330.520.240.460.450.44#40.290.330.200.460.450.43#50.320.560.260.460.460.44#60.300.450.250.450.460.42福岛第二核电厂#10.260.230.310.440.440.52#20.250.200.240.440.440.51#30.280.220.210.440.440.51#40.210.210.290.420.420.51注：以上实测值为暂定值，可能有变；实测时间为130~150s地震引发大规模海啸，到达福岛第一核电厂的海啸高度为14~15m。电厂的防洪堤高度只有5.7m，远低于海啸高度。1~4号机组的场坪高度约为10m，5、6号机组约为13m，1~4号机组的汽轮机厂房和核岛厂房的浸水深度达到了4~5m，5、6号机组为1~2m，整个厂区的建构筑物几乎都被海水浸泡。如图3.1、图3.2所示。地震发生后，输电线路损坏，电厂失去厂外电源，电厂内的应急柴油机组正常启动，为电厂提供交流电源。大约54分钟之后，海啸抵达电厂。由于采用低位布置的方式布置在汽轮机厂房地下一层，柴油机组被海水淹没而失效，电厂失去全部交流电源，全厂断电。至此，全厂仅剩备用的蓄电池，只够为阀门、仪表等设备的控制提供必要的直流电源，不足以提供冷却系统所需的电力。蓄电池在运行约8小时后耗尽。全厂断电示意如图3.3所示。图3.1福岛第一核电厂受海啸袭击示意图32 图3.2福岛第一核电厂浸水区域图（蓝色部分）图3.3全厂断电示意图3.3停堆与衰变余热发生地震时，若地表加速度超过某一设定值，核电厂的反应堆将自动停堆。福岛第一核电厂反应堆停堆的地表加速度设定值为0.14g，如上文所述，地震发生时的地表加速度远超过该值。据东京电力公司称，电厂的6台机组均实现了安全停堆。与火电等发电形式不同，尽管核电厂的反应堆已经停堆，仍面临着衰变余热带来的问题。反应堆停堆以后，核燃料的链式反应停止，但裂变产物的衰变会产生大量的热量，这部分热量如果没有及时导出，将引起反应堆压力容器内的温度、压力升高，威胁反应堆的安全。衰变余热在很长时间内都会产生，不过时间越长，衰变余热的量将越来越少。福岛核事故中，反应堆停堆后1小时，堆芯仍产生1.5%额定热功率的衰变余热，32 据此计算，1号机组的衰变功率约为22MW，2、3号机组约为33MW，图3.4为麻省理工学院根据模型计算得到的福岛第一核电厂1~3号机组的衰变功率变化曲线。图3.4福岛第一核电厂1~3号机组反应堆衰变功率3.4氢爆事故3.4.1堆芯应急冷却系统的响应与失效地震发生后，电厂失去厂外电，应急柴油机组正常启动。反应堆紧急停堆，并与主蒸汽和主给水系统隔离，堆芯依靠堆芯应急冷却系统（ECCS）提供补水冷却。此时，1、2、3号机组的ECCS系统均正常启动，保证了堆芯被冷却水淹没，反应堆处于相对稳定的状态。海啸袭击电厂，应急柴油机组被淹，电厂失去全部交流电源，全厂断电。堆芯应急冷却系统中，由于堆芯喷淋系统（CS）和低压安注系统（LPCI）采用电动泵，因为没有交流电源而失效。因此，此时的反应堆只能依靠不需要交流电源的隔离冷凝器系统（IC）或堆芯隔离冷却系统（RCIC）和高压安注系统（HPCI）提供冷却。1号机组有IC系统和HPCI系统两套系统可用，均正常运行。如上文所述，IC系统利用冷凝器中的冷却水将反应堆来的蒸汽冷凝成水，再将凝结水送回反应堆冷却堆芯。冷凝器内的水将因为沸腾不断减少，需要从凝结水箱或消防水系统获取补给水。但补水用的泵为电动泵，在全厂断电的情况下，无法向冷凝器补水。因此，IC系统只能利用冷凝器内的储水，这些水量最多只够维持约8个小时，此后，IC系统因为得不到补水而失效。1号机组的HPCI系统利用反应堆内衰变余热产生的蒸汽驱动一台汽轮机，带动泵从凝结水箱取水，注入反应堆冷却堆芯，抑压水池作为备用水源。海啸发生后，连接凝结水箱的取水管道上的电动隔离阀因为配套的蓄电池被海啸淹没而无法打开，因此HPCI系统无法从凝结水箱取水，只能从抑压水池取水。当从抑压水池取水冷却堆芯时，需要外部冷源冷却抑压水池的水，以使HPCI32 系统能持续冷却堆芯。同样因为全厂断电，抑压水池的外部冷却系统失效。这样，抑压水池内的水温不断升高，冷却堆芯的效果越来越差。当温度升高到100℃以上时，抑压水池内的水发生沸腾，可能是因为汽蚀，取水泵损坏，HPCI系统失效。至此，1号机组的堆芯应急冷却系统全部失效，反应堆失去所有外部冷源。