核电 ，什么蒙住了你的“眼睛”？ －读INPO《福岛第一核电站 核事故专题报告 杜铭海，dumhai@126.com 2011-12-08 “福岛核灾难”过往8个多月了，世界核科学与核产业界仍深陷困顿，不能自拔。国内国外开了很多会，熟悉并不同一。作为核产业退休的老兵，我也在苦苦思考：是否真如国内某些专家所言，“现在运行的核电站扛不住福岛这样的事”、“二代技术面临淘汰”、“AP1000 技术则成为唯一选项”了？[1,2] 现在运行的核电机组还有“救”吗？ 上月下旬，国家能源 局原局长张国宝在巴黎举行的博鳌亚洲论坛国际资本会议上重申：“中国将继续发展核能 ，现有技术完全可以保障核电安全”；也有人说“运用非能动堆芯余热排出系统完全可以避免福岛事故的发生，由于在紧急情况下这种系统不需要外部电源”[3]。 中国发展核电的必要性是全世界的共叫[4]，但夸大只有“非能动”才可避免福岛事故，似乎有点“窄”了。福岛事故前世界核安全 研究公认，紧急情况下沸水堆排出余热的“非能动”系统很多，优于压水堆；事故后研究也以为，“非能动安全系统对失往电源并不免疫”（ passive safety systems were not defended from loss of power ）[5]。所以对“非能动”和“电源”题目，或许应当有更多的思考。 福岛事故后，全世界核科学与核产业界都在苦苦思考，希看日本核产业提供地震与海啸冲击后 更精确和更完整的 事件序列和运行者响应行动信息， 共享有益的经验教训。具体的事故过程重建和分析有可能开拓思路，提出更积极主动的应对措施，目的就是 确保现代运行的四百多台核电机组的运行安全 。 日本核科学与核产业界做出了响应，与美国核电运行 研究所(INPO)合作，于11月22日在《国际核工程》网站发表了《 福岛第一核电站核事故专题报告 》[6,7]。这个报告是标准化的事故进程事件时间表，仅仅列失事实和事件，不做分析和解释。时间范围从3月11日地震发生开始4天之内，资料来自东京电力公司、日本政府、IAEA以及其它几个日本组织。专题报告反映能获得的最佳信息，重点是1、2、3#机组最初24小时内的事件序列。无需很深的核电专业知识，只要有点工厂生产实践经历，即可从中得出某些结论。 1. 失往直流电源 —核电机组“致命”的弱点 福岛第一核电站1-4#机组场坪标高海平面+10m。3.11大地震电站失往全部外电源，正常运行的1-3#机组紧急停堆。海啸沉没之前靠厂内电源和系统冷却，但机组配电站、所有应急柴油发动机和蓄电池室在汽机厂房地下室内（见附图1）。 附图1：电站1-4#机组场坪与沉没高度 海啸沉没高达+14m，致使1－4#机组失往应急电源和直流系统。1-2#机组控制室内所有照明、仪表指示、报警显示逐渐消失；3-4#机组控制室仅存事故照明。 紧急停堆后51分钟，失往反应堆水位、高压安注、隔离凝汽器阀门状态显示，机组成为发高烧的“植物人”，公布进进“严重事故应急状态”。 1# 机组紧急停堆后7时4分，反应堆厂房剂量高，限制进进。（何时开始剂量上升，没有记录。）紧急停堆后8时13分， 反应堆厂房北门前剂量率120毫瑞姆/小时，南门前50毫瑞姆/小时。 事后，日本核能安全组织(JNES)专家根据美国核 管会的专用程序( MELCOR ) 分析并与机组的有效参数比较，估计紧急停堆后2时13分，堆芯开始熔化 [5] 。 极端情况下核电机组失往直流电源不是不可想象的事件，必须“确定论”地加以确认，AP1000也不例外。过往以为失往外电源的概率很小，而且很快就会恢复。至于失往场内电源，概率更小，甚至没有考虑失往“直流电源”。现在看来，这些都有可能。失往“直流电源”，先进堆并不比现代核电机组更优越，仍然需要人的干预。过多的自动化与连锁，很可能成为运行职员参与、采取适当干预的沉重负担…… 没有预备或预备不适用，轻水堆机组（包括AP1000和EPR ）失往所有电源，包括直流电源，无法排除堆芯内裂变产物产生的衰变热，是对福岛核电站的“致命”打击。 