嚴重事故主要現象嚴重事故主要現象核電站設計基準事故核反應堆冷卻水管道雙端斷裂大破口失水事故(LOCA)單一故障原則ECCS堆芯應急注水(非斷裂回路)正常工況流動事故工況流動事故應急注水壓力殼堆芯冷卻劑管道斷裂核電站設計基準事故(失水事故)核電站嚴重事故

核反應堆堆芯熔化大面積燃料包殼失效超設計基準事故多重失效(人因、故障等）ECCS堆芯應急注水失效正常工況流動事故工況流動事故應急注水冷卻劑管道破裂核電站嚴重事故（堆芯熔化）壓力殼全廠斷電...堆芯熔化美國三里島核電站事故（1979）蘇聯切爾諾貝里核電站事故（1986）嚴重事故主要現象核電廠嚴重事故是指核反應堆堆芯大面積燃料包殼失效,威脅或者破壞核電廠壓力容器或安全殼的完整性,并引發放射性物質泄漏的一系列過程。

一般來說，核反應堆的嚴重事故可以分為兩大類：——堆芯熔化事故（CMAs）：堆芯熔化事故是由于堆芯冷卻不充分，引起堆芯裸露、升溫和熔化的過程，其發展較為緩慢，時間尺度為小時量級。美國三哩島事故——堆芯解體事故（CDAs）：堆芯解體事故是由于快速引入巨大的反應性，引起功率陡增和燃料碎裂的過程，其發展非常迅速，時間尺度為秒量級。蘇聯切爾諾貝利核電廠事故

核電廠的嚴重事故嚴重事故主要現象5.1嚴重事故過程和現象過程和現象低壓熔堆以快速卸壓的大、中破口失水事故為先導，并發ECCS的注射功能或再循環功能失效，堆芯裸露和熔化，鋯+水蒸汽—〉氫氣，堆芯水位下降到下柵格板以后，堆芯支撐結構失效，熔融堆芯跌入下腔室水中，—〉蒸汽，壓力容器在低壓下熔穿(p<3.0MPa)，熔融堆芯落入堆坑，并與地基混凝土反應—〉向安全殼釋放H2,CO,CO2等不凝氣體。安全殼可能破損：因不凝氣體聚集持續晚期超壓(3-5day)導致破裂或貫穿件失效；熔融堆芯燒穿地基。高壓熔堆堆芯冷卻不足為先導條件（如失去二次側熱阱事件）嚴重事故主要現象

高壓堆芯熔化過程進展相對較慢，約為小時量級，因為有比較充裕的干預時間；

燃料損傷過程是隨堆芯水位緩慢下降而逐步發展的，對于裂變產物的釋放而言，高壓過程是“濕環境”，氣溶膠離開壓力容器前有比較明顯的水洗效果；

壓力容器下封頭失效時刻的壓力差，使高壓過程后堆芯熔融物的分布范圍比低壓過程的更大，并有可能造成完全殼內大氣的直接加熱。因而，高壓熔堆過程具有更大的潛在威脅。高壓熔堆特點嚴重事故主要現象I．堆內事故過程始發事故嚴重事故進展II．堆外事故過程嚴重事故進展

⑨⑩??????堆外水蒸汽爆炸堆芯

混凝土相互作用安全殼傳熱安全殼直接加熱氫氣燃燒裂變產物遷移安全殼破損裂變產物大氣釋放

①②③④⑤⑥⑦⑧正常熱工水力事故堆芯傳熱包殼氧化產生氫氣堆芯熔化進展裂變產物釋放裂變產物傳遞和沉淀堆內水蒸汽爆炸壓力容器破損壓水堆核電站嚴重事故事故系列及進展嚴重事故主要現象嚴重事故次序圖5-1嚴重事故次序：熱工水力過程用實線表示：裂變產物（FP）氣溶膠用虛線表示嚴重事故主要現象嚴重事故時的主要現象

安全殼反應堆壓力容器安全殼直接加熱堆芯熔融的進展裂變產物氣溶膠的遷移氫氣爆炸熔融物/堆坑水的相互作用水蒸氣爆炸堆芯熔融物與混凝土相互作用下封頭的熔穿嚴重事故主要現象嚴重事故的主要現象壓力容器內的氫氣產生

