经合组织核能机构发布 《福岛第一核电厂事故基准研究：总结报告》

经合组织核能机构(OECD/NEA)2021年9月28日发布《福岛第一核电厂事故基准研究：总结报告》，详细介绍了使用严重事故分析程序对福岛第一核电厂三台堆芯熔毁机组事故序列进行分析获得的成果。

1 背景

福岛第一核电厂共有6台核电机组，1971年至1979年陆续投入商业运营，全部为美国通用电气公司设计的沸水堆(详见图1)，总装机容量469.6万千瓦。事故发生时，1至3号机组处于满功率运行状态，4至6号机组因检修换料处于计划停堆状态。

2011年3月11日，在大地震及其引发的大规模海啸的叠加影响下，福岛第一核电厂1至3号机组发生堆芯熔毁事故，1、3、4号机组(3号机组的氢气通过共用通风系统流动到4号机组厂房，并发生爆炸)厂房发生氢爆，致使放射性物质直接向环境释放。

事故发生后，日本经济产业省自然资源和能源局向经合组织核能机构提出建议，使用严重事故分析程序模拟福岛第一核电厂事故。经合组织核能机构采纳了这一建议，并启动了福岛第一核电厂事故基准研究项目。项目设定了两个总体目标：一是提供关于福岛严重事故的进展、裂变产物活动情况和源项估计的信息和分析报告，以帮助推进福岛第一核电厂退役工作的实施;二是改进严重事故分析程序中的方法和模型，以减少严重事故分析过程中的不确定性。

项目共分为两个阶段：第一阶段于2012年启动，重点关注福岛核事故发生后前六天的进程;第二阶段于2015年4月启动，此阶段将分析时间延长至事故发生后的21天(500个小时)，并将裂变产物行为纳入研究范畴。第二阶段使研究机构能够修改或完善它们在第一阶段对三台机组的事故进展做出的解释。

2 研究结果

该项目由来自11个国家的14个研究机构合作完成，使用包括ASTEC、MAAP、MELCOR、SAMPSON、SOCRAT和THALES程序在内的许多严重事故分析程序对三台机组的事故进展进行建模计算。尽管缺乏有关事故进程和操作人员应对措施的实测数据，但研究人员仍借助模拟分析完成了1至3号机组事故进展的建模计算。

2.1 1号机组

在最初的10个小时内，1号机组操作人员基本上无法确定反应堆的状态，但他们及时向反应堆压力容器中注水，试图避免或减轻因冷却水减少而导致的燃料棒毁损。然而由于不了解安全壳内的管线情况，他们向堆芯紧急注水的尝试失败了。在事故发生的前24小时内，操作人员既无法控制反应堆压力容器内的压力，也无法控制安全壳的压力。因此，在事故发生初期，即停堆后的5至12小时，1号机组堆芯已经融毁，成为福岛首座严重受损的反应堆。在最初的5至12小时内，1号机组压力边界发生了未知的故障或泄漏，使反应堆压力容器开始减压。由于无法消除衰变热或注入冷却水，安全壳内的压力不断增加，直至蒸汽、氢气和裂变产物从安全壳顶盖法兰泄漏到外部环境中。在模拟计算过程中，研究人员提出了多种故障或泄漏假设来模拟关键事件，包括假设反应堆冷却剂系统压力边界发生泄漏，或者假设发生较大的故障，例如主蒸汽管道蠕变断裂和下封盖受到碎片撞击。所有计算获得出的压力数据大体上与该时期反应堆压力容器和安全壳的稀疏实测数据一致。

所有分析都显示堆芯几乎完全熔化并发生迁移，且下封盖受到碎片撞击(在事故发生7至15小时之间)，几乎所有碎片都落入反应堆基座内。所有计算还表明，事故过程中熔融物与混凝土发生相互作用，导致安全壳压力持续增高，直至抑压水池被手动开启(事故发生约24小时);此后，熔融物与混凝土相互作用产生的气体仍使安全壳压力继续增加，直至发生泄漏。所有计算获得的这一过程的压力数据与实测的压力数据一致。大多数计算假设，替代性注水速率在事故发生约270个小时后增加(在此之前该速率按0计算)，同时这些计算表明安全壳压力也在增加，并且计算结果与实测数据一致。这说明容器外部堆芯碎片仍然是热的，熔融物与混凝土相互作用仍在持续。事实上，大多数计算表明，这一相互作用一直持续到事故发生500小时(即模拟的时间段结束)。需要注意的是，1号机组厂房评估或随后对安全壳内部的勘察尚未证实这一计算结果。

