三哩岛核事故专刊
三里岛核电站事故视频文本资料记录
三里岛核电站事故视频文本资料记录美国三里岛压水堆核电厂二号堆于1979年3月28日发生的堆芯失水而熔化和放射性物质外逸的重大事故。
这次事故是由于二回路的水泵发生故障后，二回路的事故冷却系统自动投入，但因前些天工人检修后未将事故冷却系统的阀门打开，致使这一系统自动投入后，二回路的水仍断流。
当堆内温度和压力在此情况下升高后，反应堆就自动停堆，卸压阀也自动打开，放出堆芯内的部分汽水混合物。
同时，当反应堆内压力下降至正常时，卸压阀由于故障未能自动回座，使堆芯冷却剂继续外流，压力降至正常值以下，于是应急堆芯冷却系统自动投入，但操作人员未判明卸压阀没有回座，反而关闭了应急堆芯冷却系统，停止了向堆芯内注水。
这一系列的管理和操作上的失误与设备上的故障交织在一起，使一次小的故障急剧扩大，造成堆芯熔化的严重事故。
在这次事故中，主要的工程安全设施都自动投入，同时由于反应堆有几道安全屏障（燃料包壳，一回路压力边界和安全壳等），因而无一伤亡，在事故现场，只有3人受到了略高于半年的容许剂量的照射。
1979年3月28日，凌晨四点。
水管爆裂，阀门被打开，以释放反应堆内部的压力，但操作人员不知道阀门失灵，未能关闭，导致冷却水从阀门外流，堆芯温度过高。
技术故障之后又是认为失误，由于度数相左令人不解，操作员错误关闭了本可冷却堆芯的紧急供水系统，如果不是操作员干扰三里岛运作，关闭水泵，核电站本可自救。
当时所有人都认为考虑得很周全，却唯独没有考虑到操作人员的干扰后果，操作人员以为切断水阀是在挽救核电站，可实际上是他们亲手断送的。
数分钟内，控制室操作台陷入一片混乱，上百盏指示灯闪烁不停，警报声。
操作员不能逐个应付，只能按照轻重缓急优先处理。
太多数据一下涌入电脑，电脑进程太缓慢，来不及分析打印数据，报告得一个半小时才出来。
操作员始终坚信堆芯防护严密，安全无错，大多数人都在这干了半辈子，不相信会发生核灾难，他们的心态是拥有完备的安全系统。
控制室发现核辐射，报警。
F.美国三哩岛核电厂事件回顾案例讨论_简R1
背景與事件過程
1979 3 28 星期三4:00:37 AM
由於化學除污系統的樹脂發生阻 塞現象，使得凝結水幫浦跳脫， 進而也使飼水幫浦和汽機跳脫， 停止運轉。於是輔助幫浦自動啟 動，但由於輔助飼水管路上的一 閥門，在維修後沒有依照規定打 開，故無法將水注入蒸汽產生器 二次側，反應器內產生的熱無法 移除，造成反應器壓力快速上升 ，調壓槽灑水系統自動啟動灑水 降壓，釋壓閥亦開啟洩壓，但系 統壓力仍繼續上升，觸及反應器 急停設定值。控制棒插入爐心， 核分裂反應停止。
设施?技术支持中心tsc?在厂的作业支持中心osc?邻近厂区之紧急应变中枢eof?控制室的紧急反应功能数据系统?安全数据显示系统spds?核能数据链路ndlnureg0696要求核電廠?技術支援中心tsc?在廠的作業支援中心osceof?控制室的緊急反應功能?安全數據顯示系統spds?核能資料連結ndl运转员之要求
背景與事件過程
1979 3 28星期三6:18 AM 運轉人員此時終於注意到釋壓閥沒有 關閉，於是手動關閉了釋壓閥，反應器 溫度及壓力隨即上升。 1979 3 28星期三6:55 AM 由於燃料已有破損，冷卻系統之高放 射性警報響起。可惜沒有任何一位運轉 員聽到警笛聲。可能是由於數以百計的 警報聲響起，運轉員無法及時分辨處理 ，故隨手把警報關掉。也可能主要警報 聲響失效或是運轉員漏聽。此時，運轉 員依然不知道圍阻體建築內，含有放射 性的水和蒸汽量正持續的升高中。 1979 3 28星期三7:30 AM 圍阻體、反應器廠房和輔助廠房輻射 強度繼續上升。
背景与事件过程
1979 3 28星期三4:00:50 AM
反应器急停后，功率降低，反应 器压力亦随之降低。当反应器压力 降至释压阀门自动关闭点时，阀门 却没有关闭，于是冷却水由阀门持 续流出。由于辅助饲水无法进入蒸 汽产生器，故蒸汽产生器内二次侧 的水已逐渐被烧干。另一方面，释 压阀的开启造成反应器压力持续下 降，导致紧急炉心冷却系统自动启 动，将高压硼水注入炉心。运转员 开始担心调压槽的水位过高会使调 压槽丧失调压功能。然运转员此时 不知道蒸汽产生器已经没有饲水， 且调压槽释压阀发生故障，没有关 闭。
《三里岛核事故》课件
三里岛核事故释放了大量的放射性物质， 严重污染了周边的水源、土壤和空气，对 当地生态环境造成了长期影响。
居民长期暴露在放射性物质下，增加了患 癌症等疾病的风险，许多人因此出现了健 康问题。
经济损失
心理创伤
核事故导致周边地区居民被迫迁移，商业 活动受影响，给当地经济带来了巨大损失 。
事故给当地居民带来了严重的心理创伤， 许多人长时间处于恐慌和焦虑状态。
准，监督核设施的运行和管理。
加强许可证制度和安全审查
02
实行严格的许可证制度和安全审查，确保核设施在设计、建造
、运行等各个环节符合安全标准。
提高应急响应能力
03
建立完善的应急响应体系，加强应急演练和培训，提高应对核
事故的能力和水平。
核能技术的未来发展和改进
1 2 3
推动核能技术创新
鼓励和支持核能技术创新，研发更加安全、高效 、经济的核能技术，降低核能产业的风险和成本 。
事故处理
三里岛核事故发生后，相关部门迅速启动应急响应机制，采取了多种措施来控制和缓解事故后果。包括启动应急 冷却系统、释放轻水堆芯中的氢气、疏散周边居民等。这些措施有效地降低了事故对环境和公众的影响。
修复工作
事故发生后，运营方和相关部门对核电站进行了全面的修复工作。修复过程中采用了先进的技术和设备，确保了 修复工作的安全和质量。经过多年的努力，三里岛核电站重新投入运营，并成为核能领域中的一个重要案例。
事故的原因和后果
总结词
分析事故的原因和后果，总结事故的经验教训。
详细描述
三里岛核事故的原因主要包括设备故障、操作失误和管理不善等。事故后果包括 核电站周围环境的污染、居民撤离、经济赔偿等。此外，事故对全球核能产业产 生了深远的影响，推动了核能安全标准的提高和监管的加强。
三哩岛事故
卸压阀的长期内漏使卸压箱的水一直处于较高温度。卸压箱 水温不再被用作做判断卸压阀是否开启的手段。
注：缺陷的长期存在导致重要监视参数失去意义
三哩岛事故序列 时程：00时:02分:02秒 主系统压力下降至1640 psig（11.3MPa），专设安全系 统ESF触发。上充系统自动切换为高压安注运行模式。 时程：00时:03分:13秒 稳压器水位持续上升。 因担心水位继续上升会造成稳压器水实体运行，操纵员通过 按下盘台上一个按钮闭锁了安注信号，以便手动控制安注流 量。安注流量从2.7 m3/min 下降至0.1m3/min 。 没有意识到反应堆正在发生LOCA事故，操纵员继续执行停 堆恢复规程。
三哩岛事故序列 时程：00时:01分:13秒 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。 由于担心水位高会失去凝汽器真空和引发水锤，担心真 空失去将导致主蒸汽排放至大气环境，操纵员将注意力 投入到处理水位问题，忽视了反应堆主系统正在面临的 恶化工况。
堆芯熔化情况示意图
冷却剂入口
冷却剂入口
损坏的上栅格板
上部堆芯坍塌形成的空腔 松散的堆芯熔融碎片
流出堆芯的熔融金属
熔融金属（冷却） 熔融金属（冷却）的外壳 先期形成的熔融金属
堆芯围板上的熔洞 熔化的堆芯仪表导向管 密实堆积的熔融碎片 熔融氧化铀堆积区
三哩岛电站系统简介
堆型：压水反应堆（PWR） 额定电功率：880MW 堆芯：37000根燃料棒，含二氧化铀约100吨 首次临界：1978年3月28日 事故发生时，电站正运行在第一个换料周期，一 年左右。
燃料棒结构
燃料组件结构
端塞 上管座 弹簧 端隙
燃料芯块 端塞 定位格架 燃料芯块 导向管
核安全09(TMI事故)
35
事故后的堆芯状态
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卡特总统离开现场
三哩岛公园！
4 启示
• 人误不可忽视——人机工效、管理制度改 进 • 安全壳意义重大——双层壳设计出现 • 小破口事故后果超预期——要求进行小破 口事故谱分析 • 真实发生的“小概率事件”——概率安全 分析受到重视
成功关闭
主泵启动， 15:51:00循环恢复 高压安注启动 循环恢复，即认为事故结 束，逐渐过渡到冷停堆
3 后果
• 70%的燃料毁坏，30%-40%燃料熔化；80km 半径内200万人平均个体剂量0.015mSv，最 大可能厂外剂量0.83mSv，5万居民搬迁 • 欧美核工业进入停滞期
事故后的堆芯状态
位置
1号和2号机组
简图
大亚湾核电机组
三哩岛核电机组
2 事故序列
• 1979年3月28日凌晨4点钟……
00:00:00
汽轮机跳 闸
凝结水流 量丧失
00:00:01
隔离阀忘 打开
