0 引言

　　2011年3月11日，日本发生里氏9.0级的特大地震，地震及其引发的大海啸导致了日本福岛第一核电站的4台机组出现了不同程度的问题--氢气爆炸和核泄漏并且情况不断恶化。截至3月17日，事故发展仍旧存在不确定性，堆芯的进一步熔化成为最大的风险。直到3月18日-20日，东京电力公司逐步恢复了对福岛第一核电站机组的外部电力供应，外部电力供应的恢复成为此次事故趋于稳定可控的转折点。

　　由大地震引发的福岛第一核电站事故已经演变成一场核电危机。核电站周边至少直径30 km范围内核辐射严重，大量居民因此撤离。由于人们对核辐射的恐惧，日本核电危机在其国内及众多国家都得到了高度关注，也将对各国未来的核电发展、能源政策、社会发展与政治议程产生深远影响。本文将主要阐述日本核电站事故的演变过程，分析事故发生的直接原因，就事故的严重程度、核电技术路线的选择及安全性进行评价。

　　1 福岛核电站事故的演变历程

　　1.1 福岛核电站各机组的基本信息

　　日本福岛核电站包括第一核电站(Daiichi)与第二核电站(Daini)。其中，第一核电站包括6台在运机组，总装机容量为469.6万kW；第二核电站包括4台在运机组，总装机容量为440万kW，2个电站均为东京电力公司拥有并负责运营。表1给出了福岛核电站各机组的基本信息。

　　表1 福岛核电站第一、第二电站各机组基本信息

　　注：BWR为沸水堆；ABWR为先进沸水堆。

　　1.2 日本核电危机的演变过程与最新情况

　　日本福岛第一核电站1号机组运行已超过40年，因检修后状态较好而延长使用，事故也是最先从1号机组开始发生和发展的。从3月11日到本文成稿前，日本福岛核电事故大体经历了迅速恶化、出现转机、到目前基本稳定的过程。

　　1.2.1 事故危机发端

　　地震破坏了福岛第一核电站厂内供电，随之而来的海啸又破坏了备用柴油发电机，使反应堆的冷却系统失效。福岛第一核电站1号机组反应堆的温度不能及时降低，最先出现余热导出不足，造成“皓水反应”，导致了后来的堆芯部分熔化损坏引发氢气爆炸与放射性物质溢出。为了降低反应堆压力容器内的压力，释放压力的抢救措施也造成了放射性物质的外泄。

　　1.2.2 事故迅速恶化

　　3月14日上午11时左右，3号机组发生类似1号机组的氢气爆炸，紧接着2号机组也出现了余热无法及时排除，造成反应堆燃料棒部分裸露加速升温的过程，日本内阁官房长官枝野幸男称燃料棒可能已部分熔化。3月15日早上2号机组发生爆炸，反应堆附近的辐射量出现上升，反应堆压力容器有破损，放射性物质泄漏增加。而在3月15日中午时分，本属于停堆检修状态的4号机组也发生氢气爆炸，到晚间5、6号机组也出现温度升高的现象。由于停机检修的4-6号机组都含有高放射性的乏燃料[2]，这一情况使得事故迅速恶化，3月16-17日成为辐射强度最大、情况最为危急的2天。

　　1.2.3 事故出现转机

　　在福岛第一核电站1-4号机组先后发生氢气爆炸，5、6号机组也出现温度升高的情况下，东京电力公司基本放弃了保全核电站的计划。由于3、4号机组周边辐射强度较高，燃料棒受损可能较严重，东京电力公司开始通过采用高压水枪注水和直升机浇水的方式对3、4号机组进行冷却，使机组温度和周边辐射强度有所下降。

　　1.2.4 事故逐渐受控

　　东京电力公司在18-20日逐步恢复了对福岛第一核电站1-4号机组的外部电力供应，通过注水给反应堆降温。直到3月21日，4座反应堆温度回归正常，外部电源供电恢复，堆芯熔化以及乏燃料堆温升的风险降低，这一事故逐渐受控，事故的发展待进一步处理和观察。

　　1.2.5 事故最新情况

　　截至2011年3月22日，福岛第一核电站1号、2号、5号和6号反应堆已从外部电网接入电缆，工程人员着手检查各反应堆冷却系统和机械部件损坏情况，准备接入电源。2号、3号反应堆厂房一度冒出白烟，后被确认为水蒸气。控制室部分功能恢复，包括压力、温度控制设备和空气过滤系统，工作人员工作环境有可能获得改善。东京电力公司于22日晚宣称，福岛第一核电站的6台机组已全部接通了外部电源。日本自卫队20日开始连续2天利用直升机搭载一种红外装置对福岛第一核电站各机组表面温度进行测量，结果显示，1-6号机组表面温度均在65℃以下。注水降温取得明显效果，事故发展仍在可控范围之内。

