第1章 核电厂严重事故概述

核电作为清洁、经济和可以实现大规模利用的能源，从1954年苏联及时座核电

厂运行发电到现在已经取得了可观的发展。目前，全世界已建成发电的核电机组有442

台，总装机容量超过37×109kW，占全世界总发电量的16%。其中：美国有104台，占美国总发电量的19%；法国有58台，占法国总发电量的80%；日本有54台，占日本总发电量的338%福岛核电厂事故前)。目前我国已经建成发电的核机组有13台，核电总装机容量为87×106kW，核电总发电量还不到我国总发电量的2%，

远低于核能发达国家的水平。随着我国经济的持续高速发展，对电力的需求也越来越大；同时我国作为一个负责任的大国积极调整优化能源结构，在国际上保障二氧化碳减排，缓解环

境压力，决定了我国必须积极发展核电。同时，发展核电也是保障我国能源战略安全

的重要举措。《核电中长期发展规划(2005—2020年)》中明确提出积极发展核电的指导方

针，到2020年使我国核电厂总装机容量达到7×107kW，使核电总装机容量由占全

国总电力装机容量的2%提高到4%]。在我国核电快速发展的背景下，已开展了第三

代压水堆(Pressurized Water Reacto，PWR)AP1000的引进、消化、吸收和再创新工

作，该堆型已在我国浙江三门和山东海阳开工建设。同时，我国将以AP1000核电技术

为基础，开发具有我国自主知识产权的、先进的、非能动的大型压水堆核电厂CAP1400

和CAP1700。到目前为止，我国正在建设的第三代及自主开发的新型的核电机组数目

达26台。

第2章 轻水堆核电厂概率安全评价及重大安全事故简介

2.1 核电厂概率安全评价

概率安全评价(Probabilistic Security Assessment，PSA)又称概率风险评价(Probability Risk Assessment，PRA)，是20世纪70年代以后发展起来的一种系统工程方法。它采用系统

性评价技术(故障树、事件树分析)和概率风险分析方法对复杂系统的各种可能事故的发生和发展过程进行分析，从它们的发生概率以及造成的后果综合进行考虑。美国在1975年发表了《反应堆安全研究》(The Reactor Safety Study)报告(WASH1400)［1］。自从这次具有里程碑意义的研究以来，在方法上已经有了实质性的发展，PSA已经成为核电厂安全评价的一个标准化工具。

