美国三哩岛核电站事故分析与对策

美国三哩岛核电站事故分析与对策

39055207 马喆前言

美国三哩岛核泄漏事故是核能史上第一起堆芯熔化事故，也是压水堆型核电站发生的一次最大事故。1979年3月28日，位于美国宾西法尼亚州的三哩岛核电站的2号堆，发生了核电史上第一次严重事故。这是由于水泵阀门信号灯故障和操作人员多次误操作所造成的。反应堆堆芯两次露出水面，使燃料元件破坏和大约三分之二的堆芯熔化。导致大量惰性气体和放射性碘与其他一些放射性核素进入了安全壳内。并且由于锆包壳和水发生化学反应，也产生许多氢气，但没有发生爆炸。因为安全壳的良好密封性和屏蔽作用，这次事故释放到环境中的放射性物质很少。根据监测调查，对周围80千米的200万居民所带来的总剂量仅为20人·Sv（希沃特），不到这地区居民年本底辐射总剂量的（核设施建设运行之前该地区的辐射剂量水平）1%（这地区的年本底辐射总剂量2400人·Sv），附近居民受到的最大个人剂量不到1毫希沃特，只与作一次X光胸部透视所受的剂量差不多。三里岛核电站值班的118名工作人员，无一伤亡，只有3人的受照剂量超过季度允许剂量水平。

三哩岛核电站

事故描述与分析

事故经过简介

1979年3月28日，美国都市爱迪生公司设在宾夕法尼亚州哈里斯堡城附近的三哩岛核电站二号动力堆发生了一次严重事故。事故是由一系列设备故障和操作失误引起的。当天凌晨4时，反应堆二回路（即用来产生蒸汽推动汽轮机的回路）给水泵发生故障，使蒸汽发生器中的供水量和蒸汽产生量迅速降低，热量带不走。本应立即投入备用供水系统，但两周前被操作人员违反操作规程给关闭了。于是，造成一回路（它将反应堆中的热量带出来在热交换器中传给二回路产生蒸汽）水的温度和压力升高。这时，一回路中的安全装置——减压安全阀自动开启，把一回路中的高压高温水向排放箱排除，以降低堆内压力保证安全。在正常情况下，当堆内压力下降到正常值时，安全阀会自动关闭，但这次安全阀又恰好失灵，未能关闭，使大量水和中蒸汽不断排出，排放箱容纳不了，从而排放到反应堆大厅里（它在一个巨大的安全壳内）。这时，反应堆已自动停堆，堆芯自动冷却系统自动向堆内注水，以控制堆芯还在大量释放的热量。如果到此结束，尚不能形成放射性外溢的重大事故，但操作人员又进行了一次误操作，两次关闭紧急冷却系统共十五分钟，使堆内温度急剧上升，造成部分核燃料元件（内装二氧化铀，外有金属锆的包壳）损坏，从而造成了两个严重后果：第一，由于燃料元件破损，使大量放射性物质进入一回路的水中，通过未闭合的安全阀进入反应堆大厅，通过辅助设备排入周围大气。次日，在电站外3.2公里处测得放射性最大剂量为核工业人员允许剂量的十九倍，这一数值随时间而减弱。第二，由于堆芯温度过高，元件的包壳材料锆可能与冷却水发生化学反应产生大量氢，聚在堆和大厅的顶部。氢与氧混合在一起，随时可能发生爆炸，这将是灾难性的事故（后来业已证明氧不可能发生）。因此，美国政府极为重视，采取了各种可能的措施来防止发生爆炸，并做了在最坏的情况下撤退居民的准备。但最后控制了态势，没有发生爆炸，也没有人员的伤亡。

造成事故发生的要点

1、蒸汽发生器给水系统出现故障；

2、反应堆冷却剂系统压力升高，稳压器卸压阀开启，反应堆停堆；稳压器卸压阀开启后未

能关闭，反应堆冷却剂系统泄露；

3、操作人员将稳压器卸压阀“（要求）开”指示灯误理解为稳压器卸压阀已关闭；

4、对稳压器卸压阀卡开造成的稳压器水位上升现象，操作人员做了错误的判断：以为反应

堆冷却剂系统已满水，但实际上反应堆冷却剂系统的1/2溶剂是空的；

5、因担心反应堆冷却剂系统水实体运行，操作人员停运了高压安注系统。反应堆得不到冷

却，堆芯过热；

6、当操作人员意识到反应堆冷却剂系统发生了泄漏，立刻恢复了高压安注系统和主泵的运

行；

7、260℃的水涌入2760℃的堆芯，使堆芯燃料像玻璃一样破裂，堆芯坍塌。

三哩岛核电站事故示意图

事故后果

1、堆芯熔毁：堆芯47的燃料熔毁，约20t二氧化铀堆积在压力容器底部。

2、放射性释放：约2×106Ci（1Ci=3.7×1010Bq）的惰性气体（氙-133）释放到环境，占燃

料释放的放射性物质总量的2%。仅15Ci的碘-131释放到环境，剩余6.7×107Ci的碘-131阻留在反应堆冷却剂系统，反应堆厂房和辅助厂房。由于反应堆厂房的屏蔽作用，大部分放射性物质没有泄漏出去。在80Km范围内，两百多万居民实际接收的辐射剂量平均每人约为1.5×10−2mSv，为居民允许照射剂量的百分之一。

3、应急响应：3月30日，宾夕法尼亚州州长发布撤离劝告，劝告离电站5英里范围内的孕

妇和学龄儿童撤离，约4200人。实际上，由于担心放射性危害，在离电站15英里的范

围内，有39%的公众撤离，约14.4万人。

核电厂严重事故的定义

核电厂严重事故severe accident of nuclear power plants指核电厂反应堆堆芯严重损坏，并有可能破坏安全壳的完整性，从而造成环境放射性污染及人身伤亡，产生巨大损失的事故。

现有核电厂基于纵深防御原则，设置了多道屏障及专设安全设施，采取了严格的质量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内部事件的能力很强。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，严重事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，世界商用核电厂累积约4000堆年的运行历史，其间发生过两次严重事故(见三哩岛核电厂事故、切尔诺贝利核电厂事故)，发生概率达到5×10-4/(堆·年)。这说明，单纯考虑设计基准事故，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，采取对策来防止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

经研究分析发现，导致堆芯严重损坏的假设始发事件与核电厂的设计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全厂断电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，

⑥失去公用水或失去设备冷却水。

假设始发事件中如考虑外部事件，还应加上地震和火灾。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。