压水堆核电站全厂断电事故模拟研究_毕业设计论文

西南科技大学本科生毕业论文 Southwest University of Science and Technology 本科毕业设计（论文） 压水堆核电站全厂断电事故模拟研究 学院名称 国防科技学院 专业名称 核工程与核技术 学生姓名 学号 指导教师 压水堆核电站全厂断电事故模拟研究 摘要：压水堆核电站全厂断电可能发展成为堆芯熔化的严重事故,并最终导致安全壳超压失效。全厂断电事故中主泵轴封处可能会由于失去冷却而出现泄漏;如果此时一回路系统维持在安全阀设定压力的水平,可能会导致高压熔喷。本论文主要研究关于如何推迟较压力壳下封头熔穿时间，避免高压熔喷,降低安全壳发生早期失效等问题，利用MELCOR程序分析研究严重核电厂全厂断电事故，研究表明全厂断电事故发生后，发电机带厂用电失败，主泵失电开始惰转，一回路冷却剂流量迅速下降，开始自然循环，堆芯由于得不到冷却剂补充，剩余冷却剂不断蒸发，液位迅速下降，堆芯出现沸腾并且开始裸露，逐渐融化，并最终导致安全壳发生超压失效。最后通过对全厂断电事故发生时一回路系统热工水力响应、堆芯部件行为、安全壳内的热工水力现象进行分析，提出对核电厂严重事故的缓解措施。 关键词：全厂断电；严重事故；高压熔喷；热工水力响应；安全壳响应 Analysis of station blackout accident in Pressurized water reactors nuclear power plants Abstract:nuclear power plant outage may develop into a water pressure core melt accident serious heap,and lead to vessel overpressure failure.The main pump power accident may be due to the cooling and the leakage loss;if a closed-loop system to maintain the safety valve set pressure,may lead to high pressure spray.This paper mainly studies how to turn ahead pressure vessel penetration time,avoid high pressure spray,reduce the control problem of early failure,using MELCOR program to a serious analysis of nuclear power outage,studies show,blackout,auxiliary power machine power,power of the main pump has been idle in sharp decline,coolant flow,began to natural circulation,reactor core coolant supply due to lack of,the remaining coolant evaporation,the water level dropped rapidly,nucleate boiling and naked,melting,and over pressure resulted from the failure of containment.When the accident occurred,the thermal-hydraulic response of a loop of the system,the core components of the behavior of power plant thermal hydraulic phenomena,containment,and analyzes the results,puts forward severe accident mitigation measures. Keywords:station blackout; severe accident;high pressure spray；The thermal-hydraulic response；containment response 目 录 1第一章 前言 3第二章 国内外对核电站研究现状 32.1. 核能相对于其他能源的优势 42.2. 当前国内外核电发展研究现状 42.2.1 国内外核电发展概况 52.2.2 美国核电发展现状 62.2.3 法国核电发展现状 62.2.4 日本核电发展现状 72.2.5 我国核电发展现状 82.2.6 我国核电发展前景 92.2.7 当前世界核电发展发展趋势 122.3 毕业设计的意义和目的 13第三章 MELCOR程序 133.1 MELCOR程序的模块化结构 143.2主要计算模型 17第四章 核电事故原因分析 174.1核电厂严重事故 194.2 压水堆全厂断电事故 194.3. 模拟研究核电站全厂断电事故进程 22第五章 分析核电站全厂断电事故 225.1. 全厂断电事故过程中对反应堆各部件现象进行分析 245.2　全厂断电事故中出现主泵轴封泄漏同时实施减压措施 255.3 应急措施及建议 255.3.1　应急压空和1E级蓄电池有效工作时间论证 265.3.2　评估应付全厂断电时限能力 265.3.3　增设可替代交流电源 275.3.4　安装非能动自催化氢气复合器 285.3.5　制定严重事故管理导则 29致谢 30参考文献 第一章 绪论 1.1引言 伴随着科技和经济的发展，人类对于生活质量的追求越来越高，在各个领域的发展都十分迅速，然而在我们人类不断进步的同时，我们对于能源的需求也在不断提高，直到21世纪的今天，能源危机已经遍及全球各个国家，以及燃烧煤、石油、天然气等到时的温室效应、臭氧层空洞等，是的我们唯一的赖以生存的家园变得岌岌可危，因此寻求新的清洁的能源成为整个人类缓解能源危机及环境问题的首要任务，而核能便成为各国的重点关注对象。 我国的可再生能源有着得天独厚的优势，是重要的战略替代能源，对增加能源供应，改善能源结构，保障能源安全，保护环境具有重要的作用。积极开发和利用核能、太阳能、风能、电能、生物质能、地热能以及海洋能等可再生能源，是实现我国经济社会可持续发展能源战略的必然选择。但我国同时也是一个能源生产大国和消费大国，拥有丰富的化石能源资源。2006年，煤炭保有资源量为10345亿吨，探明剩余可采储量约占全世界的13%，列世界第三位。但是中国的人均能源资源拥有量较低，煤炭和水力资源人均拥有量仅相当于世界平均水平的50%，石油、天然气人均资源拥有量仅为世界平均水平的1/15左右。能源资源赋存不均衡，开发难度较大，已探明石油、天然气等优质能源储量严重不足。再加上能源利用技术落后，利用低下，在经济高速增长的条件下，我国能源的消耗速度比其他国家更快，能源枯竭的威胁可能来得更早、更严重。因而，日益增长的对外能源需求造成的能源压力迫使我们不得不寻找解决能源危机的突围之路。 迄今为止，世界能源需求的85%来自燃烧煤、石油、天然气等化石燃料。大量燃烧化石燃料所产生的二氧化硫、二氧化碳、氮氧化物、一氧化碳和颗粒物等，是的地球环境再次遭到严重破坏，威胁到人类的健康。而且，煤、石油、天然气等化石燃料属于不可再生的资源，随着其消耗的迅速增长，使它们在地球上的储量面临枯竭的境地。为了缓解能源危机，我们便需要寻找新的清洁的能源，在自然界中，除了化石燃料外，核能、水力、风力、太阳能、地热、潮汐能等也都是可资利用的能源。水力是无污染的能源，应充分开发使用，但水力资源终究有限，且受地理条件限制。水力发电随季节变化很大，所以光靠水力替代不了化石燃料，满足不了日益增长的能源需求；风力、太阳能、地热、潮汐能等，都因受多种条件的限制，只能在一定条件下有限开发，很难大量使用；较乐观地估计，到21世纪，上述几种能源中每种在能源总耗量中的比例，都很难超过1%。 然而到目前为止，在技术上已较成熟，而且能大规模开发使用以提供稳定电力的惟有核能。因为核能有其无法取代的优点，主要表现于： （1）核能是地球上储量最丰富的能源，又是高能量密集型的能源。 （2）核电是清洁、低碳的能源，有利于保护环境。如果取代燃煤发电设备，1GW核电设备运行1年能避免排放560万吨CO2，能有效的遏制和缓解温室效应，保护环境。 （3）核电的经济性优于火电。 （4）核燃料能量密度比起化石燃料高上几百万倍，故核能电厂所使用的燃料体积小，运输与储存都很方便，一座1000百万瓦的核能电厂一年只需30公吨的铀燃料，一航次的飞机就可以完成运送。 （5）以核燃料代替煤、石油和天然气，有利于资源的合理利用。 1.2. 当前国内外核电发展研究现状 1.2.1 国内外核电发展概况 美国于1945 年8 月在日本投下了两颗原子弹，核能首先被用作大规模杀伤性武器。二战结束后，科学家们开始研究如何控制和利用原子核裂变产生的巨大能量为人类造福。核电站的开发与建设开始于20 世纪50 年代。1954年苏联建成世界上第一座电功率5000KWe实验性核电厂,1957年美国建成电功率9万KWe的希平港原型核电站以来，世界核电已取得了长足发展。据统计，2006年全世界正在运行的核电机组有441个（其中轻水堆核电机组约占80%，重水堆核电机组约占8%，轻水堆核电机组中压水堆机组占了76%，沸水堆机组约占34％），分布在31个国家或地区，年发电量占世界总发电量的16%。 目前，世界核电主要分布在北美（美国、加拿大）、欧洲（法国、英国、俄罗斯、德国）和东亚（日本、韩国），这8个国家的核电机组数量占全世界总和的74%，其装机容量则占79.5%。核电装机容量排名前三位的美国、法国和日本的核电机组之和占全世界的49.4%，装机容量占56.9%。 