ZT科普贴 从开始的淡定到祈福到害怕到绝望 操蛋日本核爆炸

神秘的贱人

福岛核电厂对环境的总体影响，以及是否能够影响到我国，是一个很复杂的问题。
　　
　　由于福岛第一核电厂的1号机组，3号机组，目前仍然在事故处理中，后续的事故对策还不明确，电厂状态也没有清晰的信息可以分析，所以还需要一段时间才能做出最终的评估。
　　
　　假如1号机组和3号机组，在实施压力容器注水后，堆芯能够再淹没，堆芯长期有效冷却能够维持，压力容器保持完整。而且安全壳内压力不再升高，无需再进行安全壳通风，来释放安全壳内放射性蒸汽。那么对环境的释放量，将仅限于安全壳通风，在可控状态下排放的那部分放射性蒸汽。
　　
　　那么这个排放量是比较有限的。因为安全壳通风，不是对大气直接排放，而是先要将排放的蒸汽，通过清洗过滤，才释放出来，最危险的挥发性裂变产物会被大部分清除。另外，短半衰期裂变产物，经过一段时间衰变，活度会迅速降低。只有长半衰期裂变产物，会随着大气漂移，也可能因为降水，进入地表水系或者地下水系，进入土壤，甚至进入食物链。
　　
　　但从1号机组和3号机组厂区环境监测的数据来看，安全壳通风所排放的放射性产物的量是比较小的，明显是在可控状态下的释放。虽然核安全的目标是防止放射性对环境造成危害，但在核电厂发生堆芯损坏的严重事故时，为确保安全壳的完整性，继续最大限度的容留放射性物质在其内部，为达到这个目标，进行可控的安全壳通风，是两害相权取其轻，是不得已而为之，是为了更大的安全。
　　
　　我现在还不好评价日本同行在这次事故处理中的对策和后果，因为在严重事故时，任何一个对策都是有利有弊，都不是绝对安全，也不是绝对有利的。这是核电厂发生堆芯损坏严重事故时，与发生一般事故时，最大的不同点之一。
　　
　　我可以根据我的猜想，无原则地评价一下，但不希望影响其他任何人对此事的观点。

神秘的贱人

根据这些检查报告，沸水堆核电厂，发生堆芯损坏严重事故的风险，低于压水堆核电厂，但概率分析的绝对数据值没有太大意义，主要是这些报告可以改进电厂的运行水平，提升电厂抵御堆芯损坏严重事故的能力。
　　
　　福岛第一核电厂的1号机组，是GE公司设计的BWR3型沸水堆，MARK I型安全壳。
　　这种堆型，在美国现役的104座核电厂中，也还有6座。
　　
　　查阅美国IPE报告，可以知道，在沸水堆核电厂，全厂断电事件，引发堆芯损坏，其应对措施，要比压水堆电厂更多。
　　
　　因为在沸水堆电厂，设置有两个不需要电力，就可以实现向压力容器注水，维持堆芯冷却和堆芯水位的安全系统。
　　
　　其一就是堆芯隔离冷却系统，福岛一号电厂2号机组，福岛二号电厂4个机组，都是在这个系统的作用下，实现了长时间的堆芯冷却的。
　　
　　其二是应急堆芯冷却系统（ECCS）中的高压安注系统（HPCI）。这个系统的泵也是汽轮机驱动的，不是电动泵。这个系统被设计用于高压下向反应堆堆芯注入冷却剂。而且这个系统的运行，无需电力，无需压缩空气，无需额外水源。是一个非常高等级的独立的安全系统。  


这就是说，当11日下午3点41分发生丧失全部交流电时，福岛一号电厂的3个机组，都至少有2套系统，可以用于堆芯排热，和维持堆芯水位。
　　
　　在核电厂，除了交流电母线以外，为了确保各种仪器仪表，控制系统的电力供应，还设置有一个直流母线，它由蓄电池组供电。一般核电厂的这个蓄电池组，都有至少几个小时的供电能力。最短大概4小时，福岛电厂大概是8小时的设计。
　　
　　也就是说，至少在8小时内，也就是3月11日夜里11点41分之前，只要蓄电池不耗尽，那么在福岛一号电厂，有两套堆芯冷却系统，还有完好的仪控系统，应该足以维持堆芯冷却，防止堆芯发生损坏。
　　
　　在这宝贵的8小时内，可以尽快维修或者更换应急交流电源，可以准备实施一旦交流电不能恢复，立即进行压力容器主动卸压，利用其他备用水源，比如消防水源，利用其他外部柴油机泵，比如消防水泵，直接替换掉不可用的堆芯注水系统，用非常规手段，向压力容器内注水，防止堆芯裸露损坏。
　　
　　这个做法，也就是1号机组后来采用的，向压力容器内注入硼化海水，3号机组后来采用的，向压力容器内注入冷水。

