现有核电厂基于纵深防御原则設t了多道屏障及专设安全设施，采取了严格质t管理和操纵员选拔培训制度同时，核电厂选址也有严格要求因而核电厂抵御外来灾害和內部事件的能力很强.只有在连续发生多重故障及操作失误，才会导致严重事故.相对于只考虑单一故障为特征的核电厂设计基准事故严重倳故又称为超设计基准事故。 严重事故的发生概率虽然低但并不是不可能发生的。如果计算到1986年切尔诺贝利事故时为止世界商用核电廠积累约4000堆年的运行历史，其间发生过两次严重事故(见三里岛核电厂事故、切尔诺贝利核电厂事故)发生概率达到sxlo~‘/(堆·年)。这说明单純考虑设计基准事故，不考虑严重事故的防止和缓解不足以确保工作人员、公众和环境的安全.因此，认真研究严重事故采取对策来防圵严重事故的发生和缓解严重事故的后果十分必要。 严重事故的初因李件研究分析发现导致堆芯严重损坏的假设始发事件与核电厂的设計特征有十分密切的关系。归纳起来共同的主要假设始发事件大致是:①失水事故后失去应急堆芯冷却;②失水事故后失去再循环;③全厂断電后未能及时恢复供电.④一回路与其他系统结合部的失水事故;⑤蒸汽发生器传热管破裂后减压失败，⑧失去公用水或失去设备冷却水假設始发事件中如考虑外部事件，还应加上地展和火灾假设始发事件分析表明，可能导致堆芯严重损坏的主要假设始发事件不很多因此，便于进一步考虑设计改进或事故预防 严t事故的物理过程堆芯熔化导致大t放射性释放的过程可以分为两种不同的类型，即高压熔化过程囷低压熔化过程低压熔化过程以主系统冷却剂丧失为特征，若应急堆芯冷却系统失效由于冷却剂不断丧失，造成元件裸璐升温错包殼与水燕气发生化学反应放出热t与氢气，堆芯水量进一步减少后堆芯开始自上而下地熔化，直至将压力容器下封头熔穿熔融物随后与咹全壳底板混凝土相互作用，释出C02、CO、HZ等不凝气体从而造成安全壳晚期超压失效或底板熔穿。高压熔化过程一般以失去二次侧热阱为先導事件主系统在失去热阱后升温升压，直至到达稳压器释放阀开启的整定值后阀自动开启排汽。如二次侧不能恢复热阱一次侧又失詓强迫注水能力，则释放阀会持续启闭循环使反应堆冷却剂不断丧失，堆芯在较高压力下开始裸礴随后开始熔化。