1.2.2 美国核电发展现状 美国第一座核电厂建成于1975年12月。近50年来美国总共建成商业核电机组132台，除去已经关闭的28台目前仍在运行的有103台，居世界之最。它们分布在美国的31个州2006年美国核能发电量约为7804亿千瓦小时，占全国总发电量的19.3%。 图2-1 美国核电机组分布 美国核电发展的特点：开发阶段起步早，堆型多，建设阶段大起大落。由于美国资金雄厚，早期采用多种堆型进行试验，经大量试验后，较早地确定了轻水堆。1975年美国核电发展达到顶峰，此前发展过猛，此后紧急刹车。美国现有的核电机组全是早期建成的。三十多年来，美国没有新建一台核电机组。三里岛事故是促使美国核电发展急刹车的主要原因。这次事故虽然没有造成环境污染，但给电力公司造成巨大经济损失。三里岛事故后，美国已经订货的核电机组停止制造，正在建造的下马，刚刚建成的机组不让运行。三里岛事故后，美国核安全 标准 excel标准偏差excel标准偏差函数exl标准差函数国标检验抽样标准表免费下载红头文件格式标准下载 变得过于苛刻，审批手续复杂，时间拖得很长，造成建设周期延长，成本增加得让电力公司难以承受。另外，燃料和高放废物最终处置问题也是困扰美国核电发展的大难题。美国政府经过二十年的努力才落实最终处置场，定点在内华达州尤卡山。 经过三十多年的停顿后，目前美国核能事业正在复苏。在核燃料循环方面，美国过去一直是采用开式循环，燃料暂存不经过处理直接送到最终处置库。为了减少环境污染，降低最终废物处置量，目前美国正在改变核燃料循环技术路线，积极开发先进的后处理技术。 1.2.3 法国核电发展现状 法国因为能源短缺，在世界第一次石油危机之后，决心发展核电，目前正在运行的核电机组有59个，核电总装机容量6613万千瓦，2006年总核电量为4309亿千瓦小时，占总电量的78.5%，核电比例位居世界第一。 法国核电发展的特点是：一直稳步发展，面对世界上出现的两次大的核事故，法国发展核电的决心、政策和计划从不动摇。技术路线方面，法国核电堆型统一、标准化、系统化、程度化，由此带来的好处是安全审批程序较简单，审批时间短，建造周期较短，核电成本较低。 法国核电站在厂址选择和布局方面，除沿海布置外，内陆滨河厂址也较多。采用闭式燃料循环，后处理技术先进，并重视发展快中子增殖堆，力图充分利用核燃料。 图2-2 法国核电机组分布 1.2.4 日本核电发展现状 日本能源严重匮乏，一直坚持积极发展核电的政策。目前日本运行的核电机组有55台，2006年核电总装机容量为4858万千瓦，核能发电量为2807亿千瓦小时，占全国总发电量的29.3%同法国一样，世界上两次大的核事故并未动摇日本发展核电的基本方针，日本核电一直稳步增长。在核电堆型选择方面，日本的压水堆和沸水堆核电机组并行发展，两者数量相近。 日本是个多地震国家，核电厂址安全停堆地震（SSE或SL-2）的地震动水平峰值加速度都比较高，日本柏崎核电厂是目前世界上装机总容量最大的核电厂（总装机容量8841兆瓦），其中的两台ABWR机组是目前世界上最先进上午轻水堆核电机组（见图）。 图2-3 日本核电机组分布 1.2.5 我国核电发展现状 我国的核能事业开始于1955年，但核能发电起步较晚，上世纪七十年代开始设计工作，1985年开始建设我国大陆第一座核电厂（即秦山核电厂）,1994年投入运行。其后,除1996年开工建设的秦山2期核电厂是自主设计外;先后从法国引入大亚湾2×984MWe和蛉澳一期轻水核电站,从加拿大引入秦山3期2×750MWe重水核电站,从俄罗斯引进田湾2×1060MWe核电站.我国大陆已投入商业运行的11台核电机组，其总装机容量约为900万千瓦。2007年核发电量近600亿千瓦小时，大约占全国总发电量的1.8%。 我国大陆现有三个核电基地，即浙江秦山核电基地，，已建成5个核电机组，在建4个机组；广东大亚湾核电基地，已建成4个核电机组，在建2台机组；江苏田湾核电基地，2台核电机组已投入运行；在其它地区正在建设的核电厂有：辽宁红沿河4台机组；福建宁德2台机组，福清2台机组； 图2-4 我国大陆部分核电厂分布图 表2-1 中国大陆已投入运行和在建的核电厂 1.2.6 我国核电发展前景 我国目前核电规模不大，核发电量占全国中发电量比例甚小，与世界核电平均水平相差甚远。其主要原因是过去我国核电在国家能源战略中的作用和地位无足轻重。为了满足我国电力增长需求，保障能源供应安全、调整能源结构、减少环境污染、保证社会和国民经济持续发展，我国近来调整可核电政策，由过去的“适度发展核电”转变为“积极发展核电”。2006年3月国务院通过了我国《中长期核电发展规划》（2005-2020年）。按此规划，到2020年，我国大陆核电运行机组总装机容量将达到4000万千瓦并在建核电机组1800万千瓦。这相当于要求在今后14～15年内，平均每年要建成两个百万千瓦级核电机组。 目前应该说是中国核能发展的第三阶段，国家已将核电作为能源战略的重要组成部分。其方针是“积极推进核电建设”。到2020年核电在国家电力的比例将为4％～5％ ，中国将建至少30座100万千瓦级的核电站。根据国家中长期能源发展形势和前景分析，在《2050年我国的能源需求》的研究报告中指出，核电占一次能源的比重应提高到12.5%，总装机容量达到240GW。核燃料循环各环节生产能力到2020年也要在现有基础上提高4～6倍。 1.2.7 当前世界核电发展发展趋势 由于化石燃料的供应和价格经常受到国际政治外交和军事冲突的影响，温室气体排放造成的环境问题压力日益加剧，加上两次大事故后世界核电的运行业绩和技术进步，使得世界上许多国家又把发展清洁能源的注意力又重新转向核能。在经历了上世纪八、九十年代的低潮后，世界核电正在走向复苏，今后许多国家将大规模建造先进的核电机组，并继续开发先进核能系统。总的发展路线图是： 现有核电机组延长使用寿命→新建第三代轻水堆机组→开发第四代核能系统→开发核能制氢 按广泛被接受的观点，已有的核能系统分为3 代： 1、20 世纪50 年代末至60 年代初世界上建造的第一批原型核电站，例如Shipping port（1957-1982）、Dresden-1（1960-1978）和英国的Calder Hall-1（1956-2003）。其中，只有两座作为商业用途的第1 代（Gen I）电站现在仍在运行：分别是01dbury核电站，以及位于威尔士的Wylfa核电站。 2、20 世纪60 年代至70 年代世界上大批建造的单机容量在600—1400MW 标准型核电站，它们是目前世界上正在运行的核电站的主体。这些反应堆被称为轻水反应堆（LWR），使用的是传统的“能动式”安全措施，包括可按指令提供的电动或机械式操作。但一些当时设计的系统，仍然在被动模式下（例如使用压力释放阀）执行操作，而且在实施功能时没有操作者的控制，或要依赖辅助动力。目前我国正在商业运行的核电站都是采用的二代核电技术，在建的核电站大部分采用法国开发的二代压水堆，在引进吸收法国技术的同时也在不断的对其安全性进行改进以形成具有自主设计能力的二代改进堆型CP1000，并将应用在福清5、6 号机组中。 3、20 世纪80 年代开始发展、本世纪初开始投人市场的改进型轻水堆（ALWR）核电站。二、第三代核电技术第三代核电技术，主要指符合美国“电站业主要求文件（URD）”或“欧洲用户要求文件（EUR）”的先进核电反应堆技术，采用或部分采用非能动的预防和缓解严重事故的措施，以美国的AP1000 为例，它采用了以下几种措施： （1）设置熔融堆芯滞留设施(IVR）； （2）在一回路设置非能动安全注射系统和多级的非能动自动泄压系统（ADS），当事故安全注射时即泄压，以防止高压熔堆；设置非能动的安全壳冷却系统（PCCS）；设置非能动的堆芯余热排出系统（PDHRS）；在安全壳内设置氢点火器和氢复合器来防止氢气燃爆。 目前广泛用于商业运行的第三代核电站，尚未形成气候。我国在建的三代核电站采用的技术包括法国开发的EPR 堆型和美国开发的AP1000 堆型，其中AP1000 堆型在世界上其他国家都没有建设运行的先例。2008 年2 月15 日，国务院第209 次常务会议正式批准“大型先进压水堆重大专项总体实施 方案 气瓶 现场处置方案 .pdf气瓶 现场处置方案 .doc见习基地管理方案.doc关于群访事件的化解方案建筑工地扬尘治理专项方案下载 ”。通过实施重大专项，在引进、消化和吸收世界最先进的第三代核电技术（AP1000）基础上再创新，设计并建成具有我国自主知识产权的大型先进压水堆核电站示范工程，并在此基础上加强基础研发，提升型号开发的综合实力，逐步走向世界核电前沿，这是我国核电可持续发展的需要，也是我国建设创新型国家的需要。我国第三代核电自主化依托项目的首座核电站浙江三门核电站一期工程核岛工程承包 合同 劳动合同范本免费下载装修合同范本免费下载租赁合同免费下载房屋买卖合同下载劳务合同范本下载 2009 年2 月28 日在北京钓鱼台签字。通过三门和海阳两个依托项目消化吸收的实施，要达到全面掌握以非能动技术为标志的第三代核电技术的目的，加快我国核电技术水平与安全要求的提升。目前，这两个依托项目进展顺利，后续自主化的AP1000 项目已完成初步设计，并将逐步成为CAP1000；同时，拥有自主知识产权的CAP1400 的技术研发工作，也正在有条不紊地进行，并初步定于2013 年在山东石岛湾开始示范工程的建设。在未来相当长一段时间内，AP1000、CAP1000、CAP1400 及其后续的CAP1700 作为大型先进压水堆，将是我国的主要机型。 4、第四代核电技术 前三代核电技术都脱胎于上世纪40 年代末为海军开发的设计方案，自三哩岛事故之后，全球核电建设进人低潮，但发达国家一直没有放松先进核能系统的研发。20 世纪90 年代以来，各国陆续提出了许多新的反应堆设计概念和燃料循环方案，在改善经济性、安全性和可持续性的同时显著拓宽了核能的应用领域。