(In-VesselHydrogenGeneration)堆芯熔融的進展(CoreMeltProgression)壓力容器內的水蒸氣爆炸(In-VesselSteamExplosion)壓力容器的熔融貫通(ReactorVesselMelt-Through)安全殼直接加熱(DCH:DirectContainmentHeating)安全殼內的水蒸氣爆炸(Ex-VesselSteamExplosion)基礎混凝土的熱分解(BasementConcreteDisinteragtion)安全殼內的氫氣產生

(Ex-VesselHydrogenGeneration)氫氣燃燒

(

HydrogenBurning)可燃性氣體的燃燒

(CombustibleGasBurning)安全殼的加壓(ContainmentPressurization)安全殼的破損(ContainmentFailure)壓力容器內的核裂變產物的放出(In-VesselFissionProductRelease)壓力容器內冷卻系統內的核裂變產物的沉積

(In-VesselFissionProductionDeposition)安全殼內的核裂變產物的放出(Ex-VesselFissionProductRelease)安全殼內的核裂變產物的沉積(Ex-VesselFissionProductionDeposition)核裂變產物在環境中的放出嚴重事故主要現象具有最大不確定性的問題評價程序用的論證工作利用國際合作進一步確定嚴重事故的議題目前主要研究方向嚴重事故研究主要參與國或地區和機構國外研究規模近十多年核電站安全研究領域投資最大、研究力量最集中、國際合作范圍最廣的研究學科美國、日本、英國、德國、加拿大、意大利、瑞士、瑞典、韓國、臺灣、芬蘭、俄國、法國、歐共體等嚴重事故主要現象5.2堆芯熔化過程(CoreMeltProgression)堆芯加熱燃料包殼變形氧化過程堆芯熔化堆芯熔化的三種定位機理多孔碎片床嚴重事故主要現象鋯水反應包殼氧化氧化侵蝕氧化殼支撐共晶反應5.2.1堆芯加熱表面干涸H2燃料元件元件/包殼在瞬態或LOCA中導致冷卻劑裝量的損失，對芯裸露后，燃料中的衰變熱將引起燃料元件溫度上升。由于燃料棒與蒸汽之間的傳熱性能較差，此時燃料元件溫度上升較快；如果主系統壓力較低，由于燃料棒內氣體的壓力上升會導致包殼腫脹。燃料溫度繼續上升并超過1300k，則鋯合金包殼開始與水或水蒸氣氧化反應包殼腫脹嚴重事故主要現象

包殼腫脹和破裂包殼氧化和過熱氧化速度的增強（增強2.6倍）包殼直徑腫脹1.3倍破裂和內層面積的加入流道的變形對流動的影響變形原理內外應力驅動引起塑性變形內部裂變氣體（燃料棒內氣體的壓力上升導致包殼腫脹）高溫包殼變形1220K燃料包殼變形包殼后果嚴重事故主要現象氧化過程特點放熱反應產生氫氣蒸汽減少支撐材料（如包殼）的厚度、強度變化分析內容

