2008Vol42(11)压水堆核电厂全厂断电事故及其缓解措施

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核能发电厂事故应急预案

核能发电厂事故应急预案核能发电厂是一种以核反应作为能量来源的发电厂，其具有经济、环保等优点，被认为是一种清洁能源。

然而，核能发电厂事故的发生是不可避免的，一旦事故发生，其后果将不堪设想。

因此，建立科学有效的应急预案是保障人民生命财产安全的必要措施。

一、事故应急预案的必要性核能发电厂事故是一种高风险、高危险的事件，一旦发生，其影响范围广泛、后果严重、持续时间长。

能够对这种事故迅速做出反应，有效应对，是保障人民生命财产安全的必要措施。

正因为如此，建立科学有效的事故应急预案显得尤为必要。

二、建立事故应急预案的原则（一）综合性原则。

事故应急预案要充分考虑各种情况，制定综合性的预案，使其适用于各种应急事件。

（二）科学性原则。

预案制定应基于科学、准确、可靠和有效的数据和信息，确保预案内容的科学性。

（三）可操作性原则。

预案的制定应该充分考虑应急人员和设备的操作要求，以及应急措施的可操作性。

（四）实效性原则。

预案要制定切实可行的措施，确保应急预案能够在最短时间内发挥应有的效果。

三、事故应急预案的制定程序（一）确定责任部门。

根据各部门职责和职能，明确应急预案编写责任部门。

（二）编写工作计划。

编制应急预案编写计划，确定编写时间、任务分工、编写方式等。

（三）收集信息。

通过现场勘查、查阅资料、听取专家意见以及举行应急演习等方式，收集信息和数据。

（四）事故应急预案的制定。

根据收集到的信息和数据，制定应急预案。

预案应包括灾害类型、组织机构、应急预案的制定、应急措施和装备、救援措施和装备、应急人员培训、演练和评估等内容。

（五）审核完善。

经预案编写责任部门审核、专家评审、抽查检查等程序后，完善应急预案内容，确保其科学、实用、可行。

（六）发布和宣传。

完成应急预案编写后，及时对内发布，并向社会公布，加强相关人员的应急知识培训和演习。

四、事故应急预案的落实和执行（一）完善应急管理组织体系。

明确组织机构，成立应急管理小组，明确各成员单位和人员的职责和任务，确保人员和物资的配备充足。

压水堆核电厂应对全厂断电的电源设计

压水堆核电厂应对全厂断电的电源设计孔静;张奇;应亮;刘鹏【摘要】全厂断电是导致核电厂发生严重事故的主要初始事件之一,增强应对全厂断电的能力将进一步加强核电厂纵深防御,提高排出堆芯余热和保持安全壳完整性的能力,降低堆芯熔化概率,福岛核事故后核电厂更加重视提高全厂断电的应对能力.本文对我国现有核电堆型CPRl000核电厂及其改进型堆、AP1000核电厂、EPR 核电厂在应对全厂断电工况时的电源设计情况进行总结说明.【期刊名称】《核安全》【年(卷),期】2017(016)001【总页数】7页(P75-81)【关键词】全厂断电;核电厂;交流电源;移动电源;AP1000;EPR【作者】孔静;张奇;应亮;刘鹏【作者单位】环境保护部核与辐射安全中心,北京 100082;环境保护部核与辐射安全中心,北京 100082;国家核电技术公司,北京 100029;环境保护部核与辐射安全中心,北京 100082【正文语种】中文【中图分类】TL48全厂断电(SBO)指核电厂内重要的和非重要的配电装置母线全部失去电源，即失去厂外电源同时汽机脱扣和厂内应急交流电力系统不可用，但是未失去由厂内蓄电池组通过逆变器送到母线的交流电源或替代交流电源[1]。

全厂断电是超设计基准事故，也是导致核电厂发生严重事故的主要初始事件之一，尤其是福岛核事故表明极端外部事件能够导致核电厂长期丧失交流电源和丧失最终热阱，从而可能导致核电厂的堆芯、安全壳丧失冷却，造成大量放射性物质向环境释放的后果。

为此，近些年来我国及国际核工业重视预防核电厂严重事故的发生和缓解减轻严重事故的后果，并在核电厂的设计过程中在全厂断电事故预防和缓解措施方面进行了改进，提高了应对全厂断电的能力[2]。

