福岛大事记（一）：福岛核电站概述
对于资源匮乏的日本来说，80%以上的能源需求都来自进口，因而核能注定是其能源组成里难以放弃的一部分。在70年代的石油危机之后，日本政府实施了新的能源政策，大力促进能源多样化和私有化，以此来减少对进口石油的依赖，在福岛事故之前，全日本五十余座反应堆为其提供了近30%的电力，由东京电力公司(TEPCO) 运营的福岛第一核电站的六个机组则为日本提供了近5GW的电力，约占日本电力构成的1.5% 。
福岛第一核电站位于日本福岛县沿岸，双叶郡的双叶町与大熊町之间，在东京市北约220km处，呈半椭圆状卧于海岸，占地约3.5平方公里，六个机组的位置如下图所示：
来源如无特殊说明，则出于IAEA事故报告
自南至北分别是四号到一号机组，在更加靠北的位置则是五六号机组，在东侧位于海湾中的部分则是用于阻挡海啸的海堤。在核电站周围方圆5km内，居住有9241人，15km之内则有52539人，距核电站最近的住户离核电站约有0.9km，而在3km之内约有3个小村庄。
福岛核电站是日本最早开始修建的核电站之一，下表罗列了福岛六个反应堆机组的基本资料，可以看到这六个机组均建于70年的核电大发展时期，修建于1971年的一号机组在事故发生时已经服役了40年，已经进入了寿命的末期。六个机组均为BWR，也就是沸水堆，其设计来自于通用、东芝、日立三家企业，且一号机组是比较老的BWR-3型，二到六号机组则是改进版的BWR-4型，六号机组则是BWR-5型。
所谓沸水堆（BWR），顾名思义，是冷却剂在堆芯内沸腾转化为蒸汽直接推动汽轮机的水冷反应堆，其示意如图所示：
而针对于福岛第一核电站的六个机组，该示意图则可绘制成如下形式：
冷却水在7MPa的堆芯被加热后形成蒸汽，这些蒸汽会直接推动汽轮机发电，在此之后，蒸汽会在冷凝器中，在海水的冷却下，再度冷凝为水重新进入堆芯并带走热量。
沸水堆最早由阿贡实验室于1953年研制成功，1956年，第一座实验堆（EBWR）在芝加哥建成，商用堆型则是由设计福岛反应堆的通用公司在1957年首先研制成功的，第一座商用堆就是名为德累斯顿-I 的BWR-1型反应堆，到福岛一号反应堆则已经是BWR-3改进型了。在福岛第一核电站的六个机组中，除了BWR-5型的六号机组外，其余五个机组的安全壳均为MARK-I 型，如下图所示：
结构上，由燃料组建组成的反应堆堆芯就位于上图中的压力容器中（Reactor pressure vessel）中，1到4号机组堆芯的高度均为3.66m，压力容器的高度则大约都在20m上下，压力容器是事故状况下防止放射性物质外泄的一道重要屏障。在压力容器外，则是安全壳，除六号机组外其余机组的安全壳均为MARK-I 型，再其外则是混合土的反应堆厂房。
Mark-I 型安全壳是最早设计的安全壳种类之一，基于通用公司早期在沸水堆方面的实验数据设计而成。不同于现在常见的压水堆安全壳，MARK-I 安全壳分为两个大部分，如上面两幅图所示，一个是包含有反应堆堆芯的压力壳和循环回路的干井（dry well），干井的主要结构是一个呈灯泡状钢衬压力容器，不仅如此，压力容器的大部分外表面还有钢筋混凝土的外壳；在干井下方，则是一个呈花托状的混凝土压力池，压力池中则装有大约一半的水，并通过排气管与干井相连。
在正常运行时，干井中充满氦气，压力池则处于环境温度，而出现事故时，如管道破裂造成反应堆失冷（LOCA），高压冷却剂会泄漏到干井当中并因为压力减小而迅速汽化为水蒸气，并触发控制棒使得反应堆停堆。与此同时，干井内会因为蒸汽的增加而升温及加压，继而会触发干井底部的排气管道，使得干井内的气体排至压力池中并冷凝为水，与此同时，在严重事故的情况下，压力池还可以存储部分放射性物质。通过这样的措施，干井中的压力会保持在一个合适的限度来防止温度和压力过高。而随着时间的推移，压力池中的温度和压力也会逐步升高，进一步激活反应堆的紧急冷却系统，同时对反应堆和压力池进行冷却。紧急冷却系统均是由异地电源（AC & DC）和现场紧急柴油发电机来驱动，当这些主动冷却系统正常工作的时候，反应堆即可在事故状况下不会造成放射性物质的泄漏。