2. 1# 机组运行职员努力抢险，方法得当有可能“化险为夷” IAEA 赴日本调查专家组反馈性“初步总结”说，“运行职员勇敢地面对，间或特异地尝试恢复反应堆…的控制和冷却”[8]。INPO专题报告对福岛现场职员的抢险行动有简单、实录性描述，有工程抢险实践经历的人会“感同身受”。称他们是“有献身精神、有决断和熟练的工作职员”，“面对灾难，在极端险峻条件下的应急响应堪称典范”，并不为过。 福岛现场应急响应集中在预备移动式电源和水源两个方面： － 临时搜集蓄电池和电缆，运进1-2#机组控制室，利用图纸确定接线布局，把蓄电池连接到仪表盘反应堆水位指示器，核实向反应堆压力容器注水的情况。 －现场负责人指挥工作职员研究利用消防系统或消防车给反应堆注水方法；操纵员审查、确证消防泵通过堆芯喷淋系统给反应堆压力容器注水通道； －操纵员完全在黑暗中到现场手动打开反应堆厂房内的阀门，调整消防系统到堆芯喷淋系统的后备注水阀门。 －安装小型便携式发电机，恢复1-2#机组控制室内某些临时照明。 － 紧急停堆后不到3小时，即使安装好的柴油驱动消防泵处于惰转待命状态 。 －…… （如感爱好，详见附录：福岛第一核电站确认的1#机组事件时间表） 1# 机组设计配置两列“非能动”的应急隔离凝汽器（A、B）和高压安全冷却等系统。反应堆紧急停堆后，两组隔离凝汽器正常投进，后手动切除。停堆23分钟后，操纵员手动投进A列。失往直流电源，凝汽器进出口阀门自动封闭。 应急隔离凝汽器，与压水堆的蒸汽发生器系统类似。堆芯产生的蒸汽导向凝汽器，凝聚水返回反应堆；凝汽器水箱的水蒸发，排进室外大气。这个系统配置简单，只要手动打开四个阀门，用一个阀门调节反应堆来的蒸汽流量，就是个理想、可靠的应急热阱。只要适时给凝汽器水箱补水（消防水），完全可安全地把1#机组带进“冷停堆”状态（见附图2）。 附图2：1#机组应急隔离凝汽器示意图 不知何故， 停堆3时31分， 直流电源部分恢复。控制盘上两个阀门指示灯显示带电，指示阀门处于封闭状态。操纵员打开两个阀门，投进A列隔离凝汽器，看到凝汽器冒出蒸汽。7分钟后，操纵员封闭调节阀(MO-3A)，隔离凝汽器退出运行。 尽管福岛事件已成“历史”，但操纵员没有“想法”利用这两组隔离凝汽器成了福岛事故的“疑案”。美国 忧思科学家同盟( UCS) 核安全工程主任 洛克博姆( David Lochbaum) 1980 年代初，曾任 布朗弗里 沸水堆核电站值班技术顾问，现在是美国核管会的沸水堆技术指导。早在5月份就关注这个题目，而且指出1#机组紧急停堆后30分钟内隔离凝汽器投进、切除效应很好。堆芯冷却、加热速率高达到164℃ /小时和138℃ /小时 （图3） ，远远超过 技术规格书的规定（冷却速率为55℃/小时）。冷却或加热速率 过高都不好，交替反复后果最严重，但没有发现任何题目 [9] ，证实系统有效 。 附图3：投进与切除IC时堆芯压力响应 这使我想到，1#机组完全失往直流电源后，倘若操纵员立即到现场手动打开两列隔离凝汽器的4个隔离阀和两个进汽阀，手动调节两个调节阀，完全能维持1#机组的堆芯安全；临时安装的 柴油驱动消防泵 已 处于惰转待命状态，可给凝汽器水箱连续供水，能确保1#机组堆芯安全 。如是，则整个现场事态完全改观，或许福岛核事故的结局完全不同。 福岛现场运行和应急响应职员为什么没想到利用这个简捷、方便的手段，INPO报告无任何说明。但东京电力公司意识到，这段过程必然引起广泛质疑。由于事故后几次检查发现，两个凝汽器水箱内的水没有损耗和损耗很少（15%）。假如用来冷却1#机组的堆芯，至少可使堆芯损坏推迟几个小时，更可能使1#机组“幸免于难”。所以11月22日东电发布了《福岛第一核电站1#机组隔离凝汽器运行条件评价》[ 10 ] 。这个评价所做的解释没有很强的说服力，仍然存在或使人产生很多的“疑虑”。 12 月2日 日本广播报导，时任电站应急总指挥的电站主任 吉田昌郎和现场的其他人，当天深夜还一直以为1#机组应急隔离凝汽器在运转。