本文对我国现有和在建核电堆型CPRl000核电厂及其改进堆型、AP1000核电厂、EPR核电厂在应对全厂断电工况时的电源设计情况进行了分析和总结。

压水堆核电厂为保持机组的安全性和可用性，厂用设备的正常工作必须依靠交流电源。

CANDU堆核电厂全厂断电始发严重事故进程研究

CANDU堆核电厂全厂断电始发严重事故进程研究佟立丽;曹学武;袁凯;黄高峰【摘要】采用一体化分析程序建立了适用于CANDU堆核电厂的严重事故分析模型.该模型主要包括热传输系统、慢化剂系统、端屏蔽系统、蒸汽发生器二次侧系统等.针对全厂断电始发的严重事故进行了相应的热工水力现象分析,得知慢化剂系统和端屏蔽系统内的大量水使事故进程大幅推迟.同时,对重要时间进程与ISAAC2 0程序结果进行了初步比对,两者的结果基本吻合.分析结果可为开展重水堆严重事故现象及缓解措施研究提供技术参考.【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2010(044)011【总页数】5页(P1361-1365)【关键词】CANDU堆;严重事故;全厂断电;事故进程【作者】佟立丽;曹学武;袁凯;黄高峰【作者单位】上海交通大学,机械与动力工程学院,上海,200240;上海交通大学,机械与动力工程学院,上海,200240;上海交通大学,机械与动力工程学院,上海,200240;上海交通大学,机械与动力工程学院,上海,200240【正文语种】中文【中图分类】TL364.4对于堆芯未损坏或严重损坏的反应堆事故进程以及可能的堆芯解体与反应堆设计特点密切相关。

对于重水堆而言，其设计提供了非能动热阱的能力，在很多事故序列下，可为事故进展提供重要的延迟时间。

另一个对事故进程有较大影响的是重水堆压力管式的堆芯设计，燃料升温一旦发生，可能先导致众多压力管中的1个破裂，致使主系统卸压并向慢化剂喷放，避免像压水堆那样可能先导致蒸汽发生器传热管失效而产生高压熔喷事故。

重水堆的固有特性虽然提供了较大的事故安全裕度，但一旦发生多重故障，也可能在短时间内导致重水堆堆芯的严重损坏，并引起严重的后果。

CANDU堆核电厂严重事故研究始于20世纪70年代末和80年代初，是与国际上同时开始的，即始于美国三哩岛核电厂事故后。

加拿大在CANDU6严重事故研究方面开展了一些堆芯熔化相关的机理研究，并开发了相应的机理性分析程序。

分析核电站全厂断电事故

安全管理编号：LX-FS-A43704 分析核电站全厂断电事故In the daily work environment, plan the important work to be done in the future, and require the personnel to jointly abide by the corresponding procedures and code of conduct, so that the overall behavior oractivity reaches the specified standard编写：_________________________审批：_________________________时间：________年_____月_____日A4打印/ 新修订/ 完整/ 内容可编辑分析核电站全厂断电事故使用说明：本安全管理资料适用于日常工作环境中对安全相关工作进行具有统筹性，导向性的规划，并要求相关人员共同遵守对应的办事规程与行动准则，使整体行为或活动达到或超越规定的标准。

资料内容可按真实状况进行条款调整，套用时请仔细阅读。

4.1. 全厂断电事故过程中对反应堆各部件现象进行分析全厂断电事故中，由于主泵失去轴封冷却水，主泵轴封处可能会出现泄漏。

另一方面，根据相关研究分析，在事故进程的适当时刻对一回路实施减压措施可以有效推迟事故进程和缓解事故后果。

在上文所述基本事故进展的基础上，就这两种因素对其的影响定性地分析了4种可能的工况：1.堆冷却剂开始汽化时主泵轴密封处泄漏；2.出现早期主泵轴封泄漏的全厂断电事故；3.堆芯出口温度达650 ℃时稳压器卸压阀持续打开；4.工况1基础上，堆芯出口温度达650 ℃时稳压器卸压阀持续打开。

