第5章 核电厂的严重事故
教学课件：第五章-核电厂的严重事故
严重事故的起因和过程
核电厂严重事故通常由反应堆 冷却剂系统失效或失去外部电 源引发。这些事件可能导致反 应堆堆芯过热、熔化，进而引 发蒸汽爆炸和放射性物质释放 。
严重事故的后果和影响
核电厂严重事故可能导致放射 性物质释放到环境中，对人类 健康和环境造成严重影响。这 些影响包括急性辐射病、长期 健康影响以及生态系统的破坏 。
严格遵守安全规定
核电厂工作人员必须严格 遵守安全规定，确保操作 过程的安全性。
提高员工安全意识
通过培训和教育，提高员 工的安全意识和应对突发 事件的能力。
应急预案
制定应急预案
针对可能发生的核电厂严 重事故，制定详细的应急 预案。
建立应急响应队伍
组建专业的应急响应队伍， 负责事故发生后的紧急处 理和救援工作。
核电厂主要由反应堆、蒸汽发生器、 汽轮机、发电机等主要设备组成。
严重事故的定义与分类
严重事故是指可能导致核电厂运行中 断、人员伤亡或重大环境影响的事故。
设计基准事故是指在核电厂设计中已 经考虑到的事故，这些事故发生的概 率较低，但仍然有可能发生。
严重事故可以分为设计基准事故和超 设计基准事故两类。
超设计基准事故是指超出核电厂设计 范围的事故，这些事故发生的概率较 低，但一旦发生，后果可能比设计基 准事故更为严重。
02 核电厂严重事故的发生原 因
核反应堆安全分析-核安全-核技术-5.5核电厂的严重事故
5.5 严重事故操作管理 5.5.3 严重事故中各种危胁安全壳的处理方式
后期超压------威胁可以用过滤器通风装置加以缓解。 氢气燃烧-------安装非能动催化复合器。 直接安全壳加热-----在压力容器损坏之前将主系统卸压。 安全壳的密封性(短期和长期)-----加强对安全壳密封性的 探测和控制。 安全壳中堆芯熔化碎片的可冷却性-----蒸汽爆炸------降低由于蒸汽爆炸而作用在安全壳上的负 荷
5.5 严重事故操作管理 5.5.4 严重事故的预防措施 一次侧
应急堆芯冷却注射含硼水； 高压安全注射加主系统上充下泄，主系统减压引入应 急堆芯冷却系统注射，包括启用安全注射箱上充下泄， 利用可能的替代水源和替代泵实现应急注入； 启用主要泵不免压力冲击； 发生SGTR后切断或减少高压安全注射流量。爆炸而 作用在安全壳上的负荷
5.5 严重事故操作管理 5.5.4 严重事故的预防措施 二次侧
小破口失水事故和瞬变下，推迟给水以节省水资源； 在丧失热阱情况下，开启阀门快速减压，利用移动泵 给水； 丧失主给水源时利用除盐水； 利用消防水。
5.5 严重事故操作管理 5.5.4 严重事故的缓解措施
防止高压熔堆 安全壳热量排出与减压 消氢措施 保障安全壳功能
① 预防堆芯损坏 ② 中止已经开始的堆芯损坏过程，将燃料滞留于主
系统压力边界以内 ③ 在一回路压力边界完整性不能确保时，尽可能长
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。
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
核电厂事故分析
核电厂事故分析
第一章绪论
1.1 世界核电的发展概况
能源是社会和经济发展的基础，是人类生活和生产的要素。随着社会的发展，能源的需求也在不断扩大。
从能源的供应结构来看，目前世界上消耗的能源主要来自煤、石油、天然气三大资源，这三种能源不仅利用率低，而且对生态环境造成严重污染。
为了缓解能源矛盾，除了应积极开发太阳能、风能、潮汐能以及生物质能等再生资源外，核能是被公认的唯一实现的可大规模替代常规能源的即清洁又经济的现代能源。
核能不仅单位能量大，而且资源丰富。地球蕴藏的铀矿和钍矿资源相当于有机燃料的几十倍。如果进一步实现控核聚变，并在海水中提取氚加以利用，就会从根本上解决能源供应矛盾。
核能在人类生产和生活中应用形式主要是核电。核燃料资源丰富，运输和存储方便，核电厂具有污染小、发电成本低等优点。从1951年前苏联建成第一座核电厂以来，核能发电在全世界得到很大发展。