　　1.3 关于核电事故的定级

　　国际核安全和辐射事件等级(INES)由国际原子能机构(IAEA)于1990年公布，用于快速确定核能事故的安全影响程度。国际原子能机构制定了一系列的指标与准则，用于对事故等级进行一致性的判定，采用对数分级法分为7个等级，每一等级的严重程度相差近10倍，与用于判断地震震级的里氏震级类似。表2给出了INES的分级准则。

　　日本原子能安保院于3月13日根据国际核事故分级表将此次事故评估为“伴有局部影响”的4级，在3月18日上调至5级；但是在随后的一系列爆炸发生之后，法国核安全局主席将这一事故的级别认定为6级；美国能源部部长朱棣文在国会作证时称“福岛的事故看起来比三里岛(定为5级)要严重很多”；美国科学与国际安全研究所称，福岛核电站情况急剧恶化，此次泄漏事件已经很接近6级事故的标准，如果继续发展，“不幸的话，也许会达到7级”。目前，国际原子能机构尚未对此做出官方表态。

　　事故等级的认定让大家对事故严重程度的认识变得更直观，也更有助于信息披露、采取应对措施和减少公众的恐慌。但在对此次事故的定级问题上，不同的机构在不同的时间发布了不同的观点，造成了事故初期判断上的混乱，在一定程度上给救灾和灾民转移安置工作造成了误判和延误。

　　表2 INES的分级准则

　　2 事故的技术原因与关键因素

　　2.1 事故的技术原因

　　总体来看，这次事故的主要原因在于地震破坏了厂内供电，而海啸又破坏了备用柴油发电机，使冷却系统因失电而失效。反应堆的温度不能及时降低导致了后来的放射性氢气溢出、爆炸与堆芯的部分损坏，而停堆检修的机组乏燃料失水升温造成的类似问题也非常严重。

　　堆芯熔化可能造成大面积核物质泄漏一度成为此次日本核电事故发生以来人们面临的最大威胁。1979年的美国三里岛事故发生6天后，堆芯温度才开始下降，避免了氢气爆炸。福岛核电站核反应堆能否降温成为此次核电危机能否好转的关键所在。最终因东京消防厅通过采取高压水枪注水和直升机浇水的方式对福岛第一核电站3、4号机组进行冷却，使周边辐射强度有所下降。如果能够顺利恢复核电机组的外部电力供应，对失去冷却功能的核反应堆和乏燃料池进行冷却，事故将控制在稳定的状态直至最终冷却封堆。

　　2.2 导致事故严重程度不同的关键因素

　　第一电站6台机组与第二电站的4台机组采用的核电技术基本相同，其中第一电站的6号机组与第二电站的4台机组都属于第二代核电技术中的BWR-5机型。第二电站也有机组曾在1989年发生轻微事故，福岛第一核电站的6台机组如果不进行改造以延长使用年限的话，也都将于近几年陆续退役。2011年3月11日的日本大地震发生后，这2座核电站均自动关闭，外接备用电源的线路被地震损坏使得两电站必须依靠自备电源--应急柴油发电机供电实施冷却。至此，地震对两电站的影响大致相当，但是，紧接而来的海啸及之后的灾情恶化，使两电站出现了截然不同的结果。

　　(1)第一核电站。由于地震引发的巨大海啸淹没了核电站大部分区域，应急柴油发电机也由于被海水淹没而没有发挥明显的作用，唯一能依靠的控制室备用电池在8h内就耗尽了。作业区由于被海水淹没后积水严重以及道路破坏等原因，调运应急柴油发电设备耗费了大量时间，导致反应堆长时间得不到冷却，重新注入水后的反应堆压力变得更高。“锆水反应”产生了大量氢气，氢气泄漏聚集在厂房顶部，又与氧气发生反应引发爆炸，破坏了设备与厂房，产生了放射性物质泄漏等一系列后续问题。

　　(2)第二核电站。1、2、4号机组的冷却水泵系统与备用冷却系统也同样遭受到地震和海啸的破坏，但是这3台机组的备用冷却系统得以迅速修复从而发挥作用，反应堆温度在上升到100℃之后开始下降，从而最终稳定在安全温度范围内。

