福岛核电站全厂断电事故分析堆工中心[]讲课教案

1、介绍介绍(jisho)内容内容一一日本核电现状及福岛核电站简介日本核电现状及福岛核电站简介二二福岛核电站严重事故主要进程福岛核电站严重事故主要进程(jnchng)三三福岛核电站事故初步分析福岛核电站事故初步分析四四经验反馈、改进及启发经验反馈、改进及启发第一页，共37页。第一部分第一部分(b fen)(b fen) 日本核电现状及福岛日本核电现状及福岛核电站情况核电站情况 第二页，共37页。日本核电概况：日本核电概况： 1966 1966年，日本第一座核电站开始商运。年，日本第一座核电站开始商运。 日本有日本有1717个核电站、共个核电站、共5555台机组台机组(jz)(jz)，核电，核电占发

2、电比重占发电比重30%30%，预计至，预计至20172017年，将占到年，将占到40%40%。一、日本一、日本(r bn)(r bn)核电现状及福岛核电站情况核电现状及福岛核电站情况 第三页，共37页。附图附图(f t)1(f t)1：日本核电站分布图：日本核电站分布图第四页，共37页。一、日本一、日本(r bn)(r bn)核电现状及福岛核电站情况核电现状及福岛核电站情况 福岛核电站： （目前(mqin)世界最大核电站） 由福岛一站和福岛二站组成，共10台机组（一站6台，二站4台），均为沸水堆附图(f t)2：福岛第一核电站厂区布置图第五页，共37页。q 地震前运行核电站各机组情况：福岛核电

3、一厂地震前运行核电站各机组情况：福岛核电一厂1、2、3号机正常运行，号机正常运行，4、5、6号机正在号机正在(zhngzi)大修或停堆检修，福岛核电二厂四台机组正常运行。大修或停堆检修，福岛核电二厂四台机组正常运行。电电站站机组号机组号堆型堆型安全壳安全壳地震时状态地震时状态电功率（电功率（MW）商运商运核岛供应商核岛供应商一一厂厂1 1BWR-3 BWR-3 MARK IMARK I运行中运行中46046019711971GEGE2 2BWR-4 BWR-4 MARK IMARK I运行中运行中78478419741974GEGE3 3BWR-4BWR-4MARK IMARK I运行中运行中

4、78478419761976东芝东芝4 4BWR-4BWR-4MARK IMARK I停堆检修中停堆检修中78478419781978日立日立5 5BWR-4BWR-4MARK IMARK I停堆检修中停堆检修中78478419781978东芝东芝6 6BWR-5 BWR-5 MARK IIMARK II停堆检修中停堆检修中1100110019791979GEGE二二厂厂1 1BWR-5BWR-5MARK IIMARK II运行中运行中1100110019821982东芝东芝2 2BWR-5BWR-5MARK IIMARK II运行中运行中110011001983419834日立日立3 3BW

5、R-5BWR-5MARK IIMARK II（改进）（改进）运行中运行中1100110019851985东芝东芝4 4BWR-5BWR-5运行中运行中1100110019871987日立日立一、日本一、日本(r bn)(r bn)核电现状及福岛核电站情况核电现状及福岛核电站情况 第六页，共37页。一、日本一、日本(r bn)(r bn)核电现状及福岛核电站情况核电现状及福岛核电站情况 p 福岛核电厂采用单层循环沸水堆技术（福岛核电厂采用单层循环沸水堆技术（从上世纪从上世纪5050年代开始逐步发展年代开始逐步发展(fzhn)(fzhn)起来的轻水堆堆型，先后开发了起来的轻水堆堆型，先后开发了BW

6、R-1BWR-1至至BWR-6BWR-6和第三代先进沸水堆（和第三代先进沸水堆（ABWRABWR）第七页，共37页。p 福岛福岛MARK I为双层安为双层安全壳，内层为钢衬安全全壳，内层为钢衬安全壳（梨形），设计压力壳（梨形），设计压力4bar左右，容积较小（左右，容积较小（数千立方米），外层非数千立方米），外层非预应力混凝土安全壳。预应力混凝土安全壳。p 钢安全壳由干井和湿井钢安全壳由干井和湿井构成，干井中间是压力构成，干井中间是压力容器。湿井为环形结构容器。湿井为环形结构，里面装了，里面装了4000吨的吨的水，起过滤放射性物质水，起过滤放射性物质和抑制和抑制(yzh)安全壳内安全壳内压力作