世界核电至今已有60多年的发展历史。截止到2005年年底，全世界核电运行机组共有440多台，其发电量约占世界发电总量的16%。在发达国家，核电已有几十年的发展历史，核电已成为一种成熟的能源。中国的核工业已也已有40多年发展历史，建立了从地质勘察、采矿到元件加工、后处理等相当完整的核燃料循环体系，已建成多种类型的核反应堆并有多年的安全管理和运行经验，拥有一支专业齐全、技术过硬的队伍。核电站的建设和运行是一项复杂的技术。中国目前已经能够设计、建造和运行自己的核电站。秦山核电站就是由中国自己研究设计建造的。
第一代核电站核电站的开发与建设开始于上世纪50年代。1954年，前苏联建成电功率为5兆瓦的实验性核电站：1957年，美国建成
国家核电厂核事故应急应急预案
国家核电厂核事故应急应急预案
1 总则
根据国务院《核电厂核事故应急管理条例》和《国家突发公共事件总体应急预案》的规定，为使我国政府在核设施一旦发生严重核事故时，能迅速采取必要和有效的应急响应行动，保护工作人员、保护公众和保护环境，制定本应急预案。
本预案主要适用于国家针对核电厂可能发生严重核事故的应急准备和应急响应。我国其他核设施、核活动发生的核或辐射事故和其他国家发生的对我国造成或可能造成辐射影响的核或辐射事故，参照本预案实施。
实施本预案要认真贯彻执行我国核应急管理工作“常备不懈，积极兼容，统一指挥，大力协同，保护公众，保护环境”的方针。
本预案是我国进行核应急准备和响应的工作文件，有关地区、部门和单位要遵照执行。
本预案定期进行复审和修订。
2 技术基础
应急状态分级
核电厂
核电厂的应急状态分为四级，即：应急待命、厂房应急、
场区应急和场外应急。
应急待命。出现可能危及核电厂安全的工况或事件的状态。宣布应急待命后，应迅速采取措施缓解后果和进行评价，加强营运单位的响应准备，并视情况加强地方政府的响应准备。
厂房应急。放射性物质的释放已经或者可能即将发生，但实际的或者预期的辐射后果仅限于场区局部区域的状态。宣布厂房应急后，营运单位应迅速采取行动缓解事故后果和保护现场人员。
场区应急。事故的辐射后果已经或者可能扩大到整个场区，但场区边界处的辐射水平没有或者预期不会达到干预水平的状态。宣布场区应急后，应迅速采取行动缓解事故后果和保护场区人员，并根据情况作好场外采取防护行动的准备。
场外应急。事故的辐射后果已经或者预期可能超越场区边界，场外需要采取紧急防护行动的状态。宣布场外应急后，应迅速采取行动缓解事故后果，保护场区人员和受影响的公众。
核电厂核事故应急管理条例
核电厂核事故应急管理条例(总12
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核电厂核事故应急管理条例
第一条为了加强核电厂核事故应急管理工作，控制和减少核事故危害，制定本条例。
第二条本条例适用于可能或者已经引起放射性物质释放、造成重大辐射后果的核电厂核事故（以下简称核事故）应急管理工作。
第三条核事故应急管理工作实行常备不懈，积极兼容，统一指挥，大力协同，保护公众，保护环境的方针。
第二章应急机构及其职责
第四条全国的核事故应急管理工作由国务院指定的部门负责，其主要职责是：
（一）拟定国家核事故应急工作政策；
（二）统一协调国务院有关部门、军队和地方人民政府的核事故应急工作；
（三）组织制定和实施国家核事故应急计划，审查批准场外核事故应急计划；
（四）适时批准进入和终止场外应急状态；
（五）提出实施核事故应急响应行动的建议；
（六）审查批准核事故公报、国际通报，提出请求国际援助的方案。
必要时，由国务院领导、组织、协调全国的核事故应急管理工作。
第五条核电厂所在地的省、自治区、直辖市人民政府指定的部门负责本行政区域内的核事故应急管理工作，其主要职责是：
（一）执行国家核事故应急工作的法规和政策；
（二）组织制定场外核事故应急计划，做好核事故应急准备工作；
（三）统一指挥场外核事故应急响应行动；
（四）组织支援核事故应急响应行动；
（五）及时向相邻的省、自治区、直辖市通报核事故情况。
必要时，由省、自治区、直辖市人民政府领导、组织、协调本行政区域内的核事故应急管理工作。
《核电厂安全》课程教学大纲
《核电厂安全》课程教学大纲
复旦大学《核电厂安全》课程教学大纲
§8.5应急计划
第九章核电厂安全文化（4学时）
§9.1安全文化的起源与发展
§9.2安全文化的定义和特性
§9.3安全文化构建的要求
§9.4安全文化构建的内容
§9.5核电厂中的人因问题
§9.6人因失误典型案例分析
第四次讨论课（2学时）
讨论主题：建立“核电厂安全文化”的重要性讨论形式：要求事先做好PPT,每人演讲20分钟。参考资料：（1）本课程的内容；