发生全厂断电事故时，由于辅助给水系统无法启动，二回路水逐渐被蒸干，随后一回路因热量无法带出而升温升压。

当堆芯区域的冷却剂温度逐渐达到饱和温度，主泵轴封处出现泄漏。

压水堆核电厂全厂断电事故及其缓解措施

Ａｂｔａｔｓｒｃ：Ｔｈｅｅｅｃｌｎｙｉａｈｅ－ｏＲＮＰ．ＴｈｒｇｅｓｏｏｅｄｍａｅｅｒｆｒｎｅｐａｔｉａｔｐｃｌｒｅｌｐＰＷ－ＰｓｔｏｅｐｏｒｓｆｒａｇｃｕｄｒｌｗｒｓｕｅａｄｈｇｒｓｕｅｎｅｏｐｅｓｒｎｉｈｐｅｓｒｗａｔｄｅｅｐｃｉｅｙｄｒｇａｔｔｎｂａｋｕｓｓｕｉｄｒｓｅｔｌｕｉｓａｉｌｃｏｔｖｎｏａｃｅｔＴｈｅｕｔｈｗｈｔｔｅｈｇｒｓｕｅｃｒｌａｃｄｎｓｅｉｎｔｄｗｈｎｃｉｎ．ｅｒｓｌｓｓｏｔａｈｉｈｐｅｓｒｏｅｍｅｔｃｉｅｔｉｌｄｍｉａｅｅ
第４卷第１期２１
２０年１月０８１
原
子
能
科
学
技
术
Ｖｏ．２，ｏ１１４Ｎ．１ＮＯＶ．２００８
ＡｔｍｉＥｎｒｙＳｉｎｅａｄＴｅｈｏｏｙｏｃｅｇｃｅｃｎｃｎｌｇ
压水堆核电厂全厂断电事故及其缓解措施
ｍｕｈｈｄｏｅｓｇｎｒｔｄｕｄｒｌｗｒｓｕｅｔａｓｅｔＴｈｅｓｎｗａｎｌｚｄａｄｃｙｒｇｎｉｅｅａｅｎｅｏｐｅｓｒｒｎｉｎ．ｅｒａｏｓａａｙｅｎｔｅｍｉｉａｉｎｍｅｓｒｓｓｇｅｔｄｗｈｎｃｒｕｌｔｔｍｐｒｔｒｅｃｅ２ｈｔｔｏａｕｅｗａｕｇｓｅｅｏｅｏｔｅｅａｕｅｒａｈｄ９３Ｋ．Ｃａ — ｇｅｌ

压水堆电厂全厂断电事故影响分析

压水堆电厂全厂断电事故影响分析
首先，压水堆电厂全厂断电事故会导致核反应堆停止运行。

核反应堆停止运行将导致电力供应中断，影响到电网的稳定性，可能会导致大面积的停电。

大面积停电将会给我们的日常生活和社会运行带来极大的影响，例如交通瘫痪、医疗设备无法正常运行等。

其次，压水堆电厂全厂断电事故可能会导致核反应堆的冷却系统停止运行。

核反应堆需要冷却系统来保持核反应的稳定性和安全性。

如果冷却系统停止运行，核反应堆将面临过热的风险。

过热的核反应堆可能会引发严重的事故，例如燃料棒熔化、燃料泄漏等。

这些事故可能导致放射性物质的泄露，对环境和公众健康造成严重危害。

另外，压水堆电厂全厂断电事故也可能导致控制系统失效。

控制系统是核电站操作和管理的关键部分。

如果控制系统失效，操作和管理人员将无法有效地控制和管理核电站的运行。

这将增加事故的风险，并可能导致更严重的后果。

此外，压水堆电厂全厂断电事故还可能对压水堆本身造成损坏。

断电可能导致压水堆内部的设备和部件无法正常工作，进一步导致其损坏。

压水堆的损坏将增加修复和恢复的时间和成本，并可能对电厂的长期运行产生影响。

综上所述，压水堆电厂全厂断电事故可能导致核反应堆停止运行、冷却系统失效、控制系统失效以及电厂设备损坏等一系列负面影响。

为了防止这种事故的发生，压水堆电厂需要加强安全管理，完善应急预案，提高设备和系统的可靠性，以最大程度地减小事故的风险并保障公众的安全。

全厂停电反事故预案

全厂停电反事故预案一、背景介绍全厂停电是指因突发事故、设备故障或其他原因导致工厂整体断电，严重影响了生产和工作秩序。

为了应对全厂停电可能引发的事故，保障员工安全，保护财产安全，必须制定全厂停电反事故预案。

二、目的与原则全厂停电反事故预案的目的是为了快速准确地应对全厂停电引发的各类事故，并最大程度地减少损失。

制定预案的原则包括科学合理、有效实施、严密周全、责任明确。

三、应急预案1. 人员疏散和安全a) 委派专人负责疏散人员，组织人员从最短、最安全的逃生通道疏散；b) 指定集合地点，确保好人员安全集中，方便通知和统计人员；c) 做好特殊人群(老人、儿童、孕妇等)的疏散工作，提供帮助和支持。

