如何看待福岛核电站1号、2号、3号机组目前的状态，何时会对中国造成影响（2017年2月）？ 第1页

<未完待续>

泻药……

～～～～～～～～～简要版分界线～～～～～～～～～

结论一：目前，福岛第一核电站1-3号堆处于稳定的冷停堆状态，已无再临界的可能，也不会继续侵蚀安全壳底座。

结论二：距离事故中心20km的安全线以外，检测到的放射性指标已经与自然本底几乎没有差别。

<陆续补充中>

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顺带，

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这图是网友的猜测，没有任何实证能够支持，吐槽一下，三个堆结构不完全相同，造假也要认真点啊！

～～说这么多遍不知道够了没有～～

～～～～～～～～～更新记录～～～～～～～～～～～～

2月20日，关于儿童甲状腺癌发病率的信息

2月21日，从反应堆物理看“冷停堆”

2月25日，关于受污染废水现状及处理

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权衡良久，决定还是做个回答吧。

本人水平有限，尽量根据可参照的事实来整理答案。凡个人主观推断的地方会有说明。其实本文最后提供的参考信息，大部分人看了就能够得出相对客观和理性的结论，我在这里只做个搬运工。

本人不是核电产业或者某些国家（除了中国）的利益相关者，写这个回答除了分析事实之外不持任何立场，所以对于任何理性的评价和讨论都是欢迎的态度。如果有我不知道的，请提供事实和出处，我会去学习;如果我提供的内容或分析有错误，那么也请指出并加以讲解，错了我会改。

说到福岛第一核电站几个反应堆的现状，2011年3月11日大海啸前后发生的事情是绕不开的一个存在，知乎上各方吵了不是一天两天，尤其最近媒体新发布了一些信息，更是争的不可开交，我这里只做简述。

• 事故经过
  

2011 年3 月11 日日本标准时间14时46分在日本东海岸发生了日本东部大地震。此时1～3号堆正在满功率运行，之后由于震动触发安全系统，三个堆自动插入控制棒，断开蒸汽涡轮，进入紧急停堆状态。由于厂外电网被毁，应急供电系统启动，堆芯处于停堆后冷却状态。

50分钟后15米高的海啸袭来，除6号堆一台以外的全部应急电源系统和除3号5号堆以外的备用电池系统全部失效。

电力中断后几个堆分别或同时抑或穿插经历了一系列设备失效、爆炸、放射性物质外泄等问题，最终导致三个堆出现堆芯熔化事故。

下面分别看每个堆的情况，这里列出导致堆芯熔化的关键节点。

1号堆

地震后1号堆处于应急冷却状态，应该说这个冷却措施非常有效，为了避免压力容器因为热应力损坏，操作员手动关闭了两套冷却系统中的一套以减缓冷却速度。随后几分钟海啸到来，断电后导致无法再次启动应急冷却系统。

“据估计，对反应堆堆芯的损坏发生在海啸后约4－5 小时，并且熔化的堆芯在海啸后约6－8 小时熔穿了反应器容器底部。在海啸后约12 小时，观察到了向环境的放射性释放的最早迹象，在海啸后约23 个小时，在为了防止1 号机组安全壳破裂而对其进行排气时，由于压力高而发生了大规模释放。” （IAEA报告）

2号堆

2号和3号机组在排出堆芯余热方面的设计与1号不同，堆芯隔离冷却系统利用来自反应堆压力容器的蒸汽来驱动将水泵入反应堆压力容器的汽轮机。该系统在没有直流电也没有操纵员干预的情况下，在恶劣工况下持续运行了约68个小时，之后，反应堆堆芯隔离冷却系统失灵，进而造成堆芯失去冷却。

据估计，堆芯在海啸发生后约76个小时开始熔化。正如安全壳内压力的迅速下降所表明的那样，放射性释放始于海啸发生后约89 个小时，继安全壳边界破裂后。

（以上摘自IAEA报告）

3号堆

3号机组使用蒸汽驱动泵的堆芯隔离冷却和高压冷却剂注入系统是可以使用的。所以起初并未成为救援的首要重点。但随后这两个系统相继失效，为了避免堆芯过热，决定对压力容器泄压并灌注海水，但由于泄压阀设备失效，迟迟未能释放压力，导致海水无法注入。

“评价认为，在操纵员能够以更加可控的方式打开安全阀之前，一个被怀疑是假信号的自动信号触发了安全卸压阀的自动快速减压。估计这一减压加上压力容器内的低水位导致堆芯中剩余的水闪蒸成蒸汽，造成了堆芯充分冷却的丧失。堆芯的熔化估计是在海啸发生后约43个小时开始的。大规模放射性释放是在海啸发生后约47个小时开始的。”（IAEA报告）

三个堆事故后（2013年）的示意图：

这个图上堆芯的状态也是预估，现在肯定有变化。但是最坏就是1号堆的情况，也就是堆芯全部熔毁，碎片落在主安全容器底部。

自事故后一周左右，电厂恢复了电力供应，因此堆芯始终在冷却充分的状态。

• 放射后果

IAEA的官方说法：

惰性气体是福岛第一核电站早期释放中一个重要组成部分；据估计释放了约6000至12000 PBq的氙-133（或500－15 000 PBq，如果评价中包括早期估计值）。所释放的碘-131 的平均总活度约为100－400 PBq，而铯-137 的平均总活度约为7－20 PBq（或90－700 PBq和7－50 PBq，如果包括早期估计值）。这起事故的释放估计约为1986 年切尔诺贝利核电站事故释放的十分之一。

关于这个描述里的数值范围跨度较大，实际上也反映了难以严格量化放射性物质的排放。我建议只需要了解定性结论，氙-133半衰期5天，碘-131半衰期8天，铯-137半衰期30年，所以6年后的今天，重点需要考虑的是铯-137的放射性；以及，辐射总量约为切尔诺贝利事故的十分之一，其他信息来源也有六分之一的说法。