及至发现反应堆厂房的辐射量上升，才意识到核燃料 可能已经开始损坏 [ 11,12 ] 。 现在讨论这个题目，有点“事后诸葛亮”的味道，但在吸取教训方面是有价值的。即使控制室与应急中心职员间存在“沟通”上的“失误”，假如发现应急隔离凝汽器未投进，立即“指令”手动投进并用 柴油驱动消防泵给凝汽器补水，而不着手“安全壳排气”，或许情况有“缓解”的希看。由于在当时环境条件下，没有直流电源，实施“安全壳排气”操纵是场“噩梦”。实践证实“安全壳排气”把福岛核电站引向核灾难的“不回路”。 看来此事还不会“了结” 。 3. 堆芯隔离冷却（RCIC）性能卓越，但“弄巧成拙”可导致严重恶果 福岛2、3#机组与1#机组不同，设计配置改进的“非能动”应急余热导出系统—堆芯隔离冷却(RCIC)。紧急停堆、失往场外和场内交流、甚至直流电源后，RCIC仍然保持长时间正常运行（停堆后，2#机组RCIC坚持运行～69小时38分钟，3#机组RCICl坚持运行～19小时49分钟），不能不说是个“奇迹”。 RCIC 系统利用堆芯产生的蒸汽推动汽动涡轮机，同轴驱动水泵从安全壳湿井抽水冷却反应堆堆芯，乏蒸汽排进湿井水下凝聚。湿井储存水总量超千吨，只要水温顺压力不高，这个系统可一直运行下往，保证堆芯连冷却条件不发生恶化（附图4）。 附图4：堆芯隔离冷却系统示意图 但是，湿井凝聚排进的乏蒸汽，使水温上升达到饱和，湿井压力上升，会使RCIC失效。堆芯压力继续增高，产生的蒸汽经安全开释阀排进湿井，堆芯开始露。堆芯失水，燃料包壳温度逐步上升，达到～1100℃，锆合金-蒸汽氧化天生氢气。这种放热的化学反应使包壳和燃料温度指数上升，堆芯开始损坏、熔化，开释出裂变产物。氢气、蒸汽和裂变产物混合物进进湿井。这是个恶性循环，致使福岛要在没有直流电源的情况下进行“安全壳排气”。 尽管不熟悉沸水堆系统设计和事故处理程序，但福岛事件序列和行动说明，长期失往内外部所有电源条件下 ，RCIC系统是最好、也是最坏的余热导出设计 。堆芯产生的蒸汽驱动涡轮机后乏汽排进湿井，用意很好（总水量控制，降低环境影响），但“画蛇添足”或“弄巧成拙”的是乏蒸汽排进湿井。假如乏汽直接排进室外大气，尽管含有某些放射性，湿井内上千吨低温、低压水源，可使RCIC系统安全运行很长时间；给湿井补水（利用消防系统）没有困难，时间完全来得及。 安全系统设计应当在工程上坚强和操纵上简便。追求完美、各种因素都考虑在内的“机巧”、实验室甚至理想条件下中试规模的证实成果用于工程，极端条件下有可能发生意外，甚至“事与愿违”，出现意想不到的后果 。假如设计意识到存在极端条件，加个乏蒸汽排到室外的切换阀门也好。实施“充水-排汽”模式，耗水量最大不超过40吨/小时。 4. 安全壳“排气”使福岛陷进“尽境” 沸水堆的“安全壳”指干井和湿井（抑压池）两部分，实际上干井和湿井是连通的。湿井 压力危险地上升，迫使操纵员进行“安全壳排气”。 附图5：安全壳排气系统示意图 安全壳排气设计的意图是严重事故期间，防止安全壳密封性破坏、帮助排出热能并便于利用低压系统给反应堆堆芯注水。尽管美国NRC一直夸大“加固”安全壳排气管路防止氢气爆炸，美国沸水堆设计者通用电气公司也(GE)解释了安全壳排气设计的设计意图[13],福岛应急响应职员和政府主管当局都把“安全壳排气”当成“救命稻草”，转移了想法给堆芯注水冷却的努力。没有正常直流电源和压缩空气源，在高辐射场下就地操纵，9小时打开两个阀门。成功“排气”的终极结果是： －安全壳高温、高压状态，堆芯产生的氢气泄漏进进反应堆上部厂房聚集，致使1、3#反应堆厂房发生爆炸。 －安全壳高温、高压状态，堆芯产生的氢气泄漏进进安全壳四周隔间，致使2#反应堆湿井（又称“花托”）外发生爆炸。湿井受损，高放水泄漏 … －3#反应堆的氢气通过室外与4#堆共用的排气管路进进4#反应堆，致使4#反应堆上部厂房发生爆炸。 －大量放射性物质通过高架烟囱排进大气…… 这或许是沸水堆运行史上唯一的一次“安全壳排气”设计“实践检验”。