經(jīng)合組織核能機(jī)構(gòu)(OECD/NEA)2021年9月28日發(fā)布《福島第一核電廠事故基準(zhǔn)研究：總結(jié)報(bào)告》，詳細(xì)介紹了使用嚴(yán)重事故分析程序?qū)Ωu第一核電廠三臺堆芯熔毀機(jī)組事故序列進(jìn)行分析獲得的成果。

1 背景

福島第一核電廠共有6臺核電機(jī)組，1971年至1979年陸續(xù)投入商業(yè)運(yùn)營，全部為美國通用電氣公司設(shè)計(jì)的沸水堆(詳見圖1)，總裝機(jī)容量469.6萬千瓦。事故發(fā)生時(shí)，1至3號機(jī)組處于滿功率運(yùn)行狀態(tài)，4至6號機(jī)組因檢修換料處于計(jì)劃停堆狀態(tài)。

2011年3月11日，在大地震及其引發(fā)的大規(guī)模海嘯的疊加影響下，福島第一核電廠1至3號機(jī)組發(fā)生堆芯熔毀事故，1、3、4號機(jī)組(3號機(jī)組的氫氣通過共用通風(fēng)系統(tǒng)流動到4號機(jī)組廠房，并發(fā)生爆炸)廠房發(fā)生氫爆，致使放射性物質(zhì)直接向環(huán)境釋放。

事故發(fā)生后，日本經(jīng)濟(jì)產(chǎn)業(yè)省自然資源和能源局向經(jīng)合組織核能機(jī)構(gòu)提出建議，使用嚴(yán)重事故分析程序模擬福島第一核電廠事故。經(jīng)合組織核能機(jī)構(gòu)采納了這一建議，并啟動了福島第一核電廠事故基準(zhǔn)研究項(xiàng)目。項(xiàng)目設(shè)定了兩個(gè)總體目標(biāo)：一是提供關(guān)于福島嚴(yán)重事故的進(jìn)展、裂變產(chǎn)物活動情況和源項(xiàng)估計(jì)的信息和分析報(bào)告，以幫助推進(jìn)福島第一核電廠退役工作的實(shí)施;二是改進(jìn)嚴(yán)重事故分析程序中的方法和模型，以減少嚴(yán)重事故分析過程中的不確定性。

項(xiàng)目共分為兩個(gè)階段：第一階段于2012年啟動，重點(diǎn)關(guān)注福島核事故發(fā)生后前六天的進(jìn)程;第二階段于2015年4月啟動，此階段將分析時(shí)間延長至事故發(fā)生后的21天(500個(gè)小時(shí))，并將裂變產(chǎn)物行為納入研究范疇。第二階段使研究機(jī)構(gòu)能夠修改或完善它們在第一階段對三臺機(jī)組的事故進(jìn)展做出的解釋。

2 研究結(jié)果

該項(xiàng)目由來自11個(gè)國家的14個(gè)研究機(jī)構(gòu)合作完成，使用包括ASTEC、MAAP、MELCOR、SAMPSON、SOCRAT和THALES程序在內(nèi)的許多嚴(yán)重事故分析程序?qū)θ_機(jī)組的事故進(jìn)展進(jìn)行建模計(jì)算。盡管缺乏有關(guān)事故進(jìn)程和操作人員應(yīng)對措施的實(shí)測數(shù)據(jù)，但研究人員仍借助模擬分析完成了1至3號機(jī)組事故進(jìn)展的建模計(jì)算。

2.1 1號機(jī)組

在最初的10個(gè)小時(shí)內(nèi)，1號機(jī)組操作人員基本上無法確定反應(yīng)堆的狀態(tài)，但他們及時(shí)向反應(yīng)堆壓力容器中注水，試圖避免或減輕因冷卻水減少而導(dǎo)致的燃料棒毀損。然而由于不了解安全殼內(nèi)的管線情況，他們向堆芯緊急注水的嘗試失敗了。在事故發(fā)生的前24小時(shí)內(nèi)，操作人員既無法控制反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)的壓力，也無法控制安全殼的壓力。因此，在事故發(fā)生初期，即停堆后的5至12小時(shí)，1號機(jī)組堆芯已經(jīng)融毀，成為福島首座嚴(yán)重受損的反應(yīng)堆。在最初的5至12小時(shí)內(nèi)，1號機(jī)組壓力邊界發(fā)生了未知的故障或泄漏，使反應(yīng)堆壓力容器開始減壓。由于無法消除衰變熱或注入冷卻水，安全殼內(nèi)的壓力不斷增加，直至蒸汽、氫氣和裂變產(chǎn)物從安全殼頂蓋法蘭泄漏到外部環(huán)境中。在模擬計(jì)算過程中，研究人員提出了多種故障或泄漏假設(shè)來模擬關(guān)鍵事件，包括假設(shè)反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)壓力邊界發(fā)生泄漏，或者假設(shè)發(fā)生較大的故障，例如主蒸汽管道蠕變斷裂和下封蓋受到碎片撞擊。所有計(jì)算獲得出的壓力數(shù)據(jù)大體上與該時(shí)期反應(yīng)堆壓力容器和安全殼的稀疏實(shí)測數(shù)據(jù)一致。