另外一个关于放射性活度单位的基本概念，贝可（Bq）是一个比较小的放射性活度单位，一个体重70kg的成年人，体内含有大约5000Bq的天然放射性元素钾-40。富含钾元素的一只中等大小香蕉，也含有大约15Bq的钾-40。IAEA估计，由于核武器和其他形式的核泄露，铯-137的全球本底放射沉积水平最高在2000Bq/平方米。

1.大气弥散

下图来自IAEA报告，出处见图：

注意单位，除了福岛附近区域在事故后最初几天，之后大部分地区的铯-137活度都在1Bq/立方米以下。这个图只是根据模型计算，不代表实测值，请大家自己思考结论。我个人的意见是仅体现放射性物质散布范围，无实际显著放射性影响。

“远至欧洲和北美的高灵敏度辐射监测网探测到归因于这起事故的极低水平的放射性。但是，这些释放对全球环境本底放射性水平的影响则可忽略不计。”（IAEA报告）

2.海洋弥散

下图来自IAEA报告

实际上和大气弥散的情况相似，海洋弥散尤其是跨洲际大洋范围内的弥散，也只能通过理论模型来模拟，多个不同模型的结果差异也比较大。我个人的观点：理论报告说明，在事故几个月后，由于海洋的稀释作用，远离电站区域的海洋受到放射性物质的影响十分有限，与自然本底差异不大，之后数年间世界各地海洋中检出铯-137的实例仅能证实放射性物质扩散范围，并无显著放射性影响。

3.海洋沉积

下图来自IAEA报告。海洋沉积指放射性物质沉积在海洋表面的量。

同样是理论模拟，IAEA没有给出该影响的明确结论，大家自行看图参考吧。

4.陆地沉积

下图来自IAEA报告，注意这个是实测值。

“在福岛第一核电站西北地区，测量到明显增高水平的铯-137 沉积密度。按数量级表示，在受影响最重区域的水平为1000 万贝可/平方米，而且很多区域的水平约100 万贝可/平方米。福岛县整个受影响区域的沉积分布不均匀，紧邻福岛县受影响最重区域外的水平约为1 万贝可/平方米。虽然日本其他一些地区显示出增高的沉积水平，但日本大多数地方归因于这起事故的水平一般约低于1000 贝可/平方米。

沉积碘-131 的最高水平在事故发生后曾一度超过约300 万贝可/平方米，但由于碘-131 的半衰期短，该水平此后迅速降低，目前已测量不到。”（IAEA报告）

个人结论是，事故后短期内周边地区受到较高的放射性物质影响，但随着放射性物质衰变以及环境中其他因素的影响，例如降水等气象因素，以及人为清除放射性物质（后面还会讲到），在远离事故中心几十公里的范围内，放射性物质沉积导致的辐射影响与本底水平相比并不显著。

5.饮用水

下图来自IAEA报告。

福岛各地饮用水中碘-131的实测数值。

需要指出，碘-131半衰期较短，事故后一个月内降低到很低的水平是非常合理的结果，实际上较长半衰期的铯-134和铯-137才是对于环境有较大辐射影响的物质。

IAEA报告给出了事故后12个月期间农产品蘑菇中测到的平均铯-134和铯-137的比活度平均为16贝克/千克。这个数据仅作参考。

这里需要更多数据补充。

6.公众辐照剂量

公众辐照剂量的话题有些复杂，涉及到地理位置、时间、人群年龄、职业等几个维度，图表比较多，这里就不一一列举了，IAEA的报告里有详细说明。

这里引用另外两个机构，世卫组织和辐射科委会的结论。

• 2012 年，世卫组织发布了对这起事故辐射照射的早期评估报告，其中利用对政府研究机构公开提供的资料和直至2011 年9 月收集的资料适用的模拟技术给出了对典型公众成员所受辐射剂量的初始估计。当时，开展全面评估所需的数据不是没有就是不充分。采用了许多可能导致一些剂量被过高估计的谨慎假设。例如，为最大程度地减少低估有关防护行动和食品消费的最终健康危险的可能性，采用了谨慎的假设。然而，这项评估表明，在事故后第一年期间福岛县两个相对高照射场所的个体公众成员一般受到的总有效剂量在10－50 毫希有效剂量范围内。在这些受影响最大的场所，外照射是有效剂量的主要促进因素。在福岛县其他地方，有效剂量估计在1－10 毫希有效剂量范围内。日本大多数地方的有效剂量估计在0.1－1 毫希有效剂量范围内；而在世界其他地方，所有有效剂量均低于0.01 毫希，而且通常则远低于这一水平。（摘自IAEA报告）
  
• 2014 年，联合国原子辐射效应科学委员会公布了一份关于这起事故的报告，其中包括了对工作人员和公众成员所受剂量的评价。对公众成员所受外部有效剂量的估计基于所获得的关于铯-137 作为时间的函数在不同地区的沉积密度的资料以及所估计的场所和人口的移动模式。辐射科委会的估计表明，在具有最高平均估计值的撤离区，估计成人在撤离前和撤离期间已接受的有效剂量平均低于10 毫希，而且该水平的约半数是早期撤离的那些人接受的。生活在福岛市的成人估计在事故后第一年平均接受了约4 毫希的有效剂量，一岁大婴儿的估计有效剂量约高出一倍。（摘自IAEA报告）
  

个人观点：两个独立组织得出的结论是事故期间个人接受剂量最高50，这个是理论的高估值，距离事故中心较远的区域，个人接受剂量不超过10豪希。安全辐射剂量的问题就不再仔细讨论了，知乎和网上的信息很多。总之，距离事故中心较远的人群收到的辐射剂量与自然本底差异不大。

