严重事故主要现象课件

严重事故主要现象严重事故主要现象核电站设计基准事故核反应堆冷却水管道双端断裂大破口失水事故(LOCA)单一故障原则ECCS堆芯应急注水(非断裂回路)正常工况流动事故工况流动事故应急注水压力壳堆芯冷却剂管道断裂核电站设计基准事故(失水事故)核电站严重事故

核反应堆堆芯熔化大面积燃料包壳失效超设计基准事故多重失效(人因、故障等）ECCS堆芯应急注水失效正常工况流动事故工况流动事故应急注水冷却剂管道破裂核电站严重事故（堆芯熔化）压力壳全厂断电...堆芯熔化美国三里岛核电站事故（1979）苏联切尔诺贝里核电站事故（1986）严重事故主要现象核电厂严重事故是指核反应堆堆芯大面积燃料包壳失效,威胁或者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。

一般来说，核反应堆的严重事故可以分为两大类：——堆芯熔化事故（CMAs）：堆芯熔化事故是由于堆芯冷却不充分，引起堆芯裸露、升温和熔化的过程，其发展较为缓慢，时间尺度为小时量级。美国三哩岛事故——堆芯解体事故（CDAs）：堆芯解体事故是由于快速引入巨大的反应性，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。苏联切尔诺贝利核电厂事故

核电厂的严重事故严重事故主要现象5.1严重事故过程和现象过程和现象低压熔堆以快速卸压的大、中破口失水事故为先导，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：因不凝气体聚集持续晚期超压(3-5day)导致破裂或贯穿件失效；熔融堆芯烧穿地基。高压熔堆堆芯冷却不足为先导条件（如失去二次侧热阱事件）严重事故主要现象

高压堆芯熔化过程进展相对较慢，约为小时量级，因为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，并有可能造成完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。高压熔堆特点严重事故主要现象I．堆内事故过程始发事故严重事故进展II．堆外事故过程严重事故进展

⑨⑩⑪⑫⑬⑭⑮⑯堆外水蒸汽爆炸堆芯

混凝土相互作用安全壳传热安全壳直接加热氢气燃烧裂变产物迁移安全壳破损裂变产物大气释放

①②③④⑤⑥⑦⑧正常热工水力事故堆芯传热包壳氧化产生氢气堆芯熔化进展裂变产物释放裂变产物传递和沉淀堆内水蒸汽爆炸压力容器破损压水堆核电站严重事故事故系列及进展严重事故主要现象严重事故次序图5-1严重事故次序：热工水力过程用实线表示：裂变产物（FP）气溶胶用虚线表示严重事故主要现象严重事故时的主要现象

安全壳反应堆压力容器安全壳直接加热堆芯熔融的进展裂变产物气溶胶的迁移氢气爆炸熔融物/堆坑水的相互作用水蒸气爆炸堆芯熔融物与混凝土相互作用下封头的熔穿严重事故主要现象严重事故的主要现象压力容器内的氢气产生

(In-VesselHydrogenGeneration)堆芯熔融的进展(CoreMeltProgression)压力容器内的水蒸气爆炸(In-VesselSteamExplosion)压力容器的熔融贯通(ReactorVesselMelt-Through)安全壳直接加热(DCH:DirectContainmentHeating)安全壳内的水蒸气爆炸(Ex-VesselSteamExplosion)基础混凝土的热分解(BasementConcreteDisinteragtion)安全壳内的氢气产生

(Ex-VesselHydrogenGeneration)氢气燃烧

(

HydrogenBurning)可燃性气体的燃烧

(CombustibleGasBurning)安全壳的加压(ContainmentPressurization)安全壳的破损(ContainmentFailure)压力容器内的核裂变产物的放出(In-VesselFissionProductRelease)压力容器内冷却系统内的核裂变产物的沉积