为国际合作开发新一代核能系统，美国能源部倡议于2000 年1 月成立了第4 代核能国际论坛（Generation IV International Forum -GIF），共同研究、开发和验证四代核能技术。目前共有10 个国家包括美国、法国、日本、英国、加拿大、阿根廷、南非、巴西、韩国、瑞士以及欧洲原子能共同体加入了该论坛。第4 代核能系统，包括反应堆及其燃料循环应满足如下要求： （1）可持续性。能提供清洁、可持续的核能，能为世界长期使用和对核燃料实现有效利用；应能处理好核废物，并使核废物量最小化，特别是减少核废物长期管理的负担，从而改进对公众和环境的保护。 （2）经济性。低成本、短周期建设，可在不同的电力市场竞争，投资风险应与其它能源项目类似；全寿期发电成本较其它能源具有优势，通过对电站和燃料循环的简化和创新设计达到成本目标；除发电外，还应能满足制氢等多种用途。 （3）安全性和可靠性。“第4 代”应有更优良的安全性和可靠性，有非常低的堆芯损坏程度，应消除厂外应急的需要。防止核扩散和增强实体保护。为防止核材料扩散提供更高的保障，通过内在的障碍和外部监督提供持续的防扩散措施；通过增强设计的坚固性防范恐怖主义袭击。 5、第五代核电技术———行波式核反应堆 对反应堆的核燃料进行浓缩及定期打开反应堆补充核燃料，是核电站运行中最繁琐和昂贵的步骤。用过后的核燃料从反应堆中取出后，必须对之进行再处理以回收可用材料。而且核电站还存在核扩散和环境污染风险。为解决上述问题，美国华盛顿一家名叫“智力投资”的发明投资公司提出了一种经济可行的，只需少量浓缩核燃料即可运行的新型反应堆设计方案，他们称之为行波反应堆。行波堆不同于现有商业化的堆，通过对抑制堆芯燃料的分布和运行，核燃料可以从一端负级启动点燃，裂变产生的多余种子将周围不能裂变的铀-238 转化成钚-239，当达到一定浓度之后，形成裂变反应，同时开始焚烧在原位生成的燃料，形成行波。常规反应堆也能生产钚-239，但是必须移去用乏后的核燃料，将之切断并用化学方法提取钚，这是一个肮脏、昂贵的过程，也是制造原子弹的一个主要步骤。行波反应堆生产出钚，并立即加以使用，从而消除了被专用于生产核武器的可能性。一个不到1 米的活性区域沿着堆芯运动，就能给前方不断地提供新的钚核燃料。行波以增殖波先行焚烧波后续，一次性装量可以连续运行数十年甚至上百年。为维持运行，堆芯燃料部分保持常规的大小质量，按正常方式通过核能，将热量带出堆芯，产生蒸汽，其余部分为烧尽或待增殖的燃料。除最初的启动源需要浓缩铀，其他所有燃烧都可以来自天然的材料或清水的发电，因此不需要分离浓缩。行波堆的技术可以概括为核燃料一次性增殖焚烧，是一个理想状态的先进的东西，是有可持续、防核扩散、安全性和高经济性，行波堆可将铀资源利用提高近百倍，废物量减少数十倍，把一个百年的资源提升为数千年的技术。这项技术仍有一些基本的设计问题需要加以解决，如反应堆如何在事故条件下运行的精确模型等。 1.3 毕业设计的意义和目的 在核电厂严重事故中,堆芯熔化后和冷却水相互作用,可能引发蒸汽爆炸现象,蒸汽爆炸过程伴随巨大的能量和压力波的产生,可能造成安全壳结构失效,导致放射性裂变产物释放到环境中。而压水堆核电站全厂断电可能发展成为堆芯熔化的严重事故,并最终导致安全壳超压失效的严重事故。因此,认真研究严重事故过程以及事故的放射性后果，并对其负面效应进行评价分析，对于预防严重事故发生、缓解严重事故后果和提高核电厂的安全性，从而达到保护和预防核电事故的目的是十分必要的。此外,由于目前国内尚缺乏熔融物热工水力相关程序的开发,因此对于熔融物热工水力数值模拟程序的开发也十分必要。本论文基于压水堆核电站全厂断电事故情况下，主要采用MELCOR程序建立一详细的严重核电厂全厂断电事故分析模型，分别计算发生全厂断电事故时各堆芯部件行为及其热工水力现象等，并对计算结果进行分析，以提出对核电厂全厂断电严重事故的提前预防及事故发生后的缓解和保护措施。 第二章 MELCOR程序 尽管核能是一种安全的能源,发生核事故的几率非常小,但美国三哩岛事故和前苏联的切尔诺贝利事故让我们认识到,目前核事故的隐患还不能完全消除。MELCOR是美国桑地亚国家实验室开发的一体化程序包，能够模拟严重事故进程中涉及的大部分重要物理现象和机理，并能计算放射性核素组在回路和安全壳内的迁移和向环境的释放。程序经过大量试验数据的验证和严重事故分析程序的相互验证，对严重事故进程的模拟具有较高的可信度，在世界上许多国家得到了广泛的应用。 3.1 MELCOR程序的模块化结构 MELCOR程序是一个完全整体化的轻水堆严重事故分析程序，该程序在一个统一的框架中处理严重事故的各种物理过程,计算范围包括反应堆冷却系统和安全壳内的热工水力学响应,堆芯材料的加热、熔化、坍塌和重定位,错(包括不锈钢)水反应过程,堆芯熔渣从压力壳内向安全壳内的迁移过程,堆芯熔渣与混凝土的相互作用,氢气的产生!迁移和燃烧,裂变产物的迁移和释放,专设安全设施对热工水力和放射性核素行为的影响等。 MELCOR由程序模块组成,各模块计算事故进程中不同的物理现象，程序的模块化结构带来了很大的灵活性,用户使用时可以根据不同的计算要求启动所需要的模块而忽略不用的模块，MELCOR程序模块有可燃气体燃烧(BUR);熔渣与混凝土相互作用模块(CAV);控制函数模块(CF);控制体水力动力学模块(CVH);堆芯行为分析模块(COR);衰变热计算模块(DCH);外部数据文件(EDF);工程安全设施模块(ESF);熔渣在安全壳内的分布及与其他物质的相互作用(FDI);流道模块(FL);热构件模块(HS);材料性能模块(MP);非冷凝气体状态方程(NCG);放射性核素行为分析(RN);安全壳喷淋(SPR);表函数模块(TF);数据传递模块(TP)等。在计算的过程中,只有执行文件(EXEC),控制体水力动力学(CVH)和流道模块(FL)以及一些MELCOR软件的共用模块在任何计算中都是激活的,其余大多数的模块在默认情况下都是非激活的,只有当使用者需要使用该模块并对该模块发出激活指令以后,该模块才能够开始进行使用。一个简单的热工水力问题可以由执行文件(EXEC),控制体水力动力学(CVH)和流道模块(FL)组成"根据问题的复杂程度,逐渐添加相应的模块使得研究的内容更加接近实际情况"一般添加模块的顺序如图所示"该顺序不是一成不变的,要根据实际情况灵活的调整各个模块的顺序。 图3-1添加模块的一般顺序图 图3-2 MELCOR程序 3.2主要计算模型 MELCOR软件能够计算的事故进程特性包括:反应堆主冷却系统,反应堆堆腔,一回路边界、安全壳和包容体建筑的热工水力学响应;堆芯的过热;裂变产物的释放和传输;氢气产生,转移和燃烧;熔融物喷出现象;堆芯一混凝土反应;热结构响应以及专设安全系统对热工水力特性和放射性核素行为的影响"同时MELCOR软件还使用灵敏度系数来进行灵敏性和不确定性分析"所以,要根据这些事故进程特性建立与之相对应的各种模型。 MELCOR将所模拟的系统分为多个控制体,控制体之间以流道连接，控制体的几何形状由容积标高表来定义，每一个控制体可以分为水池和气空间两部分。水池可以是单相或两相的液体;气空间内可以包括水蒸汽或非冷凝气体,以及悬浮的液滴控制体中初始的热工水力状态由用户定义"随后的计算过程中,若选用平衡热工动力学模型,水池和气空间的质量和能量交换由水池和气空间具有等温这一假设隐含地确定:若选用非平衡热工动力学模型,水池和气空间之间的质量和能量交换由控制体中物质的具体热工水力学状态确定，热工水力计算中将非冷凝气体作为理想气体进行处理。 计算中主要的热工水力方程是质量守恒方程、能量守恒方程和动量守恒方程"同时,程序中含有两相(液相和气相)互相作用的模型,例如两相流动时的动量交换、气泡上升模型、气体和水池之间的质量和能量交换等"程序中也包含临界流模型,用于对破口处的流动以及具有稳压作用的阀门处的流动进行模拟，控制体内不同部件间以及控制体间的能量交换以热构件进行模拟，一个电厂需要考虑的热构件很多,例如压力壳内部构件和压力壳壁、安全壳 内的结构件和安全壳壁!蒸汽发生器的传热管管壁!各个管道的管壁等"必要时用户还可以定义与空间和时间相关的热构件内热源"计算时按需要在热构件内确定多个温度节点,两个温度节点之间的部分为一个单元,每个单元中可以包含一种材料,各种材料的热物性由其他模块提供"通过温度节点和热单元对热构件的温度分布!传热等进行计算，若热构件边界面有控制体,则需定义一个临界水池份额,用于热构件!水池和气空间之间的传热计算，热构件水池份额是指热构件边界浸在边界控制体的水池中的面积份额，需要分别定义水池和气空间临界值，实际水 池份额大于等于水池份额临界值时,计算到水池的传热;实际水池份额小于等于气空间临界值时,计算到气空间的传热和该表面的传质。热构件内部的热传导采用一维热传导模型进行模拟，热构件外表面传热则以对流和热辐射进行模拟。程序用一组使用范围较大的关系式来计算到水池或气空间的自然对流或强迫对流传热，如果热构件表面的温度高于边界控制体的饱和温度,那么就要用泡核沸腾!临界热流密度、膜态沸腾系式来计算水池的沸腾传热"膜态沸腾和过度沸腾阶段,要考虑从一个热构件表面到边界控制体水池的辐射传热"热构件表面与气空间之间的辐射传热也需考虑"当前有两种辐射传热模型可供选用,即等效带模型和气体灰体模型，热构件之间的辐射传热则被忽略.传热构件表面与边界控制体之间的质量传递是用计算质量流密度的关系式或表达式来处理的,模型包括纯蒸汽环境下的冷凝!在有非冷凝气体存在下的冷凝和蒸发、以及任意环境下的闪蒸"另外,传质也由于热构件表面能流密度变化而影响热构件内的温度分布,因为传质伴随能流密度,这一点在热传导计算中作为边界条件加以考虑，热构件在严重事故进程模拟中十分重要,因为一方面热构件会对热工水力状态有一定影响,另一方面会对放射性裂变产物的迁移过程产生巨大影响"热构件表面是裂变产物沉积或重力沉降的场所,并且热构件本身的热工状态会影响沉积和沉降过程"沉积在热构件表面的裂变产物,也会由于本身带有衰变热而影响热构件的热工状态，为完成上述计算,用户需指定热构件的如下性质:热构件的几何形状、高度、方位、表面面积和组成的材料等;热构件的两个边界的初始条件;热构件的内部热源,等等，此外还需指定热构件的边界情况,例如与热构件相邻的控制体,热构件边界热传输种类,热构件周围是水池或气空间或两者都有。 