7.内照射

内照射就是人体摄入放射性物质导致的辐照。IAEA下面的话请大家自行理解。

“国家放射线医学综合研究所、日本原子力开发机构和日本其他组织开展了利用全身计数测量放射性核素摄入量的工作。事故发生后，对福岛县范围内各场所的20 多万居民进行了监测。有关水平一般低于全身计数器非常低的探测限值，表明体内几乎没有或根本没有摄入放射性核素。因此，既无可能也没必要对这些数据进行详细的统计学分析。”（IAEA报告）

8.儿童甲状腺剂量

下图来自IAEA报告

儿童甲状腺辐照和甲状腺癌发病有明确的相关性，所以这个数值对于衡量事故对人群，尤其是儿童的影响水平有较高的参照意义。

IAEA的结论提到了与切尔诺贝利事故的比较。

“在一岁儿童甲状腺附近测量的最高周围剂量当量率为每小时0.0001 毫希，这与大约50 毫戈瑞的甲状腺吸收剂量（甲状腺当量剂量50 毫希）相一致。据报告，2011 年3 月利用碘化钠（铊）闪烁测量仪在撤离区和“计划撤离区”儿童中测量的甲状腺当量剂量对95.7%的儿童而言低于约10 毫希（最高43 毫希）。可能所有剂量均低于1996 年“基本安全标准”规定的因放射性碘所致甲状腺接受的可防止待积吸收剂量100 毫戈瑞的服碘预防通用最佳干预值。它们也低于经修订的“基本安全标准”规定的头七天用于碘甲状腺阻断的预期剂量50 毫希，该剂量作为应急照射情况下预防行动和其他响应行动的一般标准，以减少随机效应的危险。比较而言，切尔诺贝利事故后儿童甲状腺吸收剂量高达数千毫戈瑞，高出近100 至1000 倍。”

IAEA也认为由于测量方法以及样本等因素，对于甲状腺剂量的估算数据有一定的不确定性。IAEA报告中提到2014年对37万名事发时0-18岁的青少年进行了甲状腺筛查，由于使用了灵敏度高于标准设备（超声波显像，就是所谓B超）的仪器，结果检查出了很多通常检查不出来的甲状腺异常，注意是异常而非病变。“在许多情况下，在青少年晚期儿童中发现了甲状腺癌，但在2011 年3 月11 日不足5 岁的最脆弱儿童群体中却没有发现任何病例。可疑或恶性病例的比例与福岛县各地2011－2013 年初次筛查时几乎完全一样。这些因素表明，在调查中检测出的甲状腺异常不大可能与该事故引起的辐射照射有关。”（IAEA报告）

有人提到近年来福岛地区儿童甲状腺癌发病率有增高趋势，我个人表示值得关注，但需补充更多信息和数据。

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2月20日补充关于甲状腺癌发病率的信息

2016年5月，一个叫Toshihide Tsuda的在国际流行病学杂志《EPIDEMIOLOGY》发表了一篇文章，

，内容简单说就是在2011年-2014年福岛县地区测得了0～600例/百万人的儿童青少年甲状腺癌发病率（平均数大概300），而日本地区的发病率是2～6.5例/百万人（这个数据是2001年～2008年测得的）。

很快，一个叫Noboru Takamura的给《EPIDEMIOLOGY》杂志写信，实名反对Toshihide Tsuda的报告，

。内容简单说就是Tsuda使用的筛查方法是高灵敏度仪器，与标准仪器测到的数据没有可比性。使用同样仪器和筛查方法对于远离辐射区的三个县进行筛查，测得数据分别是230，300和1300，平均下来是350例/百万人。

专家们写的很复杂，有个记者写了篇文章说的就比较明确。

结论大家自己应该能搞清楚了。

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9.心理后果

（这个话题比较有趣，以后再展开）

• 事故后恢复之厂外治理

简单说厂外治理就是让核电厂外部受污染区域尽快和尽量恢复到事故前的状态。

IAEA报告：“日本政府的治理战略确定了快速减少辐射剂量的方案，将居民区、农田和毗邻农

业区域的森林地区的治理列为了优先事项。”这里不评价这个战略正确与否，主要看看日本政府做了什么。

对于厂外治理广泛采用了表土移除、割草、砍树、清洗等方式，也产生了大量的废弃物。

“到2015 年3 月底，在福岛县外的“密集污染调查区”内大部分地方的去污已接近完成（约80%的城市）。在福岛县内的“密集污染调查区”，约90%的公共设施、60%的住宅和50%的道路都完成了去污。

在“特别去污区”，2015 年3 月，在四个行政区域（田村市、川内村、栎叶子町和大熊町）完成了去污计划。还在另外两个行政区域（葛尾村和川俣町）完成了居民区的去污，在饭馆村的去污已接近完成。在福岛县内第1 去污区和第2 去污区的大部分去污计划预定在2016 年3 月底之前完成，但一些去污计划预定将持续到2017年。”（IAEA报告）