氧化物的質量變化率結構材料的氧化（包殼、定位格架、下部支撐件）再灌水會引起包殼粉碎

氧化增強確定包殼失效的極限堆芯碎片氧化（碎片中含的Zr）氧化率正比于碎片的形狀液滴，氧化速度快水平層，面積大大減少，氧化速度慢Zr+H2O蒸氣ZrO2+H2+

熱量嚴重事故主要現象5.2.2堆芯熔化概述1400熔化過程比較復雜嚴重事故主要現象堆芯熔化過程中與燃料有關的過程包括三種不同的重新定位機理熔化的材料沿棒的外表面的蠟燭狀流動和再固化在先固化的燃料芯基體硬殼上和破碎的堆芯材料上形成一個碎片床在硬殼中的熔化材料形成熔坑，隨后硬殼破裂，堆芯熔融物落入堆芯下腔室嚴重事故主要現象鋯水反應包殼氧化堆芯材料表面熔化和燭熔現象凝結和堆積再定位氧化侵蝕氧化殼支撐共晶反應包殼失效下封頭失效崩塌和碎片的形成堆芯加熱、熔融進展相關現象總結表面干涸H2燃料元件堆芯的塌落熔融池的產生壓力容器元件/包殼元件間的液滴聚合嚴重事故主要現象Xe，Kr，Ce，I燃料達到液態條件UO2發生粉碎時，裂變產物聚集到晶格邊界瞬間釋放到包殼縫隙中氣隙的釋放氣體H2，He，Kr，Xe，IUO2液化和粉碎時的FP釋放嚴重事故主要現象控制棒、可燃毒物棒和結構材料會形成一種相對低溫的液相，這些液化的材料可以重新定位并形成局部腫脹，導致堵塞流道面積，引發堆芯的加速升溫。1400此時，堆芯內蒸汽的產生量對堆芯材料的氧化速度起決定性的作用。隨著Zr的液化和重新定位，堆積的燃料芯塊得不到支撐而可能塌落，并在堆芯較低的部位形成一個碎片床。UO2芯塊可能破碎，并倒塌進入早先重新定位的碎片層，形成一種多孔碎片床。嚴重事故主要現象5.3壓力容器內的現象當堆芯熔化發展到一定程度，堆芯熔融物將落入壓力容器的下腔室，此過程中也可能發生倒塌現象，固態的物質將直接落入下腔室。堆芯熔融物在下落的過程中，若堆芯熔化速率較慢，首先形成碎片坑，然后以噴射狀下落——三哩島事故；堆芯熔融物與下腔室中的水或壓力容器內壁接觸的部位較為單一，且熱容量較大，事故發展的激烈程度和后果較大。若堆芯熔化速率較快，堆芯熔融物將有可能以雨狀下落。后果：若壓力容器的下腔室留存有一定的水，在堆芯熔融物的下降過程中可能發生蒸汽爆炸。若堆芯熔融物下降過程中首先直接接觸壓力容器的內壁，將發生消融現象，對壓力容器的完整性構成極大的威脅。一旦堆芯的熔融物大部分或全部落入堆芯，壓力容器的下腔室中可能存在的水將很快被蒸干，堆芯熔融物與壓力容器的相互作用是一個非常復雜的傳質傳熱過程，是否能有效冷卻下腔室中的堆芯熔融物將直接影響到壓力容器的完整性。嚴重事故主要現象5.3.1堆芯碎片在壓力容器下腔室的重新定位由于裂變產物衰變產生的功率和基體上由重新定位物氧化產生的化學能，堆芯碎片將會繼續升溫，直到結塊的內部部分熔化；形成一種熔化物坑：由固態低共熔顆粒層支撐，并由具有較高熔化溫度物質組成的硬殼覆蓋；隨著熔融物在下腔室中流動，熔坑可能增長，低共熔物逐漸被熔化，甚至由于坑的機械應力和熱應力的作用而斷裂。熔坑上部的覆蓋層可能由于熱應力作用而裂開，并且落入熔坑內。嚴重事故主要現象在堆芯碎片重新定位中涉及的幾種主要現象：堆芯碎片-水的相互作用和主系統壓力的增加：可能發生的爆炸、熔融燃料和水在壓力容器下腔室的相互作用將使燃料分散成很小的顆粒，這些小顆粒在壓力容器下腔室形成一個碎片床，同時，由于大量的冷卻劑蒸發，將導致主系統壓力上升；堆芯碎片-壓力容器下封頭貫穿件的相互作用：堆芯熔融物可能首先熔化貫穿管道與壓力容器的焊接部位，而導致壓力容器失效下腔室中堆芯床的冷卻：冷卻特性取決于碎片床的結構（幾何形狀、顆粒大小、孔隙率以及空間分布特性）以及連續對壓力容器的供水能力。如果碎片床能被冷卻，事故將會終止。如果不能冷卻燃料碎片，這些燃料碎片在下腔室再熔化，形成一個熔融池。熔融池中流體的自然對流會使壓力容器下封頭局部熔化。