对比研究田湾核电站的安全性
核能发电站的设计与安全性分析
核能发电站的设计与安全性分析核能发电在能源领域扮演着重要的角色。
它是一种清洁、高效、持续的能源形式，能够为人类提供大量的电力。
然而，核能发电站作为核能利用的重要设施，其设计和安全性分析至关重要。
本文将重点讨论核能发电站设计和安全性分析的关键要素，以及如何确保其安全性。
一、核能发电站的设计要素核能发电站的设计涉及多个方面，包括反应堆设计、冷却系统设计和辅助设施设计等。
以下是一些关键要素：1. 反应堆设计：反应堆是发电站的核心部分，它承载着核裂变反应。
反应堆的设计应考虑安全性、效率和可维护性等因素。
例如，选择适当的燃料类型和包覆材料，确保长期的热稳定性和低辐射水平。
2. 冷却系统设计：冷却系统用于控制反应堆的温度和保持其热平衡。
设计一个可靠和高效的冷却系统至关重要。
常见的冷却介质包括水、氦和二氧化碳等。
针对不同的反应堆类型和规模，可以选择不同的冷却系统。
3. 辅助系统设计：辅助系统包括电力系统、控制系统和安全系统等。
设计这些辅助系统时，需考虑其协调配合和互联性。
例如，电力系统应提供足够的电力供应，以支持发电站正常运行和应急情况下的自主供电。
二、核能发电站的安全性分析核能发电站的安全性评估是核能发电站运营中至关重要的一环。
它旨在评估潜在的风险，并采取措施以防止事故的发生。
以下是进行核能发电站安全性分析的一些关键要素：1. 前期安全性评估：在开始建设核能发电站之前，需要进行前期安全性评估。
该评估包括对安全措施和设计的审查，以及地质和气候等环境因素的评估。
这有助于确保发电站建设符合国际安全标准，并减少环境和人员的风险。
2. 设计基准和规范：核能发电站的设计应遵循一系列规范和标准。
这些规范和标准旨在确保设备和材料的安全性、反应堆的稳定性和控制系统的有效性。
例如，美国核能管理委员会（NRC）制定了许多安全规定，供核能发电站使用。
3. 事故应急预案：核能发电站需要制定详细的事故应急预案，以应对潜在的事故或突发事件。
田湾核电站3、4号机组质量保证体系
田湾核电站 3、 4号机组质量保证体系摘要：田湾核电站3、4号机组是国内首次采用业主自主调试模式的VVER机组，建立完善的质量保证体系对控制整个工程的质量有着十分重要的意义，同时对国内其它采用自主调试模式的核电机组也具有参考价值。
根据田湾核电站3、4号机组实际调试工作经验和调试结果，本文总结了田湾核电站3、4号机组质量保证体系的构成、实施方法、实施过程中的经验反馈，论证了田湾核电站3、4号机组质量保证体系是满足中华人民共和国核安全法规以及其它适用的法律、条例、规范和标准要求的，是满足电站调试质量管理需求的。
关键词：质量保证；核电；调试0引言核电厂的调试阶段是衔接工程安装和机组运行的关键阶段，目的是全面检验设计、设备制造、建筑和安装质量，能否保证核电厂调试的质量，对今后核电厂能否安全稳定的运行具有十分重要的意义。
根据田湾核电站3、4号机组工程总合同，江苏核电有限公司（下称JNPC）负责电站的调试工作，这是国内首次采用业主自主调试模式的VVER机组，JNPC要对电站调试质量全面负责，因此建立完善的质量保证体系对控制整个工程的质量有着十分重要的意义，同时对国内其它采用自主调试模式的核电机组也具有参考价值。
1田湾核电站3、4号机组质量保证体系为保证田湾核电站3、4号机组调试质量满足中华人民共和国核安全法规以及其它适用的法律、条例、规范和标准要求，执行好“安全第一、质量第一”的方针，确保全面检验设计、设备制造、建筑和安装质量，JNPC组织建立了田湾核电站3、4号机组质量保证体系。
田湾核电站3、4号机组调试阶段质量保证体系文件分为三个层级，第一层次为大纲层级，主要包括《田湾核电站3、4号机组项目质量保证大纲（调试阶段）》、《田湾核电站3、4号机组调试大纲》，第二层次为工程管理手册（CQOM）层级，主要包括调试领域（CPM）管理程序、项目管理领域（PPM）管理程序，第三层级为技术程序层级，主要包括调试试验程序、部门程序、重要试验项目风险分析与应急预案等。
核电站安全性分析与改进技术
核电站安全性分析与改进技术核电站是目前应用最广泛的电力系统之一，它使用核反应堆来产生热能，进而驱动涡轮发电机发电。