简单说，场外治理主要就是挖土割草砍树，IAEA报告里举证了一些照片做对比。

产生的废弃物目前大部分堆积在厂区内，一部分在与当地政府协商后进行了无害焚烧。

• 事故后恢复之核电站退役

我承认前面很罗嗦，到这里才是题目真正要问的，但是我总觉得不把事情的前因后果搞清楚，单纯说结论又容易陷入各种无视事实的争论。

先上一个厂区图：来自产经省报告。外围红线是厂区界限，绿点是环境监测点，里面其他的内容后面提到了再讲。

1.路线图

2011年12月日本政府发布了“福岛第一核电站1 号至4 号机组退役的中长期路线图”，本文后面有出处链接，后来又多次修订，所以各个版本细节并不完全一致。

这个路线图涉及的内容也十分繁杂，主要包括以下几个重点（本人归纳的要点）。

• 维持反应堆稳定和安全。这里面包括了对于堆芯检测、检查，维持冷却，控制放射性排放等
• 污染水管理。实际上应该归到前一点，之所以单独列出来是因为这是现阶段比较棘手的一个事。
• 地下水管理。福岛电站所在地的地质条件决定了自高而低的地下水流向，因此需要对地下水进行人工干预以防止污染。
• 设施恢复。修复厂房、设备等非核设施，修复反应堆压力容器破损等含核设施
• 反应堆退役。主要是核燃料处理，这个是大家最关心的问题。
• 人力资源和工作环境管理。
• 相关技术、设备的研发。处理事故需要使用的非标准技术与设备，这些都要针对具体情况进行研发。

以上几点都是我自己总结的，未必合理。

2.维持反应堆稳定和安全

关于反应堆稳定性，大家最关心的其实就是反应堆是否会重新临界，是不是会继续发热熔蚀安全壳底座。

2011年12月，日本政府官方以反应堆内部温度降至100度以下为依据，发布了事故反应堆冷关机的声明。IAEA和UN都做了相关回应，也没有明确表示质疑或反对。

继续熔蚀安全壳方面还没有查到官方明确的表态，反正我个人的观点是不会。

首先看一下最近几个月RPV（压力容器）和PCV（安全壳）内的温度监控数据。来源：产经省2016年12月简报。

这里面堆芯温度逐渐下降是与季节因素相关，根据更早的记录，夏季气温维持在35度左右。

这个温度监控是持续进行的，相比之下，2011年7月堆芯温度在100度左右，2012年初降至65度左右，2012年底，三个堆的温度都降到了40度左右，与目前的状况持平。尽管没有一个标志性的时间节点能够确认三个堆处于冷停堆，但事故后堆芯温度迅速降低，至少到2012年底，反应堆释放的衰变热已经处于比较低的水平，因此可以认为反应堆长期处于比较稳定的”冷停堆“状态（个人观点）。

1号堆为例，冷却水流量约为4立方/小时，未来会继续降低到3立方/小时（产经省报告）。其余两个堆的数据没有查到，但估计与1号堆相近。这里其实可以简单估算一下堆芯目前的释热功率。应该说是在相当低的水平。

所以个人认为，如果期间有反应堆再次处于临界状态，温度监控会有很清晰的指示，温度数据是公开的，大家可以到产经省网站自行查验。因此堆芯熔蚀压力容器以及安全壳的情况，只发生在事故早期，在之后相当长的时间里通过有效冷却被控制住并且没有继续发展的证据。无论是堆芯温度监控数据还是实测到的放射性水平都能够支持这一观点。

另外，从反应堆物理的角度来看，熔融物中包含了核燃料、锆金属（来自燃料棒）、中子吸收剂（氮化硼，来自控制棒）、其他杂质等。虽然发生了熔融，但是各元素成分不会变，中子吸收剂依然保持在这一团熔融物中，相当于继续保持了落棒状态，这是维持冷停堆的一个重要条件。

另外，熔融物分成有限的几份（猜测），并不像反应堆正常工作时燃料组件均匀排布且慢化剂充斥间隙的那种排列，因此裂变产生的中子无法被有效慢化，对于核燃料来说中子俘获截面很低，难以维持链式反应。

上图来自网站，并非福岛BWR使用的燃料组件，这里只是想展示出燃料棒之间空隙排列，只有在水充满这些空隙，并对快中子进行恰当慢化的前提下，才能持续产生链式反应。

其实核反应堆物理设计的精妙（安全）之处就在于，只有在特定物理条件下，才能持续裂变，温度、形状、物质成分、排列等物理条件的微小改变都会降低反应性，让整个系统向反应性降低的方向发展。事故几年后对于核电站及周边的放射性监控，都没有发现反应性显著提高的证据。

这里可以正面回答题主 @梁山小妖 只要继续保持堆芯冷却，日本网友推测的堆芯熔融物继续向下熔蚀甚至再次临界的情况，目前看来不会发生。

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2月21日补充关于反应堆物理的个人观点

先声明这部分大多是个人观点，以基于反应堆物理的定性分析为主，本人没有条件也没有那个水平去针对现在的福岛电站做完整定量的反应堆物理分析。但其实只要对反应堆物理有个基本的了解，我认为足够得出正确结论了。

这里推荐一个视频：

。MIT的核安全公开课，这一节专门讲反应堆物理，80分钟内能够相对全面的讲一遍。另外这个课下面其他的内容其实也推荐有兴趣的同学去了解一下。

1.说说“局部临界”。

据我所知，反应堆物理中有“临界”、“次临界”这些说法，但可能我了解的还是比较少，但除了媒体和贴吧之类的场合，还没见到有正式的场合使用“局部临界”这个概念。

所谓“临界”通俗点说就是反应堆内上中子产生速率和消失速率一致，由于反应堆内物理特性（譬如形状、燃料棒排列等）的分布，临界状态下各个局部的反应性，也会有所不同，这也是反应堆物理研究的重要部分。

那么我们考虑一下如何才能维持一个反应堆的临界状态。

2.首先是燃料。

比如核武器，使用几乎纯的铀或者钚，临界质量很小，小到一两公斤的级别。但是反应堆不同，BWR使用的燃料浓度在3～5%，具体到福岛这个堆目前我没查到准确的数字，低浓度意味着较高的临界质量，这也是核电站反应堆体积巨大的原因之一。浓度是武器级燃料和核电站燃料的重要区别。有个广泛引用的比喻，就是酒精和啤酒的差别，不算完美但也足够说明情况。总之，对于低浓度的核燃料，需要较大质量才能维持临界。

