浅谈日本福岛核电事故及其放射性影响-核科学技术学院.PDFVIP

浅谈日本福岛核电事故及其放射性影响    中国科大核科学技术学院   陈志    2011 年 3 月 11 日下午，日本东部海域发生里氏9.0 级大地震，并引发了海 啸。位于日本本州岛东部沿海的福岛第一核电站停堆，几个机组发生了失去冷却 剂事故。3 月 12 日下午，一号机组发生了爆炸。3 月 14 日，三号机组发生了两 次爆炸。这几次爆炸的发生，改写了世界核安全历史，福岛核电事故将成为继美 国三里岛和前苏联切尔诺贝利核电事故之后的第三大核电事故被载入史册。然 而，本次核电事故与三里岛和切尔诺贝利核电事故还是有着很大的不同，下面针 对本次核电事故及其放射性影响做点粗浅的分析。  1、福岛第一核电站简介  日本福岛第一核电站位于日本福岛县双叶郡大熊町沿海。该电站共有 6 台机 组（如图 1 所示），1 号机组 439MW ，1970 年并网发电，1971 年投入商业运行。 3 号机组 784MW，20 世纪 70 年代中期投产。所有 6 台机组全为沸水堆。  6 5 1 2 3 4   图 1  日本福岛第一核电站鸟瞰图  2、沸水堆主要特点  沸水堆属于轻水堆家族，采用轻水做慢化剂和冷却剂，低富集度的二氧化铀 做燃料，外包锆合金包壳。沸水堆基本运行原理图如图 2 所示，来自汽轮机系统 的给水进入反应堆压力容器后，沿着堆芯周围的圆筒与压力容器内壁之间的环形 空间下降，在泵的作用下进入堆下腔室，然后向上流过堆芯，受热并部分汽化。 汽水混合物经汽水分离器分离后，蒸汽通往汽轮发电机发电。沸水堆同压水堆类 1    似，也有几道安全屏障：燃料包壳（锆合金）、压力容器以及安全壳。    图 2 沸水堆基本运行原理图  这种堆型的主要特点为：  （1）、控制棒从堆芯下方插入。由于沸水堆堆芯上部有汽水分离器，而且上 部是蒸汽为主，所以反应堆控制棒从堆芯下方插入。控制棒在反应堆正常运行时 由电驱动或机械驱动，断电时靠备用液压把控制棒顶上去，不能像压水堆那样断 电后可以靠重力落棒。  （2 ）、沸水堆采用直接循环。沸水堆产生的蒸汽直接被引入汽轮机发电，因 而沸水堆中没有蒸汽发生器和稳压器，节约了投资。同时由于蒸汽压力能够比压 水堆高，所以热效率也更高。  （3 ）、沸水堆的反应性不用硼做化学补偿。沸水堆流过堆芯的清水，而不像 压水堆一回路中是硼酸溶液。  （4 ）、沸水堆卸压方式不同于压水堆。沸水堆的卸压水箱不在反应堆压力容 器内，泄压时，蒸汽直接通过反应堆压力容器和安全壳这两道屏障。  3、福岛第一核电事故原因分析  据资料介绍，福岛核电站在 2011 年 3 月 11 日下午地震发生后，操作员就将 控制棒插进了堆芯，并实现了反应堆停堆，从而反应堆堆芯的热功率在几分钟内 由正常的 1400MW 下降到只剩下余热，但仍有 4%左右的热功率。随后余热功率 虽然仍在下降，但是下降的速度变慢。  停堆以后，应立即启动安注系统并由安注系统向堆芯补水，保证堆芯冷却防 止超压，但是地震摧毁了电网，场外电源不可用。按照核电厂事故应急程序规定， 如果发生严重事故并伴随着全厂断电，核电厂应急柴油机应该在 20 秒内迅速启 动，为核电厂安全相关系统提供电力。