00:00:03
电动卸压阀 正常打开
00:00:08
紧急停堆
00:00:13
电动卸压阀 未能关闭
00:01:00
核反应堆安全 第九讲 三哩岛事故
（2010—2011学年第二学期） 主讲：李然
1 背景
三哩岛核电站2号机组(Three Mile Island-2，TMI-2) 由Babcock & Wilcox公司设计， Metropolitan Edison公司运行，959 MWe PWR，1978-3-28临界，19793-28发生美国商用核电厂史上最严重 事故(INES 5)
B环路主泵 手动关闭
01:24:00
温度超量程
三哩岛核事故
三哩岛核泄漏事故-三哩岛核泄漏事故三哩岛核泄漏事故，通常简称“三哩岛事件”，是1979年3月28日发生在美国宾夕法尼亚州萨斯奎哈纳河三哩岛（Three-Miles Island）核电站的一次严重放射性物质泄漏事故。
三哩岛核泄漏事故1979年3月28日,美国宾州三哩岛(TMI)核电站事故。
三哩岛压水堆核电站发生了堆心熔毁的严重事故，一座反应堆大部分元件烧毁,一部分放射性物质外泄。
事情持续了36小时，但给人们留下终生不灭的印象。
三哩岛核电厂发生的核事故是美国最严重的核事故。
然而事故对环境和居民都没有造成危害和伤亡，也没有发现明显的放射性影响。
三哩岛的核反应堆外面有护罩，当核燃料熔毁时，这时还有第三重的保护系统会自动紧急抽注大量的冷却水灌注入护罩内，将护罩内部淹没。
故三哩岛的核能事故虽也是最严重的核燃料熔毁事故，其放射能外泄量实际上乃是微不足道。
电站下游的两个不同地点采集的河水样品中，没有监测到任何放射性。
在152个空气样品中，只有8个样品发现有放射性碘，其中最大浓度为 0.0009贝可/升，只占居民允许浓度的四分之一。
在147个土壤样品和3公里范围内的171个植物样品中均未查出放射性碘。
2001年美国该厂已恢复正常运行，并开始执行正常的安全标准。
三哩岛核泄漏事故-事故经过三哩岛核泄漏事故当天凌晨4时半，三哩岛核电站95万千瓦水堆电站二号反应堆主水泵停转，辅助水泵按照预设的程序启动，但是由于辅助回路中一道阀门在此前的例行检修中没有按规定打开，导致辅助回路没有正常启动，二回路冷却水没有按照程序进入蒸汽发生器，热量在堆心聚集，堆心压力上升。
堆心压力的上升导致减压阀开启，冷却水流出，由于发生机械故障，在堆心压力回复正常值后堆心冷却水继续注入减压水槽，造成减压水槽水满外溢。
一回路冷却水大量排出造成堆心温度上升，待运行人员发现问题所在的时候，堆心燃料的47%已经融毁并发生泄漏，系统发出了放射性物质泄漏的警报，但由于当时警报蜂起，核泄漏的警报并未引起运行人员的注意，甚至现时无人能够回忆起这个警报。
三里岛核泄漏事故—5级
1979年三里岛核泄漏事故—5级在1979年3月28日，位于美国宾西法尼亚州的三里岛核电站的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。
在1979年之前，几乎很少有人听说过“三里岛”这个名字，但一场危机让这座位于美国宾夕法尼亚州东北部的核电站一下子闻名世界。
在那场持续一周的危机中，世界的目光被定格在哈里斯堡（宾夕法尼亚州首府），记者们喧嚷着拥入该地区，有人发誓说他看到辐射物像水珠一样从反应堆建筑物的一侧渗出、滴落……受史无前例的大地震影响，日本福岛核电站近日发生放射性物质外泄事件，引发各界对爆发一场核灾难的担忧。
实际上，自1954年世界上第一座核电站建成以来，类似的核危机曾不断上演，1957年的温德斯凯尔核电站事件，让核电持续几十年都是英国的“政治雷区”，1986年乌克兰切尔诺贝利核电站事故酿成的重大灾难则让世人“谈核色变”。
不过，有媒体评论称，这次日本爆发的核危机更像1979年美国“三里岛事件”的重演，那年三月，人类经历了核能发展史上第一起炉心熔毁事故，虽然没有造成任何人员伤亡，但美国人对核能安全性的认知深受影响，之后30余年，美国都没建起新的核电站。
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）。
three mile island accident(三哩岛事故)
BACKGROUNDEROffice of Public AffairsPhone: 301-415-8200Email: opa.resource@Three Mile Island AccidentThe accident at the Three Mile Island Unit 2 (TMI-2) nuclear power plant near Middletown, Pa., on March 28, 1979, was the most serious in U.S. commercial nuclear power plant operating history, even though it led to no deaths or injuries to plant workers or members of the nearby community. But it brought about sweeping changes involving emergency response planning, reactor operator training, human factors engineering, radiation protection, and many other areas of nuclear power plant operations. It also caused the U.S. Nuclear Regulatory Commission to tighten and heighten its regulatory oversight. Resultant changes in the nuclear power industry and at the NRC had the effect of enhancing safety.The sequence of certain events – equipment malfunctions, design-related problems and worker errors – led to a partial meltdown of the TMI-2 reactor core but only very small off-site releases of radioactivity. Summary of EventsThe accident began about 4:00 a.m. on March 28, 1979, when the plant experienced a failure in the secondary, non-nuclear section of the plant. The main feedwater pumps stopped running, caused by either a mechanical or electrical failure, which prevented the steam generators from removing heat. First the turbine, then the reactor automatically shut down. Immediately, the pressure in the primary system (the nuclear portion of the plant) began to increase. In order to prevent that pressure from becoming excessive, the pilot-operated relief valve (a valve located at the top of the pressurizer) opened. The valve should have closed when the pressure decreased by a certain amount, but it did not. Signals available to the operator failed to show that the valve was still open. As a result, cooling water poured out of the stuck-open valve and caused the core of the reactor to overheat.As coolant flowed from the core through the pressurizer, the