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1、编号：时间：2021年x月x日书山有路勤为径，学海无涯苦作舟页码：第61页 共61页国际原子能机构国际事实调查专家组针对日本东部大地震和海啸引发的福岛第一核电站核事故调查报告 目 录总结41、介绍131.1 背景131.2 调查目的221.3 调查范围221.4 调查的开展232、导致福岛第一核电站的事故序列242.1 福岛第一核电站242.2 福岛第二核电站352.3 东海核电站363、主要成果、结论和经验教训373.1 引言373.2 背景373.3 国际原子能机构基本原则：总述403.3.1 基本安全原则3：核安全的领导和管理413.3.2 基本原则8：事故预防423.3.2.1 自然外
2、部事件423.3.2.2 严重事故453.3.3 基本原则9：应急准备和响应483.3.3.1 场外应急准备以保护公众和环境493.3.3.2 场内应急计划以保护工作人员513.4 国际原子能机构安全标准523.5 国际原子能机构安全活动533.4.1 恢复路线图533.4.2 外部危机543.4.3 场外应急响应543.4.4 严重事故情况下的大规模辐射防护组织553.4.5 后续IRRS审查554、致谢57总结2011年3月11日，日本东部发生9级大地震，地震引发一系列巨大海啸，袭击了日本东部沿海。最大浪高是在宫古岛的姉吉，达到38.9米。地震和海啸给日本大片地区造成打击，15391人死亡
3、，此外还有8171人下落不明。大部分人口流离失所，他们生活的村镇被破坏或夷为平地。许多基础设施也由于这次侵袭而瘫痪。除了工业之外，许多核电站设施也由于严重的地振动和大范围的海啸而受到影响，包括东海、东通、女川、以及东电公司的福岛第一和第二核电站。这些核电站在设计上都安装有自动停堆系统，在检测到地震时实现了机组成功停堆。但是，巨大的海啸对这些核设施造成不同程度的影响，并导致东电公司的福岛第一核电站发生严重事故。虽然地震发生时，所有的厂外供电都已经丧失，但东电公司福岛第一核电站的自动系统在检测到地震时成功地将所有控制棒插入三个正在运行的反应堆，所有可用的应急柴油发电机也按设计处于运转状态。第一波海
4、啸浪潮在地震发生后46分钟到达福岛第一核电站。海啸浪潮冲破了福岛第一核电站的防御设施，这些防御设施的原始设计能够抵御浪高5.7米的海啸，而当天袭击电站的最大浪潮预计超过14米。海啸浪潮深入到电站内部，造成除一台应急柴油发电机（6B）之外的所有电源丧失，厂内和厂外都丧失了可用的重要供电，且外部援助无望。福岛第一核电站出现全厂断电，海啸又导致1-4号机组的所有仪控系统全部失灵，只有应急柴油发电机6B能向5号和6号机组提供应急电源。海啸及裹挟的大量残毁物对厂房、大门、道路、储存罐和其他厂内基础设施造成重大破坏，包括热阱的丧失。操作员面临着前所未有的灾难性紧急情况，丧失了供电、反应堆控制或仪控。此外，
5、厂内厂外的通信系统也受到严重影响。在几乎没有仪控系统的情况下，他们只能在黑暗中尽力维持6个反应堆、6个乏燃料池，1个共用燃料池和干式乏燃料储存设施的安全。由于没有办法来控制或冷却反应堆机组，在地震发生时还在运行的福岛第一核电站的3个机组在反应堆衰变热的作用下迅速升温，虽然操作人员勇敢地尝试了新方法来恢复对反应堆和乏燃料池的控制和冷却，但还是发生了燃料严重损毁和一系列爆炸。这些爆炸对电站造成进一步破坏，使操作员面临的情况更加严峻和危险。此外，放射性污染还扩散到环境中。根据国际核事故分级系统初步确定这些事件为最高级别的核事故。目前，还没有关于此次核事故的放射性泄漏对人体健康影响的报告。按照与日本政
6、府的协定，国际原子能机构组织了初步调查组，探究事实真相并从此次福岛核事故中汲取初步的经验教训，同时将这些信息在国际核能社会中公布。为此，一个专家组承担了此次调查任务，时间从5月24日至6月1日。此次调查结果将向2011年6月20-24日在维也纳国际原子能机构总部举行的部长级核安全大会进行汇报。这份初步总结报告将向日本政府提供直接的反馈。在调查期间，这支由核专家组成的队伍得到了各方的积极配合，从许多相关的日本政府机构、核电监管部门和运营单位得到了有关信息。调查组还走访了三个受影响的核电设施，包括东海第二核电站、东电公司福岛第一核电站和第二核电站，以便了解电站的现状和损坏情况。到设施实地考察使得专