2. 消防安全a) 启动消防设备，确保增压设备正常运行，保证防火水源正常；b) 加强值班值守人员的监控，确保及时发现火源和火情；c) 分工合作，互相配合，进行消防器械的安全使用。

3. 设备安全a) 迅速关闭所有设备和机器，防止无电状态下的事故；b) 对故障设备进行检查和维修，确保安全恢复供电后设备不会出现问题；c) 建立设备停电前的检查制度，提前发现并排除隐患。

4. 通讯安全a) 使用备用电源保障通讯设备能够正常工作；b) 建立与紧急救援通讯的应急渠道，确保及时汇报预警信息；c) 做好与外界的对接工作，接受外界指挥和援助。

四、人员配备和责任1. 成立应急领导小组，由主要负责人担任总指挥，协调各部门工作；2. 建立清晰的应急组织架构，指定各部门负责人和组员，明确各自的职责和任务；3. 进行定期的应急演练和培训，熟悉各种情况下的应急处理措施；4. 配备应急物资和设备，确保能够满足应急需要。

五、应急处置流程1. 收到停电通知后，全面调查了解停电原因和时间，评估可能引发的事故类型和影响范围；2. 各部门按照职责迅速行动，执行应急工作方案，确保人员安全和设备的正常使用；3. 进行必要的紧急修复工作，恢复供电和设备的正常运行；4. 对事故的原因和处理过程进行总结和分析，提出改进意见；5. 落实事故报告制度，及时向上级和有关部门进行通报。

