第5章 核电厂的严重事故及应用
核反应堆安全分析考试重点
核反应堆安全分析DBA：设计基准事故LOFA：失流事故：反应堆在运行中因主泵动力电源或机械故障被迫停转，使冷却剂流量下降，冷却剂流量与堆功率失配，导致堆芯燃料包壳温度迅速上升。
缓解因素：主泵惰转特性（增大主泵惰转流量仍有可能）；快速停堆功能（改进余地已很小）。
LOCA：失水事故或冷却剂丧失事故：反应堆主回路压力边界产生破口或发生破裂，一部分或大部分冷却剂泄漏的事故。
PSA：概率安全评价法知识要点：第一章核反应堆安全的基本原则1. 目前投入商业运行的有哪些堆型？有无熔盐堆？（1）压水堆（2）重水堆：秦山三期引进加拿大的CANDU6重水堆；（3）沸水堆（4）高温气冷堆：60万千瓦高温气冷堆核电站技术方案正式跨入商用阶段？2. 核安全总目标？总目标：在核电厂里建设并维持一套有效的防护措施，以保证工作人员、居民及环境免遭放射性危害。
辅助目标：（1）辐射安全目标：确保在正常运行时从核电站释放出的放射性物质引起的辐射照射保持在合理可行尽量低的水平；（2）技术安全目标：有很大把握预防事故的发生，确保核电厂设计中考虑的所有事故放射性后果是小的，确保严重事故发生的概率非常低。
3. 设计基准事故（DBA）（事故工况）是什么？（4）核动力厂按确定的设计准则在设计中采取了针对性措施的那些事故工况，并且该事故中燃料的损坏和放射性物质的释放保持在管理限值以内。
4. 纵深防御原则（1-P40）包括三道设计防御措施：①考虑对事故的预防，为核电站建立一套质量保证和安全标准；②防止运行中出现的偏差发展成为事故，由可靠保护装置和系统完成；③限制事故引起的放射性后果，以保障公众的安全。
④对每个核电站制定应急计划。
（1）纵深防御的出发点：保证有足够深度防御瑕疵、故障和错误的能力，使之不增加事故危害的风险。
（2）纵深防御的应用：纵深防御的五个层次：预防、检测、保护、缓解、应急；多道实体屏障：燃料包壳、冷却剂系统压力边界、安全壳；（3）纵深防御的执行要求：用于所有阶段、所有时间，同时具备所有防御层次；采用可靠的保护装置，安全系统的自动触发，运行人员的行动，提供设备和规程。
《核电厂蒸汽供应系统》第5章 专设安全设施(2)
主给水和辅助给水隔离限制了蒸汽发生器向安全壳的蒸汽 泄漏；
保护信号迅速关闭所有给水调阀和隔离阀，并停运主给水 泵，也会会导致向安全壳内泄漏的蒸汽流量下降；
主蒸汽隔离阀关闭也可限制向安全壳的蒸汽泄漏，蒸汽发 生器的流量限制器也可以限制蒸汽泄漏量。
降低裂变产物从安全壳泄漏的驱动力，实现限 制裂变产物释放。 4. 乏燃料水池和消防水的存储和供应 PCS 可作为乏燃料水池的抗震级辅助水源，在长 期失去正常乏燃料水池冷却情况下投入使用。
➢ 辅助功能
监控 PCS 水箱和辅助水箱的液位、温度和水质 在限值以内；
监控可能面对零度以下温度的 PCS 管道、阀门 和仪表的温度在限值以内。
以上信号均采用四取二逻辑。
➢ PCS 启动信号
保护和安全监控系统（PMS）安全壳压力 Hi-2 信号；
PMS 手动启动； 多样化驱动系统（DAS）安全壳温度 Hi-2 信号
； DAS 手动启动。
III. 事故运行
虽然 PCS 的自动启动可实现在事故发生后 72 小时内 不需操纵员干预，但必要时，操纵员需要调整安 全壳冷却水流量有效降低安全壳压力。可能的手 动操作有： 手动启动循环泵由冷却辅助水箱向冷却水箱补水 ； 手动由除盐水、消防水或辅助水源向冷却水箱补 水； 手动启动除盐水、消防水或辅助水源直接供水至 安全壳穹顶上方的水分配盘。
