事故乏燃料池

1对核能政策的建议(第一分册)为了不让核电站再次发生严重事故——国家核能界应该做些什么监制:防止核电站发生严重事故研讨会编辑委员会科学技术国际交流中心(翻译/中国综合研究交流中心)2防止核电站发生严重事故研讨会编辑委员会委员长:斋藤伸三原原子能委员会代理委员长原日本原子能研究所理事长等代理委员长:宫野广法政大学大学院设计工学研究科客座教授(原日本保全学会副会长)委员:村松健东京都市大学工学部原子能安全工学科客座教授干事:小田公彦(公社)科学技术国际交流中心专务理事干事:小岩井忠道(国研)科学技术振兴机构科学门户主编顾问:阿部博之(国研)科学技术振兴机构顾问(原东北大学校长原综合科学技术会议议员)3发刊词给日本带来巨大灾难的东日本大地震发生至今,即将迎来5周年纪念日虽然复兴事业正在积极地向前推进,但有很多人仍不得不住在临时安置所内,引发核事故的东京电力福岛第一核电站的善后工作如今才刚刚开始核能是一种有价值的能源,同时也因为是一种放射性物质而具有潜在的威胁另一方面,在世界上,让这种有价值的能源得到更广泛的利用已经成为一种潮流在这种形势下,世界各国应该携手共进,在核能利用方面进一步确保其安全性此前,我们经历了罕见的福岛第一核电站事故,并从中获得了很多心得体会希望这些心得体会不仅对日本国内的核电站安全发挥作用,也能在世界各国的核能利用方面降低其潜在的威胁,为确保核能安全做出贡献,这也是我们的重要责任本书作为"防止核电站发生严重事故研讨会"的一项成果,以2013年4月22日发行的报告书为基础,作为对核能政策的建议而再次刊行在研讨会上,与会人士深刻反省福岛核事故,并围绕让核电站不再发生严重事故应该做些什么而展开讨论,最终作为建议整理成了一份报告书从报告书的制作完成到现在已经快有三年时间了这期间,核能相关人士对事故的反省以及在此所总结的建议已经忘记,甚至让人感受到一种欲对此敬而远之的风潮在对核电站的再次启用刚开始着手的现如今,希望核能相关人士为了核能再生资源,以福岛第一核电站事故为原点,再次考虑一下各方应该做些什么,并采取具体行动,同时也希望本书的刊行能够成为其契机另外,不仅是科学家,希望更多的普通人也能阅读本书,对在确保核能安全方面所采取的措施有一些了解,并在核能问题上做一个参考2016年1月20日防止核电站发生严重事故研讨会编辑委员会4谢辞本次研讨会是在(一财)新技术振兴渡边纪念会的大力支持下,作为(一社)技术同友会活动的一环而开展的,在此对两个机构以及机构事务局的大力帮助表示诚挚的感谢另外,也对(公社)科学技术国际交流中心的事务局深表感谢此外,也借此机会向那些对相关活动提供了众多意见的外部专家们深表感谢5防止核电站发生严重事故研讨会委员(2013年4月‐至今)(委员)斋藤伸三(主任)原原子能委员会代理委员长原日本原子能研究所理事长等杉山宪一郎北海道大学名誉教授(原原子能安全委员会专门审查会审查委员)中原丰株)三菱综合研究所常务顾问成合英树筑波大学名誉教授(原原子能安全基盘机构理事长)宫崎庆次大阪大学名誉教授(原综合能源调查会原子炉安全小委员会委员)宫野广法政大学大学院设计工学研究科客座教授(原日本保全学会副会长)(召集人)阿部博之国研)科学技术振兴机构顾问(原东北大学校长原综合科学技术会议议员)(支援专家)村松健东京都市大学工学部原子能安全工学科特聘教授松本昌昭株)三菱综合研究所科学·安全政策研究本部原子能事业集团主任研究员(观察员)松浦祥次郎一社)原子能安全推进协会代表(原原子能安全委员会委员长)石田宽人一社)技术同友会代表干事冲村宪树国研)科学技术振兴机构顾问干场静夫原东京大学大学院工学系研究科特聘教授6前言防止核电站发生严重事故研讨会召集人防止核电站发生严重事故研讨会编辑委员会顾问阿部博之2011年3月11日发生的里氏9级大地震以及伴随而来的大海啸袭击了东日本地区,致使东京电力福岛第一核电站发生了大量放射性物质泄漏的史无前例的严重事故(重大事故)进入2012年,针对福岛第一核电站的事故调查报告书相继刊发具有代表性的有东京电力的报告书和所谓的民间国会政府三方面的事故调查报告书在这些之中,东京电力的报告书或许由于其针对本公司的责任追究应对艰难的缘故,对事故原因的挖掘很有限与之相对应,其他三部事故报告书,除了对已经通过新闻报道公之于众的事实关系重新进行确认,还披露了很多新的事实当然,对于受灾的核反应堆内部还不能直接进行观察鉴于此,对于事故原因的详细情况并未得到充分明确的了解那么,我们就要对今后的日本进行考虑有说法指出,在南海海沟将发生与"3.
11"同等规模的里氏9级大地震,以及随之而来的大海啸核电站大致可以分为三类,包括正在运行的停止运行的以及正在进行解体作业的(福岛第一核电站)但如果简单地认定,正在运行的核电站非常危险,而停止运行的核电站就很安全,这也不正确另外,即便日本把所有的核电站都废除掉,包含邻国在内的世界很多国家拥有着相当数量的运行中的核电站,此外还有一些核电站正在建设之中对以防止发生严重事故为主题的研讨和对确保核电站安全的建议,也可以说是引发了福岛第一核电站事故的日本的责任吧像福岛第一核电站这样的严重事故,今后怎样才能防患于未然呢同时需要什么样的对策呢对此,首先需要极尽全力地进行科学性的技术性的讨论前面所述的三部事故报告书,在这方面做得并不充分,因此我们的努力可以成为一种补充现如今,虽说对核反应堆内部的受灾情况的把握有限,但是如果把焦点聚集在对冷却功能的维持等方面,防止严重事故的再次发生,我们认为这样的讨论是可行的如果考虑到核电至少首先是一种科学技术的成果的话,对于科学家技术人员以及与之有关的推动者和安全维护人员,有责任将这次严重事故的原因搞清楚在他们之中,有很多人对事故的反省有着强烈的责任感,还有人考虑为了今后的核能安全而贡献一生本研讨会的委员就是由这样的一群科学家和技术人员组成其中,即便是偶尔出现为自己辩解的情形,也会明显有悖于科学家技术人员的伦理,笔者相信本研讨会的委员对此有着充分的认识在此,再次赘述科学家的责任以前,在日本的核能安全方面广为流传着"绝对安全"的安全神话这在科学领域是一种不存在的概念,因此也是极度危险的各国以世界上发生的大小不等的核事故为教训,为了提高安全性而采取了各种各样的对策但是,如果像日本这样认为是"绝对安全"的话,那么为了堵住各种漏洞而采取相应对策将会变得十分困难,而且为以防万一而开展演练也将成为不可能因此,容忍并甘心接受像"绝对安全"这种安全神话存在的日本科学家,他们的责任很大在这方面,不仅是核能方面的专家,与该领域相关的科学家都有责任作为一项科学技术成果,其也是有安全风险的而针对这种风险,科学地面对,全方位系统性地降低风险,才是防止严重事故发生的正确途径在对发生于福岛第一核电站的严重事故进行探究和对策研究的基础之上,还有必要对其重新构筑科学的安全设计和管理方面的基本认识,并且这也是亟待解决的事情本书由2个分册构成"对核能政策的建议"(第一分册)是以"国家核能界应该做些什么"为题,内容为"防止核电站发生严重事故研讨会报告书"报告书则是以重建能经受得住世界评价的核电站安全工程为目标在此,笔者将从一名非核能专家的角度对报告书的主要部分进行细致地介绍人造物一般都是有风险的风险是一种潜在的危险,有人将"事故发生的概率"和"事故发生时的受害程度"相乘来表现其危险性核电站的安全基础从承认有风险开始,风险为零是不可能的,然而通7过努力可以将之变小针对风险的评估,最重要之处在于防范意外情形以下分各条列出:a.
安全数值目标的设定有一个范围在建设发电站时,在考虑环境条件之外还要考虑地震以及海啸等外力影响这些条件和外力可以依据各种数据进行科学预测,这些数据不能用一个数值来表示,由于具有不确定性(非确定性),所以要有一个范围不仅限于外力,人造物的强度也具有不确定性当然,人们一直期待通过对可信数据的积累,将不确定性的范围缩小但是,这个范围仍然存在这个范围是带来风险的巨大因素b.
即便是外力超过了预想的数值,也要为了使之不至于发生严重事故而去设计建设运营(运转/停止)c.
关于可以容忍多大的风险存在,需要与国民达成能够接受的共识在此基础上,再设定具体的安全目标d.
尽管具备了前面所述的风险管理,仍然需要考虑在大幅超过预想的外力作用下,或者意料之外的人为因素的发生——这种概率极低的情形即便如此,也要一直持续地防止严重事故的发生,在硬件和软件做好两手准备另外,为了应对那种概率极低的意外发生而要进行不间断的演练也就是说,报告书的目标在于介绍防止核电站严重事故发生的各种想法报告书发表一年后的2014年3月,来自原子能学会的《福岛第一核电站事故的全貌和面向未来的建议——学会事故调查最终报告书》出版发行在其在上面提到的报告书类似的防止严重事故发生的记录/建议随处可见,可以说要讨论的地方比比皆是但很遗憾,不得不说对事故根本原因的分析仍然很不充分然而,考虑到原子能学会的会员中包含了形形色色的利害关系人,可以看出他们在其中也做了一些小动作综上所述,在核能的安全方面对风险的认识不可欠缺,那么可以容忍多大程度的风险存在呢不仅是科学家/专家,也需要在广大居民自治政府政治家媒体等方面的相关人士之间取得共识但是,对有一定风险的安全的理解实际上也不是一件容易的事情特别是习惯了绝对安全的日本民众,在绝对安全被否定的现如今,对风险的理解需要付诸努力向这个课题发起挑战的,就是以"共同考虑包括防灾在内的核能安全"为题的第二分册希望大家将之与第一分册("报告书")合并阅读8目录发刊词前言主旨―11卷首语―42日本的严重事故对策是如何实施的――――――621TMI事故切尔诺贝利事故发生后,原子能安全委员会对事故的研究以及决定622根据原子能安全委员会的决定,通商产业省以及企业方面的应对723遗漏的问题有哪些123东京电力福岛第一核电站事故的进展与待解课题―1431对地动的应对1432对海啸的应对和之后的影响1533对超出设计基准的事态的应对1634所有电源失灵及其影响1835氢爆的发生及其影响1936为何没能防止严重事故的发生194关于核能安全的基本考虑方式―2141核能安全的目的和基本原则2142深层防护的考虑方式2143设计基准事项和设计基准以及超越该事态的应对的基本考虑方式2744运转成套设备的应对/反馈315让核能安全真正安全起来―3351从技术导入开始转换思维和对安全本质进行探究3352摆脱"安全神话"与构筑围绕风险展开交流的基础3453作为科学家·技术人员的作用和责任396防止发生严重事故的应对举措―4061灵活运用风险信息4062对严重事故的应对4163领导力和任务的分担责任的明确化以及协同合作427在预防严重事故方面应考虑的具体事项―――4471针对应该设想事项的风险评估4472诱发严重事故发生的内部事项4473诱发严重事故发生的外部事项448对策的具体事例―4681反映东京电力福岛第一核电站事故教训的突发事故管理4782事故教训对其他设备的启示4783安全余量的考察与过滤排放对策4984各国事例5185原子能安全·保安院的对策对海啸以外情况的可用性及今后的课题5299建议―5410结语―57参照参考文献58用语说明等59参考资料1东京电力福岛第一核电站事故相关的主要文献报告682福岛第一核电站事故相关文献信息综合网站711主旨(背景)作为核能发电的基础产生巨大能量的核裂变反应为人类带来了极为便利及富足的生活另一方面,核能发电的风险又有哪些呢那就是伴随着核裂变反应,而产生核裂变生成物核裂变生成物的大约90%是放射性物质,即便是阻止核裂变反应,与各种元素的半衰期相对应,其衰变时会产生大量的热能(衰变热能),如果不能将这种热能彻底根除,就会导致封存核燃料与核裂变生成物所用的燃料包壳出现破损,最坏的情形可能还会向周围环境泄漏放射能东京电力福岛第一核电站事故再一次让人们认识到巨大的"放射能风险"东京电力福岛第一核电站事故之所以发生,是由于与核能发电有关的所有的利益关系人尽管知道安全是最优先问题,但是各自在发挥作用时的责任心却很淡薄,并未触及到"核能安全"的本质,这其中,与核能发电相关的企业(电力公司)中央政府设备厂家自不待言,就连学术界地方自治政府等也是如此,这是第一个主要原因站在反省的立场上,必须对事态进行调查分析评估,充分运用到今后的应对上在此基础上,再进行东京电力福岛第一核电站的善后处理以及再次构筑核能发电的安全保障理念和目标,使安全第一的文化扎根,必须以此为基础构建运营体制和架构,并与国际社会通力合作,这才是以这次大灾难为教训的日本所担负的责任所在(事故的要点)2011年3月11日,伴随着位于日本东北地区太平洋海域的里氏9级(M9)大地震的发生,引发了一次被称为千年一遇的大海啸,位于东日本太平洋沿岸的核电站都受到波及,只是受灾程度略有不同其中,源于多次地震引发的多次海啸产生的叠加效应,致使大大超过预想高度的超过15米高的大海啸袭击了东京电力福岛第一核电站,所有的电源冷却系统的机器设备都丧失了机能针对东京电力福岛第一核电站内10米高的厂区,袭来的海水却有15.
5米高,造成很多设备被损坏,被水淹没后丧失机能,从全交流电源丧失机能开始,水泵等冷却设备和直流电源相继丧失机能,最终导致热阱(heatsink)失去散热功能,无法消除核反应堆核燃料衰变产生的热能,进而导致核燃料受到损害,发生熔融1号机组随后发生的氢爆又延迟了其他机组应对突发事件的管理功能,造成2号3号机组陷入不能及时消除衰变热的危险事态,结果导致很多的放射性物质泄漏,进入大气和海洋之中(为了不让严重事故再次发生)第一,再次构筑起致力于核能安全的基本理念和目标(例如,参考《关于核能安全的基本考虑方式—第1编核能安全的目标和基本原则》(日本原子能学会)等),所有的利益关系人共同参与,重要的是各方要承担起各自的责任第二,针对防止发生超出原有设计基准的事故,或者万一发生了类似事故后,如何缓和局势,需要建立起全新的考虑方式,并采取与之相应的对策,确立能够确保系统安全的组织结构,使之适用于成套设备的运转对于超出设计基准的事态(是指严重事故或者重大事故发生的事态,处理这类事态的行动则称为突发事故的管理),则被要求在构筑应对事故形势的各种进展状况的突发事故管理计划的同时,不断针对新的建议进行切实可行的应对第三,在应对突发事故的管理方面,要对到几点恢复哪方面的功能才可以防止严重事故的发生,或者可以缓和紧张形势等进行评估,其程序提醒很重要,为此,希望导入要考虑整体上必须要恢复的功能这一概念另外,为了确保复杂化程序的实效性,还需要借助电子化手段的程序提醒及其操作指南第四,遇到超出设计基准的事故时,关于如何控制紧急事态,需要指挥者运营人员等有较高能力基本的教育演练是最根本的,此外还需要培养安全第一的安全文化氛围人才交流的活性化资格制度的强化等通过这次事故的教训,比如还需要考虑设立专门职位等措施,针对每套设备经常性地考虑如何防止严重事故的发生等同时,为了配备需要拥有较高能力资质的专业职位设备运转人员,考虑到核电站整套设备的复杂性风险性,导入可以担负重大责任的高级岗位资格制度,给予与责任相应的待遇,扩充相应结构,与此同时,明确各自的责任第五,监管机构则需要对企业实施突发事故管理工作,对其实效性从硬件和软件两方面,进行监管检查,查看是否有疏漏此外,企业管理机构自身或双方针对突发事故的管理,需要经常对其重新审视,努力进行改善2(建议)关于现有核电站的运营,以东京电力福岛第一核电站事故所带来的影响为鉴,针对超出设计基准事故并将明显损毁核燃料的严重事故对策,继续采取措施,这些努力也不可或缺因此,为应对大型地震·海啸的袭击,需要切实可行的对策,同时包括针对其他原因造成的严重事故的对策在内,要考虑各处发电站的设计施工等条件,要逐步进行充实完备另外,重要的是针对这些应对举措不要犹豫,需要迅速作出判断和决定而且,不管采取何种对策,与其他产业一样,核电站也没有绝对的安全,风险始终存在上述对策只是将风险最小化,核电站带来便利的同时,为获得国民的理解而积极进行沟通也很重要建议1:不管任何自然灾害人为事故,都不能以"超出预料"来搪塞为了确保核能安全,重要的是应该努力消除"超出预料"建议2:确立核能安全的确保体系,不要将用于运营的安全审查方针·基准种类当成既有概念,而是要对其重新审视,并将之提高至世界级的高水平上建议3:所有的核能相关人员在各自所起的作用方面要认识到自己的责任,要以确保核能安全为第一要务而开展工作特别是,监管机构需要广泛听取专家意见,防止严重事故的发生,同时要在万一情况发生后降低其所带来的影响,并制定相关的根本原则企业经营方要努力将这些为了防止严重事故发生的对策具体化,要时常心怀紧张感,并有效地去实施推行建议4:政府以及企业经营方要分别或者协同合作,另外再以核能专家等科学家技术人员相关的学会等为轴心,就核能发电问题与国民进行危机交流,并围绕核能发电的便利性和风险性,与广大民众达成共识3以下是作为具体对策做出的建议建议5:监管机构要将防止和缓和严重事故发生的对策企划以及检查列入监察范围内在研究这些对策时,不能将所有因内在事项(包括人员的失误等)自然现象人为情况等原因而引发的严重事故排除在外,监管机构需联合专家和企业经营方,为了防止严重事故的发生和减小严重事故的影响,要设想包含灵活运用各种各样设备等方式的对应措施,构建具有实效性的方法策略(事故管理)建议6:防止和减小严重事故的安全确保机能,是要考虑确保排除具有共通性原因故障的高可靠性,以及为确保该高可靠性而确保由于位置分散所带来的独立性安全机能的多样性等建议7:作为突发事故管理的具体策略事例,万一出现常设设备不能对应的事态发生,可灵活对应为此,装备可移动设备移动式设备(安装在车辆上的设备),使接口具备多样性等,具备可应对任何事态的能力建议8:企业经营者对于核电站要熟知核能发电系统,发生事故时要能准确掌握或者推测出核反应堆的情况,做出合适的判断,设立可以指挥进行恰当作业的突发事故管理专门岗位建议9:企业经营者要在现场逐项确认并制作突发事故管理流程书,进而以此为基础,对从业人员进行所有环境下的教育和演练建议10:监管机构要根据上述内容检查并监视是否有遗漏而企业经营者监管机构要各自或携手努力,时常进行必要的调整,努力改善突发事故的管理工作41卷首语2011年3月11日,在东日本的太平洋海域地区发生了最大的里氏9级(M9)大地震,致使北面从三陆海域南至铫子海域的全长450公里纵深200公里范围的地壳发生了60‐70米的移动,并引发史上未曾有过的大海啸,它袭击了东日本地区,致使许多发电站被淹东京电力福岛第一核电站也受到了高达15米的海啸袭击,致使核反应堆中的核燃料不能被冷却,导致大量的放射性物质向核电站厂区周围扩散,最终引发了未曾有过的核电站事故伴随着地震的发生,建设于东日本太平洋沿岸地区的正在运转的12座核电机组的所有控制棒被全部自动插入,并确认进入了停止模式在东京电力福岛第一核电站的23号机组东北电力女川核电站123号机组中,部分地震波引起的地动虽然超出了基准值,但是并未发现异常或损伤不过,海啸的高度对女川核电站福岛第一核电站东京电力福岛第二核电站日本核电东海第二核电站等所有核电站来说,不仅超出了设定许可值,也刷新了历史最高值在这场灾难中,女川核电站受到了13米高的大海啸袭击,由于核电站位于14.
8米(地基下沉后为13.
8米)高处,仅靠微弱的高度差才得以幸免于难而在东海第二核电站,由于刚刚采取了针对海啸的应对举措,将冷却设备的防水墙主体工程完成,因此才维持住了设备功能,核反应堆顺利地进入冷却停止状态在福岛第二核电站,海啸虽然只有8米左右的高度,比12米的地基还低,但是被倒灌进入的海水却高达14.