但是核反应堆一旦失控，就会引发灾难性的后果。
因此，核电站安全性成为了一个关键的议题。
本文将从安全性的定义、分析和改进技术三个方面，对核电站的安全性问题进行探讨。
一、安全性的定义安全性是指在特定条件下，人员、设备、流程、环境所采取的安全措施能够保障系统的安全度量。
在核电站内部，安全性指的是在核反应堆过程中，不会发生核泄漏以及与之相关的其他问题，例如三里岛核电站或福岛核电站的事故。
因此，核电站的运行必须建立在安全性基础上。
二、安全性分析安全性问题是一项复杂的技术问题，需要逐个研究各个环节，发现和解决可能的漏洞。
如何分析核电站的安全性问题呢？必须从以下几个方面出发。
首先是安全设计。
设计阶段应该采取多种设备和人工安全措施，以确保反应堆的稳定性和安全性。
例如，在设计核反应堆时，可以将反应堆中添加多种安全系统来防止事故的发生。
例如安全注定吊杆、安全阀、人工调控杆等。
其次是安全监测。
安全监测是维持核电站的安全非常重要的一环。
当检测到异常情况时，需要采取相应的措施。
例如安全保护控制系统就可以在反应堆内部或外部定位异常情况，并采取自动处理方法。
第三是固有安全特性。
固有安全性是一种更现代的技术方法，它可以通过优化反应堆自身的结构来达到更高的安全性能。
如今，固有安全性已经成为了新一代反应堆设计的关键方法。
第四是紧急现场安全措施。
当遇到紧急事件时，必须采取现场安全措施解决问题。
例如，福岛核电站事故后，工程师们抢修了一些临时设备，从而避免了更加灾难性的后果。
三、改进技术虽然核电站的安全性问题已经在过去几十年中得到了很大程度的解决，但是新的技术和解决方案仍然不断涌现。
如何利用这些技术和解决方案来维护核电站的安全性呢？第一，数据分析。
数据分析是通过收集反应堆的各种数据来识别可能存在的问题，从而采取相应措施。
例如反应堆中的数据记录文件被收集并分析，从而帮助工程师们更加深入了解反应堆的运作情况。
田湾核电站附近某校环境辐射状况调查
202017/311摘要核电在当今世界发展迅速，核电站正常生产时对周围环境产生的辐射让一些人产生了担忧。
本文选取距田湾核电站27公里的某校园作为调查对象，采用半导体探测器和塑料闪烁体探测器对校园室内氡浓度和室外γ剂量率进行了测量与分析。
结果表明：室内氡浓度与房龄有关，与建筑的类型、湿度、温度无关，房龄越大室内氡浓度越低；γ剂量率水平受地面材质和周围建筑物分布影响较大，石板砖、水泥地面周围γ剂量率水平较高，橡胶和草皮地面γ剂量率水平较低，建筑物越密集γ剂量率水平越高；校园室内氡浓度和γ剂量率水平都低于国家安全标准。
关键词环境辐射；室内氡；γ剂量率中图分类号:R144文献标识码:ADOI ：10.19694/ki.issn2095-2457.2020.17.90田湾核电站附近某校环境辐射状况调查陈辛黄倩文张晓文AbstractNuclear power has been developing rapidly in the world ,and the radiationonthesurroundingenvironmentwhichproducedbynuclear power plant during normal production has raised some concerns.This article selects a school 27km far away from the tianwan nuclear power station as the research object ,indoor radonconcentration and outdoor gamma dose rates of the campus were measured and analyzed by using semiconductor detector and plastic scintillatordetector.The results show that the indoor radonconcentration is associated with the year of the buildings ,andhas nothing to do with building type ,humidity and temperature.Theolderthebuildingsare ,thelowertheindoorradonconcentration.Gamma dose rate levels are greatly influenced by the ground material distribution and the surrounding buildings :the gamma dose rate level of granite or cement covered ground are higher than those covered with rubber or grass ;and ,the longer of the destiny of the buildings are ,the higher of the gamma dose rate level are.The indoor radon concentration and radiationdose rate level in campus are below the national safety standards.Key wordsEnvironmental radiation ;Indoor radon ;Gamma dose rate陈辛1986—/男/江苏连云港人/辐射防护及环境保护/工程师/长期从事核电辐射环境监测工作/连云港环境辐射监测站(连云港222000)黄倩文南华大学<环境与安全工程学院>(衡阳421001)张晓文南华大学<环境与安全工程学院>(衡阳421001). All Rights Reserved.Science &Technology Vision 0引言能源在当今世界非常重要，而传统的煤炭、石油等化石能源由于资源日益匮乏、污染环境等原因不能满足人类的需求，所以人们对新型无污染能源的需求不断增长。
核能发电的安全性与可持续性分析
核能发电的安全性与可持续性分析在当今世界，能源问题始终是各国关注的焦点。
随着全球经济的发展和人口的增长，对能源的需求日益增加。
在众多能源形式中，核能发电作为一种高效、清洁的能源供应方式，备受瞩目。
然而，核能发电也因其特殊性引发了广泛的讨论，其中安全性和可持续性是最为关键的两个方面。
核能发电的原理是利用核反应堆中核燃料的链式裂变反应产生热能，再将热能转化为电能。
与传统的化石能源发电相比，核能发电具有诸多优势。
首先，核能发电的能量密度极高，少量的核燃料就能产生大量的电能。
其次，核能发电不会像燃烧化石燃料那样产生大量的温室气体和污染物，对环境的影响相对较小。
这使得核能在应对全球气候变化和能源转型方面具有重要的战略意义。
然而，核能发电的安全性一直是公众关注的焦点。
核事故的潜在风险令人担忧，历史上发生的几起重大核事故，如切尔诺贝利核事故和福岛核事故，给人们留下了深刻的记忆和惨痛的教训。
这些事故不仅对当地的生态环境和居民健康造成了巨大的影响，也在一定程度上打击了公众对核能发电的信心。
为了确保核能发电的安全，从核反应堆的设计、建设到运行和维护，都有一系列严格的标准和规范。
现代核反应堆采用了多种安全措施，如多重防护屏障、紧急冷却系统、自动停堆机制等，以防止放射性物质的泄漏。
同时，核电站还会进行定期的安全检查和评估，对工作人员进行严格的培训和考核，以提高核电站的运行安全水平。
尽管采取了这些措施，核能发电仍然面临着一些潜在的安全风险。
例如，自然灾害如地震、海啸等可能对核电站造成破坏，导致核事故的发生。
此外，人为因素如操作失误、恐怖袭击等也可能威胁核电站的安全。
因此，在发展核能发电的过程中，必须始终将安全放在首位，不断完善安全管理制度和技术手段，提高应对突发情况的能力。
除了安全性，核能发电的可持续性也是一个重要的问题。
核燃料的供应是有限的，虽然目前的核燃料储量还能够满足一定时期的需求，但从长远来看，需要寻找新的核燃料来源或者开发更加高效的核反应堆技术。
核能发电的安全性与可持续性
