0 事故背景
2011年3月11日下午，日本东部海域发生里氏9.0级大地震，并引发海啸。位于日本本州岛东部沿海的福岛第一核电站停堆，且若干机组发生失去冷却事故，3月12日下午，一号机组发生爆炸。3月14日，三号机组发生两次爆炸。日本经济产业省原子能安全保安院承认有放射性物质泄漏到大气中，方圆若干公里内的居民被紧急疏散（疏散范围一直在扩大）。
1 日本福岛核电站概况
日本福岛第一核电站（福島第一原子力発電所）位于福岛县双叶郡大熊町沿海。福岛第一核电有6台机组，1号机组439兆瓦，为BWR-3型机组，1970年下半年并网发电，1971年投入商业运行；2号至5号机组为BWR-4型，784兆瓦，1974-1978年投产；6号机组为BWR-5型，1067兆瓦，1979年投产。六台机组在同一厂址，全是沸水堆，均属于东京电力公司。
（以上叙述看似数据罗列，但是为事故埋下了第一个伏笔：一号机已经运行整40年了，退休正当时。）
图中从右至左依次为1至4号机组，5、6号机组在北侧稍远。
另有福岛第二核电站，这两天爆炸的是福岛第一核电站，与第二核电站无关，不表。
2 沸水堆预备知识
考虑到中国大陆上只有压水堆（PWR）和重水堆(CANDU)，（注意是中国大陆，台湾的是沸水堆，台湾在建的龙门电厂是更先进一点的ABWR）,在此简单介绍一下沸水堆（BWR）。
沸水堆和压水堆都属于轻水堆，都是靠H2O做慢化剂和冷却剂。都是用低浓缩铀做燃料。目前全球400多台核电机组中，两百多压水堆，近一百台沸水堆。
下图是福岛一号核电站一号机的原理图：
沸水堆基本运行过程：
来自汽轮机系统的给水（深蓝色的管子）进入反应堆压力容器后，沿堆芯围筒与容器内壁之间的环形空间下降，在喷射泵（白箭头的起点）的作用下进入堆下腔室，再折而向上流过堆芯，受热并部分汽化。汽水混合物经汽水分离器分离后（汽水分离的过程跟压水堆蒸汽发生器差不多），蒸汽（浅蓝色管道）通往汽轮发电机（几个黄色块分别为高压缸，三个低压缸，发电机，和AP1000一样），做功发电。蒸汽压力约为7MPa，干度不小于99．75%。汽轮机乏汽冷凝后经净化、加热再由给水泵送入反应堆压力容器，形成一闭合循环。再循环泵（堆芯两边的两个泵）的作用是使堆内形成强迫循环，其进水取自环形空间底部，升压后再送入反应堆容器内，成为喷射泵的驱动流。目前日立和GE开发的ABWR（Advanced BWR先进沸水堆）用堆内循环泵取代再循环泵和喷射泵。
和压水堆类似，沸水堆也有几道安全屏障：一、燃料包壳，与AP1000的锆铌合金不同，他用的是锆-2。二、压力容器。这个和压水堆一样。三、干井，也有叫首层安全壳的。也就是上图中黑色的梨形外壳。
也有把外面的方形水泥壳当成第四道边界的，其实水泥壳只是防风吹雨打的，能够起一点作用，但不是很大。
和压水堆相比，沸水堆有以下特点：
1、控制棒从堆芯下方插入
由于堆芯上方有汽水分离器，而且上部是蒸汽为主，中子慢化不充分。但问题是不能像压水堆那样失电后靠重力落棒，未能停堆的预期瞬态事故概率增加，对控制棒驱动机构的可靠性要求更高。
控制棒在正常运行时是电驱动或机械驱动，失电时由备用液压把控制棒顶上去。每组控制棒，或者每两组控制棒有单独的液压驱动装置。
这不是沸水堆最大的特点，但在这里有必要列在第一条。因为网上有的分析提到了无法落棒等，没有那回事。根据IAEA官网上的新闻，反应堆在当时自动停堆了（All four units automatically shut down on March 11），没有提控制棒失效的事。而且如果控制棒真的实效的话，操作员没有理由不往里面注入硼水。