7、家们能够与操作员进行交流，并了解正在进行的恢复和补救工作。调查组收集了证据、进行了初步评价并得出了初步的总结和经验教训，这些初步的总结和经验教训已经与日本专家和官员进行了讨论和共享。它们主要涉及三个专业领域，即外部灾害、严重事故管理和应急准备。这些对于日本核电行业和国际原子能机构很有现实意义，也有助于国际核能社会从中汲取经验教训以提高核安全。IAEA调查组敦促国际核能社会考虑下列15个调查结论和16个经验教训，充分利用此次福岛核事故特有的机会，学习并提高国际范围的核能安全。结论1：国际原子能机构基本安全原则为应对福岛核事故提供了坚实的基础，并且涵盖了此次事故经验教训的各个领域。结论2：面对此次
8、事故的极端情况，当地应急组织已经按照基本原则3进行了最大程度的管理。结论3：对海啸灾害没有充分的纵深防御预案，尤其是：l 按照调查组会议中的介绍，虽然福岛第一核电站在选址评估和设计中都考虑了海啸灾害，并且海啸的可能高度在2002年以后也被调高（许可证文件未作更改），但是海啸灾害仍然被低估。l 考虑到现实中这些运行核电站不是“干厂址”，在2002年评估后采取的额外防御措施不足以应对海啸的爬高水位以及次生灾害性现象（流体动力和大残毁物的高能撞击）。l 这些补充保护措施没有经过核安全监管当局的审评和批准。l 由于受洪水影响的系统结构和部件（SSC）故障通常不是线性递增的，电站不能够承受超过预期的海啸
9、高度所导致的后果（陡边效应），以及l 严重事故管理预案不足以应对多机组故障。结论4：对东海2号和福岛第二核电站，从短期看，应针对电站和厂址目前的情况（由地震和海啸引发）以及已改变的外部灾害重新评估电站的安全性。尤其要注意的是，如果外部事件的PSA模型已经完成，这将有助于开展评估。福岛第一核电站的短期措施需要进行规划，直到所有机组恢复安全稳定。应使用简单的方法来确认抵御外部灾害的优先性措施，以便及时完成规划。预防性措施固然重要但也有局限，规划中应包括厂内和厂外缓解措施。一旦达到冷停堆稳定状态，就需要制定长期规划，包括对系统结构部件（SSC）的实体改进和厂内厂外的应急措施。结论5：应当更新监管规定
10、和导则，以体现此次东日本大地震中获得的经验和数据，并采用国际原子能机构安全相关标准确立的准则和方法来全面应对海啸以及所有相关联的外部事件。各国监管文件应当包含与国际原子能机构安全标准相一致的数据库要求。用于灾害评价和电厂保护的方法应与相关领域的研发进展相一致。结论6：日本有组织良好的应急准备和响应体系，这体现在福岛核事故的处理过程中。但是复杂的结构和组织体系可能导致紧急决策的拖延。结论7：忠于职守、勇于奉献的干部和工作人员，再加上组织良好和灵活的系统，即使在超出预计的情况下也可以有效的做出响应，并防止事故进一步对公众和设施内工作人员的健康产生更大影响。结论8：后续适当的开展公众辐照和健康监测项
11、目将十分有益。结论9：虽然事件造成严重影响，但对受影响电站的放射性辐照的控制似乎很有效。结论10：重新审议国际原子能机构安全标准，确保其能够充分地覆盖一站多机组厂址的设计及其严重事故管理的特殊要求。结论11：有必要定期使国家的法规和导则与国际标准和导则保持一致，特别是吸取世界各地遭外部灾害影响得出的新经验教训。结论12：IAEA的地震安全中心（ISSC）开展的安全审查能够有效地帮助日本在下述领域开展工作：l 外部事件风险评估；l 电站停堆后重启的准备工作；l 震前准备。结论13：包括应急准备审查（EPREV）在内的后续调查组应深入研究场内场外应急响应的经验教训。结论14： 开展后续调查，以寻求
12、从福岛事故后为提供大规模辐射防护而采取的有效行动中汲取经验。结论15：在2007年日本IRRS报告基础上开展后续调查，掌握福岛核事故经验教训，汇总上述结论，促进日本核安全监管系统的完善。 教训1：需要确保在外部自然灾害中：l 核电站的选址和设计应足以抵御罕见的和复杂组合的外部事件，并在电站安全分析中加以考虑，尤其是那些可能导致电站水淹和引发长期影响的事件。l 电站布局应基于维持“干厂址理念”，尽可能的设置纵深防御措施抵御电站被淹，并保持关键安全系统的实体隔离和多样性。l 共性原因导致的故障应作为一站多堆和多个电站的重点考虑内容，要保证独立的机组恢复可以使用所有的厂内资源。l 定期审议外部事件灾