3. 冷却水箱和冷却辅助水箱水温异常 冷却水箱水温由再循环回路加热器及温度控制器 调节，维持水温高于低限值； 发生低温报警时，操纵员可通过观察再循环加热 器后水温和再循环加热器电流、阻抗判断加热器 是否故障； 冷却辅助水箱水温低时，循环加热器可作冷却辅 助水箱加热器的备用； 此外，冷却辅助水箱外有热绝缘，使箱内水的热 容量足以在无加热的条件下七天内不冰冻。
核电站运行-复习大纲整理版
第一章绪论1. 压水堆核电厂与化石燃料电厂相比的运行特点。
（1）反应堆临界（2）产生大量放射性物质（3）相当可观的堆芯剩余释热（4）核电厂系统、设备复杂（5）使用饱和蒸汽2. 核电厂载硼运行的特点（好处和代价）。
压水堆核电厂通过调节慢化冷却剂中的硼浓度，可以控制长期缓慢的反应性变化。
好处：对反应性的影响比较均匀，不引起功率分布畸变；大大减少了控制棒的数目，简化了堆的结构。
代价：为保证慢化剂温度系数为负，对温度有限制；增加了化容系统复杂性，并产生含硼酸废液。
3.汽轮机快速降负荷的定义及目的。
定义：当汽轮机接到Runback信号时，汽轮机将以200%满功率/min的负荷变化率降负荷，持续降负荷1.5s (降负荷5%满功率)，等待28.5s后，如果该信号仍存在，则再次快速降负荷5%满功率，直至信号消失。
目的：利用功率控制系统的机制，通过自动降负荷，降低反应堆功率，缓解一、二回路间的矛盾，减少停堆次数，提高核电厂运行的经济性。
4. 核电厂运行工况的分类。
正常运行和运行瞬态；中等频度事件；稀有事故；极限事故5. 核安全文化的概念。
安全文化是存在于单位和个人的种种特性和态度的总和，它建立一种超出一切之上的观念，即核电厂的安全问题由于它的重要性要保证得到应有的重视。
6. 核电厂运行规程的构成。
正常运行规程；故障运行规程；事故规程；行政性控制规程7. 9种运行标准工况（P-T大刀图）和6种运行模式（MODE)。
9种运行标准工况：换料冷停堆；维修冷停堆；正常冷停堆；单液相中间停堆；双相中间停堆；正常中间停堆；热停堆；热备用；功率运行6种运行模式：功率运行，启动，热备用，热停堆，冷停堆，换料第二章核电厂技术规格书1. 术语及定义：动作：是技术规格书的每条规范中在指定条件下所需采取的行动停堆深度：假定最大价值的单束控制棒全部卡在堆外，而其他棒组（包括控制棒组和停堆棒组）全部插入堆内，由此使反应堆处于次临界或从现时状态达到次临界瞬时的反应性总量轴向通量偏差：两部分堆外中子探测器上半部与下半部归一化通量信号的差值(电流信号差△I ) ，可表示为AFD。
国防科工委关于印发《核电厂核事故应急演习管理规定》的通知
国防科工委关于印发《核电厂核事故应急演习管理规定》的通知文章属性•【制定机关】国防科学技术工业委员会(已撤销)•【公布日期】2003.02.28•【文号】•【施行日期】2003.02.28•【效力等级】部门规范性文件•【时效性】现行有效•【主题分类】革命烈士与抚恤优待正文国防科工委关于印发《核电厂核事故应急演习管理规定》的通知各有关部门（单位）：为了加强和规范核应急管理工作，国防科工委组织编制了《核电厂核事故应急演习管理规定》，现予印发，请遵照执行。
中华人民共和国国防科学技术工业委员会二00三年二月二十八日核电厂核事故应急演习管理规定第一章总则第一条为规范核电厂核事故应急演习（以下简称核应急演习），加强和保持所需要的应急准备与应急响应能力，根据《核电厂核事故应急管理条例》，制定本规定。
第二条本规定适用于核电厂营运单位、核电厂所在地的省、自治区、直辖市（以下简称省)和国家核应急组织的核应急演习。
其他核设施核事故应急演习可参照执行。
本规定不适用于中国人民解放军有关部队组织的核应急演习。
第三条核应急演习应贯彻周密计划、精心组织、统一指挥、大力协同的原则。
第二章核应急演习的目的、分类和频度第四条核应急演习的目的是验证和评价应急组织的综合应急响应能力，进而检验和提高应急计划的有效性和应急准备的完善性。