（2）也可自行收集资料。
考核方式：
（1）平时出勤10分；
（2）讨论课表现40分（材料收集准备20分，PPT制作及演讲20分。）
（3）课程论文50分（论文格式20分，字数3500-4000字；内容质量30分。）
课程网络资源:
教师教学、科研情况简介和主要社会兼职：
陈建新，教授，研究方向核物理及核技术应用，多次主讲过“普通物理学”、
“原子物理学”和“改变世界的物理学”等多门基础课程。曾获得2项国家级教学成果二等奖和4项上海市优秀教学成果一、二等奖。
核电厂核事故应急管理条例
核电厂核事故应急管理条例
核电厂核事故应急管理条例是指核电厂在发生核事故时，按照规定的
程序和措施进行应急处理和管理的规范性文件。核事故是指核电厂发生的
可能对人员、环境和设施造成重大危害的事件，包括放射源泄漏、辐射源
散失等。制定核电厂核事故应急管理条例是为了保障核电厂的安全运行，
减少核事故对人员和环境的危害，下面是核电厂核事故应急管理条例的主
要内容。
一、一般规定
（一）核事故应急管理条例是核电厂内部的规章制度，适用于核电厂
内的员工和外来人员。
（二）核事故应急管理条例的目的是提高核电厂应急管理的水平，确
保核事故应急救援的快速、有效和安全进行。核电厂应急管理主要包括应
急预案的制定、应急演练的组织、应急资源的准备和应急应对的实施。
（三）核电厂应急管理应当遵循“谁主管、谁负责、谁管理”的原则，明确相关人员的职责和权力，形成科学的管理体系。
二、应急预案
（一）核电厂应当制定完善的核事故应急预案，包括基本预案和专项
预案。基本预案是核电厂的应急管理基础文件，主要包括人员疏散、放射
源控制、辐射监测和医疗救援等内容。专项预案是基于特定核事故场景制
定的应急预案，主要包括泄漏事故、火灾事故和爆炸事故等。
（二）核电厂应急预案的制定应当充分考虑现有技术和设备水平，确
保预案的可行性和有效性。预案应当定期演练和修订，以应对不断变化的
核事故威胁和应急需求。
三、应急演练
（一）核电厂应急演练是指通过模拟核事故场景，测试和评估应急预
案和应急资源的有效性和适用性。核电厂应急演练应当定期进行，每年至
少一次，包括维修期间和运营期间的演练。
5--第五章 核电厂的严重事故
❖并发ECCS的注射功能或再循环功能失效 ❖ 堆芯裸露和熔化，锆+水蒸汽—〉氢气 ❖ 堆芯水位下降到下栅格板以后，堆芯支撑结构失效，熔
融堆芯跌入下腔室水中，—〉蒸汽 ❖ 压力容器在低压下熔穿(p<3.0MPa)，熔融堆芯落入堆
坑，并与地基混凝土反应—〉向安全壳释放H2,CO,CO2 等不凝气体 ❖ 安全壳可能破损：
3
核电厂的严重事故--内容要点
定性分析压水堆的严重事故过程及现象，压水堆 严重事故的操作管理。
1. 严重事故过程和现象 2. 堆芯熔化过程 3. 压力容器内的过程 4. 安全壳内过程 5. 严重事故管理 6. 核事故应急管理 7. 典型严重事故分析
44
5.1 严重事故过程和现象
压水堆堆芯熔化过程：高压熔堆、低压熔堆
(Basement Concrete Disinteragtion)
8. 安全壳内的氢气产生
(Ex-Vessel Hydrogen Generation)
9. 氢气燃烧
( Hydrogen Burning)
10. 可燃性气体的燃烧
(Combustible Gas Burning)
11. 安全壳的加压
(Core Melt Progression) (In-Vessel Steam Explosion) (Reactor Vessel Melt-Through) (DCH: Direct Containment Heating) (Ex-Vessel Steam Explosion)
第五章 核反应堆安全
2010.07
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5.1 核安全的基本原则
第三级安全性考虑 要求在发生某些假想事故而一些保护系统又同时失效 时，必须有另外的专设安全设施投入动作。 例如：应急堆芯冷却系统（ECCS），以防止失水事故下 燃料的熔化以及裂变产物的释放。 根据三级安全性考虑的纵深设防原则，可以制定出一套通 用的设计准则，并对核电站的各种部件、系统建立起设计、 制造、试验、运行等各种安全规范。