13、害的变化或对其的认知水平，以便考虑其对目前电站配置的影响，以及l 建立紧密联系的海啸警报系统，且具有操作员立即行动的预案。教训2：对于严重事故，例如丧失所有电源、热阱和工程安全系统，应该为严重事故管理提供这些功能的简单替代（如移动供电、压缩空气和供水）。教训3：教训2中提出的预案应位于安全位置，电站操作员应当受过培训，会使用它们。这也包括集中化的储存和把它们迅速转移到受影响场址的措施。教训4：核电站内要有抗震性能高、适当屏蔽和通风、和装备精良的厂房，以容纳应急响应中心（与福岛第一核电站和第二核电站的性能类似），并能够抵御其他外部灾害，如洪水。它们需要充足的资源准备，必须为事故管理人员保证身体健
14、康并提供辐射防护。教训5：应急响应中心应该有根据可靠的仪表和线路获得的特别重要的安全相关参数，如冷却剂液位、安全壳状态、压力等，并有充足可靠的通信线路与控制室和其他厂内厂外设施保持通讯。教训6：严重事故管理指南和有关程序应考虑仪表、照明、供电都不可用的情况，以及电站状态和场内高放射性水平等异常工况。教训7：外部事件有可能影响多个电站或同时影响一个电站的多台机组。这需要有充足大量的资源，包括经过培训的有经验的人员、设备、物料补给和外部支持。应确保有充足的有经验人员团队，能够应对不同类型的机组，并可随时支持受影响的电站。教训8：重新审视氢爆的风险和影响，并设置必要的缓解系统。教训9：特别是对于防止
15、安全功能丧失，应对关键安全功能提供足够的多样性（以及冗余和实体隔离），以构筑牢固的纵深防御体系，抵御共因故障。教训10：更多考虑提供可靠的监测设备系统和资源来为场内和场外响应提供关键信息，尤其是针对严重事故。教训11：将国际原子能机构的安全导则指南（如GS-R-2和相关导则指南）用于威胁分类、事件时间分级和应对措施以及运行干预水平等工作，会使场外应急准备和响应工作在特殊条件下发挥更大作用。教训12：使用长期隐蔽不是有效的方式，已经被放弃。IAEA的辐射防护委员会的导则已引入“预先撤离区”和“准备撤离区”的概念，以便进行更有效的长期应对措施。教训13：国际核能社会应利用福岛核事故的数据和信息来提
16、高并完善现有的方法和模型，以确定事故源项并改进应急计划。教训14：如果组织得当，领导得力，并且人员受过良好培训，在严重事故工况下对场内工作人员进行大规模辐射防护是有效的。教训15：福岛的经验教训将有助于场内工作人员和外部响应人员的演习和训练，以便建立有效的场内辐射防护，应对严重事故工况。教训16：核安全监管系统应保证监管的独立性并具有明确职责，这在任何情况下都应与IAEA的安全标准一致。1、介绍1.1 背景2011年3月11日国际协调时间05:46（日本时间14:46），日本发生东北大地震，震级达9.0级。地震引发了剧烈的地振动和海啸，造成重大灾害，导致15391死亡，8171人至今仍失踪。此
17、次大地震造成重大灾害，被称之为东日本大地震。强烈的地表震动和海啸袭击了日本东北部海岸的5个核电站，包括东通、女川、福岛第一、福岛第二和东海。地震引发的一系列事件导致了福岛第一核电站核事故。此次东北大地震的震中位于北纬38.1度，东京142.9度（小值贺半岛东南偏东130公里），震源深度位于北美和太平洋板块间的俯冲带下24公里。初步估计地震发生的原因是俯冲带出现了一块400公里200公里的断裂。主震前有强烈的前震，之后伴有一系列的长时间余震。表1.1介绍了前震信息和紧随主震后的一些余震（震级大于等于7.0）。地震引发大规模海啸。海啸高度为岩手（8.5米）、大船渡（8.0米）、石卷（9.3米）。海