嚴重事故主要現象液滴包殼破損口淌出的熔融燃料、包殼混合物在燃料表面下淌粘結團燃料表面下淌的液滴的聚合在燃料下部支撐件處聚合成層燃料元件間液滴的聚合顆粒床、多孔碎片床熔融物在冷卻過程中凝結、粉碎、解體以顆粒形式成堆存在，形成多孔碎片床碎片床的形式液滴燃料碎片池碎片池冷卻水凝結和堆積支撐板元件間的液滴聚合支撐物的崩塌燃料棒的解體嚴重事故主要現象下腔室燃料碎片冷卻機理的假設冷卻水冷卻水燃料碎片池燃料碎片池堆芯下腔室(a)固化前(b)固化后間隙裂縫嚴重事故主要現象壓力容器內的氫氣產生(In-VesselHydrogenGeneration)鋯+水蒸氣氧化鋯+氫氣+熱量起因發熱反應使堆芯升溫加速，堆芯熔化加速；氫氣可能在堆芯內燃燒，壓力容器破損后在安全殼內燃燒；氫氣會降低安全殼噴淋對減壓的效果。后果控制棒、燃料包殼、燃料的融化過程共晶反應氫氣發生研究嚴重事故主要現象VaporExplosionpressurewave粗混合coarsemixing粉碎和傳播FragmentationandPropagationmelt-jet液柱破裂jetbreakup沖擊波觸發triggingwaterwaterunstablevaporfilmppppppwatervaporwatermelt-jetvaporfilm5.3.2蒸汽爆炸的原理與子過程fragmentsmelt-droplet高壓蒸汽沿周向擴散，熱能轉化為機械能輕水反應堆可能發生壓力容器內和壓力容器外兩種典型的蒸汽爆炸。膜態沸騰嚴重事故主要現象In-VesselSteamExplosion急劇的蒸汽發生極端的情況下產生沖擊力沖擊力可能會造成堆內構造物損傷或壓力容器頂蓋沖飛（－mode失效）WASH-1400中被假設為早期安全殼失效的一種可能來源。小質量飛射物的爆炸噴射-如控制棒驅動機構的爆炸噴射（壓水堆裝有屏蔽以阻滯這種飛射物，使之不能到達安全殼內壁-認為這種機理引起的安全殼破損不太可能。）后果高溫堆芯熔融物和冷卻劑接觸，冷卻劑快速蒸發，可能引發爆炸。起因－mode失效研究高壓下的水蒸汽爆炸再臨界水蒸汽爆炸對壓力容器的加載－mode失效是一種聲波壓力脈沖Sonicpressurepulse，由快速傳熱引起。特點嚴重事故主要現象蒸汽爆炸-爭論的話題實驗研究表明：從燃料中儲存的能量轉換成爆炸能的轉換因子約為2%。如果一座壓水堆中所有的燃料都參與這種假想的反應，那么所形成的爆炸等效于100kgTNT的威力。這種事件的概率極低，可以忽略不計。嚴重事故主要現象5.3.3下封頭損壞模型從堆芯熔落物至壓力容器內壁的傳熱：固態碎片的瞬態導熱；碎片的熔化，液態熔融物的自然對流；液態熔坑中不同物質的分層及其自然對流壓力容器內壁局部熔化嚴重事故主要現象堆芯熔融物蒸汽向安全殼內放出后果壓力容器的熔融貫通(ReactorVesselMelt-Through)大量的堆芯熔融物將底板一部分熔化；或堆芯貫穿件失效或因升溫使鋼板的強度降低，造成底板受壓損壞。起因研究熔融池特性熔融堆芯和下封頭的反應下封頭的蠕動過程測量管道的健全性NRC研究工作：臨界熱流密度試驗（PennState），結束。低壓頭破損試驗（SNL），結束。容器內堆積物冷卻性試驗（FAI），進行中OECD的RASPLAY計劃（RRC－KI），進行中德國的DEBRIS/PRV計劃韓國的SONATA計劃法國IPSN正在開發的ICARE2程序日本JAERI正在開發的CAMP程序COUPLE程序國際大型相關研究計劃典型的分析程序嚴重事故主要現象冷卻水燃料碎片池固化前壓力容器的熔融貫通相關現象碎片團的塌落支撐的崩塌壓力容器失效燃料碎片池固化后冷卻水嚴重事故主要現象損壞模型噴射沖擊噴射沖擊引起的消融下封頭貫穿件的堵塞和損壞堆芯碎片首先破壞下封頭的貫穿件管道。如果溫度足夠高，那么該管道壁可能發生熔化或蠕變變形（TMI-2的數據表明，管壁破損發生在儀表管道上，并且許多管子被碎片堵塞）下封頭貫穿件的噴出物破壞貫穿件管子，碎片積累后的持續不斷的加熱可能使管道貫穿件焊接處損壞球形蠕變斷裂熔融堆芯與壓力容器壁之間直接接觸引發對下封頭的快速加熱，可能導致球形蠕變斷裂。嚴重事故主要現象5.3.4自然循環嚴重事故期間，自然循環被視為壓水堆（沸水堆）中的一個重要現象,密度梯度形成壓力容器內的自然循環流動,一方面使蒸汽在堆芯中的溫度分布趨于均勻，另一方面使蒸汽在堆芯內更加均勻，從而可能增加金屬與蒸汽的氧化反應速率，導致更嚴重的包殼氧化。嚴重事故主要現象壓力容器內諸現象的研究課題1)