核能发电的安全性与可持续性核能发电是一种重要的能源供应方式，它以核反应产生的热能转化为电能，为人类提供了大量的清洁能源。
然而，核能技术引发了人们对安全性和可持续性的担忧。
本文将分析核能发电的安全性和可持续性，并探讨如何保障核能发电过程中的安全性和推动可持续发展。
核能发电的安全性核事故是人们关注的焦点之一，尤其是切尔诺贝利核事故和福岛核事故给人们留下了深刻印象。
然而，这些事故并不能代表核能发电的整体安全水平。
核反应堆设计与管理核反应堆设计和管理是确保核能发电安全性的重要环节。
先进的反应堆设计采用多层次防护措施，包括液态金属冷却剂、负空气压力等，有效降低了事故概率。
此外，科学的管理措施如定期检测、设备维护和工作人员培训也是确保核能发电安全运营的关键。
核反应过程控制在核反应过程中，控制反应堆温度、压力和燃料状态非常重要。
检测设备和自动化系统的运用可以帮助操作员实现准确的控制，并及时采取应对措施，有效防止事故的发生。
废物管理废物管理是确保核能发电工艺安全性的一项重要任务。
高放射性废物处理需要采取合适的封存和储存方式，并且在选址和施工过程中要严格遵循相关规定，以防止辐射泄漏对环境和人体健康造成损害。
核能发电的可持续性能源效益核能发电具有高效益特点。
相比传统燃煤发电厂，核反应堆无需大量燃料供给，减少了对化石燃料资源依赖。
同时，稳定持久的核反应过程可以提供高产出的电力，满足社会需求。
低碳排放作为一种零排放或低碳排放能源形式，核能发电对缓解气候变化有积极作用。
核反应释放出的温室气体较少，有效减少了大气污染和温室效应。
能源稳定供应相比可再生能源如风力、太阳能等，核能发电具有更稳定、连续供应特点。
尽管可再生能源受天气和季节影响较大，核能可以作为补充以保证基本供应需求。
推动安全与可持续发展为了进一步提高核能发电的安全性并推动可持续发展，以下几个方面可以得到关注：技术创新加强技术创新以提高核反应堆设计、材料科学、废物处理等方面的技术水平。
核能发电安全性评价与控制研究
核能发电安全性评价与控制研究随着中国经济的快速发展，能源需求不断增长，原有的能源面临着匮乏和环境污染的问题。
而核能作为一种清洁、高效且可持续的能源形式，正逐渐成为发达国家和发展中国家的重要选择。
然而，随着核电站的不断建设，其安全问题成为一个备受关注的话题。
如何对核能发电的安全性进行评价和控制已经成为一个急需解决的问题。
一、核能发电的安全性评价核能发电有诸多优点，但也存在安全隐患，这就要求能够进行全面的安全性评价。
评价的过程主要包括对影响核电站安全的各种因素进行分析和综合评估。
在评价过程中，需要考虑的因素包括物理因素、机械因素、电气因素、化学因素、热工因素、环境因素等，同时需要评估这些因素的合理性和各种因素之间的关系。
核电站的安全性评价可分为定性评价和定量评价。
定性评价主要依靠专家经验和现场实验，对核电站的各个方面进行评估，得出评价结论;而定量评价则主要采用计算机模拟分析等数学方法，包括概率安全评价、风险评估等等，这种方法对核电站的安全性评价更加准确。
二、核能发电的安全性控制核能发电站必须采取一系列措施来确保安全性。
控制安全风险主要包括以下方面:1.减少事故发生的可能性。
进行维护和修理等预防性措施以确保核能发电站的设备和系统的完整性和安全性。
2.减少核事故的可能后果。
这包括减少放射性物质的泄漏，采取合适的措施来防止核辐射对周围环境和人类的不良影响。
3.制定并实施紧急监测和响应方案。
这包括制定相关的预警措施和应急计划，在事故发生时迅速响应并控制事故的扩散。
4.开展全面的安全培训与教育。
这包括在核电站设备故障等突发情况下员工后备力量的培训，以及人员及时疏散等应急处理方案的培训和演练。
5.注重管理过程。
核能发电站的安全问题大部分源于管理上的疏漏，一些轻微错误可能会导致更大的风险，因此，需要高度重视安全管理，并建立完善的安全管理制度。
结论在核能发电安全方面，我们需要全面考虑评价和控制。
核电站的安全性评价应该采用定性和定量相结合的方法，全面评估因素的关系，提出对应的控制措施。
田湾核电站一、二期NFME系统技术比较
