福岛核电站全厂断电事故分析堆工中心.ppt

日本福岛核电站严重事故分析日本福岛核电站严重事故分析及启发及启发中国广东核电集团中国广东核电集团 中科华核电技术研究院中科华核电技术研究院 反应堆中心反应堆中心2011.04介绍内容介绍内容1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2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3福岛核电站事故初步分析福岛核电站事故初步分析4经验反馈、改进及启发经验反馈、改进及启发第一部分第一部分 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 日本核电概况：日本核电概况：p 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p 日本有日本有1717个核电站、共个核电站、共5555台机组，核电占发台机组，核电占发电比重电比重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 5 5附附图图1 1：日本核：日本核电电站分布站分布图图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 福岛核电站： （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（一站6台，二站4台），均为沸水堆沸水堆附图2：福岛第一核电站厂区布置图q地震前地震前运行核电站各机组情况：运行核电站各机组情况：福岛核电一厂福岛核电一厂1、、2、、3号机正常运行，号机正常运行，4、、5、、6号机正在大修或停堆检修，福岛核电二厂四台机组正常运行。

号机正在大修或停堆检修，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 3BWR-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 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 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年代开始逐步发展起来的年代开始逐步发展起来的轻水堆堆型，先后开发了轻水堆堆型，先后开发了BWR-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））））p福岛福岛MARK I为为双双层层安全壳，安全壳，内内层层为钢为钢衬安全壳（梨形）衬安全壳（梨形），，设计压力设计压力4bar左右，左右，容积较小（数千立容积较小（数千立方米），方米），外外层层非非预预应应力混凝土安全壳。

力混凝土安全壳p钢安全壳由干井和钢安全壳由干井和湿井构成，干井中湿井构成，干井中间是压力容器湿间是压力容器湿井为环形结构，里井为环形结构，里面装了面装了4000吨的水，吨的水，起过滤放射性物质起过滤放射性物质和抑制安全壳内压和抑制安全壳内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、日本核电现状及福岛核电站情况－－安全壳一、日本核电现状及福岛核电站情况－－安全壳 p福福岛岛一站一站的的MARKII安全壳在安全壳在MARK I基基础上进行了简化设础上进行了简化设计，内层钢安全壳计，内层钢安全壳改为圆锥形，干井改为圆锥形，干井直接位于湿井上方，直接位于湿井上方，湿井改为圆柱形结湿井改为圆柱形结构，两者之间通过构，两者之间通过导管相连导管相连湿井（抑压水池）湿井（抑压水池）干井干井一、日本核电现状及福岛核电站情况－－安全壳一、日本核电现状及福岛核电站情况－－安全壳 ￿福岛核电站特点介绍福岛核电站特点介绍qMark-I/IIMark-I/II安全安全壳系统比较壳系统比较Mark-IMark-II一、日本核电现状及福岛核电站情况－－安全壳一、日本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能发生附图6： Mark-I/II安全壳系统示意图lBWR3HPCI￿:￿HPCI￿:￿高高压安注系安注系统CS￿CS￿￿￿￿￿￿￿:￿ :￿堆芯堆芯喷淋系淋系统D/G￿D/G￿￿ ￿:￿ :￿柴油柴油发电机机ADS￿￿:￿ADS￿￿:￿自自动卸卸压系系统IC￿IC￿￿￿￿￿￿￿￿￿:￿ :￿隔离冷却系隔离冷却系统￿ ￿( (汽汽轮机机驱动，排，排热能力稍差能力稍差) )￿￿￿￿￿￿￿￿HPCI CS CSD/GD/GICICIC系系统统堆芯堆芯主蒸汽管主蒸汽管线线ADSADS系系统统CS￿CS￿PumpPumpCS￿CS￿PumpPump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 lBWR4LPCI￿LPCI￿PumpPump堆芯堆芯主蒸汽管主蒸汽管线线ADSADS系系统统CS￿CS￿PumpPumpCS￿CS￿PumpPump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￿PumpPumpRCIC￿RCIC￿PumpPump￿￿￿￿￿￿￿￿HPCI CS CSLPCI LPCILPCI LPCID/GD/GRCICHPCI￿:￿HPCI￿:￿高高压安注系安注系统￿ ￿( (汽汽轮机机驱动) )CS￿CS￿￿￿￿￿￿￿:￿ :￿堆芯堆芯喷淋系淋系统LPCI￿:￿LPCI￿:￿低低压安注系安注系统D/G￿￿:￿D/G￿￿:￿柴油柴油发电机机ADS￿￿:￿ADS￿￿:￿自自动卸卸压系系统RCIC￿:￿RCIC￿:￿堆芯隔离冷却系堆芯隔离冷却系统￿ ￿( (汽汽轮机机驱动，冷却能力，冷却能力较强) )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 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，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，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，并研制事故规程（并研制事故规程（AM），针对超设计基准事故和严重事故针对超设计基准事故和严重事故2002年各个业主在年各个业主在PSA分析的基础上，为日本全部的核电厂制定分析的基础上，为日本全部的核电厂制定事故规程（事故规程（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－－事故管理一、日本核电现状及福岛核电站情况－－事故管理 l日本日本BWR核核电电厂事故厂事故应对应对措施措施l反应堆及安全壳补水措施反应堆及安全壳补水措施-增加管线，以便消防水、海水等外部水增加管线，以便消防水、海水等外部水源可以对压力容器、安全壳等进行注入源可以对压力容器、安全壳等进行注入。