顺带说一句，为了小型化，核潜艇核航母上面的反应堆使用的都是高浓铀，那个东西玩不好真可能会核爆的，至少是个大脏弹。

我判断目前福岛三个堆的堆芯熔融物都被分成了有限的几个部分，堆芯原来位置应该还会滞留一部分，那么剩下的部分会在压力容器也就是RPV下的格栅平台和安全容器底部，大概也是摊开的样子。因此散布开的燃料熔融物降低了达到临界质量的可能性，这是一个比较重要的前提。即便是高纯度的武器级核燃料，一小块放在那里，达不到临界质量就根本不会有持续的链式反应，最多是衰变产生的辐射。

3.中子慢化和中子密度。

有了合适的燃料，反应堆也未必能够点起来，需要有足够的热中子才能维持临界。为此需要慢化剂和中子反射层作为必须的堆芯物理结构。热中子不是炽热的中子，是核反应释放出来的快中子经过慢化能量降到“热运动”形式的中子。为了慢化快中子，反应堆里相对均匀的充满了慢化剂，例如轻水，福岛BWR和大部分其他压水堆用的就是轻水；部分研究堆和核电站用石墨，比如著名的切尔诺贝利；还有的使用重水，比如加拿大的CANDU；还有非主流的钠、氦气等。但不管用什么做慢化，相对的均匀分布是一个前提，现在福岛堆的熔融物是几大坨，水只在表面以外，内部就算产生中子也大部分是快中子，无法维持足够的中子密度。

正常的反应堆为了让中子维持一定的密度，还会在周围布置中子反射层，以便让中子回到堆芯内部继续慢化或参与反应，另外让反应堆内各部分的中子密度保持一定的均匀度。

总之，想让反应堆达到临界，需要一系列精妙的物理条件及结构维持，各种条件稍有偏差，就很难维持临界状态。反应堆启动开机有一大套复杂严格的程序，可别理解成按个按钮开灯那么简单的事。

4.控制棒。控制棒是反应堆安全的“硬保险”，福岛BWR使用的是氮化硼，硼对中子有强烈吸收作用，我查了一下氮化硼这东西熔点3000度，比堆芯大部分物质甚至二氧化铀都稳定。堆芯熔融之后大部分氮化硼应该还在这坨东西里面，中子密度会有效降低。比喻一下，这一坨核燃料就像“湿了的纸”，想点着可真不容易。

综合以上几点我们不妨分析一下，要想让这些熔融物重新临界，需要何种条件。首先这些东西不能太分散，以达到临界质量。但也不要完全聚集在一起，最好是像海绵一样，水可以在里面自由流动，好对中子进行慢化。其次控制棒的残骸需要“自动的”从这坨熔融物里面“清除”出去，离得越远越好，防止中子被吸收。然后中子反射层最好能再围上一层，维持住里面的中子密度。OK，满足这些条件应该能把这三个堆点起来。

5.放射性物质监测。前面几点都是基于理论和一些可见常识的推测，但是放射性物质的监测是客观可探知的物理事实。由于反应堆中一系列的核反应，持续临界状态的核燃料会不断产生标志性的一些放射性物质，最典型的是氙-133和碘-131，这两种东西之所以典型是有原因的。氙-133对中子有较强的吸收作用，也被称作“中子毒物”，会降低反应性，反应堆里氙-133多了就叫“反应堆中毒”。而氙且是气体，一旦逸出很容易检测到。碘-131的典型是因为产生的量比较大，而且即是气体也溶于水，也很容易检测到。还有一个共同点就是这两种核素都是几天时间的短半衰期，因此如果短期内检测到高水平的氙-133和碘-131就可以判定堆芯重返临界。同时由于正常情况下燃料块本身和燃料棒组件的封闭作用，这两种气体不会释放到外界，因此对于这两种气体的监测是反应堆安全的重要指标。

实际上福岛事故早期判断堆芯熔毁的主要依据就是这几种放射性核素有高剂量检出。之后到现在，事故厂区持续不断的在进行放射性监测，一旦堆芯重新临界，很容易通过放射性物质指标来进行判断。目前为止我没有看到这方面的信息。

6.中子剂量监测。

中子的重要特性是不带电，具有极强的穿透力。反应堆正常运行时，尽管有各级安全屏蔽措施，实际上还是能够在正常运行核电站周边检测到低于安全标准的中子剂量。很多反应堆还是进行中子轰击实验的中子源。因此监测中子剂量水平是核电站安全的一个重要指标。

福岛现在3个堆完全不在正常的运行状态下，反应堆物理结构有变化不说，冷却水也不断会把堆内物质带出来，如果堆芯重新临界，中子剂量也非常容易检测。同样，目前我也没有看到这方面的信息。

说了这么多，一句话，实测数据表明事故后没有重返临界的迹象，理论分析认为未来不具备重新临界的物理条件。个人观点。

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3.废水管理

为了保持反应堆稳定，就必须持续对反应堆堆芯进行水冷却，这是事故后恢复的重要工作，工程量也相当可观。由于废水控制的问题，还产生了几次废水排放的争议。

“事故发生后，大约400 立方米/天未被污染的地下水流入建筑物。大约400 立方米/天的水通过1 号至3 号机组反应堆循环进行冷却。进入建筑物的地下水与用于冷却反应堆的循环水混合，导致必需要管理的污染水总量达到约800 立方米/天。大约400 立方米/天的水被重新注入反应堆，用于冷却燃料和燃料碎片，而其余400 立方米/天的水被贮存在污染水储箱。