事实证实，堆芯失往冷却功能，安全壳排气不是关键，也不可能保护安全壳的完整性 [14] 。 5. 没有结论 福岛核灾难8个多月过往了。世界规模的会议开了多次，基于各种原因，没有一致认同的有价值科学结论。有些规划看起来很宏伟，实际上是“空中楼阁”。国内核科学和核产业界在这方面没有深进的研究和预备，表现出茫然不知所措；或因利益和关注角度不同，熟悉和思想上的差距很大。在这种情况下制定安全标准和规划没有可靠的科学根据，“强势”推行某种未经实践验证的“技术路线”，有害无益。实在，研究福岛事故的事实，抛弃部分或小团体的利益，站在科学的态度，平心静气地讨论题目，不难取得共叫、哪怕因水平有限并不完全正确的共叫。 希看这一天很快到来。 完全是个人观点，与任何组织无关。注明个人网址，希看得到批评指正。 附录： 福岛第一核电站确认的1#机组事件时间表(1) INPO ， Special Report on the Nuclear Accident at the Fukushima Daiichi NPS ， INPO 11-005 November 2011 ， p.71-80 日期 时间 1# 机组的行动 11-Mar 1446 地动超过地震传感器C的设定值。 11-Mar 1446 地动超过地震传感器B的设定值。 11-Mar 1446 反应堆按地震自动紧急停堆信号停堆。 11-Mar 1447 电厂计算机指示所有控制棒完全插进。 11-Mar 1447 舱内/外主蒸汽隔离阀因失往厂外电源封闭。 11-Mar 1447 汽轮机按强震跳闸。 11-Mar 1447 6.9-kV 母线1D失电。 11-Mar 1447 6.9-kV 母线 1C失电。 11-Mar 1447 应急柴油发电机(EDG)1B启动并带负荷，6.9-kV母线1D带电；6.9-kV母线1D恢复供电。 11-Mar 1447 EDG 1A 启动并带负荷,6.9-kV母线1C带电; 6.9-kV母线1C恢复供电。 11-Mar 1447 因气泡坍塌，反应堆水位下降。反应堆水位在正常范围内，无需操纵员启动高压注水。 11-Mar 1452 反应堆转进停堆模式。 11-Mar 1452 两台隔离凝汽器(IC)自启动。因来自IC的水较冷通过堆芯再循环，反应堆压力容器(RPV)压力开始下降。反应堆水位在正常范围内，无需高压冷却剂注进控制水位。 11-Mar 1502 确证反应堆次临界。 11-Mar 1503 操纵员手动切除ICs 。 11-Mar 1503 工作职员封闭舱外返回干井冷端电动隔离阀(MO-3A和B)，切除IC。因冷却速率超过技术规格书规定的限值100oF/小时(55℃/小时)，采取了这些行动。 11-Mar 1506 东京的东京电力公司机关内设立重大灾难对策总部评估地震的损坏并恢复东电服务区内中断的电力供给。 11-Mar 1507 报告说，花托冷却与喷淋运行正常(15:07-15:10)。 11-Mar 1510 操纵员断定只需一列IC，控制反应堆压力在870－1,015 psi(6－7 MPa)。打开并封闭电动阀(MO-3A)，A列IC系统投进运行，以控制反应堆压力。 11-Mar 1527 地震产生的系列海啸的第一个波浪到达电站。 11-Mar 1535 第二个海啸袭击电站。 11-Mar 1537 失往所有的AC电源。15:37－15:50，仪表和应急系统逐渐丧失效能。 11-Mar -- 失往DC配电系统导致丧失控制室指示和报警。 11-Mar -- 失往控制室照明，只有应急照明。 11-Mar -- 高压安注(HPCI)控制盘委曲照亮，但也慢慢由暗到黑。操纵员断定HPCI不可用，由于控制盘上的指示灯熄灭了。 11-Mar -- 控制盘上IC的阀门状态显示消失。 11-Mar 1542 因失往所有交流电源，东电依照核灾难法1节10条，开始执行其应急计划。通告政府机关。设立公司应急响应中心。 