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5.1 核安全的基本原则
第二重屏障：燃料元件包壳 燃料元件包壳可以防止气体裂变产物以及燃料芯块表面 的裂变碎片进一步外逸。 正常运行时，仅有少量气态裂变产物穿过包壳扩散到冷 却剂中；如包壳有缺陷或破裂，则将有较多的裂变产物进 入冷却剂。 设计时，假定1%的包壳破裂，1%的裂变产物会从包壳逸出 实际上正常运行时，据统计最多0.06%的包壳发生破裂
19
5.2 核反应堆严重事故
该反应堆的工作特点： 低功率时，堆芯气泡份额小，慢化剂密度大，堆芯处于 过慢化，空泡系数为正
高功率时，堆芯气泡份额大，慢化剂密度小，堆芯处于 欠慢化，空泡系数为负
运行规程中不允许堆在低于700兆瓦热功率下运行
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5.2 核反应堆严重事故
事故对环境及人员的影响 事故中释放出的源项超过了100 MCi (3.7x1018 Bq)。其中 惰性气体释放了100%，I为40%，Cs为25%，Te大于10%。
核反应堆安全分析-核安全-核技术-57核电厂的严重事故
5.7三里岛核事故 5.7.1 核电厂概述
图5.7.1三里岛核电厂全景图
5.7三里岛核事故 5.7.1 核电厂概述
图5.7.2三里岛核电厂简图
5.7三里岛核事故
5.7.2 核电厂事故过程
1）起因
在初始事件发生的时刻，所有给水泵和汽轮机均停运，从 而中断了主系统排热 事件发生后15秒左右，三台辅助给水泵达到正常转速，而 同时主系统在停堆后开始升温升压而后稳压器卸压阀开启 第一个问题是辅助给水管线上的两台隔离阀意外地处于关 闭状态，违反了技术规格书要求。这很可能与事故前两天的 维修工作有关。结果，二次侧无冷却水流，导致蒸汽发生器 内的残水在2分钟内蒸干 第二个问题是，15秒钟后卸压阀接到关闭信号却未能回座。 结果主系统形成泄漏，大体相当于小破口失水事故。主控室 仪表盘上信号灯显示卸压阀已经断电，操纵员误认为该阀已 关闭。当时主要阀门并无阀位的直接显示。
5.7三里岛核事故
5.7.4 堆芯损坏和事故 后果 1）堆芯损坏情况
堆芯内上定位栅板几乎未
受影响
堆 芯 上 部 则 有 一 个 1.5 米
深呈半球形的空穴，其体
空洞
积相当于堆芯总体积的四
百度文库
分之一
堆芯碎片
空 穴 底 部 堆 积 着 一 层 约 0.6米厚的堆芯碎片，内含
核电运行规程05
第5章核电厂事故
5.1 西屋用户集团的应急运行规程
大亚湾的运行规程简介。
5.2 ATWS事故
5.3 SGTR事故
处理核电厂运行事故离不开运行规程。美国三哩岛事故前后的事故规程有较大的变化：
三哩岛事故前：
应急运行规程的制定以事件为依据(Event－oriented)，三点特征：
①因为它是事件定向的处置规程，若判断及时准确，能取得事故处理较好的结果；
②首先判断事件产生原因，然后采取相应措施；可能延误而造成事态进一步扩大，后果更严重。
③它一般不考虑多重故障的可能性。
三哩岛事故后：
应急运行规程面向征兆，或称为征兆定向（Symptom oriented），具如下特征：
①根据征兆，边处置便诊断；
②判明事故原因后，进行对症处理；
③增加了关键安全功能定向的处置规程，当失去关键安全功
能时，首先要采取措施，恢复关键安全功能。
④对多重故障有较好的处置效果。
应急响应导则（ERG：Emergency Response Guidlines）
“导则”是应急响应规程的一般形式。具有概括性、一般性。在导则中添上具体电厂的参数数据，结合特定电厂系统设备做适当修改补充即可称为特定电厂的应急运行规程。
西屋公司是美国一个大的压水堆生产厂家，它推出的西屋用户集团的应急响应导则(ERG)具有三大部分：
①最佳恢复导则(ORG:Optimal Recovery Guidlines)
②关键安全功能状态树(CSFST:Critical Safety Function Status Trees)
③功能恢复导则(FRG:Function Recovery Guidlines)
第5章 核电厂事故
5.1 概述
5. 1. 1 应急响应导则（ ERG) 美国西屋公司在三哩岛事故后开发的应急响应导则 ，是针对西屋公 司设计的压水堆核电厂的应急响应规程的一般形式。 主要包括三个部分 最佳恢复导则（ORG） 关键安全功能状态树（CSFST） 功能恢复导则（FRG ）