堆芯的損傷、熔化過程控制棒、燃料包殼、燃料的融化過程共晶反應氫氣發生再定位

2)

壓力容器內熔融堆芯的維持下落熔融燃料堆積物的粒子化份額熔融池的自然對流硬殼的生成及燃料堆積物的固化性狀熔融池的分層化固化熔融物和下壓頭間的空隙的形成和水對空隙的侵入外部冷卻的有效性及沸騰特性除衰變熱用冷卻水的長期確保

3)

壓力容器的健全性熔融堆芯和下封頭的反應下封頭的蠕動過程測量管道的健全性嚴重事故主要現象5.4安全殼內過程安全殼早期失效直接安全殼加熱（DCH）蒸汽爆炸氫氣產生、擴散并燃燒安全殼隔離失效安全殼晚期失效碎片床冷卻熔化堆芯物質與混凝土相互作用堆芯熔融物熔穿壓力容器之前或者之后很短時間內安全殼的失效。由于其啟動廠外應急程序的警報時間很短，而且安全殼內放射性物質的沉淀時間很短而導致更大的放射性物質的釋放。對嚴重事故分析來說，早期失效更加重要。如果安全殼不發生早期失效，在熔融堆芯熔穿壓力容器后，仍然存在長期危及安全殼完整性的因素——晚期失效的可能性。主要因素：晚期可燃氣體的燃燒，安全殼逐步超壓以及地基熔穿。嚴重事故主要現象安全殼直接加熱(DCH:DirectContainmentHeating)高壓的狀態下發生熔融貫通時，熔融物將以高壓向安全殼內噴放高溫熔融物在微?；?，浮游在安全殼環境中，導致熔融物的總表面積顯著增加起因后果安全殼內氣體溫度與壓力的急劇上升粒子中的鋯等金屬受到氣體中的氧氣、水蒸汽等的氧化作用，產生化學反應熱可能會引起壓力上升使安全殼破損在壓力容器熔融貫通前，降低一次側系統的壓力安全措施研究壓力容器破損之前的系統壓力壓力容器損壞模型下腔室中熔融物的質量系統中熔融物和氣體的成分熔融物的溫度嚴重事故主要現象DCH在Zion概率安全研究中，首先指出核電廠直接安全殼加熱的潛在風險。塞瑞核電廠的嚴重事故事件的評價文獻中和USNRC的反應堆風險參考文獻NUREG-1150中突出出來。盡管概率低，但卻是對整個風險有最顯著貢獻的事件之一。能量傳至安全殼空氣進入安全殼的流道散布的碎片嚴重事故主要現象安全殼內的氫氣產生(Ex-VesselHydrogenGeneration)起因熔融堆芯在分解地基混凝土時，堆芯與混凝土相互作用（MCCI）

