日本福岛核电站事故简介与分析

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1、反应堆外壳核心水泵曰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屮，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

2、。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S前均正常运行。S号组机堆壳全安态状时宙地)費，IM(率功电商应供岛核-1厂la-3BW▼1KKMA中行运6041*97GE241RBWTARKMA中行运487749IXGE34KWBKKMA中行78467944RBWTARKMA中修检堆停784789IX立n54RBWIMAI中检堆停784789<16-5RBWIIRKMA1削检堆停001

3、7991XGE二厂5R-BWIIRKMA中行运§1128925RBWIIRKMA中行运0011A34891立曰35RBWI)中行运00111A58945TRBW中行运00fli8791>立曰福岛核电厂采用单层循环沸水堆技术（从上W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。第二层防护正常状态钢充湖水被吸入，用以冷却斑汽使之冷》冷讲放湖水nnA.安全壳福岛MARKI（左图）为双层安全壳，内层力钢衬安全壳（梨形

4、），设t卜压力4bar左右，容积较小（数千立方米），外层非预应力混凝土安全壳。钢安全壳由千并和湿并构成，干井中间是压力鞞器。湿井为环形结构，里而装了400◦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MARKI基础上进行了简化设计，内层钢安全壳改为圆锥形，干井直接位于湿并上方，湿井改力圆柱形结构，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。HPCI:«压安注系统CS堆芯噴淋系统D/G货油发电机ADS:自动卸压系

5、铳1C»処能力＜肢）•BWR4外电龙RCICHPci麻《安注糸绞（汽轮机®动）cs堆芯嘴淋系统LPCI飫压安注系统D/G柴功发电机ADS:自动2卩压系统RCIC奥冷W糸统（7说机囅功.冷刼能力较薄）A.事故管理福岛第一核电厂的沸水堆在设计吋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。円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而的工作。原子力安全保安院”（N

6、ISA）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，为曰本全部的核电厂制定事故规程（AM）（非严重事故管理导则）。円本BWR核电厂事故应对措施：（1）反应堆及安全壳补水措施一一增加管线，以便消防水、海水等外部水源可以对压力容器、安全壳等进行注入止安全壳超压及用于安全壳排热。二、福岛核电站事故反应堆状况总汇反应堆状况（5月18日12:00）123456输出功率（兆瓦）4607847847847841100反应堆类型

7、BWR-3BWR-4BWR-4BWR-4BWR-4BWR-5地震时状态工作中=>自动停机工作中=>自动停机工作中=>自动停机定期检修中定期检修屮定期检修屮堆芯燃料完整性（装填燃料数）大部分受损（400件）受损35%（548件）受损30%（548件）无燃料（己转送乏燃料池）正常（548件）正常（764件）反应堆压力容器完整性应该受损未知米知安全安全安全容器完整性应该受损应该受损安全（推测）安全安全安全核心冷却系统1（/RHR）需接入交流电源的冷却系统（以注入大量淡水冷却）无法工作无法工作无法丁.作

8、小需要能够工作能够工作核心冷却系统2（/MUWC）无需交流电源的冷却系统（基于热交换的冷却）无法工作无法工作无法工作不需要运行屮（冷关机）运行屮（冷关机）反应堆厂房严重受损（氢气爆炸）部分敞开严爾受损（氢气爆炸）严®受损（氢气爆炸）开洞预防氢气累积开洞预防氢气累积压力容器水位低于燃料棒庇端燃料棒露出（部分乃至全部）燃料棒露出（部分乃至全部）安全安全安全压力容器的压力/温度压力：逐步增加中；温度：增加后略为降低未知/稳定未知/增加中安全安全安全围阻体压力增加后略有下降稳定稳定安全安全安全向燃料棒注