5.1 概述
5. 1. 2 最佳恢复导则
5.1 概述
5. 1. 3 功能恢复导则最佳恢复和关键安全功能恢复之间的关系 3.关键安全功能状态树 （1 ）结构 ③每个状态树只有一个入口，但可有若干个出口，代表各种不同的安 全状态，去启动一个特定的功能恢复规程。但是在核电厂实际运行时 的确定时间内，每通过一次状态树，它只判断出一个确定的状态，也 就是说每个状态树只有一个确定的出口。
丧失负荷的ATWS
丧失负荷的ATWS
5.2 未紧急停堆的预期瞬变（ATWS)
5.2.2 处理未紧急停堆的预期瞬变的应急运行规程——FRP-S. 1 （1）
5.3 蒸汽发生器传热管破损（ SGTR ）事 故
5. 3. 1 蒸汽发生器传热管破裂事故概述
5.1 概述
5. 1. 3 功能恢复导则最佳恢复和关键安全功能恢复之间的关系 3.关键安全功能状态树 （4）安全状态诊断的优先级 ①在整个安全功能状态树中，六个安全功能按它们对保证核电厂安全的重 要性排序，其优先级排序如下： CSF-1 次临界度→ CSF-2 堆芯冷却→ CSF-3 二回路热阱→ CSF-4 压力边界完 整→ CSF-5 安全壳→ CSF-6 反应堆冷却剂装量。 ②在一个安全功能状态中，诊断点的安排总是保证安全状态的判断沿着 “紧急→严重→偏离→正常”的顺序进行。 由上可见，安全状态诊断优先级分成两个层次排序，第一层次为安全功能 的重要性，第二层次为安全状态的严重性。这样保证最重要的安全功能以 及每个功能中的最严重的状态在各自排序的层次中得到最高的优先级。
核反应堆安全分析概念复习
第一章核反应堆的安全的基本准则
安全的总目标：核电厂里建立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。
辐射防护目标：确保在正常运行时核电厂及从核电厂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，并且低于规定的限值，还确保事故引起的辐射
照射的程度得到缓解。
技术安全目标：有很大把握预防核电厂事故的发生；对于核电厂设计中考虑的所有事故，甚至对于那些发生概率极小的事故都要确保其放射性后果（如果有的话）是
小的；确保那些会带来严重放射性后果的严重事故发生的概率非常低。
纵深防御原则：在核电厂设计中要求提供多层次的设备和规程，用以防止事故，或在未能防止事故时保证适当的防护（defense in depth）
1：防止偏离正常运行及防止系统失效
2：检测和纠正偏离正常运行状态，以防止预计运行事件升级为事故工况
3：限制事故的放射性后果，保障公众的安全。
4：应付可能已超出设计基准事故的严重事故，并使放射性后果合理可行尽量低。
多道屏障(Multi-barrier)：燃料元件包壳(cladding)，一回路压力边界(primary system envelope)，安全壳(containment)
安全设计的基本原则：
单一故障准则（在其任何部位发生单一随机故障时，仍能保持所赋予的功能）
多样性原则（通过多重系统或部件中引入不同属性来提高系统的可靠性）
独立性原则（功能隔离或实体分离，防止发生共因故障或共模故障）故障安全原则（核系统或部件发生故障时，电厂应能在毋需任何触发动作的情况下进入安全状态）定期试验维护检查的措施、充分采用固有安全性的设计原则、运行人员操作优化的设计。
核电厂核事故应急管理条例
核电厂核事故应急管理条例
【发文字号】中华人民共和国国务院令第124号
【发布部门】国务院
【公布日期】1993.08.04
【实施日期】1993.08.04
【时效性】已被修改
【效力级别】行政法规
中华人民共和国国务院令
(第１２４号)
《核电厂核事故应急管理条例》已经国务院第一百二十三次常务会议通过，现予发布，自发布之日起施行。
总理李鹏
１９９３年８月４日
核电厂核事故应急管理条例
第一章总则
第一条为了加强核电厂核事故应急管理工作，控制和减少核事故危害，制定本条例。
第二条本条例适用于可能或者已经引起放射性物质释放、造成重大辐射后果的核电厂核事故（以下简称核事故）应急管理工作。
第三条核事故应急管理工作实行常备不懈，积极兼容，统一指挥，大力协同，保护公众，保护环境的方针。