计划安排任何类型的核应急演习，应首先明确演习的具体目的，将其逐一阐述清楚，并保证其实现与否是可以判断和衡量的。
第五条为便于管理和组织，根据演习的具体目的和所涉及的范围与内容，可将核应急演习分为以下三类：（一）单项演习，即目的在于验证、评价和提高特定应急响应人员的具体操作技能与响应能力的演习，这类演习也称练习；（二）综合演习，即核电厂营运单位、省核应急组织或国家核应急组织的所有（或部分）组成单位（或队、组）按照预定的演习情景协同进行的演习，这类演习的目的是验证、评价和提高应急组织的综合响应能力，加强其各组成单位（或队、组）的响应配合能力；（三）联合演习，即国家、省和核电厂营运单位三级核应急组织或其中某两级核应急组织按照统一的事故情景和相互协调的演习情景联合进行的演习，其目的是验证、评价和提高三级（或两级）核应急组织的整体响应和协调配合能力。
《核电厂蒸汽供应系统》第5章 专设安全设施(3)
谢谢
分析计算认为，失水事故产生的氢，大部分是由 于铝受喷淋溶液腐蚀的结果。
主要设备1——氢气点火器
➢ 氢气点火器（原理：氢气燃烧）
点火器组件是一个电热塞； 在安全壳环境中，点火器组件的设计可在严重事
故（包括 LOCA事故）期间，维持其电热塞表面 温度在 871℃至 927℃之间； 电热塞容易在氢气浓度接近易燃浓度时点燃氢气 。 点火器组件的位置位于氢气主要的途径上（包括 主要的自然循环路径），以便氢气在接近释放点 时持续被点燃。
电动风机使空气从安全壳顶部通过返回管道，引 导空气返回到安全壳的下部，形成安全壳内大气 再循环混合；
风机进口管两侧各设有管嘴，使用一部可移动的 取样装置，使之能通过两个管嘴间循环的空气小 旁通流量取得气体样品。
三、主要设备工作原理
➢ 氢的来源（LOCA事故时）
锆-水反应和喷淋液引起材料腐蚀产生的氢； 冷却剂溶解氢的释放； 水辐照分解。
内部热力氢复合器示意图
四、系统的运行
➢ 安全壳内气体放射性监测
安全壳内设有3个保健物理监测点； 核事故时，由其中的1个测点和设在核辅助厂房
烟囱上的测点给出保护动作信号，分别指令氢控 制系统A系列和B系列安全壳隔离阀自动关闭。
➢ 安全壳能给出安全壳压力保护信号；
装置投入2h之内，返回安全壳气体中的氢浓度降 至0.1%。
外部氢复合装置原理图
2. 内部热力氢复合器
全封闭设备，置于安全壳内； 空气靠自然对流流过入口百叶窗进入预热段，经
第5章急性放射病
临床症状
• 初期出现的快慢、症状的轻重、 持续时间
• 假愈期的长短 • 极期的各种症状的轻重，尤其是
及其开始的时间
化验检查
l、外用血象：WBC数量及质量的变化、粒淋比例、PIT及
RBC的形态，数量变化；
2、骨髓检查： *骨髓分裂指数：每1000个骨髓有核细胞中处于分裂状态 的细胞个数。
骨髓分裂指数（照后4天,‰）
肤β烧伤，死亡31人。 3 直接经济损失30亿美元，另外堆停运费、减少发电的
损失、发放防辐射、放射性污染等补助，总损失额超 过300亿美元。 4 事故后1年内对北半球地区国家居民导致超有效剂量当 量照射，对苏联、保加利亚、奥地利、希腊、罗马尼 亚、法国、英国等欧洲国家中，照射剂量为天然本底 照射的5.4—31.7%，对我国的照射约为天然本底照射 的0.33%。
血象：随骨髓相的恢复，外周血象开始恢复，网织红 增加最明显。
网织红的增加是观察ARS的造血恢复的敏感指标
中重度骨髓型急性放射病
轻度骨髓型急性放射病
*症状少，病情轻，一般不出现脱发 、感染；
*分期不明显，无明显的极期； *造血功能轻度障碍； *预后良好，一般两个月内自行恢复
极重度骨髓型急性放射病
*初期症状出现更早、更快、更重，假逾期很 短，或者没有假逾期；