堆芯降级对裂变产物(惰性气体、铯和碘)的释放产生了极大影响。大多数计算结果显示，这些裂变产物被快速释放，受损燃料向反应堆压力容器和安全壳释放的裂变产物总量超过了其初始含量的80%。应注意的是，这一情况存在于所有机组中。计算使用的反应堆压力容器泄漏或故障假设决定了下述两个计算结果：安全壳内裂变产物分布数据以及排入抑压水池并被抑压水池去除的裂变产物数量。大多数计算表明，大量铯和碘在事故初期通过安全阀进入抑压水池后被清除，大量铯沉积在反应堆压力容器的上部结构。几乎所有计算都预计，在事故发生10小时左右，裂变产物首次被释放到环境中，此时安全壳顶盖法兰可能已经开始泄漏。研究人员将每个程序的源项计算结果与使用大气传输和扩散程序/方法(如WSPEEDI程序和GRS方法)反向分析得出的大气释放估计值进行了比较。结果表明，所有关于安全壳在事故发生24个小时内泄漏总量的计算值是相当准确的，建模计算值与反向分析估计值相差约为1个数量级。

2.2 2号机组

2号机组的反应堆堆芯隔离冷却系统意外地在“自动调节”模式下运行了约70小时。其机制尚不完全清楚。研究人员认为，堆芯隔离冷却系统将冷却水注入反应堆压力容器，直至水位淹至蒸汽管道，将气液两相流排入堆芯隔离冷却汽轮机。在堆芯隔离冷却系统运行期间，安全壳压力增速低于预期，研究认为原因是海啸期间海水淹没部分环形槽，从而导致抑压水池分层和额外排热。约70小时后，堆芯隔离冷却系统失效，促使操作人员对反应堆压力容器进行减压，并尝试使用消防车低压注水。这一行动没有成功，反应堆压力容器中的水位下降，导致堆芯受损。

显然，所有研究人员都观察到了在堆芯隔离冷却系统运行期间实测数据的主要趋势，即反应堆压力容器的高压力和高水位，以及安全壳的逐渐增压。模拟计算结果显示，操作人员对反应堆压力容器减压后不久，即事故发生75小时左右，堆芯进入升温和熔化阶段。这一阶段的特点是反应堆压力容器和安全壳出现三次巨大的压力瞬变。经推测，堆芯材料在滑进反应堆下腔室时重新接触到蒸汽，发生氧化并释放氢气，从而引起了压力瞬变。大体上，研究人员推测产生了相对大量的氢气(超过800kg)，并由此计算出与实际测量值更接近的压力瞬变值。大多数计算表明，在83到129小时之间，下封盖失效，随后有16至161吨碎片落入基座中。相关研究推测出碎片持续从压力容器转移到反应堆腔室中，但难以计算东京电力公司介子断层扫描检查显示的残留在下封盖中的碎片数量。大多数计算都假设2号机组没有发生堆芯熔融物与混凝土相互作用。而在那些将这一作用考虑在内的计算中，堆芯熔融物与混凝土相互作用的程度以及估算的反应堆基座径向和轴向侵蚀程度在很大程度上取决于其他建模假设。