第二章应急机构及其职责
第四条全国的核事故应急管理工作由国务院指定的部门负责，其主要职责是：
（一）拟定国家核事故应急工作政策；
（二）统一协调国务院有关部门、军队和地方人民政府的核事故应急工作；
（三）组织制定和实施国家核事故应急计划，审查批准场外核事故应急计划；
（四）适时批准进入和终止场外应急状态；
（五）提出实施核事故应急响应行动的建议；
（六）审查批准核事故公报、国际通报，提出请求国际援助的方案。
必要时，由国务院领导、组织、协调全国的核事故应急管理工作。
第五条核电厂所在地的省、自治区、直辖市人民政府指定的部门负责本行政区域内的核事故应急管理工作，其主要职责是：
（一）执行国家核事故应急工作的法规和政策；
（二）组织制定场外核事故应急计划，做好核事故应急准备工作；
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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。 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。
熔化的燃料
水
燃料
水
水
细小混合物
水
局部压力
(c)
燃料
压力波
燃料 (d)
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， 从细小碎片传热非常迅速。
严重事故起因
LOCA
冷却剂管道破断 堆芯水位降低 燃料棒露出水面 ECCS系统不能 或部分不能动作
瞬变
丧失热阱 二回路管道破口
严重 事故
意外硼稀释 丧失直流电源
使堆芯温度上升
堆芯熔化，
一回路压力边界破坏 安全壳破坏
严重事故物理过程
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
DCH
氢气爆炸
安全壳超压失效
如工程措施的干预或通风
5.1 严重事故过程和现象
主事件系统
事故引发者 主系统给水丧失 堆芯裸露并烧干 堆芯熔化 压力容器损坏 发生FP气溶胶 气溶胶排出 安全壳热工水负荷 堆芯熔融物与混 凝土相互作用 安全壳损坏 FP气溶胶产生 并迁移 FP释放至环境 安全壳旁通 FP释放至环境
• • •
关系到轻水反应堆安全的燃料和包壳温度水准
• • • • • • • • • • • • 1573K Fe-Zr低共熔物形成 1523 K Zr-H2O反应发热率接近于衰变发热率 1500 K 因科镍/锆合金液化 1477 K UN-NRC ECCS可接受标准，为防止极度脆化的温度限 值 1425 K B4C-Fe低共熔点 1400K UO2-锆合金相互作用导致液体的形成 1273-1373K Zr-H2O反应明显 1223K 燃料包壳开始穿孔 1073Κ 银-铟-镉熔化 1020-1070K 包壳开始肿胀，控制棒内侧合金的起始熔点 970-1020K 硼硅酸盐玻璃（可燃毒物）开始软化 920K 冷加工的锆合金瞬间退火 568-623K 包壳的正常运行温度
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。 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。
2 熔落的燃料与冷却剂的相互作用和蒸汽爆炸
(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。 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。
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。 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
（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。 如果不能冷却燃料碎片，那燃料碎片将在下 腔室中再熔化，形成熔融池。流体的自然对流会 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。
开始