instruments available to reactor operators provided confusing information. There was no instrument that showed the level of coolant in the core. Instead, the operators judged the level of water in the core by the level in the pressurizer, and since it was high, they assumed that the core was properly covered with coolant. In addition, there was no clear signal that the pilot-operated relief valve was open. As a result, as alarms rang and warning lights flashed, the operators did not realize that the plant was experiencing a loss-of-coolant accident. They took a series of actions that made conditions worse by simply reducing the flow of coolant through the core.Because adequate cooling was not available, the nuclear fuel overheated to the point at which the zirconium cladding (the long metal tubes which hold the nuclear fuel pellets) ruptured and the fuel pellets began to melt. It was later found that about one-half of the core melted during the early stages of the accident. Although the TMI-2 plant suffered a severe core meltdown, the most dangerous kind of nuclear power accident, it did not produce the worst-case consequences that reactor experts had long feared. In a worst-case accident, the melting of nuclear fuel would lead to a breach of the walls of the containment building and release massive quantities of radiation to the environment. But this did not occur as a result ofThe accident caught federal and state authorities off-guard. They were concerned about the small releases of radioactive gases that were measured off-site by the late morning of March 28 and even more concerned about the potential threat that the reactor posed to the surrounding population. They did not know that the core had melted, but they immediately took steps to try to gain control of the reactor and ensure adequate cooling to the core. The NRC=s regional office in King of Prussia, Pa., was notified at 7:45 a.m. on March 28. By 8:00, NRC Headquarters in Washington, D.C., was alerted and the NRC Operations Center in Bethesda, Md., was activated. The regional office promptly dispatched the first team of inspectors to the site and other agencies, such as the Department of Energy and the Environmental Protection Agency, also mobilized their response teams. Helicopters hired by TMI’s owner, General Public Utilities Nuclear, and the Department of Energy were sampling radioactivity in the atmosphere above the plant by midday. A team from the Brookhaven National Laboratory was also sent to assist in radiation monitoring. At 9:15a.m., the White House was notified and at 11:00 a.m., all non-essential personnel were ordered off the plant’s premises.By the evening of March 28, the core appeared to be adequately cooled and the reactor appeared to be stable. But new concerns arose by the morning of Friday, March 30. A significant release of radiation from the plant=s auxiliary building, performed to relieve pressure on the primary system and avoid curtailing the flow of coolant to the core, caused a great deal of confusion and consternation. In an atmosphere of growing uncertainty about the condition of the plant, the governor of Pa., Richard L. Thornburgh, consulted with the NRC about evacuating the population near the plant. Eventually, he and NRC Chairman Joseph Hendrie agreed that it would be prudent for those members of society most vulnerable to radiation to evacuate the area. Thornburgh announced that he was advising pregnant women and pre-school-age children within a 5-mile radius of the plant to leave the area.Within a short time, the presence of a large hydrogen bubble in the dome of the pressure vessel, the container that holds the reactor core, stirred new worries. The concern was that the hydrogen