2、沸水堆的反应性不用硼做化学补偿
压水堆一回路中是硼酸溶液，但沸水堆流过堆芯的是清水。
由于平时是清水，所以一旦注入硼水，会对反应堆将来的运行带来很大的影响（当然前提是如果反应堆这次能平安无事的活下来。），说严重点，注入硼水，反应堆基本也就不能再用了。但是注入硼水的好处是在冷却的同时，保证较高的停堆裕度。比如AP1000，CMT（堆芯补水箱）硼浓度3400ppm，ACC（安注箱）2600ppm，IRWST（内置换料水箱）2600ppm，反正对压水堆来说，出事后只要需要，第一时间就向堆芯注入浓硼水。
其实一般沸水堆核电站，都是有硼水储备的。当事故发生后，操作员有两个选择：一是注入清水，万一侥幸逃过一劫以后还能再用，这个比较保守。二是注入硼酸，反应堆可能以后就不能再用了，但是能够比清水更好的降温，还能保证停堆裕度。
这个特点为后面的事故恶化埋下了第二个伏笔。
3、沸水堆正常工作于沸腾状态
这句话基本上相当于废话，沸水堆当然是沸腾态的。
但是这也决定了沸水堆的事故工况与正常工况有类似之外，而压水堆则正常工作于过冷状态，失水事故时发生沸腾，与正常工况差别较大。
这个特点，会使操作员抱有更大的侥幸心理。
4、卸压方式和压水堆不同
压水堆也有堆芯超压的问题。但是对二代压水堆来说，一回路超压，可以通过稳压器顶的先导式安全阀引入卸压箱。卸压箱虽然体积不大水量不多但还在安全壳内。对AP1000来说，一回路超压后通过稳压器顶的弹簧加载式安全阀和爆破膜通入安全壳内大气，第四级ADS爆破阀也是通向壳内大气。而如果前三级ADS动作，是通向内置换料水箱。总之，不管二代还是AP1000，卸压后，放射性还是被包容在安全壳内。
而沸水堆则不同。注意上图中梨形下边的torus，是一个容积约4000m³的水箱，相当于AP1000内置换料水箱的两个大。但是这个驰压水箱不在压力边界内，卸压时，蒸汽直接通过压力容器和干井这两道屏障。对半衰期长的污染物来说，几乎相当于直接排放到大气中。这个特点，为后面的事故恶化埋下了第三个伏笔。
5、沸水堆经济性高
沸水堆省去了稳压器和蒸汽发生器，节约了投资。同时由于蒸汽压力能够比压水堆高，所以热效率也更高。但是此特点与事故分析无关，纯当背景知识。不表。
6、汽机厂房辐射较大
且不说裂变产物，光活化产物N16就够人受的。所以压水堆运行时进安全壳=他杀，沸水堆运行时进汽轮机厂房=自杀。与事故无关，不表。
其他预备知识：
1、关于核电厂柴油机
二代核电站，不管是沸水堆还是压水堆，都有一个问题。如果发生严重事故伴生全厂失电，需要应急柴油机在20秒内迅速启动，为安全相关系统提供电力。主要是安注系统，向堆内注水，保证堆芯冷却不裸露在外。
对柴油机的依赖，为事故的发生埋下了第四个伏笔。
2、关于核电站中氢气来源
一般来说，核电厂里的氢气有以下来源：①发电机定子铁芯和转子绕组需要氢气冷却，不过是在汽轮机厂房内。②为一回路加入氢气，以抑制氧气含量。但有常识的人都知道把氢气放的离压力容器远些，AP1000化容系统的加氢是放在辅助厂房中。③蓄电池充电时产生氢气，但量比较小。④事故后，裸露的燃料包壳锆-2和蒸汽发生锆水反应会生成比较大量的氢气。
这个锆水反应，为事故后爆炸埋下了第五个伏笔。甚至可以说是罪魁祸首。
3 事故发生和恶化的过程