这些水经处理，以去除除了氚之外的放射性核素，氚是无法去除的。处理后的水贮存在厂内826 个储箱（截至2015 年2 月12 日）。”（IAEA报告）

至2015年中，水处理厂的设备经几个阶段建设完成，下图来自产经省报告：

水处理系统示意图（IAEA报告）：

图上可以见到冷却水对于反应堆厂房和汽轮机厂房都是漫灌的方式，由于建筑结构复杂，难以避免污水的渗漏，这个问题比较突出，不清楚日本方面这么做是由于工程条件（可能是辐射或建筑结构）局限还是其他什么原因，其实集中冷却安全壳内的堆芯就可以了，这样废水流经区域小，便于控制。总之，目前已经产生了几十万立方米的废水，都储存在厂区的废水储罐里。如下图（IAEA报告）。

简单归纳就是说厂区每天处理几百立方的放射性废水，去除大部分放射性物质后的废水，都暂存在大罐里。由于水系统本身的泄露以及有可能的误操作，期间产生过几次放射性废水排放，这些在媒体上都有报道，以后会补充信息和数据。

总体来说废水的放射性主要来自冲刷或溶解出来的堆芯物质，另外水被中子辐照后产生的氚。水处理流程可以基本除去碘、铯、锶等放射性元素，但最后水中残留的氚无法去除，废水储罐中的主要放射性物质就是氚。氚半衰期12年，通过衰变最终变成稳定的氦3。射线穿透力和能量都不强，在储罐中是比较安全的（个人判断）。我猜测这些废水可能会在被存储若干年后，放射活度降低，最终还是排放到海洋中，这是最方便的处理方式。

总之，现有这套水处理系统，在不出现大规模意外（比如战争、自然灾害或火灾）的情况下，产生大量放射性物质排放的可能性很低。

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2月25日更新

关于废水的现状和处理计划

2016年6月，东电和福岛第一核电站成立了一个针对辐射废水处理的专家组，并且提交了一份技术报告，评估了废水处理的现状和可能的最终处理方案。

报告全文：

• 根据这份报告，目前（2016年6月）废水处理的状况如下：
  

已产生废水：80万立方米

每日产生废水：400立方米

废水放射性活度：50万Bq/L 至 330万Bq/L (考虑了衰变因素)

总氚含量：7.6×10^14 Bq (折合氚原子，约2.1g，截至2016年3月）

待处理浓度：法律允许浓度

• 关于含氚废水的主要物理性质：
  

氚是氢的同位素，原子核含有一个质子、两个中子，外层一个电子。（化学性质上氚与氢基本相同，所以很难将其从水中分离出来，个人补充）

氚的放射性半衰期是12.3年；如果以水的形式进入人体，大约10天后会被排出一半；如果以有机物形式进入人体，大约40天后排出一半（生化半衰期）。

氚自发产生β衰变，转化为无放射性的氦3，同时释放低能量β射线（最大18.6keV，β射线就是具有一定能量的电子对，个人补充），其可以被一张纸屏蔽。

由于氚释放的低能β射线的放射性较低，外照射对人体影响有限，主要对人体的影响来自于食物摄取后的内照射。氚对人体的放射性影响大约是同样放射性活度的铯的1/1000。

• 关于全球氚本底：
  

由于宇宙射线每年产生大约7×10^16Bq的氚，天然水中存在平均1 Bq / L的氚，人在65岁时，平均含有约100Bq 的氚。

仅1945-1963年，环境中存在总量大约1.8～2.4×10^20Bq氚。

截至2010年，环境中存在的氚量约1.0～1.3×10^18Bq。

• 关于排放法规：
  

不同层面的监管法规对于氚排放的标准一致如下。

全年排放不得超过1mSv；浓度限值：空气，5Bq/L，氢气：70000Bq/L，水：60000Bq/L

对于食物摄入氚的法规，日本的监管部门在2012年经过评估得出结论“难以想象在氚在食物中会产生显著剂量“，因此在食物摄入方面无标准。（原文it is difficult to conceive of the concentration of tritium in food reaching a dose that would require attention。个人观点：这个的确是掩耳盗铃，但需要补充更多信息以明确细节）

• 世界各国关于氚排放的实例和经验
  

1.美国三里岛

在评估了24种不同方案后，采用蒸汽排放的方式，通过十年时间将约2.43×10^13 Bq（约8,700立方米）的氚释放到大气中。

2.法国La Hague乏燃料处理厂

每年释放的氚量为：液体形式约1.2×10^16 Bq，气态形式约为7.0×10^13 Bq。

3.英国

在欧洲联合环（JET世界上最大的聚变反应堆），使用氘和氚作为燃料。

JET研究了使用电解和低温分离等方法从含有高浓度氚的水中等收集氚的设备，这些设备可将含氚废水做无害化处理。（个人观点，目前还处在研究阶段）

4.日本其他核电站

按照相关的排放法规，在2010财年，日本每个核电厂排放的氚总量为：2.2×10^10Bq ~ 1.0×10^14Bq（根据发电厂而不同）。

• 可能的主要处理方式

注入地层

排入海洋

水蒸汽形式的大气排

氢气形式的大气排放

地下掩埋

每种处理方式下又有11个不同选择，总体评估了55个方案。每种方案的费用、时间、工程建设等细节都有差异，尤其是费用方面，从17～约4000亿日元（估算），差别很大。

举最便宜的方式如下（仅是举例，不代表最终结果）：

B2：稀释后离岸释放

- 含氚废水从储水罐转移到取样罐，并测量浓度。 此后，将海水混入稀释。（如果原水中的浓度为420万Bq / L，稀释70倍; 如果是50万Bq / L，稀释约8.3倍），并通过泵排入海中。