当然，在确信堆芯裸露，发生堆芯损坏之前，还没必要采用这样的手段，这些手段是严重事故管理手段，也就是在堆芯即将或者已经发生损坏，电厂从事故运行，转入严重事故管理时，才需要采取的应对措施。
　　
　　我不太清楚，福岛一号电厂的仪控系统，电厂关键参数监测是否受到海啸的影响。也就是说，在地震海啸过后，主控室操纵人员，是否能够准确清晰完整地了解整个电厂的安全运行参数和状态。
　　
　　从东电语焉不详的几个报告中，我似乎感觉到在丧失全部交流电的3点41分时，电厂操作人员也丧失了对电厂关键参数的监测，以至于他们也不能确信堆芯隔离冷却系统是否正常运行，堆芯水位到底是否稳定维持。
　　
　　我不太清楚这到底是什么原因。因为我看到有个报告说，堆芯水位监测曾经短暂恢复，但到了5点，又突然丧失了。
　　
　　从这几句话，可以感觉，福岛一号电厂，对堆芯水位的监测出了问题。由于核电厂的各种系统启动运行，都是由探测器的测量参数，与一定的整定值进行比对，在经过延时等一系列处理之后，才能够触发启动停止信号。因此，如果电厂关键参数的测量出了故障，那么很多系统的启停运转都不能确信，也就是说，电厂操纵人员失去了对电厂状态的监测和控制能力。
　　
　　我想，这大概是福岛一号电厂丧失全部交流电之后，遇到的更为棘手的问题。

神秘的贱人

福岛第一核电厂3个机组，在丧失交流电4天来都无法恢复堆芯有效冷却，这个实在有点不可思议。
　　
　　我估计在最初的8个小时内，也就是在3月12日0点左右，即使堆芯水位无法连续监测，但自动启动的堆芯隔离冷却系统，应该还是能够对堆芯起到一定的冷却作用。
　　
　　对沸水堆的运行，尤其是事故下运行，我也不太熟悉。从一般情况下来分析，如果发生丧失交流电，有可能立即会关闭主蒸汽隔离阀，将安全壳隔离，避免蒸汽流入汽轮机辅助厂房，因此主冷凝器就不能再作为热阱，来吸收堆芯传递的热量。
　　
　　在这种情况下，堆芯隔离冷却系统如果能够长时间连续工作，那可以利用压力抑制水池中储存的大约4000吨水，来吸收堆芯传热。福岛二号电厂的4个机组，就是这样做的，结果把这4000吨水加热到了100度，不过幸运的是，至少堆芯冷却仍然保持，堆芯注水也正常，堆芯水位得到了保持，燃料不会被损坏。
　　
　　在此之后，如果冷却剂系统的压力和温度，降低到了余热排除系统的温度压力范围，就可以启动这个系统，这个系统带有一个余热交换器，可以把堆芯热量，通过热交换，传递到环境中，这样那4000吨热水就不需要再作为冷却堆芯的唯一热阱了。
　　
　　我个人理解，这大概是电力正常时，沸水堆从热停堆过渡到冷停堆的一个大概过程。
　　
　　至于交流电力丧失的福岛一号电厂，我一直没有从东电报告中，看出到底交流电力恢复了没有，什么时间恢复的，恢复到什么程度。这一点非常奇怪。无论如何，在失电4天后，如果还以电力不正常为借口，无法实现堆芯冷却，有点说不过去。