也會產生氫氣。熔融物中的鋯等金屬，引起金屬的化學反應，水蒸氣還原成氫氣水中溶入放射性物質，長時間的放射分解產生氫氣后果氫氣燃燒安全殼升溫升壓研究金屬—水反應水的放射性分解氫氣的分布嚴重事故主要現象安全殼內氫氣的分布在TMI-2事故中，安全殼中產生了大量的氫氣，并發生過自燃事件。為了評估在氫氣、蒸汽和空氣混合物中發生自然式爆燃的壓力、溫度等條件，必須首先了解這些氣體在安全殼系統中的分布；在有空氣和蒸汽存在的環境中，對不同燃燒方式的氫氣濃度的下限值（體積百分比）：向上擴展4.1%，橫向擴展：6.0%，向下擴展：9.0%。EPRI的氫氣燃燒實驗表明：氫氣燃燒發展而成的壓力對氫氣濃度極其敏感嚴重事故主要現象氫氣燃燒（HydrogenBurning）方式擴散燃燒：一個連續的氫氣流作供給的穩定燃燒，特點：生成的壓力峰值較小而可忽略，但燃燒時間較長，引起的局部熱流密度較高在有點火器的情況下發生擴散燃燒的可能性較大安裝點火器的目的：是降低氫氣的擴散范圍和降低氫氣的濃度而降低事故的風險?？焖贉p壓燃燒：燃燒以相當慢的速度從點火處向氫氣、蒸汽和空氣的混合氣體中蔓延特點：壓力的增加比較適度，高熱流密度持續的時間較短氫氣燃燒的速率和總量決定了由此而產生的作用與安全殼的附加壓力和溫度爆燃：燃燒以超聲波的速度在氫氣、蒸汽和空氣的混合氣體中擴散特點：在極短時間內形成較高峰值壓力兩種類型：爆燃的直接形成和快速降壓燃燒-爆燃的轉變嚴重事故主要現象安全殼隔離失效安全殼隔離失效是指：在發生事故時，安全殼事先存在破口或者安全殼隔離系統失效。安全殼貫穿件：設備出入門、人員出入氣鎖門、元件運輸管、管道、電纜貫穿件等。為了防止事故工況下放射性流體通過貫穿件漏出安全殼，所有流體管道在貫穿安全殼的區段均設有隔離閥，一般采用兩個串連的閥門以滿足單一故障準則。出現隔離失效并不意味著安全殼泄漏率一定超出法規允許值很多，但其潛在的環境后果將會比較嚴重。嚴重事故主要現象二、安全殼晚期失效如果安全殼不發生早期失效，在熔融堆芯熔穿壓力容器后，仍然存在長期危及安全殼完整性的因素，這就是安全殼晚期失效。主要因素：晚期可燃氣體的燃燒（H2和CO）安全殼逐步超壓地基熔穿1、碎片床冷卻2、熔化堆芯物質與混凝土相互作用歸結為如下問題：嚴重事故主要現象碎片床及其冷卻堆芯碎片從主系統排放到堆坑或低地基區域之后，由于存在水，碎片驟冷，驟冷產生蒸汽，從而將增加安全殼內的壓力。碎片床的可冷卻性取決于：水的供給量及其方式、堆芯碎片的衰變功率、碎片床的結構特性。堆芯碎片物質的最終冷卻是終止嚴重事故的重要標準，碎片床的可冷卻特性是目前學術界研究的熱點。TMI-2事故中，在壓力容器的下封頭內約有20t堆芯碎片物質最終被冷卻，至今人們對這一現象原因還不清楚，主要是復雜的碎片床的三維結構、冷卻劑進入碎片床的途徑不明等。碎片床可能是液態、固態顆粒（多孔介質）但孔隙率很低、也可能由不同的多孔介質特性組成的分層結構對液態的碎片床來說，國外有關試驗研究結果表明，對碎片床采取頂端淹沒不能最終冷卻碎片床，原因是在碎片床的上表面形成了一硬殼，從而阻礙冷卻劑浸入碎片床的內部；從液態的碎片床的底部提供冷卻劑，會形成多孔的固態碎片床，容易被冷卻（底部淹沒）。這是一個非常復雜的傳質傳熱過程。嚴重事故主要現象基礎混凝土的熱分解(BasementConcreteDisintegration)

對于由90000kg燃料和22000kg不銹鋼組成的堆芯熔落物，氫氣產量的最大理論值為1392.2kg。根據試驗的推論，堆芯熔落物氧化率的保守限值為33%，可得到約460kg氫氣產物，消耗水4300kg。嚴重事故主要現象混凝土消融的化學反應嚴重事故主要現象安全殼內的諸現象研究課題（一）

1)熔融堆芯和混凝土的相互作用熔融堆芯和混凝土的相互作用混凝土的侵蝕氣體的發生(氫氣、一氧化炭、二氧化碳等)裂變產物微粒的發生對安全殼的加載注水時的冷卻性能2)對安全殼的直接加熱(DCH)微粒化熔融物的噴出對安全殼的加載防止壓力溫度急劇上升的安全殼內配置上的措施3)氫氣行為金屬—水反應水的放射性分解氫氣的分布、燃燒、從氫氣燃燒到爆炸的遷移防止氫氣爆炸的對策嚴重事故主要現象安全殼內的諸現象研究課題（二）