大约耗时10年

个人总结：

目前含氢废水的处理还是处在概念评估阶段，尚未决定最终的处理方式。但是从这份报告来看，最终的结果只能是降低浓度后排入外部环境，并且会分散到相当长的时间周期内。考虑到环境本底和监管法规的因素，如果能够做到低于安全排放标准，对环境的影响会有，但还将是安全限度之内的。从放射性物质活性、半衰期、以及排放总量上看，福岛核废水最终排入环境的总体影响不大，但是需要选择合适的方式和足够长的时间跨度，换句话说就是必须在空间和时间两个维度上对放射性进行充分稀释。

客观上说最终的后果还是由全人类来共同承担，但还是有较大可能将影响限制在安全范围内。

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4.地下水管理

福岛第一核电站的地下水系统示意图，来源：东电报告

口头上先避一下嫌，因为舆论的关系，我尽量不采用来源于东电的信息，不过这个图用来说明地下水形势应该没什么问题。

“事故发生前，从山腰流到福岛第一核电站后部的地下水已经以约850 立方米/天的速率从设在1 号至4 号机组厂房周围的地下排水系统抽出，以控制地下水水位。作为事故的后果，先前抑制建筑物浮力和防止地下水进入建筑物的地下排水系统及泵停止运行。”（IAEA报告）可以看到由于地势和重力的作用，整个电厂西高东低，地下水呈现自然向海流动的趋势，电站建筑处于第一个隔水层顶部。地下水的流经对于整个建筑还有一个承托的作用，这让地下水的管理十分复杂和困难。

理论上完全隔绝地下水的流经不是不可能，这样能够有效避免地下水被厂房内冷却废水的污染。然而这将影响整个厂房建筑在地基上的物理平衡（个人观点），让整个建筑面临风险，因此，必须合理控制地下水位和流量，并对产生的污染废水在入海前做有效隔离。

现场的措施是在山体上部钻井抽水（Groundwater bypass），用旁路泵控制合理的水位，然后在厂房上下游地沟抽水，最后在临近海边处建立深达第二道隔水层的防渗墙墙。

下图来自IAEA报告，可以理解为上图的俯视图。

截至2015年IAEA报告时，低温冻土防渗墙尚未完成，后续有媒体反映建成后效果不佳，此处需要补充信息。

这部分的个人结论。

1.关于大家广泛流传的“筑底法”（源自切尔诺贝利），先不说是否有必要，至少在工程上，整个电厂的地质构造是否适合开掘坑道筑底，这是需要认真审视的。开掘坑道带来的风险一是可能破坏原有地下隔水层，让更深层地下水面临污染风险；二是对厂房建筑本身也可能带来结构性的损坏。

分析这些因素之后，至少现阶段我不赞成“筑底”。这方面我会继续关注并获取更多信息。

此处需要补充信息。

2.由于地下水的自然流向，地下水污染的潜在风险是经由可能的渗漏途径最终进入大海，这不算是一件最坏的事，理由参见前面提到的放射性物质海洋弥散。不会出现地下水污染导致大面积人群饮水安全受到威胁的情况。当然，还是必须在尽最大可能的前提下避免污染地下水，也避免对海洋水体的污染。

3.由于建筑面积、结构复杂性和地质因素，整个厂区尤其是1-4号堆厂房区域的水控制“提出特别具有挑战性的问题”（IAEA报告）。这个问题的处理会是长期且艰难的过程。

5.设施恢复

由于地震和海啸以及爆炸，导致1-4号机组厂房都遭受了不同程度的损坏，为了移除乏燃料池里的燃料和尚在堆芯里的熔融物，必须对建筑进行恢复性的复建。复建建筑会为操作提供一个合理的封闭空间，一方面隔绝外部影响，另一方面也能屏蔽可能的放射性泄露。

此外，在恢复建筑的同时，也要在建筑内安装必要的设施，包括操作间、核废料暂存水池、龙门吊、机房等等，这都是取出核燃料和反应堆退役的必要条件。

还有就是建筑底部以及安全壳各处的堵漏，在中长期路线图中有提到需要进行这项工作，但是具体进程细节未知。

目前几个堆建筑及设施方面的状况：

• 1号堆

目前在为移除乏燃料做设施恢复，计划中是先移除原有外层厂房，因为外层厂房本身也是放射性废物，另外上层被氢爆炸掉的部分也需要拆除，一便清理出一个工作面来。然后在顶部建立一个工作空间来进行乏燃料的移除。下图来自2015年中长期路线图。

至2016年底，进度如下，来自产经省报告。

目前外层厂房拆除完毕，正在清理作业面。

• 2号堆
  

目前只是在前期计划和实地探查阶段，尚未开始进行施工。最终的目的与1号堆近似，也是在顶部建立一个工作面。下图来自产经省报告。

有两个可能的方案，一个是乏燃料和堆芯碎片共享一个水池存储，另一个是建立一个单独的空间来处理乏燃料。我理解就是一次性到位和先解决眼前问题的区别。

• 3号堆
  

可能是3个堆里进度最快的。目前顶部工作面已经清理完毕，2016年底安装了放射性计量设施。2017年将安装临时围挡，之后就进行乏燃料的移除。2015年已经开始设备操作方面的培训，用于遥控移除乏燃料的设备也已经到位。