(In-VesselFissionProductionDeposition)安全壳内的核裂变产物的放出(Ex-VesselFissionProductRelease)安全壳内的核裂变产物的沉积(Ex-VesselFissionProductionDeposition)核裂变产物在环境中的放出严重事故主要现象具有最大不确定性的问题评价程序用的论证工作利用国际合作进一步确定严重事故的议题目前主要研究方向严重事故研究主要参与国或地区和机构国外研究规模近十多年核电站安全研究领域投资最大、研究力量最集中、国际合作范围最广的研究学科美国、日本、英国、德国、加拿大、意大利、瑞士、瑞典、韩国、台湾、芬兰、俄国、法国、欧共体等严重事故主要现象5.2堆芯熔化过程(CoreMeltProgression)堆芯加热燃料包壳变形氧化过程堆芯熔化堆芯熔化的三种定位机理多孔碎片床严重事故主要现象锆水反应包壳氧化氧化侵蚀氧化壳支撑共晶反应5.2.1堆芯加热表面干涸H2燃料元件元件/包壳在瞬态或LOCA中导致冷却剂装量的损失，对芯裸露后，燃料中的衰变热将引起燃料元件温度上升。由于燃料棒与蒸汽之间的传热性能较差，此时燃料元件温度上升较快；如果主系统压力较低，由于燃料棒内气体的压力上升会导致包壳肿胀。燃料温度继续上升并超过1300k，则锆合金包壳开始与水或水蒸气氧化反应包壳肿胀严重事故主要现象

包壳肿胀和破裂包壳氧化和过热氧化速度的增强（增强2.6倍）包壳直径肿胀1.3倍破裂和内层面积的加入流道的变形对流动的影响变形原理内外应力驱动引起塑性变形内部裂变气体（燃料棒内气体的压力上升导致包壳肿胀）高温包壳变形1220K燃料包壳变形包壳后果严重事故主要现象氧化过程特点放热反应产生氢气蒸汽减少支撑材料（如包壳）的厚度、强度变化分析内容