1、2011年3月11日下午，地震发生，控制棒上插，反应堆安全停堆。堆芯热功率在几分钟内由正常的1400兆瓦下降到只剩余热，但仍有约4%，虽然仍在下降，但下降速度变慢。
2、停堆后应保证厂用电源不失，由安注系统向堆芯补水，保证堆芯冷却防止超压，但地震摧毁了电网，厂外电源不可用；应急柴油机很争气的起来了，向堆芯内注入清水。注意是清水，不是硼水，换句话说，操作员采用了比较保守的方法。
3、好景不长，海啸来了，柴油机房被淹，应急柴油机不可用。还好，还有蓄电池，虽然容量较小，但是在事故后8小时内还是为压力容器的冷却做了一些贡献的。
4、电池眼看就要耗尽，传来了好消息和坏消息：好消息是卡车运来了移动式柴油机，坏消息是柴油发电机的接口和核电站的接口不兼容！堆芯冷却暂时停止。
5、而为了保住压力容器，必须要卸压，防止压力容器超压爆炸。而且操作员也确实是这样做的。因此，3月12日，日本政府承认测到了放射性的碘和铯。一方面说明操作员早就开始卸压了，另一方面说明燃料包壳已经有损坏的了。
6、杯具的是，12日早，菅直人要来视察……
根据刚才说的预备知识，如果卸压，环境中的放射性会升高，虽然菅直人是空中视察，但这对没有穿防护服的日本首相来说仍然不是什么好事，所以，根据日本某些论坛的说法（没有得到官方证实），卸压的事由于此次视察暂时中断。但余热不等人，安全壳内温度压力仍在上升。
7、菅直人走后，操作员开始继续释放压力容器内部的压力。此时压力容器内的温度约为 550 摄氏度，堆芯已经裸露并产生大量氢气。所以，含有氢气的蒸汽，通过卸压水箱简单的降温和过滤就被排放到厂房大气中。
8、下午三点左右，随着一声巨响，反应堆厂房顶盖被爆炸完全摧毁，只剩下钢结构。
爆炸前后
上图为反应堆厂房示意图，中心棕褐色的为反应堆压力容器，依然完好。
稍外圈压力型的为干井，也叫primary containment，在爆炸后也依然完整，毕竟是15厘米厚的不锈钢外加一米厚的水泥。也就是说第三道屏障仍然完整。
氢气在厂房上部爆炸，使强度不是很高的厂房上部混凝土完全炸开，只剩下钢结构。
9、而此时，反应堆的冷却问题仍没有解决。具体遇到哪些困难目前尚不清楚原因。
爆炸后，利用消防水泵，直接向发生了燃料熔化的1号机组注入海水（并加入硼）进行冷却。具体海水注入那个位置不是很清楚，但可以肯定的是，只要不出现新的灾害，一号机组能够稳定下来。虽然卸压工作可能还要进行，也就是说还是要向外界排放含有碘131和铯137的蒸汽。
一号机组的事故暂时告一段落，但是二号机组和三号机组的危机仍然没有过去。目前三号机组也发生了爆炸，后果和一号机组类似。14日晚8时，二号机组堆芯已经全部露出水面，进入干烧状态。
4 事故教训
1、关于采取何种措施的问题
在整个过程中，操作员一直在采取比较保守的冷却方式。虽然有机会，但是直到爆炸发生也没有向堆芯内注入硼水。一方面是不希望反应堆就此报废，一方面是对反应堆的承受能力抱有侥幸心理。客观的说，操作人员在最大限度的保护反应堆，但是没有在最大限度上保护公众的安全。
有人说这次事故是东京电力公司见利忘义的人祸，从这个角度讲，不无道理。
2、关于退役年限的问题
到今年3月26日，福岛第一核电站一号机组即将迎来他的商运40周年纪念日。按说，四十年也就意味着核电站的寿终正寝，但是东京电力公司考虑到经济利益，决定一号机组延寿二十年。而且讽刺的是，今年2月份，刚刚拿到了延寿批准。