事故原因分析
1、反应堆本身设计不合理，本身安全考 虑不足；
2、工作人员责任心差，违反操作规程。
国内核事故
• 1954－－1987死亡3人）；
• 1987－－1994：放射事故269起， 造成受照人员865人，直接死亡5人 。
小脑颗粒细胞、脑干
部细胞大面积固缩坏死 、脑循环障碍，出现水 肿，主要表现为多发性 点状出血。临床表现为 共济失调、肌张力增加 和振颤、强直性或痉挛 抽搐、昏睡、眼震（ CNS五大症状）
核电站仪表与控制：第5章 核电厂反应堆控制系统
5.2压水堆核电厂稳定运行方案
• 核电厂稳态运行方案：指反应堆及动力装置在稳态 运行条件下，以负荷功率或反应堆功率为核心，各 运行参数，如，温度、压力和流量等应遵循的一种 相互关系的特性。
• 核电厂的输出功率PH与蒸汽发生器一次侧和二次侧 的温度差有如下联系：
• 式中，(UA)S——蒸汽发生器一次侧到二次侧的等效
传热系数W／℃；Tavg、Tc和Th分别为一回路冷却
剂ห้องสมุดไป่ตู้均温度、堆进口温度和堆出口温度，℃；Ts— 蒸汽发生器二次侧蒸汽温度，℃。
5.2压水堆核电厂稳定运行方案
• 反应堆输出功率Pn可表示为
• 式中，F—一回路冷却剂流量，Kg／s： Cp—冷却剂水的比热，J／Kg·℃。
5.5 反应性控制
• 反应性控制方法 • 对动力堆，通常新堆芯的剩余反应性很大。如果只
用控制棒组件来补偿剩余反应性，就需要很多控制 棒，这在工程上很难实现，也不经济。所以，常用 控制棒组件、加装可燃毒物棒和在冷却剂中加入硼 酸等联合的控制方法。 a)控制棒 • 控制棒是由中子吸收材料(80％Ag，15%In，5％Cd) 制成的棒状控制元件。用于控制反应堆快速的反应 性变化。
5.5 反应性控制
c)可燃毒物棒控制
• 慢化剂中硼的浓度是有限制的。因此压水堆用在堆内装入 中子吸收截面较大的物质，把它作为固定不动的控制棒装 入堆芯，用以补偿堆芯寿命初期的剩余反应性。这种物质 称为可燃性毒物，一般为含硼玻璃棒。
• 在首次燃料循环开始时，它具有降低对慢化剂中硼酸浓度 的要求的作用。在第一寿期终了换料时，可燃毒物棒就去 掉。可燃毒物棒在堆芯内是尽可能均匀地布置在没有控制 棒的导向管内。
核电厂设计安全规定(1991修改)
核电厂设计安全规定(1991修改)文章属性•【制定机关】国家核安全局•【公布日期】1991.07.27•【文号】国家核安全局令第1号•【施行日期】1991.07.27•【效力等级】部门规章•【时效性】现行有效•【主题分类】核能及核工业,电力及电力工业正文核电厂设计安全规定（1991年7月27日国家核安全局令第1号发布1991年修改）本规定是中华人民共和国核电厂安全法规的第二部分本规定自一九九一年七月二十七日起实施本规定由国家核安全局负责解释1引言1.1目的本规定提出了陆上固定式热中子反应堆核电厂的核安全原则，确定了保证核安全所必需的基本要求。
这些要求的适用范围包括安全重要的构筑物、系统和部件以及有关规程和程序。
规定中只强调设计中必须满足的要求，对于如何满足这些要求则不作具体规定。
附录I所列安全导则是对本规定的说明和补充。
本规定适用于核电厂设计、制造、建造、运行和监督管理。
1.2范围本规定阐述了构筑物、系统和部件为满足安全运行以及防止（或减轻）可能危及安全的事件后果所应遵守的设计方法和设计要求。
可能危及安全的事件统称为假设始发事件。
假设始发事件用于确定核电厂物项的设计基准。
它们包含多种可能单独地或相互组合后影响安全的因素。
这些因素有如下几种类型：（1）与核电厂厂址及其环境有关联的因素；（2）由人员行动引起的因素；（3）源自核电厂本身运行的因素。