图3-3 MELCOR程序计算堆芯行为结构 MELCOR程序在核电厂严重事故安全分析、严重事故缓解措施的研究及严重事故管理规程制定上应用广泛。因此，深入研究模型开发思路、方程的求解进程和敏感性参数 的引用匹配，深刻理解与严重事故进程有关的物理模型，有助于对程序的准确理解以及应用，为程序的使用者也提供了详细的说明知道，同时对严重事故程序的自主研发的研究具有一定的意义。 第四章 核电事故原因分析 4.1核电厂严重事故 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。一般来说核电厂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；三里岛事故属此类。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。 堆芯熔化可以分为高压熔堆和低压熔堆两大类。低压熔堆是指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。高压熔堆是指堆芯冷却不足为先导事件，主要是丧失二次热阱事故、小破口事故。 与低压熔堆相比，高压熔堆过程具有以下特点： 1.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； 2.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；（裂变产物不易释放） 3.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。 压水堆严重事故发生的过程可以用下图加以描述，图中描述的（事件）次序假设了安全系统的基本故障，它们应被称为作为极端上限情况而不是作为预计事故而加以识别。 图4-1 严重事故次序（热工水利过程用实线表示，裂变产物气溶胶用虚线表示） 事故期间，如果冷却剂丧失并导致堆芯裸露，在堆芯裸露后，燃料中的衰变热将引起燃料元件温度上升。下图示出了大破口事故工况下燃料元件的温度随时间的变化。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，这时由于燃料棒内气体的压力上升会导致包壳肿胀，包壳肿胀会导致燃料元件间冷却剂流道的阻塞，这将进一步恶化燃料元件的冷却。在这种情况下，堆芯和堆内构件之间的辐射换热成为冷却堆芯的主要传热机理。 图4-2 PWR燃料的绝对加热 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，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，从而对环境造成严重破坏。 4.2 压水堆全厂断电事故 我们知道，压水堆核电厂反应堆堆芯余热排出和安全壳热量排出所要求的许多安全系统的正常工作必须依靠交流电源，然而在全厂断电（S B O）事故中，厂外电源都不可用，机组转向带厂用电负荷运行失败，同时应急柴油发电机组也不可用，这势必造成堆芯由于得不到足够的冷却而发生熔化，甚至导致压力容器下封头失效造成安全壳超压失效的严重事故。 在国家核安全局发布的《新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策》中明确提到，“应认真研究全厂断电的可能性和处理措施”。对S B O问题关注的提升，主要是基于交流电源可靠性的经验的积累。我们知道，S B O事故发生的概率取决于外电网的可靠性和厂内应急电源的可靠性。对于建成的核电厂，影响外电网可靠性的因素大多已确定不易变化（如恶劣天气的影响），这时厂内应急柴油发电机组运行的可靠性就变得非常重要。据统计，从1993年1月至2005年8月期间，秦山核电厂应急柴油机共发生失败的启动1次，失败的带载运行3次，可靠性系数为0.95。可见，应急柴油机的状态并不是完全让人放心的。为了在S B O情况下为主系统提供热阱，秦山核电厂专门设置了柴油机辅助给水泵，但在2008年，柴油机辅助给水泵也有多次因扇形拨块开关衔铁块静止位置不合适而导致的启动失败的记录。因此，全厂断电叠加辅助给水失效是有必要进行研究的可能导致堆芯损伤等严重事故的重要事件序列之一。 4.3. 模拟研究核电站全厂断电事故进程 利用MELCOR程序，对全厂断电引发的严重事故进行模拟，以秦山I期核电厂为例，MELCOR程序对泰山I期核电厂节点划分示于下图。该电厂热功率为1035MW，反应堆有两个环路。整个反应堆系统划分为多个控制体，下图中的数字为各控制体编号。控制体之间以流道连接，通过流道模拟冷却剂在系统中的流动。 图4-3 一回路系统节点划分（斜线所标识的为主要热构件，用以模拟能量交换） 在通过MELCOR程序对全厂断电事故模拟研究的进程中，有以下几个假设条件： (1)所有电动的专设安全设施失效； (2)柴油机辅助给水泵失效； (3)主泵轴封处没有泄漏； (4)事故进程中操纵员没有实施任何干预。 全厂断电事故发生后，发电机带厂用电失败，主泵失电开始惰转，一回路冷却剂流量迅速下降，开始自然循环。由于蒸汽发生器(SG)二次侧丧失给水而逐渐出现沸腾，当SG二次侧压力达到大气释放阀和安全阀开启整定值时，大气释放阀和安全阀打开向外排汽。随着蒸汽发生器二次侧水位的降低甚至干涸，一回路逐渐丧失热阱，自然循环终止，引起主冷却剂升温升压。由于冷却剂的热膨胀效应，使得稳压器水位上升，一回路压力随着温度迅速上升，直至稳压器卸压阀开启。冷却剂通过卸压阀排至卸压箱，当卸压箱压力达到0.7 M P a时，爆破膜爆破，大量冷却剂释放到安全壳中，大量的水和蒸汽在安全壳内迅速扩散导致安全壳内压力迅速上升。 堆芯由于得不到冷却剂补充，剩余冷却剂不断蒸发，液位迅速下降，堆芯出现沸腾并且开始裸露。堆芯裸露后传热进一步恶化，锆合金与饱和蒸汽发生剧烈反应，产生的大量氧化热进一步加剧了堆芯温度的上升，同时伴有大量氢气产生。于是控制棒、燃料包壳和支撑结构首先出现熔化，随后燃料开始熔化并且向下坍塌。该阶段可能会存在蒸汽发生器U形管顶部热应力失效，使放射性物质直接通过二回路释放到环境。堆熔混合物随着下支撑板的失效掉入下腔室。当大量的熔融堆芯塌陷到下腔室，其表面与下腔室的水发生淬火，快速的淬火速度甚至可能造成蒸汽爆炸。一旦下封头的堆芯碎渣不可冷却，下封头的结构就逐渐开始失效。如果失效时压力容器内压力足够低，熔融堆芯将在重力的作用下跌落到堆腔中，与堆腔底部的混凝土发生反应(MCCI)。如果失效时压力较高(与安全壳内压力差大于2 MPa)，熔融堆芯就在压力作用下喷射出来，即发生高压熔喷(HPME)，喷射入堆腔的熔融物将发生弥散进入安全壳空间，发生安全壳直接加热(DCH)现象，造成安全壳超压威胁其完整性。下封头失效后，压力容器及一回路内压力迅速下降到安注箱可以投入压力值。除与少量堆芯残余物作用外，大量安注水直接流入堆坑与堆熔物接触发生反应。上述过程将产生大量高温蒸汽和不可凝气体(氢气、一氧化碳、二氧化碳等)，使得安全壳压力瞬间迅速上升。产生的氢气等可燃气体在安全壳内不断积聚，浓度不断上升，最终可能发生燃爆，使安全壳超压失效。安全壳失效后，放射性气体和气溶胶将释放到环境中。 第五章 分析核电站全厂断电事故 5.1. 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。堆冷却剂通过主泵轴封破口和稳压器卸压阀从一回路系统喷出，引起堆芯冷却剂装量的减少。由于泄漏流量不大，因此堆芯压力仍会在稳压器卸压阀的设定压力变化范围维持一段时间。随后堆芯压力开始持续下降。冷却剂持续从主泵轴封破口流出，堆芯水位下降，堆芯逐渐裸露、升温，堆芯部件达到失效温度后会形成熔碴下落。堆芯压力逐渐降到安注箱开启压力，安注箱向堆芯注水，堆芯暂时得到冷却。但由于压力下降较慢，注水流量不大，而且有一部分通过主泵轴封破口直接流出，没有形成对堆芯的再淹没。随后压力壳内继续熔碴的形成和迁移的过程，逐渐熔穿压力容器下封头。下封头熔穿时，压力容器内压力值较低。 假设事故后10 min出现主泵轴封泄漏。之后由于此处的泄漏，冷却即自破口处流出，一回路压力持续下降，堆芯水位也迅速下降，很快堆芯就开始裸露。由于堆芯冷却状况的恶化，在衰变热的作用下堆芯部件的温度升高，达到失效温度后形成熔碴下落。主泵轴封处的泄漏也使压力容器内压力迅速降低，使安注箱能在事故进程中投入使用，和第一种工况一样，有一部分通过主泵轴封破口直接流出，没有形成对堆芯的再淹没，由于事故进程加快，最后下封头较其他工况最早熔穿。 全厂断电事故中，由于稳压器卸压阀不断的开启和关闭，一回路系统的冷却剂不断从卸压阀喷出，堆芯水位下降，堆芯逐渐开始裸露，裸露部分的堆芯仅依靠水蒸气冷却。但水蒸气不足以带出裸露部分堆芯的衰变热，这部分部件的温度持续升高，使流出堆芯的蒸汽温度升高。当流出堆芯的水蒸气温度达到650 ℃时，持续将稳压器卸压阀打开。之后，堆芯压力快速下降到安注箱注水压力，安注箱向堆芯注水。由于堆芯压力下降较快，安注箱注水速度很快，堆芯水位上升，形成了对堆芯的重新淹没。在这种情况下，能最大限度的延缓堆芯下封头的失效。 发生全厂断电后，主泵惰转，反应堆停堆，随后汽轮机脱扣，主给水关闭。由于反应堆停堆，稳压器压力在短时间内快速下降。然后由于主给水关闭，辅助给水完全失效，随着二次侧热阱的丧失，一回路压力也迅速上升到稳压器安全阀的开启整定值。整个事故进程中，由于高低压安注无法启动，导致通过稳压器安全阀排出的冷却剂无法得到补充，压力容器水位迅速下降。