虽然事故发生在40年寿命之内，和延寿无关，但此次事故为正在延寿或即将延寿的核电站敲响了警钟。因为毕竟，由于设备老化问题，一号机组近几年事故不断。
3、关于在役核电站冷却方式改进的问题
目前在役二代核电站，包括在建的三代EPR和已经投产的三代ABWR，事故后无一例外都需要应急柴油机来做安全保障。而现役核电站，包括中国的二代加，柴油机都是低位布置，甚至把油箱还放在地下，大都无法抵御海啸袭击。且不说海水退后电缆的绝缘问题，单是一台进了水的柴油机就够人头疼的了。
而柴油机不可用，往往也意味着离堆芯过热超压不远了。虽然把现役的电厂都改成非能动在技术上完全不可能，但是可以考虑增加其他冷却措施，或是增加备用电源。
4、关于辐射监测的问题
不知和中国一山之隔的海参崴有没有辐射监测站，但是，离中国直线距离最近的吉林延边和黑龙江牡丹江好像是没有的。长春和沈阳有，但如果大城市监测到似乎有点晚了。朝鲜核电站投产似乎也不远了，某些边境增加辐射监测点还是很有必要的。
5、关于外部救援的问题
日本核电站事故，虽然日本本土大部分核电站自顾不暇，但是美国的核航母发挥了比较大的作用。目前中国虽然核电站众多，但是堆型众多，所属公司之间交流甚少。如果某个核电站发生事故，能否组织其他核电站有序有效的救援，仍然是一个比较严峻的问题。
5 后续影响：
1、首先说，这次事故对世界核能产业的影响会是相当深远的。以下只是在一个较低的层面做一个简单的分析。
2、世界各国反核示威增加。核电发展进程受到阻力（虽然可能不会影响某些国家的发展速度）。
3、由于全国政协委员兼中国电力投资集团公司总经理陆启洲在全国媒体面前给AP1000打了个形象的比喻：“‘非能动’系统就像抽水马桶一样，上面顶着大水箱，不靠能源动力。”可以预见，AP1000受到大家的认可会稍微多一些。
4、民众的辐射防护能力进一步加强。碘片等防辐射药品成为一些核能工作者及家属的常备药。
5、世界核安全历史被改写。福岛核电站将和三里岛和切尔诺贝利一起，被印在新版核电教科书上。
6、世界核安全监管体系进一步加强，新建核电站的防护等级进一步加强。
主要参考网站：
国际核安全中心：http://www.insc.anl.gov/cgi-bin/rperl/sql_interface?view=newrx_data&qvar=oracle_id&qval=198
东京电力公司官网（更新比较快，想看的话PDF需要安装日文字体）：http://www.tepco.co.jp/nu/f1-np/press_f1/2010/2010-j.html
IAEA（比较权威，更新比较快）：http://www.iaea.org/newscenter/news/tsunamiupdate01.html
世界核能新闻：http://www.world-nuclear-news.org/RS_Battle_to_stabilise_earthquake_reactors_1203111.html
Bravenewclimate（我实在不知道这个网站的中文名字是什么，但这篇文章是根据一个MIT 的Phd Scientist的博客转载的，文章和图片都很棒）：http://bravenewclimate.com/2011/03/13/fukushima-simple-explanation/
人类的学习方式有三种：第一种是通过沉思，这是最高贵的；第二种是通过模仿，这是最容易的；第三种则是通过经历，这是最痛苦的。
福岛核电站的事故是血的教训，愿天下核工业者共勉之。