本规定不考虑下列事件：（1）极不可能发生的事件（对严重事故的考虑见3.5条）；（2）能导致核电厂厂址区域的全面破坏而又不能加以防范的人为事件和自然事件；（3）绝无可能影响核电厂安全的工业事故；本规定不考虑核电厂对环境的非放射性影响。
第5章和第9章的某些要求只适用于水冷堆。
2安全原理2.1安全目标核能与任何一种对于人类和环境具有一定风险的工业活动一样，均须尽力降低风险。
核能的风险与电离辐射（以下简称辐射）有关。
因此核安全的最终安全目标为：建立并保持对辐射危害的有效防御，保护厂区人员、公众和环境。
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温度, oC
2500
38kW/m
2000 1500 1000 500
0 0
燃料熔点 28kW/m
500 时间, s
关系到轻水反应堆安全的燃料和包壳温度水准
• 3120 K UO2.0熔化 • 2960 K ZrO2.0熔化 • 2900 K UO2+x熔化 • 2810 K (U、 Zr)O2液态陶瓷相形成 • 2720 K UO2、Zr和ZrO2低共熔混合物熔点 • 2695K (U, Zr)O2/Fe3O4陶瓷相估计熔点
蒸汽爆炸评价法
*现象模型和机械能的评价 *冲击波传播和相变化的模拟 *蒸汽爆炸各过程的模拟 *安全控制 *机械能的转换率的评价 *具有低的导温系数的高温金属块的触发现象的研究 *核电站严重事故中燃料冷却剂相互作用的评价方法的确定
3 下封头损坏模式
喷射冲击；喷射冲击引起消融(ablation)加速。 下封头贯穿件阻塞和损害； 下封头贯穿件喷出物； 球形蠕变 断裂;堆芯碎片和压力容器之间接触引发 对下封头的直接加热。
轻水反应堆风险评价中，蒸汽爆炸是一个争 论的课题。蒸汽爆炸评查小组（1985）得出的 结论是：概率极低，可以忽略。
在低压下的蒸汽爆炸:
(a)熔融的燃料初始是在冷却剂水池之上。
(b)落入水池，大的熔融燃料单元的分散，在 燃料和冷却剂之间产生粗粒的混合物，传热较 弱，在交界面膜状沸腾。
2 熔落的燃料与冷却剂的相互作用和蒸汽爆炸
液化材料重新定位引起局部肿胀，导致流 道堵塞，引发堆芯的加速加热。
物有可能落入下腔室，对压力容器的完整 性构成严重的威胁。
当温度大于3000K时，ZrO2和UO2层将熔化，所形成 含有高氧化浓度的低共熔混合物能溶解其它与之接 触的氧化物和金属。
随着Zr的液化和重新定位，堆积的燃料芯块 得不到支撑而塌落，在堆芯低部形成碎片床。
实验研究表明，从燃料中储存的能量转换成爆炸能约为2 ％。如果一座压水堆中所有的燃料都参与这种假想的反应，那 么所形成的爆炸等效于100 kg TNT的威力。
熔化的燃料
水
燃料
水
水
细小混合物
水
局部压力
燃料 (c)
压力波 (d)
燃料
图5-5 蒸汽爆炸阶段 (a) 初始条件：熔融燃料与冷却剂分开； (b) 阶段 I： 粗粒的 混合物，慢的传热，无压力增加； (c)阶段II：触发过程，局部压力等来自冲撞或俘获； (d) 阶段III：增强，压力波非常迅速地碎裂燃料，
(c)冲击波触发（triggering）阶段，常发生在压力容器的内表 面。快速传热开始。随着更多的燃料破裂，强烈的传热过程迅 速升级。 (d)储存的能量迅速传递给冷却剂。这种能量释放增强了冲击 波，冲击波在爆炸的过程中通过混合物连续增强，然后高压蒸 汽沿周向扩散，并把热能转化成机械能。
熔融燃料储存的能量只要一释放进入冷却剂水池，就有一部 分转化成冲击波能，影响反应堆系统。
堆芯熔融物的下落及碎片床的形成将改变传
热与流动特性，并终止上腔室和堆芯上部区域之间 自然循环热传导。
在沿棒束的空隙中，由熔化物形成的一层硬
壳被由上部堆芯范围的倒塌所形成的陶瓷颗粒层覆 盖。之后，堆芯熔化.