全厂断电后，2、3号机组有堆芯隔离冷却想（RCIC）和高压安注系统（HPCI）两套系统冷却堆芯，均正常运行。如前文所述，RCIC系统与HPCI系统的功能类似，也是利用反应堆来的蒸汽驱动一台汽动泵从凝结水箱取水，抑压水池作为备用水源。2、3号机组的RCIC和HPCI系统在运行大约7小时后失效，原因也是无法从凝结水箱取水，抑压水池失去外部冷源，水温升高，冷却效果变差，泵因为汽蚀而损坏。3.4.2氢气的产生反应堆失去所有的冷却系统后，压力容器内的温度不断升高，水不断被蒸发，水位逐渐下降，导致燃料裸露，最终导致氢气的产生。燃料棒的包壳为锆-2金属合金。燃料棒裸露时，当锆金属的温度超过约1100℃，将与水蒸气发生剧烈的化学反应，即所谓锆水反应，产生大量的氢气。另外，锆水反应为放热反应，产生约5.8MJ/kg的热量，会使锆水反应进一步加剧。3.4.3氢气的排放与氢爆随着反应堆压力容器内的蒸汽和氢气的不断增加，压力不断升高，当压力达到安全/释放阀的开启压力时（1号机组为8.61~8.72MP(a)，2、3号机组为8.65MP(a)），自动卸压系统（ADS，见前文）启动，打开安全/释放阀向抑压水池排汽（气）卸压，水蒸汽和氢气进入湿井。由于抑压水池内的水已沸腾，且失去了外部冷却，无法冷凝排入的蒸汽，加之氢气不可凝，使得湿井内的压力急剧升高。为防止干井和湿井超压，保证一次安全壳的完整性，机组设置了一套一次安全壳卸压系统，如图3.5所示。当湿井内的压力超过0.954MPa(a)时，卸压系统启动，将汽（气）通过电厂烟囱排向大气。当向大气排放的线路失效时，将汽（气）排向反应堆厂房。福岛核事故中，1、3号机组湿井中的水蒸汽和氢气被直接排到了反应堆厂房，而没有通过烟囱排向大气，官方迄今未说明其原因。这样，氢气在1、3号机组反应堆厂房内聚集，最终导致氢爆。2号机组的氢爆不同于1、3号机组，发生在湿井内部，说明安全壳的卸压系统可能已失效，其失效原因未见官方说明，外界分析可能是受3号机组的氢爆影响所致。32 图3.5一次安全壳卸压流程图3.5乏燃料水池事故1~4号机组的乏燃料水池均发生了事故，以4号机组尤为严重，因为4号机组的乏燃料水池内存放的燃料最多（1331个燃料组件），而且有换料时从堆芯卸出的548个非乏燃料组件，因此，其中的产生的衰变余热最大。正常情况下，乏燃料有一套冷却系统，该系统利用核岛闭式冷却时系统将乏燃料水池中的衰变余热带走，如图3.6所示。但在全厂断电的情况下，循环冷却泵无法运行，乏燃料水池失去外部冷却。因此，乏燃料水池中水不断蒸发，水位下降，燃料裸露。4号机组中，裸露的燃料棒与水蒸汽发生了锆水反应，产生的氢气在反应堆厂房上部聚集，导致火灾的发生，毁坏了反应堆厂房上部建筑，乏燃料水池也裸露在大气中，释放大量放射性物质。图3.6乏燃料水池事故示意图32 3.6放射性泄漏正常情况下，沸水堆有5道屏障阻止放射性物质向环境扩散。第一道屏障是燃料芯块。绝大部分裂变产物都滞留在燃料芯块中，只有少量裂变产物会从燃料芯块中扩散出来。第二道屏障是燃料包壳。燃料包壳将燃料芯块完全密封，将包容绝大部分从燃料芯块中扩散出来的裂变产物，只有少量气态裂变产物可能穿过包壳扩散到冷却剂中。如果包壳有缺陷或破裂，将有较多的裂变产物进入冷却剂。第三道屏障是将反应堆冷却剂包容在内的压力边界。沸水堆的压力边界包括反应堆压力容器、蒸汽管道、泵、给水管道等，其中任何设备损坏或管道破裂，都将导致冷却剂中的裂变产物向外扩散。第四道屏障是一次安全壳。一次安全壳将反应堆压力容器、主管道等包容在内。当压力容器破裂或其中的管道破裂时，它能阻止裂变产物外逸。第五道屏障是二次安全壳。二次安全壳包容了一次安全壳、应急冷却系统、乏燃料水池以及换料作业区等。二次安全壳能包容一次安全壳破裂时外逸的放射性物质，并包容从乏燃料水池逸出的放射性物质。福岛核事故中，1~3号机组的堆芯都已部分熔化，燃料包壳已破裂，第一、二道屏障已被破坏，但冷却剂压力边界（即第三道屏障）仍然完整。1、3号机组的一次安全壳仍然完整，2号机组的一次安全壳因为氢爆而损坏，其完整性已被破坏。1~4号机组的二次安全壳均已毁坏。因为多道安全屏障被破坏，大量放射性物质泄漏，其中以2号机组尤为严重。图3.7沸水堆防放射性泄漏的5道安全屏障32 4福岛核电厂反应堆现状[http://atmc.jp/fukushima/]日本原子能安全和保安院（NISA）每天发布福岛第一核电厂反应堆的相关参数，以下数据和图表均来自于NISA发布的信息。