11-Mar -- 沉没引起仪表电源系统丧失，导致控制室大部分指示丧失，包括反应堆水位指示。 11-Mar 1636 操纵员不能确定反应堆水位或反应堆注水状态。因失往堆芯应急冷却系统注进水源，依照核灾难法1节15条，公布进进应急状态。16:45通告相应的政府机构。 11-Mar -- 临时搜集蓄电池和电缆并运进1-2#机组控制室。利用图纸确定接线布局后，蓄电池连接到仪表盘。首要任务是核实向RPV注水的状态，因而努力集中于把蓄电池连接直流电源的反应堆水位指示器。 11-Mar -- 应急响应中心(ERC)开始审查事故治理程序并核查排气程序，仪表确定没有电源如何打开安全壳排气阀门。ERC的工作职员穿过行政大楼重新取回需要的图纸和手册，编写程序。 11-Mar 1645 操纵员能确定反应堆的水位。与无法确定反应堆水位相关的应急撤销了，并在16:55通告相应的政府机构。 11-Mar 1707 操纵员再次失往核实反应堆水位或注水状态的能力。依照核灾难法1节15条，重返应急计划。17:12通告相应的政府机构。 11-Mar 1712 现场主管指挥工作职员研究利用消防系统或消防车向反应堆注水的方法。 11-Mar -- 操纵员审查另外的利用事故治理（AMG）程序注水方法, 并确证了利用安装好的消防泵通过堆芯喷淋系统给RPV注水的通道。 11-Mar 1730 启动安装好的柴油驱动消防泵并使之处于惰转待命状态。 11-Mar -- 操纵员通过手动打开反应堆厂房内的阀门，调整消防系统到堆芯喷淋系统的后备注水阀门。这项工作是完全在黑暗中进行的。 11-Mar -- 还不能进行注水。 直到RPV降压到100 psi(0.69 MPa)以下之后，才能给堆芯注水。 11-Mar 1818 不知何故，DC电源部分恢复，使控制盘上指示灯显示IC M0-3A and M0-2A带电。指示阀门处于封闭状态。 11-Mar 1818 操纵员打开MO-3A和MO-2A，投进隔离凝汽器。看到凝汽器冒出蒸汽。 11-Mar 1825 封闭MO -3A 阀门，隔离凝汽器退出运行。 11-Mar 2007 因控制室内没有工作显示，操纵员到反应堆厂房就地核查反应堆压力。反应堆压力1000 psi(6.9 MPa)。 11-Mar 2049 安装小型便携式发电机，恢复1-2#机组控制室内某些临时照明。 11-Mar 2050 福岛县当局下令福岛第一核电站半径1.2英里（2km）内的居民撤离。 11-Mar 2119 控制室内水位指示恢复了。反应堆水位在活性燃料上部约8英寸（200mm）。 11-Mar 2123 首相下令电站半径1.9英里（3km）内的居民撤离，电站半径1.9-6.2英里（3km-10km）内的居民隐蔽。 11-Mar 2130 操纵员打开MO-3A阀门投进隔离凝汽器。证实凝汽器产生了蒸汽。 11-Mar 2151 因剂量率高，限制进进反应堆厂房。 11-Mar 2200 反应堆水位指示活性燃料上21.7英寸（550mm）。 11-Mar 2300 辐射丈量确认，汽机厂房一楼反应堆厂房北门前的剂量率120毫瑞姆/小时（1200微希沃/小时），而南门前为50毫瑞姆/小时（1200微希沃/小时）。23:40通告政府当局。 11-Mar 2350 ERC 的恢复队接通临时发电机，用于控制室的某些照明、给干井压力仪表供电。指示读数为87 psi(600kPa)。 12-Mar -- 3 月11日 深夜到3月12日清晨，东北电力和东京电力的车载电源到达现场。 12-Mar 0006 现场主管指挥预备主安全壳（ PCV ）排气，因干井压力可能超过 87 psi (0.6 MPa) 。 12-Mar -- 控制室内操纵员装配管路和仪表图、事故治理程序、阀门图和白板。操纵员开始编写排气程序，包括如何手动操纵阀门以及相关的顺序。 12-Mar 0030 政府确认电站 1.9 英里 (3 km) 内居民撤离。 