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福岛核电站事故分析
堆芯循环泵可用
反应堆产生的蒸汽推动小汽 轮机 ◆蒸汽在湿井中凝结 ◆小汽轮机驱动堆芯循环泵运 行 ◆湿井中的冷却剂被泵驱动进 入反应堆 必须保证的: _电池电量 _湿井温度低于100度
由于没有冷源，堆芯循 环泵没办法一直运行下去
福岛核电站事故分析
福岛核事故中的LOCA和熔芯事故过程
概要
福岛历史及堆形 福岛事故的LOCA过程 福岛事故中的熔芯过程
福岛核电站的历史及堆形
福岛核电站（Fukushinia
Nuclear Power Plant）位于北纬37度25分14 秒，东经141度2分，地处日本福岛 工业区。福岛核电站是目前世界世界 最大的核电站，由福岛一站(daiichi)、 福岛二站(daini)组成，共10台机组 （一站6台，二站4台），均为沸水 堆。

去除安全壳内的能量（只 有水留下）
降压到4bar


释放少量的气溶胶 （碘和 铯~0.1%)
释放惰性气体



释放氢气
气体释放到反应堆维护层 氢气是易燃的
福岛核电站事故分析


反应堆状态
1,2,3 号 机 组 都 发 生 了 堆 芯损坏 由于不同的燃烧和爆炸， 1至 4号 机 组 厂 房 都发生 了损坏 所有机组的反应堆压力容 器通过移动泵注水 至少1号机组的安全壳已 经成功注入 通过继续释放蒸汽到大气 进一步冷却反应堆 接下来只会有少量的裂变 产物会被释放到大气
堆形示意图


1号机组：通用电气设计沸水堆核电站 (439 MW), 1971年投入运行 2-4号机组 ：通用电气设计沸水堆核电站 (760 MW), 1974年投入运行
堆形示意图

厂房

安全壳
沸水堆
压水堆
厂房和安全壳示意图
反应堆维护层 (不锈钢结构) 乏燃料水池
Байду номын сангаас
混凝土反应堆厂房 (二次安全壳)
新蒸汽管线 主给水管线
反应堆堆芯 反应堆压力容器 安全壳 (干井) 安全壳 (湿井) / 浓缩井
福岛核电站事故分析
2011.3.11 14:46 – 地震 9级 ◆日本北方电网崩溃 ◆反应堆主体并未损坏
紧急停堆 ◆铀的裂变释热停止 ◆热量的产生是由于裂变产物的放射性衰 变 • 停堆后 ~6%
福岛周边地理分布
福岛核电站历史




福岛第一和第二核电站此前也多次发生事故。其中福岛第一核电站1978年 曾经发生临界事故，但是事故一直被隐瞒至2007年才公诸于众。 2005年8月里氏7.2级地震导致福岛县两座核电站中存储核废料的水池部分 池水外溢。 2006年，福岛第一核电站６号机组曾发生放射性物质泄漏事故。 2007年，东京电力公司承认，从1977年起在对下属3家核电站总计199次 定期检查中，这家公司曾篡改数据，隐瞒安全隐患。其中，福岛第一核电 站１号机组反应堆主蒸汽管流量计测得的数据曾在1979年至1998年间先 后28次被篡改。 2008年6月福岛核电站核反应堆5加仑少量放射性冷却水泄漏。官员称这 没有对环境和人员等造成损害。 2011年3月里氏9.0级地震导致福岛县两座核电站反应堆发生故障，其中第 一核电站中一座反应堆震后发生异常导致核蒸汽泄漏。于3月12日发生小 规模爆炸，或因氢气爆炸所致。
3/4堆芯裸露
包壳温度超过1200度
锆水反应发生 Zr + 2H20 →ZrO2 + 2H2 反应放出的热量进一步使堆 芯升温 产生氢气
—1号机组: 300~600kg
—2/3号机组: 300~1000kg 氢气通过湿井进入干井
福岛核电站事故分析

安全壳降压的积极和消极 影响

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