bubble might burn or even explode and rupture the pressure vessel. In that event, the core would fall into the containment building and perhaps cause a breach of containment. The hydrogen bubble was a source of intense scrutiny and great anxiety, both among government authorities and the population, throughout the day on Saturday, March 31. The crisis ended when experts determined on Sunday, April 1, that the bubble could not burn or explode because of the absence of oxygen in the pressure vessel. Further, by that time, the utility had succeeded in greatly reducing the size of the bubble.Health EffectsDetailed studies of the radiological consequences of the accident have been conducted by the NRC, the Environmental Protection Agency, the Department of Health, Education and Welfare (now Health and Human Services), the Department of Energy, and the State of Pa.. Several independent studies have also been conducted. Estimates are that the average dose to about 2 million people in the area was only about 1 millirem. To put this into context, exposure from a chest x-ray is about 6 millirem. Compared to the natural radioactive background dose of about 100-125 millirem per year for the area, the collective dose to the community from the accident was very small. The maximum dose to a person at the site boundary would have been less than 100 millirem.In the months following the accident, although questions were raised about possible adverse effects from radiation on human, animal, and plant life in the TMI area, none could be directly correlated to the accident. Thousands of environmental samples of air, water, milk, vegetation, soil, and foodstuffs were collected by various groups monitoring the area. Very low levels of radionuclides could be attributed toreleases from the accident. However, comprehensive investigations and assessments by severalwell-respected organizations have concluded that in spite of serious damage to the reactor, most of the radiation was contained and that the actual release had negligible effects on the physical health of individuals or the environment.Impact of the AccidentThe accident was caused by a combination of personnel error, design deficiencies, and component failures. There is no doubt that the accident at Three Mile Island permanently changed both the nuclear industry and the NRC. Public fear and distrust increased, NRC’s regulations and oversight became broader and more robust, and management of the plants was scrutinized more carefully. The problems identified from careful analysis of the events during those days have led to permanent and sweeping changes in how NRC regulates its licensees – which, in turn, has reduced the risk to public health and safety.Here are some of the major changes which have occurred since the accident:$Upgrading and strengthening of plant design and equipment requirements. This includes fire protection, piping systems, auxiliary feedwater systems, containment building isolation, reliability of individual components (pressure relief valves and electrical circuit breakers), and the ability of plants to shut down automatically;$Identifying human performance as a critical part of plant safety, revamping operator training and staffing requirements, followed by improved instrumentation and controls for operating the plant, and establishment of fitness-for-duty programs for plant workers to guard against alcohol or drug abuse;$Improved instruction to avoid the confusing signals that plagued operations during the accident;$Enhancement of emergency preparedness to include immediate NRC notification requirements for plant events and an NRC operations center that is staffed 24 hours a day. Drills and response plans are now tested by licensees