　　所以，从技术上来看，福岛第一核电站事故受损比第二核电站严重的关键原因在于地震和海啸引发了第一核电站机组“一系列辅助设备的失灵”，以及东京电力公司抱有反应堆维修后仍能继续使用的期望，导致最初的处理方式偏于保守与缓慢，从而错失了在事故初期就迅速降温从而缩小事故范围的时机，而且在备用电源运来后“通过回路注入冷却水”的处置方式也不够妥当，最终导致了爆炸事故的发生。而第二核电站受到的影响较小的关键原因在于核电机组在遭遇地震和海啸后冷却系统得到及时修复，其被破坏程度相对较轻。由此可见，冷却系统是否能正常工作是导致机组受损程度不同的关键因素。

　　3 对2种技术路线抗灾能力的评价

　　第二代核电技术分为压水堆、沸水堆、重水堆等类型，其中沸水堆和压水堆成为主要的2种技术路线。福岛第一核电站1号机组采用的是20世纪70年代美国GE公司早期生产的46万kW沸水堆技术。从事故经过来看，核电事故本身的严重性经历了一个从轻到重的过程，引发的爆炸和核泄漏破坏了设备完整性，增加了救援难度，并进一步加重事故，放射性物质释放带来巨大的环境污染给民众造成了重大心理影响，从而可能使一起核电事故演变为一场全面的社会危机。这也引发了人们对沸水堆技术路线在防范放射性物质外泄方面的批评与讨论。

　　福岛第一核电站1-4号机组爆炸均因氢气爆炸引起。这些机组之所以发生氢气爆炸，是因为燃料棒过热到1 600℃以上，发生“锆水反应”产生了氢气。由于老式的反应堆没有除氢装置，氢气积聚在厂房顶部，引起了爆炸。现在的新式反应堆配有氢复合装置，可使氢又复合成水，不至于产生爆炸。

　　沸水堆没有蒸发器，只有一个蒸汽回路，反应堆产生的带放射性蒸汽直接进入常规岛推动汽轮机发电，所以常规岛也有放射性，故采用密闭厂房。由于沸水堆没有二回路，在紧急情况下需要排放蒸汽减压时，只能排放一回路中含有放射性的蒸汽，造成环境辐射污染。而压水堆则可以排放二回路中不含放射性物质的蒸汽用以减压，不会对环境造成辐射污染，见图1。因此，福岛第一核电站1～4号机组采用的这种老式沸水堆的技术特点，成为了事故发生之后造成严重影响的根本原因。

　　我国核电项目采用的全部是压水堆，建设时间要比福岛核电站晚三四十年，而且在技术及安全方面已有巨大改进。首先是压水堆采用三回路冷却系统，如遇紧急情况需释放蒸汽减压，将二回路不含放射性物质的蒸汽外排；二是压水堆堆型已普遍装有氢复合装置，可使氢气复合成水，不会发生类似于福岛核电站事故的氢气爆炸；三是压水堆有3个蒸发器，蒸发器中的水也可带走一部分热量。所以，如遇日本特大地震及海啸这样的极端情况，压水堆的抗灾能力要优于沸水堆。

　　图1 沸水堆与压水堆剖面示意

　　需要强调的是，我国正在建设的三门核电项目采用的是AP1000核电机组，属于第三代核电技术。由于AP1000冷却系统的设计思路与第二代完全不同，属于无需借助外力也能自我冷却的“非能动”系统，这种技术若采用，更能避免出现此次日本福岛核电事故中所暴露出的上述问题。可见，随着核电技术的进步，核电机组的安全性和抗灾能力也获得提升。

　　4 结语

　　安全是核电发展的永恒主题。日本特大地震及核电站事故造成的影响目前还处于发展阶段，9.0级特大地震以及引发的海啸这一“低概率”和“高风险”事件导致了日本福岛核电站事故的发生，这对我国的核电发展敲响了警钟。目前，国务院已经出台了相关规定，要用最先进的标准对所有在建核电站进行安全评估，存在隐患的要坚决整改，不符合安全标准的要立即停止建设。建议我国核电主管部门组织核电规划、设计、科研和电力、地理、气象、社会学等多学科、多方面的专家学者，及时并充分地分析总结导致此次事故的自然因素、技术因素和人为因素，重新制定核电站的安全标准，加强待建核电站选址论证和已建核电站的周边环境监测等工作，确保我国能有效应对类似此次日本核电事故发生。