所有分析都顯示堆芯幾乎完全熔化并發(fā)生遷移，且下封蓋受到碎片撞擊(在事故發(fā)生7至15小時(shí)之間)，幾乎所有碎片都落入反應(yīng)堆基座內(nèi)。所有計(jì)算還表明，事故過程中熔融物與混凝土發(fā)生相互作用，導(dǎo)致安全殼壓力持續(xù)增高，直至抑壓水池被手動開啟(事故發(fā)生約24小時(shí));此后，熔融物與混凝土相互作用產(chǎn)生的氣體仍使安全殼壓力繼續(xù)增加，直至發(fā)生泄漏。所有計(jì)算獲得的這一過程的壓力數(shù)據(jù)與實(shí)測的壓力數(shù)據(jù)一致。大多數(shù)計(jì)算假設(shè)，替代性注水速率在事故發(fā)生約270個(gè)小時(shí)后增加(在此之前該速率按0計(jì)算)，同時(shí)這些計(jì)算表明安全殼壓力也在增加，并且計(jì)算結(jié)果與實(shí)測數(shù)據(jù)一致。這說明容器外部堆芯碎片仍然是熱的，熔融物與混凝土相互作用仍在持續(xù)。事實(shí)上，大多數(shù)計(jì)算表明，這一相互作用一直持續(xù)到事故發(fā)生500小時(shí)(即模擬的時(shí)間段結(jié)束)。需要注意的是，1號機(jī)組廠房評估或隨后對安全殼內(nèi)部的勘察尚未證實(shí)這一計(jì)算結(jié)果。

堆芯降級對裂變產(chǎn)物(惰性氣體、銫和碘)的釋放產(chǎn)生了極大影響。大多數(shù)計(jì)算結(jié)果顯示，這些裂變產(chǎn)物被快速釋放，受損燃料向反應(yīng)堆壓力容器和安全殼釋放的裂變產(chǎn)物總量超過了其初始含量的80%。應(yīng)注意的是，這一情況存在于所有機(jī)組中。計(jì)算使用的反應(yīng)堆壓力容器泄漏或故障假設(shè)決定了下述兩個(gè)計(jì)算結(jié)果：安全殼內(nèi)裂變產(chǎn)物分布數(shù)據(jù)以及排入抑壓水池并被抑壓水池去除的裂變產(chǎn)物數(shù)量。大多數(shù)計(jì)算表明，大量銫和碘在事故初期通過安全閥進(jìn)入抑壓水池后被清除，大量銫沉積在反應(yīng)堆壓力容器的上部結(jié)構(gòu)。幾乎所有計(jì)算都預(yù)計(jì)，在事故發(fā)生10小時(shí)左右，裂變產(chǎn)物首次被釋放到環(huán)境中，此時(shí)安全殼頂蓋法蘭可能已經(jīng)開始泄漏。研究人員將每個(gè)程序的源項(xiàng)計(jì)算結(jié)果與使用大氣傳輸和擴(kuò)散程序/方法(如WSPEEDI程序和GRS方法)反向分析得出的大氣釋放估計(jì)值進(jìn)行了比較。結(jié)果表明，所有關(guān)于安全殼在事故發(fā)生24個(gè)小時(shí)內(nèi)泄漏總量的計(jì)算值是相當(dāng)準(zhǔn)確的，建模計(jì)算值與反向分析估計(jì)值相差約為1個(gè)數(shù)量級。

