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福岛第一核电厂几个机组这几天的具体事故处理状况，东电和日本原子能安全院的报告，都很不详细。
阿攀家的分析，A阶段我比较同意，B阶段说冷却剂系统已经自动达到冷却剂系统卸压阀整定值，这个似乎不太可能。因为随着系统压力升高，沸点升高，系统内产生蒸汽的量就减少了。在衰变热作用下，堆芯隔离冷却器正常运行时，即使压力抑制水池沸腾，系统压力应该也不会触发冷却剂系统高压信号，导致安全阀和卸压阀开启。
从目前的报告看，3个机组都没有发生LOCA，类似三里岛事故的卸压阀不能回座的情况，应该也没有发生。
如果发生LOCA，系统压力会迅速降低，触发系统低压信号，那安注系统就会立即启动。我目前没有看到资料说，3个机组发生过自动触发安注系统启动的报告。因为这样的事件，属于依法必须报告的事件，在日本原子能安全院发布的信息中，这样的事件必须列出。
目前这几个机组，都只看到失去全部交流电，安全壳超压，放射性超标，堆芯水位下降，堆芯隔离冷却系统丧失，安全壳压力抑制水池水温过高，堆芯注水功能丧失，这样一些事件报告。
C阶段的情况，3个机组不太一样，1号和3号机组确实是发生了掀掉屋顶的情况，2号机组发生爆炸的地点目前还不明确，个人估计可能比较位置比较低，所以没掀掉帽子，却炸坏了脚踝。现在看来，掀掉帽子，还算是一种比较好的结果，是一种幸运。
D阶段，既然使用消防系统向压力容器注水，肯定压力容器已经卸压了，所使用的管线，应该也就是低压管线，在沸水堆，可能是余热排除系统和再循环系统。
堆芯水位反复，是在注水过程中可能发生的。一来注水流量的不同，蒸汽产生量不同，二来系统压力可能也会波动。毕竟消防水系统不是设计用来匹配电厂运行的，所以它的注水流量，可能无法维持冷却剂系统压力的稳定。第三，内部产氢，也会影响原有的堆芯流动情况，尤其是堆芯流量分配。第四，后来还发生了氢气爆炸，这个压力波的影响就更剧烈。第五，堆芯裸露后过热，再淹没的过程中可能引发流动不稳定性。
总之，用消防水，或者外部泵，来维持堆芯冷却，确实很难保证堆芯水位稳定覆盖。
我目前看到的资料，表明实施注入海水的，确实有移动泵车，估计这种车是自带燃料的。不清楚注入海水的工作，是不是全部都由移动泵车来完成，还是电厂电力恢复后，部分由电厂原有系统完成，部分由泵车完成。因为注射海水情况比较特殊，电厂原有系统应该都是按照淡水设计的，所以为保证更多系统将来可用于挽救电厂，用移动泵车临时执行注射海水的工作，还是比较正确的。
福岛第一核电厂3个机组最终发展到堆芯损坏，个人认为还是高压安注系统和堆芯隔离冷却系统，没有长时间保持正常运行。如果这两个系统正常运行，那么按照沸水堆设计，压力抑制水池中的水源，冷凝器中的水源，应该足以维持堆芯冷却，直到余热排除系统启动，余热排除系统的余热交换器就可以作为最终热阱了。
但这两个系统为什么没有维持长期正常运行，我个人估计大概是这两个系统都是按照设计基准以内事故设计的，所以没有考虑到堆芯损坏的情况。由于地震影响，可能这3个机组在这两个系统时断时续的运行时，堆芯都出现了部分损坏，出现了产氢，系统蒸汽量振荡等情况，在这种情况下，这两个都是由蒸汽驱动的系统，可能都无法长期稳定运行了。
我个人觉得，要是这两个系统能够有1路是电动，可能在这个事故情况下，在恢复电力以后，能够更加确保堆芯的长期冷却。为了应对失电而做的考虑，却最终在电力恢复时，却由于供汽的不稳定，反而损害了堆芯冷却和补水，真是人算不如天算。
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2011-3-16 00:26:43
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楼主 