氧化物的质量变化率结构材料的氧化（包壳、定位格架、下部支撑件）再灌水会引起包壳粉碎

氧化增强确定包壳失效的极限堆芯碎片氧化（碎片中含的Zr）氧化率正比于碎片的形状液滴，氧化速度快水平层，面积大大减少，氧化速度慢Zr+H2O蒸气ZrO2+H2+

热量严重事故主要现象5.2.2堆芯熔化概述1400熔化过程比较复杂严重事故主要现象堆芯熔化过程中与燃料有关的过程包括三种不同的重新定位机理熔化的材料沿棒的外表面的蜡烛状流动和再固化在先固化的燃料芯基体硬壳上和破碎的堆芯材料上形成一个碎片床在硬壳中的熔化材料形成熔坑，随后硬壳破裂，堆芯熔融物落入堆芯下腔室严重事故主要现象锆水反应包壳氧化堆芯材料表面熔化和烛熔现象凝结和堆积再定位氧化侵蚀氧化壳支撑共晶反应包壳失效下封头失效崩塌和碎片的形成堆芯加热、熔融进展相关现象总结表面干涸H2燃料元件堆芯的塌落熔融池的产生压力容器元件/包壳元件间的液滴聚合严重事故主要现象Xe，Kr，Ce，I燃料达到液态条件UO2发生粉碎时，裂变产物聚集到晶格边界瞬间释放到包壳缝隙中气隙的释放气体H2，He，Kr，Xe，IUO2液化和粉碎时的FP释放严重事故主要现象控制棒、可燃毒物棒和结构材料会形成一种相对低温的液相，这些液化的材料可以重新定位并形成局部肿胀，导致堵塞流道面积，引发堆芯的加速升温。1400此时，堆芯内蒸汽的产生量对堆芯材料的氧化速度起决定性的作用。随着Zr的液化和重新定位，堆积的燃料芯块得不到支撑而可能塌落，并在堆芯较低的部位形成一个碎片床。UO2芯块可能破碎，并倒塌进入早先重新定位的碎片层，形成一种多孔碎片床。严重事故主要现象5.3压力容器内的现象当堆芯熔化发展到一定程度，堆芯熔融物将落入压力容器的下腔室，此过程中也可能发生倒塌现象，固态的物质将直接落入下腔室。堆芯熔融物在下落的过程中，若堆芯熔化速率较慢，首先形成碎片坑，然后以喷射状下落——三哩岛事故；堆芯熔融物与下腔室中的水或压力容器内壁接触的部位较为单一，且热容量较大，事故发展的激烈程度和后果较大。若堆芯熔化速率较快，堆芯熔融物将有可能以雨状下落。后果：若压力容器的下腔室留存有一定的水，在堆芯熔融物的下降过程中可能发生蒸汽爆炸。若堆芯熔融物下降过程中首先直接接触压力容器的内壁，将发生消融现象，对压力容器的完整性构成极大的威胁。一旦堆芯的熔融物大部分或全部落入堆芯，压力容器的下腔室中可能存在的水将很快被蒸干，堆芯熔融物与压力容器的相互作用是一个非常复杂的传质传热过程，是否能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。严重事故主要现象5.3.1堆芯碎片在压力容器下腔室的重新定位由于裂变产物衰变产生的功率和基体上由重新定位物氧化产生的化学能，堆芯碎片将会继续升温，直到结块的内部部分熔化；形成一种熔化物坑：由固态低共熔颗粒层支撑，并由具有较高熔化温度物质组成的硬壳覆盖；随着熔融物在下腔室中流动，熔坑可能增长，低共熔物逐渐被熔化，甚至由于坑的机械应力和热应力的作用而断裂。熔坑上部的覆盖层可能由于热应力作用而裂开，并且落入熔坑内。严重事故主要现象在堆芯碎片重新定位中涉及的几种主要现象：堆芯碎片-水的相互作用和主系统压力的增加：可能发生的爆炸、熔融燃料和水在压力容器下腔室的相互作用将使燃料分散成很小的颗粒，这些小颗粒在压力容器下腔室形成一个碎片床，同时，由于大量的冷却剂蒸发，将导致主系统压力上升；堆芯碎片-压力容器下封头贯穿件的相互作用：堆芯熔融物可能首先熔化贯穿管道与压力容器的焊接部位，而导致压力容器失效下腔室中堆芯床的冷却：冷却特性取决于碎片床的结构（几何形状、颗粒大小、孔隙率以及空间分布特性）以及连续对压力容器的供水能力。如果碎片床能被冷却，事故将会终止。如果不能冷却燃料碎片，这些燃料碎片在下腔室再熔化，形成一个熔融池。熔融池中流体的自然对流会使压力容器下封头局部熔化。