一段时间后，堆芯开始裸露，然后逐渐升温并开始熔化。压力容器下封头因受熔融物的加热发生蠕变失效。安全壳内的压力和温度大幅上升。 安注箱在压力容器失效后投人，对堆芯的冷却未起到作用。安注箱的水通过破损的压力容器下封头落入堆腔内，与高温熔融物接触后，产生大量的水蒸气；同时，高温熔融物与混凝土的相互作用后也会有氢气和一氧化碳等大量不凝结性气体产生。以上因素使安全壳内的压力不断上升(如下图所示)，最终安全壳发生超压失效。在安全壳失效之前，安全壳内大量水蒸气的存在使安全壳环境惰性化，安全壳中氢气浓度始终处于远离爆燃或爆炸的区域，氢气风险较小。 主要进程 时间／s SBO发生 O 堆芯开始裸露 7 77O 堆芯开始熔化 11 4O6 稳压器排空 l1 76O 压力容器失效 16 440 安注箱投入 1 6 464 安注箱排空 16 493 安全壳失效 182 717 计算结束 200 000 表5-1 SBO始发的严重事故的主要事故进程 参量 数值 压力容器失效时一回路压力，MPa 16．45 堆芯产生的氢气总质量，kg 519 安全壳内最高压力，MPa 0．8 安全壳内最高蒸汽分压力，MPa 0．606 安全壳内MCCI产生的氢气总质量， 2 144 表5-2 事故主要结果 在严重事故进程中，操纵员将采取各种措施缓解事故，来维持放射性屏障的有效性。即使压力容器破损，但随着时间的推移，恢复AC电源，启动安全壳喷淋系统有可能继续保持安全壳的完整性。，恢复AC电源后，安全壳内的压力和温度会迅速地降低，且安全壳内蒸汽浓度减少的同时，相应也增加了氢气的浓度，这样就增加了氢气的风险。因此，在安全壳中需要采取相应的氢气控制措施并谨慎地实施安全壳喷淋，以预防和缓解氢气燃烧可能带来的风险。 本文通过分析全厂断电事故下安全壳的响应，以及AC电源恢复后对安全壳响应的影响，得出以下结论： 1)发生SBO事故后在无缓解措施投入的情况下，安全壳内环境条件的恶化将影响到安全壳的完整性，事故后期会发生安全壳的超压失效。在安全壳失效之前，由于安全壳内大量水蒸气的存在使安全壳环境惰性化，使得氢气风险较小。 2)在压力容器失效前恢复AC电源，由于辅助给水的投入使一回路的温度及压力下降，触发安注系统投入，注入的冷却剂有效的淹没和冷却堆芯，使压力容器有可能继续保持完整性，从而防止堆芯熔融物与混凝的反应，减少了对安全壳完整性的威胁。 3)压力容器失效后，AC电源的恢复将启动安全壳喷淋等专设安全设施，使安全壳内蒸汽的含量大幅减少，从而相应增加了氢气的浓度。因此，安全壳中需采取相应的氢气缓解措施，并谨慎地实施安全壳喷淋，以预防和缓解氢气燃烧可能带来的风险。 5.2　全厂断电事故中出现主泵轴封泄漏同时实施减压措施 实施减压措施前，事故进程与第一种工况相同。堆芯出口蒸汽温度达到650 ℃时，将稳压器卸压阀持续打开。堆芯压力快速下降。当压力至安注箱压力之下时，安注箱投入，安注水注入并重新淹没堆芯。但由于大量的安注水从主泵轴封破口处流出，很快堆芯又重新裸露。堆芯继续升温，堆芯部件形成熔碴并向下迁移，随后压力壳下封头熔穿。 从以上讨论可以得出以下结论： (1)泵轴封破口事故可能伴随全厂断电事故发生，对全厂断电事故后果的影响随轴封破口出现的时间有所不同。事故后较早发生的主泵轴封破口使堆芯熔化的时间提前，但出现较晚的破口，推迟了压力容器下封头熔穿的时间。 (2)在特定时刻将稳压器卸压阀打开，会使堆芯压力快速下降，安注箱能有效的投入使用，从而可以有效推迟事故进程、缓解事故后果，推迟下封头失效时间。 (3)主泵轴封失效和人为打开稳压器的卸压阀，均可使堆芯压力降低，避免了高压熔堆和安全壳直接加热的发生。 5.3 应急措施及建议 1991年西屋公司WOG(Westinghouse Owner’s Group)发展了可以普遍适用于西屋公司核电站的严重事故管理导则（SAMG）。在该导则中提出了事故处理的6项基本措施： （1）向蒸汽发生器注水以保护SG传热管，在堆芯冷却恢复以后为RCS提供热阱，洗刷从一次侧泄漏的放射性产物； （2）实施RCS降压以保护SG传热管，提高RCS安注可能性，并防止熔融物高压喷射； （3）向RCS注水以冷却堆芯，不管堆芯熔融物的位置(即不管熔融物是在压力容器内还是在压力容器外，向RCS注水都是有效的)； （4）向安全壳注水以防止压力容器失效，冷却泄漏到压力容器外的堆芯碎片，并防止堆芯混凝土反应； （5）实施安全壳减压，减少裂变产物泄漏并防止安全壳失效； （6）减少安全壳内氢气浓度以防止氢气燃烧。 根据该导则，为评估核电厂应对全厂断电事故的能力并且能在事故发生后缓解其后果，有以下几方面的工作需要开展： 5.3.1　应急压空和1E级蓄电池有效工作时间论证 全厂断电情况下，一些属于安全系统功能的气动阀的正常操作用气就是由应急压空供给。例如稳压器卸压阀。而诸如卸压阀控制电源和安全参数仪表电源等是由1E级蓄电池供应。为了不影响在需要的时候执行一回路卸压等缓解措施，有必要对应急压空和1E级蓄电池容量进行分析。 (1)应急压空供应时间：在应急事故时(包括全厂性断电、主压缩空气站及全厂仪表压缩空气管网发生事故等)，01号厂房内的主安全阀、动力卸压阀和稳压器喷雾调节阀等共六只阀门，由二台容量各为2.5 m3的贮气罐供给应急压缩空气，能持续供气5.2 h。实际上，稳压器安全阀气动装置已拆除，故卸压阀的可动作时间应大于5.2 h。 (2)1E级蓄电池容量：关于1E级蓄电池容量，《秦山核电厂最终安 全分析报告》这样描述：1）220 V蓄电池组的容量（2000A H）按在所指定的时间(1 h)内能承载的负载来选择(包括应急柴油机控制电源和事故照明等负载)。 2)2 4 V直流蓄电池的容量(200AH)按在所指定的时间(1h)内能承受最大的负载来选择。 为了应付长期全厂失电(超过1 h），有必要对现有容量的蓄电池带载时间进行试验，以获取其真实的带载时间，为制定严重事故管理导则提供参考依据。如果验证结果时间太短(小于2h），就有必要增加蓄电池容量，以获取更长的带载时间，从而增强对全厂断电的应付能力。 5.3.2　评估应付全厂断电时限能力 在全厂断电事件发生后，为了实现核电厂纵深防御的设计要求，每个核电厂都必须具备一定的在没有交流电源的情况下依然能够排出余热和保持安全壳完整性的能力。通常核电厂的全厂断电应付能力来源于非能动的安全措施、自然循环的冷却、由蓄电池作为后备电源的动力设备等。这个时限能力是以小时数衡量的，具体数值取决于下列因素：厂内应急交流电源系统的冗余度；厂内应急交流电源的可靠度；预期的厂外电源的断电频度；恢复厂外电源需要的时间。通过专门的计算方法可以计算出我厂应付全厂断电的实际能力，如果其明显小于为了保证整体安全性目标而提出的最低时限，则需要采取变更改造等措施来加强我厂应付全厂断电的能力。 5.3.3　增设可替代交流电源 AAC电源应该具有以下特点：(1)能够连接到厂内的交流电源系统，但正常运行情况下是保持断开的。这体现了替代交流电源的专一性，它是为全厂断电特别设置的。 (2)AAC电源与厂外交流电源或厂内应急电源发生共模故障的可能性应最小。这就要求在设计A A C电源时尽量保持与厂内应急交流电源最大多样性。 (3)全厂断电开始后A A C电源必须及时可用，并可按要求手动连接到所需的所有的安全母线上。 (4)AAC电源应有足够的容量，在使电厂进入和维持在安全停堆状态所要求的时间内，使应付全厂断电所必需的系统运行。显然增设A A C电源是增强核电厂应付全厂断电时限能力的行之有效的手段，也是提高其安全性和纵深防御能力的一个行之有效的措施。我们可以借鉴CNP1000项目中PSA分析结果，如下表所示。 AAC电源 CDF（1/堆·年） 不设置AAC电源 5.91E-6 设置AAC电源 3.96E-6 CDF变化百分比/ 49.2 注：CDF为堆芯熔化概率。 表5-3 AAC电源对电厂CDF的影响 虽然对于不同电厂具体数据有所差异，但还是可以看出增设A A C电源对降低堆芯熔化概率的显著贡献。秦山核电厂现在已完成了建设A A C电源的可行性研究报告，等待批准实施。 5.3.4　安装非能动自催化氢气复合器 严重事故工况下，反应堆堆芯锆水反应和其他金属构件的氧化将会产生氢气。短时间内氢气的快速释放会造成安全壳内局部地区有很高的氢气浓度，在事故后期，若压力容器下封头失效，则熔融堆芯与混凝土底板的反应(MCCI)会在很长一段时间内连续不断地释放出氢气，这样安全壳内总的氢气浓度也会随之逐渐增长。安全壳内局部及整体氢气的积累可能会引发爆燃或爆炸现象，将会威胁到安全壳的完整性及设备的可用性。在S B O情况下，为了防止安全壳的失效，控制安全壳内的氢气体积浓度低于氢气爆燃的限值，有必要在安全壳内部合理布置相当数量非能动氢气复合器（PARs）。当然，使堆熔物快速冷却，减少堆熔物与冷却剂之间反应产生大量高温高压蒸汽，避免安全壳压力超过设计限值同样是非常重要的。 5.3.5　制定严重事故管理导则 根据法规要求，核电厂必须考虑严重事故管理，即防御性严重事故管理及缓解性严重事故管理。防御性严重事故管理措施(PAM)包括在我厂的应急操作规程(EOPs)里。需要指出，EOPs不仅包括应付设计基准事故，而且还包括应付超设计基准事故的早期阶段，即堆芯损伤发生之前的措施。堆芯损伤后EOPs不再合适，而需要与之分开的导则，就是严重事故管理导则（SAMG）。严重事故管理导则包括执行缓解性严重事故管理措施的所有指导。 我们知道，导致高压熔堆等严重事故的几大初因序列是：冷却剂丧失事故(LOCA)，未紧急停堆的预期瞬态(ATWS)和全厂断电(SBO)。对这些主要事故进程及其缓解措施进行分析，是提高严重事故管理水平和制定严重事故管理导则的前提条件。秦山核电厂已基本完成运行工况1级PSA工作，已给出了引起堆芯损伤的主要事故及序列(包括全厂断电)其结果可以应用到后续的工作中，以便为安全设备的改造提供依据，提高运行可靠性。