5米,包括余热去除设备在内的很多设备被破坏所幸,作为应对严重事故举措的临时电源以及临时海水泵等发挥了一定的作用,使众多设备保持在冷却停止状态关于对东京电力福岛第一核电站的事故调查,在政府和民间等实施的各项事故调查委员会的调查结果中,将摘出作为论点的部分内容简述如下东京电力福岛核电站事故调查委员会(国会事故调查委)关于东京电力福岛核电站事故调查·检证委员会(政府事故调查委)福岛核电站事故独立检证委员会(民间事故调查委)声称,查明详细的事故原因尚存疑点,因此表示需要继续进行调查,同时在2012年7月23日前分别制作了一份报告书【参123】在各自的报告书中,尽管论点的立论方式不同,但通过现场调查从相关人士处听取汇报等举措,基本上将其认定为是一次重大事故(与"严重事故"含义相同,以前国内都使用"重大事故"其中,原子能规制委员会设置法中为"重大事故"),尤其是一次由内部事项引发的严重事故同时指出了核电站针对地震海啸发生的事前应对对策和针对全交流电源丧失的后果认识不足等问题因此报告指出:作为事故发生后的应对措施,核电站内的事故对应官邸·监管机构紧急事态应急对策基地设施东京电力总部等对危机处理的手段很不充分,指挥命令系统极其混乱在核电站内的事故应对方面,特别是对1号机组的应急用冷凝器(IC)的灵活利用显得理解不足,以及演练不充分是导致出现核反应堆熔融的最大原因另外,没有迅速关闭安全壳通风口也致使事态彻底恶化,导致氢气发生爆炸不过,国会事故调查委表示,地震造成了冷却水管道的有小规模破裂,没有使用应急用冷凝器(IC)是合理判断但是,这一点在其他机构的调查中没有体现在核能安全·保安院等的事后详细分析评估中,否定了冷却水管道有小规模的破裂另外,报告指出关于2号机组,核反应堆隔离冷却系统(RCIC)制动的3天中,替代冷却手段的准备没有任何进展;在3号机组,确保高压冷却剂注入系统(HPCI)的替代冷却手段等没有启动,而是停止状态此外,核能紧急事态发生时,上述相关职能部门的对应混乱也不全面,让周围居民避难的指令不彻底等原因虽然有所提及,但大部分被省略在此,围绕防止发生大范围的严重事故,将对具体到何种程度的建议整理如下国会事故调查委指出,相关部门此前只是将严重事故对策的对象限定于内部事项(运营上的过失等),而外部事项(地震海啸等)人为事项(恐怖袭击等)都被排除在对象范围外,并举例指出,没有考虑到长时间的全交流电源丧失,这就是问题点之一另外,未将严重事故对策列入监管对象范围内,企业经营者的自发对策显然缺乏实效性监管机构表示,关于核电站的深层防护,5层中只做了3层,在必要的举措上出现了懈怠并且,(核电站)尽管知道9.
11恐怖袭击事件后,美国引入了针对全电源丧失的器材备份以及演练等作为义务的体制(B.
5.
b),但是在日本的管理中并未反应出来,这也是问题点之一但是,国会事故调查委并没有广泛提炼严重事故的教训,也未就面向未来讨论明确的对策在建议6原子能法规定的修订方面仅有如下描述:"原子能法规定要求,要将国内外事故的教训世界各国的安全基准的5动向以及最新的技术性见识等反映出来,监察机构要将这些不断且迅速地进行修订作为义务,构筑起监视职责履行的制度"政府事故调查委与国会事故调查委一样,指出了包括外部事项在内的重大事故对策的重要性而且,在建议方面,也指出了:1.
在主要问题点的分析中(4)的、将事故防范于未然的对策和事前的防灾对策的分析项方面,指出了综合性风险评估和重大事故对策的必要性关于综合性风险评估的必要性方面,则表述为"设施所在的自然环境各种各样,即便是发生频率不高的情况下,也需要将地震以及地震的衍生灾害之外的溢水·火山爆发·火灾等外部事项以及从最初开始就作为风险评估对象的内部事项都考虑进来,运营方要针对设施所在的自然环境特性进行综合性的风险评估,监管机构也有必要进行确认"另外,在综合性风险评估的基础上制定重大事故对策时,"为了今后也能确保核电设施的安全,有必要构建一套行之有效的重大事故对策,其中实施包括考虑外部原因在内的综合性安全评估体系测试设施在各种各样的内在事项和外在事项的各种特性下的脆弱性,并针对这些脆弱性,设想各种大幅超出设计基准致使反应堆受到重大损失的情形此外,关于这些对策的有效性,有必要用概率安全评估(PSA)等手法进行评估"虽然指出的这些内容很有道理,但政府事故调查委却没有就各种内容进行详细地讨论,而始终以运营方为主而实施,监管机构也只是表示将对其合理性进行确认民间事故调查委也认为针对重大事故的对策不全面,存在问题民间事故调查委指出,日本在针对重大事故的对策不能充分推进的背景下,对核能安全的监管仅仅停留在重视硬件方面的结构强度,将风险以定量的方式进行管理,这还比较落后并且,对于今后的发展方向也没有给出具体的建议另外,包括东京电力在内的多家机构,提交了多份观点迥异的事故调查分析报告【参考45】在此,可以将此前获得的情报和活动的轨迹进行多角度分析,从"为何会发生严重事故(重大事故)呢""为了不使同样的事故再次发生,需要采取怎样的措施呢"等观点进行研究,并汇总成建议考虑到日本国的狭小国土和地震·海啸多发的自然条件以及人口稠密的社会条件,为了防止严重事故发生,或者即便万一发生了严重事故辐射也不会对周边居民带来严重影响,相关方面提到了努力建设一个高度安全的核电站的必要性为了防止事故的再次发生,从失败的教训和成功的经验两方面学习都很重要另一方面,鉴于原子能规制委员正在制定新安全基准,首先将以防止严重事故发生的对策的研究和提案为主题,对防灾对策等的研究将放到第二分册进行论述在作为本书起因的"防止核电站发生严重事故研讨会"中的讨论内容,已于2013年1月23日汇总制作了中间报告书,在对外公开的同时,上报了原子能规制委员会另外,关于"新安全基准",原子能规制委员会于2013年2月7日至2月28日期间征集了公众意见,而本研讨会在汇总了意见后于2月6日向原子能规制委员会进行了说明此外,上述的中间报告书的要点也以《为了不让核电站再次发生严重事故,针对核电站严重事故防止对策的建议》为题,刊载于2013年5月号(第55卷第5号)上另外,文中出现了很多对于核能不熟悉的读者来说显得很陌生的专业用语,因此我们在文末附上了这些专业用语的说明62日本的严重事故对策是如何实施的2·1TMI事故切尔诺贝利事故发生后,原子能安全委员会对事故的研究以及决定重大事故(严重事故)这样的用语在TMI事故发生后开始使用,在国际上虽然也有几种定义,如果依据OECD/NEA的定义,"所谓重大事故(SevereAccident),是指发生大幅超出设计基准的情形,用预定的安全设计评估手段难以有效地冷却反应堆堆芯或者不能控制反应堆的运行状态,其结果是给反应堆堆芯带来重大损伤"重大事故的严重程度,可根据损害程度和安全壳毁损程度来确定而这里的所谓设计基准事项,被定义为"有可能导致反应堆设施出现异常状态的事项之中,作为反应堆设施的安全设计与对其评估时必须考虑的事项被抽选出来的事项"伴随着TMI事故(1979年)切尔诺贝利事故(1986年)的发生,原子能安全委员会分别设置了事故调查特别委员会,探查事故原因和让日本国内企业吸取教训一方面,TMI事故发生后,共通问题恳谈会下设置了贮存容器研究工作组氢气对策工作组前一工作组以美国欧洲相关动向为基础,以发电用轻水型核反应堆设施为对象考察国际上的研讨情况,整理获得此前的安全研究结果后对重大事故现象的见解,以概率安全评估(PSA)为基础,以日本的代表性设施为对象,确认其针对重大事故的安全裕度,并将其结果报告了共通问题恳谈会(参考第2‐1图)原子能安全委员会于1992年3月5日,从核反应堆安全基准专业部门会议共通问题恳谈会(以下简称"恳谈会")那里收到了一份"作为重大事故对策的突发事故管理研究报告书—以安全壳对策为主"(以下简称"报告书")【参考6】近年来针对重大事故的防止扩大对策以及发生重大事故后降低其影响的对策(以下将突发事故管理简称为AM)是进一步提高发电用轻水型核反应堆设施安全性方面非常重要的认识此外,作为突发事件管理的一部分,鉴于海外各国开始采取安全壳对策,日本也就应7该采取何种对策进行了研究作为原子能安全委员会,已经决定将报告书内容的研究结果按照下述方针进行应对另外,还希望核反应堆安装方以及行政厅方面,将按照同一方针作出进一步的努力其内容如下所示在现行的安全制度下,日本的核反应堆设施的安全性将在设计建设运转的各阶段,充分确保1)防止异常的发生2)防止异常情况进一步扩大以及向事故的演变以及3)防止放射性物质的异常泄漏等,以所谓多重防护(深层防护)的思想为基础,实行严格的安全确保对策通过这些对策,在理论上使得重大事故发生的可能性微乎其微,低到在现实中认为其不会发生那样的程度,并能够判断出核反应堆设施的风险也非常低对突发事故管理的加强,则是定位于将这种低风险进一步降低因此,原子能安全委员会要求核反应堆安装方自主配备有效的突发事故管理,并曾考虑对在万一出现情况时能够有效实施相应的对策的情况大加奖励关于日本的应对措施如第2‐2图所示2.
2根据原子能安全委员会的决定,通商产业省以及企业方的应对在接到原子能安全委员会的决定后,由于当时没有要求采取加强监管的举措,通商产业省于1992年7月要求电力企业根据一贯实施的自主安保措施,进一步加强对突发事故的管理而且,当时的原子能安全监管由经济产业省原子能安全·保安院管辖根据该要求,东京电力株式会社也以福岛第一核电站相关的核电站运转设备运转过程中发生故障的异常事项(内部事项)为对象,对所有设备实施了概率安全评估(PSA)基于由该PSA得出的结论和重大事故发生时的事项相关结论,以进一步提升核电站安全为目的,东京电力株式会社进一步整理了突发事故处理方针,并于1994年3月向通商产业省提交了"突发事故管理研究报告书"其后,在完成从"突发事故管理研究报告书"中摘出的突发事故管理策略的整理实施体制流程手册及运用于教育等的材料的整理后,于2002年5月将整理内容作为"突发事故管理整理报告书"提交给了经济产业省(原通商产业省)【参考8】整理完毕的突发事故管理方案适当地降低堆芯损伤频率和贮存容器破损频率,可以作为有效提高核电站安全性的措施而被定量地确认整理完毕的报告书针对现有核电站逐个提出,东京电力福岛第一核电站相关具体内容的概要如下892.
2.
1突发事故管理对策的完善福岛第一核电站核1号机组为电力输出460MW的BWR‐3型,2‐5号机组为电力输出784MW的BWR‐4型,6号机组为电力输出1100MW的BWR‐5型的核反应堆设施完善后的突发事故管理对策分为"核反应堆停止功能""向核反应堆及安全壳注水功能""安全壳降温功能"及"安全功能的辅助功能"4种功能完善后的突发事故处理对策与一直以来使用的突发事故管理对策合起来显示在表2‐1‐表2‐3中【参考8】第2-1表完善后的突发事故管理对策一览(1号炉)功能本次(1994年3月后)完善的突发事故管理对策以往实施的事故管理对策停止核反应堆功能交叉反应性控制系统(RPT及ARI)手动急停手动操作控制水位及注入硼酸水向核反应堆及安全壳注水功能交叉注水方式(通过再生水补给水系统、排水系统泵向反应堆、安全壳注水的方式)手动启动ECCS等核反应堆的手动减压及低压注水操作交叉注水方式(给水及再生水补给系统与控制棒驱动水压系统向核反应堆注水;通过海水水流泵向核反应堆、安全壳注水)安全壳降温功能安全壳的冷却方式-利用干井冷却器、反应堆冷却系统交替冷却-恢复残留热量去除系统的故障机器-抗压强化通风管安全壳的冷却方式-手动启动安全壳冷却系统-通过惰性气体处理系统、紧急气体处理系的通风管安全功能的辅助功能电力供给方式-电力畅通(与连接设备保持480v畅通电力)-紧急用内燃发电机故障机器的恢复-紧急用内燃发电机特定使用电力供给方式-修复外部电源及手动启动紧急用内燃发动机-电力畅通(与连接设备保持6.
9kV畅通电力)10第2-2表完善后的突发事故管理对策一览(2号炉~5号炉)功能本次(1994年3月后)完善的突发事故管理对策以往实施的事故管理对策停止核反应堆功能交叉反应性控制系统(RPT及ARI)手动急停手动操作控制水位及注入硼酸水向核反应堆及安全壳注水功能交叉注水方式(通过再生水补给水系统、排水系统泵向反应堆、安全壳注水的方式以及通过自安全壳冷却系统经由停止状态冷却系统向反应堆注水的方式)手动启动ECCS等核反应堆的手动减压及低压注水操作交叉注水方式(给水及再生水补给系统与控制棒驱动水压系统向核反应堆注水)安全壳降温功能安全壳的冷却方式-利用干井冷却器、反应堆冷却系统交替冷却-修复残留热量去除系统的故障机器-抗压强化通风管安全壳的冷却方式-手动启动安全壳冷却系统-通过惰性气体处理系统、紧急气体处理系的通风管安全功能的辅助功能电力供给方式-电力畅通(与连接设备保持480v畅通电力)-紧急用内燃发电机故障机器的修复-紧急用内燃发电机特定使用电力供给方式-修复外部电源及手动启动紧急用内燃发动机-电力畅通(与连接设备保持6.
9kV畅通电力)第2-3表完善后的突发事故管理对策一览(6号炉)功能本次(1994年3月后)完善的突发事故管理对策以往实施的事故管理对策停止核反应堆功能交叉反应性控制系统(RPT及ARI)手动急停手动操作控制水位及注入硼酸水向核反应堆及安全壳注水功能交叉注水方式(通过再生水补给水系统、排水系统泵向反应堆、安全壳注水的方式)降低反应堆压力的自动化手动启动ECCS等核反应堆的手动减压及低压注水操作交叉注水方式(给水及再生水补给系统与控制棒驱动水压系统向核反应堆注水;通过海水水流泵向核反应堆、安全壳注水)安全壳降温功能安全壳的冷却方式-利用干井冷却器、反应堆冷却系统交替冷却-修复残留热量去除系统的故障机器-抗压强化通风管安全壳的冷却方式-手动启动安全壳冷却系统-通过惰性气体处理系统、紧急气体处理系的通风管安全功能的辅助功能电力供给方式-电力畅通(与连接设备保持480v畅通电力,与高压炉心喷射系统专用内燃发动机保持6.
9kV的畅通电力)-紧急用内燃发电机故障机器的修复-紧急用内燃发电机特定使用电力供给方式-修复外部电源及手动启动紧急用内燃发动机-电力畅通(与连接设备保持6.
9kV畅通电力)11(1)1号机组(BWR‐3)①核反应堆停止功能相关的突发事故管理对策除了通过手动急停及水位控制进行输出控制及硼酸水注入之外,还配备再循环泵跳闸(RPT),及完善替代控制棒的插入(ARI)②向核反应堆及安全壳注水功能相关的突发事故管理对策为了应对应急堆芯冷却系统(ECCS)等无法自动启动的情形,借由供排水冷凝系统和控制棒驱动水压系统等进行的注水操作手动进行的ECCS等的启动操作和核反应堆的手动减压及低压注水操作,之外变更管道的连接,以便能够借助堆芯喷淋系统从冷凝补给系统和消防系统向核反应堆注水,同时使得能够通过安全壳冷却系统向安全壳喷淋,通过喷淋产生蒸汽并使其凝结,提高pedestal(核反应堆压力容器下部空间)的所谓debris冷却这种针对安全壳的注水功能③与安全壳的降温功能相关的突发事故管理对策为了应对安全壳冷却系统启动失败安全壳压力上升,在惰性气体系统应急气体处理系统的通风口之外,设置了抗压强化通风口④安全功能的支持功能相关的突发事故管理对策完善了电源的冗余措施应急柴油发电机的恢复步骤,实现应急柴油发电机的专用化(2)2‐5号机组(BWR‐4)①与核反应堆停止功能相关的突发事故管理对策与1号反应堆相同②向核反应堆及安全壳注水功能的相关突发事故管理对策完善了替代注水方式及核反应堆的自动减压i替代注水方式基本概念与1号机组相同ii核反应堆自动减压核反应堆发出低水位信号后,泄压安全阀对核反应堆进行自动减压,可以通过低压ECCS等方式使向堆芯的注水成为可能③与安全壳降温功能相关的突发事故管理对策基本与1号机组相同④与安全功能的支持功能相关的突发事故管理对策基本与1号机组相同(3)6号机组(BWR-5)①与核反应堆停止功能相关的突发事故管理对策基本上与其他机组相同122.
2.
2完善突发事故管理的实施体制需要进行突发事故管理时,需要收集分析评估设备参数等各种信息,掌握设备状态,综合讨论判断应实施的突发事故管理对策为此,有必要明确实施突发事故管理的组织,以及责任分担及决策者等,建立起发电站全力应对的实施体制并且,当发生重大事故时,视情况加强与政府等外部机构的联络,共享信息,提供建议对于实施组织,能够集中掌握并应对信息的组织十分必要进而,为使实施组织能有效活动,准备实施组织使用的设施的同时,除了确保该设施的操作资料和通信联络设备之外,还有必要确保反应设备状态的设备参数显示装置等必要的资料、设备及材料在此基础上,再研究讨论并完善可以切实进行突发事故管理的有实效的体制(1)完善突发事故管理实施组织①突发事故管理实施组织②实施组织的责任分担及决策③召集重要人士(2)完善设施设备①完善支援组织使用的设施资料设备材料②测量设备的利用可能性③通信联络等(3)完善用于突发事故管理的操作文件4)实施突发事故管理相关的教育2.
3遗漏的问题有哪些如上所述,经营者推进的突发事故管理是可能由内部事项导致的重大事故,未考虑到外部事项,特别是地震导致的外部电源失灵海啸导致的涡轮机室浸水应急柴油发电机及蓄电池的遇水导致无法使用的情况,以及伴随产生的设备级别的共同原因故障及其对策虽然有"不论事故的起因,根据观察到的设备的事故表现进行操作"的项目,此时也未预想到全部电源会同时失灵原本,就全交流电源失灵存在一些问题,安全设计审查方针中认为:与世界相比,日本的停电频率较低,停电后短时间也可以恢复,并且柴油发电机极少会启动失败,因而未制定恶劣条件下的应对措施即核反应堆设施事故·故障分析评估讨论会交流电源失灵情况研究WG报告书(一九九三年)中,日本的外部电源失灵约为0.
01/年,比美国低一位数,恢复所需时间在30分钟以内(美国的中央值为30分钟),并且应急柴油发电机的启动失败概率为6*10-4/每次要求,比美国低两位数,以上都可以佐证前述论点,但若考虑大地震海啸及其他恶劣条件,则这些就无法成为依据安全设计审查方针27中"应对电源失灵的设计"明确说明"关于全交流动力电源长时间失灵,因为可以修复送电线或应急交流电源设备,所以无需多做考虑",经营者与监管机构都没有考虑到与本次事态这样的长时间电源失灵的情况2.
3.
1经营者的应对措施(1)堆芯冷却1号机组中,操作员没有利用应急冷凝器(IC)来防止重大意外事故的意识这便是一切的起因1号机组的堆芯熔融氢爆导致高浓度放射性残渣四散,不可否认,这会影响23号机组的堆芯熔融防止作业(2)全交流电源失灵①PSA中,若考虑电源冗余设置外部电源或应急柴油发电机的修复,虽发生重大事故的概率非常低,但事态并未按预想情况发展并且共同原因故障的发生频率极低,所以未考虑应对措施②虽然将电源车运入现场应对处理,但需要时间,所以未能充分利用③确保替代直流电源(临时蓄电池等)也需要时间(3)安全壳通风管自动启动阀的操作中,需要设置临时蓄电池及临时空气压缩机,通风管设置被延迟(4)替代注水(核反应堆压力容器减压替代注水流水线)13①作为突发事故管理,此前完善了核反应堆减压操作与之后包括利用消防系统水泵在内的替代设备用设备但是,泄压安全阀(自动)的操作较为困难,减压需要时间②作为替代注水方式,虽试过通过基地的消防车注水,但核反应堆的输出压力比消防车水泵的压力高,所以也出现过无法向核反应堆注水的事例此外,完全未预想过氢气从安全壳泄漏核反应堆建筑发生氢爆的情况2.