田湾核电站一、二期NFME系统技术比较李榛【摘要】对田湾核电站一、二期NFME系统的功能和组成结构、技术参数、硬件组成等方面进行了对比,同时,结合二期监造和安装的经验对NFME系统的一些改进项进行了探讨,为田湾二期NFME系统商运后的技术改进提供了参考。
【期刊名称】《科技与创新》【年(卷),期】2018(000)003【总页数】2页(P140-141)【关键词】田湾核电站;NFME系统;技术改进;反应堆【作者】李榛【作者单位】江苏核电有限公司,江苏连云港222000;【正文语种】中文【中图分类】TM623.8田湾核电站采用俄WWER1000反应堆AES-91标准型机组，机组满功率运行时单机发电量达1.06×106kW，设计寿命为40年。
田湾一期使用俄SNIIP-SYSTEMATOM公司设和制造的中子通量监测系统（英文缩写：NFME），该系统数字化程度高。
一期自商运以来，NFME系统运行稳定，其可靠性得到了验证。
鉴于良好的运行业绩，田湾二期工程依然使用俄SNIIP-SYSTEMATOM公司设计制造的NFME系统，该系统在田湾一期的基础上升级更新，使可靠性及精度方面得到了提高。
本文对一、二期工程的NFME系统的功能和结构、硬件组成等方面进行对比。
1 田湾一、二期NFME系统的比较NFME系统是核电厂重要的安全系统，它通过测量堆外热中子通量及其变化来计算反应堆核功率、周期和反应性等重要参数，在紧急情况下生成保护信号，为保护系统和控制系统提供必要的信号。
每个U核发生裂变反应释放出能量，平均有200 MeV的能量转化为热能，而单位时间内核裂变总数则取决于核和中子相互作用而引起核裂变的概率。
在稳定的一段时间内，堆内单位时间裂变总数就取决于堆内中子总数。
如果考察堆内局部某一单位体积的功率，则取决于该单位体积中的中子密度，即中子通量。
整个反应堆的核功率与反应堆的中子通量水平成正比，所以，可以通过测量反应堆的中子通量来反映反应堆的核功率。
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对比研究田湾核电站的安全性摘要本文通过对两起重大核电站事故，即切尔诺贝利事故和福岛核事故的事故发生起因做了一定的分析，同时列举了我国在运行的核电站之中的田湾核电站的安全性设计特点。
通过对比得出我国核电站的安全性、可靠性，坚持发展安全核电是不可阻挡的趋势。
关键词核电事故安全性设计引言如今科技越来越发达，社会越来越繁荣，然而在这片欣欣向荣的情况下，却出现了好多值得人们深思的问题，例如，气体污染，光学污染，核污染，温室气体污染，人口增加加速……这些问题都与人们的生活密切相关，工业，农业，生活，处处都离不开电，在这种前提下，各国都争相建立各自的火力，水利，核能发电站。
然而目前地球的化石能源储量有限且对大气造成污染，而再生能源如风能、太阳能、潮汐能等因受到种种限制其利用率不足，全球都面临着能源紧缺与环境污染等问题。
核电作为安全、高效、清洁的能源其发展可以减缓这些问题。
因此，发展核电是非常必要的。
然而切尔诺贝利核事故与福岛核事故的发生，不断给核电的发展提出质疑，为此，本文通过对田湾核电站的主要设计特点与二者的区别的研究，总结其安全性，希望对我国核电的安全发展提供一定的参考。
同时，也希望通过此文建立人民群众对我国核电站安全性的信心。
一、切尔诺贝利事故原因分析1986年4月26日，切尔诺贝利核电站的 4号反应堆发生爆炸，死 16．7 万人，损失120亿美元，是世界上最严重的核电站事故。
这次事故是发生在该机组计划停堆检修，做一个透平发电机运行状态试验的过程中，反应堆出现突然的功率波动导致反应堆毁坏和堆芯积累的一部分放射性物质释放到大气中。
切尔诺贝利核电站位于乌克兰北部，距首都基辅只有140公里，它是原苏联时期在乌克兰境内修建的第一座核电站。
曾几何时，切尔诺贝利是苏联人民的骄傲，被认为是世界上最安全、最可靠的核电站。
但1986年4月26日的一声巨响彻底打破了这一神话。
核电站的第4号核反应堆在进行半烘烤实验中突然发生失火，引起爆炸，据估算，核泄漏事故后产生的放射污染相当于日本广岛原子弹爆炸产生的放射污染的100倍。
爆炸使机组被完全损坏，8吨多强辐射物质泄露，尘埃随风飘散，致使俄罗斯、白俄罗斯和乌克兰许多地区遭到核辐射的污染。