严重事故主要现象液滴包壳破损口淌出的熔融燃料、包壳混合物在燃料表面下淌粘结团燃料表面下淌的液滴的聚合在燃料下部支撑件处聚合成层燃料元件间液滴的聚合颗粒床、多孔碎片床熔融物在冷却过程中凝结、粉碎、解体以颗粒形式成堆存在，形成多孔碎片床碎片床的形式液滴燃料碎片池碎片池冷却水凝结和堆积支撑板元件间的液滴聚合支撑物的崩塌燃料棒的解体严重事故主要现象下腔室燃料碎片冷却机理的假设冷却水冷却水燃料碎片池燃料碎片池堆芯下腔室(a)固化前(b)固化后间隙裂缝严重事故主要现象压力容器内的氢气产生(In-VesselHydrogenGeneration)锆+水蒸气氧化锆+氢气+热量起因发热反应使堆芯升温加速，堆芯熔化加速；氢气可能在堆芯内燃烧，压力容器破损后在安全壳内燃烧；氢气会降低安全壳喷淋对减压的效果。后果控制棒、燃料包壳、燃料的融化过程共晶反应氢气发生研究严重事故主要现象VaporExplosionpressurewave粗混合coarsemixing粉碎和传播FragmentationandPropagationmelt-jet液柱破裂jetbreakup冲击波触发triggingwaterwaterunstablevaporfilmppppppwatervaporwatermelt-jetvaporfilm5.3.2蒸汽爆炸的原理与子过程fragmentsmelt-droplet高压蒸汽沿周向扩散，热能转化为机械能轻水反应堆可能发生压力容器内和压力容器外两种典型的蒸汽爆炸。膜态沸腾严重事故主要现象In-VesselSteamExplosion急剧的蒸汽发生极端的情况下产生冲击力冲击力可能会造成堆内构造物损伤或压力容器顶盖冲飞（－mode失效）WASH-1400中被假设为早期安全壳失效的一种可能来源。小质量飞射物的爆炸喷射-如控制棒驱动机构的爆炸喷射（压水堆装有屏蔽以阻滞这种飞射物，使之不能到达安全壳内壁-认为这种机理引起的安全壳破损不太可能。）后果高温堆芯熔融物和冷却剂接触，冷却剂快速蒸发，可能引发爆炸。起因－mode失效研究高压下的水蒸汽爆炸再临界水蒸汽爆炸对压力容器的加载－mode失效是一种声波压力脉冲Sonicpressurepulse，由快速传热引起。特点严重事故主要现象蒸汽爆炸-争论的话题实验研究表明：从燃料中储存的能量转换成爆炸能的转换因子约为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100kgTNT的威力。这种事件的概率极低，可以忽略不计。严重事故主要现象5.3.3下封头损坏模型从堆芯熔落物至压力容器内壁的传热：固态碎片的瞬态导热；碎片的熔化，液态熔融物的自然对流；液态熔坑中不同物质的分层及其自然对流压力容器内壁局部熔化严重事故主要现象堆芯熔融物蒸汽向安全壳内放出后果压力容器的熔融贯通(ReactorVesselMelt-Through)大量的堆芯熔融物将底板一部分熔化；或堆芯贯穿件失效或因升温使钢板的强度降低，造成底板受压损坏。起因研究熔融池特性熔融堆芯和下封头的反应下封头的蠕动过程测量管道的健全性NRC研究工作：临界热流密度试验（PennState），结束。低压头破损试验（SNL），结束。容器内堆积物冷却性试验（FAI），进行中OECD的RASPLAY计划（RRC－KI），进行中德国的DEBRIS/PRV计划韩国的SONATA计划法国IPSN正在开发的ICARE2程序日本JAERI正在开发的CAMP程序COUPLE程序国际大型相关研究计划典型的分析程序严重事故主要现象冷却水燃料碎片池固化前压力容器的熔融贯通相关现象碎片团的塌落支撑的崩塌压力容器失效燃料碎片池固化后冷却水严重事故主要现象损坏模型喷射冲击喷射冲击引起的消融下封头贯穿件的堵塞和损坏堆芯碎片首先破坏下封头的贯穿件管道。如果温度足够高，那么该管道壁可能发生熔化或蠕变变形（TMI-2的数据表明，管壁破损发生在仪表管道上，并且许多管子被碎片堵塞）下封头贯穿件的喷出物破坏贯穿件管子，碎片积累后的持续不断的加热可能使管道贯穿件焊接处损坏球形蠕变断裂熔融堆芯与压力容器壁之间直接接触引发对下封头的快速加热，可能导致球形蠕变断裂。严重事故主要现象5.3.4自然循环严重事故期间，自然循环被视为压水堆（沸水堆）中的一个重要现象,密度梯度形成压力容器内的自然循环流动,一方面使蒸汽在堆芯中的温度分布趋于均匀，另一方面使蒸汽在堆芯内更加均匀，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。严重事故主要现象压力容器内诸现象的研究课题1)