12-Mar 0049 因干井压力可能超过 87 psi (0.6 MPa) ，紧急宣告干井压力升高。 00:55 通告相应的政府机构。 12-Mar 0130 约10:30，东京电力官员通知首相、METI部长以及NISA，他们提议安全壳排气。首相、METI部长以及NISA同意。03:00, 东电团体ERC告诉电站，经贸产业部长和其它协会将要宣告排气；宣告之后电站就可排气 。 12-Mar 0145 政府再确认电站1.9英里(3km)内居民撤离。 12-Mar 0148 从某种意义上说, 安装的柴油驱动的消防泵一直在给故障的反应堆充水。在尝试重新启动消防泵时，柴油运进泵，油箱重新布满，储存在办公室的蓄电池运进房间并安全好，只是泵不能启动。工作职员开始考虑使用消防车给电厂消防系统供水。 12-Mar -- 消防栓损坏和消防系统泄漏使之不可能使用过滤的水作为消防车的水源给RPV供水。封闭隔离阀停止泄漏，维持过滤水箱的水位。确认消防水箱可用作水源。 12-Mar -- 电站有3台消防车，但只有一台可支持给1#机组RPV注水。一台消防车被海啸损坏。第三台消防车停在5-6#机组四周，但不能开到1#机组，由于地震损坏了道路，而海啸的碎屑限制进进1-4#机组和5-6#机组之间。 12-Mar -- 为了利用可用的消防车，工作职员必须清除障碍和碎屑，移动消防车靠近1#机组。一个被海啸移位的重燃油箱堵塞了老行政大楼前的道路，使道路不通。应急响应队砸坏2-3#机组间的门锁，使消防车到达1#机组。 12-Mar -- 审查了通过消防管路注水的替换方案。也考虑了另外的消防车和通过自卫队水运。 12-Mar 0224 预备手动地安全壳排气时向ERC提供了花托房间内工作条件的放射性评估。辐射水平30 瑞姆/小时(300毫希沃/小时)，工作职员限时17分钟，以便保持低于10瑞姆(0.1希沃)的应急响应辐射限值。要求工作职员穿供气20分钟的自给式呼吸器（SCBA），而且要用度钾碘片。 12-Mar 0230 安全壳压力已增加到122 psia (0.84 MPa abs)。02:47通告政府。 12-Mar 0245 反应堆压力降低到116 psi (0.8 MPa)。 12-Mar 0255 2# 机组现场工作职员返回控制室，报告2#机组RCIC在运行。基于这个报告，考虑1#机组安全壳排气更加优先。 12-Mar 0306 召开新闻发布会，公布计划1#机组PCV排气。 12-Mar 0345 工作职员尝试进进反应堆厂房空气闸门进行检查。开门后工作职员看到蒸汽，立即关门。没有进行检查。 12-Mar -- 控制室内的操纵员反复审查并确认了安全壳排气需要的行动。他们审查了如何操纵阀门、操纵顺序、阀门的实际位置等等。操纵员搜集实施演进需要的设备，包括消防服、 空气呼吸器、剂量计、丈量仪表，以及手电。 12-Mar 0401 向政府和有关当局提供了与排气相关的辐照量估算值。 12-Mar 0419 没有排气，PCV压力意外降低并稳定在113 psi(0.78MPa)。 12-Mar 0423 观察到正门四周区域剂量水平逐渐上升。剂量率从04:00的0.0069毫瑞姆/小时(0.069微希沃/小时)逐渐上升，到04:23达到0.059 毫瑞姆/小时(0.59 微希沃/小时)。04:55，向政府和其它机构报告情况。 12-Mar 0430 ERC 通知控制室，因海啸警告，禁止室外操纵。 12-Mar 0450 厂区边界丈量的剂量率为0.1毫瑞姆/小时(1微希沃/小时)。 12-Mar 0450 指挥工作职员在室外穿着带碳过滤器的全面罩和工作服。 12-Mar 0500 指挥控制室的操纵员穿着带碳过滤器的全面罩和工作服。控制室内剂量率上升达到操纵员转移到2#机组旁边房间的程度。 12-Mar 0514 随着干井压力降低，厂内辐射剂量率逐渐上升。工作职员断定这些参数表明干井泄漏。向政府报告此情况。 12-Mar 0544 场址边界处辐射水平逐渐上升，首相把福岛第一核电站四周撤离区扩大6.2英里（10km）。 