以下图片均来自产经省报告：

围挡示意图：

围挡内部设施示意图

部分设备照片

预计最早17年能够开始移除3号堆的乏燃料。

6.移除乏燃料

2014年12月，4号堆的乏燃料已经完全移除，4号堆堆芯内并无核燃料，因此移除乏燃料的工作难度相对最小。这个过程也对人员操作和设备是一个检验（个人脑补）。

产经省2015年中长期路线图给出的移除乏燃料进度表：

最快的3号堆也要在17年晚些时候开始，计划要到2022年完成全部3个堆的乏燃料移除。

1-3号堆的乏燃料棒数量如下：

1号堆：392

2号堆：615

3号堆：566

3个堆里的乏燃料棒都有可能发生破损，破损的燃料棒会被放置在一个专用容器中处理，下图来自中长期路线图：

个人结论：乏燃料的移除难度相对较小，但也需要谨慎进行，这一步完成了才能进行堆芯部分燃料的移除操作。至少从时间上看还是需要几年的。

7.移除燃料残骸

不可否认，到目前为止，移除燃料残骸的相关计划还只是计划，除了有限的探查和技术准备，按照路线图上的时间表，真正的处理工作也要在2020年前后展开。持续时间可能长达10年。

IRID（International Research Institute for Nuclear Decommissioning，日文：国際廃炉研究開発機構，按照中文习惯可以叫“废研院”）有一个视频解释这个过程，可以看看参考，2014年的内容，主要也就是展示一下概念。

简单介绍一下处理燃料残骸的思路（根据产经省路线图自行归纳的）。

1.注水。要用水完全淹没反应堆内部，以及一部分操作空间，在反应堆上方设置一个燃料暂存水池。

2.移出。使用远程遥控的机械手，通过机械切割等方式，把燃料残骸分割成小块，用机械手提出，不离开水面的前提下，放置在专门的容器中。

3.后续处理。将安全容器逐个移出，再进行无害化处理。

2013年中长期路线图有比较形象化的分步骤说明。这里略微展开一下。

PCV：主安全容器。RPV：反应堆压力容器

1.建筑内除污。厂房建筑结构内放射性物质去除，以便能够接近安全壳以及进行后面的操作。除污通过人工操作或者遥控机械。

2.检查PCV底部。通过遥控设备找到漏水点。

3.止漏。不多解释了。

4.注水。PCV底部的漏点处理好之后就可以提升水位，而且可以让冷却水进入“小循环”，有效控制渗漏和对地下水的污染，还能减少污水的处理量。

5.检查PCV内部/检查堆芯/取样。

6.修补PCV上部。目的和前面一样，也是为了继续注水。

7.注水至PCV/RPV顶部-->打开RPV顶盖

8.堆芯检查/取样。这里有一个机械手，是取出堆芯残骸的核心设备，根据图示说明，前端有摄头、切割、钻头、抓持、抽吸等多种功能。（岛国研究的这个东西～～写到这里我都不厚道的笑了）

9.燃料残骸取出。根据“废研院”的视频，燃料残骸提出的过程中不会离开水池，直接封入屏蔽储罐中。

以上就是取出核燃料熔融后残骸的基本过程，根据“废研院”的视频，当年三里岛的燃料残骸处理也是类似的过程。这里展示的只是一个技术轮廓，实际中每个堆的具体情况不同，取出的方式和细节也会有所差别。中长期路线图里规划的时间大致是10年。

三里岛的燃料残骸样本，福岛的估计也差不多。

燃料残骸后续处理：中长期路线图里并没有明确列出处理方式，只是进行了技术路线的大概描述，具体工作的展开也要依赖何时能过取出燃料残骸样本，才能继续进行研究，相关的技术准备已经开始进行。本人推测最后应该和通常乏燃料的处理方式类似，只能是先长期储存降低反应性，然后再封存深埋。考虑到这些燃料残骸的浓度会高于乏燃料，可能储存的时间会更长，以致以几十年计。目前如果加速器驱动的反应堆（ADS）技术有进展，那么也不排除用ADS来处理燃料残骸的可能。

总之，一旦收集起来了，相对会好处理很多，也最终杜绝了放射性泄露的问题，只是还需要很长时间。

综合来看，福岛第一核电站燃料1-3号堆残骸的处理应该是一个充满技术挑战和漫长的过程，需要应对各种可能的情况甚至突发局面，现场的高放射性和复杂性决定了不可盲目蛮干，只能一步一步探索着来。

主要的参考信息：

1. 国际原子能机构（IAEA）总干事发布的福岛事故报告，其实一直有中文版，建议大家仔细看看。http://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/SupplementaryMaterials/P1710/Languages/Chinese.pdf。报告写于2015年，到现在不过一年多，还是值得参考的。P.S.总干事天野之弥是日本人。
   
2. IAEA关于福岛事故的专门网站：Fukushima Nuclear Accident
3. IAEA在福岛事故后恢复进程中的行动，油管视频，需翻墙。https://www.youtube.com/watch?v=3AMWU0_MIPQ
4. 日本产经省发布的福岛第一核电站1至4号机组退役中长期路线图，英文。http://www.meti.go.jp/english/earthquake/nuclear/decommissioning/pdf/20150725_01b.pdf。这个路线图2011年就发布了，后来多次修订，修订本身也是路线图的一部分，要根据各个节点的状况来进行合理修订。产经省专门有一个关于该路线图和进程更新的网站：Mid-and-Long-Term Roadmap
5. 日本产经省发布的1-4号机组退役进程更新报告，英文。http://www.meti.go.jp/english/earthquake/nuclear/decommissioning/pdf/20161222_e.pdf。报告每月发布一份，但目前只查到2016年12月22日发布的，2017年1月17日发布的还没有看到，大概是没有翻译成英文吧。
6. 日本产经省发布的一个关于电站退役相关信息的公众宣传，http://www.meti.go.jp/english/earthquake/nuclear/decommissioning/pdf/20160527_01.pdf。2016年5月发布。这个文案写的比较概要，方便阅读，也更多针对了公众的信息需求。

以上是主要参考的几个内容，一方面来自IAEA，另一方面来自日本自己，关于核电站退役路线图，日本方面和IAEA有多次沟通，IAEA也在不同阶段给予相应的回复与建议，这些在公开信息上都有据可查。