※ [本文轉錄自 Ecophilia 看板 #1DWFEWBU ] 作者: Waitingchen (Rejoyce ) 看板: Ecophilia 標題: [轉錄][論卦]日本福島核電廠事故說明與評析(一) 時間: Thu Mar 17 01:30:06 2011 ※ [本文轉錄自 Gossiping 看板 #1DW72wA0 ] 作者: CMoya (修行中~ 請勿拍餵食) 看板: Gossiping 標題: [論卦]日本福島核電廠事故說明與評析(一) 時間: Wed Mar 16 16:11:30 2011 以下文章已獲清大工程與系統科學系 李敏教授 授權發表，希望以專業的角度有助於大家對此次核能事件的了解。 李敏教授畢業於麻省理工學院核子工程博士 研究專長: 爐心熱流、核能系統、可靠度評估、雙相流、電腦模擬計算 標題:日本福島核電廠事故說明與評析 清大工程與系統科學系 李 敏 2011/3/14 內文如下: 3 月 11 日芮氏地震儀規模 9.0 級的強震襲擊日本，造成東京電力株式會社 的福島核能電廠發生輻射外釋的嚴重事故，引起全世界的關注。截至目前為止， 事故還在持續演變中，以下簡單介紹福島電廠、說明核電廠的安全設計、嘗試 交代事情發生的始末、並談談該事件對台灣未來能源政策的影響。 福島電廠 日本東京電力株式會社是全日本最大，全球第四大的電力公司，擁有福島一廠、 福島二廠、與柏崎刈羽電廠三座核能電廠。福島一、二廠分別擁有六部與四 部沸水式反應器，總裝置容量為 469.6 與 440 萬瓩。福島一廠一號機為沸水式 反應器第三型 (BWR 3)、二~五號機為沸水式反應器第四型(BWR 4)、六號機為沸 水式反應器第五型 (BWR 5)；福島二廠四部機組全為沸水式反應器第五型。基 本上，這三型沸水式反應器的設計非常類似，而第四型與第五型可以視為標準化 的機組。台灣核能一廠所採用的機型亦為沸水式反應器第四型，商轉時間亦與福 島一廠的三~五號機非常接近。 核電廠安全設計 核電廠的安全顧慮來自會釋出輻射線的放射性物質。安全設計上採用多重的屏障 將放射性物質層層包覆，這些屏障包括燃料丸、燃料棒護套、封閉的冷卻水系統 (壓力槽與管線)、與圍阻體。事故中，只要一層屏障能夠發揮功能，放射性物質 就不會大量釋放到外界環境，造成對民眾與環境的傷害。三哩島事故中，反應器 爐心已經熔毀，也就是前三項屏障均已喪失功能，但圍阻體保持完整，成功的防 止了放射性物質的外釋。圍阻體的設計與事故中完整性的確保，是核電營運的重 大議題。福島一廠一~ 五號機的圍阻體設計為所謂的馬克一型 (Mark I)，與 台電的核一廠類似。六號機的圍阻體為馬克二型 (Mark II)。 放射性物質會持續釋出輻射，而輻射為能量的一種形式，核電廠安全最大的 挑戰為，必須持續不斷的將燃料丸中放射性物質釋出之衰變熱移除。事故發生後 ，正常系統無法使用時，須使用多重與多樣之備用安全系統將冷卻水注入壓力槽 ，把熱自系統移除。由於目前的核反應器的備用安全系統大都需要交流電為動力 ，故交流電源的可靠度為重要的考量，一般核電廠交流電的來源包括廠外電源、 每機組兩台緊急柴油發電機，台灣核電廠尚有兩機組共用之第五台柴油發電機與 氣渦輪發電機 (Gas Turbine)。 沸水式反應器設有一套由蒸汽驅動的安全系統-爐心隔離冷卻系統 (Reactor Core Isolation Cooling System, RCIC)，可由 Refueling Water Storage Tank (或稱為 Condensate Water Storage Tank) 或 抑壓池取水注入爐心，RCIC 的 動力來自壓力槽的蒸汽，驅動汽機，帶動泵，故不需要交流電，唯須要直流電才能 運轉。蒸汽經汽機後，進入位於圍阻體溼井的抑壓池，抑壓池再透過餘熱移除系統 (Residue Heat Removal System, RHR) 的抑壓池冷卻運轉模式 (Suppression Pool Cooling Mode)，將能量透過熱交換器，交給廠用海水系統 (此系統名稱待確認！)。