18、啸最大浪高是在岩手的姉吉，达到38.9米。5个电站的所在地及它们与震中的相对位置情况请参见图1.1。所有这些电站都采用沸水型反应堆：东通有1台BWR-5型反应堆（110兆瓦），女川有1台BWR-4型反应堆（524兆瓦）和两台BWR-5型反应堆（825兆瓦）。福岛第一核电站在所有5个电站中的机组数量最多，共有6台机组。1号机组为BWR-3型（460兆瓦），2-5号均为BWR-4型（784兆瓦），6号机组为BWR-5型（1100兆瓦）。福岛第二核电站有4台BWR-5型反应堆（均为1100兆瓦）。东海电站有一台容量为1100兆瓦的运行机组BWR-5，关于福岛第一、第二核电站和东海核电站的图片请参见图
19、1.2、1.3、1.4。地震发生时，所有反应堆都处于运行状态（东通核电站的1台机组和福岛第一核电站的4、5、6号机组除外）。地震使得所有运行机组自动停堆。地震引发的巨大海啸在震后1小时内袭击了上述5个电站，并造成损害。核反应堆目前现状请参见表1.2。受影响最重的是福岛第一核电站和福岛第二核电站。福岛第二核电站失去了部分的安全设备，但厂内和厂外电源依然可用，仅有部分降质。另一方面，福岛第一核电站由于海啸失去了大部分的安全设备，所有厂内和厂外电源全部丧失（仅剩一台柴油机支持6号机组）。这导致1、2、3号机组反应堆和乏燃料池丧失了冷却。在丧失冷却的同时其他安全设备也不可用或不可达，致使福岛第一核电站
20、4台机组发生事故。国际原子能机构（IAEA）的国际地震安全中心（ISSC）在3月11日当天，在事件发生半小时后通过其“外部事件通报系统”收到了关于此次东北大地震的消息。ISSC收到信息后立即发送给国际原子能机构的事件和应急中心（IEC）。日本政府随后向国际原子能机构通报了事件。国际原子能机构一直与日本政府保持联系，并在事件后定时向成员国发布信息。国际原子能机构总干事天野之弥先生号召采取积极的后续行动。国际原子能机构一直与日本政府合作，共享关于核电站受损情况的信息及其对周边地区的影响。国际原子能机构立即提供了援助，向日本派出了一批人员，协调辐射、环境监测和海洋环境监测的信息共享。自从2011年3
21、月下旬以来，日本政府和国际原子能机构一直在研究派遣一支事实调查专家组研究此次日本大地震和海啸对日本多个核电站的影响，包括对福岛第一核电站的影响。日本政府和国际原子能机构同意派遣一支调查组，由国际专家和国际原子能机构人员组成，以便对福岛第一核电站事故进行初步评估，并对需要深入研究的领域提出建议。该调查组是国际原子能机构相关行动的一部分，后续还将有其他调查工作，以及包括信息交流在内的国际合作活动。这些后续活动还将包括一些本次调查范围中未涉及的核设施。这些活动还将包括技术调研、讨论与成员国有关机构组建预算外工作组，以及组织国际、地区和国家层面的研讨会和培训班。国际原子能机构的国际地震安全中心的预算外
22、项目能够支持对此次调查和后续调查工作中确认的各类经验教训的研究开发和落实活动。本次调查组的报告将与国际社会共享，有助于经验教训的总结并反映到现有的国际核安全框架中。为加强核安全，国际原子能机构总干事宣布在今年6月20-24日在维也纳举行核安全部长级大会，会议将涉及下列领域：l 关于福岛核事故的初步评估报告，确认需要进一步评估的领域；l 通过汲取经验教训，启动强化核安全的程序；以及l 加强对核事故的响应和应急。调查组报告将呈交核安全部长级大会。表1.1 东北大地震前震、主震、余震和次生事件表地震情况日期位置震级震中深度前震3月9日，11:45（JST）北纬38度20分，东经143度17分8公里7
23、.3主震3月11日，14:46（JST）北纬38度6分，东经142度51分24公里9.0余震3月11日，15:08（JST）北纬39度50分，东经142度47分32公里7.43月11日，15:15（JST）北纬36度07分，东经141度16分43公里7.7次生事件3月11日，15:25（JST）北纬37度50分，东经144度54分34公里7.54月7日，23:32（JST）北纬38度12分，东经141度55分66公里7.14月11日，17:16（JST）北纬36度57分，东经140度40分6公里7.0表1.2 受东北大地震影响的核电站状态核电站机组类型容量 (兆瓦)状态安全壳类型安全系统震前震