在正常状况下，反应堆停堆之后衰变热【注1】的冷却由冷凝器和主泵来实现，在事故状况下，反应堆会插入控制板使得反应堆停堆，在停堆之后，如果反应堆与涡轮机的线路被切断，衰变热则继续由应急冷却系统来来冷却（1号机组的IC系统，2到6号机组的RCIC系统，详情见后文）。该冷却系统由核电站的供电系统来驱动，在这些电力系统出现问题时，在福岛电站的设计中，紧急柴油电机（EDG）会自动启动来给交流电源和直流电源的充电器供电。
下面两幅图选取了一号和二号机组大致核电站电源排布，纵观整个核电站机组的的布局：
福岛第一核电站一号机组：Meeresspiegel:海平面
来源：GRS fukushima accident report
来源：GRS fukushima accident report
如上文所述，一号和二号机组的紧急安全系统主要由交流电源（AC）来驱动，该电源的电力在紧急情况下来源于应急柴油发电机（EDG）,除此之外，安全系统同时还可以由直流电源作为驱动。依照通常的设计要求，核电站一般会备有直流交流电源来应对失去供电这样的紧急情况，在福岛第一核电站修建的70年代，备用供电可以在核电站失去电力时提供八小时的紧急供电，以供反应堆停堆后衰变热的冷却。另外由图可以看到，大部分柴油电机和直流电源均位于海平面与海拔10m高的一层和第一下一层之间，另外在乏燃料储存室，怎还有一个海拔较高的备用柴油电机。
考虑到核电站修建于海边，其选址也会充分考虑周边的地质与地势状况，整个核电站位于海滨沿岸约175m宽的缓坡上，整体建筑高于海平面大约10m【注2】，其地势和地质结构如下图（1号机组为例）所示：
地质情况的稳定性是核电站选址的重要标准之一，更何况处于地质地震带上的日本。1979年，IAEA发布了有关核电站在地震与洪涝灾害下的安全标准，而在福岛第一核电站修建的六十年代末与七十年代初（选址时间在1966与1972年之间），国际惯例则是根据核电站修建地的历史记录来评估地震与其伴生现象的风险。值得注意的是，在最早修建的一号与二号机组，该评估方法主要倚重于当地记录及其可预期的不确定性和一定的额外保证来实现，而在之后修建的三号到六号机组，一种新的混合评估方法则被采用来评估修建地的地震隐患。但是许多使用这两种评估方法的国家并没有考虑极端灾害发生的频率【注3】。
有关海浪的高度，在核电站选址的时候则参考了福岛以南50km的小名滨港的历史记录，根据历史记录，在此处记录到的海啸高度约为高于海平面3.122m，出现于1960年5月的智利大地震引起的海啸。以此为参考，福岛第一核电站修建了5.5m高的海堤，在2002年日本土木工程协会（JSCE）重新进行了评估，得到的结果是海啸高度约为5.7m，在此基础上核电站提升了排水泵的位置，并重新加固了厂房的防水。在事故发生之时，核电站的地势布局基本如下图：
注1：在反应堆停堆之后，其衰变产物仍然会继续进行衰变，释放出热量，因此停堆之后反应堆的功率并不会立即降为零，而是会存在衰变热，衰变热的值在反应堆停堆时大约为停堆前功率的6%，在一个小时之后会下降到1%，而三天后这个值则大约有停堆前功率的2‰ 。
注2：在反应堆修建时候，尚有另一处海拔更高的选址，但处于成本的考虑，高于海拔10m的厂址被用于修建核电站。
注3：评估后，反应堆能够承受震中在反应堆下方约M7.1级地震，后文可能详述。
欲知后事如何：