4)熔融物的擴大向臺座或反應堆地坑的擴大安全殼直接接觸水存在的影響5)安全殼支路及冷卻劑管道的健全性二次側減壓引起的蒸汽發生器傳熱管破損隔離閥的信賴度和低壓側管道的耐壓性安全殼貫穿件(電線、管道、臺架等)的風險冷卻劑管道的蠕變斷裂嚴重事故主要現象嚴重事故管理-即嚴重事故的對策1)嚴重事故的預防采用一切可用的措施，防止堆芯熔化。2)嚴重事故的緩解若堆芯開始熔化，采用各種手段，盡量減少放射性向廠外的釋放。嚴重事故管理的內容事故管理的基本任務：1)預防堆芯損壞2)中止已經開始的堆芯損壞過程，將燃料滯留于主系統壓力邊界以內。3）在一回路壓力邊界完整性不能確保時，應盡量減少放射性向廠外的釋放。4）萬一安全殼完整性也不能確保，應盡量減少放射性向廠外的釋放。確保三大安全功能嚴重事故主要現象事故管理的方向及對策反應堆停止機能反應堆冷卻機能放射性物質封閉機能安全機能的支持機能緊急停堆輔助給水泵的啟動,由蒸汽發生器對堆芯冷卻帶走衰變熱抑制壓力上升機能添加功能添加效果利用汽輪機旁路系統增加對一次側冷卻、減壓功能,進而啟動ECCS的低壓系統補給水系統的連續水注入，ECCS及其它泵向堆芯的硼水再循環等通過對一次側的持續減壓，注水和泄放等使對堆芯進行長期冷卻提高向堆芯的注水能力，使堆芯崩潰熱除去功能向上噴淋系統降溫降壓利用安全殼內的空調冷卻器進行自然對流冷卻，使內部水蒸氣凝結用水箱等的水向安全殼內注水一次側的強制減壓以防止DCH安全殼內設置氫氣點火器，氫氣復合裝置等用于法防止燃燒氫氣沙堆過濾器利用消火水冷卻ECCS泵連通相鄰電廠間的動力用交流電源提高安全殼除熱能力提高氫氣濃度的控制能力提供安全系統的冷卻水供給能力提高安全系統的供電能力嚴重事故主要現象主要事故管理對策混凝土反應堆壓力容器蒸汽發生器MSRVPORV一次側FP堆芯二回路系統注水和泄放一回路系統強制減壓冰凝汽器型安全殼內的氫氣點火裝置空調冷卻器硼酸注入系統利用安全殼內空調冷卻器的自然對流冷卻氫氣點火器應急堆芯冷卻系統(ECCS)汽輪機旁通系統、及其它水源的使用給水泵手動啟動安全殼嚴重事故主要現象嚴重事故的操作管理在嚴重事故操作管理的規程中，各種威脅安全殼完整性的因素和處置方式如下：后期超壓。這種威脅可以用過濾器通風裝置加以緩解。氫氣燃燒。已提出了幾種可能的解決方法并對這些方法進行評估，德國反應堆安全委員會建議安裝非能動催化復合器。直接安全殼加熱（DCH）。大多數國家認為一種合理的解決方法是在壓力容器損壞之前將主系統卸壓。安全殼的密封性（短期和長期）。應加強對安全殼密封性的探測和控制。安全殼中堆芯熔化碎片的可冷卻性。這個問題至今沒有得到徹底解決。蒸汽爆炸。不存在任何遏制壓力容器外蒸汽爆炸的方法，但能降低由于蒸汽爆炸而作用在安全殼的負荷。嚴重事故主要現象研究機構上海核工程研究設計院中國核動力研究院北京原子能研究院研究內容現象研究程序開發、評價程序應用大亞灣核電廠事故管理IEAE提供的程序包：SCDAP/RELAP5MELCORCONTAIN上海交通大學清華大學嚴重事故在我國的研究現狀嚴重事故主要現象Reactoraccidents-Chernobyl1986TheChernobylUnit4afterthecatastrophy切爾諾貝利核電站（RBMK石墨水冷堆）位于烏克蘭首府基輔的北部接近白俄羅斯邊境的一塊平坦的沼澤地上。1986年4月26日，前蘇聯（現烏克蘭境內）的切爾諾貝利核電站4號機組發生爆炸，8噸多強輻射物質傾瀉而出，使5萬多平方公里的土地受到污染，320多萬人遭受核輻射的侵害。事故發生后，發生爆炸的4號機組被用鋼筋混凝土封起來，電站30公里以內的地區被定為“禁入區”。嚴重事故主要現象“石棺”

鋼筋混凝土封起來的切爾諾貝利核電站4號機組

圖為用鋼筋混凝土封起來的曾經發生核泄露的切爾諾貝利核電站4號機組現在將爆炸的核反應堆包裹起來的“石棺”是