3.
2管控机构的应对措施原子能安全保安院(经济产业省)站在评估监察指导经营者的突发事故管理的妥当性的立场,有义务将结果向原子能安全委员会汇报虽然原子能安全保安院向原子能安全委员会进行了汇报并获得了形式上的通过,但是否认真详细地进行了研究尚且存疑,并且未能继续对教育演练的实施情况进行监察并且,欧美各国不断采取了重大事故对策,美国BWR的MarkI型安全壳容积过小,在发生重大事故时采取了应对内压急速上升问题的对策,但日本的监管机构未付出足够努力研究和引入这些外国已经采用的动向与对策此外,在本次事故及其影响的应对措施中,政府(内阁)干涉过多,监管机构的应对措施支援活动也受到影响143东京电力福岛第一核电站事故的进展与待解课题在本次东北地区太平洋海域的地震与随之袭来的海啸中,首先地震对东日本太平洋沿岸的核电站设备并未带来太大问题,所有运转中的核电站均停止运转并进入了冷却模式但是,之后发生的海啸却远超设计预期,核电站没有充分考虑到发生超出设计标准的情况时应采取的应对措施,因此,不论哪种系统,最终都导致在共同因素(海啸现象)中使许多功能失灵其后果就是所有电源失灵继而冷却功能热阱接连失灵,最后导致燃料损伤(堆芯熔融)并且,诱发核反应堆中氢爆的同时,防止放射性物质泄漏的功能也随之失灵以上是东京电力福岛第一核电站事故原委的概要(参照第3‐1图)3.
1对地动的应对设计时衡量地动强度的地动标准以及对海啸最大强度的预想都基于该领域相关的学术界学会的讨论结果最后,在负责制定基准的专家相关人员有学识经验者和技术人员一致通过后,在此基础上制定标准并应用于评估中然而,实际上海啸最大强度明显远远超出预期这一场巨大海啸引发的地动规模也是远超出预想的地壳变动关于地动问题,实际上我们已经可以掌握已发生地震的强度地震中,太平洋沿岸运转中的12座核电设备的控制棒都已毫无问题地插入,并确认已进入停止运转模式东京电力福岛第一核电站的23号机组及东北电力女川核电站123号机组中,虽然部分地动已经超出其标准值,但未出现异常及损伤地动标准留出的富余空间,已经在中越海域地震中的东京电力柏崎刈羽核电站得到了充分证明不论是本次地震还是地点最近的女川核电站,其安全性都得到了充分印证毋庸置疑,福岛的任意一所核电站中,地震引发的造成安全问题的举动都没有在数据上体现出来并且,国会事故调查委虽然在数据上没有体现出是因为管道损伤而造成的问题,但其表示"也不是完全没有可能",政府事故调查委调查显示管道无损伤解析等评估结果也显示:原子能安全·保安院的意见听取会中未提出管道损伤问题【参考2910】但是,重点在于超出地动标准这一点过去,不论是女川核电站还是柏崎刈羽核电站,都有过多次超出地动标准的情形尽管如此,报告中显示设备安全性有保障,从未发生安全相关事故中越海域地震中,柏崎刈羽核电站受灾后,通过再次修改前一年已经修订过的抗震设计审查方针地动标准,提高了地动标准,对抗震性要求更加严格这反映了作为对日本全国核电站抗震性的回溯调查,实行了新标准下的安全性确认此时,当前应关注的问题是,对抗震性的评估仍通过与此前相同的加速度来应对,这是否妥当从损坏的角度来讲,提出了一个问题,即是否有比按速度评估的方法按能量评估的方法等更合适的方法这些问题尚未得到回答就发生了本次事故我们没有考虑过超出标准意味着什么,超出的话该如何应对在这里提出这一问题是因为,不论是本次地动也好,女川核电站事故也好,福岛第一核电站事故也好,均观测到了超出地动标准的地动这算是超出设计标准演而变成的重大意外事故有必15要做出相当重要的判断并再次反思,面对这种地动,我们应该将(核电站)设计标准到底定为多少本次东北地区太平洋海域地震远远超出地震专家的预测,涉及面积达到450㎞*200㎞的广大区域,震级达到里氏9级,东京电力福岛第一核电站所在的福岛县大熊町·双叶町震级超出6级地动最大加速度作为地震强度的基准,由设置在核反应堆建筑最底层的地震计记录得到,235号反应堆的数值分别为550507548伽(cm/s2),超出抗震评估用地动标准Ss预设的438441452伽的最大应答加速度在输入由地震计记录得到的地动数据进行模拟解析时,地震负荷对1‐3号机(运转中)与4‐6号机(停止中)在抗震安全方面非常重要的核反应堆停止堆芯冷却隔离放射性物质相关的系统机器管道构造等方面的影响,已被证明在抗震评估标准值(容许应力值等)以下且尚有充足的富余空间事故发生时,并未发现机组在地震后的运转数据出现安全异常,在过去的设备评估中,通过比较原有设计与实际设备发现抗震力尚有富余空间,推断东京电力福岛第一核电站的各机组都是如此,因而判断已经留出了防范地动的富余空间特别是作为在本次地震中出现的事项,以及在安全上必须考虑的重要安全问题,就是包括地震与海啸在内的那些复合灾害女川核电站事故中,地震时电源盘发生了火灾万幸未酿大祸,但有可能发生地震与火灾的复合灾害今后有必要对此进行讨论(关于活断层)在地动的评估中,尤其因为无法进行超出理学与工学范围的专门领域间的有效合作,所以评估难以推进海啸评估中也存在同样的问题,期望今后各学科各学会间可以加强信息交流与合作将地动的问题与最近的话题"活断层问题"联系来看,本次的地动为远地点发生的地动,并未出现与核电站直接相关的问题不过需要原子能规制委员会在制定新规定标准时,补充上建设核电站避开断层位置这一条下面是地动新规定标准的基本方针【基本要求事项】1核反应堆设施(以下简称"设施")整体需要保证较高的安全性,因此需满足以下基本设计方针一确认不存在在将来可能活跃的断层等的露头,具备重要安全功能的设施要建在这样的地基上二具备重要安全功能的设施,在配备期间可能使用但频率极低,其设计要保证可能对设施造成较大影响的地动(以下称"标准地动")所产生的地震力不会使设施的安全功能受到影响并且,从地震可能导致的安全功能失灵及随之而来的放射线等影响的角度考虑,视重要程度合理地进行周密的抗震设计三设施应建设在前述规定提到的可以充分承载地震力的地区四具备重要安全功能的设施,在配备期间可能使用但频率极低,其设计保证对设施造成较大影响的海啸(以下简称"标准海啸")不会使设施的安全功能受到影响2测定标准地动及标准海啸的调查中,在按目的选择调查方法的同时,要考虑调查方法的使用条件及精确性,以确保调查结果的可靠性与精确性第一,"确认不存在在将来可能活跃的断层等的露头,在这些地基上建设(核电站)",也就是说避免在"活断层"上建设核电站但是判断是否为"活断层"也存在困难,不同的专家会做出不同的判断,还可能引起没有结果的无意义争论并且,如果考虑到近年来断层的运动所引起的地基及其上建筑物的移动,或振动应答评估等近年来不断丰富的研究成果,"一对具备重要安全功能的设施进行地动评估时,要将可能活跃的断层等考虑在内无法进行准确评估时,不在可能出现的断层上建设核电站"如何留出恰当评估和判断的余地,也留待将来的技术发展来解决3.
2对海啸的应对和之后的影响一方面,应用于核电站设计的最大海啸强度预测,在学术界学会也进行过讨论以土木学会为核心,一直就评估技术进行研究讨论最终在吸收了最近的计算机技术等的新发展基础上对理论进行了重新构建但是,看到海啸越过岩手县田老町的防洪堤造成破坏的例子,才知道通过预测自然现象来预防灾害是如此之难许多自然灾害都是意料之外【参考11】实际上袭击了核电站的最大海啸规模远超预期这场巨大海啸引发的地动的规模引发了远超预16期的地壳变动,并且其复杂性和复合性在迄今为止的海啸评估中前所未有,所以远超预期最终核电站受灾,以致发生事故不论是哪座核电站,本次海啸强度都超出了其设计时的预期不过,部分核电站应对有余,没有使不利局面升级为事故不管是女川核电站福岛第一第二核电站,还是东海第二核电站等所有的核电站,海啸强度都超出了许可值,而且都刷新了历史记录女川核电站遭遇约13m高的巨大海啸,但核电站地基陷落1m仅高13.
8m,以微小的余量躲过一劫另外,东海第二核电站重新修订了标准海啸的高度,完成了作为应对海啸对策的冷却设备防水墙工程,维持了部分设备的功能,从而确保了核反应堆安全降温并停止运转福岛第二核电站海啸高达8m,虽然低于核电站12m的地基,但浸水高度达14.
5m,导致许多设备受损但是,突发事故管理奏效,设备直到低温停止之前仍保持运转福岛第一核电站遇到的海啸甚至超出了基于最近的见解修改后的海啸级别如此大的海啸无法预测,不可否认自然现象远远超出预想2011年1月11日,文科省地震调查研究推进本部长期评估会议预计,宫城县海域地震30年以内发生概率99%,震级M7.
5(滑动量16m)上下(若与靠近三陆海域南部海沟区域联动,M8.
0上下),若南海地震与东南海地震联动,预计会达到M8.
5上下事故发生前的2002年2月,日本土木学会发布的"核电站海啸评估技术"确定了国内标准的海啸评估方法,所有核电站都再次评估了通过该方法预测的最大规模地震所造成的海啸高度3月11日发生的岩手·宫城·福岛·茨城县海域联动地震达到M9.
0级(面积约为450km*200km,最大滑动量60‐70m),超出预期的大规模地震引发了大型海啸这次灾害足以匹敌869年(贞观11年)发生的大地震和大海啸,可以说是千年一遇的地震引发的大海啸这也说明,现在对地震海啸规模进行预先评估尚有困难因东京电力福岛第一核电站海域叠加的超出15m的海啸,事故发生之前建成的福岛第一核电站1‐6号反应堆的应急电源设备除以下设备之外均停止运转运转设备仅有涡轮机室地下的中层地下室,而非最底层地下室中的356号反应堆的125v直流电源与13m的最高地基建筑内的6号反应堆空冷式应急柴油发电机从事故中得来的重要教训是垂直方向位置略有差异便足以使功能得以保全因此,事故的根本原因可以说是将应急柴油发电机直流电源配电盘等应急电源设备设置在不防水的涡轮发电机室这一层,海啸导致这些设备无法工作,包括直流电源在内的全部电源失灵,从而酿成严重事故3.
3对超出设计基准的事态的应对言及对超出设计标准事态的应对措施,已有中越海域地震等地动5次超出标准地动的地震情况发生最终,2006年修订抗震设计审查方针时引入了"剩余风险"的观点,超出标准地动的情况有可能会发生,为了将其作为剩余风险而采取对策,为降低风险各核电站采取了各种各样的方法部分核电站充分考虑了采取对策后的得失,像滨冈12号机组一样在进行综合判断后选择废弃反应堆不再使用然而,应该如何看待本次海啸呢遗憾的是发生海啸时抗海啸设计尚不明确,对设计标准的应对也不甚明晰因此,并不能说超出设计标准的现象发生时采取了周全的设备应对措施也就是说,可以说法律规定确实在趋于成熟,但设计概念尚不完善,无法采取应对措施迄今为止一直应用的性能目标是原原子能安全委员会报告中所提到的堆芯损坏频率(CDF)10‐4/反应堆·年,安全壳损坏频率10‐5/反应堆年其安全目标是发生事故时每块建筑用地内死亡率为10‐6/人·年原文出处中写道"应将核设施事故造成的每块建筑用地附近的居民个人平均急性死亡风险及设施一定范围内的居民患癌死亡风险控制在年均100万分之一以下(10‐6/人·年)"‐‐迄今为止的风险评估(PSA/PRA)中,发生频率在10‐7/反应堆年以下的事件因数值过低而未纳入考虑范围此外,假设发生多处功能失灵或共同要因事故·故障时的应对措施尚存课题海啸来袭导致多台机器几乎同时失灵,并且导致具有多重性的多台机器一同失灵东京电力福岛第一核电站事故发展至此的主要原因是设备①所有电源失灵②冷却系统失灵③热阱(heatsink)(热量的最终去处)失灵等问题同时出现另一方面,突发事故管理对策中①无备用电源②备用泵(消防车等)能力不足③面对意外事件多发(以氢爆为首,安全壳损伤全部电源失灵本身等)的准备不足等问题层出不穷以上这些,无不因为对突发事故管理重大事故缺乏认真的应对-对于可能会不安全这种说法存在反感-完全没有预想过事故会发生,这难道不是事故发生的主要原因吗并且,一直以来对重大事故的研究讨论,都是预设构成机器的单一故障作为内在原因,以此来预想事故的进展与之相对应地,认为评估中可以定量地确保设备安全,本次东京电力福岛第一核电站所发生的同一功能的机器同时失17灵,并多方损坏,这种共同因素事故同时发生的可能性极低而致使人们疏忽大意,未能对本次事故作出合理应对,也是这次事故发生的主要原因理解事故的进展以及具有丰富的知识极为重要本次事故中,何时发生燃料损坏安全壳如何损坏接下来会发生什么,可以说对事故进展及应对措施的研究讨论不够充分,以1号机组为例,采用应急冷凝器(IC)的堆芯冷却系统较为有效,或安全壳内气体的通风系统没有电源也可以手动打开阀门这点同样较为有效,但因重点放在了维持安全壳的隔离功能上,所以完全没有相关应对措施的准备,而且不可否认所有的应对措施也都是马后炮【参考12】并且,有必要明确在包括应对恐怖袭击等作为外在因素的自然灾害等情况时(不仅是之前提到的地动及海啸,其他灾害也是同样),如果事态超出设计标准,应在何时做出何种应对183.
4所有电源失灵及其影响东京电力福岛第一核电站中,包括3台空冷式应急发电机在内,各机组配备了2台(6号机组3台)应急发电机,充分利用多个核反应堆布局的优势,在相邻反应堆设施间(1与23与45与6号机组之间)将应急交流母线(480V)接到直流电源用充电器(125V)上,保证蓄电池可以继续使用因此,像这样通过加强直流电源,无法手动启动用于故障恢复的应急柴油发电机,实现1号反应堆应急冷凝器(IC)及2-6号反应堆的核反应堆隔离冷却系统(RCIC)和1-6号反应堆的高压冷却剂注入系统(HPCI)等长期连续运转东京电力福岛第一核电站海域的最大海啸若不到10m,虽很有可能利用10m或13m处涡轮机室内的应急电源,但实际上海啸超出15m,导致事故发生前设置的应急电源设备中,能发挥功能的设备仅剩下涡轮机室的中层地下室内的356号机组的125V直流电源及13m高地基上的建筑内的6号机组空冷式应急柴油发电机,除此之外的设备均失灵完全没想到电源设备电力系统均被水淹对此,若能加强耐压防水门等对建筑内应急电源系统的保护以及在高处配置应急电源等分散配置·防水措施,预计可以避免最坏事态的发生东京电力福岛第一核电站事故之后,原子能安全·保安院立刻就曾发出在紧急时期的电力设备应对措施,亦可以反映本次事故教训,可以对BWR与PWR的核电站中火灾·爆炸·台风等地震·海啸以外的现象做出应对另外,已经在推进在高处配置应急大型发电机·电源车等事项并且,各发电站正在迅速改善以下方面并将其总结为东京电力福岛第一发电站事故的技术性知识:提高外部电源系统的可靠性提高变电站开关站的抗震可靠性以及相关设备的迅速修复等193.
5氢爆的发生及其影响3.
5.
1爆炸概要可以推断东京电力福岛第一核电站发生爆炸的主要原因是绝缘管高温下发生水‐‐锆反应,氢从核反应堆压力容器泄漏到安全壳,进而泄漏到核反应堆室内,超出了一定浓度且超出可燃界限,所以会着火发生爆炸特别是,虽然推测福岛第一核电站1号机组及3号机组的核反应堆室发生的爆炸是由各号机组产生的氢所引起,但4号机组发生爆炸是因为3号机组的安全壳内排出的气体通过公用排气筒的应急气体处理系统管道流入4号机组另一方面,与其他机组一样,2号机组也出现过堆芯损伤,但从未发生过氢爆原因之一是核反应堆室内的紧急泄压板处于开放状态,氢泄露到室外,没有出现积聚并超出可燃界限的情况3.
5.
2氢泄漏的原因爆炸原因是氢气流向核反应堆室内,虽然其路径不一定能够完全调查清楚,但一般认为是高温燃料残渣落到下方,核反应堆压力容器内产生的氢从控制棒及熔化炉内仪器引导管焊接部的部分漏到安全壳内推测由于各机器使用硅胶密封的部分受高温影响导致功能下降及空间压力上升,安全壳空间内的氢也从安全壳中泄漏出来推测安全壳泄露途径如下所示安全壳上盖的结合部分机器和人出入口的结合部分电力管线贯通部分3.
5.
3爆炸的影响氢爆会导致核反应堆室损坏,但未预料到安全壳外也会发生氢爆因此1号机组的氢爆对核电站修复带来很大影响1号机组发生爆炸后四处散落的瓦砾损坏了连接2号机组电源盘的电源线缆,导致修复工作推迟并且1号机组也受到了海水注入线及硼酸水注入系统的电源线缆损坏的影响爆炸的场面一个接一个在电视上播出,给普通民众的心理造成相当大的影响3.
5.
4氢爆的教训东京电力福岛第一核电站发生的爆炸不仅给事故应对及核电站修复工作造成极大影响,还给普通民众带来无法估量的心理阴影虽然爆炸原因逐步明晰,但其详情尚不明确为了不致引起氢爆,有必要采取应对措施防止氢滞留在设备内且有必要制定应对措施,开放核反应堆室屋顶的顶部通风口与紧急泄压板,配置可燃性气体控制装置,保证这些设备在停电时也能运转并且,在明确了导致爆炸的氢滞留的原理基础上,有必要将氢气相关的每套设备在室内及安全壳内的区别考虑在内,研究讨论最合适的配置即完善按设备固有状态合理应对氢产生的机器设置及应对步骤,有必要进行突发事故管理,包括培养能够合理应对氢泄露至安全壳外的人才3.
6为何没能防止严重事故的发生针对东京电力福岛第一核电站事故,"如何防患于未然""何种对策是为必要"这一课题虽在2.
3章及3.
3章进行了论述,但在此再次总结整理3.
6.
1如何防患于未然如第2章所述,关于重大事故的对策,日本也与欧美一样,以TMI事故为契机,以原子能安全委员会为核心进行了审议与研究讨论,并与国际组织OECD/NEA(当时核实力发达国家的组织)进行合作最终,原子能安全委员会仅规定核反应堆设置国自主完善有效的突发事故管理,万一发生事故,能够切实实施应对对策的经营者应该予以丰厚奖励,并未规定监管必要条件从世界上来看,当时原子能安全委员会的应对方式并不逊色但是之后国际上提出了监管必要条件,东京电力福岛第一核电站事故原本的起因是巨大的海啸,但从防患于未然的角度出发下面将各项逐条列出20(1)严重事故应对措施不是由经营者自主实施,而是有必要将其作为监管必要条件由经营者监管机构认真制定根据监管必要条件,经营者即使花费经费也要购置必要设备,认真谨慎应对本来严重事故的事态不限于机器的单一故障或操作员误操作等内部原因,也应同样考虑地震海啸等外部原因等情况及其处理方式并且对于具有不确定性的自然现象在深层防护方面欠缺相应的对策(2)关于海啸问题,2004年苏门答腊岛海啸中,印度的马德拉斯核电站海水泵发生了浸水事故,2008年东京电力公司内部进行了讨论,将波源定在福岛县海岸的海沟附近,试算海啸高度为15.