24、后海啸后东通1Mark I RBWR-51100换料停堆冷停堆冷停堆女川1Mark IBWR-4524运行自动紧急停堆冷停堆2Mark IBWR-5825反应堆启动自动紧急停堆冷停堆3Mark IBWR-5825运行自动紧急停堆冷停堆福岛第一核电站1Mark IBWR-3460运行自动紧急停堆失去冷却2Mark IBWR-4784运行自动紧急停堆失去冷却3Mark IBWR-4784运行自动紧急停堆失去冷却4Mark IBWR-4784换料停堆冷停堆失去乏燃料池冷却5Mark IBWR-4784换料停堆冷停堆冷停堆6Mark IIBWR-51100换料停堆冷停堆冷停堆福岛第二核电站1Mark
25、IIBWR-51100运行自动紧急停堆冷停堆2Mark II RBWR-51100运行自动紧急停堆冷停堆3Mark II RBWR-51100运行自动紧急停堆冷停堆4Mark II RBWR-51100运行自动紧急停堆冷停堆东海-Mark IIBWR-51100运行自动紧急停堆冷停堆图1.1 受东北大地震影响的核电站位置a) 电站俯视图BWR MARK I（1-5号机组）BWR MARK II (6号机组)b)总体布置图1.2福岛第一核电站a) 电站俯视图BWR MARK II （1号机组）BWR MARK II R（2-4号机组）b)总体布置图1.3福岛第二核电站a）电站俯视图BWR MAR
26、K II (1号机组)b)总体布置图1.4东海核电站1.2 调查目的调查组开展了事实调查工作，对事故进行初步评估（尤其是福岛第一核电站（1F）。调查组还收集了位于福岛县和茨城县的福岛第二核电站（2F）和东海核电站（T2）的信息，以便对与自然事件相关的通用安全问题进行初步评估，并根据国际原子能机构安全标准确认需要进一步研究或评估的领域。调查组收到了关于日本此次事故评价的最新进展，并讨论了具体的技术问题，用于对事故开展充分的评估，与国际核能界进行共享。1.3 调查范围本次调查的范围在关注整体核安全的同时，涵盖了以下几个具体领域a. 自然外部事件；b. 电站安全评估和纵深防御；c. 电站在地震和海啸
27、后的响应；d. 严重事故；e. 设施严重降质情况下的乏燃料管理；f. 应急准备和响应，以及g. 放射性后果日本政府在调查期间为调查组提供了所有相关信息，包括与这些问题有关的文件。1.4 调查的开展调查工作通过与同行讨论以及电站实地考察等方式进行。调查组官方语言为英语，调查文件的起草过程和最终的定稿都使用英语。文件概述了开展的调研和考察、取得的成果以及建议的未来行动。调查活动包括在东京的办公室召开会议以及为期两天的电站实地考察。考察的电站为福岛第一核电站、第二核电站和东海核电站。对日本各部的部长进行正式的拜访，这些不在调查报告的信息范围之内。头两天在东京召开的会议主要解决1.3节介绍的一般性安全
28、问题。日本同行在会议期间做了陈述，介绍了本报告中相关问题的要求、规定和程序。在对电站考察之后，利用问答环节，由日本同行对调查组的问题作出具体答复。调查组分为以下三个小组：1、外部灾害小组 由外部事件评估和电站响应方面的专家组成。他们与日本专家评估了自然灾害评估及其对设计的影响，以获得需要进一步探讨的问题的深入信息。2、安全评估和事故管理小组由严重事故管理和纵深防御分析方面的专家组成。与日本专家探讨了事件后的电站系统响应、严重事故管理、纵深防御和电站严重降质后的乏燃料池冷却。3、监测和应急准备及响应小组由应急准备和响应以及放射性后果方面的专家组成。讨论电站的具体防护措施并审议政府管理框架和通信的
29、具体情况，以及事故的放射性后果。相关专家参与了多次介绍，以便解决一些相互交织的问题。小组会在考察完电站后同步召开，以便在小组报告完成前尽可能多的从日本专家那里获得信息，包括结论的形成和经验教训总结。小组成员间会议也十分必要，帮助各组就相关问题达成共识。还根据情况安排了调查组组长与媒体接触。调查组的专家成员名单见报告开头部分。2、 导致福岛第一核电站的事故序列2.1 福岛第一核电站福岛第一核电站拥有6台BWR反应堆机组，1号机组为BWR-3型反应堆，使用Mark I型安全壳。2-5号机组为BWR-4型反应堆，使用Mark I型安全壳。6号机组为BWR-5型反应堆，使用Mark II型安全壳。地震