12-Mar 0546 消防车开始通过堆芯喷淋系统从消防水箱给反应堆注水。 12-Mar -- 最初，消防车在消防水箱处布满，然后开到反应堆厂房四周，使水通过连接堆芯喷淋管路的消防水管路给堆芯注水。消防水箱的标高低，以为消防车喷嘴处的压力不足以克服反应堆的压力，注进堆芯。更加复杂的是在半倒塌的厂房下的水箱和机组之间开车，进一步延误了注水。 12-Mar -- 经过一些尝试和错误，通过消防车与水箱连接，无需消防车开到低标高的水箱处，开始了连续注水。一根软管从消防车吸水口连到消防水箱，这就可使消防车向消防管路排水，再进进RPV。 12-Mar -- 另一台消防车到达现场并用于反复地从3#机组的消防水箱给1#机组消防水箱运输淡水。1#机组消防水箱只连接了一根软管，所以每当需要第二台消防车给水箱注水时，就必须停止PCV注水。 12-Mar 0552 经消防系统注进淡水总计264加仑（1000升）。 12-Mar 0630 经消防系统注进淡水总计528加仑（2000升）。 12-Mar 0633 东电证实撤离区内Ookuma-machi的某些居民还没撤离。这些居民没有离开，由于没有确定撤离的方向。 12-Mar 0650 经贸产业部长依据核应急预备相关特殊措施法案，命令1、2#机组安全壳排气。 日期 时间 1# 机组的行动 12-Mar 0711 首相到达电站。 12-Mar 0755 经消防系统注进淡水总计 793加仑（3000升）。 12-Mar 0755 反应堆水位指示最低降到活性燃料顶部（TAF）（指示水位比实际水位高得多）。 12-Mar 0803 现场主管指挥09:00开始排气。 12-Mar 0804 首相离开电站。 12-Mar 0815 经消防系统注进淡水总计1057加仑（4000升）。 12-Mar 0827 派出核查撤离情况的东电雇员报告，Ookuma-machi撤离尚未完成。 12-Mar 0830 经消防系统注进淡水总计1321加仑（5000升）。 12-Mar 0837 通知福岛县政府，09:00左右开始排气。调整排气，以确保排气开始前完成撤离。 12-Mar 0903 证实电厂南方(Ookuma-machii)的撤离已完成。 12-Mar -- 控制室操纵员分成三组进行排气，每组二人（一人进行操纵，另一人拿手电筒协助并监测剂量率和其它的安全担心如持续的余震）。因无法与现场组联系，决定每次派一组，只有前一组返回后下一组才可出发。 12-Mar 0904 派遣第一组操纵员打开安全壳电动排气阀门。 12-Mar 0905 向新闻机构公布1#机组安全壳排气。 12-Mar 0915 经消防系统注进淡水总计1585加仑（6000升）。 12-Mar 0915 09:15 左右，操纵员按照程序打开安全壳电动排气阀约25%。参与操纵的两个操纵员每人接受剂量2.5瑞姆（25毫希沃）。 12-Mar 0924 第二组操纵员从控制室出发，打开花托的排气阀门。 12-Mar 0930 第二组操纵员试图手动打开抑压小室汽动排气阀门，但不成功。操纵员进进花托房间，但必须撤回，由于他们预计他们会超过其10瑞姆的剂量限值。 12-Mar 0940 经消防系统注进淡水总计5548加仑（21000升）。 12-Mar -- 控制室操纵员由于接受的剂量，决定不派遣第三组往现场并通知ERC，不能打开汽动排气阀。ERC随即开始想法打开抑压小室汽动排气阀。这就需要直流电源和临时气源。ERC还指示控制室尝试远控操纵小的汽动阀门，希看系统内会有足够剩余的空气压力打开此阀门。 12-Mar 0953 东电向政府和有关当局提供了尝试排气操纵可能受照射量评估。 12-Mar 1017 操纵员尝试用仪表压空系统的剩余空气压力和临时的蓄电池直流电源，远控打开抑压小室气动排气阀。控制室操纵员三次尝试打开小的气动阀（10:17,10:23,10:24）。 