三里岛核事故分析

三里岛事故演变
• 04:00:03 ：冷却剂系统压力上升，当压力达到 设定值15.5MPa，稳压器泄压阀PORV自动开启。 此时反应堆仍在满功率下运行； • 04:00:08 ：反应堆自动停堆，冷却剂收缩、水 装量损失，一回路系统压力下降； • 04:00:13 ：冷却剂从稳压器泄压阀处的持续泄 漏，以45m3/h的流量流失，蒸汽发生器水位 下降。 注：冷却剂收缩是由于蒸汽发生器的冷却能力超 过了堆芯释放出的160MW衰变热，冷却剂受到 冷却所致。
三里岛电厂系统简介
• 给水系统：
– 三台凝泵； – 一套含8台混床的凝结水全流量精处理装置； – 三台凝升泵； – 三台主给水泵（无除氧器）； – 三台辅助给水泵（两台电动泵，一台汽动泵）。
三里岛事故概述
• • • • • 主给水系统失去运行，汽轮机停机 辅助给水系统未能投入运行； 稳压器泄压阀自动开启，反应堆停堆； 稳压器泄压阀未能关闭，失水事故； 高压安注系统自动动作，但注射流量被认为限 制； • 稳压器失去控制功能，堆腔上部形成蒸汽； • 由于所有主泵停止运行，泄压阀不能关闭，堆 芯失去了所有有效的冷却手段，堆芯过热，锆 水反应，堆芯熔化。
三里岛事故后果及反思
• 环境及周边影响：
– 约15居里的碘131，以及2*106居里的惰性气体 释放到环境；
– 由于反应堆有三道安全屏障，因而无一伤亡， 在事故现场，只有3人收到了略高于半年的允许 剂量的照射； – 核电厂附近80km以内的公众，由于事故，平均 每人受到的剂量不到一年内天然本底的百分之 一。因此，三里岛事故对环境的影响极小。
三里岛事故演变
• 04:01:13 ：凝汽器热阱水位达到高报警值； 由于凝结水气动排水阀的仪用压空管线在 事故初始时已破裂，操纵员无法控制水位； • 04:02:02 ：主系统压力下降至11.3MPa，专 设安全系统ESF触发；高压注入系统自动触 发向堆芯注入含硼水； • 04:03:13 ：因担心水位继续上升会造成稳 压器水实体运行，操纵员关闭一台HPI泵， 安注流量从2.7m3/min下降至0.1m3/min。
三里岛电厂系统简介
• 反应堆主冷却剂系统：共两个环路。每个 环路两台主泵，一台能产生过热蒸汽的直 流式蒸汽发生器（SG）；如果在大功率时 失去给水，SG将在约1min内发生干涸。 • 一台稳压器布置在其中一个回路的热段， 用于控制主系统压力和不畅冷却剂的容积 变化。稳压器泄压阀在稳压器压力达到 15.5MPa时开启，将冷却剂排放至稳压器泄 压箱。
三里岛事故演变
• 05:13:00 ：四台主泵持续振动，且主泵电流低； 由于回路B的两台主泵振动最大，操纵员停止 了这两台泵的运行； • 05:41:00 ：由于主回路A两台主泵的振动也在 持续增加，操纵员停止了这两台主泵的运行； • 05:50:00 ：反应堆冷却剂出口温度迅速上升， 超过仪表范围； • 06:30:00 ：反应堆堆芯大部分裸露，大量蒸汽 产生； • 19:50:00 ：成功实现强迫循环，一回路压力稳 定在6.9至7.6MPa，事故结束。
三里岛事故演变
• 1979年3月28日凌晨04:00:00
– 2号机组以97%FP功率运行； – 三位工作人员在维修精华给水系统的离子交换系统， 忙于把7号凝结水净化箱内的树脂输送到树脂再生 箱去； – 在冲洗树脂时，水通过一个因故障卡开的逆止阀进 入仪用压空系统，导致所有正在运行的的混床同时 隔离； – 凝结水流量丧失立即引起凝泵、凝升泵、主给水泵 跳泵；导致给水总量丧失，汽机跳闸停机，ICS系 统降反应堆功率； – 3台辅助给水泵启动；隔离阀处于意外关闭状态。
三里岛事故后果及反思
• 经济以及核工业的影响：
– 直接经济损失达到10亿美元； – 大幅提高核电厂安全设施的建造成本，以免事 故造成重大的经济损失。因而核电厂兴建数量 大减； – 美国三十多年来• 在整个事件中，运行人员的操作错误和机 械故障是主要的原因，因此核电站运行人 员的培训、面对紧急事件的处理能力、控 制系统的人性化设计等细节对核电站的安 全运行有着重要影响。
三里岛核事故
目录
• • • • 三里岛电厂系统简介 三里岛事故概述 三里岛事故演变 三里岛事故后果及反思
• 1979年，在美国宾夕法尼亚州-哈里斯堡三 里岛核电站，发生了美国核电史上最严重 的核事故
三里岛电厂系统简介
• 堆型：压水反应堆（PWR） • 额定电功率：880MW • 堆芯：由177盒燃料组件构成。直径为3.27m， 高为3.65m，共37000根燃料棒，含二氧化铀约 100吨 • 燃料：富集度为2.57%的二氧化铀 • 包壳：Zr-4 • 专设安全设施：反应堆控制棒，高压注入应急 堆芯冷却系统，含硼水箱，安全壳ECCS再循环 水坑
三里岛事故后果及反思
• 反应堆的破坏：
– 大约有90%的燃料棒包壳破损； – 堆芯上部的燃料温度可能超过2204.4℃，部分 燃料熔化； – 堆芯上部的燃料坍塌阻塞了冷却剂、蒸汽的流 动通道，阻碍了堆芯散热； – 事故的前10个小时产生大量的氢气，导致反应 堆厂房产生氢爆，厂房压力上升至192.9kPa。