所有程序计算都未推测或假设2号机组在反应堆压力容器在失效之前会发生从压力容器至干井的泄漏。因此，因堆芯退化而释放的挥发性裂变产物通过安全阀转移到抑压水池，并通过真空断路器进一步转移到干井。研究人员将计算结果与连续空气监测系统(CAMS)测得的抑压水池剂量率数据进行比较，发现两者在剂量率增加或减少时间方面基本一致。尽管大多数计算值是测量值的3至4倍，但这种一致性仍然显著。一些计算结果表明，在假设的95小时下封盖失效之时，干井剂量率增加。源项逆向分析显示，在反应堆压力容器出现首个压力峰值时，向环境释放的裂变产物数量达到第一个峰值，随后的几个小时中又出现另一个峰值。部分程序通过计算获得了第一次释放峰值，尽管释放量的计算值大幅低于基于环境测量结果的估计值，因为安全壳压力不足以证明计算中的安全壳泄漏是合理的。几乎所有的计算结果均指出，在安全壳失效(约89小时)后，大量裂变产物被释放到环境中。程序计算的裂变产物环境释放总量与反向分析的估计值相差一个数量级。

2.3 3号机组

3号机组事故的特点是在事故发生的前35小时内维持着正常排热功能——反应堆压力容器首先通过堆芯隔离冷却系统排热，然后通过高压冷却剂注入系统排热。这些系统正常运行，补偿了反应堆压力容器中损失的水，并将反应堆燃料中的热量转移到抑压水池和安全壳中。在事故的后期阶段，通过启动抑压水池喷雾功能，由于蒸汽的稳定注入而导致的安全壳增压得到了控制。对于这一期间，所有程序都相当好地预测了反应堆压力容器和安全壳的主要特征。

高压冷却剂注入系统停止运行后，反应堆在约10个小时内没有冷却剂注入，这被认为是导致堆芯水位下降到燃料底部以下的原因。大多数分析表明，在此期间，堆芯开始退化，伴随有氢气产生，导致安全壳内压力进一步增加。操作人员多次尝试对安全壳进行减压，并使用消防车向反应堆压力容器注水。如大多数分析所示，堆芯退化导致堆芯发生多次坍塌，致使干井压力在多个时间段内增加，这种增压经受损的干井上封头排压或泄漏得以缓解。所有计算结果显示，堆芯逐渐损坏，最终导致反应堆压力容器下封盖在43到73小时之间失效。由于安全壳中有大量碎片，大多数程序都推测发生了堆芯熔融物与混凝土相互作用，并持续至近500小时(即模拟的时间段结束)。即使可直接观察到反应堆基座中有大量碎片(高度达2.5米)，事故后调查还未证实堆芯熔融物与混凝土相互作用是否持续了这么长时间。

有的计算假设反应堆压力容器在失效前向干井泄漏了不多的物质，通过比对裂变产物数据与干井连续空气监测系统剂量率测量值，可以确定这些计算获得的剂量率增加值与现场和场外地面和空气测量值较为一致。所有计算结果表明，大量铯和碘会保留在抑压水池水中，大量铯会沉积在反应堆压力容器壁上。根据计算结果，3号机组向大气释放裂变产物发生在两次安全壳排气和氢气爆炸期间，即事故发生45至70小期间。与源项逆向分析的比较表明，大多数大气释放量计算值与反向估计值的数量级相同，铯的排放量低于0.5%，碘的排放量低于2%。

3 结语

综上所述，福岛核事故研究项目有助于理清大量先前不确定的问题，包括安全系统的运行、替代性注水、堆芯熔化和位移的时间，以及机组内碎片和裂变产物的主要分布，并还明确了一些关键问题，包括穿过堆芯板的碎片、下封盖失效模式、落入安全壳的碎片、在反应堆压力容器下部结构(如控制棒驱动器和仪表管)滞留的碎片、堆芯熔融物与混凝土长期相互作用和压力容器失效模式。但仍有许多问题值得进一步研究，包括堆芯熔化时间、氢气生成、熔融物与混凝土相互作用过程以及源项的细节，特别是安全壳泄漏造成的裂变产物转移。

福岛第一核电厂事故基准研究项目最根本的贡献之一是加深对事故序列的认识。通过多样化的模拟程序和方法，并且使用参数研究，有可能确定与有限的实测数据更一致的事故情景。随着福岛第一核电厂退役工作的逐步推进，可供使用的信息将越来越多，未来可以进一步明确和细化事故序列。