压水堆核电站完全丧失给水引发的严重事故研究

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１５７盒燃料组件沿径向由内向外划分为５个通道，每个通道的燃料组件数分别为５、２０、３６、６０、３６盒。每根燃料元件沿径向划分为５个节块，沿轴向划分为１０个节块。为模拟堆芯在失去几何形状情况下的冷却剂流道变化，模型的建立考虑了各通道的流量交混。为准确地预测碎片床在下腔室的定位以及下封头的升温与蠕变失效过程，建立了二维有限元下封头ＣＯＵＰＬＥ分析模型。ＣＯＵＰＬＥ的
参考对象是西屋公司设计的３环路压水堆核电厂，即瑞典的Ｒｉｎｈａｌｓ电厂。堆的功率水ｇ回路布置与我国大亚湾核电厂较接近，每条平、冷却剂环路包括１台立式Ｕ型管自然循环蒸汽发生器（和１台主冷却剂泵及其相应的ＳＧ）安装１台稳压器。管道。在其中１条环路上，参考对象的计算模型及主要设备相对位置示于主要参数列于表１。图１，
保留了ＲＥＬＡＰ５程序热工水力学计算的全部功能。其中，ＳＣＤＡＰ程序除可精确模拟堆芯燃料、包壳、定位格架等部件在严重事故瞬态过程中的行为特性外，还包含有专用的二维有限元；不但能够计算堆下封头分析模型（ＣＯＵＰＬＥ）芯碎片床和下封头的温度分布及升温过程，还能预测压力容器下封头失效的位置和时间。本工作采用Ｒ／／ＥＬＡＰＳＣＤＡＰＳＩＭＭＯＤ３．４程序，建立一详细的严重事故分析模型，分别计算发生全厂断电事故时堆芯在低压（考虑稳压器波动管的蠕变失效，非能动安注箱有动作）和并对计算结果进行分析，以高压下的损坏进程，提出对严重事故的缓解措施。
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（海军工程大学核能科学与工程系，湖北武汉４）３００３３
摘要：以１座典型的３环路压水堆核电厂为参考对象，分别研究了发生全厂断电事故时堆芯在低压和高在考虑稳压器波动管的蠕变失效时，虽避免了高压熔堆，但低压状态压状态下的损坏进程。结果表明：下堆芯损坏更为严重，且产生更多的氢气。分析了导致这一结果的原因，提出了在堆芯出口温度达该缓解措施能有效地延缓堆芯损坏进程，为操纵员恢复９２３Ｋ时的严重事故缓解措施。计算结果表明：交流电源以及采取其它缓解手段赢得更多时间。关键词：严重事故；全厂断电；蠕变破裂；下封头中图分类号：（）ＴＬ３６４文献标志码：Ａ文章编号：１０００６９３１２００８１１１０２８０５
：犃犫狊狋狉犪犮狋ｈｅｒｅｆｅｒｅｎｃｅｌａｎｔｉｓａｔｉｃａｌｔｈｒｅｅｌｏｏＮＰＰ．ＴｈｅｒｏｒｅｓｓｏｆｃｏｒｅｄａｍａｅＴｐｙｐｐＰＷＲｐｇｇｕｎｄｅｒｌｏｗｐｒｅｓｓｕｒｅａｎｄｈｉｈｐｒｅｓｓｕｒｅｗａｓｓｔｕｄｉｅｄｒｅｓｅｃｔｉｖｅｌｕｒｉｎｔａｔｉｏｎｂｌａｃｋｏｕｔｇｐｙｄｇａｓａｃｃｉｄｅｎｔ．Ｔｈｅｒｅｓｕｌｔｓｓｈｏｗｔｈａｔｔｈｅｈｉｈｐｒｅｓｓｕｒｅｃｏｒｅｍｅｌｔａｃｃｉｄｅｎｔｉｓｅｌｉｍｉｎａｔｅｄｗｈｅｎｇ，ｂｕｔｃｏｒｅｄａｍａｅｉｓｍｏｒｅｓｅｒｉｏｕｓａｎｄｒｅｓｓｕｒｉｚｅｒｓｕｒｅｌｉｎｅｃｒｅｅａｉｌｕｒｅｉｓｃｏｎｓｉｄｅｒｅｄｇｐｇｐｆｍｕｃｈｈｄｒｏｅｎｉｓｇｅｎｅｒａｔｅｄｕｎｄｅｒｌｏｗｐｒｅｓｓｕｒｅｔｒａｎｓｉｅｎｔ．Ｔｈｅｒｅａｓｏｎｗａｓａｎａｌｚｅｄａｎｄｙｇｙｔｈｅｍｉｔｉａｔｉｏｎｍｅａｓｕｒｅｗａｓｓｕｅｓｔｅｄｗｈｅｎｃｏｒｅｏｕｔｌｅｔｔｅｍｅｒａｔｕｒｅｒｅａｃｈｅｄ９２３Ｋ．Ｃａｌｇｇｇｐ，ｃｕｌａｔｉｏｎｒｅｓｕｌｔｓｓｈｏｗｔｈａｔｃｏｒｅｍｅｌｔｐｒｏｒｅｓｓｉｓｇｒｅａｔｌｅｌａｅｄｔｈｕｓｔｈｅｏｅｒａｔｏｒｓｈａｖｅｇｙｄｙｐｍｏｒｅｔｉｍｅａｖａｉｌａｂｌｅｔｏｒｅｃｏｖｅｒＡＣｅｌｅｃｔｒｉｃａｌｓｏｕｒｃｅａｎｄｔａｋｅｏｔｈｅｒｍｉｔｉａｔｉｏｎｍｅａｓｕｒｅｓ．ｇ：；；；犓犲狅狉犱狊ｓｅｖｅｒｅａｃｃｉｄｅｎｔｓｔａｔｉｏｎｂｌａｃｋｏｕｔｃｒｅｅｕｔｕｒｅｌｏｗｅｒｈｅａｄｐｒｐ狔狑压水堆核电厂全厂断电事故是导致堆芯损坏的主要初始事件。近几年的实验和程序计算表明：全厂断电事故情况下，稳压器波动管在炽热蒸汽的作用下会发生蠕变破裂，不仅避免了高压熔堆，且会触发非能动安全注射箱（简称安注箱）对堆芯注射冷却水上发表的文献