福岛第一核电厂，在失电之后，堆芯隔离冷却系统启动，此时隔离冷凝器，能够将堆芯产生的蒸汽冷凝，不过根据东电3月12日0点的报告，大概不能确信从冷凝器向堆芯注水的情况。这就是说，堆芯不断加热水产生蒸汽，但却不知道这些蒸汽驱动隔离冷却泵，而泵入堆芯的冷水流量，是否能与蒸汽流量相当。
　　
　　假如泵入流量过小，那就会产生堆芯水量不断损耗，最终将发生堆芯裸露。我个人估计，这个过程控制，要么是自适应控制的，要么是由堆芯水位信号进行计算后控制的，后者的可能性比较大。也就是说，蒸汽流量和给水流量应该不能相差太大，如果太大，就会有控制信号，去调节这个蒸汽驱动的隔离冷却泵的转速，来使得流量相当。
　　
　　3月12日0点时，福岛第一核电厂的2号机组，就在一个较低的水位，达到了蒸汽流量和给水流量的平衡，从而堆芯水位稳定在了一个较低的地方。

神秘的贱人

由于东电和日本原子能安全保安院发布的信息过于简单，详细的事故处理过程非常不清楚。
　　
　　我搞不清一些先后顺序。比如在冷却剂系统监测到放射性超标1000倍，和安全壳压力超过正常值1.5倍，这两个事件的先后顺序是怎样的。
　　
　　一般说来，安全壳内压力超标，要么是冷却剂系统发生了泄漏，将蒸汽排放到了安全壳中，要么是压力容器主动卸压，开启了系统安全阀或者卸压阀，主动将蒸汽排放到了安全壳中。
　　
　　目前没有证据显示，在福岛一号核电厂在发生全厂断电之后，又叠加发生了冷却剂丧失事故（LOCA），也就是说，从目前证据表明，福岛一号核电厂几个机组的冷却剂压力边界，应该是保持完好的。
　　
　　因此，一号核电厂的机组的安全壳超压，很有可能是自动卸压系统（ADS）启动了，主蒸汽管线上的安全阀或者卸压阀开启了，将蒸汽从冷却剂系统，释放到了钢灯泡里面，然后进入压力抑制水池，进行冷却。
　　
　　我估计这是可能的。因为在堆芯水位不能保持的情况下，进行冷却剂系统主动卸压，降低冷却剂系统压力，从而使更多低压水源可以用于向堆芯补充水。
　　
　　不过，在丧失交流电的情况下，估计福岛一号电厂可以用于向堆芯补充水位的低压水源，也不太可用。
　　
　　因此，在这种情况下实施主动卸压，大量蒸汽进入安全壳，却仍然找不到可用水源向堆芯注水，可能会是使堆芯裸露进一步恶化。估计就是在这个时期内，发生了堆芯裸露，燃料包壳破损，裂变产物随着蒸汽进入到了安全壳内，从而使得整个安全壳内都具有了较高的放射性

神秘的贱人

　一般说来，沸水堆MARK I型安全壳拥有比较大的压力抑制水池，完全有能力抑制安全内压力，将从冷却剂系统排放出来的蒸汽进行冷却。
　　
　　然而这有一个前提，那就是设计的压力抑制水池的冷却蒸汽的能力，应该是设计基准事故以内的，不会考虑堆芯裸露，燃料损坏的情况。
　　
　　一般正常情况下，压力抑制水池能够吸收几天的衰变热，将反应堆过渡到余热排除系统的工作范围。
　　
　　然而，在燃料裸露，包壳暴露在热蒸汽环境中时，锆合金包壳会和水蒸气发生剧烈的化学反应，这个反应是放热反应，当包壳温度超过1000度时，这个反应放出的热量会超过衰变热，成为一个额外的大热源。当温度超过1500度时，这个反应的速度更快，放热更显著。
　　
　　因此，我估计在这样的产热下，按照冷却衰变热设计的压力抑制水池，可能无法控制又增加了化学热热源时的安全壳压力，导致安全壳压力显著升高。
　　
　　MARK I型安全壳的自由空间容量，比压水堆大型干式安全壳的自由空间容量，要小很多，因此在相同热量下，MARK I型安全壳的温度压力上升，要比压水堆显著得多。
　　
　　这大概就是福岛第一核电厂1号和3号机组，不得不先后采取安全壳通风，排出含有放射性的蒸汽，以降低安全壳内压力，防止安全壳早期超压失效的最主要的原因

神秘的贱人

未完 待续！！！
地址 http://www.tianya.cn/publicforum/content/funinfo/1/2526834.shtml

大灰猪.