7、用。压力作用。干井干井反应堆压力容器反应堆压力容器湿井（抑压水池）湿井（抑压水池）一、日本一、日本(r bn)(r bn)核电现状及福岛核电站情况安全壳核电现状及福岛核电站情况安全壳 第八页，共37页。p 福岛一站的福岛一站的MARKII安全壳在安全壳在MARK I基基础上进行了简化础上进行了简化(jinhu)设计，内设计，内层钢安全壳改为圆层钢安全壳改为圆锥形，干井直接位锥形，干井直接位于湿井上方，湿井于湿井上方，湿井改为圆柱形结构，改为圆柱形结构，两者之间通过导管两者之间通过导管相连。相连。湿井（抑压水池）湿井（抑压水池）干井干井一、日本一、日本(r bn)(r bn)核电现状及福岛核电站

8、情况安全壳核电现状及福岛核电站情况安全壳 第九页，共37页。 福岛核电站特点福岛核电站特点(tdin)介绍介绍q Mark-I/IIMark-I/II安全壳系安全壳系统统(xtng)(xtng)比较比较Mark-IMark-II一、日本一、日本(r bn)(r bn)核电现状及福岛核电站情况安全壳核电现状及福岛核电站情况安全壳 安全壳类型安全壳类型典型电站典型电站极限压力极限压力热负荷热负荷极限条件下的极限条件下的早期失效早期失效Mark IBrowns Ferry9.10 bar260 310很可能发生很可能发生Mark IILimerick10.69 bar287 310不太可能发生不太可

9、能发生附图6： Mark-I/II安全壳系统示意图第十页，共37页。l BWR3HPCI : HPCI : 高高压压(goy)(goy)安注系安注系统统CS : CS : 堆芯堆芯喷喷淋系淋系统统D/G : D/G : 柴油柴油发电发电机机ADS : ADS : 自自动动卸卸压压系系统统IC : IC : 隔离冷却系隔离冷却系统统 ( (汽汽轮轮机机驱动驱动，排，排热热能力稍差能力稍差) ) HPCI CS CSD/GD/GICICIC系系统统(xt(xtng)ng)堆芯堆芯主蒸汽主蒸汽(zhn q)(zhn q)管管线线ADSADS系系统统CS CS PumpPumpCS CS PumpPu

10、mp柴油柴油发电发电机机给给水管水管线线外外电电源源HPCI HPCI PumpPump一、日本核电现状及福岛核电站情况应急冷却系统一、日本核电现状及福岛核电站情况应急冷却系统 第十一页，共37页。l BWR4LPCI LPCI PumpPump堆芯堆芯主蒸汽主蒸汽(zhn q)(zhn q)管管线线ADSADS系系统统(xtng)(xtng)CS CS PumpPumpCS CS PumpPump柴油柴油(chiyu)(chiyu)发电发电机机给给水管水管线线外外电电源源HPCI HPCI PumpPumpRCIC RCIC PumpPump HPCI CS CSLPCI LPCILPCI

11、LPCID/GD/GRCICHPCI : HPCI : 高高压压安注系安注系统统 ( (汽汽轮轮机机驱动驱动) )CS CS : : 堆芯堆芯喷喷淋系淋系统统LPCI : LPCI : 低低压压安注系安注系统统D/G : D/G : 柴油柴油发电发电机机ADS : ADS : 自自动动卸卸压压系系统统RCIC : RCIC : 堆芯隔离冷却系堆芯隔离冷却系统统 ( (汽汽轮轮机机驱动驱动，冷却能力，冷却能力较较强强) )一、日本核电现状及福岛核电站情况应急冷却系统一、日本核电现状及福岛核电站情况应急冷却系统 第十二页，共37页。l 福岛第一核电厂的沸水堆在设计时并未考虑反应堆堆芯的风险及福岛第

12、一核电厂的沸水堆在设计时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。事故和严重事故。l 日本政府认为日本的反应堆安全设计可以保证安全，不必要在在日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面的工作。升安全和降低风险方面的工作。l 原子力安全保安院原子力安全保安院”（NISA）让业主采用）让业主采用PSA手段进行风险研究手段进行风险研究，并研制事故