12-Mar 1040 正门和监测点的辐射水平之间上升。工作职员假定或许来自1#机组PCV排气。 12-Mar 1115 辐射水平下降，显示排气并不充分有效。PCV压力稳定在109 psia (0.75 MPa abs)左右。 12-Mar -- ERC 队接到通知，分包商办公室有个小型空压机。工作职员找图纸和连接点图片，计划如何安装压缩机，能在控制室远控操纵排气系统的气动阀。 12-Mar 1139 通知政府，一个曾经进进花托房间尝试PCV排气的操纵员接受的辐射剂量为10.6瑞姆(106毫希沃)。 12-Mar 1205 反应堆水位降至活性燃料上部以下59英寸（1500mm）。 12-Mar 1400 找到临时空压机并转运到设备间，还需找到配件。空压机安装在设备间内，为工作职员防剂量率上升提供某些保护。约14:00，安装完毕并启动空压机。 12-Mar 1430 操纵员打开抑压小室大气动排气阀门。根据安全壳压力降低显示，证实排气加大并开释出放射性物质。15:18，向政府报告情况。 12-Mar 1450 排气使安全壳压力下降至84 psia (0.58 MPa). 12-Mar 1453 消防车给反应堆注进淡水总计达80吨。 12-Mar 1454 现场主管指挥给反应堆注进海水。 12-Mar -- 1# 机组消防水箱无水。继续从其它水箱运水， 开始给反应堆注海水 。 12-Mar -- 工作职员开始利用海啸期间沉没的主凝汽器回流阀门井作为消防水泵供水的水源。该井靠近1-4#机组，在海面标高以上，更轻易注进。三台消防车串连进步排水压力。 12-Mar 1518 通知政府，备用流体控制系统已经恢复，系同一旦可用，即可向反应堆注进含硼水。还计划通过消防管路向反应堆注进海水，布阵一旦完成而且有动力，即行开始。 12-Mar apx 1530 用移动式发电机给2#机组备用液体控制系统提供临时电源的工作已经完成。 12-Mar 1536 反应堆厂房（二次安全壳）内发生氢气爆炸。 12-Mar 1536 爆炸对反应堆厂房造成很大损坏，有5个工作职员受伤。爆炸喷射的碎屑损坏了临时动力电缆，连同一台大型移动式发电机。为备用液体控制系统供电的临时电源和分段注进海水的软管损坏的无法使用了。固然消防车受损，但还能用。受伤的工作职员已送到安全的地方。为负责起见（for an accountability），电站工作职员，包括正在备用液体控制系统上工作和敷设临时动力电缆的职员必须撤离。1#机组四周区域撒满高放碎屑，因此需要清理辐射防护职员的支持。 12-Mar 1627 监测点的辐射剂量达到101.5毫瑞姆/小时hr (1,015微希沃/小时)，超过了核应急预备有关特殊措施法案1款15条规定的限值（现场边界辐射剂量异常增高）。向有关当局报告。 12-Mar 1720 爆炸后，工作职员开始检查消防车、建筑物以及其它设施的状态。 12-Mar 1825 首相下令福岛第一核电站半径12.4英里(20 km)内全体居民撤离。 12-Mar 1830 现场检查揭示，机组四周区域到处是碎屑，分阶段给备用液体控制系统提供动力的设备和分阶段注进海水的软管损坏而且不能再用。 12-Mar 1904 开始利用消防车向反应堆注进不含硼的海水。 12-Mar 2045 操纵员开始利用消防车通过堆芯喷淋管线向反应堆注进含硼海水。 12-Mar 2045 工作职员开始给注进1#机组的海水加硼。 14-Mar 0110 因主凝汽器回流阀门井低水位，所有给反应堆的注水全停。 19-Mar -- 来自四周输电线路的电缆接进电站。 20-Mar 1546 利用东北部核电站动力线路临时线路电源，480V应急低压配电盘（动力中心2C）通电。 23-Mar -- 因显示堆芯喷淋注进喷嘴被积盐堵塞，反应堆注水改向汽机给水系统。 24-Mar 1130 1-2# 机组控制室恢复照明。 25-Mar 1537 反应堆注水从海水改为淡水。 
发表于 2011-12-22 12:43:10