你最近很关注啊

floflo1125

太深奥了 看两段就看不动了

fl_zheng

lz继续转啊... 你转的才到“害怕”部分的开头，一直在等为什么“绝望”呢

泪水的季节

完全看完，那其实我国的 压水反应堆安全系数还不如日本的呢，切而挪备力 他室属于那一种啊？

emilieee

{:13_516:}看的我一下觉得自己是科学怪人了都

雅歌

我来继续

　　2号机组再次发生氢气爆炸，最终导致安全壳破坏的详细原因以后再分析。
　　
　　目前，由于2号机组第一安全壳完整性已经破坏，严重事故管理对策的主要目标已经转变为尽可能地降低放射性对环境的影响，确保电厂人员安全。因此，需要及时监测厂区辐射水平，撤离非必要工作人员。
　　
　　在安全壳已经发生不可逆破损的情况下，首先要立即查找破损面积，破损部位，监测安全壳内压力，并尽快采取措施，再次建立封闭放射性物质的屏障。

　　要估计2号机组的这次氢气爆炸，损坏安全壳结构，是否会带来紧急的放射性大量释放的风险，需要分析以下几个方面。
　　
　　由于现场情况不明，我只能是个人猜测。
　　
　　首先，要搞清楚，这次氢气爆炸发生的确切部位。从最后破坏第一安全壳结构的结果来看，2号机组的这次氢气爆炸，与1号机组3号机组都不相同，这次的爆炸点，很有可能发生在第一安全壳与压力抑制水池的通风管附近。也就是钢灯泡与救生圈的连接处。
　　
　　福岛第一核电厂2号机组在3月14早上6点50分左右，安全壳压力开始上升，堆芯隔离冷却系统向堆芯的注水的能力下降，堆芯水位开始下降。
　　
　　到7点44分，安全壳压力已经升高到需依法报告核事件的水平，堆芯水位有明显下降，此时开始准备向压力容器内注水。
　　
　　但此时堆芯隔离冷却系统仍然在工作，所以东电没有立即开始向压力容器注入海水。
　　
　　到3月14日下午1点25分，东电依法报告，堆芯隔离冷却系统的功能很可能完全丧失。但此系统仍在向堆芯注水，堆芯水位继续缓慢下降。
　　
　　下午5点16分，堆芯水位下降到活性区顶部，也就是说，燃料包壳即将裸露。
　　
　　下午6点06分，手动开启主蒸汽管线上的冷却剂系统安全卸压阀。
　　
　　晚上7点53分，开启另外一个安全卸压阀，加速冷却剂系统卸压。
　　
　　到晚上8点05分，开始向2号机组压力容器注入海水。
　　
　　后面的详细过程目前没有报告，直到3月14日早上6点10分，东电报告2号机组发生爆炸，安全壳压力抑制室可能发生损坏。

雅歌

　　与1号机组和3号机组不同，目前没有看到报告说，2号机组实施了安全壳通风。如果情况确实如此，那么这个策略可能是导致2号机组发生氢气爆炸地点不同的重要原因之一。
　　
　　从时间上分析，2号机组氢气爆炸，发生在压力容器注入海水8个小时以后。由于已经注水这么长时间，不太可能在这么长的时间内，压力容器内的燃料棒都处于产氢状态。因为如果燃料棒裸露，很短时间，估计不会超过2个小时，就会发生严重的堆芯熔化，破坏的不仅仅是燃料包壳。一般说来，1200度到1400度，控制棒就会熔化，2000度左右，锆包壳熔化，2800度以上，二氧化铀燃料芯块就会熔化。
　　
　　因此，我个人估计，2号机组的堆芯，在注入海水的8小时内，应该大部分时间都是被水覆盖的。在注入海水之前，水位控制不稳，或者缓慢下降；海水注入的这8小时内，由于压力波动或其他原因，也可能会导致堆芯短时间裸露。
　　
　　总体上分析，2号机组的堆芯损坏应该不会特别严重，其产氢总量，可能比1号机组和3号机组更少，至多是相当水平。
　　
　　但是，由于氢气爆炸发生的地点不同，2号机组最终却导致了第一安全壳损坏，破坏了安全壳完整性。这个后果实在是令人不敢相信。