7m【参考13】,也探讨了一部分应对措施,但因速度过慢错失机会这其中也有一部分原因是东京电力中涡轮机室地下设置的应急柴油发电机受海水冷却系统管道的漏水影响,两台设备被水淹无法使用因此,应该灵活利用这些应对措施防止严重事故发生,加快变更应急柴油发电机的配置,或将追加的气涡轮发电机配置在其他地方此前,尽管作为监管机构的原子能安全基础机构将2006年法国布莱耶核电站(Blayaisnuclearpowerplant)浸水事故的事例套用到东京电力福岛第一核电站的1号机组,尽管对同样情况下堆芯熔融频率的风险进行评估,其结果已经表明堆芯损坏概率(CDF)的值极高,但没有做出任何应对措施,此举令人十分遗憾,也成为今后需要改进的课题(3)关于全部电源失灵问题,日本比外国的停电率低,并且即使停电也可以在短时间内修复,而且应急柴油发电机的启动失败概率也极低,这种观点深入人心,因此即便是安全设计审查指南,其中都明确了不必考虑长时间(30分钟以上)的停电情况在这种观点的影响下,虽然在美国911同时发生多件恐怖袭击事件之后,监管机构曾收到通知,有义务准备用于应对核电站全部电源失灵的机器和材料并进行演练,却未采取任何措施【参考2】日本应与美国一样,准备可移动电源并提前进行演练,需要从外国事故的中获得教训此外,接触到这些信息的监管机构有必要与经营者加强合作,对对应措施进行评估,探讨对日本的启示作用,作出合适判断这种态度非常必要若采取上述措施,或许就可以防止这次严重事故的发生3.
6.
2何种对策是为必要在此,将从事故发生时的应对措施出发进行分析(1)必须对指挥者操作员就应采取的措施进行充分的教育与演练但是,福岛核事故之所以发生,特别是对使用1号机组的应急冷凝器(IC)的理解与演练不充分是导致堆芯熔融的一大原因对此也不禁让人怀疑,设计者(厂家)与经营者之间是否就当初的设计与最近的安全处理方法的变更进行了顺利沟通并且,安全壳通风口无法迅速通风,最终导致事态恶化应发氢爆,造成大量放射性物质泄漏如第2章所述,在突发事故管理的完善中,虽然定期实施了所有教育与演练,但实际上东京电力本身表示"因为认为不会发生重大事故,所以演练计划不够充分,演练变成了形式同样,必要的物资及其材料也准备不足【参考13】"这正是由于"安全神话"导致发生了重大的后果,核相关人员也必须同样排除这种想法,谨慎应对,防止严重事故的发生(2)实际上,包括时间推移因素在内,因为对核燃料开始损坏堆芯崩塌产生氢燃料残渣导致的核压力容器的堆芯熔融安全壳的温度压力上升及随之引起的氢及放射性物质向核反应堆室内泄漏等问题的相关事态发展的知识掌握不充分,所以才没能适时做出恰当的应对近年来,轻水反应堆技术已经很完善,虽然这方面研究日趋减少,但对运行指挥核反应堆的工作人员进行严重事故事态进展相关的详细充分的教育仍不可或缺(3)即使是监管机构也应该在具备上述知识掌握相关详细具体应对措施的基础上,指导事故的善后工作但不得不说,监管机构自身也没有认真钻研业务,工作失职了.
抱着万一可能发生严重事故的心态,认真开展应对所有事态的演练,提前准备必要的物资机器和材料,才可能合理化解事故214关于核能安全的基本考虑方式4.
1核能安全的目的和基本原则毫无疑问,脱离社会讨论核安全问题是没有意义的因为对于核安全来说,不存在做到某种程度即可的终点概念安全达到何种标准可以接受,需要与社会达成一致核安全的目的与基本安全原则的意义即在于此一直以来,严重事故管理(severeaccidentmanagement)都被视为是经营者自身的责任,特别是核电站内的深层防护的严重事故管理与紧急应对措施尚有欠缺另一方面,防灾中也出现了各种各样的问题,东京电力福岛第一核电站事故发生之后,各机构就对这些相关问题提出了强烈批评【参考14】导致出现如此后果的原因是什么呢核电站的所有工作人员存在以下问题:第一,对履行安全责任所必要的制度组织体制及他们之间的相互关系理解,尚不成熟第二,缺乏对核能重要性的认识以及对随之而来的风险的正确理解与觉悟第三,虽然将深层防护视为安全保障的基础,但未明确意识到防护对象是什么基于这样的教训,政府与民间有必要通力合作,使日本核能发电的安全程度达到世界第一为此,强烈希望制定安全标准,实现核电设备的高安全性由谁承担何种责任大家是否有前面这样的认知呢有必要思考包括角色责任在内的"职责"核能发电是能源安全的一环,一直作为国策推进着安全保障不仅是经营者的职责生产一线也是经营的核心,作为安全保障的最前线当然在安保中职责最重自不待言,经营者应遵守规则,还必须为安全保障尽最大努力但是,另一方面,国家制定各种各样的规定标准,在此基础上进行设计制定并提出使用手册进行安全审查审批通过并且,目前,确保核电站安全的组织架构规则的制定施工的审批与批准与使用许可都已经存在还有必要将其责任也考虑在内另一方面,制造商接受经营者的订单,根据式样进行设计制造建设,但在直接进行安全设计制造的过程中,作为保证品质的措施,还需要为保障安全而保留制造商的"制造责任"事故发生并不单纯是经营者的责任以国家(监管机构)为首,经营者(电力公司)全体制造商学术界地方政府等全部利益关系人中,与核能发电相关的人在灾害发生时,首先要认识到的责任是如何确保核安全,这一点非常重要而且,也有必要考虑媒体及国民在这个问题上的感受站在反省的立场,进行事态的调查,分析与评估,并且必须将这次的教训应用于今后的应对措施中在此基础上,有必要重新修订确定核能发电处理方法的规定标准及各种规则,建立合理使用的体制与机制为了从东京电力福岛第一核电站事故吸取教训,同时和平利用核能资源,在利用核能发电的同时必须抱有"核能安全的基本考虑",日本原子能学会制定并提出了"核安全的目的及基本原则"这个内容的制定虽然充分参考了IAEA(国际原子能机构)的《核能安全的目的与基本原则》,但也体现了日本国情与东京电力福岛第一核电站事故的经验,整理总结出的成果是今后世世代代需要承担的责任核能无法代替单纯的火力发电,在享受其便利性的同时,随之而来的风险也会超越国界,对世界造成影响作为共同的基础,共享安全保障方面的观点也极为重要4.
2深层防护的考虑方式不论什么事都有风险核分裂反应被证实具有巨大能量,是能够满足人类需求的丰富能量的源泉,因此我们决定和平利用核能并发展核能发电本来,核反应包含着各种各样的风险,核能发电也是一样核能发电的风险中非常重要的是核分裂反应伴随生成的核分裂生成物带来的衰变热及核辐射关于"核辐射风险",需要让全世界认识到安全管理的必要性,一直以来日本也与IAEAICRP(国际核辐射防护委员会)等国际机构一同进行着监管和管理此外,日本在周全考虑核能发电的"核辐射风险"的同时,进行了充分研究"核安全"即是为了规避该风险,其基本观点是深层防护的观念,如图4‐1所示,设置多重物理障碍及进行深层防护防护战略【参考515】之前提到的"核安全的目的与基本原则"中"原则:防止事故发生及减轻影响"中有一条"为防止核事故核辐射事故的发生及减轻其影响,必须付出所有可行的努力"其中深层防护是防止事故发22生及减轻影响的主要手段基本上,"深层防护"1是为了"防止事故发生""发生后避免扩大""发生后避免波及公众"一直以来,日本称之为"多重防护",至于核反应堆设施则分为三个阶段:①防止异常情况的发生,②防止异常扩大及演变成事故,③防止放射性物质异常泄漏一方面,IAEA等机构定义了5个防护阶段,包括严苛的设备状态控制,减轻放射性物质的大规模泄露导致的核辐射影响日本也对原子能安全委员会深层防护(多重防护,两者皆可DefenceinDepth的日译)的观点进行了整理及研究讨论,原子能安全·保安院也通过对重大事故管理对策的形式进行研究,开始整理深层防护的观念,现在原子能规制委员会/原子能规制厅也在继续进行整理虽然明文规定"深层防护"的定义与概念的相对较少,但IAEA的报告中提出了INSAG-10:DefenceinDepthinNuclearSafety,并将IAEASAFETYSTANDARDSSSR-2/1"SafetyofNuclearPowerPlants:DesignSafetyRequirements"作为安全标准发行IAEA将"DefenceinDepth"(深层防护)定义为"在运转状态及各障碍中设置各级别装置并分阶段展开,以防止运转时发生异常过激变化的扩大,维持设置在作为事故条件的核辐射源或放射性物质与工作人员及公众或环境之间的物理屏障的有效性"此外,深层防护的目的为:(a)弥补潜在的人为失败及机器故障;(b)规避对设施及屏障自身的损伤,维持屏障的有效性;(c)屏障完全不奏效的事故中,保护工作人员公众及环境不受伤害同样,美国NRC将深层防护定义为"设计防止放射性及危险性物质泄露事故的发生及减轻其影响的核设施并保持设施的运转重要的是,建立多重独立且冗长的防护层弥补潜在的人为及机械造成的失败,无论多么坚固都不能只依赖于单一防护层深层防护包括接近(access)管理物理障碍冗长且多样的主要安全功能及运用紧急应对措施",以上两者无根本区别此外,应该综合考虑NRCNEWSNo.
S-04-009(二零零四年六月三日)"非常成熟的计划(NRC深层防护哲学)"中安保与紧急应对措施来理解深层防护的概念4.
2.
1深层防护的必要性深层防护的原文"DefenceinDepth"这一概念虽然也常用于军事以外的领域,但原本是被称为纵深防御的战斗教义之一纵深防御的目的是要延缓而并非防止进攻方的前进该战略是一边争取时间,一边在进攻方向前推进扩大占领范围时增加敌方伤亡例如,像堆芯内有大量放射性物质的核电站一样,对人与环境存在巨大的核辐射风险和威胁,需要杜绝其影响(风险)的表面化因此在核能领域,为保护人与环境,会依照该概念采取积极的防护政策(战略)在保护人与环境时,只要有一个对策能够充分发挥作用应该就可以了但是,因为核辐射及放射1日本并未明文规定"多重防护"的定义,1992年5月28日的原子能安全委员会决定(1997年10月20进行部分修订)有如下描述:"作为发电用轻水型反应堆设施的重大事故管理对策,意外事故管理中","1.
日本核反应堆设施的安全性在现行的安全监管之下,在设计、建设、运转的各个阶段,①防止异常情况的发生、②防止异常扩大及演变成事故、以及③防止放射性物质异常泄漏,基于如上所述的多重防护的思想,通过严格的安全确保对策,从而充分确保核能安全.
(以下省略)".
此外,作为该用语的定义而有明文规定是2004年6月10日原子能安全委员会"放射性核废料处理安全监管中的共同重要事项"备忘录中有主要用语说明.
原子能安全委员会参考2011年2月至2012年3月实施的"为了推进当前政策的基本方针而与外部专家交换意见‐‐‐确保安全的基本原则"中的IAEA的安全基准等,对多重防护的考虑方式进行整理和研究(意交基原第8‐2号,2012年3月7日).
23性物质未经控制便泄露到环境中,给人与环境造成影响,诸多现象中存在非人类智慧所能及的各种现象并且一般来说,对策是基于某种预想所制定的,因此会有意料之外的情况及非人类智慧所能及的情况出现也就是说,给人与环境造成影响的各种现象及对策的效果存在不确定性因此,单一对策存在某种不可靠性(unreliability),算不上是完美的对策因此,有必要彻底防止威胁人与环境情况的发生,这样一来,对于仅凭单一对策无法应对不确定情况,因此有必要通过其他对策提高整体防护对策的可靠度像这样设想出单一对策无法应对的不确定情况,为提高保护人与环境整体对策的可靠性所采用的便是深层防护的观点这一观点不管是在美国NRC,还是在NUREG-1860中,深层防护的目的是做好应对不确定性的准备,深层防护是NRC的安全思想的要素,在核设施发生异常及事故发生时为防止·减轻损失,通过采取包括安全余量在内的一系列方法来应对不确定性4.
2.
2深层防护的基本观点深层防护的基本观点在日本被称为"多重防护"(一直以来常用的说法),与IAEA及NRC相同,准备独立于安全相关的全部活动之外的多层防护措施,万一发生故障或失败情况,可以确保进行检查弥补不足,并采取合理措施深层防护的观点认为,设立多层次的防护等级,即便一个防护等级受到破坏也不会威胁到整体安全2也就是说,不同防护等级分别独立发挥作用是整体设备深层防护的基本要素,这是通过采取防护措施实现的,即便一个防护等级受到破坏,其他等级也不会受到影响(1)该深层防护措施的观点以组织和行动为首,适用于设计到运转的整个过程,包括设备内部故障及人为因素,可以应对运转时预想到的情况和事故及设备外部因素导致的情况(2)基于深层防护的系统设计中,包括利用反馈将故障限制在可容许范围内的过程管理通过将设备运转参数维持在明确定义的范围内来保护物理屏障,使其不会陷入危险状态并且,微小偏离会使得设备发生极其异常的情况,造成机器损坏,慎重的系统设计可以防止损坏,即防止"CliffEdge效应(陡边效应)"的发生2将防护等级设置成多级,可以反复应用防护对策,以减少或缓和可能扩大的异常事态,提高防护系统整体的可靠性.
另一方面,在单一防护级别对策中例如包括冗余性和多样性策略,提高该防护级别的防护对策的可靠性,不见得其他防护级别的防护对策的可靠性就会提高.
也就是说,由于具备冗余性和多样性,无法将防护模式换成多级别的模式.
244.
2.
3IAEA的深层防护的防护等级3(1)IAEA中深层防护的防护等级是将深层防护的观点适用于核能发电设备的设计中,防止核辐射对人与环境造成的有害影响同时,若未能成功防止这种不利影响,为确保合理防止及减轻有害影响,日本确定了以下五个等级的防护措施(固有功能设备及步骤).
第4-1表中总结了IAEA深层防护的各防护等级的目的与达成目的基本方法(2)设计中考虑到的设备状态分为"运转状态"与"事故状态"前者进一步分为"正常运转""运转时的异常过渡变化",后者分为"设计标准事故"与"设计扩展工况"(DECs:DesignExtensionConditions)43设备正常运转时,所有的防护等级都可以利用.
其他情况下,可以利用适合的防护等级.
如果存在多个级别的深层防护,哪个级别的防护不够都不能称作完美.
4设计扩张状态:是指并未被作为设计基准事故考虑的事故状态,但在核电站的设计过程中根据最优推定方法进行过研究,能讲放射性物质的泄露控制在容许限度内的事故.
设计扩张状态包括了重大事故状态.
25第4-1表IAEA深层防护的各防护等级防护等级目的为达到目的不可或缺的手段关联的设备状态设备的原始设计等级1防止异常运转及故障保养设计以及建设、运转中的高品质通常运转等级2对异常运转的控制及故障检测控制、限制以及防护系统、及其他监视特性通常运转时异常过渡变化(AOO)等级3控制设计基准内的事故工学上的安全设施及事故时的操作步骤设计基准事故(预想单一起因事项)设计基准之外等级4包含防止事故进展及减轻重大事故影响,控制严重的事故状态包括补充手段以及安全壳的防护的事故管理多重故障重大事故(严重事故)[设计扩张状态]紧急时计划等级5减轻放射性物质的大规模泄露造成的核辐射影响基地外的紧急时对应26这四种运转状态的防护对策分别对应深层防护的1-4防护等级①防护等级1是防止异常运转及故障以合适的品质级别与工学性手法(例如多重性多样性及独立性的应用),周全及保守地设计建设并保障核电站的运转②防护等级2是对异常运转的控制及故障检测为防止预想的运转情况扩大为事故,检测并阻止设备偏离正常运转状态③防护等级3是控制设计标准内的事故第2防护等级无法阻止运转时的异常过渡变化及预想起因现象的扩大,控制事态不向更加严重的情况发展,确保安全停止④防护等级4包括防止事故发展及减轻重大事故的影响控制严苛的设备状态维护密封功能,尽可能降低放射性物质的泄露⑤防护等级5是减轻放射性物质的大规模泄露造成的核辐射影响这一点要求紧急管理中心准备适当的机器材料及做好核电站内外的紧急应对计划4.
2.
4防护对策与安全评估的观点(1)关于防护对策①安全重要度与防护对策:为对防护对策相关设备的安全提出合理的要求,有必要按重要程度对设备的安全功能进行分类一直以来,虽然都是根据防护等级对其重要程度进行分类,但原本该重要程度分类并未确定该设备所对应的防护等级,有必要纵观整体深层防护对策进行综合性评估对重要程度进行分类也就是说,需要考虑设备安全功能安全功能失灵时的影响安全功能要求的频率继续维持安全功能所必要的时间等综合评估安全重要程度并进行分类即使是超出设计标准事项的情况,IAEA防护等级4的防护对策也可以充分覆盖该设备并且,达到防护等级的方法,即为之采取的措施若功能与可靠性得到满足,是采用永久设备应对还是可移动式设备应对均可,两者组合起来也未尝不可一般来说,针对设计标准情况,防护等级所采取的措施来源于功能及可靠性有保障的永久设备及其正常运转(合理的运转步骤及实施),但在超出设计标准事项的状态下,防护等级的功能与可靠性是否与设计标准事故一样用永久设备(主要是新设置的反应堆)进行应对呢无法永久放置设备时,或为灵活应对各种事态,可以利用可移动式设备(功能得到确保)进行应对,采取措施确保新的可靠性确保该可靠性的措施是突发事故管理步骤及其演练在人为操作介入时,有必要将人为因素的不确定性考虑在内②超出设计扩展标准情况的防护对策的可靠性:以用于控制超出设计标准情况具有安全功能的设备为对象,在决定安全功能的可靠性或品质要求时,尽管无需对这些设备应用单一故障标准,但如需确保超出设计标准情况下符合所要求功能重要程度的可靠性,则有必要对多重性或多样性提出要求并且有必要将重大意外事故的环境条件作为合理考虑后的安全功能的可靠性或品质要求③人为操作的可靠性:为使超出防护等级4设计标准的防护对策可以充分·有效地发挥作用,包括设备在内,按照步骤完成必要的人为操作的同时,应对突发状况的随机应变能力十分必要因此,有必要准备应对各种重大意外事故情况的手册,同时定期进行包括培养突发状况的随机应变能力在内的教育和演练确认防护对策的有效性和可靠性时,应该确认设备与人为操作相结合的综合参数,通过这样的演练开展工作才合理(2)关于安全评估①安全评估中,为防止发生超出设计标准情况的重大意外事故(指的是第4-1表所示等级4中的"防止严重的堆芯损伤"),设定一系列多重故障状态,并且为减轻影响而设定一系列合理包络安全壳的负荷的事故状态(重大意外事故状态)对设计扩张状态,防护等级4防护对策用定数论手法概率论手法及工学性判断进行评估与确认是否满足判断标准②可以在这些评估中应用最优预测评估此时,与判断标准进行比较时,可以确保初期情况及情况发展评估模式输入数据等不确定性的大部分具有一定的保守性在定数论手法中,考虑操作员的操作时,对象需要具有较高可靠性且可操作性274.