压力容器内的过程
当堆芯熔化过程发展到一定的程度，熔融 的堆芯熔化物将落入压力容器的下腔室，也有 可能发生堆芯倒塌现象，导致堆内固态的物质 将直接落入下腔室。
在堆芯裸露后，燃料中的衰变热将引起燃料元件温度上升。 燃料棒与蒸汽之间的传热性能较差，燃料元件温度上升较快，如 果主系统压力较低，这时由于燃料棒内气体的压力上升会导致包 壳肿胀。导致流道的阻塞，恶化燃料元件的冷却。
燃料温度上升1300K，则锆水相互作用，引发一种放热氧化 反应：
Zr+2H2O=ZrO2+2H2
堆芯熔化过程
1.堆芯加热
在轻水堆的LOCA事故期间，如果冷却剂丧失并导致堆芯裸 露，燃料元件由于冷却不足而过热并发生熔化。
对大破口来说，喷放非常迅速，只要1分多钟，堆芯就将裸 露。
对于小破口来说，喷放是很慢的，并且喷放将伴随有水的蒸 干。
在瞬态过程中，蒸干和通过泄压阀的蒸汽释放将导致冷却剂 装量的损失。
熔化材料最终达到底部堆芯支撑板，然后开始熔 化堆芯支撑板构件。
尽管压力容器上部存在高温，压力容器下部仍可能 有一定水位的水。
2 堆芯熔化
从总体上看，与燃料有关的主要过程包括 三种不同的重新定位机理： (1) 熔化的材料沿燃料棒外表面的腊烛状流动 和再固化； (2) 形成碎片床； (3) 形成熔坑，随后硬壳破裂，堆芯熔融物落 入下腔室。
4 自然循环
在严重事故期间，自然循环已被视为压水堆 中的一个重要现象，尤其是当主泵维持着高压 时更是如此。
由于径向功率梯度，堆芯中央的过热蒸汽比 堆芯外围的过热蒸汽要热得多和轻得多。密度 梯度形成压力容器内蒸汽的自然循环流动。
自然对流堆芯中的温度分布趋于均匀，使蒸 汽在堆芯内分布更为均匀，从而可能增加金属 与蒸汽的氧化反应速率，导致更严重的包壳氧 化。
安全壳内过程
在严重事故期间可能导致作用于安全壳的负荷超 过设计基准负荷的另一些过程和物理现象有： • 蒸汽爆炸； • 氢气产生、扩散并燃烧； • 高压熔化喷射和直接安全壳加热（DCH=direct
从细小碎片传热非常迅速。
水蒸汽爆炸研究课题
水蒸汽爆炸研究课题
蒸汽爆炸的发生环境 蒸汽爆炸的各子过程
*蒸汽爆炸和压力波的相互作用及急速传热过程的解明 *蒸汽爆炸的子过程中液体金属块的分裂与飞散的数值解析 *水中下落的高温金属块的特性研究
*压力波下的蒸汽膜界面的热传递和界面特性 *超高速加热下的传热现象 *超高密度能量下的界面现象的模拟 超高速非平衡热流体科学 *高过热液-液系统的稳定性和急速缓解过程 *冲击波的液液-气液界面的流体力学作用 *固液系统和液液系统内的蒸汽膜崩坏机理 *使用实时测量进行冲击反应合成的机理 *热非平衡场中蒸汽的超高速相变化现象的分子论的研究
核电厂的严重事故
核电厂严重事故是指核反应堆堆芯大面积燃料包壳失 效，威胁或破坏核电厂压力容器或安全壳的完整性，并引 发放射性物质泄漏的一系列过程。
严重事故可分为两大类：堆芯熔化事故和堆芯解体事 故。
堆芯熔化事故是由于堆芯冷却不充分，引起堆芯裸露、 升温、直至堆芯熔化的过程。其发展较为缓慢，时间尺度 为小时量级；三哩岛事故属此类。
严重事故物理过程
开始
堆芯熔化、压力壳失效、安全壳失效
堆芯升温到1700K 控制棒失效，熔融
