日本福岛核电站事故简介与分析北京时间2011 年3 月11 日13 时46 分，日本发生9.0 级地震并引发高达10 米的强烈海啸，导致东京电力公司下属的福岛核电站一二三号运行机组紧急停运，反应堆控制棒插入，机组进入次临界的停堆状态。
在后续的事故过程当中，因地震的原因，导致其失去场外交流电源，紧接着因海啸的原因导致其内部应急交流电源（柴油发电机组）失效，从而导致反应堆冷却系统的功能全部丧失并引发事故。
一、福岛核电站情况日本福岛核电站为目前世界最大核电站，由福岛一站和福岛二站组成，共10 台机组。
第一核电站有6 台机组，均为沸水堆（BWR）。
地震前，1、2、3 号机正常运行，4、5、6 号机正在大修或停堆检修。
第二核电站有4 台机组，均为沸水堆（BWR），地震前均正常运行。
福岛核电厂采用单层循环沸水堆技术（从上世纪50年代开始逐步发展起来的轻水堆堆型，先后开发了BWR-1至BWR-6和第三代先进沸水堆（ABWR））下图为沸水堆的系统组成示意图。
福岛MARK I（左图）为双层安全壳，内层为钢衬安全壳（梨形），设计压力4bar 左右，容积较小（数千立方米），外层非预应力混凝土安全壳。
钢安全壳由干井和湿井构成，干井中间是压力容器。
湿井为环形结构，里面装了4000吨的水，起过滤放射性物质和抑制安全壳内压力作用。
福岛一站的MARKII（右图）安全壳在MARK I基础上进行了简化设计，内层钢安全壳改为圆锥形，干井直接位于湿井上方，湿井改为圆柱形结构，两者之间通过导管相连。
B．应急冷却系统下图分别为BWR3和BWR4的应急冷却系统示意图。
福岛第一核电厂的沸水堆在设计时并未考虑反应堆堆芯的风险及应对措施，在三里岛和切尔诺贝利事故后，开始关注超设计基准事故和严重事故。
日本政府认为日本的反应堆安全设计可以保证安全，不必要在在法规上进一步的对严重事故再加以要求，主要靠业主自主开展提升安全和降低风险方面的工作。
原子力安全保安院”（NISA）让业主采用PSA手段进行风险研究，并研制事故规程（AM），针对超设计基准事故和严重事故。
