簡單介紹一下這次出事的日本福島核電站

福島大事記（一）：福島核電站概述

田種種

對於資源匱乏的日本來說，80%以上的能源需求都來自進口，因而核能註定是其能源組成里難以放棄的一部分。在 70 年代的石油危機之後，日本政府實施了新的能源政策，大力促進能源多樣化和私有化，以此來減少對進口石油的依賴，在福島事故之前，全日本五十餘座反應堆為其提供了近 30%的電力，由東京電力公司(TEPCO) 運營的福島第一核電站的六個機組則為日本提供了近 5GW 的電力，約佔日本電力構成的 1.5% 。

福島第一核電站位於日本福島縣沿岸，雙葉郡的雙葉町與大熊町之間，在東京市北約 220km 處，呈半橢圓狀卧于海岸，佔地約 3.5 平方公里，六個機組的位置如下圖所示：

來源如無特殊說明，則出於 IAEA 事故報告

自南至北分別是四號到一號機組，在更加靠北的位置則是五六號機組，在東側位於海灣中的部分則是用於阻擋海嘯的海堤。在核電站周圍方圓 5km 內，居住有 9241 人，15km 之內則有 52539 人，距核電站最近的住戶離核電站約有 0.9km，而在 3km 之內約有 3 個小村莊。

福島核電站是日本最早開始修建的核電站之一，下表羅列了福島六個反應堆機組的基本資料，可以看到這六個機組均建於 70 年的核電大發展時期，修建於 1971 年的一號機組在事故發生時已經服役了 40 年，已經進入了壽命的末期。六個機組均為 BWR，也就是沸水堆，其設計來自於通用、東芝、日立三家企業，且一號機組是比較老的 BWR-3 型，二到六號機組則是改進版的 BWR-4 型，六號機組則是 BWR-5 型。

來源：https://en.wikipedia.org/wiki/Fukushima_Daiichi_Nuclear_Power_Plant

所謂沸水堆（BWR），顧名思義，是冷卻劑在堆芯內沸騰轉化為蒸汽直接推動汽輪機的水冷反應堆，其示意如圖所示：

來源：https://en.wikipedia.org/wiki/Boiling_water_reactor

而針對於福島第一核電站的六個機組，該示意圖則可繪製成如下形式：

冷卻水在 7MPa 的堆芯被加熱後形成蒸汽，這些蒸汽會直接推動汽輪機發電，在此之後，蒸汽會在冷凝器中，在海水的冷卻下，再度冷凝為水重新進入堆芯並帶走熱量。

沸水堆最早由阿貢實驗室於 1953 年研製成功，1956 年，第一座實驗堆（EBWR）在芝加哥建成，商用堆型則是由設計福島反應堆的通用公司在 1957 年首先研製成功的，第一座商用堆就是名為德累斯頓 -I 的 BWR-1 型反應堆，到福島一號反應堆則已經是 BWR-3 改進型了。在福島第一核電站的六個機組中，除了 BWR-5 型的六號機組外，其餘五個機組的安全殼均為 MARK-I 型，如下圖所示：

來源：http://www.world-nuclear.org/information-library/safety-and-security/safety-of-plants/fukushima-accident.aspx

結構上，由燃料組建組成的反應堆堆芯就位於上圖中的壓力容器中（Reactor pressure vessel）中，1 到 4 號機組堆芯的高度均為 3.66m，壓力容器的高度則大約都在 20m 上下，壓力容器是事故狀況下防止放射性物質外泄的一道重要屏障。在壓力容器外，則是安全殼，除六號機組外其餘機組的安全殼均為 MARK-I 型，再其外則是混合土的反應堆廠房。

Mark-I 型安全殼是最早設計的安全殼種類之一，基於通用公司早期在沸水堆方面的實驗數據設計而成。不同於現在常見的壓水堆安全殼，MARK-I 安全殼分為兩個大部分，如上面兩幅圖所示，一個是包含有反應堆堆芯的壓力殼和循環迴路的乾井（dry well），乾井的主要結構是一個呈燈泡狀鋼襯壓力容器，不僅如此，壓力容器的大部分外表面還有鋼筋混凝土的外殼；在乾井下方，則是一個呈花托狀的混凝土壓力池，壓力池中則裝有大約一半的水，並通過排氣管與乾井相連。