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
释放出大量挥发 性裂变产物 熔融物下移
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
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 裂变碎片自压力壳喷出 （高压熔喷） 否 压力壳内压力 是否高压 8MPa 熔融物毁坏压力壳的贯穿件 压力壳下方 如果存在水 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
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。 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.
关系到轻水反应堆安全的燃料和包壳温度水准
当燃料温度增到1400oC时，堆芯开始熔化。 熔化的过程非常复杂，且发生很快，熔化的次序如图 (a) 当燃料棒熔化的微滴和熔流形成时，将在熔化部 位以下的范围内固化，引起流通面积减少。 (b)部分燃料棒之间的流道将会被阻塞。 (c)在堆芯有可能出现局部熔透的现象。 (d) 熔化的燃料元件的上部倒塌，堆芯的熔化区域不 断扩大。 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。
安全壳内事件
安全壳外事件
严重事故序列和现象
堆芯熔化可以分为高压熔堆和低压熔堆。 低压熔堆过程以快速卸压的大、中破口失水事故为先导，若应 急堆芯冷却系统的注射功能或再循环功能失效，不久堆芯开始裸 露和熔化，锆合金包壳与水蒸汽反应产生大量氢气。 与低压熔堆过程相比，高压熔堆过程有如下特点： - 高压堆芯熔化过程进展相对较慢，约为小时量级，因而有比较 充裕的干预时间； - 燃料损伤过程是随堆芯水位缓慢下降而逐步发展的，对于裂变 产物的释放而言，高压过程是“湿环境”，气溶胶离开压力容器前 有比较明显的水洗效果； - 压力容器下封头失效时刻的压力差，使高压过程后堆芯熔融物 的分布范围比低压过程的更大，并有可能造成安全壳内大气的直 接加热。因而，高压熔堆过程具有更大的潜在威胁。
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。 堆芯解体事故是由于快速引入巨大的正反应性，引起功 率陡增和燃料碎裂的过程，其发展非常迅速，时间尺度为 秒量级。切尔诺贝利事故属此类。
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。 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。
温度, oC 燃料熔点
2500 2000 1500 1000 500 0 0 500
38kW/m
28kW/m
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 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 1650K 因科镍熔化
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 *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
水蒸汽爆炸研究课题
蒸汽爆炸评价法
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。
4
ຫໍສະໝຸດ Baidu
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。
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。 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
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。 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。