RCIC 運轉只能將衰變熱自壓力槽移出至圍阻體，若 RHR 故障或喪失交流電源，熱無法自圍阻體移除，(此類型事故稱為 Loss of Long Term Heat Removal) 圍阻體壓力會持續上升。 反應器正常運轉所使用的系統、備用的安全系統與電力系統的耐震能力需要 超過『安全停機設計基準地震』，核電廠設計基準地震的大小與電廠的位置與地 質結構有關，是以重力加速度來表示；在一定範圍內若是有活動斷層，是不准建 核電廠的；此外仍需調查在較大範圍內活動斷層的活動記錄，再依理論計算該廠 址的設計基準地震值的大小。2007 年日本新潟地震超過東電柏崎刈羽核電廠的 設計基準地震，故電廠七部機組全部停止商轉，加強設備的耐震能力，目前已有 四部機組回復運轉。 為確保運轉人員在事故發生時，能夠採取正確的措施，核電廠有運轉員必須 嚴格遵循的『緊急操作程序書 (Emergency Operating Procedure, EOP) 』， 逐步將機組帶回穩定狀態；若事故的演變超過設計基準，運轉員要在應變組織的 協助下，依『嚴重事故處理導則 (Severe Accident Management Guidance, SAMG)』 ，採取非傳統的措施，確保燃料被冷卻水覆蓋、維持圍阻體的功能；以上非傳統措 施包括引進海水進行冷卻，而如何引進海水與引進的時機在『嚴重事故處理導則』 均有描述。『緊急操作程序書』與『嚴重事故處理導則』的遵循與了解，為電廠 運轉人員與應變組織成員的訓練重點。 若電廠的應變組織依程序書判定事故會持續惡化，圍阻體有喪失功能的可 能，或者電廠已有放射性物質外釋，就會通知地方與中央政府，依規定與規劃進 行廠外的緊急應變。以上所述為所有使用核能的國家的標準做法，為核電廠安全 的一部分。 福島電廠事故 根據美洲核能學會所提供的簡單說明，事故(應該是一廠一號機的)發生的大 概情形為： 地震發生後，控制棒成功插入爐心，核分裂連鎖反應停止；海嘯將輸配電系統沖 毀，造成廠外電源喪失(Loss of Offsite Power) (也許強震時即已喪失)；緊急 柴油發電機成功啟動供電，緊急安全系統開始運作；柴油發電機供電一小時後停 止運轉(Station Blackout)，原因為海嘯造成柴油發電機燃料供應系統的故障， 緊急安全系統因沒有交流電而無法運作；反應器可能發生小破口冷卻水流失事故 (Small Break Loss of Coolant Accident)，造成冷卻水的流失；此時仍可利用 汽機帶動(不需交流電力即可運轉)的『爐心隔離冷卻系統』 ，將熱導入圍阻體 ；約8小時後，直流電耗盡後，控制閥無法動作，『爐心隔離冷卻系統』 喪失功 能；在無法補水的狀況下，爐心水位降低，造成爐心裸露，燃料棒護套溫度上升， 鋯合金材質的護套迅速氧化 (Metal Water Reaction)，產生大量氫氣，燃料棒 內揮發性較高之分裂產物(碘、銫與惰性氣體)自破裂的燃料棒釋出，進入圍阻體； 為防止氫氣爆炸的發生，正常運轉時，馬克一號(Mark I)圍阻體會充氮，故圍阻 體內無氫爆的可能；但圍阻體持續接受衰變熱，溫度與壓力持續上升，達到設定 值時，運轉員依『嚴重事故處理導則』進行圍阻體排放措施 (Containment Venting)，透過間歇式的排放洩壓，避免圍阻體因過壓而完全喪失功能，圍阻體 排放造成氫氣與放射性質進入反應器廠房，沸水式反應器的圍阻體位於反應器廠 房內，電廠運轉時廠房維持負壓；氫氣進入圍阻體廠房後，與氧氣接觸，產生氫爆 ；反應器廠房設計時，故意將上層結構減弱，若發生廠房內部爆炸，會造成廠房的 上部解體，但不會傷到圍阻體，這是為什麼網路照片顯示，建築物上半部於爆炸後 消失，只剩下鋼筋，但下半部仍然完好；反應器廠房上部解體，經由圍阻體排汽釋 入反應器廠房的少量輻射物質已進入外界環境；但圍阻體的功能未喪失，可以防止 放射性物質持續而大量的外釋。 福島電廠的人員應該還在持續努力將燃料維持在可冷卻的狀態，截至目前為 止，尚未到有圍阻體喪失功能的報導。 --

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