在正常運行時，乾井中充滿氦氣，壓力池則處於環境溫度，而出現事故時，如管道破裂造成反應堆失冷（LOCA），高壓冷卻劑會泄漏到乾井當中並因為壓力減小而迅速汽化為水蒸氣，並觸發控制棒使得反應堆停堆。與此同時，乾井內會因為蒸汽的增加而升溫及加壓，繼而會觸發乾井底部的排氣管道，使得乾井內的氣體排至壓力池中並冷凝為水，與此同時，在嚴重事故的情況下，壓力池還可以存儲部分放射性物質。通過這樣的措施，乾井中的壓力會保持在一個合適的限度來防止溫度和壓力過高。而隨著時間的推移，壓力池中的溫度和壓力也會逐步升高，進一步激活反應堆的緊急冷卻系統，同時對反應堆和壓力池進行冷卻。緊急冷卻系統均是由異地電源（AC & DC）和現場緊急柴油發電機來驅動，當這些主動冷卻系統正常工作的時候，反應堆即可在事故狀況下不會造成放射性物質的泄漏。

在正常狀況下，反應堆停堆之後衰變熱【注 1】的冷卻由冷凝器和主泵來實現，在事故狀況下，反應堆會插入控制板使得反應堆停堆，在停堆之後，如果反應堆與渦輪機的線路被切斷，衰變熱則繼續由應急冷卻系統來來冷卻（1 號機組的 IC 系統，2 到 6 號機組的 RCIC 系統，詳情見後文）。該冷卻系統由核電站的供電系統來驅動，在這些電力系統出現問題時，在福島電站的設計中，緊急柴油電機（EDG）會自動啟動來給交流電源和直流電源的充電器供電。

下面兩幅圖選取了一號和二號機組大致核電站電源排布，縱觀整個核電站機組的的布局：

福島第一核電站一號機組：Meeresspiegel:海平面

來源：GRS fukushima accident report

福島第一核電站二號機組布局：左側為乏燃料

如上文所述，一號和二號機組的緊急安全系統主要由交流電源（AC）來驅動，該電源的電力在緊急情況下來源於應急柴油發電機（EDG）,除此之外，安全系統同時還可以由直流電源作為驅動。依照通常的設計要求，核電站一般會備有直流交流電源來應對失去供電這樣的緊急情況，在福島第一核電站修建的 70 年代，備用供電可以在核電站失去電力時提供八小時的緊急供電，以供反應堆停堆後衰變熱的冷卻。另外由圖可以看到，大部分柴油電機和直流電源均位於海平面與海拔 10m 高的一層和第一下一層之間，另外在乏燃料儲存室，怎還有一個海拔較高的備用柴油電機。

考慮到核電站修建於海邊，其選址也會充分考慮周邊的地質與地勢狀況，整個核電站位於海濱沿岸約 175m 寬的緩坡上，整體建築高于海平面大約 10m【注 2】，其地勢和地質結構如下圖（1 號機組為例）所示：

地質情況的穩定性是核電站選址的重要標準之一，更何況處於地質地震帶上的日本。1979 年，IAEA 發布了有關核電站在地震與洪澇災害下的安全標準，而在福島第一核電站修建的六十年代末與七十年代初（選址時間在 1966 與 1972 年之間），國際慣例則是根據核電站修建地的歷史記錄來評估地震與其伴生現象的風險。值得注意的是，在最早修建的一號與二號機組，該評估方法主要倚重於當地記錄及其可預期的不確定性和一定的額外保證來實現，而在之後修建的三號到六號機組，一種新的混合評估方法則被採用來評估修建地的地震隱患。但是許多使用這兩種評估方法的國家並沒有考慮極端災害發生的頻率【注 3】。

有關海浪的高度，在核電站選址的時候則參考了福島以南 50km 的小名濱港的歷史記錄，根據歷史記錄，在此處記錄到的海嘯高度約為高于海平面 3.122m，出現於 1960 年 5 月的智利大地震引起的海嘯。以此為參考，福島第一核電站修建了 5.5m 高的海堤，在 2002 年日本土木工程協會（JSCE）重新進行了評估，得到的結果是海嘯高度約為 5.7m，在此基礎上核電站提升了排水泵的位置，並重新加固了廠房的防水。在事故發生之時，核電站的地勢布局基本如下圖：

福島第一核電站六個機組的大致概況和構架即如上文所述，反應堆內部結構細節比上文論述的複雜的多，為了閱讀的方便，這裡不一一描述，在後文有需要的時候，再來進行敘述。上文內容從報告的各個部分綜合摘得，可能有不清楚或者疏漏甚至錯誤的情況，歡迎大家指正。

注 1：在反應堆停堆之後，其衰變產物仍然會繼續進行衰變，釋放出熱量，因此停堆之後反應堆的功率並不會立即降為零，而是會存在衰變熱，衰變熱的值在反應堆停堆時大約為停堆前功率的 6%，在一個小時之後會下降到 1%，而三天後這個值則大約有停堆前功率的 2‰ 。

注 2：在反應堆修建時候，尚有另一處海拔更高的選址，但處於成本的考慮，高于海拔 10m 的廠址被用於修建核電站。

注 3：評估後，反應堆能夠承受震中在反應堆下方約 M7.1 級地震，後文可能詳述。