堆芯的损伤、熔化过程控制棒、燃料包壳、燃料的融化过程共晶反应氢气发生再定位

2)

压力容器内熔融堆芯的维持下落熔融燃料堆积物的粒子化份额熔融池的自然对流硬壳的生成及燃料堆积物的固化性状熔融池的分层化固化熔融物和下压头间的空隙的形成和水对空隙的侵入外部冷却的有效性及沸腾特性除衰变热用冷却水的长期确保

3)

压力容器的健全性熔融堆芯和下封头的反应下封头的蠕动过程测量管道的健全性严重事故主要现象5.4安全壳内过程安全壳早期失效直接安全壳加热（DCH）蒸汽爆炸氢气产生、扩散并燃烧安全壳隔离失效安全壳晚期失效碎片床冷却熔化堆芯物质与混凝土相互作用堆芯熔融物熔穿压力容器之前或者之后很短时间内安全壳的失效。由于其启动厂外应急程序的警报时间很短，而且安全壳内放射性物质的沉淀时间很短而导致更大的放射性物质的释放。对严重事故分析来说，早期失效更加重要。如果安全壳不发生早期失效，在熔融堆芯熔穿压力容器后，仍然存在长期危及安全壳完整性的因素——晚期失效的可能性。主要因素：晚期可燃气体的燃烧，安全壳逐步超压以及地基熔穿。严重事故主要现象安全壳直接加热(DCH:DirectContainmentHeating)高压的状态下发生熔融贯通时，熔融物将以高压向安全壳内喷放高温熔融物在微粒化后，浮游在安全壳环境中，导致熔融物的总表面积显著增加起因后果安全壳内气体温度与压力的急剧上升粒子中的锆等金属受到气体中的氧气、水蒸汽等的氧化作用，产生化学反应热可能会引起压力上升使安全壳破损在压力容器熔融贯通前，降低一次侧系统的压力安全措施研究压力容器破损之前的系统压力压力容器损坏模型下腔室中熔融物的质量系统中熔融物和气体的成分熔融物的温度严重事故主要现象DCH在Zion概率安全研究中，首先指出核电厂直接安全壳加热的潜在风险。塞瑞核电厂的严重事故事件的评价文献中和USNRC的反应堆风险参考文献NUREG-1150中突出出来。尽管概率低，但却是对整个风险有最显著贡献的事件之一。能量传至安全壳空气进入安全壳的流道散布的碎片严重事故主要现象安全壳内的氢气产生(Ex-VesselHydrogenGeneration)起因熔融堆芯在分解地基混凝土时，堆芯与混凝土相互作用（MCCI）