3设计基准事项和设计基准以及超越该事态的应对的基本考虑方式【参考16】一直以来是在设计标准情况(事故),即在深层防护等级1‐3范围内设计设备,重要的安全设备可以在预想范围内应对多种多样的情况,做好准备充分确保核安全一直以来,在应对各种各样的情况,尤其是应对自然现象这种外在情况时,主要是针对地动设计设备,以过去的数据为标准,在科学预测的范围内保守地对待设计标准的威胁,为使即便超出设计标准多少,也可以确保结构的坚固性,在标准范围内设计与制造时留出充分的余量但是,发生过几次超出标准的地动后,大家明白了需要对超出标准情况的应对措施及标准进行更正另一方面,即使地动远超出标准,也不会影响到核电站的运营及设备的坚固性,实证表明设备留出了充分余量,同时也表明对所有面临自然灾害的核电站设备都留出了余量也就是说,大家都希望核电站设备的设计考虑周全,即便在超出标准的情况下,也能确保充分的坚固性,不会发生重大事故(严重事故)对超出设计标准的情况,应采用"前段否定"的深层防护观点,为评估建设用地的合理性会假定事故发生,预想大量放射性物质向安全壳泄露,基本上放射性物质是从排气塔泄露出来也就是说,安全壳完好的前提下,并非具体从机械原理的角度详细评估事态进展,预想严重事故的发生进行设计时,对核电站整体系统进行安全评估十分必要以本次事故为戒,不仅要考虑单一的机器故障功能损伤,还要考虑多处同时故障功能失灵及共同要因故障·功能失灵,以及系统之间的互相影响故障·功能失灵导致的事故另一方面,在超出设计标准的情况出现时,即面对重大事故(严重事故)时,不同情况下的应对方式也会有所不同,所以深层防护等级4的方案非常重要有必要预想尽量多的方案,准备相应的应对措施继续实行这项措施可以防止意料之外的情况发生,因此完善可持续的机制非常重要不过,也有现在的人类智慧也无法预想到的情况出现在承认这一点的基础上,通过将设备及说明书标准化规格化,经常吸收新发现来推进改革,构建具备更加系统性的应对方式的机制设备的设计是在设计基准事项(事故)的范围内进行,该设备也是在这种预想范围内应对多重多样的情况一直以来的观念是充分考虑各种情况与设计标准的威胁,避免超出设计标准的情况发生因此,一直以来从TMI及切尔诺贝利事故可以看出,人们主要把设计的重点放在应对内在原因造成的事故上,主要避免超出设计标准的情况发生另一方面,对外在原因自然事项的应对,从日本特殊情况出发对地动较为关心,从当初引入核能发电之时,就研究了许多极为细致的应对方式吸取阪神大地震的教训,利用最新的发现改革了2006年制定的抗震设计方针各发电站采用必要的方法进行了复检本次修订中修改标准地动测定方法的同时,还设想了万一发生超出标准地动情况时的应对方式,讨论了进行安全评估‐‐风险评估最终虽然停留在"评估'剩余风险'"与自主应对方面,但确立了深入PRA的评估方式2007年发生了中越海域地震,东京电力柏崎刈羽核电站虽然发生了远超出标准地动的情况,但通过利用复检,有了充分的余量,确认了重要设备的结构完好性基于这样的结果,全国核电站推进了抗震复检第4-2图IAEA深层防护的考虑方式与设计基准的对应建设满足类似抗震标准设计标准的设备当然十分必要,但本次地震·海啸也表明,发生频率极低几乎不可能发生的超出设计标准的情况也在所难免重要的是做好应对超出标准情况的准备此时,广泛预测核电站可能发生的不良状态,需要明确的是,确保各种条件下核电站整体系统的"核安全"所必要的功能是什么,并进行灵活应对也就是说突发事故管理非常重要自然灾害难以预测,不论何种情况下都完美应对是不可能的,不可否认有可能会出现无法应对的情况这时,应对意料之外情况的28最好方法是广泛地进行未雨绸缪,为能够应对各种情况提前做好管理演练与准备,这是对意料之外的情况最好的应对措施对超出设计标准的情况,一直采用着深层防护的观点,用"前段否定"的方法,将严重事故发生时的应对及重大事故(原子能规制委员会的新规制标准中,制定标准将重大突发事故作为"重大事故"处理)发生时的应对,作为一种概念进行设定并采取对策但是,由于采用了"前段否定",至今为止的对应并未形成具体的方案意识到超出设计标准的是"前段否定",将事故的应对方案考虑在内,需要构建可以应对各种事故的体制方法策略设计中,需要保证核能发电系统的安全,应该能够充分满足这一需求第4‐3图表明了核电站所必要的重要功能"停止"控制功能"降温"冷却功能"封闭"边界功能其他供电等共同的重要功能与遮蔽空调等共用的功能这些功能进一步按每个要素系统分开,作为表明其所起作用的"子功能"功能不仅指设备,还由步骤及处理方式等重要内容构成首先,分别用PWR及BWR列举构成各功能的代表性构成物机器系统名称如图所示,专注于深层防护的重要功能,选取维持其功能所必要的系统及机器结构,通过着眼于功能的维持及失灵,可以把握核电站系统整体功能特别是考虑到共同要因导致的机器系统损伤及事故的多重性,要重点考虑确保最低限度的必要功能,必须基于相互之间的关系,建立随事态发展维持该功能的机制不仅要考虑单一机器故障功能损伤,还要考虑多处同时发生故障功能失灵及共同要因故障·功能失灵,以及若有可能发生系统之间互相影响故障·功能失灵的扩散等情况,也需要将其纳入考虑范围此处所列举的是核电站所必要的重要功能包括边界功能冷却功能控制功能,加上其他列出的供电功能,构成核电站基本且必要的重要内容这些功能相辅相成并在维持正常的基础上进行核电站的设计设计标准内不论对于何种情况,都可以保证能够确保设备的完好性与安全性29功能辅助功能建筑物、系统或机器PWR示例BWR示例边界功能的示例1)核反应堆冷却材料压力边界功能构成边界的机器、配管系统(除去仪表等的小口径配管·机器)构成边界的机器、配管系统(除去仪表等的小口径配管·机器)3)核反应堆冷却材料要边界的过压防止功能加压器安全阀(开功能)SR阀的安全阀功能6)放射性物质的封存功能、放射线遮蔽及释放减轻功能(1)核反应堆安全壳、环状通路、核反应堆安全壳隔离阀、核反应堆安全壳喷淋系统、环状通路空气再循环设备PCV、PCV隔离阀、PCV喷淋冷却系统、FCS6)放射性物质的封存功能、放射线遮蔽及释放减轻功能(2)安全补机空气净化系统、可燃性气体浓度控制系统R/B、SGTS、应急再循环气体处理系统(关联系统)排气筒(SGTS排气管支持功能)冷却功能的示例3)堆芯形状维持功能堆芯支持构造物、燃料集合体(但是,除去燃料)堆芯支持构造物、燃料集合体(但是,除去燃料)4)核反应堆停止后散热功能余热去除系统:余热除去系统、补助给水系统、至SG2次侧隔离阀的主蒸汽系统·给水系统、主蒸汽安全阀、主蒸汽散热阀(手动散热功能)余热去除系统:RHR系统、RCIC系统、HPCS系统、SR阀(散热阀功能)、自动减压系统(手动散热功能)5)堆芯冷却功能应急堆芯冷却系统:低压注水系统、高压注水系统、蓄压注水系统ECCS:RHR系统、HPCS系统、LPCS系统、ADS控制功能的示例2)过剩反应度的加压防止功能控制棒驱动装置压力罩CR罩1)核反应堆的紧急停止功能核反应堆停止系统的控制棒系统急停功能2)未临界维持功能(1)核反应堆停止系统DR/CRD系统2)未临界维持功能(2)核反应堆停止系统SLC系统其他示例7)工程安全设施及核反应堆停止系统动作信号的发生功能安全保护系统安全保护系统8)安全方面特别重要的关联功能·应急所内电源系统、·控制室即其遮蔽·换气空调系统、·核反应堆补机冷却水系统、·直流电源系统、·控制用压缩空气设备(所有均与MS‐1关联)·应急所内电源系统、(关联系统)DG燃料输送系统、DG冷却系统·控制室及其遮蔽·应急换气空调系统、·应急补机冷却水系统、·直流电源系统、(所有均与MS‐1关联)第4‐3表重要功能及构成系统·机器30另一方面,超出设计标准的情况下,根据事项事态不同应对措施也有所不同,在这一层面上应对方案显得尤为重要设定好多种情况,制定可以应对各种情况的对策在此基础上,通过设备及步骤的标准化及规格化,构建能够进行更加系统性应对的机制第4‐4图中表明了深层防护与功能的关系构成各功能的子功能的作用分别都能够对应深层防护的各个层次图中还举例说明,功能失灵时哪项功能会作为后备顶上前段虽能确保电源,但所有功能都要靠电源驱动,不需要电源的设备极少当然,电源也有备用电源,功能扩展十分必要若超出深层防护等级3,就演变成超出设计标准的情况(事态),即深层防护等级4的严重事故在该领域,对各种事态的应对都十分必要上述内容中也提到过,但无论应对措施预想得多全面,不仅是特别重要的标准设计设备,包括灵活利用其他设备及标准设备在内的人为要素以及软件方面的应对也很关键若万一全部电源失灵,例如考虑到手动也可以进行电磁阀的开关操作这一点就十分重要314.
4运转成套设备的应对/反馈运转设备的核安保必须结合新的发现持续修订安保措施机制及步骤即切实实施保证品质的PDCA这与新发现在运转设备上的反映即与反馈相关这里有必要对反馈的推进方式相关观念进行整理,如下所示4.
4.
1系统安全的引入系统安全的观点认为,基本的安保并非指确保机器本身或个别功能的完好,而是通过静态关系及动态关系评估机器管道其他部分的系统及系统整体,将核电站纳入到系统的整体综合安保机制中这样一来,多台核电站布局的应对措施也纳入了具有个别发电单位及多个发电单位的核电站整体的系统安保的概念作为确保核能发电设备核安全的方略,引入这种"系统安全"的概念,系统地把握整体设备构成要素之间的关系,以及各系统或构成要素的功能变化,进行综合评估,保证安保非常有效尤其是运转设备的"系统安全"评估中有两个要点一点是设备由实际材料实际设备构成,明确构成机器材料的强度等情况另一点是,确保构造完好性及安全性的观念或判断标准依赖于评估的时间和要判断的环境也就是说,要将时间的变化考虑在内从提高针对老旧设备实施的技术评估水平【参考16】的观点出发,结合最新发现,引入材料的经年劣化导致安全余量降低的预测方法,改善预测精度并且将设备型号及系统设计相关的安全余量的观点构成设备系统的机器构造测量仪表等巡视维修更换相关的设备固有的保护经历考虑在内,平常运转时进一步检查事故条件中老旧设备的完好性,完善综合安全评估体系4.
4.
2基本观点在设备运转时间与可靠性(功能维持:功能丧失风险)的关系方面,从设计建设时起,随着时间的变化其功能也逐渐劣化,对此不仅着眼于建筑材料的劣化,还要着眼于上述重要因素的"功能"本身,机器及系统的各种作用通过其各自的功能体现出来,评估其随时间变化劣化到何种程度,并通过功能丧失概率或包括影响在内的功能失灵风险,评估其是否满足必要的功能此时,随时代发展会有新的发现,通过安全观念的变化或现象机制的明确,安全设计标准会发生变化对此,切记合理应对基于评估标准的变化或安全观念设计的改革在运转设备上的体现开发系统安全的评估方法要立足"现在",合理进行安全评估从整体系统出发,对从投入使用时开始经过的时间下的(运转设备),进行功能劣化导致的功能失灵评估这时采用当前而非设计时定下的限制值标准或安全机制进行评估,对出现的问题采取必要的对策当然,40年的设计寿命中基于安全观念的变化及新发现会不断进行改造,但超出设计寿命时间使用时,要针对当下的安全标准进行合理的安全评估,保证继续使用的安全性【参考17】第4-5图表明了从设计到建设运转的过程中,功能劣化及安全标准的变化之间的关系"系统安全"的评估方法,尤其是老旧设备特别是运转设备,在设备建设完后,提供不论何时都能定量了解安全水平的机制,其概念如下所示首先,劣化情况如上述所示,不仅处理单纯的材料劣化情况,还结合功能评估劣化情况进一步来32说,评估的是系统系统功能的劣化,而非单独劣化原因的处理重要的是,通过功能能够实现功能的定量化及其变化的定量化一直以来,各零件的更换及管道材料的变更焊接方法的变更等个别的应对已经完成这些大多数都是不随上位设计标准而变更,即并不回溯部分会随着详细做法规格而变更,但其实际上并非安全观念的变更,也不回溯构成核电站的许多机器设备经常会被最新材料设计设备所替代,远未劣化的最新品也是一样那么,系统又是怎样的呢系统安全评估的重点,一是之前说的运转的某个时刻(虽然可能是任意时刻)中,评估系统功能的可信度定量获得"核安全"的余量另一点是评估时明确安全标准,在改变一直以来执行的标准的过程中,要变更不溯及既往的方针,将该设备的设计制作建设时的标准更换为评估时的标准进行评估也就是说,这种观念适用于"backfeed(反馈)"规则另外,第三点是以东京电力福岛第一核电站事故为戒,安全评估受到外在原因自然灾害这种较大外力影响时,有必要对核安全的可靠性进行评估第4-5图主要表明安全标准的界限值并不一定定量且明确安全设计标准也同样,定量规定的情况很少但在"核安全"领域,有必要将风险和事故的发生概率作为安全目标定量确定下来例如,迄今为止,事故发生时的每建筑用地范围内死亡风险定为10-6/人·年以下,并且要确定不受核辐射重大影响的容许值【参考19】进而,为保证这一点而确定功能目标,将CDF(堆芯熔融)的风险发生频率定为10-5/反应堆·年确定最上位的界限,难点在于让全体国民形成共识(该问题于他章详述)但是,难点在于到系统或机器配件的设计的阶段时,按要求制定出能够直接一对一处理的标准确定各功能的达成标准安全设计标准之后进行设计,通过安全评估确认能否可以达到安全功能的要求更为妥当但是,实际上难点在于明确整体安全标准与个别设计标准之间的关系,若按照一定的规则管理标准,分别管理各领域(项目),可以达到整体的整合性评估老旧设备时,虽然随着时间变化安全标准也会发生变化,但因未能进行整体整合性的定量评估,运行至今从未修订个别标准但是,实际上经过30年40年后,安全标准的观念一定会发生各种变化有必要根据对象不同进行适当的处理尤其是明确分别处理的并非是机器单体,而是机器相关系统构成以及功能影响等各种关系的构成,在此基础上,综合性安全评估才是该系统的安全评估335让核能安全真正安全起来关于导致东京电力福岛第一核电站事故的直接原因,一直以来有着很多说法,针对这些直接原因的具体对策也在讨论之中而另一方面,在思考事故本质时,有必要探讨"为何会出现如此严重的事故"的原因,也就是隐藏在直接原因背后真正的原因,提取真正的共同原因,分析给出必要的对策并具体实施在对事故的认识和日本确保核电安全的机制历史的基础上,分析挖掘事故真正的原因,并给出如下对策5.
1从技术导入开始转换思维和对安全本质进行探究日本的轻水反应堆型核能发电装置是1960年代从美国引进的为了确保其安全运作,同时引进并重用了美国机械工程师学会(ASME)规格压力容器和管道的规格等,来作为设计建设中"产品制造"实务的基础——构造强度的基准因此在日本,比起思考方法和概念的构筑,更重视物理学工程学等学术理论的准确创造因为本身就是引进的核电装置,这些做法也并非无法理解,但是日本在很长时间都沿用了重视构造强度的制度在引进核电站之后出现过很多事故,例如蒸汽发生器细管破损应力腐蚀破裂燃料棒损坏等等针对这些事故的对应和解决方案,已经采取很多措施进行了分析评估和研究,不可否认的是这些措施大大提高了核电站的安全性,同时也有助于对很多规格基准进行补充升级此外,日本在降低工作人员承受的辐射量将核电站的安全水平提高到世界最高水准方面也付出了很多努力,例如改良标准开发新型反应堆机器系统的高度化研究等但是,伴随着核能安全的大力投入和核电的成熟,国家研究机构和民间的人才资源投入减少也是不争的事实,近年来,这些领域的相关措施有所欠缺日本对这些规模庞大的规格的学习和高度化方面投入了大量的资源,结果却忽略了实际的系统安全问题国家对于确保"核能品质"的规格的限定,进一步加速了这一现象将品质管理的引进扩大到作业领域,仔细确保每个机器每个部件的安全,出台了成堆的文件,浪费了大量的劳力一方面,世界各国从美国TMI事故和前苏联切尔诺贝利事故等经验中,总结了各种各样应对重大安全事故的安全保障对策如图2-1所示,美国很早便确立了概率安全评估(PSA),在TMI事故和切尔诺贝利事故发生后,作为PSA的研究成果,各种安全对策稳步推进日本虽然开展了很多关于重大安全事故对策的实验和研究,但是对实际核反应堆中重大安全事故对策开展监管和概率安全评估的措施有所滞后,远不及欧美各国所采取的各种安全对策和研究1990年前后,日本与欧美国家可谓齐头并进,但是在决定由经营方自主应对后,相关举措便停滞了我们需要做的是,全面考虑核电站所拥有的条件,明确作为一个系统,核电站在保障核能安全方面哪些功能是必要的这不仅仅是核能的问题,是未形成根本性安全文化的社会所面临的重要课题之一监管组织地方政府媒体的关注点往往集中在小问题上,例如"报告迟到了一个小时"等,存在将其上升到社会问题的趋势,容易用政治角度而不是技术角度来判断,这已经成为常态在这个基础上,地方自治政府经营方之间签有《安全协议》根据协议,为了在保证安全的基础上进一步使居民"安心",在国家安全审查后,据说自治政府还将单独组织专家进行二次审查,相当于形成了三重监管体系最终导致大众忽略了对核电站而确保核能安全才是最根本的这一问题在安全尺度方面,很多核能产业的相关人士往往强调"计划外停止频率"由于日本的计划外停止情况比其他国家少很多,因此有可能渐渐地将其作为证据形成了一种"绝对安全"的神话于是,在风险评估时,人们普遍认为"没有必要对安全的东西进行风险评估",这样一来便难以形成包括外部事象在内的严格的风险评估土壤,也没有将风险评估作为核反应堆的安全评估手段而纳入监管安全神话形成后,导致舆论集中在直接影响设备坚固性的小问题上,从而越来越忽视确保系统核安全这一根本问题在确保核能安全的历史长河中,由于并没有明确区分监管机构和经营方自主行为的界限,于是他们疲于应对保守派和拿着放大镜的媒体及裁判监管机构和经营方都打着"绝对安全"的旗号,并没有举全国之力积极采取措施来确保核能安全,这是重要的原因之一确保核能安全是监管机构经营方自治政府居民保守派共同的目标即便带有批判性,但只要是有价值的意见提案,都应该坦诚地接受,通过合作寻找最佳方案,来确保核能安全我们期待政府机构和企业能够携手,共同促进核电站的安全;另一方面,有必要严格监管核电的安全情况虽然有着共同的目标,但明确分工也很重要345.
2摆脱"安全神话"与构筑围绕风险展开交流的基础以前,核能从业者向普通民众的说明中,常常使用诸如"核电站是绝对安全的""绝不可能发生严重事故"这样带有"核电站的安全神话"色彩的说辞有很多意见认为,这样的说明是导致日本应对严重事故能力不足的原因之一举一个具体的例子原子能安全委员会在JCO事故的事后调查报告中的结论:"'绝对安全'这种对于安全状况的过度信任是事故原因之一,有必要在承认风险的前提下努力确保安全",在JCO事故十周年的2000年核能安全白皮书中阐述了以下内容"虽然很多核能从业者并不认为'核能是绝对安全的',但为何会制造出错误的'安全神话'呢有以下几点主要原因可寻和其他领域相比,对高安全性要求的压力容器安全壳等重要核能装备的设计等有着过度的信任对长时间未出现人员伤亡事故的安全现状过于信任淡忘了过去发生的事故追求促进核能设施建设的PA活动(publicaccess=公众接受宣传活动)的简单化期待绝对安全在这些背景之下,'核能安全的实现是日常努力的结果'这一重要的事实被逐渐遗忘,人们只记得PA活动宣传活动时使用的这句标语:'核能是安全的'但是,这极大地违背了下文将要提到的从业者通过努力来维持和提高安全系数的'安全文化'理念过去的事故和故障大多因人为原因而发生,核能从业人员应时常审视明确核能存在的风险,在合理的范围内尽可能地降低核能风险,坚持并努力确保核能安全"正如白皮书中指出的那样,人们已经意识到JCO事故的发生是因为对于人为因素(组织因素)考虑不足,但这一次暴露了对于自然灾害考虑不足的事实针对东京电力福岛第一核电站事故的各种调查报告中,以更加明确的形式指出了"安全神话"的负面影响例如民间事故调查报告书【参考3】中指出,安全神话已经扎根于核能业界国家机构地方自治政府政治家等各种社会关系中,于是整个社会都不再怀疑核能的安全状况,这会阻碍发生严重事故时的对策此外,政府事故调查报告书【参考2】中虽然没有使用"安全神话"这样的表述,但引用了原子能安全保安院院长的发言,认为在推进重大安全事故对策的过程中,很难推翻曾经向民众解释的过去从未发生大型事故的言论这也证实了安全神话阻碍了发生严重事故时的对策再者,东京电力发布的报告书《福岛核事故概述及核能安全改革方案》【参考18】中指出,事故应对不足的根本原因是"安全意识不足""技术能力不足"和"沟通能力不足",进一步探究其深层次的原因发现,"认为运营效率等是重要的经营课题"的领导层和"深信已经绝对安全"的意识引发了一系列"恶性循环",而这些已经深深扎根于组织内部报告特别强调,一旦承认存在风险,想要继续运作,那便不得不采取对策然而内心拒绝展开风险对话,于是萌生了"一定会非常安全"的愿望,这些共同助长了确信核电站"已经绝对安全"的意识这里虽没有使用"安全神话"的表述,但也表达出了如下意图,即不推翻曾经宣告过安全这样的想法会阻碍从业人员采取安全对策想要确保核能设备的安全,必须在自然灾害和人为因素等领域的新的科技知识设备操作经验安全研究成果的基础上,不断努力地验证并改进安全保障的措施,这是确保安全的基本原则日本也从制度上规定,企业应定期开展安全复检但是,在实际操作领域还存在着严重事故应对滞后的严重问题,这都不得不归咎于安全神话的存在安全神话一旦形成,即使出现怀疑态度或者需要反馈到安全保障活动的事件,这些怀疑的态度和事件越严重,人们越担心其会影响到社会对核能的接受,于是选择"迂回对待",甚至有些情况下"无动于衷",这些做法实际上会带来严重的安全隐患另一方面,在核设施的建设区域,当地居民会质问企业方这些设施的建设和运转是否"安全绝对安全",如果没有得到"绝对安全"的回答,他们绝不会允许开工建设想要摆脱安全神话,需要承认风险的存在,通过真诚地采取措施换取公众对于核能安全的理解,也就是说需要努力展开真诚的风险对话但是,想要获得公众的理解,仅说明存在风险是不够的,还需用科学的证据解释风险是否处在可35接受的程度该程度又是如何评估和验证的这些解释实际上也与验证目前核电站的安全状况认识到不足并改善安全状况的努力密不可分,需要特别注意5.
