日本福島核電站號稱世界最安全，除地震和海嘯外有沒有設計缺陷？
日本福島核電站事故簡介與分析
北京時間 2011 年3 月11 日13 時46 分，日本發生9.0 級地震並引發高達10 米的強烈海嘯，導致東京電力公司下屬的福島核電站一二三號運行機組緊急停運，反應堆控制棒插入，機組進入次臨界的停堆狀態。在後續的事故過程當中，因地震的原因，導致其失去場外交流電源，緊接著因海嘯的原因導致其內部應急交流電源（柴油發電機組）失效，從而導致反應堆冷卻系統的功能全部喪失並引發事故。
一、福島核電站情況
日本福島核電站為目前世界最大核電站，由福島一站和福島二站組成，共10 台機組。第一核電站有6 台機組，均為沸水堆（BWR）。地震前，1、2、3 號機正常運行，4、5、6 號機正在大修或停堆檢修。第二核電站有4 台機組，均為沸水堆（BWR），地震前均正常運行。
福島核電廠採用單層循環沸水堆技術（從上世紀50年代開始逐步發展起來的輕水堆堆型，先後開發了BWR-1至BWR-6和第三代先進沸水堆（ABWR））下圖為沸水堆的系統組成示意圖。
A．安全殼
福島MARK I（左圖）為雙層安全殼，內層為鋼襯安全殼（梨形），設計壓力4bar左右，容積較小（數千立方米），外層非預應力混凝土安全殼。鋼安全殼由乾井和濕井構成，乾井中間是壓力容器。濕井為環形結構，裡面裝了4000噸的水，起過濾放射性物質和抑制安全殼內壓力作用。
福島一站的MARKII（右圖）安全殼在MARK I基礎上進行了簡化設計，內層鋼安全殼改為圓錐形，乾井直接位於濕井上方，濕井改為圓柱形結構，兩者之間通過導管相連。
B．應急冷卻系統
下圖分別為BWR3和BWR4的應急冷卻系統示意圖。
C．事故管理
福島第一核電廠的沸水堆在設計時並未考慮反應堆堆芯的風險及應對措施，在三里島和切爾諾貝利事故後，開始關注超設計基準事故和嚴重事故。
日本政府認為日本的反應堆安全設計可以保證安全，不必要在在法規上進一步的對嚴重事故再加以要求，主要靠業主自主開展提升安全和降低風險方面的工作。
原子力安全保安院」（NISA）讓業主採用PSA手段進行風險研究，並研製事故規程（AM），針對超設計基準事故和嚴重事故。2002年各個業主在PSA分析的基礎上，為日本全部的核電廠制定事故規程（AM）（非嚴重事故管理導則）。
日本BWR核電廠事故應對措施：
（1）反應堆及安全殼補水措施——增加管線，以便消防水、海水等外部水源可以對壓力容器、安全殼等進行注入
（2）安全殼排熱措施——能承受高壓的管線作為通風管道，用於安全殼通風，防止安全殼超壓及用於安全殼排熱
三、福島核電站事故分析
對於福島核電站事故原因，有以下分析：
里氏9級地震以及繼發的海嘯是世界災難，超出了核電廠原設計的基準，是超設計基準事故的疊加；
東京電力公司證實襲擊福島第一、第二核電站的海嘯浪高超過14米。福島第一核電站海嘯設防高度為5.7米，福島第二核電站海嘯設防高度為5.2米。海嘯數據是基於設防8級地震的。但本次地震為9級。福島第一核電站反應堆廠房、汽機廠房僅高出海平面10-13米；
福島第一核電站是六十年代設計建造的首批商業電站，其設計和安全標準反應了當時的認識和水平。福島核電廠機組運行已超過其設計壽期40年，其很多系統部件可能存在老化現象；
電源問題：失去所有電源、餘熱無法導出導致堆芯裸露。
·設計缺陷：
1）鋼安全殼空間較小（數千立方米），在堆芯損壞嚴重事故情況下安全殼內升壓進程會較快，容易導致安全殼超壓失效。NUREG-1150報告， 「嚴重事故風險：美國5座核電廠的評估」，針對美國Peach Bottom核電廠（BWR3，MARKI）指出：最可能發生堆芯損壞的原因就是，全廠斷電疊加堆芯注水失效。美國橡樹嶺國家實驗室針對BWR3、4指出：在喪失最終熱阱的嚴重事故情況下，高溫蒸汽釋放到抑壓水池中會產生明顯的熱分層現象，抑壓水池很容易沸騰並導致安全殼內壓力迅速上升。
2）福島核電廠未安裝針對嚴重事故氫氣風險的相關係統，無有效的氫氣濃度監測和消氫措施，導致嚴重事故下氫氣風險難以控制。
3）福島核電廠通過硬質管道進行安全殼氣體排放（事故後無法開啟），也沒有有效的放射性過濾排放措施，從而無法做到放射性盡量最小化釋放。
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