图２下封头节点划分Ｆｉ．２Ｎｏｄａｌｉｚａｔｉｏｎｓｃｈｅｍｅｏｆｌｏｗｅｒｈｅａｄｇ
１３１１２控制棒材料开始向下腔室坍塌１５２５７２０１８６２０７４０
２计算与分析
２．１计算假设本工作研究的严重事故初始事件为全厂断电（事故。瞬态开始后，假设：ＳＢＯ）１）所有能动安全系统均失效；）蒸汽发生器辅助给水失２效；）参考国外核电厂的Ｐ３ＳＡ评价结果
（犇犲犪狉狋犿犲狀狋狅狌犮犾犲犪狉犛犮犻犲狀犮犲犪狀犱犈狀犻狀犲犲狉犻狀犖犪狏犪犾犝狀犻狏犲狉狊犻狋狀犻狀犲犲狉犻狀犠狌犺犪狀４３００３３，犆犺犻狀犪）狆犳犖犵犵，狔狅犳犈犵犵，
原子能科学技术第４２卷表２主要事件序列犜犪犫犾犲２犜犻犿犻狀犳狊犻狀犻犳犻犮犪狀狋犲狏犲狀狋狊犵狅犵
事件发生时间／ｓ主要事件低压熔堆高压缓解措施０１４７７０７２２１８８８０１１００３１０６２０１０６４０１２８９５１３０５２１３７３２１５９３９１９９１４２０１９８２４９６２１１６５４２２４７５２７８５０３０６２０３３１８５
（基准事故）熔堆全厂断电主泵、反应堆停闭蒸汽发生器二次侧干涸０１４７７２０１４７７２７２２３８９００１０６７２１１０４０
反应堆压力容器水位开始下降７２２３堆芯活性区开始裸露８９００稳压器排空堆芯完全裸露释放阀起跳且不回座稳压器波动管蠕变失效安全注射箱启动堆芯开始形成熔融池熔融池坍塌至下腔室下封头失效１０６７２１１０４０
１０２９
表１参考电厂主要参数犜犪犫犾犲１犕犪犻狀狆犪狉犪犿犲狋犲狉狊狅犳狉犲犳犲狉犲狀犮犲狆犾犪狀狋
主要参数反应堆热功率（ＭＷ）一回路运行压力（）ＭＰａ一回路平均温度（ ℃）数值２５００１５．５３０６１２．３２７．６４．３１５７１５×１５３．６６３５５１０００
［］２３［］１
即虽指出稳压所有的研究仍是针对高压熔堆，器波动管的蠕变破裂失效时间，但并未考虑蠕变破裂的影响，也未计算低压下堆芯熔化的事故序列。／ＲＥＬＡＰＳＣＤＡＰＳＩＭ程序具有预测严重事故下热工水力及堆芯损坏进程的能力，它由ＳＣＤＡＰ和ＲＥＬＡＰ５两个主要程序耦合而成，
［４］
释放阀间断启跳，堆芯衰变热通过释放阀排出。随着一回路冷却剂的流失，反应堆压力容器水位于７２２３ｓ开始下降，８９００ｓ时堆芯活性区开始裸露，１０６７２ｓ时稳压器排空，１１０４０ｓ时堆芯完全裸露（图３）。堆芯裸露后，传热进一ｂ辐射换热成为主要传热方式，步恶化，１２０００ｓ时，堆芯表面最高温度达１５锆合金与饱００Ｋ，产生的大量氧化热进一和蒸汽发生剧烈反应，步加剧了堆芯温度的上升（图３），同时伴有大ｃ量氢气产生（图３）。１堆芯表面最ｄ２５００ｓ时，高温度达２８铀锆氧化物开始熔化。００Ｋ以上，波动管在炽热蒸汽的作用下发生１２８９５ｓ时，蠕变破裂失效（图３），使一回路压力急剧下ｅ避免高压熔堆，非能动安注箱从堆芯入口处降，注入大量的冷却水，压力容器内水位上升到堆芯顶部以上。随非能动安注箱的排空和冷却剂的蒸发流失，压力容器水位快速下降到３ｍ以下，堆芯再次完全裸露（图３）。ｂ锆水反应产生大量的氧化热导致安全注射并不能冷却正在熔化的堆芯。１堆３１１２ｓ时，芯内开始出现熔融池，从１熔化的５２５７ｓ开始，被控制棒材料和堆内构件开始向下腔室坍塌，下腔室内冷却剂冷却后形成一高约０．２７ｍ的碎片床。堆芯在１８１００ｓ时形成一半径为并于２１．７２ｍ的熔融池，０１８６ｓ坍塌至下腔室，使得下腔室内的冷却剂急剧加热蒸发，水位