30、发生时，1-3号机组处于运行中，4-6号机组处于换料/大修。 发生地震时，1-3号机组自动紧急停堆。由于地震，所有6台机组的厂外供电线路全部丧失，电站的所有可用的12台应急柴油发电机（EDG）全部启动。电站内原有13台应急柴油发电机，但有1台维修保养。地震后46分钟，第一波海啸浪潮淹没了电站。额外袭来的海啸浪潮在随后的几小时进一步淹没了电站，伴随的几次余震也影响了恢复行动。所产生的地面加速度未超过1、4、6号机组的设计基准，而2、3、5号机组的地面加速度超出设计基准。后续的海啸超出了所有机组的设计基准。对每个机组设定基准地面加速度目的是在2006年修订的“抗震设计审查导则”基础上做抗震校验。洪
31、水的影响范围很广，完全包围了福岛第一核电站的所有反应堆厂房。海啸使全部可用的9台使用海水冷却的应急柴油发电机失灵，并且使三台使用风冷的应急柴油发电机仅剩下一台。6号机组的风冷应急柴油发电机成为电站6个机组中仅存的交流供电电源。数次余震和海啸警报后，工作人员被暂时撤离出现场。在整个现场，厂内应急控制中心（OECC）与执行恢复行动的厂内人员之间没有任何有效的通讯手段。OECC与每一个控制室之间只有一个有限电话可用。入口处的海水水泵和发动机完全被摧毁，以致最终热阱丧失。1-3号机组的堆芯损毁进程丧失所有交流电源之后，所有使用交流供电的安全和非安全系统都不可用。在1、2号机组，125V的直流蓄电池被淹
32、，仪表和控制都不可用，使得操作员无法管理电站的情况。各机组的主控室都没有照明。在3号机组，直流电源只能轮流为主控室照明和仪表控制供电，但只能持续30个小时。由于电池充电器受水淹，交流电源不可用，电池耗干后所有照明也全部丧失。在整个电站内，场内应急控制中心（OECC）和场内负责恢复工作的人员之间没有任何通信，在场内应急控制中心和每个控制室之间只有一部有线电话用于联络。位于取水口的海水泵和电机被完全毁坏，导致最终热阱丧失。所有3台机组的堆芯受到严重毁坏，但目前没有进一步的明确信息。在早期响应阶段还有多次余震，响应工作在极端恶劣条件下进行，地面有多处人孔、裂缝和塌陷。夜间的工作完全在黑暗中进行。有大
33、量障碍物阻挡了道路，它们主要是海啸造成的残毁物，和1、3、4号机组爆炸后的杂物。应急工作主要在高放射性区域进行，必须带呼吸面具，穿防护服。以下介绍的系统响应仅为初步情况，在东电公司获得更多信息之后并分析之后有可能更改。在地震后，1-3号机组尚有一些可用的系统为堆芯提供冷却，在1号机组中，隔离冷凝器（IC）利用重力作用，使冷却剂自然循环，从反应堆压力容器流入浸泡在大型水箱内的热交换器，该水箱池位于反应堆厂房内并高于堆芯位置。为此需要操控数个阀以便使隔离冷凝器发挥作用。这些阀有的是交流供电，有的是直流供电。1号机组的隔离冷凝器的设计能力是保证8小时的衰变热排出。在3月11日14:52发生地震时，直
34、流和交流供电尚可用，隔离冷凝器此时已经开始工作。据不确定消息，隔离冷凝器在工作了11分钟之后，于15:03被人为停止。在18:18，由于它位于安全壳外，又通过手动操作直流供电阀使其恢复工作。由于直流供电丧失时直流阀处于关闭位置，因而失灵。隔离冷凝器系统继续工作了3小时，直到21:30停止工作。其故障原因将会进一步调查，以便获得关于长期隔离冷凝器运行的 信息。按照设计，2、3号机组的反应堆堆芯隔离冷却（RCIC）系统使用由汽轮机驱动的泵来将反应堆压力容器中的热量排出，汽轮机废蒸气排入抑压水池。只有在反应堆压力容器中的蒸汽压力高于一定压力值时反应堆堆芯隔离冷却系统才可启动。要启动反应堆堆芯隔离冷却
35、就必须重新配置阀门状态。其中有些阀门使用直流电源，有些阀门使用交流电源。福岛第一核电站发生地震后，2、3号机组的反应堆堆芯隔离冷却系统被人工启动，在出现反应堆压力容器水位高信号的情况下自动跳闸。在海啸发生前，2号机组的RCIC启停了两次，3号机组的RCIC启停了一次。3月11日海啸过后，2、3号机组的反应堆堆芯隔离冷却系统分别于15:39和16：03重新启动。2号机组一直采用手动操作， 3号机组在直流电耗干前采用手动和自动结合的方式。目前现状表明，2号机组的反应堆堆芯隔离冷却系统按照设计一直运行了3天，直到3月14日13:25，但真实情况尚不能通过控制室确认。3号机组的反应堆堆芯隔离冷却系统在