several times a year, and state and local agencies participate in drillswith the Federal Emergency Management Agency and NRC;$Establishment of a program to integrate NRC observations, findings, and conclusions about licensee performance and management effectiveness into a periodic, public report;$Regular analysis of plant performance by senior NRC managers who identify those plants needing additional regulatory attention;$Expansion of NRC’s resident inspector program – first authorized in 1977 – whereby at least two inspectors live nearby and work exclusively at each plant in the U.S. to provide daily surveillance of licensee adherence to NRC regulations;$Expansion of performance-oriented as well as safety-oriented inspections, and the use of risk assessment to identify vulnerabilities of any plant to severe accidents;$Strengthening and reorganization of enforcement as a separate office within the NRC;$The establishment of the Institute of Nuclear Power Operations (INPO), the industry’s own “policing” group, and formation of what is now the Nuclear Energy Institute to provide a unifiedindustry approach to generic nuclear regulatory issues, and interaction with NRC and othergovernment agencies;$The installing of additional equipment by licensees to mitigate accident conditions, and monitor radiation levels and plant status;$Employment of major initiatives by licensees in early identification of important safety-related problems, and in collecting and assessing relevant data so lessons of experience can be shared and quickly acted upon; and$Expansion of NRC’s international activities to share enhanced knowledge of nuclear safety with other countries in a number of important technical areas.Current StatusToday, the TMI-2 reactor is permanently shut down and defueled, with the reactor coolant system drained, the radioactive water decontaminated and evaporated, radioactive waste shipped off-site to an appropriate disposal site, reactor fuel and core debris shipped off-site to a Department of Energy facility, and the remainder of the site being monitored. In 2001, FirstEnergy acquired TMI-2 from GPU. FirstEnergy has contracted the monitoring of TMI-2 to Exelon, the current owner and operator of TMI-1. The companies plan to keep the TMI-2 facility in long-term, monitored storage until the operating license for the TMI-1 plant expires, at which time both plants will be decommissioned.Below is a chronology of highlights of the TMI-2 cleanup from 1980 through 1993.Date EventJuly 1980 Approximately 43,000 curies of krypton were vented from the reactor building.July 1980 The first manned entry into the reactor building took place.Nov. 1980 An Advisory Panel for the Decontamination of TMI-2, composed of citizens, scientists, and State and local officials, held its first meeting in Harrisburg, PA.July 1984 The reactor vessel head (top) was removed.Oct. 1985 Defueling began.July 1986 The off-site shipment of reactor core debris began.Aug. 1988 GPU submitted a request for a proposal to amend the TMI-2 license to a “possession-only”license and to allow the facility to enter long-term monitoring storage.Jan. 1990 Defueling was completed.July 1990 GPU submitted its funding plan for placing $229 million in escrow for radiological decommissioning of the plant.Jan. 1991 The evaporation of accident-generated water began.April 1991 NRC published a notice of opportunity for a hearing on GPU’s request for a license amendment.Feb. 1992 NRC issued a safety evaluation report and granted the license amendment.Aug. 1993 The processing of 2.23 million gallons accident-generated water was completed.Sept. 1993 NRC issued a possession-only license.Sept. 1993 The Advisory Panel for Decontamination of TMI-2 held its