2.2 2號機(jī)組

2號機(jī)組的反應(yīng)堆堆芯隔離冷卻系統(tǒng)意外地在“自動調(diào)節(jié)”模式下運(yùn)行了約70小時(shí)。其機(jī)制尚不完全清楚。研究人員認(rèn)為，堆芯隔離冷卻系統(tǒng)將冷卻水注入反應(yīng)堆壓力容器，直至水位淹至蒸汽管道，將氣液兩相流排入堆芯隔離冷卻汽輪機(jī)。在堆芯隔離冷卻系統(tǒng)運(yùn)行期間，安全殼壓力增速低于預(yù)期，研究認(rèn)為原因是海嘯期間海水淹沒部分環(huán)形槽，從而導(dǎo)致抑壓水池分層和額外排熱。約70小時(shí)后，堆芯隔離冷卻系統(tǒng)失效，促使操作人員對反應(yīng)堆壓力容器進(jìn)行減壓，并嘗試使用消防車低壓注水。這一行動沒有成功，反應(yīng)堆壓力容器中的水位下降，導(dǎo)致堆芯受損。

顯然，所有研究人員都觀察到了在堆芯隔離冷卻系統(tǒng)運(yùn)行期間實(shí)測數(shù)據(jù)的主要趨勢，即反應(yīng)堆壓力容器的高壓力和高水位，以及安全殼的逐漸增壓。模擬計(jì)算結(jié)果顯示，操作人員對反應(yīng)堆壓力容器減壓后不久，即事故發(fā)生75小時(shí)左右，堆芯進(jìn)入升溫和熔化階段。這一階段的特點(diǎn)是反應(yīng)堆壓力容器和安全殼出現(xiàn)三次巨大的壓力瞬變。經(jīng)推測，堆芯材料在滑進(jìn)反應(yīng)堆下腔室時(shí)重新接觸到蒸汽，發(fā)生氧化并釋放氫氣，從而引起了壓力瞬變。大體上，研究人員推測產(chǎn)生了相對大量的氫氣(超過800kg)，并由此計(jì)算出與實(shí)際測量值更接近的壓力瞬變值。大多數(shù)計(jì)算表明，在83到129小時(shí)之間，下封蓋失效，隨后有16至161噸碎片落入基座中。相關(guān)研究推測出碎片持續(xù)從壓力容器轉(zhuǎn)移到反應(yīng)堆腔室中，但難以計(jì)算東京電力公司介子斷層掃描檢查顯示的殘留在下封蓋中的碎片數(shù)量。大多數(shù)計(jì)算都假設(shè)2號機(jī)組沒有發(fā)生堆芯熔融物與混凝土相互作用。而在那些將這一作用考慮在內(nèi)的計(jì)算中，堆芯熔融物與混凝土相互作用的程度以及估算的反應(yīng)堆基座徑向和軸向侵蝕程度在很大程度上取決于其他建模假設(shè)。

所有程序計(jì)算都未推測或假設(shè)2號機(jī)組在反應(yīng)堆壓力容器在失效之前會發(fā)生從壓力容器至干井的泄漏。因此，因堆芯退化而釋放的揮發(fā)性裂變產(chǎn)物通過安全閥轉(zhuǎn)移到抑壓水池，并通過真空斷路器進(jìn)一步轉(zhuǎn)移到干井。研究人員將計(jì)算結(jié)果與連續(xù)空氣監(jiān)測系統(tǒng)(CAMS)測得的抑壓水池劑量率數(shù)據(jù)進(jìn)行比較，發(fā)現(xiàn)兩者在劑量率增加或減少時(shí)間方面基本一致。盡管大多數(shù)計(jì)算值是測量值的3至4倍，但這種一致性仍然顯著。一些計(jì)算結(jié)果表明，在假設(shè)的95小時(shí)下封蓋失效之時(shí)，干井劑量率增加。源項(xiàng)逆向分析顯示，在反應(yīng)堆壓力容器出現(xiàn)首個(gè)壓力峰值時(shí)，向環(huán)境釋放的裂變產(chǎn)物數(shù)量達(dá)到第一個(gè)峰值，隨后的幾個(gè)小時(shí)中又出現(xiàn)另一個(gè)峰值。部分程序通過計(jì)算獲得了第一次釋放峰值，盡管釋放量的計(jì)算值大幅低于基于環(huán)境測量結(jié)果的估計(jì)值，因?yàn)榘踩珰毫Σ蛔阋宰C明計(jì)算中的安全殼泄漏是合理的。幾乎所有的計(jì)算結(jié)果均指出，在安全殼失效(約89小時(shí))后，大量裂變產(chǎn)物被釋放到環(huán)境中。程序計(jì)算的裂變產(chǎn)物環(huán)境釋放總量與反向分析的估計(jì)值相差一個(gè)數(shù)量級。