36、运行了19.5小时后，于3月12日11:36停止工作。间隔了1小时后，由汽轮机驱动的高压冷却剂注入系统在反应堆压力容器低水位的条件下自动启动并运行了14个小时。一旦情况稳定后，东电公司将进一步调查故障原因。当1号机组的隔离冷凝器、2号机组的反应堆堆芯隔离冷却系统和3号机组的反应堆堆芯隔离冷却和高压冷却剂注入系统全部不可用时，必须建立替代冷却手段。对于1号机组，在隔离冷凝器失灵8小时后才建立了替代冷却手段，包括由消防泵通过连接到堆芯喷淋管上的消防和凝结水补给（MUWC）管线注水。3月11日晚八点左右，反应堆压力为6.9MPa。3月12日2:45，再次读取压力时为0.8MPa（由于仪表缺少直流供电
37、，需要使用汽车电瓶，因此读数不定时）。事态稳定后将进一步调查卸压的原因。由此，消防泵从3月12日5:46开始可以向堆芯注入淡水。在之后的9小时总共向堆芯注入了80吨水，直到供水用尽。压力容器通过未经确定的路径向安全壳排出蒸汽，导致安全壳压力上升，操纵员尝试打开用于安全壳排气降压的阀门。排气需要仪控设备和交流供电。反应堆厂房内的高辐射水平影响了这方面工作。经过几次尝试之后，从3月12日早晨开始，操纵员开始尝试手动打开阀门。在3月12日下午，使用了一台建筑用的压空机和一台发电机以向电磁阀供电。在3月12日14：30，操作员发现排气烟囱冒出了白色烟羽，证明排气有效。1小时后，1号反应堆厂房于3月12
38、日15:36发生氢爆。爆炸后3.5小时，建立了注入海水的手段（间歇加入硼确保堆芯达到次临界）。3月25日获得淡水资源后该办法被终止。目前的淡水注入通过水泵从新近购买的水池中汲水并注入到给水管线中。淡水的来源主要是电站与10公里外的一个大坝之间的连接管线。已采取向安全壳注入氮气惰化的措施。2、3号机组的替代冷却过程包括使用消防车将海水注入到反应堆压力容器中，海水中间歇性加入硼。并通过安全卸压阀（SRV）将蒸汽排入抑压水池中。但是需要时间来实现系统配置。这种“注水和排出”过程主要是将堆芯的热量排入安全壳，因此导致抑压池水温度升高，抑压池室压力增大。由于最终热阱丧失，只能使用排气来降低安全壳压力，具
39、体情况如下：2号机组反应堆堆芯隔离冷却失灵6小时后，才通过装满海水的消防车建立了替代注水源，海水中间歇加入硼。由于消防车水泵的水压较低，需要使用安全卸压阀为反应堆压力容器降压，确保水的注入，操作员多次尝试打开安全卸压阀，泄压阀需要有直流供电和充足的氮气蓄压来协助操控安全阀。操作员使用汽车电瓶作为直流电源打开各个阀门，但是由于阀门中的氮气压力不足，阀门或者打不开或者无法保持打开状态。随后使用了一罐备用氮气配合汽车电瓶打开了安全卸压阀成功泄压，并开始通过消防车水泵注入海水。中间由于消防车汽油用尽而一度中断。在3月14-26日期间，通过消防设备和连接在余热排出以及低压冷却剂注入管线上的凝结水补给管线
40、共注入9197吨海水。3月26日后才获得与1号机组类似的淡水源。从3月13日11：00开始尝试为安全壳排气，在使用压缩空气瓶打开一个气动阀的过程中，3号机组发生爆炸，无法继续对阀门进行操作。操作员尝试打开另一个气动阀以建立排气通道。使用一台由柴油发动机驱动的空气压缩机，使阀有些许打开。交流供电由柴油发电机提供。由于没有仪表指示，无法确认2号机组安全壳的排气是否成功。3号机组的高压冷却剂注入在3月13日失灵，7小时后才建立了替代注水源。反应堆压力容器的压力通过安全卸压阀将蒸汽排入到抑压水池中。使用汽车电瓶打开了安全卸压阀。阀中有充足的氮气压力。使用消防车水泵，将海水通过消防管线和连接到余热排出以
41、及低压冷却剂注入管线上的凝结水补给管线注入到反应堆中，海水中间歇加入硼。中间一度为将水泵吸水口转换到一个充满海水的坑内，使注水过程短时间（分钟量级）暂停。后来的中断长达3小时。重启后，从3月13-25日共注入4495吨海水，25日后才获得与1号机组类似的淡水源。为3号机组安全壳排气的阀位调整工作于3月13日08:41开始，使用了压缩空气瓶。多次尝试使用压缩空气瓶打开气动阀，但由于缺乏气压，只能使用一台由柴油发动机驱动的空气压缩机。交流供电由柴油发电机提供。操作员无法确认排气通道是否建立。3月14日11:01,3号机组反应堆厂房发生爆炸，导致严重损坏。3月15日06:00，4号机组反应堆厂房发生