13、规程，并研制事故规程(guchng)（AM），针对超设计基准事故和严），针对超设计基准事故和严重事故。重事故。2002年各个业主在年各个业主在PSA分析的基础上，为日本全部的核分析的基础上，为日本全部的核电厂制定事故规程电厂制定事故规程(guchng)（AM）（非严重事故管理导则）。）（非严重事故管理导则）。一、日本核电现状及福岛核电站情况事故一、日本核电现状及福岛核电站情况事故(shg)(shg)管理管理 第十三页，共37页。l 日本日本BWR核电厂事故应对措施核电厂事故应对措施l 反应堆及安全壳补水措施反应堆及安全壳补水措施-增加增加(zngji)管线，以便消防水、海水管线，以便消防水、海

14、水等外部水源可以对压力容器、安全壳等进行注入。等外部水源可以对压力容器、安全壳等进行注入。增加增加(zngji)(zngji)及修改及修改增加增加(zngji)(zngji)及修改及修改增加及修改增加及修改增加及修改增加及修改一、日本核电现状及福岛核电站情况事故管理一、日本核电现状及福岛核电站情况事故管理 第十四页，共37页。l 日本日本BWR核电厂事故应对措施核电厂事故应对措施l 安全壳排热措施安全壳排热措施-能承受能承受(chngshu)高压的管线作为通风管道，高压的管线作为通风管道，用于安全壳通风，防止安全壳超压及用于安全壳排热。用于安全壳通风，防止安全壳超压及用于安全壳排热。增加增加(

15、zngji)(zngji)部分部分一、日本核电现状及福岛核电站情况一、日本核电现状及福岛核电站情况(qngkung)(qngkung)事故管理事故管理 第十五页，共37页。第二第二(d r)(d r)部分部分 福岛核电站事故主要进程福岛核电站事故主要进程 第十六页，共37页。二、福岛核电站事故主要二、福岛核电站事故主要(zhyo)(zhyo)进程进程 p 2011 年3月11日14时46分（北京时间13时46分）发生在日本本州东海岸附近海域的里氏9级地震历史(lsh)最大。p 地震震中位于北纬38.1度，东经142.6度，震源深度约20公里；p 地震引发约14米高海啸超过电站防波堤（约5.7米

16、）。第十七页，共37页。二、福岛核电站事故主要二、福岛核电站事故主要(zhyo)(zhyo)进程进程 第十八页，共37页。q 强烈地震强烈地震(dzhn)是福岛一厂严重事故起因，受地震是福岛一厂严重事故起因，受地震(dzhn)影响，机组自动停堆，失去厂外电后应急柴油发影响，机组自动停堆，失去厂外电后应急柴油发电机自动启动。电机自动启动。q 但地震但地震(dzhn)后大约后大约1小时，地震小时，地震(dzhn)驱动的海啸驱动的海啸淹没了厂房，致使应急柴油发电机、泵、阀门和其它设备淹没了厂房，致使应急柴油发电机、泵、阀门和其它设备不可用，最终导致超设计基准全厂断电事故。不可用，最终导致超设计基准全

17、厂断电事故。二、福岛核电站事故二、福岛核电站事故(shg)(shg)主要进程主要进程 第十九页，共37页。 福岛事故福岛事故(shg)进程进程二、福岛核电站事故主要进程二、福岛核电站事故主要进程(jnchng)(jnchng)福岛事故主要福岛事故主要进程进程(jnchng)(jnchng)（均为日本时间）（均为日本时间） 1 1号卸压，放射号卸压，放射性剂量上升性剂量上升(shngshn(shngshng)g)，公众撤离公众撤离1515日和日和1616日日两次起火两次起火第二十页，共37页。q 安全壳内事故进程（以一号机组为例）：安全壳内事故进程（以一号机组为例）：q 依靠非能动的隔离冷却系统

18、（依靠非能动的隔离冷却系统（IC）在初始阶段对堆芯进行）在初始阶段对堆芯进行冷却冷却q 蒸汽通过安全阀进入抑压水池，但由于丧失最终蒸汽通过安全阀进入抑压水池，但由于丧失最终(zu zhn)热阱，抑压水池内的水不断升温导致沸腾，从而热阱，抑压水池内的水不断升温导致沸腾，从而使安全壳内压力不断升高，堆芯裸露并损伤；使安全壳内压力不断升高，堆芯裸露并损伤；q 在钢安全壳压力过高情况下（在钢安全壳压力过高情况下（8.2bar，2.1倍设计压力）倍设计压力），进行安全壳排气操作，之后不久发生氢气爆炸，导致二，进行安全壳排气操作，之后不久发生氢气爆炸，导致二次安全壳（反应堆厂房）受损，放射性大量释放；次安