增加及修改增加及修改增加及修改增加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 l日本日本BWR核核电电厂事故厂事故应对应对措施措施l安全壳排热措施安全壳排热措施-能承受高压的管线作为通风管道，用于安全壳通能承受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风，防止安全壳超压及用于安全壳排热增加部分增加部分一、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 第二部分第二部分 福岛核电站事故主要进程福岛核电站事故主要进程 二、福岛核电站事故主要进程二、福岛核电站事故主要进程 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）二、福岛核电站事故主要进程二、福岛核电站事故主要进程 q强烈地震是福岛一厂严重事故起因，受地震影响，机组自强烈地震是福岛一厂严重事故起因，受地震影响，机组自动停堆，失去厂外电后应急柴油发电机自动启动。

动停堆，失去厂外电后应急柴油发电机自动启动q但地震后大约但地震后大约1小时，地震驱动的海啸淹没了厂房，致使小时，地震驱动的海啸淹没了厂房，致使应急柴油发电机、泵、阀门和其它设备不可用，最终导致应急柴油发电机、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超设计基准全厂断电事故二、福岛核电站事故主要进程二、福岛核电站事故主要进程 ￿福岛事故进程福岛事故进程二、福岛核电站事故主要进程－－二、福岛核电站事故主要进程－－福岛事故主要进程（均为日本时间）福岛事故主要进程（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，公众撤离公众撤离1515日和日和1616日日两次起火两次起火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）：l依靠非能动的隔离冷却系统（依靠非能动的隔离冷却系统（IC）在初始阶段对堆芯进行冷却）在初始阶段对堆芯进行冷却l蒸汽通过安全阀进入抑压水池，但由于丧失最终热阱，蒸汽通过安全阀进入抑压水池，但由于丧失最终热阱，抑压水池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；裸露并损伤；l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），进行安倍设计压力），进行安全壳排气操作，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；堆厂房）受损，放射性大量释放；l根据事故管理规程，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行注水冷却，同时安全壳排气带走热量l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、福岛核电站事故主要进程二、福岛核电站事故主要进程 三、福岛核电站事故主要进程三、福岛核电站事故主要进程 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） ：：l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，缝泄露，水位不断下降导致组件裸露。

水位不断下降导致组件裸露l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，并释放大量的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放射性核素随后氢气爆炸损坏了外层安全壳，大量放射性释放随后氢气爆炸损坏了外层安全壳，大量放射性释放到环境l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、福岛核电站事故主要进程二、福岛核电站事故主要进程 q现状（现状（4月月6号）号）二、福岛核电站事故主要进程二、福岛核电站事故主要进程 p 按照国际原子能机构对核时间的分级（见附表1），日本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影大量核污染泄露到工厂以外，造成巨大健康和环境影响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挽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。

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挽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厂非常有限但明显高于正常标准的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严重外，或者反应堆严重受损或者工厂内部人员遭受严重辐射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污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违反染扩散，或者直接过量辐射了员工或者操作严重违反安全规则安全规则1 1 异常异常这一级别对外部没有任何影响，仅为内部操作违反安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。

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、福岛核电站事故主要进程二、福岛核电站事故主要进程 第三部分第三部分 福岛核电站事故初步分析福岛核电站事故初步分析 p 里氏里氏9级地震以及继发的海啸是世界灾难，超级地震以及继发的海啸是世界灾难，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、第二核电站东京电力公司证实袭击福岛第一、第二核电站的海啸浪高超过的海啸浪高超过14米福岛第一核电站海啸设米福岛第一核电站海啸设防高度为防高度为5.7米，福岛第二核电站海啸设防高度米，福岛第二核电站海啸设防高度为为5.2米海啸数据是基于设防米海啸数据是基于设防8级地震的但级地震的但本次地震为本次地震为9级福岛第一核电站反应堆厂房、级福岛第一核电站反应堆厂房、汽机厂房仅高出海平面汽机厂房仅高出海平面10-13米米三、福岛核电站事故初步分析三、福岛核电站事故初步分析 p福岛第一核电站是六十年代设计建造的首批商业电站，福岛第一核电站是六十年代设计建造的首批商业电站，其设计和安全标准反应了当时的认识和水平其设计和安全标准反应了当时的认识和水平。