42、爆炸。乏燃料池由于有水保护，不可能产生氢气，可燃气体的来源尚不确定。有一种可能是4号反应堆厂房的氢气来自3号机组的备用排气管线，通过4号机组的排气管线回流进入。因为3、4号机组共用一个集管向排气烟囱排气。这一点尚未证实。未来计划向3号机组的安全壳注入氮气惰化。1-3号机组堆芯降质顺序的MAAP计算东电公司使用模块化事故分析程序软件（MAAP）对事故进行了模拟，以下信息是对堆芯情况的推测。根据计算，假设一定注水量，1号机组在电站停堆3小时候后水位达到燃料组件顶部（TAF），两小时后堆芯完全裸露。预计在停堆后4小时开始堆芯损坏，堆芯中央的大部分燃料在停堆后5.3小时内完全熔化。停堆14.3个小时后
43、，堆芯完全熔化，中间形成熔池。停堆15个小时后，所有燃料坠入压力容器底部。虽然计算显示反应堆压力容器严重受损，但是测量数据显示温度还比较低。由于福岛第一核电站的仪表读数的不确定性，压力容器的现状尚不可知。对2号机组的计算结果显示，假设保持一定的反应堆堆芯隔离冷却注水量，可以保证水位高于燃料组件顶部（TAF）。一旦反应堆堆芯隔离冷却丧失，系统出现卸压，在停堆后76小时水位降到燃料组件底部（BAF）。注入海水使水位保持在燃料活性区的中部，使堆芯温度迅速升至熔点。停堆87小时后，堆芯中部出现熔池，周围是熔化的燃料。由于考虑到指示注水量的仪表读数存在不确定，又使用较小的反应堆堆芯隔离冷却注水量进行测算
44、。这次模拟分析显示，停堆后109小时，燃料下坠，反应堆压力容器严重受损，而测量数据显示的温度较低。由于福岛第一核电站的仪表读数的不确定性，压力容器的现状尚不可知。对3号机组的计算结果显示，假设保持一定的反应堆堆芯隔离冷却和高压冷却剂注入的注水量，在停堆40个小时后，高压冷却剂注入系统在3月13日丧失，反应堆水位降到燃料组件顶部（TAF），两小时后达到燃料组件底部（BAF）。注入海水后水位保持在燃料组件顶部（TAF）以下3米，使堆芯温度迅速升至熔点。燃料熔化程度不及1号机组。这是因为3号机组在反应堆堆芯隔离冷却失灵和高压冷却剂注入启动之间的间隔小于1号机组没有任何注水的时间。停堆后64小时，堆芯
45、出现的熔池比1号机组小，周围是熔化的燃料。紧急停堆后一周，熔池有一定程度的冷却。目前无法预测是否有燃料坠入反应堆压力容器底部。由于考虑到计算中使用的指示注水量的仪表读数存在不确定，又使用较小的反应堆堆芯隔离冷却和高压冷却剂注入的注水量进行测算。这次分析模拟显示，紧急停堆后62小时出现燃料坠落。虽然这种假想方案测算出反应堆压力容器严重受损，但测量数据显示的温度较低。由于福岛第一核电站的仪表读数的不确定性，压力容器的现状尚不可知。5、6号机组的响应以及场内乏燃料储存5、6号机组距离1-4号机组有一定距离，位置高于1-4号机组。虽然比1-4号机组受损小，但是损坏情况也很严重。地震导致所有厂外电源丧失
46、。1-4号机组由于海啸导致海水最终热阱丧失，5号机组由于水淹丧失了所有应急柴油发电机。只有6号机组有一台可用的风冷应急柴油发电机，因为发电机的进气通孔位于海啸水位之上。6号机组自2010年8月就已经停堆，燃料应经从堆芯取出存放在6号机组的乏燃料池（SFP）中，5号机组自从2011年1月3日停堆，衰变热低于其他运行核电站。5号机组的堆芯燃料冷却是首要任务，并采取了措施恢复海水系统。3月12日，使用6号机组的应急柴油发电机成功为5号机组提供交流电。3月13日，使用凝结水补给系统向堆芯注入冷却剂，蒸汽通过安全卸压阀排入抑压池。由于燃料衰变热低，没有必要为安全壳排气。3月18日建立了反应堆排热系统的冷却通道。反应堆排热泵由6号机组的应急柴油发电机提供电源。并有一个临时泵向反应堆排热用的热交换器提供海水，交流供电由柴油发电机提供。3月20日，堆芯冷却达到冷停堆水平。准备采取计划提供更持久的热量排出能力。福岛第一核电站共有7个乏燃料池（SFP），每机组一个，在4号机组背后还有一个公用的乏燃料池，储存了来自站内各机组乏燃料池的乏燃料。乏燃料池存水量超过燃料组件顶部（TAF），大约为7-8米。但是存水可能由于地震而溅出。虽然要取决于池内储存的燃料的热负荷，但是由于存水量大，因此可以维