升温到2100K 锆将与ZrO2/UO2反应 形成低熔点合金
此时产生大量蒸汽 锆继续被氧化 产生大量氢气
随着热量的积累 固态材料再次熔化
不断下移
若温度足够锆燃料将全部 熔化，熔融物进入压力壳 底部水坑
释放出大量挥发 性裂变产物 熔融物下移
2670Κ α-Zr(O)/UO2和U/UO2偏晶体形成 • 2625K B4C熔化 • 2550-2770K 轻水堆中UO2元件中心线最大的运行温度
2245Κ α-Zr(O)熔化
2170Κ α-Zr(O)/UO2低共熔物形成，UO2和熔化的锆合金相互作 用开始
• 2030K 锆-4熔化
• 1720K 不锈钢熔化
若压力容器的下腔室有水，熔融物的下降 有可能发生蒸汽爆炸。
若熔融物下降中直接接触压力容器的内 壁，将发生消融现象(ablation)，对压力容器的 完整性构成威胁。
能否有效冷却下腔室中的堆芯熔融物将直 接影响到压力容器的完整性。
1.碎片的重新定位
在堆芯碎片进入压力容器下腔室的重新定 位过程中，堆芯材料有可能与下腔室中剩余水 相互作用产生大量的附加热、蒸汽以及随后的 氢气。
如果不能冷却燃料碎片会 使压力容器下封头局部熔化。下封头损坏后，熔 融的燃料进入堆坑。堆坑中有水，熔融物与水相 互作用可能引发压力容器外蒸汽爆炸。这蒸汽爆 炸可以严重损坏安全壳厂房。
2 熔落的燃料与冷却剂的相互作用和蒸汽爆炸
在反应堆严重事故环境中，当熔化的堆芯物 质与水接触时，可能发生快速传热，引发蒸汽 爆炸。有可能发生压力容器内和压力容器外两 种典型的蒸汽爆炸。
严重事故物理过程
由堆芯碎片造成的混凝士破坏取决于事故序列、堆坑的几何形状以及水 的存在与否。 可能的现象有： （1）熔融堆芯落入安全壳的底部后，将与水相互作用。 （2）如果水被蒸发，则堆芯熔融物将保持高温，并开始侵蚀混凝土，产生 气体并排出。 （3）混凝土被加热、熔化、剥落、产生化学反应并释放出气体和蒸汽。
严重事故物理过程
压力壳底部的熔融碎片如果不能被 冷却会出现局部熔穿
是否
压力壳内压力 是否高压 8MPa
裂变碎片自压力壳喷出 （高压熔喷）
熔融物毁坏压力壳的贯穿件
压力壳下方 如果存在水
DCH
氢气爆炸
安全壳超压失效
混凝土反应，放出氢气 ，混凝土会熔化和分解
CO和CO2
蒸汽爆炸
如工程措施的干预或通风
5.1 严重事故过程和现象
混凝土的消融速率取决于传给混凝土的热流密度和混凝土的类型，而 且有很明显的非均匀特性。
在混凝土的消融过程中发生吸热化学反应，其所需的能量比熔融物的 衰变热要大。在混凝土的消融过程中产生蒸汽和氧化碳，这些气体可与 堆芯熔融物中的金属发生放热化学反应。在长时间的侵蚀期间，碎片基 本上可以保持在恒定温度下。
几种主要现象有：
（1）可能发生的蒸汽爆炸，燃料分散成很小的 颗粒，在压力容器下腔室形成碎片床。大量冷 却剂的蒸发使主系统压力上升。
（2）堆芯熔融物可能熔化大量贯穿管道与压力 容器的焊接部位，压力容器密封失效。
1.碎片的重新定位
（3）下腔室中碎片床的冷却特性取决于碎片床 的结构（几何形状、颗粒大小、孔隙率以及它们 的空间分布特性）及连续对压力容器的供水能 力。在冷却过程中将有放射性物质进入安全壳。