也会产生氢气。熔融物中的锆等金属，引起金属的化学反应，水蒸气还原成氢气水中溶入放射性物质，长时间的放射分解产生氢气后果氢气燃烧安全壳升温升压研究金属—水反应水的放射性分解氢气的分布严重事故主要现象安全壳内氢气的分布在TMI-2事故中，安全壳中产生了大量的氢气，并发生过自燃事件。为了评估在氢气、蒸汽和空气混合物中发生自然式爆燃的压力、温度等条件，必须首先了解这些气体在安全壳系统中的分布；在有空气和蒸汽存在的环境中，对不同燃烧方式的氢气浓度的下限值（体积百分比）：向上扩展4.1%，横向扩展：6.0%，向下扩展：9.0%。EPRI的氢气燃烧实验表明：氢气燃烧发展而成的压力对氢气浓度极其敏感严重事故主要现象氢气燃烧（HydrogenBurning）方式扩散燃烧：一个连续的氢气流作供给的稳定燃烧，特点：生成的压力峰值较小而可忽略，但燃烧时间较长，引起的局部热流密度较高在有点火器的情况下发生扩散燃烧的可能性较大安装点火器的目的：是降低氢气的扩散范围和降低氢气的浓度而降低事故的风险。快速减压燃烧：燃烧以相当慢的速度从点火处向氢气、蒸汽和空气的混合气体中蔓延特点：压力的增加比较适度，高热流密度持续的时间较短氢气燃烧的速率和总量决定了由此而产生的作用与安全壳的附加压力和温度爆燃：燃烧以超声波的速度在氢气、蒸汽和空气的混合气体中扩散特点：在极短时间内形成较高峰值压力两种类型：爆燃的直接形成和快速降压燃烧-爆燃的转变严重事故主要现象安全壳隔离失效安全壳隔离失效是指：在发生事故时，安全壳事先存在破口或者安全壳隔离系统失效。安全壳贯穿件：设备出入门、人员出入气锁门、元件运输管、管道、电缆贯穿件等。为了防止事故工况下放射性流体通过贯穿件漏出安全壳，所有流体管道在贯穿安全壳的区段均设有隔离阀，一般采用两个串连的阀门以满足单一故障准则。出现隔离失效并不意味着安全壳泄漏率一定超出法规允许值很多，但其潜在的环境后果将会比较严重。严重事故主要现象二、安全壳晚期失效如果安全壳不发生早期失效，在熔融堆芯熔穿压力容器后，仍然存在长期危及安全壳完整性的因素，这就是安全壳晚期失效。主要因素：晚期可燃气体的燃烧（H2和CO）安全壳逐步超压地基熔穿1、碎片床冷却2、熔化堆芯物质与混凝土相互作用归结为如下问题：严重事故主要现象碎片床及其冷却堆芯碎片从主系统排放到堆坑或低地基区域之后，由于存在水，碎片骤冷，骤冷产生蒸汽，从而将增加安全壳内的压力。碎片床的可冷却性取决于：水的供给量及其方式、堆芯碎片的衰变功率、碎片床的结构特性。堆芯碎片物质的最终冷却是终止严重事故的重要标准，碎片床的可冷却特性是目前学术界研究的热点。TMI-2事故中，在压力容器的下封头内约有20t堆芯碎片物质最终被冷却，至今人们对这一现象原因还不清楚，主要是复杂的碎片床的三维结构、冷却剂进入碎片床的途径不明等。碎片床可能是液态、固态颗粒（多孔介质）但孔隙率很低、也可能由不同的多孔介质特性组成的分层结构对液态的碎片床来说，国外有关试验研究结果表明，对碎片床采取顶端淹没不能最终冷却碎片床，原因是在碎片床的上表面形成了一硬壳，从而阻碍冷却剂浸入碎片床的内部；从液态的碎片床的底部提供冷却剂，会形成多孔的固态碎片床，容易被冷却（底部淹没）。这是一个非常复杂的传质传热过程。严重事故主要现象基础混凝土的热分解(BasementConcreteDisintegration)

对于由90000kg燃料和22000kg不锈钢组成的堆芯熔落物，氢气产量的最大理论值为1392.2kg。根据试验的推论，堆芯熔落物氧化率的保守限值为33%，可得到约460kg氢气产物，消耗水4300kg。严重事故主要现象混凝土消融的化学反应严重事故主要现象安全壳内的诸现象研究课题（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蚀气体的发生(氢气、一氧化炭、二氧化碳等)裂变产物微粒的发生对安全壳的加载注水时的冷却性能2)对安全壳的直接加热(DCH)微粒化熔融物的喷出对安全壳的加载防止压力温度急剧上升的安全壳内配置上的措施3)氢气行为金属—水反应水的放射性分解氢气的分布、燃烧、从氢气燃烧到爆炸的迁移防止氢气爆炸的对策严重事故主要现象安全壳内的诸现象研究课题（二）