19、全壳（反应堆厂房）受损，放射性大量释放；q 根据事故管理规程，采用外部水源（消防水或海水等）对根据事故管理规程，采用外部水源（消防水或海水等）对堆芯进行注水冷却，同时安全壳排气带走热量堆芯进行注水冷却，同时安全壳排气带走热量q 积极恢复外部电源、恢复注水排热手段（进行中）积极恢复外部电源、恢复注水排热手段（进行中）二、福岛核电站事故二、福岛核电站事故(shg)(shg)主要进程主要进程 第二十一页，共37页。三、福岛核电站事故主要三、福岛核电站事故主要(zhyo)(zhyo)进程进程 第二十二页，共37页。q 乏燃料水池事故进程（以四号机组为例）乏燃料水池事故进程（以四号机组为例） ：q 由于

20、长时间丧失冷却，储水由于衰变热蒸发或地震可能产由于长时间丧失冷却，储水由于衰变热蒸发或地震可能产生的裂缝泄露，水位不断下降导致组件裸露。生的裂缝泄露，水位不断下降导致组件裸露。q 在较高温度下，包壳与水池沸腾蒸发的蒸汽发生锆水反应在较高温度下，包壳与水池沸腾蒸发的蒸汽发生锆水反应，产生氢气。锆水反应产生巨大的热能使燃料芯块熔化，产生氢气。锆水反应产生巨大的热能使燃料芯块熔化，并释放大量的放射性核素。随后氢气爆炸损坏并释放大量的放射性核素。随后氢气爆炸损坏(snhui)了外层安全壳，大量放射性释放到环境。了外层安全壳，大量放射性释放到环境。q 积极恢复外部电源、恢复注水排热手段（进行中）积极恢复

21、外部电源、恢复注水排热手段（进行中）二、福岛核电站事故主要二、福岛核电站事故主要(zhyo)(zhyo)进程进程 第二十三页，共37页。q 现状现状(xinzhung)（4月月6号）号）二、福岛核电站事故主要二、福岛核电站事故主要(zhyo)(zhyo)进程进程 第二十四页，共37页。p 按照国际原子能机构对核时间的分级（见附表1），日本(r bn)原子力安全保安院将事件定为4级核事故,后调整为5级、7级。附表1：国际原子能机构核事件分级表(INES)级别级别说明说明准则准则实例实例7 7 特大事故特大事故大量核污染泄露到工厂以外，造成巨大健康和环境大量核污染泄露到工厂以外，造成巨大健康和环境

22、影响。影响。19861986年前苏联切尔诺贝利年前苏联切尔诺贝利核事故核事故6 6重大事故重大事故一部分核污染泄漏到工厂外，需要立即采取措施来一部分核污染泄漏到工厂外，需要立即采取措施来挽救各种损失。挽救各种损失。19571957年前苏联基斯达姆核年前苏联基斯达姆核事故事故5 5 具有厂外风险的具有厂外风险的事故事故有限的核污染泄漏到工厂外，需要采取一定措施来有限的核污染泄漏到工厂外，需要采取一定措施来挽救损失。挽救损失。19791979年美国三里岛核事故年美国三里岛核事故4 4没有明显厂外风没有明显厂外风险的事故险的事故非常有限但明显高于正常标准的核物质被散发到工非常有限但明显高于正常标准的

23、核物质被散发到工厂外，或者反应堆严重受损或者工厂内部人员遭受厂外，或者反应堆严重受损或者工厂内部人员遭受严重辐射。严重辐射。19991999年日本东海村核事故年日本东海村核事故3 3 重大事件重大事件很小的内部事件，外部放射剂量在允许的范围之内很小的内部事件，外部放射剂量在允许的范围之内，或者严重的内部核污染影响至少，或者严重的内部核污染影响至少1 1个工作人员。个工作人员。2 2事件事件这一级别对外部没有影响，但是内部可能有核物质这一级别对外部没有影响，但是内部可能有核物质污染扩散，或者直接过量辐射了员工或者操作严重污染扩散，或者直接过量辐射了员工或者操作严重违反安全规则。违反安全规则。1