现阶段更实际的方法是完善相应的运行规程，做好应急柴油机等安全设备的定期维护和保养，预防全厂断电事件的发生，从而减少严重事故发生的概率。 致谢 时光荏苒，岁月如梭，转眼间，四年大学生活即将结束了。 闭上眼睛，可以瞬间调出大一第一天来到西南科技大学的记忆，每一个场景细致可触。睁开眼睛，在即将离开母校的这一天，却已经近在眼前了，每一刻时光都心有留念。在此我想对我的母校，我的父母、亲人们，我的老师和同学们表达我由衷的谢意。 感谢我的家人对我大学四年学习的默默支持；感谢我的母校西南科技大学给了我在大学期间四年深造的机会，让我能继续学习和提高；感谢西科大的所有老师和同学们多年来的关心和鼓励。老师们课堂上的激情洋溢，课堂下的谆谆教诲；同学们在学习中的认真热情，生活上的热心主动，所有这些都让我的四年充满了感动。 这次毕业论文设计我得到了很多老师和同学的帮助，其中我的论文指导老师郝高宇老师对我的关心和支持尤为重要。每次遇到难题，我最先做的就是向郝老师寻求帮助，而郝老师每次不管忙或闲，总会抽空来找我面谈，然后一起商量解决的办法。导师渊博的专业知识，严谨的治学态度，精益求精的工作作风，诲人不倦的高尚师德，严以律己、宽以待人的崇高风范，朴实无华、平易近人的人格魅力对我影响深远。不仅使我树立了远大的学术目标、掌握了基本的研究方法，还使我明白了许多待人接物与为人处世的道理。本论文从选题到查阅资料，论文提纲的确定，中期论文的修改，后期论文格式调整等各个环节，每一步都是在导师的指导下完成的，倾注了导师大量的心血。在此，谨向导师表示崇高的敬意和衷心的感谢！ 同时，本篇毕业论文的写作也得到了很多同学的热情帮助。感谢在整个毕业设计期间和我密切合作的同学，和曾经在各个方面给予过我帮助的伙伴们，在此，我再一次真诚地向帮助过我的老师和同学表示感谢！ 参考文献 [1] 阎昌琪.《核反应堆工程》.哈尔滨: 哈尔滨工程大学出版社，2004年 [2] 孙中宁.《核动力设备》.哈尔滨:哈尔滨工程大学出版社，2004年 [3] 朱继洲.《核反应堆安全分析》.西安:西安交通大学出版社，2004年 [4] 朱继洲.《压水堆核电厂的运行》.北京：原子能出版社，2000年 [5] 樊申. 《秦山核电厂全厂断电事故研究和厂外后果分析》 [6] 陈耀东. 《严重事故缓解措施对全厂断电（S B O）事故进程影响分析》 [7] 魏文斌. 《秦山核电厂严重事故管理构想》 [8] USNRC．Severe accident risks：An assessment00 for five U。S． nuclear power 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[30]张龙飞，房保国，《全厂断电引发的严重事故中反应堆压力容器失效机理研究》，2012年 [31]樊 申 ，谢建伦，《秦山核电厂全厂断电事故厂外后果分析》，2006年 [32]KRIEG R，DEVOS J，cAR0LI C，eta1．On the prediction of the reactor vessel integrity under severe accident loading(RPVSA)．Nuclear Engineering and Design，2001 [33]Eli SEHGAL B R，KARBOJIAN A，GIRI A，et a1．Assessments of reactor vessel integrity(ARVI)．Nuclear Engineering and Design，2005 [34] VIER0w K，LIA0 Y，JOHNSON J，et a1．Severe accident analysis of a PW R station blackout with the MELCOR，MAAP4 and SCDAP／RELAP5 codes．Nuclear Engineering and Design．2004 [35] KNUDSON D L，REMPE J L，CONDIE K G，et a1．Late-phase melts conditions affecting the potential for in’。vessel retention in high power reactors．Nuclear Engineering and Design，2004 [36] Severe accident risks：An assessment for five U．S．nuclear power plants，NUREG-1150[R]．Idaho：USNRC，1990． 毕业设计（论文）原创性声明和使用授权说明 原创性声明 本人郑重承诺：所呈交的毕业设计（论文），是我个人在指导教师的指导下进行的研究工作及取得的成果。尽我所知，除文中特别加以标注和致谢的地方外，不包含其他人或组织已经发表或公布过的研究成果，也不包含我为获得 及其它教育机构的学位或学历而使用过的材料。对本研究提供过帮助和做出过贡献的个人或集体，均已在文中作了明确的说明并表示了谢意。 作 者 签 名：　　 　 　　日　 期：　　 　 　　 ​​​​​​​​​​​​ 指导教师签名：　　 　 　　 日　　期：　　 　 　　 使用授权说明 本人完全了解 大学关于收集、保存、使用毕业设计（论文）的规定，即：按照学校要求提交毕业设计（论文）的印刷本和电子版本；学校有权保存毕业设计（论文）的印刷本和电子版，并提供目录检索与阅览服务；学校可以采用影印、缩印、数字化或其它复制手段保存论文；在不以赢利为目的前提下，学校可以公布论文的部分或全部内容。 作者签名：　　 　 　　 日　 期：　　 　 　　 ​​​​​​​​​​​​ 学位论文原创性声明 本人郑重声明：所呈交的论文是本人在导师的指导下独立进行研究所取得的研究成果。除了文中特别加以标注引用的内容外，本论文不包含任何其他个人或集体已经发表或撰写的成果作品。对本文的研究做出重要贡献的个人和集体，均已在文中以明确方式标明。本人完全意识到本声明的法律后果由本人承担。 作者签名： 日期： 年 月 日 学位论文版权使用授权书 本学位论文作者完全了解学校有关保留、使用学位论文的规定，同意学校保留并向国家有关部门或机构送交论文的复印件和电子版，允许论文被查阅和借阅。本人授权　　 　 　大学可以将本学位论文的全部或部分内容编入有关数据库进行检索，可以采用影印、缩印或扫描等复制手段保存和汇编本学位论文。 涉密论文按学校规定处理。 作者签名： 日期： 年 月 日 导师签名： 日期： 年 月 日 指导教师评阅书 指导教师评价： 一、撰写（设计）过程 1、学生在论文（设计）过程中的治学态度、工作精神 □ 优 □ 良 □ 中 □ 及格 □ 不及格 2、学生掌握专业知识、技能的扎实程度 □ 优 □ 良 □ 中 □ 及格 □ 不及格 3、学生综合运用所学知识和专业技能分析和解决问题的能力 □ 优 □ 良 □ 中 □ 及格 □ 不及格 4、研究方法的科学性；技术线路的可行性；设计方案的合理性 □ 优 □ 良 □ 中 □ 及格 □ 不及格 5、完成毕业论文（设计）期间的出勤情况 □ 优 □ 良 □ 中 □ 及格 □ 不及格 二、论文（设计）质量 1、论文（设计）的整体结构是否符合撰写规范？ □ 优 □ 良 □ 中 □ 及格 □ 不及格 2、是否完成指定的论文（设计）任务（包括装订及附件）？ □ 优 □ 良 □ 中 □ 及格 □ 不及格 三、论文（设计）水平 1、论文（设计）的理论意义或对解决实际问题的指导意义 □ 优 □ 良 □ 中 □ 及格 □ 不及格 2、论文的观念是否有新意？设计是否有创意？ □ 优 □ 良 □ 中 □ 及格 □ 不及格 3、论文（设计 说明书 房屋状态说明书下载罗氏说明书下载焊机说明书下载罗氏说明书下载GGD说明书下载 ）所体现的整体水平 □ 优 □ 良 □ 中 □ 及格 □ 不及格 建议成绩：□ 优 □ 良 □ 中 □ 及格 □ 不及格 （在所选等级前的□内画“√”） 指导教师： （签名） 单位： （盖章） 年 月 日 评阅教师评阅书 评阅教师评价： 一、论文（设计）质量 1、论文（设计）的整体结构是否符合撰写规范？ □ 优 □ 良 □ 中 □ 及格 □ 不及格 2、是否完成指定的论文（设计）任务（包括装订及附件）？ □ 优 □ 良 □ 中 □ 及格 □ 不及格 二、论文（设计）水平 1、论文（设计）的理论意义或对解决实际问题的指导意义 □ 优 □ 良 □ 中 □ 及格 □ 不及格 2、论文的观念是否有新意？设计是否有创意？ □ 优 □ 良 □ 中 □ 及格 □ 不及格 3、论文（设计说明书）所体现的整体水平 □ 优 □ 良 □ 中 □ 及格 □ 不及格 建议成绩：□ 优 □ 良 □ 中 □ 及格 □ 不及格 （在所选等级前的□内画“√”） 评阅教师： （签名） 单位： （盖章） 年 月 日 教研室（或答辩小组）及教学系意见 教研室（或答辩小组）评价： 一、答辩过程 1、毕业论文（设计）的基本要点和见解的叙述情况 □ 优 □ 良 □ 中 □ 及格 □ 不及格 2、对答辩问题的反应、理解、表达情况 □ 优 □ 良 □ 中 □ 及格 □ 不及格 3、学生答辩过程中的精神状态 □ 优 □ 良 □ 中 □ 及格 □ 不及格 二、论文（设计）质量 1、论文（设计）的整体结构是否符合撰写规范？ □ 优 □ 良 □ 中 □ 及格 □ 不及格 2、是否完成指定的论文（设计）任务（包括装订及附件）？ □ 优 □ 良 □ 中 □ 及格 □ 不及格 三、论文（设计）水平 1、论文（设计）的理论意义或对解决实际问题的指导意义 □ 优 □ 良 □ 中 □ 及格 □ 不及格 2、论文的观念是否有新意？设计是否有创意？ □ 优 □ 良 □ 中 □ 及格 □ 不及格 3、论文（设计说明书）所体现的整体水平 □ 优 □ 良 □ 中 □ 及格 □ 不及格 评定成绩：□ 优 □ 良 □ 中 □ 及格 □ 不及格 （在所选等级前的□内画“√”） 教研室主任（或答辩小组组长）： （签名） 年 月 日 教学系意见： 系主任： （签名） 年 月 日 学位论文原创性声明 本人郑重声明：所呈交的学位论文，是本人在导师的指导下进行的研究工作所取得的成果。