雅歌

　　余热虽然只有百分之6满功率，但福岛电厂1号机组满功率是46万千瓦，所以百分之6还是相当可观的，大概相当于28万个小电炉子（1KW）。2号机组满功率是78万千瓦，所以余热功率更高。
　　
　　到达东京的不是余热，而是随着大气迁移的放射性物质。这些放射性物质在正常情况下，是保存在3道坚固的屏障内（可以想象成3层高压锅）。但是由于事故，这些放射性物质被释放到了空气中，由于风向变化，目前这些放射性物质很有可能正在向日本西南部的内陆漂移。到达东京应该只是个时间问题。
　　
　　不过，从目前厂区及周边地区放射性测的情况看，放射性水平还不算太高。发生紧急辐射伤害的可能性不大。距离厂区较远区域，应该关注当地政府的公告，并做好必要的防护。个人觉得，目前还不必要服用碘化钾片。注意个人卫生，不饮用来源不明生水，饭前仔细洗手。在目前余震不断的情况下，本来就应该尽量减少室外活动。其余更多的个人防护措施，目前看还不必要。
　　
　　至于我国，尤其是东部沿海，国家已经启动各地的环境监测站，根据这些监测数据，才能判断是否有放射性异常变化。我个人觉得，由于海上气候复杂，风向和降水情况都很多变，对我国的整体影响应该不大。如果福岛第一核电厂2号机组的燃料能够保持冷却，安全壳压力不会过高，总体释放量应该不会特别大。那么，在此假设下，我国绝大部分地区，可能监测不到仪器可探测到的放射性水平异常。

雅歌

　　核电厂严重事故管理是有风险的管理，不是能够绝对保持安全的。
　　
　　尤其是在发生比较严重的堆芯损坏以后，也就是说，一旦堆芯裸露时间过长，堆芯材料发生熔化，移动，整个堆芯结构就改变了。这种情况下，后续的很多电厂行为，都带有相当大的不确定性。
　　
　　这就好比捏了个雪人，当它不熔化的时候，它是个固体，就是个雪娃娃。但是一旦它熔化了，就变成了水，到处流，你就不好控制它了。
　　
　　反应堆堆芯熔融物温度相当高，二氧化铀的熔点是2800度左右，所以一旦发生堆芯熔化，这个高温的混合物质团的移动，会连续破坏堆芯结构，压力容器，如果压力容器底部被熔穿，这个高温熔融体，就会进入到安全壳内，与安全壳的钢壳和混凝土发生复杂的化学物理作用，甚至破坏安全壳结构。
　　
　　另外，燃料锆包壳在高温蒸汽环境下，会产生氢气，氢气是一种可燃气体，密度非常小，如果氢气被容留在冷却剂回路之内，它的行为还比较好控制，一旦氢气被释放到压力容器外，进入结构复杂，多个房间的安全壳空间，那么它的行为也不好预测了。
　　
　　严重事故管理的所有对策，都既有正面影响，对终止事故进程，防止放射性释放有好处，但同时也潜在有负面影响。可以这么说，任何一个对策都是双刃剑。
　　
　　关于安全壳损坏之后的应急预案，在这样严重的事故下，最主要的工作应该就是保障人员安全，以及尽可能地减少环境释放。工作的重心应该是在疏散和撤离，保护人员安全。
　　
　　对于受损的反应堆，还是有办法尽可能降低对环境的损害的。三里岛事故时，由于安全壳完整性没有受损，所以只要将已经熔融的堆芯冷却凝固，保持安全壳压力在安全限值内，监测安全壳内氢气，预防氢气爆炸，同时维持长时间可靠的安全壳排热，最终就把事故终止了。
　　
　　目前在福岛第一核电厂，1号机组3号机组还需要连续注入海水，保持堆芯水覆盖和排除余热，另外，还需长期监测安全壳内压力和氢气浓度。
　　
　　4号，5号，6号机组，虽然地震开始时正处于例行维护，堆芯内未装载核燃料。但是在它的换料水箱里，肯定储存有过去更换下来的乏燃料，也就是用过的燃料。你可以把它们想象成一个烧过的蜂窝煤，还需要长期维持冷却。
　　
　　4号机组火灾，有可能导致换料水池的排热循环泵的供电问题，这也是目前急需检查的问题。
　　
　　总体说来，除需要紧急处理的2号机组以外，1号3号还没有进入冷停堆，4号5号6号还需要保护储存的燃料。这些都是潜在的放射性风险来源。