24、1 异常异常这一级别对外部没有任何影响，仅为内部操作违反这一级别对外部没有任何影响，仅为内部操作违反安全准则。安全准则。0 0偏离偏离安全上无重要意义安全上无重要意义二、福岛核电站事故二、福岛核电站事故(shg)(shg)主要进程主要进程 第二十五页，共37页。第三部分第三部分 福岛核电站事故初步福岛核电站事故初步(chb)(chb)分析分析 第二十六页，共37页。p 里氏里氏9级地震以及继发的海啸级地震以及继发的海啸(hixio)是世界灾难是世界灾难，超出了核电厂原设计的基准，是超设计基准事故，超出了核电厂原设计的基准，是超设计基准事故的叠加；的叠加；p 东京电力公司证实袭击福岛第一、第二核

25、电站的东京电力公司证实袭击福岛第一、第二核电站的海啸海啸(hixio)浪高超过浪高超过14米。福岛第一核电站海米。福岛第一核电站海啸啸(hixio)设防高度为设防高度为5.7米，福岛第二核电站海米，福岛第二核电站海啸啸(hixio)设防高度为设防高度为5.2米。海啸米。海啸(hixio)数据数据是基于设防是基于设防8级地震的。但本次地震为级地震的。但本次地震为9级。福岛级。福岛第一核电站反应堆厂房、汽机厂房仅高出海平面第一核电站反应堆厂房、汽机厂房仅高出海平面10-13米米三、福岛核电站事故初步三、福岛核电站事故初步(chb)(chb)分析分析 第二十七页，共37页。p福岛第一核电站福岛第一核

26、电站(din zhn)是六十年代设计建造的首批商是六十年代设计建造的首批商业电站业电站(din zhn)，其设计和安全标准反应了当时的认识，其设计和安全标准反应了当时的认识和水平。和水平。p福岛核电厂机组运行已超过其设计寿期福岛核电厂机组运行已超过其设计寿期40年，其很多系统年，其很多系统部件可能存在老化现象。部件可能存在老化现象。p电源问题：失去所有电源、余热无法导出导致堆芯裸露电源问题：失去所有电源、余热无法导出导致堆芯裸露p此外，现场处置措施不够给力？此外，现场处置措施不够给力？三、福岛核电站事故初步三、福岛核电站事故初步(chb)(chb)分析分析 第二十八页，共37页。q 钢安全壳空

27、间较小（数千立方米），在堆芯损坏严重事故钢安全壳空间较小（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效q NUREG-1150报告报告(bogo)， “严重事故风险：美国严重事故风险：美国5座座核电厂的评估核电厂的评估”，针对美国，针对美国Peach Bottom核电厂（核电厂（BWR3，MARKI）指出：最可能发生堆芯损坏的原因就）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。是，全厂断电叠加堆芯注水失效。q 美国橡树岭国家实验室针对美国橡树岭国家实验室针对BWR3、4指出：在丧失最终

28、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；内压力迅速上升；三、福岛核电站事故初步分析三、福岛核电站事故初步分析(fnx)(fnx)设计缺陷设计缺陷 第二十九页，共37页。q 从目前掌握的资料来看，福岛核电厂未安装针对严重事故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，导致(dozh)严重事故下氢

29、气风险难以控制。严重事故下氢气风险难以控制。q 从目前查阅的资料来看，福岛核电厂通过硬质管道进行安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。过滤排放措施，从而无法做到放射性尽量最小化释放。q 从目前获取的信息来看，福岛核电厂事故发生过程中采用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。面

30、存在问题，配套事故规程不完善，相关人员认识不足。q 没有严重事故管理导则来统筹组织、处置事故后果。没有严重事故管理导则来统筹组织、处置事故后果。三、福岛核电站事故初步分析设计三、福岛核电站事故初步分析设计(shj)(shj)缺陷缺陷 第三十页，共37页。第四部分第四部分 经验反馈经验反馈(fnku)(fnku)、改进及启发、改进及启发 第三十一页，共37页。q 福岛核电厂的地震及其引发的海啸，已经远超过核电厂的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，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

31、损害都是很大。遭遇这种超设计基准自然灾害，其后果和损害都是很大。q 应该看到，福岛核电厂发生的严重事故也存在电厂超期服应该看到，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。归结到技术落后、安全性不高的原因。q 我国核电站多为压水堆，且属于我国核电站多为压水堆，且属于80年度后期年度后期(huq)技术，技术，防御和抵抗类似事故的能力要强；防御和抵抗类似事故的能力要强；q 不应由于福岛事故的发生，就否定或贬低二代加核电厂的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；安全；四、经验四、经验(jngyn)(jngyn)反馈、改