尽我所知，除文中已经特别注明引用的内容和致谢的地方外，本论文不包含任何其他个人或集体已经发表或撰写过的研究成果。对本文的研究做出重要贡献的个人和集体，均已在文中以明确方式注明并表示感谢。本人完全意识到本声明的法律结果由本人承担。 学位论文作者（本人签名）： 年 月 日 学位论文出版授权书 本人及导师完全同意《中国博士学位论文全文数据库出版章程》、《中国优秀硕士学位论文全文数据库出版章程》(以下简称“章程”)，愿意将本人的学位论文提交“中国学术期刊（光盘版）电子杂志社”在《中国博士学位论文全文数据库》、《中国优秀硕士学位论文全文数据库》中全文发表和以电子、网络形式公开出版，并同意编入CNKI《中国知识资源总库》，在《中国博硕士学位论文评价数据库》中使用和在互联网上传播，同意按“章程”规定享受相关权益。 论文密级： □公开 □保密（___年__月至__年__月）(保密的学位论文在解密后应遵守此协议) 作者签名：_______ 导师签名：_______ _______年_____月_____日 _______年_____月_____日 独 创 声 明 本人郑重声明：所呈交的毕业设计(论文)，是本人在指导老师的指导下，独立进行研究工作所取得的成果，成果不存在知识产权争议。尽我所知，除文中已经注明引用的内容外，本设计（论文）不含任何其他个人或集体已经发表或撰写过的作品成果。对本文的研究做出重要贡献的个人和集体均已在文中以明确方式标明。 本声明的法律后果由本人承担。   作者签名: 二〇一〇年九月二十日   毕业设计（论文）使用授权声明 本人完全了解滨州学院关于收集、保存、使用毕业设计（论文）的规定。 本人愿意按照学校要求提交学位论文的印刷本和电子版，同意学校保存学位论文的印刷本和电子版，或采用影印、数字化或其它复制手段保存设计（论文）；同意学校在不以营利为目的的前提下，建立目录检索与阅览服务系统，公布设计（论文）的部分或全部内容，允许他人依法合理使用。 （保密论文在解密后遵守此规定）   作者签名: 二〇一〇年九月二十日 致 谢 时间飞逝，大学的学习生活很快就要过去，在这四年的学习生活中，收获了很多，而这些成绩的取得是和一直关心帮助我的人分不开的。 首先非常感谢学校开设这个课题，为本人日后从事计算机方面的工作提供了经验，奠定了基础。本次毕业设计大概持续了半年，现在终于到结尾了。本次毕业设计是对我大学四年学习下来最好的检验。经过这次毕业设计，我的能力有了很大的提高，比如操作能力、分析问题的能力、合作精神、严谨的工作作风等方方面面都有很大的进步。这期间凝聚了很多人的心血，在此我表示由衷的感谢。没有他们的帮助，我将无法顺利完成这次设计。 首先，我要特别感谢我的知道郭谦功老师对我的悉心指导，在我的论文书写及设计过程中给了我大量的帮助和指导，为我理清了设计思路和操作方法，并对我所做的课题提出了有效的改进方案。郭谦功老师渊博的知识、严谨的作风和诲人不倦的态度给我留下了深刻的印象。从他身上，我学到了许多能受益终生的东西。再次对周巍老师表示衷心的感谢。 其次，我要感谢大学四年中所有的任课老师和辅导员在学习期间对我的严格要求，感谢他们对我学习上和生活上的帮助，使我了解了许多专业知识和为人的道理，能够在今后的生活道路上有继续奋斗的力量。 另外，我还要感谢大学四年和我一起走过的同学朋友对我的关心与支持，与他们一起学习、生活，让我在大学期间生活的很充实，给我留下了很多难忘的回忆。 最后，我要感谢我的父母对我的关系和理解，如果没有他们在我的学习生涯中的无私奉献和默默支持，我将无法顺利完成今天的学业。 四年的大学生活就快走入尾声，我们的校园生活就要划上句号，心中是无尽的难舍与眷恋。从这里走出，对我的人生来说，将是踏上一个新的征程，要把所学的知识应用到实际工作中去。 回首四年，取得了些许成绩，生活中有快乐也有艰辛。感谢老师四年来对我孜孜不倦的教诲，对我成长的关心和爱护。 学友情深，情同兄妹。四年的风风雨雨，我们一同走过，充满着关爱，给我留下了值得珍藏的最美好的记忆。 在我的十几年求学历程里，离不开父母的鼓励和支持，是他们辛勤的劳作，无私的付出，为我创造良好的学习条件，我才能顺利完成完成学业，感激他们一直以来对我的抚养与培育。 最后，我要特别感谢我的导师***老师、和研究生助教***老师。是他们在我毕业的最后关头给了我们巨大的帮助与鼓励，给了我很多解决问题的思路，在此表示衷心的感激。老师们认真负责的工作态度，严谨的治学精神和深厚的理论水平都使我收益匪浅。他无论在理论上还是在实践中，都给与我很大的帮助，使我得到不少的提高这对于我以后的工作和学习都有一种巨大的帮助，感谢他耐心的辅导。在论文的撰写过程中老师们给予我很大的帮助，帮助解决了不少的难点，使得论文能够及时完成，这里一并表示真诚的感谢。 致 谢 这次论文的完成，不止是我自己的努力，同时也有老师的指导，同学的帮助，以及那些无私奉献的前辈，正所谓你知道的越多的时候你才发现你知道的越少，通过这次论文，我想我成长了很多，不只是磨练了我的知识厚度，也使我更加确定了我今后的目标：为今后的计算机事业奋斗。在此我要感谢我的指导老师——***老师，感谢您的指导，才让我有了今天这篇论文，您不仅是我的论文导师，也是我人生的导师，谢谢您！我还要感谢我的同学，四年的相处，虽然我未必记得住每分每秒，但是我记得每一个有你们的精彩瞬间，我相信通过大学的历练，我们都已经长大，变成一个有担当，有能力的新时代青年，感谢你们的陪伴，感谢有你们，这篇论文也有你们的功劳，我想毕业不是我们的相处的结束，它是我们更好相处的开头，祝福你们！我也要感谢父母，这是他们给我的，所有的一切；感谢母校，尽管您不以我为荣，但我一直会以我是一名农大人为荣。 通过这次毕业设计，我学习了很多新知识，也对很多以前的东西有了更深的记忆与理解。漫漫求学路，过程很快乐。我要感谢信息与管理科学学院的老师，我从他们那里学到了许多珍贵的知识和做人处事的道理，以及科学严谨的学术态度，令我受益良多。同时还要感谢学院给了我一个可以认真学习，天天向上的学习环境和机会。 即将结束*大学习生活，我感谢****大学提供了一次在农大接受教育的机会，感谢院校老师的无私教导。感谢各位老师审阅我的论文。 毕业设计（论文）原创性声明和使用授权说明 原创性声明 本人郑重承诺：所呈交的毕业设计（论文），是我个人在指导教师的指导下进行的研究工作及取得的成果。尽我所知，除文中特别加以标注和致谢的地方外，不包含其他人或组织已经发表或公布过的研究成果，也不包含我为获得 及其它教育机构的学位或学历而使用过的材料。对本研究提供过帮助和做出过贡献的个人或集体，均已在文中作了明确的说明并表示了谢意。 作 者 签 名：　　 　 　　日　 期：　　 　 　　 ​​​​​​​​​​​​ 指导教师签名：　　 　 　　 日　　期：　　 　 　　 使用授权说明 本人完全了解 大学关于收集、保存、使用毕业设计（论文）的规定，即：按照学校要求提交毕业设计（论文）的印刷本和电子版本；学校有权保存毕业设计（论文）的印刷本和电子版，并提供目录检索与阅览服务；学校可以采用影印、缩印、数字化或其它复制手段保存论文；在不以赢利为目的前提下，学校可以公布论文的部分或全部内容。 作者签名：　　 　 　　 日　 期：　　 　 　　 ​​​​​​​​​​​​ 学位论文原创性声明 本人郑重声明：所呈交的论文是本人在导师的指导下独立进行研究所取得的研究成果。除了文中特别加以标注引用的内容外，本论文不包含任何其他个人或集体已经发表或撰写的成果作品。对本文的研究做出重要贡献的个人和集体，均已在文中以明确方式标明。本人完全意识到本声明的法律后果由本人承担。 作者签名： 日期： 年 月 日 学位论文版权使用授权书 本学位论文作者完全了解学校有关保留、使用学位论文的规定，同意学校保留并向国家有关部门或机构送交论文的复印件和电子版，允许论文被查阅和借阅。本人授权　　 　 　大学可以将本学位论文的全部或部分内容编入有关数据库进行检索，可以采用影印、缩印或扫描等复制手段保存和汇编本学位论文。 涉密论文按学校规定处理。 作者签名： 日期： 年 月 日 导师签名： 日期： 年 月 日 独 创 声 明 本人郑重声明：所呈交的毕业设计(论文)，是本人在指导老师的指导下，独立进行研究工作所取得的成果，成果不存在知识产权争议。尽我所知，除文中已经注明引用的内容外，本设计（论文）不含任何其他个人或集体已经发表或撰写过的作品成果。对本文的研究做出重要贡献的个人和集体均已在文中以明确方式标明。 本声明的法律后果由本人承担。   作者签名: 年 月 日   毕业设计（论文）使用授权声明 本人完全了解**学院关于收集、保存、使用毕业设计（论文）的规定。 本人愿意按照学校要求提交学位论文的印刷本和电子版，同意学校保存学位论文的印刷本和电子版，或采用影印、数字化或其它复制手段保存设计（论文）；同意学校在不以营利为目的的前提下，建立目录检索与阅览服务系统，公布设计（论文）的部分或全部内容，允许他人依法合理使用。 （保密论文在解密后遵守此规定）   作者签名: 年 月 日 基本要求：写毕业论文主要目的是培养学生综合运用所学知识和技能，理论联系实际，独立分析，解决实际问题的能力，使学生得到从事本专业工作和进行相关的基本训练。毕业论文应反映出作者能够准确地掌握所学的专业基础知识，基本学会综合运用所学知识进行科学研究的方法，对所研究的题目有一定的 心得体会 决胜全面小康心得体会学党史心得下载党史学习心得下载军训心得免费下载党史学习心得下载 ，论文题目的范围不宜过宽，一般选择本学科某一重要问题的一个侧面。 毕业论文的基本教学要求是： 1、培养学生综合运用、巩固与扩展所学的基础理论和专业知识，培养学生独立分析、解决实际问题能力、培养学生处理数据和信息的能力。