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1便利和风险任何系统(铁路飞机汽车等)都不可能绝对安全,公众在享受其便利的同时,难免需要承担身体精神以及经济方面的风险东京电力福岛第一核电站的事故让我们意识到核电事故的风险不可忽视,同时,也必须认识到其他能源生产也同样伴随着各种各样的风险火力发电中石油的使用,存在资源分布不均和储量极限的问题,现在很多国际纷争也都围绕石油展开这一点可以证明能源安全中风险不可忽视燃煤导致温室化气体增多,如果不采取充分的措施,将伴随产生影响健康的颗粒物质因此,有必要用长远且冷静的观点选择最佳能源为此,客观评估核电风险安保费用的同时,应该对比评估其他能源的使用风险此外,对于核能发电,有必要向公众公布通过强化目前的安全对策,将实现怎样的安全目标这一点将在下文阐述5.
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2关于风险可接受的条件(安全目标)的讨论核能发电与其他发电方式相比有很多优点,但是伴随着铀或者钚的原子核裂变,会产生含有放射性的核裂变产物核裂变产物在衰变时释放热量,因此需要停止反应堆的运转并对其进行散热此外,还需对放射性物质进行封闭处理东京电力福岛第一核电站事故因为未能妥善处理这些问题,才给附近居民乃至国民带来了巨大的伤害我们需要将事故的风险降到最低,那么,到底怎样才算足够安全呢围绕"Howsafeissafeenough"(究竟怎样才算足够安全)的问题,专家们已经展开了多次国际性讨论许多国家以概率数值的方式确定安全标准,作为定数论制度的补充日本也经原子能安全委员会讨论,提出了安全目标方案【参考19】该提案规定了安全目标的意义就是国家安全监管活动要求从业者在管理中确定事故发生概率风险的最低值,也就是说要以定量的形式明确利用核能可能出现风险的程度此外,期待着以这些规定提高监管活动的透明性预见性合理性和综合性此外,使公众知晓存在衡量风险大小的"安全目标",可以作为有效推动国家和国民就方针基准核定等国家核能监管活动相关政策进行意见沟通的基础提案的目标分为定性目标定量目标和性能目标3个级别其中最高级别的定性目标规定:"必须将核能活动产生的放射线辐射以及放射性物质的扩散对公众健康产生损害的可能性控制在不主动增加公众日常生活的健康风险的范围内"以具体数值规定定性的目标即为定量的目标,指的是"核能设施事故附近由于事故带来的公众个人平均急性死亡风险以及距离设施一定范围内的公众个人平均癌症死亡率,必须控制在每年100万分之一(10-6/人年)的程度"这些规定的适用对象仅限核电站附近的居民如图5-1规定,居民出现健康风险概率为"每年车祸死亡率的100分之一",实际上这个数值远低于日常生活中可能发生的风险的概率3637但是,通过这次东京电力福岛第一核电站的事故,我们可以看到,安全目标不仅要包含个人死亡风险,也应同时考虑其对环境的影响,该内容将在下面的部分进行阐述此外,图中所示的日常风险是实际统计的数字,它与安全目标的对比数值是包含不确定性因素在内的推算值,两者进行比较时,必须注意这点此外,性能目标指的是,为了方便判断安全目标是否合理,采用与核电站设施相关的特性指标来衡量其合理性这里将包括内外因事项在内(但不包括恐怖主义人为原因)的所有事故场景,规定为堆芯损伤频率为10-4/反应堆年,安全壳损坏频率10-5/反应堆年这个数值不是一成不变的,而是要求"在核能设施的设计建设运转过程中,计划并实施切实可行的尽可能执行的低风险控制方案,使该风险不得高于每年的百万分之一"但是,对于个别设施,基于这样的考虑计划和实行必要的对策时,并不是在风险评估结果中一旦超出每年的百万分之一,便立刻判定为不适合该目标(源自《关于安全目标调查审议状况中期汇总》,2003年12月原子能安全委员会安全目标专门会议,【参考19】)5.
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3对环境污染的考虑上述安全目标将人员死亡风险作为考量指标,但是,通过东京电力福岛第一核电站事故未发现公众受到明显的核辐射影响可以判断,辐射对生命以及健康的影响能够通过避难等防护措施大幅降低但是,大范围的环境污染会在很长一段时间内掠夺生活在周围的居民的生活基础,给他们带来严重的影响,除污费用也加重了国民的负担因此,有必要探讨在安全目标中增加大规模污染相关指标,以及可承受范围和程度已经有国家将此写入国家政策中,在此介绍日本对此展开探讨的例子在日本国内,作为原子能安全研究协会自主研究的一环,成立了由来自产业界研究机构等的专家组成的委员会,明确了重大事故应该考虑的相关事项,以资助新型轻水型反应堆安全壳设计为目的,提出了作为设计指南的安全壳性能目标(参考文献:《关于新型轻水型核反应堆安全壳设计中重大事故事指南》,【参考20】)该目标虽为规定安全壳的性能目标,但不仅是以核事故的发生为前提条件的带条件的概率,也包含了释放大规模放射性物质的频率,因此也可以当做设备整体的安全目标目标包括定性的目标定量的目标和补充目标三项,如下所示(一)定性的目标①将发生需采取避难等短期防护对策的事故的可能性降到极低②将发生确定产生影响的放射线辐射的可能性以及需要长期迁移住所的可能性降低到可忽视的程度(二)定量的目标(与上相对)①未满足目标FP保持能力(CRF-1)的概率乏燃料池冷却水缺失事故等起因事项7.
3诱发严重事故发生的外部事项作为因外部事项而导致事故发生的项目,有必要对以下由于自然现象或人为事项所引发的项目进行探讨7.
3.
1自然现象引起的项目·地震虽然以超出设计基准的地动情况为对象,各设备已经进行过压力测试,仔细核查这一结果是否可以防止严重事故以及探讨如何制定缓解政策等都是好办法·海啸以超出预想海啸浪高的情况为对象如果防潮堤坝未能阻止海啸,露天设备的坚固性重要建筑物的浸水对策等是研究对象也要考虑与地震一起发生海啸的复合型灾害的情况·气象的影响设想因暴风龙卷风造成露天设备的损坏火灾沙尘暴巨浪等的影响还要研究因包括暴风雨在内的暴雨而有可能发生的河流泛滥洪水泥石流山崩山体滑坡悬崖塌陷等的影响此外,也要预想因暴雪导致的负荷雪崩暴风雪等影响积雪融化所导致的山崩山体滑坡等影响也是研究对象因雷击导致的电流的影响因雷击导致的火灾也需考虑此外,高温低温(结冰)海水水位异常上升或下降)等情况同样需要考虑上述针对气象影响的研究不应限定考虑的范围45·火山活动:因火山活动所发生的火山爆发火山砾火山碎屑流熔岩流泥石流爆炸冲击波火山灰火山气体滞留等问题应予以考虑尤其是研究火山灰对于人体呼吸系统的影响·陨石掉落:陨石掉落在原子能设施或附近,因冲击波等产生重大影响的概率极低是否应该引入这一评估标准现在国际上还未达成共识·生物学影响因大量出现越前水母等对冷却水进水口造成的影响予以考虑7.
3.
2因人为事项引起的项目·火灾爆炸:预想反应堆厂房外厂区外发生的火灾爆炸的影响·船舶的碰撞搁浅:预想因海中或海岸附近的设施的损坏原油泄漏导致的进水阻碍·航空器坠落:因事故引起:军用机小型机大型机10-7回/反应堆年以下不需考虑恐怖袭击:大型机小型机伴随发生的火灾也应予以考虑·恐怖袭击造成的妨害·破坏行为:预想因炸药汽油等产生的火灾爆炸的妨害行为;电缆切断中央控制室的破坏安全方面重要设备的破坏等产生的物理影响;因毒气传染病等对人员产生的影响,各种情况都予以考虑还要考虑网络犯罪等对信息网络产生影响的情况对发生概率极低的事项,应该在明确记载其要点的同时,考虑万一发生事故时的多种对应措施的组合,从而防止严重事故的发生或者万一发生事故的情况下减轻事故的影响468对策的具体事例这里,主要通过海啸对策的具体事例,尽管只是一部分事例,来加深理解,介绍严重事故的应对措施图8‐1为监管机构针对东京电力福岛第一核电站事故正在采取的对策一览表这里,以地震·海啸为代表实例,预想日本的自然灾害给核电站造成的重大影响并制定相应对策478.
1反映东京电力福岛第一核电站事故教训的突发事故管理东京电力福岛第一核电站事故(本章以下简称"东京电力福岛第一事故")中,虽然核反应堆停止了运转,但之后因电源全部失灵而无法进行燃料冷却,最终酿成放射性物质大量泄漏的悲惨事件保证核反应堆的冷却功能是核反应堆安全的根本性课题并且,从防止放射性物质大规模泄漏这一环境保护的角度出发,为避免紧急情况下安全壳压力过大,推荐设置带有净化功能的安全壳通风系统(过滤通风5)也就是说,防止严重事故发生及减轻其影响的最重要课题是确保包括可持续利用最终热阱在内的燃料冷却功能正常,将放射性物质泄漏到环境中的量控制在社会可接受范围内日本国内已建的核电站以海水及大气为最终热阱,因为这些都不得不设置在建筑外,所以会受到外部因素的影响探讨事故顺序时,在预想的自然现象人为原因中,建筑物内部设置的安全设备能够通过提高建筑物强度加强建筑物密封性及防水性等对策确保其功能正常但是,多种因素的综合影响下,切实确保包括最终热阱在内的燃料冷却功能绝非易事与永久设备一样,利用可移动式电源或水泵临时管线等设备从水池河流海洋获取冷却用水,进而经海陆空输送冷却用水及电源燃料,能够灵活运用这些手段进行应对的相关准备以及日常演练十分有效包括这一观点在内,东京电力福岛第一事故发生后,原子能安全·保安院为了探究事故的具体情况,于2012年2月汇总了应纳入到今后监管中的事项,分跨5个领域共计30个项目(参照图8‐1)【参考22】外部电源对策(4个项目)核电站内电力设备对策(7个项目)冷却·注水设备对策(6个项目)安全壳破损·氢爆对策(7个项目)管理·仪表设备对策(6个项目)这些对策多为防止不同于东京电力福岛第一事故的严重事故的发生及减轻其影响的有效对策这些技术性知识与对策虽然基本上是以BWR为中心整理,但也有很多对包括PWR的核电站防止严重事故发生并减轻其影响有价值的内容用于防止严重事故发生及减轻影响的主要设备,从可靠性角度出发应,将其视为与已有安全设备相同的、具有多重性多样性及独立性电源的永久设备8.
2事故教训对其他设备的启示下面以受地震·海啸等自然灾害威胁最大的中部电力滨冈发电站(以下简称滨冈发电站)为例讨论应对措施,以之作为东京电力福岛第一事故的教训8.
2.
1地震·海啸的评估方法在中部电力滨冈核电站,曾发生过1096年震中位置在远州滩海域北纬34°的永长地震(M8.
3)1498年的明应地震(M8.
3)以及1854年的安政东海地震(M8.
4)因此,滨冈核电站的标准地动Ss,预计比福岛第一核电站的最大加速度800伽还要大并且滨冈核电站自主设定了约1000伽的抗震安全目标,2008年3月结束了3号机~5号机的加固工程福岛第一核电站基于2002年土木学会发布的《核电站海啸评估技术》,在2009年对高6.
1m的海啸进行了评估东北地区太平洋海域地震后,地震·海啸专家整合观察现象,进行了大规模地震·海啸的模拟推演,发现"沿日本海沟一侧多处断层的运动(地震规模较小)导致的级别在预想内的海啸在福岛第一核电站所在海域叠加并发展成意料之外的高度(15m)"基于东北地区太平洋海域地震·海啸的认识,设置在中央防灾会议之下的内阁府"南海海沟超大地震模型研讨会"重新设想了比东京电力福岛第一事故此前M8.
5更大的M9联动地震,探讨了评估最大等级海啸的海啸断层模型并公布了其结果根据该模型,断层滑动量基于对2011年东北地区太平洋海域地震2010年智利地震2004年苏门答腊海域地震等的分析实例的调查来确定,并且,加入了产生比以往高度都高的海啸的条件,对最高等级的海啸进行了评估依照该模型,滨冈核电站附近的海啸最大高度被评估为T.
P.
(东京湾平均海面)+19米【参照23】5如果发生导致堆芯严重损伤的严重事故,安全壳内空气压力和温度超过设计压力和温度的情况,必须要采取适当的对应措施.
作为其手段,可以考虑使用安全壳过滤通风设备或者安全壳空气再循环设备.
48顺便说一下,与滨冈核电站相对的远州滩在1854年安政东海地震中发生的海啸被评为已发生海啸中最高的等级,核电站东侧的御前崎到滨名湖西侧的白须贺之间在满潮时的最大海啸痕迹高度约为6m并且,2003年中央防灾会议的评估值为T.
P.
+7m,可知新模型下评估值有多大假如国家·该县·该自治团体用该模型来评估沿南海海沟不远的将来发生的联动地震引起的海啸,面对南海海沟的东海近畿四国九州地区用于防灾·减灾工作的社会基础设施的维修费数额会十分巨大因此,在制定合理的社会基础设施方案方面,使用考虑了费用效果的现实海啸模型十分必要应将新模型作为东京电力福岛第一事故发生后核电站安全评估模型来利用8.
2.
2电源对策东京电力福岛第一事故之后,原子能安全·保安院制定的非常时期核电站站内电力设备紧急对策,是设置可以应对全BWR与PWR发电站发生的火灾爆炸台风等地震与海啸以外外部原因的高地应急大型发电机配备电源车并且,针对作为东京电力福岛第一事故的技术性知识所总结的对策1~4中的提高外部电源系统的可靠性,变电站开关站的抗震可靠性及迅速修复相关设备,各发电站正在迅速推动改进中部电力滨冈核电站中,建设不受海啸影响的高地(T.
P.
+40m)作为专用抗震建筑,为冷却系统·燃料池冷却系统等设置超大容量气动涡轮发电机4000kVA*6台(各系统可以多重化,确保可供2周使用的燃料)从该处经由抗震地下管道将电源线缆永久接到做好浸水对策的核反应堆建筑内上层电源盘设备上(包含切换盘)(对策5电源设备的分散(垂直方向及水平方向)对策6加强浸水对策对策7应急交流电源的多重性·多样性)该电源系统可以通过中央控制室等远距离启动并且在高地设置应急用电气用品建筑·应急资源机器材料仓库的同时,分散共同供电口(对策10简化外部供电对策11储备电力设备相关备用品),针对作为应急关键的设备与配件,建立起对其故障及损伤及时对应的体制并且,增设与各核反应堆已有直流电源相同容量的备用直流电源(包括专用充电器)(对策8加强应急直流电源的对策·对策9设置个别专用电源)【参考24】现在,为了防止火灾爆炸等,所有核电站也正在迅速推进同样的设置·配备作业8·2·3防止·减轻严重事故的具体对策东京电力福岛第一事故刚刚发生后,原子能安全·保安院对BWR与PWR核电站做出指示,使用冷却·注水安全壳破损·氢对策等事故防止·减轻对策(对策12~24),上述对策将应对火灾爆炸台风等地震·海啸以外的外部因素考虑在内,确保·配备可移动式泵临时水泵替代热交换器车氢检测器等滨冈发电站基于东京电力福岛第一事故之后的新海啸评估模型,针对正在建设中的防洪堤(海拔22m),预想水漫堤坝或水从取水槽溢出的情况,为确保堆芯冷却功能而在已有的露天海水取水泵周边设置防水坝(高3m),并且,预想该海水取水泵失灵的情况,分别在各号机组新设应急海水取水设备具体来说,在考虑了抗洪能力与防水性基础上建造的新建筑内为各号机组设置2台应急海水取水泵,借由海水确保堆芯冷却功能并且,这些泵通过中央控制室等做出远程操作可以迅速启动(对策13确保冷却设备抗浸水性·分散设置冷却设备)核反应堆建筑的浸水对策是在建筑物外墙设置两重防水门·强化门已有的应急柴油发电机等的供排气口设置通气管,在更高处设置供排气口等作为浸水对策管道等建筑物贯通处也从防水性·抗水压性·抗震性的角度出发,使用可靠度较高的防水材料及封闭盘这些对策可以防止包括建筑内应急柴油发电设备在内的堆芯冷却功能及燃料池冷却功能的相关设备浸水(对策13确保冷却设备的抗浸水性·分散设置冷却设备)上述加强直流电源及抗浸水性对策,可以大幅提高东京电力福岛第一事故中起作用的"由堆芯残留热量所生成的蒸汽驱动"的涡轮驱动式核反应堆隔离冷却系统(RCIC)的可靠性并且在滨冈核电站中,已有的海水取水泵系统及新建应急海水取水泵系统不论因什么理由失灵,为使已有发动机驱动高压堆芯喷淋系统(HPCI)顺利启动,在核反应堆建筑的中间屋顶新设高压泵用空冷式热交换器并且,实行改造工程,以替代热交换器车接替已有核反应堆残留热量消除系统(对策14强化最终散热器)向核反应堆与燃料池注水的水源,除了已有的冷凝槽与冷凝储藏槽之外,在厂区高地(T.
P.
+30m)上设置大容量共用应急淡水储藏槽该设备由容量9000m3的混凝土储藏槽与泵机室构成,设置上述涡轮发电机驱动运转的电机驱动泵及柴油驱动泵各1台(多样性),可以为各号机组的核反应堆与乏燃49料池供水加之,通过给3号机组的勘探隧道(为获取设置申请用岩盘数据而建)充满淡水,可以确保堆芯与乏燃料的冷却所需用淡水的2周用量(对策16强化替代注水功能对策17提高乏燃料池的冷却·供水功能的可靠性)如上所述,通过实现应急电源·注水·最终热阱的多样化·多重化,可以加强作为减轻堆芯损伤影响对策的核反应堆安全壳喷淋功能(对策18)及确保安全壳顶端法兰盘的冷却功能(对策19)并且,也将上述替代热交换器车作为减轻影响对策(对策18安全壳除热功能多样化)通过这样的对策可以防止(或大幅度减轻)东京电力福岛第一事故中出现的安全壳损伤堆芯损伤导致氢产生放射性物质泄漏到安全壳内的情况下,用氢监测器确认氢浓度的同时,利用核反应堆建筑的氢通风口与核反应堆安全壳内喷淋·水泵进行净化,同时开启安全壳外带有净化功能的通风系统,大幅减少放射性物质向环境泄漏(对策22通过通风口减轻对外部环境的影响对策24防止氢爆)【参考24】对策25~50是包含堆芯损伤后减轻其影响的紧急事态的管理·测量设备对策这些对策是将事故后反应堆内状况及堆芯状态以及周边辐射线测量等重要数据的采用,与建筑内相关机构之间的信息交换意见交流作为重要的教训而纳入对策之中具体的处理方法虽在所有发电站推行,但包括测量方法的开发在内,处理方法尚存在许多问题不用说,这种防止严重事故发生·减轻其影响的对策的前提是,具有教育演练经验的发电站工作人员准确把握紧急事态,可以随机应变地灵活应用所有可移动设备与永久设备8.