1、人员操作的失误导致事故发生的原因（1）、测试计划不周；理者对测试的技术理解有差异；改正措施不当；违反规定；缺乏安全训练，安全责任分工不明；紧急情况处置不当（2）、为准备测试员工已工作了 24小时；负责试验的工程师对核反堆知之甚少；程序的质量低。
（3）、操作员粗心大意并违犯了规程，部分是由于他们未察觉反应堆的设计缺陷。
一些程序的不规则促成了事故发生。
另一原因是安全干事和负责该夜实验操作员之间的通讯不足。
（4）、操作工的操作未达到设计的装置条件偏离规定的操作规程，忽视安全规程；作工过分自信；违反一系列的操作规定；总工程师过于“热心”。
（5）、测试未经俄罗斯核建设委员会批准；设定工作顺序的方法错误；物资和工程设备的管理不当；紧急反应物资和设备不足；对其他装置发生的事故保密。
（6）、自建设开始未对修改后的标准进行更新；缺乏工程安全设备以避免操作工失误；系统的安全系数不当。
2、反应堆自身安全系数不足导致事故发生的原因（1）、反应器的一个更加重大的缺陷是在控制棒的设计。
在一个核反应堆，控制棒被插入反应堆以减慢核反应。
但是，在 RBMK反应堆设计，控制棒部分是空心的；当控制标尺被插入时，最初的数秒钟冷却剂被控制棒的空心外壳偏移了。
因为冷却剂（水）是中子吸收体，反应堆的输出功率实际上上升。
这情况也是与预计相反，而反应堆操作员亦不知情。
（2）、反应堆输出功率为 7％时虽然是稳定的，但低到设计规定最小值的20％是非常危险的。
反应器有一个危险高正面空系数。
简单地说，这意味著如果蒸汽气泡形成在反应器冷却剂中，核反应加速，如果没有其它干预，将会导致逃亡反应。
更坏的话，在低功率输出，这个其它因素未补偿正面空系数，会使反应器不稳定和危险。
反应器在低功率的危险对工作人员是与预计相反和未知数。
（3）、反应堆的大部分保护系统不能工作；维修测试违反操作规程。
（4）、反应堆的设备老化，设计不合理，缺乏安全罩。
这次事故导致土地、水源被严重污染，成千上万的人被迫离开家园。
切尔诺贝利成了荒凉的不毛之地。
10 年后，放射性仍在继续危胁着白俄罗斯、乌克兰和俄罗斯约 800 万人的生命和健康。
专家们说，切尔诺贝利事故的后果将延续一百年。
二、福岛核事故原因分析福岛核电站位于北纬37度25分14秒，东经141度2分，地处日本福岛工业区。
它是目前世界最大的核电站，由福岛一站、福岛二站组成，共10台机组（一站6台，二站4台），均为沸水堆，受日本大地震和海啸影响，福岛第一核电站受损极为严重，其中 1号-4号机组损毁最为严重。
目前，福岛第一核电站事故等级为最高级7级。
沸水堆又叫轻水堆，由压力容器及其中间的燃料元件、十字形控制棒和汽水分离器等组成。
沸水堆核电站工作流程是：冷却剂（水）从堆芯下部流进，在沿堆芯上升的过程中，从燃料棒那里得到了热量，使冷却剂变成了蒸汽和水的混合物，经过汽水分离器和蒸汽干燥器，将分离出的蒸汽来推动汽轮发电机组发电。
通常，为了安全起见，反应堆冷却系统有三种供电方式。
分别为电网供电，柴油机供电和汽轮机发电供给。
大地震摧毁了核电站的外部电力供应，循环冷却系统在没有电力供应的情况下停止运转，此时核电站紧急启动了柴油发电机组，来维持循环冷却系统的运行，但不幸的是海啸来了，海水灌入摧毁了发电机组。
发电机组损坏之后，核电站启动了备用电池，这种备用电池大概能维持循环冷却系统8小时运行所需要的电力。
在这8个小时内，需要找到另外一种供电措施。
通过卡车运来了移动式柴油发电机，更不幸的事情发生了，运过来的柴油发电机竟然因为接口不兼容无法连接，8小时过后循环冷却系统停止运转。
我们知道：福岛第一核电站一号反应堆的毛输出功率为460万千瓦。
但是停堆之后，反应堆中的放射性物质仍然有少量在继续衰变，放出衰变能。
这个能量大约占反应堆总输出功率的1%左右。
那么这样计算来看，停堆之后反应堆仍然有4.6万千瓦的输出，但是输出功率只占反应堆总功率的33%左右，也就是说实质上，停堆之后的福岛一号反应堆中总放射性衰变能在13.8万千瓦左右。
由于没有了冷却循环，反应堆压力容器中的冷却水在不断地吸收这些衰变能，变成蒸汽，液面下降，同时压力容器内的温度和压力不断升高。