4.1反应堆水位图4.1~4.3所示为5月20日至6月11日之间1~3号机组反应堆的水位，图中蓝线为正常情况下燃料的顶部标高（以此作为基准线），红线和黄线分别为测点A和测点B的测量值。截至目前，1号机组反应堆内的水位大致稳定在燃料顶部标高以下约1.70m，即燃料裸露长度为1.70m，大约裸露了28.3%。2、3号机组反应堆内的水位均低于燃料顶部标高约2.10m，裸露度分别为35.0%。图4.11号机组反应堆水位图4.22号机组反应堆水位图4.33号机组反应堆水位4.2反应堆温度图4.4~4.6所示为5月20日至6月11日之间1~3号机组反应堆的温度，图中红线和黄线分别为测点A和测点B的测量值。32 截至目前，1、2号机组反应堆温度平均值分别稳定在107.5℃左右。3号机组反应堆目前的平均温度约为169.5℃，但最近有所升高，原因不明。图4.41号机组反应堆温度图4.52号机组反应堆温度图4.63号机组反应堆温度4.3反应堆压力图4.7~4.9所示为5月20日至6月11日之间1~3号机组反应堆内的压力，图中红线和黄线分别为测点A和测点B的测量值。图中显示，1、2、3号机组反应堆内的压力分别稳定在0.027MPa(a)、－0.012MPa(a)和－0.113MPa(a)，但2、3号机组的测量值明显不合理，可能是压力测量元件有所损坏。图4.71号机组反应堆压力图4.82号机组反应堆压力32 图4.93号机组反应堆压力4.4安全壳压力图4.10~4.12所示为5月20日至6月11日之间1~3号机组安全壳内的压力，图中红线为干井内的压力，黄线为湿井内的压力。截至目前，1、2、3号机组安全壳干井内的压力分别稳定在0.132MPa(a)、0.015MPa(a)和0.10MPa(a)；1、3号机组安全壳湿井内的压力分别稳定在0.115MPa(a)和0.184MPa(a)，2号机组湿井因为氢爆破裂。图4.101号机组安全壳压力图4.112号机组安全壳压力图4.123号机组安全壳压力32 5参考文献汇总[1]国际原子能机构PRIS系统:http://www.iaea.org/programmes/a2/[2]Economicsimplifiedboilingwaterreactorplantgeneraldescription,GE,2006[3]ABWR技术介绍,核工业第二研究设计院,2000年3月[4]维基百科:http://en.wikipedia.org/wiki/Fukushima_I_Nuclear_Power_Plant[5]ABWR技术介绍,核工业第二研究设计院,2000年3月[6]MarkIContainmentReport.GE,2011.3.19[7]GEBWR-4technologyadvancedmanual[8]GETechnologySystemsManual[9]TimelineoftheFukushimaDaiichinuclearaccidents.维基百科,http://en.wikipedia.org/wiki/Timeline_of_the_Fukushima_I_nuclear_accidents#cite_note-189[10]EffectsoftheEarthquakeandTsunamiontheFukushimaDaiichiandDainiNuclearPowerStations.TEPCO,2011.5.24[11]The2011offthePacificcoastofTohokuPacificEarthquakeandtheseismicdamagetotheNPPs.NISA,2011.4.4[12]東北地方太平洋沖地震発生当時の福島第一原子力発電所運転記録及び事故記録の分析と影響評価について.TEPCO,2011.5.23[13]TheFukushimaDaiichiIncident.AREVA,2011.4.1[14]FukushimaAccident2011.WorldNuclearAssociation,2011.5.27[15]BasicDesignInformationforBoilingWaterReactors–BWR3&BWR4.OECDNuclearEnergyAngency,2011.3.16[16]http://atmc.jp/fukushima/32