3安全余量的考察与过滤排放对策全部交流电源失灵导致电机驱动的所有泵机都无法使用,作为事故发生时预想的堆芯冷却方法,从堆芯到最终热阱的热量传送手段无法使用此时剩下的方法就是像东京电力福岛第一核电站实施的一样,通过面向堆芯的替代注入方法降低堆芯的温度,确保蒸发的大量蒸汽排出核反应堆外的通路畅通本次东京电力福岛第一核电站事故中,最为犹豫的是选择海水作为替代注入手段和选择含有冷却堆芯的蒸汽(含放射性物质)的安全壳的空气直接排放到安全壳外(安全壳通风口)利用海水向堆芯注水的话,堆芯恐怕无法作为发电设备再次使用现在我们试着看看本次东京电力福岛第一事故中作为事故起点的全部交流电源失灵和堆芯冷却相关措施PWR中,核反应堆系统(一次系统)与涡轮系统(二次系统)通过蒸汽发生器分离开来,因二次系统不含核辐射,操作员对打开用于冷却核反应堆的蒸汽溢出阀没有心理抵触,所以容易应对向蒸汽发生器注水是利用二次系统蒸汽驱动泵从二次系统供水线进行,通过蒸汽发生器向大气排出蒸汽,完成一次系统的自然循环,冷却堆芯分析表明,这样一来反应堆内压力与冷却材料温度可以在半天到1天时间内达到稳定状态【参考25】进而,为了低温停止,通过消防泵注水等方式进行冷却直流电源也失灵时,需要注意防止蒸汽驱动泵及蓄压注入系统的氮注入防止阀等的操作功能失灵在长期稳定地去除衰变热能方面,原来的余热去除系统(RHR系统)很受期待即使RHR热交换器及泵发生故障,因为设置在安全壳外的核反应堆辅助建筑中,所以比较容易接近,修复与更换等也相对容易BWR中,根据采用的时代的不同,安全壳的形式也不相同发生事故的东京电力福岛第一核电站的1‐4号机组的MarkI型安全壳按输出的比例而言容积较小,但MarkI改良型安全壳中干井形状因用烧杯型(圆形)替代长颈瓶型而增加了容积并且,还进行了改良,如通过降低核反应堆容器的相对位置提高了抗震性等另外,MarkII型及改良型沸水反应堆(ABWR)等将干井与湿井(SC)一体化,扩大了安全壳的容量,构造也有所不同,增加了安全余量尤其是ABWR是将再循环泵内置于核反应堆容器内,消除了大口径管道断裂情况LOCA,因安全壳与建筑构造的一体化增强了抗震性,又通过应急冷却系统的系统分离,控制显示板的简化与通过大型显示板实现操作员信息共享等各种方式完善了安全系统正是这样进一步扩大了安全余量不论是BWR,还是PWR,所有电源失灵都无法向海水散热,所以应认识到最终的方法是边向核反应堆容器供水边向核反应堆容器外释放蒸汽热量来冷却的"FeedandBleed"是唯一成功的方案针对这样的反应堆类型与形式等,个别的核电设备出现的超出设计标准情况的过渡应答各有不同,因此追加设置的安全设备自然应该以此为基础采取应对措施并且,不单偏重设备,整理指导手册及加强教育演练同样不可或缺50以迄今为止的情况为基础,对新标准涉及的带过滤通风口进行考察BWR安全壳内的氮气为惰性气体,所以即使产生大量氢,安全壳内也不会爆炸或燃烧,安全壳的自由容积较小,所以为防止水蒸气与氢等非凝固性气体的大量产生而造成压力过大,安装了通风口装置因此,应对严重事故时,在燃料受损后堆芯受损前进行通风,用湿井(SC)的水对安全壳空气进行清洁,放射性碘元素及铯元素可达到100分之一以下1990年的BWR安全壳通风口相关文献调查中提到了,美国及德国发生的严重事故中安全壳通风口的重要性BWR为应对通风不及时的情况,作为突发事故管理,为保护安全壳增设了带防爆膜的抗压强化通风系统,重建为能够同时排出大量蒸汽并且,若连通安全壳给核反应堆减压,通过消防系统给堆芯注水便相对容易,所以增设了该替代注水手段若进行堆芯注水即可以防止燃料严重受损情况发生,还可以抑制水蒸气与氢的产生进一步地,也可以向核反应堆容器下部的基座注水虽然如上所述,已经采用了设备应对方式,但因对设计目的的理解使用步骤演练不够充分,未灵活运用其主旨以致酿成了重大事故,对此我们表示十分遗憾思考事故经过,给BWR安全壳新设带过滤气通风口作为最终对策固然非常重要,但为了落实初期阶段的核反应堆减压堆芯注水手段,从防止堆芯熔融的角度考虑,在初期阶段给安全壳通风给核反应堆减压也十分有用PWR中,因安全壳内自由容积较大,严重事故发生时不会仅因产生大量氢而超出安全壳的设计压力并且,严重事故发生时虽然会同时产生大量水蒸气与氢气,但PWR安全壳压力过大的原因是水蒸气,与此同时产生的氢也不易燃但是,自由容积相对较小的带有冰冷凝器安全壳的反应堆类型中,长时间来考虑的话,安全壳冷却过程中蒸汽的分压下降以及水在核辐射影响下分解,导致氢与氧浓度逐渐上升,会达到可燃范围,所以为实现突发事故管理而设置了可燃性气体浓度控制设备(最初的安全设计审查指导方针中有)作为这样自由容积较大,事故发生时保有大量水蒸气的PWR安全壳的减压对策,此类使水蒸气凝固的方法最为有效因此PWR的严重事故对策采用的是替代注入设备而非安全壳的通风系统PWR的严重事故中防止安全壳压力过大的新对策是不将安全壳气体排到外部(通风),而是通过循环冷却安全壳气体,凝固蒸汽进行减压的安全壳气体再循环设备,由此可以在万一发生事故情况下减轻对环境的影响,所以可以将其作为一个有效对策纳入考虑范围东京电力福岛第一核电站事故中,严重的燃料受损及堆芯熔融导致产生大量水蒸气及氢等非凝固性气体,安全壳内部压力大幅超出设计压力,造成了设备受损安全壳在短时间内大规模受损,大量放射性物质(碘铯锶)水蒸气及非凝固性气体同时排出核电站,给环境及居民造成极大影响为使其具有可以降低放射性物质排出量的过滤(Filter)功能,避免压力过大导致安全壳破损,通过排出内部气体达到减压的目的,设置了带过滤器的安全壳容器通风口该设备是保护安全壳的最终方法,为符合5·2·3章(对环境污染的考虑)中提到环境目标,应充分考虑这一设置作为该过滤器的功能的示例,示出了药液与金属过滤器的组合设计像这样为实现备用预防措施的多样性,虽考虑设置带过滤器的安全壳通风口,但如上所述,若将其作为突发事故管理的最终方法,以之前的研究讨论反应堆类型不同导致的安全壳形式的差别为基础,应详细研究讨论事故进展初期阶段中对减轻安全壳压力的方法的必要性有效性与对安全性的影响重要的是站在地区居民的立场上,建立可靠性高令人安心的系统,不论怎样都不会造成令周边居民不能容忍的核辐射以及环境污染518.
4各国事例8.
4.
1国外设计标准中考虑到的外部因素IAEA:将发生频率与可能产生的有害影响降低到最低限度在抗震设计中避免CliffEdge效应美国:从历史性数据来看最严重的情况龙卷风风速10-7/年以下的不在设计标准考虑范围之内英国:全部发生频率不到10-7/年的不在考虑范围之内法国:硬芯(HardenedCore)的建设要求(2012年6月)即使对于例外规模的自然现象及电源长时间失灵的情况,确保建设坚实可靠的组织及建筑,防止伴随堆芯熔融的事故发生或限制其进一步发展,限制大规模放射性物质泄漏8.
4.
2国外飞机冲撞(事故)美国:核反应堆布局标准(10CFRPart100)中,发生频率超出10-7/反应堆·年时纳入设计考虑范围但是,同时发生多次恐怖袭击后,在爆炸火灾导致设备大规模受损的情况下,就被要求制定并实施维持或修复堆芯冷却安全壳及乏燃料池冷却能力的战略(暂定措施命令B.
5.
b之后联邦规定)并且,对于新设的反应堆,要求制定大型飞机冲撞的应对措施德国瑞士:经历了1970年代末的军用飞机坠落事故后,将军用飞机冲撞事项作为设计基准事故来评价作为对策,将防备飞机冲撞所用的应急电源系统余热去除系统等的安全相关设备从空间上物理上都长距离分散放置此外,这些措施也作为已有设备对应的Backfit设备法国芬兰:对新设的反应堆要考虑大型飞机冲撞的情况(EPR)528.
4.
3国外飞机冲撞(含恐怖袭击)英国:在赛兹韦尔B核电站(1988年动工),作为对包含有预谋的飞机冲撞的对应措施,采用了加强代替空冷式预备最终散热装置等的散热系统设置二重安全壳在独立建筑内分散设置电源和第二控制室等措施美国:同时发生多次恐怖袭击后,在爆炸火灾导致设备大规模受损的情况下,被要求制定并实施维持或修复堆芯冷却安全壳及乏燃料池冷却能力的战略(暂定措施命令B.
5.
b之后联邦规定)并且,对于新设的反应堆,要求制定大型飞机冲撞的应对措施8.
5原子能安全·保安院的对策对海啸以外情况的可用性及今后的课题当然,如8.
1章所示那样的原子能安全·保安院的30项对策也可以作为防止减轻海啸以外7章中所提到的自然现象及人为因素造成的严重事故的应对措施而加以使用例如,即便是原子能规制委员会已作为反恐对策纳入监管事项,以下与美国的反恐对策一样的应对方式也十分有效美国核监管委员会于2001年9月11日刚发生之后,就用最新的构造解析及火灾解析技术评估了通过大型班机实施恐怖袭击的可能性,包括火灾在内的物理性冲击及放射性物质泄漏到环境中的可能性,确认了核反应堆受损放射性物质泄漏的可能性很低此外,以进一步降低核电站风险为目的,要求各核电站工作人员遵守以下名为"B.
5.
b"的对策:包括超出设计标准的飞机冲撞影响在内的各种原因导致的大规模火灾及爆炸中,即便发生设施大规模失灵的情况,也应充分利用容易使用的方法,采取事故缓和对策维持并恢复核反应堆冷却安全壳及乏燃料池冷却功能该"B.
5.
b"要求,从30项对策的观点来说,是要求"利用可移动式电源·供水·热交换器设备及受过教育·演练的人才等容易调用的资源来灵活地维持或修复实际的冷却功能的对策"2003年左右,美国对包括日本在内拥有核电站的国家,秘密通知了这一内容(因为作为反恐对策)日本在东京电力福岛第一核事故后也开始渐渐准备针对包括该通知内容在内,有可能发生火灾爆炸功能失灵等情况的紧急对策当时的原子能安全·保安院却未将上述美国的通知与国家·核能界的"心甘情愿地接受绝对安全观念的惰性"相结合,没有抓住综合降低核电站风险的大好机会例如,以2004年造成22万人以上遇难者的苏门答腊岛海域地震与因长期使用造成的变压器(重要度低)火灾而受人关注的2007年中越海域地震为基础,作为针对紧急情况下发生的海啸·火灾·爆炸等外部原因的综合风险降低对策,针对预想的情况及情况发展,若向各发电站推荐配备以该低成本灵活应对的可移动设备组,东京电力福岛第一核电站事故的结果很有可能会迥然不同顺道提及,同样是地震多发地的台湾在1999年经历的M7.
6地震中,由于收到了美国的通知,在"3.
11"之前已经做好了包括准备大容量水源在内的此类降低综合性风险的对策尽管有些晚了,但日本原子能规制委员会正在将可以应对海啸等外部原因的相当于"B.
5.
b项"的反恐对策纳入到监管要求中日本自然灾害风险较大,不仅是地震·海啸的风险,也有必要准备对策,建立体制应对一直以来发生在视野范围内的飞机坠落事件及龙卷风陨石坠落事故大规模火山爆发及恐怖袭击导致的妨碍行为自不必说,30个项目中的大部分对策都是硬性要求东京电力福岛第一核电站事故之后,日本国内还尚未进行反映过去历史情况针对核辐射风险本质的讨论,最终仅有让国民容易理解的硬性安全对策继续存在不得不说,东京电力福岛第一核电站事故以后这样的现实情况与5,1章所述核电站的安全尺度方面利用"与外国相比日本核反应堆计划外的停止频率"相同第4章到第6章论述的观点中,在从硬件软件两个方面提高日本核能发电的安全性方面,国家核能界明确认识责任分担发挥各自作用应对事故十分重要严重事故应对措施的基础是管理(软件),从事故领域以及东京电力福岛第一事故的经验来看,其实从许多其他事故调查分析中所获得的认识都是一致的如何规范化管理,核电站的运营是否充分实行了安保机制,这些都是今后重要的课题从本次事故的应对中能明确的是,即使没有发展成严重事故,确保设备安全运转的是现场操作员,万一发生事故,必须直接处理设备问题的是操作员核电站(站点)负责人所长因此,建立一个平日维持并提高这些人才的事故处理应对能力的机制,也是国家原子能监管及政策方面的重要课题53并且,包括防灾中紧急情况下自卫队的帮助,旨在确保核安全的信息透明的组织跨越理学与工学专业领域间的有效合作也十分必要549建议第一,参考日本原子能学会《有关核能安全基本思考第一篇核能安全的目的和基本原则》,制定核能安全基本理念,并与包括各地方政府在内的所有核能相关人士共享,做到各司其职,这非常重要第二,理解"深层防护"理念的同时,重视功能性深层防护设计,构建安全保障体系,这同样适用于运转设备方面对于超出设计标准的事故,除了构筑能够应对各种事故进展场景的事故管理体系,还有必要经常学习新的知识,保证及时采取有效的应对措施第三,事故管理对策要求引入弹性力学的概念,也就是说事故后的对策需考虑重要的恢复能力,并以想象力为前提构筑恢复体系制定各种操作指南利用信息技术指导复杂的操作指南,这对于对策的顺利开展非常重要第四,人才培养有各种各样的方法,包括安全文化的培育人才交流的活跃资格制度的强化等不过,经过此次事故的对应,我们认为配备能够预想面对严重事故作为领导人指挥救灾工作的专门岗位非常重要同时为了提高全体操作人员的水平,有必要重申核能发电设备的复杂性风险性,明确承担重大责任的位置应有的地位待遇和责任举世公认,日本核能发电的硬件设施设备制造设计建设的技术是世界上屈指可数的自半世纪前引进核能发电技术后,核能产业实现了快速发展然而,核能安全监管水平如何呢日本为了确保能源供给,将核能发电上升为国策,决定引入核能发电,但是软件方面,在包括得到国民的理解同意和交流沟通以及对于"核能"的认识方面并未跟上国际认识和标准,相关制度的制定也滞后没有能够真正地确保本质上的"核能安全",是导致出现这次事故的重要原因之一首先,核能发电相关的技术人员研究人员应对此认真地进行反省,敞开胸怀投身到这里提到的新的举措中去放眼世界,当今唯有吸取福岛的教训,通过国际合作开展东京电力福岛第一核电站的处理和地区复兴工作,由此开展确保"核能安全"的各项举措,才是建设世界第一安全核能发电国家应做的事情包括有建设计划的在内,亚洲的核电站中,韩国有31座,中国有40座(有消息称中国未来计划建设100座甚至200座),印度也有31座,未来世界范围或将拥有500座以上核电站东京电力福岛第一核电站的事故不是日本一个国家的事情我们必须借由这次事故,确保世界各国追求核能发电的"核能安全"世界各国必须要分享事故经验,不让核能事故再次发生,而日本有责任与各国合作并协助开展工作关于现有核电站的运转,以东京电力福岛第一核电站事故带来的影响为戒,不得不对超出设计标准的严重事故领域4级"深层防护"做出新的对策因此,确保大规模地震海啸发生时有策可施,对于其他原因不得不采取4级对策时,各核电站应根据各自的设计地理位置,具体问题具体分析,迅速做出准确的判断另外,无论采取怎样的对策,核能与其他产业一样,都无法做到绝对安全,风险依然存在上述措施的目的在于将风险最小化,享受核电带来的便利,通过沟通换取公众理解非常重要下面我将提出具体要点,并附上解说供参考建议1:无论发生怎样的自然灾害和人为事故,都不能简单下定论为"意料之外"想要确保核能安全,重要之处正在于努力保证不再出现"意料之外"(解说)核能设施的安全确保绝不允许出现"意料之外"应与监管机构企业经营方彻底探讨自然灾害人为事故以及内部原因导致的事故及对策,并构筑安保体系想要避免"意料之外",需要从多角度充分设想可能发生的意外情况设想多个重大事故的场景制定相应的对策实施应急演练是避免出现"意料之外"的最好办法建议2:确立核能安全保障体系,撇开成见,修订安全保障体系运转中的安全审查方针和标准,使其达到在世界范围内也能得较高评价的水平(解说)在核电站核能安全保障方面,日本应参考IAEA的安全标准(SafteyStandard)等,确立适合日本国情的"核能安全基本方针",以此为基础尽快推动安全目标性能目标体系化,尽快确立安全监管的基本方针55另外,应吸取东京电力福岛第一核电站事故的教训,全面修订迄今为止的安全设计审查指南,同时在安全评估审查指南方面,作为针对深层防护4级严重事故的全新应对,必须确立该安全评价方法等建议3:所有核能相关人士都应在其发挥的作用的基础上明确认识自己的责任和义务,以确保核能安全为第一要义特别是监管机构应该广泛听取专家意见,制定防止发生严重事故和发生严重事故时的缓和对策的基本原则企业方要进一步制定防止和缓和严重事故的具体对策,时刻保持警惕,有效实施各项策略(解说)即便发生严重事故,也应避免由于放射性物质的泄露对厂区周围居民和环境带来不能承受的影响即,在核电站和其他核能相关设施的设计建设运转过程中,应时刻牢记该准则因此,应时刻保持警醒,不断学习吸收新知识研究成果,同时积极与核能专家进行合作建议4:国家与经营方彼此协动,此外,以作为核能专业人士的科学家技术人员与相关的学会为核心,就核电问题与广大国民开展风险对话,推进各种活动,获取国民对核电便利和风险的理解(解说)国家和经营方有责任开设平台,就核电便利和核电风险与广大国民展开对话,获得国民的持续理解此外,作为核电专家的科学家技术人员也应就核电带来便利的同时并非"绝对安全"和国民能够忍受何种程度的风险持续与国民展开对话建议5:监管机构的监管对象是严重事故的防止缓和对策的计划和检查研究对策时,应涵盖包括人员操作失误在内的所有内部因素自然因素人为因素引起的严重事故的情况,监管机构要与专家和经营方一道预想包括防止严重事故发生及减轻影响的多种多样设备灵活运用在内的对应措施,构建切实有效的方案和对策(事故处理)(解说)监管机构对"防止发生严重事故和减轻影响而设置的设备与原有设备组合使用,充分发挥所需要的功能"进行全面检查非常重要,此外,还应有义务对这些设备进行定期检查建议6:应对严重事故的防止和缓和对策的安保功能应当考虑确保排除一般共同故障的较高可靠性,此外,还应当确保由于位置分散带来的独立性和安全功能多样化带来的独立性等(解说)在排除重要安全设备和装置发生共同原因故障的可能性的同时,应该积极要求配备不同作用原理的设备,并谋求包括配置场所在内的多样性建议7:作为事故管理的具体对策示例,万一常设设备发生不能应对的事故,也能够灵活应对为此,配备可移动式设备,移动式设备(安装在车辆上的设备)使接口多样化等,无论发生什么样的事故都做到能够灵活应对(解说)为了防止发生严重事故减轻事故影响,有必要预想利用多种多样的设备对应的组合措施,构建切实有效的方案和策略(事故管理)一般来说,如果预想到有可能发生严重事故的场景,就能够设计安装防止发生事故的常设设备但是如果发生意料之外的事件,或者严重事故的情况本身与设想有所偏差的情况下,就应该配备可移动式设备和移动式设备,这是非常行之有效的做法,应该推荐使用当然,必须提前充分确认上述方式可行建议8:经营方应该在核电站设置事故管理专门职位,职位负责人应熟悉核能发电系统能够准确把握或推测发生事故的反应堆的状况,做出恰当的判断,指示必要操作(解说)专门职位应掌握事故管理相关的专业知识和能力,在主导事故管理教育和培训的同时,能够对核电站负责人直言需要配备的必要设备和人员,发生紧急情况时可以辅佐核电站负责人,帮助其进行判断建议9:经营方应在现场一一确认的基础上编写事故管理程序手册,并以此为基础对员工进行教育,开展所有环境下的演练(解说)对核能发电基础,特别是反应堆物理状况发生事故时的反应堆情况对待核能安全的基本看法自不必说,从事核能发电工作的职员,应努力充分了解所有设备的特性通过导致56严重事故相关的各种各样场景的对应,对核电站相关工作人员进行教育和演练的积累不可或缺建议10:监管机构应对上述内容进全面检查监管此外,经营方与监管机构应各自或者通过合作,时常开展必要的修正,努力提高事故管理水平(解说)监管机构规定经营方应定期(例如每隔一年)提交核电站"防止发生严重事故计划书",对自然灾害人为原因以及内部因素导致的事故的预想情况对策计划演练执行情况等进行汇报监管机构有责任对企业的报告进行审查,制定认可对应措施的规定此外,经营方应不局限于规定的内容,积极探索有可能导致严重事故发生的因素,并努力制定应对措施除此之外,监管机构每年召开事故管理专门负责人工作汇报会,以期构建监管机构经营方设备供应商以及核能专家发表建议的平台,同时共享好的事例5710结语正如前言部分所述,本次研讨会的召集人阿部博之表达了对东京电力福岛第一核电站事故原因持有的各种疑问和对其他核电站的安全保障问题的担忧国家地震调查研究推进本部以本次未能预测东北地区太平洋沿岸地震为鉴,公布了未来日本可能发生的地震引发海啸的最坏的情况情况显示,如果东海海域东南海域南海海沟同时发生震动,将引发9级地震,并预测了地震将引发的海啸高度国家地震调查研究推进本部同时预测了其他地区最坏的情况,全国各地的核电站正在据此修订当地的地动海啸高度并采取相应措施此外,针对东京电力福岛第一核电站事故未能做到防范于未然究竟哪里出了差错,已经在第2章第3章针对严重事故的事前应对事故发生时的判断处置举措等根本性问题时提及3级深层防护级别的事故应对三原则"停止""冷却""关闭"是防止发生严重事故的重要前提和原则,中越海域地震时的柏崎刈羽核电站和本次福岛第一核电站都成功做到了"停止"这次事故的起点是"冷却"部分,也就是说冷却功能丧失引发了事故的发生针对其后事故的进展严重事故的防止以及一旦发生事故时的缓和对策等问题,我们立足核能安全的根本原则,在第4章-第8章进行了阐述最后,为了防止再次发生严重事故,我们在第9章中给出了建议,其中强调作为必要的对策,除了设备等硬件设施,还有软件方面,即核电站运维人员应当投入全部精力真诚面对核电安全也非常重要这些建议明确表示,在运用核电问题上,监管机构经营方设备制造商等全体核电相关组织和个人都应立足核电安全文化,站在各自的立场确保核电安全,将风险降到最低在此基础上,就核能发电带来的便利和风险与国民展开真诚的交流,努力达成共识58参照参考文献(文中编号所示)1.