2.3 3號機(jī)組

3號機(jī)組事故的特點(diǎn)是在事故發(fā)生的前35小時(shí)內(nèi)維持著正常排熱功能——反應(yīng)堆壓力容器首先通過堆芯隔離冷卻系統(tǒng)排熱，然后通過高壓冷卻劑注入系統(tǒng)排熱。這些系統(tǒng)正常運(yùn)行，補(bǔ)償了反應(yīng)堆壓力容器中損失的水，并將反應(yīng)堆燃料中的熱量轉(zhuǎn)移到抑壓水池和安全殼中。在事故的后期階段，通過啟動抑壓水池噴霧功能，由于蒸汽的穩(wěn)定注入而導(dǎo)致的安全殼增壓得到了控制。對于這一期間，所有程序都相當(dāng)好地預(yù)測了反應(yīng)堆壓力容器和安全殼的主要特征。

高壓冷卻劑注入系統(tǒng)停止運(yùn)行后，反應(yīng)堆在約10個(gè)小時(shí)內(nèi)沒有冷卻劑注入，這被認(rèn)為是導(dǎo)致堆芯水位下降到燃料底部以下的原因。大多數(shù)分析表明，在此期間，堆芯開始退化，伴隨有氫氣產(chǎn)生，導(dǎo)致安全殼內(nèi)壓力進(jìn)一步增加。操作人員多次嘗試對安全殼進(jìn)行減壓，并使用消防車向反應(yīng)堆壓力容器注水。如大多數(shù)分析所示，堆芯退化導(dǎo)致堆芯發(fā)生多次坍塌，致使干井壓力在多個(gè)時(shí)間段內(nèi)增加，這種增壓經(jīng)受損的干井上封頭排壓或泄漏得以緩解。所有計(jì)算結(jié)果顯示，堆芯逐漸損壞，最終導(dǎo)致反應(yīng)堆壓力容器下封蓋在43到73小時(shí)之間失效。由于安全殼中有大量碎片，大多數(shù)程序都推測發(fā)生了堆芯熔融物與混凝土相互作用，并持續(xù)至近500小時(shí)(即模擬的時(shí)間段結(jié)束)。即使可直接觀察到反應(yīng)堆基座中有大量碎片(高度達(dá)2.5米)，事故后調(diào)查還未證實(shí)堆芯熔融物與混凝土相互作用是否持續(xù)了這么長時(shí)間。

有的計(jì)算假設(shè)反應(yīng)堆壓力容器在失效前向干井泄漏了不多的物質(zhì)，通過比對裂變產(chǎn)物數(shù)據(jù)與干井連續(xù)空氣監(jiān)測系統(tǒng)劑量率測量值，可以確定這些計(jì)算獲得的劑量率增加值與現(xiàn)場和場外地面和空氣測量值較為一致。所有計(jì)算結(jié)果表明，大量銫和碘會保留在抑壓水池水中，大量銫會沉積在反應(yīng)堆壓力容器壁上。根據(jù)計(jì)算結(jié)果，3號機(jī)組向大氣釋放裂變產(chǎn)物發(fā)生在兩次安全殼排氣和氫氣爆炸期間，即事故發(fā)生45至70小期間。與源項(xiàng)逆向分析的比較表明，大多數(shù)大氣釋放量計(jì)算值與反向估計(jì)值的數(shù)量級相同，銫的排放量低于0.5%，碘的排放量低于2%。

3 結(jié)語

綜上所述，福島核事故研究項(xiàng)目有助于理清大量先前不確定的問題，包括安全系統(tǒng)的運(yùn)行、替代性注水、堆芯熔化和位移的時(shí)間，以及機(jī)組內(nèi)碎片和裂變產(chǎn)物的主要分布，并還明確了一些關(guān)鍵問題，包括穿過堆芯板的碎片、下封蓋失效模式、落入安全殼的碎片、在反應(yīng)堆壓力容器下部結(jié)構(gòu)(如控制棒驅(qū)動器和儀表管)滯留的碎片、堆芯熔融物與混凝土長期相互作用和壓力容器失效模式。但仍有許多問題值得進(jìn)一步研究，包括堆芯熔化時(shí)間、氫氣生成、熔融物與混凝土相互作用過程以及源項(xiàng)的細(xì)節(jié)，特別是安全殼泄漏造成的裂變產(chǎn)物轉(zhuǎn)移。

福島第一核電廠事故基準(zhǔn)研究項(xiàng)目最根本的貢獻(xiàn)之一是加深對事故序列的認(rèn)識。通過多樣化的模擬程序和方法，并且使用參數(shù)研究，有可能確定與有限的實(shí)測數(shù)據(jù)更一致的事故情景。隨著福島第一核電廠退役工作的逐步推進(jìn)，可供使用的信息將越來越多，未來可以進(jìn)一步明確和細(xì)化事故序列。