2、培养学生正确的理论联系实际的工作作风，严肃认真的科学态度。3、培养学生进行社会调查研究；文献资料收集、阅读和整理、使用；提出论点、综合论证、总结写作等基本技能。 毕业论文是毕业生总结性的独立作业，是学生运用在校学习的基本知识和基础理论，去分析、解决一两个实际问题的实践锻炼过程，也是学生在校学习期间学习成果的综合性总结，是整个教学活动中不可缺少的重要环节。撰写毕业论文对于培养学生初步的科学研究能力，提高其综合运用所学知识分析问题、解决问题能力有着重要意义。 毕业论文在进行编写的过程中，需要经过开题报告、论文编写、论文上交评定、论文答辩以及论文评分五个过程，其中开题报告是论文进行的最重要的一个过程，也是论文能否进行的一个重要指标。 撰写意义：1.撰写毕业论文是检验学生在校学习成果的重要措施，也是提高教学质量的重要环节。大学生在毕业前都必须完成毕业论文的撰写任务。申请学位必须提交相应的学位论文，经答辩通过后，方可取得学位。可以这么说，毕业论文是结束大学学习生活走向社会的一个中介和桥梁。毕业论文是大学生才华的第一次显露，是向祖国和人民所交的一份有份量的答卷，是投身社会主义现代化建设事业的报到书。一篇毕业论文虽然不能全面地反映出一个人的才华，也不一定能对社会直接带来巨大的效益，对专业产生开拓性的影响。但是，实践证明，撰写毕业论文是提高教学质量的重要环节，是保证出好人才的重要措施。 2.通过撰写毕业论文，提高写作水平是干部队伍“四化”建设的需要。党中央要求，为了适应现代化建设的需要，领导班子成员应当逐步实现“革命化、年轻化、知识化、专业化”。这个“四化”的要求，也包含了对干部写作能力和写作水平的要求。 3.提高大学生的写作水平是社会主义物质文明和精神文明建设的需要。在新的历史时期，无论是提高全族的科学文化水平，掌握现代科技知识和科学管理方法，还是培养社会主义新人，都要求我们的干部具有较高的写作能力。在经济建设中，作为领导人员和机关的办事人员，要写指示、通知、总结、调查报告等应用文；要写说明书、广告、解说词等说明文；还要写科学论文、经济评论等议论文。在当今信息社会中，信息对于加快经济发展速度，取得良好的经济效益发挥着愈来愈大的作用。写作是以语言文字为信号，是传达信息的方式。信息的来源、信息的收集、信息的储存、整理、传播等等都离不开写作。 论文种类：毕业论文是学术论文的一种形式，为了进一步探讨和掌握毕业论文的写作规律和特点，需要对毕业论文进行分类。由于毕业论文本身的内容和性质不同，研究领域、对象、方法、表现方式不同，因此，毕业论文就有不同的分类方法。 按内容性质和研究方法的不同可以把毕业论文分为理论性论文、实验性论文、描述性论文和设计性论文。后三种论文主要是理工科大学生可以选择的论文形式，这里不作介绍。文科大学生一般写的是理论性论文。理论性论文具体又可分成两种：一种是以纯粹的抽象理论为研究对象，研究方法是严密的理论推导和数学运算，有的也涉及实验与观测，用以验证论点的正确性。另一种是以对客观事物和现象的调查、考察所得观测资料以及有关文献资料数据为研究对象，研究方法是对有关资料进行分析、综合、概括、抽象，通过归纳、演绎、类比，提出某种新的理论和新的见解。 按议论的性质不同可以把毕业论文分为立论文和驳论文。立论性的毕业论文是指从正面阐述论证自己的观点和主张。一篇论文侧重于以立论为主，就属于立论性论文。立论文要求论点鲜明，论据充分，论证严密，以理和事实服人。驳论性毕业论文是指通过反驳别人的论点来树立自己的论点和主张。如果毕业论文侧重于以驳论为主，批驳某些错误的观点、见解、理论，就属于驳论性毕业论文。驳论文除按立论文对论点、论据、论证的要求以外，还要求针锋相对，据理力争。 按研究问题的大小不同可以把毕业论文分为宏观论文和微观论文。凡届国家全局性、带有普遍性并对局部工作有一定指导意义的论文，称为宏观论文。它研究的面比较宽广，具有较大范围的影响。反之，研究局部性、具体问题的论文，是微观论文。它对具体工作有指导意义，影响的面窄一些。 另外还有一种综合型的分类方法，即把毕业论文分为专题型、论辩型、综述型和综合型四大类： 1．专题型论文。这是分析前人研究成果的基础上，以直接论述的形式发表见解，从正面提出某学科中某一学术问题的一种论文。如本书第十二章例文中的《浅析领导者突出工作重点的方法与艺术》一文，从正面论述了突出重点的工作方法的意义、方法和原则，它表明了作者对突出工作重点方法的肯定和理解。2．论辩型论文。这是针对他人在某学科中某一学术问题的见解，凭借充分的论据，着重揭露其不足或错误之处，通过论辩形式来发表见解的一种论文。3．综述型论文。这是在归纳、总结前人或今人对某学科中某一学术问题已有研究成果的基础上，加以介绍或评论，从而发表自己见解的一种论文。4．综合型论文。这是一种将综述型和论辩型两种形式有机结合起来写成的一种论文。如《关于中国民族关系史上的几个问题》一文既介绍了研究民族关系史的现状，又提出了几个值得研究的问题。因此，它是一篇综合型的论文。 写作步骤：毕业论文是高等教育自学考试本科专业应考者完成本科阶段学业的最后一个环节，它是应考者的 总结 性独立作业，目的在于总结学习专业的成果，培养综合运用所学知识解决实际 问题 的能力。从文体而言，它也是对某一专业领域的现实问题或 理论 问题进行 科学 研究 探索的具有一定意义的论说文。完成毕业论文的撰写可以分两个步骤，即选择课题和研究课题。 首先是选择课题。选题是论文撰写成败的关键。因为，选题是毕业论文撰写的第一步，它实际上就是确定“写什么”的问题，亦即确定科学研究的方向。如果“写什么”不明确，“怎么写”就无从谈起。 教育部自学考试办公室有关对毕业论文选题的途径和要求是“为鼓励理论与工作实践结合，应考者可结合本单位或本人从事的工作提出论文题目，报主考学校审查同意后确立。也可由主考学校公布论文题目，由应考者选择。毕业论文的总体要求应与普通全日制高等学校相一致，做到通过论文写作和答辩考核，检验应考者综合运用专业知识的能力”。但不管考生是自己任意选择课题，还是在主考院校公布的指定课题中选择课题，都要坚持选择有科学价值和现实意义的、切实可行的课题。选好课题是毕业论文成功的一半。 第一、要坚持选择有科学价值和现实意义的课题。科学研究的目的是为了更好地认识世界、改造世界，以推动社会的不断进步和发展 。因此，毕业论文的选题，必须紧密结合社会主义物质文明和精神文明建设的需要，以促进科学事业发展和解决现实存在问题作为出发点和落脚点。选题要符合科学研究的正确方向，要具有新颖性，有创新、有理论价值和现实的指导意义或推动作用，一项毫无意义的研究，即使花很大的精力，表达再完善，也将没有丝毫价值。具体地说，考生可从以下三个方面来选题。首先，要从现实的弊端中选题，学习了专业知识，不能仅停留在书本上和理论上，还要下一番功夫，理论联系实际，用已掌握的专业知识，去寻找和解决工作实践中急待解决的问题。其次，要从寻找科学研究的空白处和边缘领域中选题，科学研究。还有许多没有被开垦的处女地，还有许多缺陷和空白，这些都需要填补。应考者应有独特的眼光和超前的意识去思索，去发现，去研究。最后，要从寻找前人研究的不足处和错误处选题，在前人已提出来的研究课题中，许多虽已有初步的研究成果，但随着社会的不断发展，还有待于丰富、完整和发展，这种补充性或纠正性的研究课题，也是有科学价值和现实指导意义的。 第二、要根据自己的能力选择切实可行的课题。毕业论文的写作是一种创造性劳动，不但要有考生个人的见解和主张，同时还需要具备一定的客观条件。由于考生个人的主观、客观条件都是各不相同的，因此在选题时，还应结合自己的特长、兴趣及所具备的客观条件来选题。具体地说，考生可从以下三个方面来综合考虑。首先，要有充足的资料来源。“巧妇难为无米之炊”，在缺少资料的情况下，是很难写出高质量的论文的。选择一个具有丰富资料来源的课题，对课题深入研究与开展很有帮助。其次，要有浓厚的研究兴趣，选择自己感兴趣的课题，可以激发自己研究的热情，调动自己的主动性和积极性，能够以专心、细心、恒心和耐心的积极心态去完成。最后，要能结合发挥自己的业务专长，每个考生无论能力水平高低，工作岗位如何，都有自己的业务专长，选择那些能结合自己工作、发挥自己业务专长的课题，对顺利完成课题的研究大有益处。 致 谢 这次论文的完成，不止是我自己的努力，同时也有老师的指导，同学的帮助，以及那些无私奉献的前辈，正所谓你知道的越多的时候你才发现你知道的越少，通过这次论文，我想我成长了很多，不只是磨练了我的知识厚度，也使我更加确定了我今后的目标：为今后的计算机事业奋斗。在此我要感谢我的指导老师——***老师，感谢您的指导，才让我有了今天这篇论文，您不仅是我的论文导师，也是我人生的导师，谢谢您！我还要感谢我的同学，四年的相处，虽然我未必记得住每分每秒，但是我记得每一个有你们的精彩瞬间，我相信通过大学的历练，我们都已经长大，变成一个有担当，有能力的新时代青年，感谢你们的陪伴，感谢有你们，这篇论文也有你们的功劳，我想毕业不是我们的相处的结束，它是我们更好相处的开头，祝福你们！我也要感谢父母，这是他们给我的，所有的一切；感谢母校，尽管您不以我为荣，但我一直会以我是一名农大人为荣。 通过这次毕业设计，我学习了很多新知识，也对很多以前的东西有了更深的记忆与理解。漫漫求学路，过程很快乐。我要感谢信息与管理科学学院的老师，我从他们那里学到了许多珍贵的知识和做人处事的道理，以及科学严谨的学术态度，令我受益良多。同时还要感谢学院给了我一个可以认真学习，天天向上的学习环境和机会。 即将结束*大学习生活，我感谢****大学提供了一次在**大接受教育的机会，感谢院校老师的无私教导。感谢各位老师审阅我的论文。 安全壳外事件 安全壳内事件 主系统事件 事故引发者 一回路冷却剂丧失 发生FP气溶胶 堆芯裸露并烧干 FP释放至环境安全壳旁通 气溶胶排除 堆芯熔化 安全壳热工水负荷 安全壳损坏 FP释放至环境 压力容器损坏 堆芯熔融物与混凝土相互作用 FP气溶胶产生并迁移 - 5 -