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关西电力株式会社《紧急安全对策相关的实施情况汇报》(修订版大饭核电站)2011年4月59用语说明等①缩略语ABWRAdvancedBoilingWaterReactor改良型沸水反应堆ADSAutomaticDepressurizationSystem自动减压系统AMAccidentManagement事故管理AMGAccidentManagementGuideline事故管理指南AOOAnticipatedOperationalOccurrences平时运转时的异常过渡变化APWRAdvancedPressurizedWaterReactor改良型压水反应堆ARIAlternativeRodsInjection替代控制棒插入ASMEAmericanSocietyofMechanicalEngineers美国机械工程师学会ATWSAnticipatedTransientsWithoutScram未能紧急停堆的预期瞬态BWRBoilingWaterReactor沸水反应堆CAMSContainmentAtmosphericMonitoringSystem安全壳空气监测系统(检出核辐射水平)CCFPContainmentConditionalFailureProbability安全壳条件失效概率CDFCoreDamageFrequency堆芯损坏频率CRControlRod控制棒CRDControlRodDrive控制棒驱动机构CRFContainmentRetentionFactor安全壳保留因子(放射性物质的封闭)60CSCoreSpraySystem堆芯喷淋系统CSTCondensateStorageTank冷凝水贮槽DBADesignBasisAccident设计基准事故DBEDesignBasisEvent设计基准事项DBHDesignBasisHazard设计基准风险DD-FPDieselDrivenFirePump柴油驱动消防泵DECsDesignExtensionConditions设计扩展工况D/GDieselGenerator柴油发电机DWDryWell除反应堆安全壳内的压力控制池(WW)之外的空间部分ECCSEmergencyCoreCoolingSystem应急堆芯冷却系统EDGEmergencyDieselGenerator应急柴油发电机EECWEmergencyEquipmentCoolingWaterSystem应急设备冷却水系统EOPEmergencyOperation事故时运转操作手册[基于前兆]ProcedureEPREuropeanPressureReactor欧洲压水堆FCSFlammabilityControlSystem可燃性气体浓度控制系统FPFissionProducts核裂变产物FPSFireProtectionSystem消防系统GPSGlobalPositioningSystem全球定位系统HFHumanFactor人为因素HPCIHighPressureCoolantInjectionSystem高压冷却剂注入系统61HPCSHighPressureCoreSpraySystem高压堆芯喷淋系统IAEAInternationalAtomicEnergyAgency国际原子能机构ICIsolationCondenser应急冷凝器(隔离式冷凝器)ICRPInternationalCommissiononRadiologicalProtection国际核辐射防护委员会INESInternationalNuclearandRadiologicalEventScale国际核事故评估标准(国际核事故分级表)IRHRSIndependentResiaualHeatRemovalSystem独立余热除去系统LOCALossofCoolantAccident反应堆冷却剂丧失事故JNESJapanNuclearEnergy独立行政法人原子能安全基盘机构组织SafetyOrganizationLOFTLossofFluidTest失水事故实验反应堆LPCILowPressureCoreInjectionSystem低压堆芯注入系统LPCSLowPressureCoreSpraySystem低压堆芯喷淋系统M/CMetal-CladSwitchGear高压电源盘MCCIMoltenCoreConcrete堆芯熔融物与混凝土相互作用InteractionMSIVMainSteamIsolationValve主蒸汽隔离阀MUWCMake-UpWaterSystem冷凝水补给水系统NEINuclearEnergyInstitute核能研究所(美国)NRCNuclearRegulatoryCommission核管理委员会(美国)NUREGNuclearRegulatoryNRC发行的核能相关监管文件的总称CommissionReport62OECD/NEAOrganizationforEconomicCooperationAndDevelopment/NuclearEnergyAgency经济合作与发展组织/核能机构PAPublicAcceptance公众接收程度PBqPetaBecquerelPeta贝克勒尔Peta=1015P/CPowerCenter低压电源盘PCVPrimaryContainmentVessel主安全壳容器PDCAplan-do-check-act计划—执行—查核—行动PRAProbabilisticRiskAssessment概率风险评估PSAProbabilisticSafetyAssessment概率安全评估PWRPressurizedWaterReactor压水型反应堆R/BReactorBuilding反应堆建筑RCICReactorCoreIsolationCoolingSystem反应堆隔离冷却系统(反应堆堆芯隔离冷却系统)RHRResiaualHeatRemovalSystem余热散热系统RHRCRHRCoolingWaterSystem余热散热水冷系统RHRSRHRSeaWaterSystem余热散热海水系统RPTRecirculationPumpTrip再循环泵跳脱RPVReactorPressureVessel反应堆压力容器SASevereAcciaent重大事故(严重事故)SAMSevereAcciaent重大事故·管理ManagementSBOStationBlackout全部交流电源失灵(全厂断电)63S/CSuppressionchamber抑压室(与WW相同)有别于抑压池型SEHRSpecialEmergencyHeatRemoval应急除热SFPSpentFuelPool乏燃料池SGTSStand-byGasTreatmentSystem应急气体处理系统SLCStand-byLiquidControlSystem硼酸水注入系统(应急液体控制系统)S/PSuppressionPool抑压池(与WW相同)功能相同SRVSteamSafety-reliefValve安全排气阀TAFTopofActiveFuel有效燃料棒顶部TBqTeraBecquerel兆贝克勒尔、兆=1012TMIThreeMileIsland三里岛核电站WENRAWesternEuropeanNuclearRegulatorsAssociation西欧核监管者协会WWWetWell抑压池(与S/P、S/C相同)(湿井)64②用语说明B.
5.
b美国核管理委员会为确定美国国内核电站的反恐对策规定各项义务的指导文件记载具体事项的文章条款编号为(B5条b项(SectionB.
5.
b))所以将其命名为B.
5.
bB.
5.
b中,就核电站所有电源失灵的情况,规定了准备可移动式电源等机器材料及进行演练的义务Cs-137铯的放射性同位素,质量数为137通过铀235等裂变生成,半衰期为30.
1年另一方面,质量数为134的铯的放射性同位素,Cs-134的半衰期为2.
1年TMI事故1979年3月28日,美利坚合众国东北部宾夕法尼亚州的三里岛核电站发生的重大核事故随着核反应堆冷却材料失灵导致堆芯溶融,微量放射性物质泄漏到环境中发生事故,国际核事故分级系统(INES)将其定为5级事故管理为防止重大事故发生,以及万一发生重大事故时减轻其影响,通过有效利用设施设计的安全余量最初安全设计所预想的功能之外可期待的功能或为应对该事态而设置的机器等安全文化实现"将核设施的安全性作为首要问题,给予与其重要性相称的关注"的组织与个人的态度与特点(应有的状态)的总和事件树系统出现问题时,综合调查各项补偿安全对策是否成功起作用的树状图场外中心紧急事态应急对策定点设施1999年发生在茨城县东海村的JCO事故后制定的《原子力灾害特别措施法》中,为确保地区居民的安全,设立可供国家自治体经营者核专家等相关人员高效探讨应急对策的场外中心概率安全评估以核设施中发生的事故故障为对象,定量评估其发生频率与影响的方法概率论危险描述危险时,会按强度描述其发生频率,或按发生频率描述其强度不论何种原因,一般来说强度越大发生频率越低严重事故虽然一直以来监管机构都称为"SevereAccident",在《原子能规制委员会设置法》中称其为"重大事故"此处,为便于理解一般称其为"重大事故"重大事故的定义为:"大幅超出设计标准的情况,安全设计评估预想的方法中合理的堆芯冷却或反应程度控制无法进行的状态,最终造成的堆芯严重受损"其结果包括安全壳隔离功能显著降低导致放射性物质大量泄漏到环境中设计基准情况指的是,在有可能导致核反应堆设施发生异常的事项中,不出现核反应堆设施安全设计中导致的堆芯损伤及放射性物质向建筑外的异常泄漏的情况65假想事故假想事故的定义为在设置核电站之前进行安全审查时,判断其布局条件是否合理的"核反应堆布局审查方针"中,比重大事故严重的,从技术角度来看想不到会发生的事故该方针明确,即使发生假想事故,也不对周边民众造成显著核辐射威胁假设放射性物质向安全壳泄漏的量相对于核反应堆内的量,轻水反应堆的稀有气体为100%,碘为50%进行评估GalCGS单位中的加速度单位1伽定义为1秒(s)中1厘米毎秒(cm/s)的加速度标准地动核设施的设计中预想到的地动功能性化监管机构规定的技术标准(监管标准)是以要求的性能为中心的规定(性能规定),并可以自由选择实现方式CliffEdge发电站的一个参数出现细微偏差后,发电站的状态突然出现极大波动后段否定多重防护的概念中,有意识的过低评估或不考虑后段的防护对策共识达成一致Sabotage玩忽职守残余风险超出测定标准地动的地动对设施产生影响,导致设施出现重大损坏,设施泄漏出大量放射性物质,或导致周围民众暴露在核辐射危险下应使其风险最小化Sequence将发展情况细致化详细化SevereAccident严重事故手动急停急停指的是核反应堆紧急停止(一般是控制棒在重力下落等影响下同时插入),在一定等级以上的大地震中,感知到核反应堆输出异常性上升等情况时设备会自动插入控制棒自动急停失灵时,或操作员判断有紧急停止的必要时按下按钮同时插入控制棒称为手动急停深层防护核反应堆的深层防护中,1级:防止发生异常;2级:防止异常扩大及事故更加严重;3级:防止事故扩大及减轻对环境的影响;4级:防止严重事故,万一发生时减轻影响的对策;5级:防灾急停急停指的是核反应堆紧急停止(一般是控制棒在重力下落等影响下同时插入),在一定等级以上的大地震中,感知到核反应堆输出异常性上升等情况时设备会自动插入控制棒Stakeholder利益相关者控制棒为控制核反应堆的输出,通过插入或取出存有核燃料的堆芯,调整输出的棒状或板状物由可以充分吸收中子的材料制作而成66设计扩张状态未考虑进设计标基准事故的事故状态,核电站的设计过程中根据最优评估方法考虑,放射性物质泄露限制在容许限制值以内的事故设计扩张状态包括重大事故设计基准事故(DesignBasisAccident:DBA)一直以来的评估方针中将其定义为"事故"规制委员会在现在提案中的新安全标准中,将"事故"称为"设计基准事故""设计基准事故"也没有统一的定义本来,各设备的设计中,正如"设计基准事项"这一项中所述,设备不同设计标准事项也有所不同然而,一方面,常从设计标准的内或外来讨论整体设施的安全设计基准事件(DesignBasisEvent:DBE)为进行设施及设备的安全设计及安全评估而预想的情况一直以来的安全评估中,评估方针包括预想设施的异常状态(运转中异常的过渡变化及事故),确认设施整体的安全性能是否足够正常并且,设计方针会预想个别安全设备的"设计基准危险"(标准地动或预想海啸)或预想的异常状态(运转中的异常过渡变化,事故及安全壳设计用预想情况),该设备会确认规定安全功能的工作情况通过设计应对今后某个范围内的重大事故(例如,过滤排放的设置)当时预想的重大事故也是设计标准情况设计基准危险(DesignBasisHazard:DBH)设计中预想的危险防范程度的危险DBH的名称根据引发条件有所不同,地动方面成为"标准地动",海啸方面称为"预想海啸高度",恐怖袭击方面称为"设计基础威胁"不过,即使某种引发条件超出DBH标准,也不会达到深层防护即级别4的情况例如,即便发生超出标准地动的地动,除了地震计使得机器按照设计停止运转以外,设施本来具有的安全余量保证机器不发生故障时为级别2的情况前段否定多重防护的概念中,有意识的过低评估或不考虑前段的防护对策预想海啸核设施的设计中预想的海啸原子力规制委员会(以下简称,"规制委")在现在提案中的新安全标准里,规定海啸名称为"基准海啸",但本报告采用之前的名称多重性例如准备同种类大于所需容量的应急电源数台机器设置备用机器系统,即使一个出现故障剩下的设备还可以正常运转多样性例如作为使核反应堆停止运转的方法,设定插入控制棒以及注入硼酸溶液的两种方法,准备数台不同机构的设备切尔诺贝利事故1986年4月26日,前苏联切尔诺贝利核电站4号反应堆发生重大事故为国际核事故分级系统(INES)规定的最严重的级别7(重大事故)独立性设计上考虑两种以上的系统或机器的环境条件及运转状态中,其功能不会因共同原因或从属原因同时受到影响维持运转的系统与安保系统,设计成各自独立的形态,一方发生故障不会对另一方产生影响67危险(Hazard)各种诱因事项的程度(或强度高度)Backcheck回溯调查新安全标准确定下来后,确认已有机器是否符合标准Backfit吸收最新技术知识对原有设备进行更新与改造以符合最新标准热阱散热装置过滤排放带过滤器的安全壳通风设备可以将放射性物质从1/100降低到1/1000湿式通气管的情况下,比例从1/10到1/100的程度Blowoutpanel预先塞在核反应堆建筑的墙壁的空洞上的板子建筑内压力上升过大时,为避免整体建筑爆炸,具有瞬间自动打开,释放压力的构造Becquerel放射性物质的放射活度单位SI单位制之一每秒发生1次放射性衰变为lBqPedestal核反应堆压力容器下方的空间通风口分为通过安全壳下方的压力控制室的水池水进行排气的湿式通气管与直接排放到大气中的干式通气管Pedestal核反应堆压力容器下方的空间与核反应堆Pedestal的不同!
Meltthrough燃料发生熔融时,会向核反应堆压力容器或安全壳外泄漏熔融Debris因燃料衰变产生的热量而熔融的燃料,燃料覆盖管,燃料集合体构成部分和反应堆内构成物等大小各异的块状物风险危险不测的可能性堆芯喷淋系统作为核反应堆的应急冷却装置,配置在应急堆芯冷却装置中从压力容器的上部洒水冷却堆芯分为高压堆芯喷淋系统与低压堆芯喷淋系统Resilience恢复能力复原能力68参考资料1.
东京电力福岛第一核电站事故相关的主要文献报告公布日期制作者报告名称2011年5月18日ONR(英国核监管局)Japaneseearthquakeandtsunami:ImplicationsfortneUKnuclearindustry(InterimReport)2011年6月7日原子能灾害对策总部(政府))日本政府对核安全相关的IAEA内阁会议的报告2011年7月12日NRC(美国:核管理委员会)基于福岛第一核电站事故相关调查成立的短期对策特别调查委员会进行的研究讨论,针对21世纪核反应堆安全性给出的建议RecommendationsforEnhancingReactorSafetyinthe21stCentury(TheNear-TermTaskForceReviewofInsightsfromtheFukushimaDanchiAccident)2011年8月5日IAEA国际原子能机构(IAEA)调查团报告2011年9月11日原子能灾害对策总部(政府)日本政府对国际原子能机构的追加报告(第2报)2011年10月3日及12月15日NRCPrioritizationofRecommendedActionstobetakeninResponsetoFukushimaLessonsLearned2011年10月11日ONR(英国核监管局)日本地震与海啸:对英国核工业的影响最终报告Japaneseearthquakeandtsunami:ImplicationsfortheUKnuclearindustry(FinalReport)September20112011年10月20日原子能安全委员会发电用轻水型核反应堆设施的重大事故对策2011年10月27日日本原子能技术协会东京电力(株)福岛第一核电站事故的研究讨论与对策建议(简称:产业界报告)2011年10月28日TeamH20项目从福岛第一核电站事故能得到什么教训中期报告2011年11月11日INPO(美国:核发电运转协会)福岛第一核电站核事故特别报告SpecialReportontheNuclearAccidentattheFukushimaDanchiNuclearPowerStation(INPO11-005)November20112011年12月2日东京电力福岛核事故调查报告(中期报告)2011年12月21日TeamH20项目从福岛第一核电站事故能得到什么教训最终报告2011年12月26日政府事故调查组东京电力福岛核电站的事故调查验证委员会(中期报告)2012年1ASN(法国核法国核电站的追加安全性评估报告69月3日安全监管机构)2011.
12)ComplementarySaretyAssessmentReportortheFrenchNuclearPowerPlants(European"STRESSTEST")3January20122012年2月28日民间事故调查组(日本重建主动权)福岛核爆事故独立验证委员会报告2012年3月6日卡内基财团(美国)可以避免福岛事故原因何在WhyFukushimaWasPreventable2012年3月23日ANS(美国核学会)福岛第一:ANS委员会报告FukushimaDaiichi:ANSCommitteeReport(TheAmericanNuclearSocietySpecialCommitteeonFukusnima)2012年3月6日卡内基财团(美国)可以避免福岛事故原因何在WhyFukushimaWasPreventable2012年3月12日原子能安全委员会发电用轻水型核反应堆设施的重大事故对策(发生超出预想的海啸时核反应堆设施的安保基本观点)2012年3月22日原子能安全委员会发电用轻水型核反应堆设施相关的安全审查方针及应反映到相关方针类的事项(总结)2012年3月28日原子能安全保安院东京电力公司福岛第一核电站事故的技术性知识(中期总结)2012年6月14日ASME(美国机械工程师学会)新安全概念的构建ForgingaNewNuclearSaretyConstruct(TheASMEPresidentialTaskForceResponsetoJapanNuclearPowerPlantEvents)2012年6月20日东京电力福岛核事故调查报告2012年6月26日ASN(法国核安全监管机构)ASN's2011reportonthestateofnuclearsaretyandradiationprotectioninFrance:"thereisabeforeandanafterfukushima"26June20122012年7月5日国会事故调查组东京电力福岛核电站事故调查委员会报告2012年7月5日原子能安全保安院核安全相关条约第2次特别会谈日本报告2012年7月23日政府事故调查组东京电力福岛核电站事故调查验证委员会报告2012年8月3日INPO(美国:核发电运转协会)福岛第一福岛第二核电站事故教训LessonsLearnedfromtheNuclearAccidentattheFukushimaDanchiNuclearPowerStation(INPO11-005Addendum)2012年8月27日原子能安全保安院发电用轻水型核反应堆设施的重大事故对策规制的基本观点(目前讨论的状況)70(注)本报告撰写过程并非参考或引用了上述所有文献报告2012年9月18日原子能安全委员会原子能安全委员会的废止:安全委员会在福岛事故发生后应对措施的总结2013年2月6日原子能规制委员会发电用轻水型核反应堆设施相关新安全标准纲要①新安全基准(设计基准)纲要②新安全基准(重大事故对策)纲要③安全基准(地震海啸)纲要712.
福岛第一核电站事故相关文献信息综合网站福岛第一核电站事故报告总结(東京大学WEBPARK)http://park.
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11核事故参考文献信息((独)日本原子能研究开发机构)http://jolisfukyu.
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html(注)参考了上述信息综合网站