經(jīng)合組織核能機構(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組事故序列進行分析獲得的成果。

1 背景

福島第一核電廠共有6臺核電機組，1971年至1979年陸續(xù)投入商業(yè)運營，全部為美國通用電氣公司設(shè)計的沸水堆(詳見圖1)，總裝機容量469.6萬千瓦。事故發(fā)生時，1至3號機組處于滿功率運行狀態(tài)，4至6號機組因檢修換料處于計劃停堆狀態(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號機組發(fā)生堆芯熔毀事故，1、3、4號機組(3號機組的氫氣通過共用通風(fēng)系統(tǒng)流動到4號機組廠房，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)濟產(chǎn)業(yè)省自然資源和能源局向經(jīng)合組織核能機構(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)研究項目。項目設(shè)定了兩個總體目標(biāo)：一是提供關(guān)于福島嚴(yán)重事故的進展、裂變產(chǎn)物活動情況和源項估計的信息和分析報告，以幫助推進福島第一核電廠退役工作的實施;二是改進嚴(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。

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

2 研究結(jié)果

該項目由來自11個國家的14個研究機構(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_機組的事故進展進行建模計算。盡管缺乏有關(guān)事故進程和操作人員應(yīng)對措施的實測數(shù)據(jù)，但研究人員仍借助模擬分析完成了1至3號機組事故進展的建模計算。

2.1 1號機組

在最初的10個小時內(nèi)，1號機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，1號機組堆芯已經(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小時內(nèi)，1號機組壓力邊界發(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。所有計算獲得出的壓力數(shù)據(jù)大體上與該時期反應(yīng)堆壓力容器和安全殼的稀疏實測數(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小時之間)，幾乎所有碎片都落入反應(yīng)堆基座內(nèi)。所有計算還表明，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);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。所有計算獲得的這一過程的壓力數(shù)據(jù)與實測的壓力數(shù)據(jù)一致。大多數(shù)計算假設(shè)，替代性注水速率在事故發(fā)生約270個小時后增加(在此之前該速率按0計算)，同時這些計算表明安全殼壓力也在增加，并且計算結(jié)果與實測數(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)。事實上，大多數(shù)計算表明，這一相互作用一直持續(xù)到事故發(fā)生500小時(即模擬的時間段結(jié)束)。需要注意的是，1號機組廠房評估或隨后對安全殼內(nèi)部的勘察尚未證實這一計算結(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組中。計算使用的反應(yīng)堆壓力容器泄漏或故障假設(shè)決定了下述兩個計算結(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)計算表明，大量銫和碘在事故初期通過安全閥進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)。幾乎所有計算都預(yù)計，在事故發(fā)生10小時左右，裂變產(chǎn)物首次被釋放到環(huán)境中，此時安全殼頂蓋法蘭可能已經(jīng)開始泄漏。研究人員將每個程序的源項計算結(jié)果與使用大氣傳輸和擴散程序/方法(如WSPEEDI程序和GRS方法)反向分析得出的大氣釋放估計值進行了比較。結(jié)果表明，所有關(guān)于安全殼在事故發(fā)生24個小時內(nèi)泄漏總量的計算值是相當(dāng)準(zhǔn)確的，建模計算值與反向分析估計值相差約為1個數(shù)量級。

2.2 2號機組

2號機組的反應(yīng)堆堆芯隔離冷卻系統(tǒng)意外地在“自動調(diào)節(jié)”模式下運行了約70小時。其機制尚不完全清楚。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。在堆芯隔離冷卻系統(tǒng)運行期間，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)運行期間實測數(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小時左右，堆芯進入升溫和熔化階段。這一階段的特點是反應(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，堆芯材料在滑進反應(yīng)堆下腔室時重新接觸到蒸汽，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)，并由此計算出與實際測量值更接近的壓力瞬變值。大多數(shù)計算表明，在83到129小時之間，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)計算都假設(shè)2號機組沒有發(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)。

所有程序計算都未推測或假設(shè)2號機組在反應(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一步轉(zhuǎn)移到干井。研究人員將計算結(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)進行比較，發(fā)現(xiàn)兩者在劑量率增加或減少時間方面基本一致。盡管大多數(shù)計算值是測量值的3至4倍，但這種一致性仍然顯著。一些計算結(jié)果表明，在假設(shè)的95小時下封蓋失效之時，干井劑量率增加。源項逆向分析顯示，在反應(yīng)堆壓力容器出現(xiàn)首個壓力峰值時，向環(huán)境釋放的裂變產(chǎn)物數(shù)量達(dá)到第一個峰值，隨后的幾個小時中又出現(xiàn)另一個峰值。部分程序通過計算獲得了第一次釋放峰值，盡管釋放量的計算值大幅低于基于環(huán)境測量結(jié)果的估計值，因為安全殼壓力不足以證明計算中的安全殼泄漏是合理的。幾乎所有的計算結(jié)果均指出，在安全殼失效(約89小時)后，大量裂變產(chǎn)物被釋放到環(huán)境中。程序計算的裂變產(chǎn)物環(huán)境釋放總量與反向分析的估計值相差一個數(shù)量級。

2.3 3號機組

3號機組事故的特點是在事故發(fā)生的前35小時內(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)正常運行，補償了反應(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)停止運行后，反應(yīng)堆在約10個小時內(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)壓力進一步增加。操作人員多次嘗試對安全殼進行減壓，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時間段內(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(即模擬的時間段結(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)查還未證實堆芯熔融物與混凝土相互作用是否持續(xù)了這么長時間。

有的計算假設(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)計算結(jié)果，3號機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。與源項逆向分析的比較表明，大多數(shù)大氣釋放量計算值與反向估計值的數(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)的運行、替代性注水、堆芯熔化和位移的時間，以及機組內(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一步研究，包括堆芯熔化時間、氫氣生成、熔融物與混凝土相互作用過程以及源項的細(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，可供使用的信息將越來越多，未來可以進一步明確和細(xì)化事故序列。