第3章 事故早期堆芯行为

3.1 事故早期堆芯应力特性

严重事故状态下堆芯的破坏过程分早期和晚期两个阶段。早期破坏过程是指堆芯

破坏的开始阶段，这一阶段的主要物理过程包括包壳氧化、力学行为及部分堆芯材料

的熔化和再定位。晚期破坏过程是指堆芯材料的移位阶段，在这一阶段，大量的堆芯

材料熔化、再定位、形成碎片床并且熔化物质向压力壳下封头和安全壳转移。

第4章 堆芯氧化和熔化行为

4.1 堆芯氧化行为

堆芯内材料的氧化是在严重事故条件下影响堆芯行为的一个关键现象。锆合金和

水或蒸汽的反应是堆芯氧化中最重要的现象，这一化学反应过程会释放大量热量

并产生氢气，从而决定氢气的源项，同时伴随着包壳材料的脆化和降解的发生。温度在

1500K左右时，锆合金与水的反应变得剧烈，该过程所产生的热量与衰变热相当，因

此可能加速堆芯升温并导致堆芯发生熔化。同时，化学反应后锆合金转变为脆性氧化

物ZrO2，使包壳破裂风险加大。而温度高于1800K时，该热量可达衰变热的10倍。因

此，锆水反应产生的氢气是严重事故中堆内主要的氢气源项，对后续的事故序列有很

大的影响。

第5章 堆芯碎片床的形成及冷却

在核反应堆发生严重事故的情况下，堆芯熔融物掉落到压力容器下封头并与下封

头内残余的冷却剂发生剧烈的化学反应，堆芯熔融物碎裂成许多细小的形状不规

则的颗粒碎片。这些碎片在下封头堆积形成的结构，称为堆芯碎片床

。堆芯碎片的衰变余热会持续加热堆芯碎片颗粒，如果碎片床不能得到足够的冷

却，堆芯碎片会发生再次熔化，形成堆芯熔融物并滞留在下封头，这会威胁到压力容

器的完整性。

第6章 蒸 汽 爆 炸

6.1 蒸汽爆炸过程

高温液体与低温易挥发性液体相接触时，高温液体向低温液体剧烈传热，致使低

温液体快速蒸发，从而形成一个局部高压区，高压区向周围膨胀形成冲击波的现象即

为蒸汽爆炸。蒸汽爆炸是一个快速的能量转化过程，即高温液体的内能转化为爆炸冲

击波的机械能。

第7章 堆芯熔融物换热特性及熔融物堆内保持

当压水堆发生冷却剂丧失事故时，如果堆芯不能被有效冷却，就可能发生熔

化，堆芯熔融物再分布进入压力容器下封头，发生类似于TMI2事故。再分布进入压

力容器下封头内的高温液态熔融物会形成液态熔融池，在堆内过程的后期还可能会出

现由液态金属层和氧化物池组成的多种熔融池构型，同时在熔融池内会出现热分层和

自然循环现象。压力容器下封头内熔融池的流动换热特性对压力容器下封头壁面热负

荷有着重要的影响，并直接决定了压力容器壁面的热负荷。因此，研究压力容器下封

头内熔融池的流动换热特性对成功实现熔融物堆内保持有着重要的意义。

第8章 安全壳内事故过程

8.1 堆芯熔融物与混凝土反应

在轻水堆的严重事故序列中，反应堆堆芯由于冷却不及时会发生熔化，熔融的

堆芯加热周围结构材料，并将结构材料一同熔化，熔融物沉积到反应堆压力容器的下

封头内形成碎片床或熔融池。如果不能有效地带走下封头内堆芯碎片床的衰变热，

可能会导致下封头熔穿失效或蠕变破裂失效。堆芯熔融物通过下封头裂缝流入反应

堆安全壳堆腔内，高温的堆芯熔融物会与腔内的混凝土发生反应(MCCI)。在

MCCI过程中，伴随着大量的物理化学反应，堆腔内会产生大量的不凝结气体，如H2、

CO、CO2等，使得安全壳内的压力快速升高，从而威胁安全壳的完整性。在堆腔中

MCCI过程如图8-1所示。图8-1给出了两层结构模型，同时给出了在MCCI过程

中的热量传递和质量传递规律。

第9章 事故源项

9.1 引 言

“源项”这一术语广泛应用在与风险和环评分析相关的工业安全研究中。一般来

讲，源项是指在事故工况下，从设备中释放到环境中有害物质的量。对释放量的评估

十分重要，因为它是整个风险评估链的及时步。此外，源项是评估有害物质在不同环

境介质(空气、水等)中分布的必要输入，通过它可以评估照射量、吸收剂量，还可

以评估放射性物质对工作人员和公众造成的潜在影响。

第10章 严重事故堆芯损伤程度评价

10.1 引 言

在严重事故情况下，对堆芯损伤程度的掌握和了解，无论是对核电厂还是核安全

当局甚至是核电厂所处的地方政府部门来说都是必需的，这对事故的处置特别是对应

急响应和后果评价至关重要。

在1979年美国三哩岛核电厂事故后，NRC了一个三哩岛核电厂事故处理计划

NUREG0737［1,2］。在该报告中包括了评价堆芯损伤程度的相关要求，用于宣布应

急行动水平(Emergency Action Level，EAL)，该水平直接决定了需要采用的场外放射性防

护行动。

第11章 严重事故管理导则

11.1 简 介

核安全的目标在于减少导致放射性物质向厂外泄漏事故的概率，并在万一发生此

种事故时减轻其后果，限制放射性危害的扩展。在技术上，应采取一切合理可行的措

施防止核电厂事故，并在一旦发生事故时减轻其后果。为此，轻水堆核电厂通常在

设计上采取多道屏障来防止放射性产物向大气环境的释放，即燃料基体、燃料包壳、

RCS压力边界和安全壳。在设计与运行管理上，轻水堆核电厂充分考虑了纵深防御的

概念，即提供多层次的防御(固有特征、设备和规程)，旨在防止事故的发生并确保一

旦不能防止时仍有合适的保护。虽然从设计上看核电厂已经相当多的保护与安全措施，

但目前的技术还不能消除核电厂事故的发生。特别是三哩岛核电厂事故

与切尔诺贝利核电厂事故以及福岛核电厂事故的发生，更是现实而深刻的例子，使

人们深刻认识到核安全的重要性，必须对事故，特别是严重事故进行更多的抵御考虑。第12章 严重事故分析软件

正如前面章节所介绍的，核电厂严重事故作为一个多成分、多相态、多物理场的

复杂耦合过程，整个阶段中涉及的事故序列和事故现象可能会对反应堆的安全性产生

不可估量的影响。因此，鉴于严重事故研究所具备的重要意义，技术人员可通过分析

不同的严重事故现象和机理，设计出有效的缓解措施，从而降低放射性物质对周围环

境所造成的影响，确保核电厂的安全性和完整性。然而，无论是堆内事故过程还是堆

外事故过程，它们都属于超设计基准事故。因此，对严重事故进行相关的实验研究存

在较大的局限性。随着计算机技术的飞速发展，越来越多的仿真模拟应用于核能领

域，这在一定程度上使得严重事故实验难的问题得到了缓解。研究人员们已经开发出

来大量计算机程序，用于分析各类严重事故现象和机理，模拟不同事故工况下对反应堆所造成的影响。这些程序在功能上大致可以分为系统性分析程序、机理性

分析程序和单一功能分析程序三类。下面将逐一对这三种分析程序作简要介绍。

第13章 严重事故分析热物性

描述严重事故热物性是估计反应堆晚期融化过程的物理进程的一个重

要部分。本章热物性的主要数据、公式从MATPRO中选取［1，2］还有一些特殊材料如纤维绝缘材料，通过采用曲线拟合原始数据的方法得到相关的热物性数据。堆用材料分为核燃料、冷却材料、慢化材料、结构材料、控制材料五大类。对于材料的热物性主要考虑热导率、比定压热容、热膨胀率、密度、焓、熔点、黏度、热辐射率等。由于热物性与温度、压力有不同的依赖关系，将热物性只与温度有关的核燃料、结构材料、控制材料、慢化材料归为一类，并以核燃料为代表，把热物性既与温度有关又与压力有关的冷却剂作为另外一类材料分别讨论。