4)熔融物的扩大向台座或反应堆地坑的扩大安全壳直接接触水存在的影响5)安全壳支路及冷却剂管道的健全性二次侧减压引起的蒸汽发生器传热管破损隔离阀的信赖度和低压侧管道的耐压性安全壳贯穿件(电线、管道、台架等)的风险冷却剂管道的蠕变断裂严重事故主要现象严重事故管理-即严重事故的对策1)严重事故的预防采用一切可用的措施，防止堆芯熔化。2)严重事故的缓解若堆芯开始熔化，采用各种手段，尽量减少放射性向厂外的释放。严重事故管理的内容事故管理的基本任务：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，应尽量减少放射性向厂外的释放。4）万一安全壳完整性也不能确保，应尽量减少放射性向厂外的释放。确保三大安全功能严重事故主要现象事故管理的方向及对策反应堆停止机能反应堆冷却机能放射性物质封闭机能安全机能的支持机能紧急停堆辅助给水泵的启动,由蒸汽发生器对堆芯冷却带走衰变热抑制压力上升机能添加功能添加效果利用汽轮机旁路系统增加对一次侧冷却、减压功能,进而启动ECCS的低压系统补给水系统的连续水注入，ECCS及其它泵向堆芯的硼水再循环等通过对一次侧的持续减压，注水和泄放等使对堆芯进行长期冷却提高向堆芯的注水能力，使堆芯崩溃热除去功能向上喷淋系统降温降压利用安全壳内的空调冷却器进行自然对流冷却，使内部水蒸气凝结用水箱等的水向安全壳内注水一次侧的强制减压以防止DCH安全壳内设置氢气点火器，氢气复合装置等用于法防止燃烧氢气沙堆过滤器利用消火水冷却ECCS泵连通相邻电厂间的动力用交流电源提高安全壳除热能力提高氢气浓度的控制能力提供安全系统的冷却水供给能力提高安全系统的供电能力严重事故主要现象主要事故管理对策混凝土反应堆压力容器蒸汽发生器MSRVPORV一次侧FP堆芯二回路系统注水和泄放一回路系统强制减压冰凝汽器型安全壳内的氢气点火装置空调冷却器硼酸注入系统利用安全壳内空调冷却器的自然对流冷却氢气点火器应急堆芯冷却系统(ECCS)汽轮机旁通系统、及其它水源的使用给水泵手动启动安全壳严重事故主要现象严重事故的操作管理在严重事故操作管理的规程中，各种威胁安全壳完整性的因素和处置方式如下：后期超压。这种威胁可以用过滤器通风装置加以缓解。氢气燃烧。已提出了几种可能的解决方法并对这些方法进行评估，德国反应堆安全委员会建议安装非能动催化复合器。直接安全壳加热（DCH）。大多数国家认为一种合理的解决方法是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）。应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。这个问题至今没有得到彻底解决。蒸汽爆炸。不存在任何遏制压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壳的负荷。严重事故主要现象研究机构上海核工程研究设计院中国核动力研究院北京原子能研究院研究内容现象研究程序开发、评价程序应用大亚湾核电厂事故管理IEAE提供的程序包：SCDAP/RELAP5MELCORCONTAIN上海交通大学清华大学严重事故在我国的研究现状严重事故主要现象Reactoraccidents-Chernobyl1986TheChernobylUnit4afterthecatastrophy切尔诺贝利核电站（RBMK石墨水冷堆）位于乌克兰首府基辅的北部接近白俄罗斯边境的一块平坦的沼泽地上。1986年4月26日，前苏联（现乌克兰境内）的切尔诺贝利核电站4号机组发生爆炸，8吨多强辐射物质倾泻而出，使5万多平方公里的土地受到污染，320多万人遭受核辐射的侵害。事故发生后，发生爆炸的4号机组被用钢筋混凝土封起来，电站30公里以内的地区被定为“禁入区”。严重事故主要现象“石棺”

钢筋混凝土封起来的切尔诺贝利核电站4号机组

图为用钢筋混凝土封起来的曾经发生核泄露的切尔诺贝利核电站4号机组现在将爆炸的核反应堆包裹起来的“石棺”是