last meeting.Dec. 1993 Post-Defueling Monitoring Storage began.Additional InformationFurther information on the TMI-2 accident can be obtained from sources listed below. The documents can be ordered for a fee from the NRC’s Public Document Room at 301-415-4737 or 1-800-397-4209; e-mail pdr@. The PDR is located at 11555 Rockville Pike, Rockville, Maryland; however the mailing address is: U.S. Nuclear Regulatory Commission, Public Document Room, Washington, D.C. 20555. A glossary is also provided below.Additional Sources for Information on Three Mile IslandNRC Annual Report - 1979, NUREG-0690“Population Dose and Health Impact of the Accident at the Three Mile Island Nuclear Station,”NUREG-0558“Environmental Assessment of Radiological Effluents from Data Gathering and Maintenance Operation on Three Mile Island Unit 2,” NUREG-0681“Report of The President’s Commission on The Accident at Three Mile Island,” October, 1979 “Investigation into the March 28, 1979 Three Mile Island Accident by the Office of Inspection and Enforcement,” NUREG-0600“Three Mile Island; A Report to the Commissioners and to the Public,” by Mitchell Rogovin and George T. Frampton, NUREG/CR-1250, Vols. I-II, 1980“Lessons learned From the Three Mile Island - Unit 2 Advisory Panel,” NUREG/CR-6252“The Status of Recommendations of the President’s Commission on the Accident at Three Mile Island,”(A ten-year review), NUREG-1355“NRC Views and Analysis of the Recommendations of the President’s Commission on the Accident at Three Mile Island,” NUREG-0632“Environmental Impact Statement related to decontamination and disposal of radioactive wastes resulting from March 28, 1979 accident Three Mile Island Nuclear Station, Unit 2,” NUREG-0683“Answers to Questions About Updated Estimates of Occupational Radiation Doses at Three Mile Island, Unit 2,” NUREG-1060“Answers to Frequently Asked Questions About Cleanup Activities at Three Mile Island, Unit 2,”NUREG-0732“Status of Safety Issues at Licensed Power Plants” (TMI Action Plan Reqmts.), NUREG-1435Walker, J. Samuel, Three Mile Island: A Nuclear Crisis in Historical Perspective, Berkeley: University of California Press, 2004.GlossaryAuxiliary feedwater - (see emergency feedwater)Background radiation - The radiation in the natural environment, including cosmic rays and radiation from the naturally radioactive elements, both outside and inside the bodies of humans and animals. The usually quoted average individual exposure from background radiation is 300 millirem per year. Cladding - The thin-walled metal tube that forms the outer jacket of a nuclear fuel rod. It prevents the corrosion of the fuel by the coolant and the release of fission products in the coolants. Aluminum, stainless steel and zirconium alloys are common cladding materials.Emergency feedwater system - Backup feedwater supply used during nuclear plant startup and shutdown; also known as auxiliary feedwater.Fuel rod - A long, slender tube that holds fuel (fissionable material) for nuclear reactor use. Fuel rods are assembled into bundles called fuel elements or fuel assemblies, which are loaded individually into the reactor core.Containment - The gas-tight shell or other enclosure around a reactor to confine fission products that otherwise might be released to the atmosphere in the event of an accident.Coolant - A substance circulated through a nuclear reactor to remove or transfer heat. The most commonly used coolant in the U.S. is water. Other coolants include air, carbon dioxide, and helium.Core - The central portion of a nuclear reactor containing the fuel elements, and control rods.Decay heat - The heat produced by the decay of radioactive fission products after the reactor has been shut down.Decontamination - The