从事件序列的角度分析日本地震海啸引起的核事故

boblisa

媒体报道的那些事实基本上属实，但是很大一部分猜测都是扯淡。。。。

笔者为上海交通大学核科学与工程学院大四学生，根据美国核学会列出的福岛核电站地震之后的事故序列简单分析了目前的情况，希望给非核专业的朋友们一点认识。时间仓促，难免会有错误，欢迎提出意见，欢迎交流。



首先说明，这次核事故不会发生类似于原子弹的核爆炸，因为原子弹中铀的浓度在90%以上，而一般的核电站是在3%左右甚至更小，原子弹爆炸需要达到“临界体积”“临界质量”的概念（参考原子弹引爆的原理），在核电站的核燃料中是达不到的；而且，核电站的核反应是可控的增殖反应，通过控制棒，可燃毒物，冷却剂中的硼吸收中子来控制核反应的速率，不会发生核武器中的大规模不可控的链式反应，何况日本地震海啸中的核电站早已经停堆了。

核电站中为了防止放射性外泄，一般采用三道屏障，核燃料的结构是这样的，一个个的燃料芯快组成燃料棒，外层有包壳，若干燃料棒排列成燃料组件（比如17x17），若干组件排列成反应堆堆芯，反应堆堆芯位于压力容器中，然后压力容器和主泵，稳压器，蒸汽发生器，主管道等等位于安全壳中，安全壳就是一般核电站全景中那一坨很大的圆柱形物体。第一层屏障就是燃料棒包壳了，一般采用的材料是Zr-4合金，它具有防腐蚀，耐高温高压，耐辐射等特性，有它包裹在燃料二氧化铀的外面，能够保证放射性物质不泄漏；第二层是一回路压力边界，包括压力容器，主冷却剂泵，主管道，稳压器等等；第三层屏障是由混凝土和内衬钢壳构成的安全壳，是反应堆放射性的最后一道屏障。值得一提的是，当年的切尔诺贝利核电站没有安全壳。



日本地震发生后的核电站事故系列（来自靠谱的美国核学会ANS）：

1  地震发生，核电站停堆，自动供电系统启动。

解释下，反应堆停堆后，会继续放出热量，这时候核电站的余热排出系统就会运行，否则，热量积累在燃料元件内，就会造成核燃料升温甚至融化（严重事故），核燃料外层有一层锆Zr-4合金作为保护层（这是防止放射物外泄的第一层屏障），锆合金融化或者破损的话，日本这座核电站的机组中，冷却剂中就会有放射性。



2  海水冲走供电线路后，失去所有外电源。

这个悲剧….海边的核电站遇到地震海啸压力太大了。。。



3  柴油发电机为核电站的后备冷却系统供电，后备冷却系统启动。

日本的核电站为第二代核电站，安全系统一般采用冗余性原则，简单说就是需要一台柴油发电机能搞定的事情，设置两台甚至四台备用，这多台柴油机还会采用多样性，以免发生不测（共因故障）。



4  海啸发生一小时后，柴油发电机停机，据说是燃料供应被海啸损坏。

柴油发电机的功能是驱动冷却剂主泵，带动冷却剂在回路中循环，从而带走剩余发热。可见，核电站的安全问题很大程度上依赖于热量的顺利导出



5  启用隔离冷凝器从已停堆的反应堆中导出衰变热。

剩余衰变热必须及时导出，道理1中说过了



6  反应堆失去少量冷却剂。

日本这次事故中的核电站是沸水堆，沸水堆的设计早于压水堆。沸水堆不同于我国目前大跃进建设的压水堆，从反应堆核心到发电机组只有一个回路。沸水堆原理就是反应堆发生核反应产生的热量直接传给冷却剂水，水升温汽化后通过汽水分离器，蒸汽干燥器后进入汽轮机组中发电。因此，如果燃料棒破损或者融化了，冷却剂中是有很大放射性的。至于压水堆么，压水堆有一回路和二回路，通过昂贵而且易损坏的蒸汽发生器连接，冷却剂水在一回路中带走反应堆产生的热量，并不发生相变变成气体，而是在蒸汽发生器中将热量传给二回路的水使其汽化，然后进入汽轮机组中发电。压水堆中一回路的压力远高于沸水堆，而且放射性释放的概率减小很多。