为了保证反应堆压力容器的安全，打开蒸汽减压阀降低压力容器内的压力（相当于我们打开高压锅的泄压阀，以达到降温降压目的），将蒸汽排放到消压水腔中，这样重复进行，然而压力容器内的液面始终在下降，最后将堆芯露出液面。
由于蒸汽气泡以液体形式存在使得监测液面仪器显示的液面比实际要高，一定程度上给决策者一个误导。
当堆芯露出大约50%的时候，这时金属包壳温度开始上升，但是堆芯还没有发生显著的损坏；当堆芯露出大约2/3的时候，包壳温度超过900 ℃，开始破裂，这时燃料棒产生的裂变产物开始从破裂口泄露；当堆芯露出大约3/4的时候，金属包壳的温度超过1200℃，开始燃烧，与水蒸汽发生下面的反应：Zr + H2O =ZrO2 + 2H2锆水反应同时释放大量的热量加速了堆芯的融化，同时产生了大量的氢气。
1号机组大约产生了300-600kg的氢气，2号和3号大约产生了300-1000kg 的氢气。
堆芯温度大约为1800℃时，金属包壳和钢结构融化；堆芯温度大约为2500℃时，燃料棒破损；堆芯温度大约为2700℃时，铀锆融化。
在融堆的过程中大量裂变产物如氙、铯、碘等，以及裂变产物气溶胶，但这时融化之后的铀和环依然在堆芯中。
气态和气溶胶的裂变产物和锆水反应产生的氢气从蒸汽减压阀排放到消压水腔中，然后进入干井中。
大量的裂变产物和氢气进入到主防护罩内，然而主防护罩的厚度为3cm，设计的抗压能力为4-5倍大气压，由于氢气和惰性气体（氮）填充，再加上沸腾的消压水腔使得主防护罩像一个沸腾的压力锅一样，使得防护罩内压力上升到8个大气压，随时都有可能发生爆炸。
为了保护主防护罩的安全，降低内部压力，只有将氢气、惰性气体以及部分裂变产物气溶胶排放到安全壳的顶部，大家都知道氢气非常易燃，氢气燃烧发生爆炸，摧毁了安全壳顶部也就厂房的屋顶。
需要重点强调的是，这次暴炸仅仅是摧毁了厂房屋顶，而厂房只是核电站的最外层结构，这成结构主要的作用是为核电站反应堆的主体结构遮风挡雨。
爆炸只是氢气炸开了厂房，而不是反应堆的爆炸。
从图片可以看出反应堆的钢筋混凝土建筑没有损坏，虽然发生了惊人的爆炸，但是危害确实是最小的，以上分析为1号和3号机组发生爆炸的原因。
与1号和3号机组不同的是2号机组产生的氢气是在主防护罩内部发生爆炸，将消压水腔炸开，直接向外界排放了大量高放射性的冷却水和裂变产物，使得核电站放射剂量顺时严重超标，全部人员紧急撤离。
目前，还没有可靠消息证明2号机组氢气爆炸发生在主防护罩内部。
4号、5号和6号机组虽然地震之前处于停堆状态，乏燃料储存在乏燃料池中，受地震影响，可能是乏燃料池发生破损，冷却水逐渐泄露。
地震过后几天，乏燃料组件开始升温，以4号机组最为严重，乏燃料组建发生了融化，大量的裂变产物释放出去，高温使得反应堆厂房发生了火灾，具体过程如图所示。
通过上面对福岛第一核电站1号-6号机组事故原因的分析，冷却系统无法正常运行是这次事故发生的主要原因。
三、田湾核电站的主要设计特点及其安全性田湾核电站一期工程采用的是俄罗斯 AES- 91 型核电机组, 其核蒸汽供应系统为 WWER- 1000/428(简称 V- 428) 型压水堆, 汽轮机组为 K- 1000- 60/3000 型全速汽轮机。
V- 428 型反应堆是根据前苏联设计制造的WWER- 1000/320 (简称 V- 320) 系列核电机组的设计、建造和运行经验, 吸取西方压水堆改进技术而完成的改良型设计。
其设计的基本原则是: 最大限度地保留经过参考电站验证的良好特性,应用验证过的成熟的改进技术, 不采用需要开发的新工艺。
在AES- 91设计中保持了WWER- 1000/320的基本特点，一回路的主要设备的参数、安全系统和辅助系统的功能及参数改变甚少。
在AES- 91设计中所做的改进，主要有以下几个方面。
1、燃料组件和控制棒组件俄罗斯研制的改进型核燃料组件有两种：一种是硼可燃毒物分离的燃料芯块内孔径1.5mm、其包壳及格架和导向管材料为Zr-Nb（1%）合金的改进型燃料组件（V320 燃料芯块孔径 2.4mm格架和导向管材料为不锈钢）；另一种是可燃毒物Gd2O3弥散在UO2里的一体化全锆先进型燃料组件。
改进型燃料组件从1993年起在运行的WWER- 1000反应堆内试验，铀-钆一体化的先进型燃料组件也于1994年起入堆试验运行。