reduction or removal of contaminating radioactive material from a structure, area, object, or person. Decontamination may be accomplished by (1) treating the surface to remove or decrease the contamination; (2) letting the material stand so that the radioactivity is decreased by natural decay; and (3) covering the contamination to shield the radiation emitted.Feedwater - Water supplied to the steam generator that removes heat from the fuel rods by boiling and becoming steam. The steam then becomes the driving force for the turbine generator.Nuclear Reactor - A device in which nuclear fission may be sustained and controlled in a self-supporting nuclear reaction. There are several varieties, but all incorporate certain features, such as fissionable material or fuel, a moderating material (to control the reaction), a reflector to conserve escaping neutrons, provisions for removal of heat, measuring and controlling instruments, and protective devices.Pressure Vessel - A strong-walled container housing the core of most types of power reactors. Pressurizer - A tank or vessel that controls the pressure in a certain type of nuclear reactor.Primary System - The cooling system used to remove energy from the reactor core and transfer that energy either directly or indirectly to the steam turbine.Radiation - Particles (alpha, beta, neutrons) or photons (gamma) emitted from the nucleus of an unstable atom as a result of radioactive decay.Reactor Coolant System - (see primary system)Secondary System - The steam generator tubes, steam turbine, condenser and associated pipes, pumps, and heaters used to convert the heat energy of the reactor coolant system into mechanical energy for electrical generation.Steam Generator - The heat exchanger used in some reactor designs to transfer heat from the primary (reactor coolant) system to the secondary (steam) system. This design permits heat exchange with little or no contamination of the secondary system equipment.Turbine - A rotary engine made with a series of curved vanes on a rotating shaft. Usually turned by water or steam. Turbines are considered to be the most economical means to turn large electrical generators.August 2009。
三里岛汇报
5 6
06:30:00
反应堆厂房发生氢爆，
大量放射性物质进入
反应堆厂房和辅助厂
房。13个小时后，成
4
功实现强迫循环，事 故结束。
05:50:00
堆外探测器中子读数上 升约100倍，反应堆冷 却剂出口的过热蒸汽， 温度过高超过仪表量程
3
事故后果
严重后果
堆芯损毁
90％的核燃料的包壳损坏 锆水反应生成了1000到1300磅氢气，44％--63 ％的锆氧化成氧
三里岛核电站系统简介
主冷却系统包含共两个环 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。一台稳压器布置在其 中一个回路的热段，用于控制 主系统压力和补偿冷却剂的容 积变化。稳压器泄压阀在稳压 器达到15.5MPa时开启，将冷 却剂排放至稳压器泄压箱。
事件概述及核电站简介
三里岛核电站系统简介
正常运行时，主系统下泄流经过净 化进入容控箱，再经过一台上充泵 （共三台，正常工况时一台运行）， 升压后作为上充流返回主系统。上 充流量通过一个气动阀调节，以控 制和维持稳压器的水位，保证主系 统的水装量。同时上充泵向4台主 泵提供轴封水。
一旦专设安全系统触发，在高压安 注阶段，主系统下泄自动隔离。两 台上充泵作为高压安注泵将换料水 箱的高硼水注入主系统。
官方消息的不准确以及夸大报道造成了民众的恐慌情绪。
4
经验和教训
经验和教训
安全屏障的重要性
三里岛事故之所以对环境造成的影响很小，其原因就是反应堆设 立的三道安全屏障（尤其是安全壳），安全屏障在事故发生堆芯裸露 及熔堆之后，很好的起到了CONTAIN（包容放射性产物）的作用。
旧核工业制度的改革
给水系统：
工作人员失误，导致三哩岛核电站泄露
一、从最初清洗设备的工作人员的过失开始,到反应堆彻底毁坏,整个过程只用了120秒1979年3月28日凌晨4时,美国宾夕法尼亚州的三哩岛核电站第2组反应堆的操作室里,红灯闪亮,汽笛报警,涡轮机停转,堆心压力和温度骤然升高。
2小时后,大量放射性物质溢出。
在三哩岛事件中,从最初清洗设备的工作人员的过失开始,到反应堆彻底毁坏,整个过程只用了120秒。
6天后,堆心温度开始下降,蒸气泡消失———引起氢爆炸的威胁解除了。
100吨铀燃料虽然没有熔化,但有60%的铀棒受到损坏,反应堆最终陷于瘫痪。
核事故共7个级别,级别越高,危害越大。
此事故为核事故的第五级。
事故发生后,全美震惊,核电站附近的居民惊恐不安,约20万人撤出这一地区。
美国各大城市的群众和正在修建核电站的地区的居民纷纷举行集会示威,要求停建或关闭核电站。
美国和西欧一些国家政府不得不重新检查发展核动力计划。
二、在这次事故中,主要的工程安全设施都自动投入,同时由于反应堆有几道安全屏障(燃料包壳,一回路压力边界和安全壳等),因而无一伤亡这次事故是由于二回路的水泵发生故障后,二回路的事故冷却系统自动投入,但因前些天工人检修后未将事故冷却系统的阀门打开,致使这一系统自动投入后,二回路的水仍断流。
当堆内温度和压力在此情况下升高后,反应堆就自动停堆,卸压阀也自动打开,放出堆芯内的部分汽水混合物。
同时,当反应堆内压力下降至正常时,卸压阀由于故障未能自动回座,使堆芯冷却剂继续外流,压力降至正常值以下,于是应急堆芯冷却系统自动投入,但操作人员未判明卸压阀没有回座,反而关闭了应急堆芯冷却系统,停止了向堆芯内注水。
这一系列的管理和操作上的失误,与设备上的故障交织在一起,使一次小的故障急剧扩大,造成堆芯熔化的严重事故。
在这次事故中,主要的工程安全设施都自动投入,同时由于反应堆有几道安全屏障(燃料包壳,一回路压力边界和安全壳等),因而无一伤亡。
在事故现场,只有3人受到了略高于半年的容许剂量的照射。