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，其很多系年，其很多系统部件可能存在老化现象统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分析三、福岛核电站事故初步分析 q钢安全壳空间较小（数千立方米），钢安全壳空间较小（数千立方米），在堆芯损坏严重事故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lNUREG-1150报告，报告， “严重事故风险：美国严重事故风险：美国5座核电厂座核电厂的评估的评估”，针对美国，针对美国Peach Bottom核电厂（核电厂（BWR3，，MARKI）指出：）指出：最可能发生堆芯损坏的原因就是，全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厂断电叠加堆芯注水失效l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：指出：在丧失最在丧失最终热阱的严重事故情况下，终热阱的严重事故情况下，高温蒸汽释放到抑压水池高温蒸汽释放到抑压水池中会产生明显的热分层现象，中会产生明显的热分层现象，抑压水池很容易沸腾并抑压水池很容易沸腾并导致安全壳内压力迅速上升；导致安全壳内压力迅速上升；三、福岛核电站事故初步分析－－设计缺陷三、福岛核电站事故初步分析－－设计缺陷 q从目前掌握的资料来看，福岛核电厂未安装从目前掌握的资料来看，福岛核电厂未安装针对严重事故针对严重事故氢气风险的相关系统，氢气风险的相关系统，无有效的氢气浓度监测和消氢措施，无有效的氢气浓度监测和消氢措施，导致严重事故下氢气风险难以控制。

导致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（全壳气体排放（事故后无法开启事故后无法开启），），也没有有效的放射性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，面存在问题，配套事故规程不完善，相关人员认识不足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－－设计缺陷三、福岛核电站事故初步分析－－设计缺陷 第四部分第四部分 经验反馈、改进及启发经验反馈、改进及启发 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设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，遭计基准，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，其后果和损害都是很大。

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役、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归结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年度后期技术，防御和年度后期技术，防御和抵抗类似事故的能力要强；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安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；全；四、经验反馈、改进及启发四、经验反馈、改进及启发 稳压器稳压器反应堆反应堆汽轮机汽轮机主泵主泵蒸汽发生器蒸汽发生器发电机发电机给水泵给水泵凝汽器凝汽器循环泵循环泵控制棒控制棒四、经验反馈、改进及启发－四、经验反馈、改进及启发－－压水堆的优势－压水堆的优势 q我国核电与福岛核电站相比：我国核电与福岛核电站相比：福岛我国地震地震带地质结构稳定海啸发生基本不具备发生条件技术标准60年代90年代安全壳承压能力较弱较强安全壳消氢无能动+非能动全厂断电汽动泵汽动泵+非能动系统严重事故管理导则无已有并全面推广四、经验反馈、改进及启发四、经验反馈、改进及启发 q中广核旗下主力堆型中广核旗下主力堆型CPR1000及及CPR1000+：采用二代改：采用二代改进型压水堆核电技术方案，充分借鉴三代核电厂的相关设进型压水堆核电技术方案，充分借鉴三代核电厂的相关设计理念；计理念；q增加了合理适用的严重事故预防和缓解措施：增加了合理适用的严重事故预防和缓解措施：ü 非能动消氢系统；非能动消氢系统；ü安全壳过滤排放系统；堆腔注水系统；安全壳过滤排放系统；堆腔注水系统；üSAMG等等q提高了核电厂预防和缓解严重事故的能力。

提高了核电厂预防和缓解严重事故的能力四、经验反馈、改进及启发四、经验反馈、改进及启发 q无论对二代还是三代核电站、压水堆还是沸水堆，福岛核无论对二代还是三代核电站、压水堆还是沸水堆，福岛核电站严重事故均给我们很多改进启示：电站严重事故均给我们很多改进启示：四、经验反馈、改进及启发四、经验反馈、改进及启发 1 1. .厂址抗震能力－－厂址选择厂址抗震能力－－厂址选择2 2. .厂址防海啸、洪水能力－－设计考虑和现行改进厂址防海啸、洪水能力－－设计考虑和现行改进3 3. .预防严重事故发生－－应急电源、应急水源预防严重事故发生－－应急电源、应急水源4 4. .严重严重事故缓解－－氢气复合器、过滤排放、事故缓解－－氢气复合器、过滤排放、SAMGSAMG5 5. .应急响应能力－－公众撤离应急响应能力－－公众撤离6 6. .事故事故后续处理、放射性物质处理－－设备、技术后续处理、放射性物质处理－－设备、技术谢谢谢谢!。