7  启用堆芯隔离冷却泵，主要操作反应堆蒸汽，用于更替堆芯冷却剂，但是，在长时间使用后，电池供电控制阀失去直流电源。直流电源供应近8个小时后，核电站进入完全停电状态。

祸不单行



8  若干小时之中，一回路水流失，堆芯出现化学降解，主要是燃料包壳损坏和锆氧化。

这种冷却剂流失类似于LOCA（Lose of Coolant Accident）事故，会使停堆后的反应堆不再淹没在冷却剂中，即堆芯裸露，堆芯的余热会使反应堆燃料棒组温度逐渐升高，高温下，燃料棒包壳Zr-4合金会与水发生反应，生成氧化锆和氢气，包壳损坏，燃料棒中的核燃料二氧化铀直接与冷却剂接触，放射性突破第一层屏障



9  移动柴油发动机运达核电站。交流电力系统恢复使用，另一备用泵系统启动，用以更换反应堆压力壳内冷却剂。随着湿井温度上升，安全壳干井内压力上升（压水堆安全壳包含干井和湿井两部分）。

根据媒体的报道和日本官方消息，安全壳内压曾经达到过最大限制的1.5倍



10  安全壳干井泄压，排出气体到包围安全壳的反应堆外部厂房，锆氧化产生的氢气从安全壳被排泄到反应堆厂房中。之后氢气爆炸导致反应堆厂房在安全壳的附近倒塌。

安全壳的设计压力一般很小，日本的沸水堆不清楚，但是安全壳超压是一定要及时降压的，我国的压水堆一般采用安全壳喷淋来冷却安全壳内气体，使其压力降低。氢气超标后，会有爆炸的危险，我国的核反应堆一般采用氢复合器或者早期使用氢点火使其局部燃烧耗尽。看来这次事故中的日本核电站有各种悲剧。报道的核电站发生爆炸目前看来，确实是氢气爆炸，而且氢气的来源就是锆水反应产生的氢气。

安全壳泄压就要往外排出部分气体，但是这部分气体中的放射性我觉得可能来自N16，其半衰期很短，相比于反应堆堆芯的放射性，太微不足道了。因此卸除这部分放射性是很明智的做法，尽管核电站周围会有一定的放射性升高，具体的检测数据是1015 μSv/h，这是很微小的剂量。外照射防护的基本方法有时间防护，距离防护，屏蔽防护，福岛的沸水堆在时空上远离我们，目前不必担心。



11 据报道，反应堆安全壳及压力壳完好无损。

倒塌的是反应堆厂房，并不是安全壳。福岛的沸水堆采用的早期的安全壳，在日本的某师兄说应该是Mark I 或者是 Mark II型的安全壳，比较小，是嵌入在安全壳厂房内的。这次事故被定义为4级事故，与之前日本的JCO，东海临界事故同等级别，也说明放射性的第二道屏障压力容器和第三道屏障安全壳并没有损坏。



12  目前，决定往压力壳注入海水继续进行冷却。这是核电站最初安全设计中的另一备用系统。操纵员启用泄压后的放射性泄漏开始减少。

不清楚冷却用的海水发挥作用之后会排向哪里。。如果排入大海，是会有很多污染的，而且放射性污染会随着海水迁徙，何况核燃料的放射性废物半衰期都很长，不过这种不明智的选择应该不会发生。



简而言之，通过上述的时间序列分析，地震后核电站停堆，随之海水使核电站失去场外电源和应急柴油发电机的燃料供给，致使反应堆衰变余热未能及时排除，燃料棒包壳锆合金与水灾高温下反应产生氢气，第一层放射性屏障被突破，放射性进入冷却机管道甚至安全壳。但是目前发生的爆炸是厂房内氢气爆炸，导致厂房倒塌，压力壳及安全壳还未受到损坏。目前还暂时没有反射性远距离大范围外泄的危险。

ANSON

能飘到辽宁不

rossi

好奇。。。。

日本不是不让它拥有核设施吗？

ANSON

民用的

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