美国三里岛核泄漏回顾
美国三里岛核泄漏回顾美国三里岛压水堆核电厂二号堆于1979年3月28日发生的堆芯失水而熔化和放射性物质外逸的重大事故。
这次事故是由于二回路的水泵发生故障后，二回路的事故冷却系统自动投入，但因前些天工人检修后未将事故冷却系统的阀门打开，致使这一系统自动投入后，二回路的水仍断流。
当堆内温度和压力在此情况下升高后，反应堆就自动停堆，卸压阀也自动打开，放出堆芯内的部分汽水混合物。
同时，当反应堆内压力下降至正常时，卸压阀由于故障未能自动回座，使堆芯冷却剂继续外流，压力降至正常值以下，于是应急堆芯冷却系统自动投入，但操作人员未判明卸压阀没有回座，反而关闭了应急堆芯冷却系统，停止了向堆芯内注水。
这一系列的管理和操作上的失误与设备上的故障交织在一起，使一次小的故障急剧扩大，造成堆芯熔化的严重事故。
在这次事故中，主要的工程安全设施都自动投入，同时由于反应堆有几道安全屏障（燃料包壳，一回路压力边界和安全壳等），因而无一伤亡，在事故现场，只有3人受到了略高于半年的容许剂量的照射。
核电厂附近80千米以内的公众，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。
三里岛压水堆核电站发生了堆芯熔毁的严重事故，然而，事故对环境和居民却没有造成任何危害和伤亡，也没有发现明显的放射性影响。
事实证明，压水堆核电站的各项安全设施是有效的。
检验结果表明在牛奶样品中基本上未查出放射性碘，其中最大的9个样品中碘-131浓度只有0.6—1.5贝可/升。
仅为允许值的千分之三。
电站下游两个不同地点采集的河水样品中没有查出任何放射性。
电站周围80公里范围内居民所受的剂量大约只是每年天然本底的1%左右；最大个人所受剂量，也只相当于一次X光医疗照射。
152个空气样品，只有8个样品发现微量放射性碘，而土壤样品均未查出放射性碘。
事故发生后，全美震惊，核电站附近的居民惊恐不安，约20万人撤出这一地区。
美国各大城市的群众和正在修建核电站的地区的居民纷纷举行集会示威，要求停建或关闭核电站。
三里岛事故调查报告
三里岛事故调查报告篇一：三哩岛核事故相关资料三哩岛核电厂事故后，美国核电行业做了如下改善：提升和加强核电厂设计与设备要求，包括消防、管道系统、辅助给水系统、安全壳隔离、组件可靠性、自动停机能力等；更新操作员培训与配备要求，加强设计基准事故以外的培训；改进主控室人机界面设计，对主控的报警重新进行分类，把重要信息集中在安全监督盘上；加大了仪表的指示量程，并增加了重要参数监测指示；提高应急准备水平，有重大事故时应立即通报美国核管理委员会，同时，美国核管理委员会成立24 h 值班的运营中心；建立定期公开报告制度，包括美国核管理委员会视察核电厂的报告、电厂绩效、管理效果等；由美国核管理委员会的高级管理人员对核电厂的性能进行定期分析，辨识出需要加强监管的问题；成立了美国核动力运行研究所(INPO)，以提供技术支持和同行评审，加强核电厂之间的经验交流；成立了美国核能协会(NEI)，以利于和美国核管理委员会等政府机构及国会沟通。
NRC事故定性（NRC）：A combination of equipment malfunctions, design-related problems and worker errors led to TMI-2's partial meltdown and very small off-site releases of radioactivity.设备故障、设计缺陷以及人员失误一系列综合因素导致了三哩岛核电厂（TMI）2号机组部分堆芯熔毁，极少量放射性物质外泄。
1 Impact of the AccidentA combination of personnel error, design deficiencies, and component failures caused the Three Mile Island accident, which permanently changed both the nuclear industry and the NRC. Public fear and distrust increased, NRC's regulations and oversight became broader and more robust, and management of the plants was scrutinized more carefully. Careful analysis of the accident's events identified problems and led to permanent and sweeping changes in how NRC regulates its licensees – which, in turn, has reduced the risk to public health and safety.事故影响设备故障、设计缺陷以及人员失误一系列综合因素导致了三哩岛核事故的发生，永久改变了美国核工业与美国核管会（NRC）。
二次核事故
在事故后大约2.5小时，反应堆堆芯相当大部分已裸露， 并经受了持续的高温。这种工况导致了燃料损坏，堆芯裂 变产物大量释放以及氢气的生成，堆芯已严重损坏。
3月28日16时30分，公司管理部门指示电厂工作人员提高 反应堆冷却剂系统的压力，以消除空泡。
核电基础 3
三哩岛事故
三哩岛核电厂二号机组(TMI－2)是959MW 电功率(880MW净电功率)压水反应堆。
1978年3月28日达到临界，刚好在其后一 年1979年3月28日发生了美国商用核电厂 历史上最严重的事故。
这次事故由给水丧失引起瞬变开始，经过 一系列事件造成了堆芯部分融化，大量裂 变产物释放到安全壳。
凌晨4时零分37秒主汽轮机跳闸。所有三台辅助给水泵全部 按设计要求启动，但实际上流量因隔离阀关闭而受阻。
反应堆继续在满功率下运行，一回路温度和压力上升，三秒 钟后达到稳压器泄压阀整定值15.5MPa，泄压阀打开。
8秒后，反应堆一回路压力达到紧急停堆整定值16.2MPa而自 动紧急停堆。停堆后，反应堆冷却系统经历预期的冷却剂收 缩、装水量损失，稳压器水位下降，一回路系统压力下降。
直至事故后15小时50分钟。成功地实现了强迫循环。一回 路系统压力稳定在6.9至7.6MPa。表明了事故序列的结束。
核电基础 10
TMI - CORE DAMAGE
B 2 入口 B 出口
核电基础
先熔材料 损坏的仪表管
上栅板损坏 A 入口
空洞 上部碎片床 硬壳 先熔材料
下腔室熔渣
11
核电基础
12
2
受损坏的燃料棒
三里岛事件和切尔诺贝利事故的真相
三里岛事件和切尔诺贝利事故的真相1．三里岛事件无人伤亡在1979年3月28日，位于美国宾西法尼亚州的三里岛核电站的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。
2．切尔诺贝利事故有了论断1986年4月26日，苏联切尔诺贝利核电站4号堆（石墨水冷堆），由于工作人员违章操作、判断失误，加上反应堆设计缺陷，特别是没有安全壳等原因，导致了核电史上一次最严重的事故。
4号堆出现了瞬发超临界（当中子增殖因子k>1，缓发中子失去控制作用，每代中子寿命变得极短，堆功率会急剧上升而无法控制，就发生瞬发超临界，造成燃料熔化和三道屏障破坏。
），功率剧增，堆芯熔化，蒸汽爆炸，石墨燃烧。
因为这个堆没有安全壳，大量放射性物质（12×1018贝可）释入大气。
由于大气扩散，使白俄罗斯、乌克兰和俄罗斯约3万平方千米面积土地，受到了不同程度的污染。
这次灾难性事故所造成的经济损失和社会影响是巨大的。
10年后，1996年在奥地利首都维也纳，国际原子能机构、世界卫生组织和欧盟委员会联合召开“国际切尔诺贝利事故10周年大会”，参加大会的有71个国家和20个国际组织的845名科学家和280名记者。
三哩岛和切尔诺贝利事故
亡风险
3550人雷姆 ∼ 0.7例
天然本底100 mRem/年在2166万人中产生200，000人 雷姆，即每年40例癌症死亡风险
切尔诺贝利事故及其后果
1986年4月26日凌晨1时许，伴随一声震天动地 旳巨响，火光四起，烈焰冲天，火柱高达30多 米。切尔诺贝利核电站4号核反应堆发生爆炸， 其厂房屋顶被炸飞、墙壁坍塌，当场死亡2人。 大量旳放射性物质外泄，使周围环境旳放射剂 量高达200伦琴／小时，为允许指标旳2万倍。 1700多吨石墨成了熊熊大火旳燃料，火灾现场 温度高达2023℃以上。救援直升机向4号反应 堆投放了5000吨降温和吸收放射性元素旳物质， 并经过遥控机械为反应堆修筑了厚达几米旳绝 缘罩。
具有强旳
有稳定，不会发生功率 暴走。
负功率系
数
在特殊配置下插棒 • 控制棒总 • 必要时迅速中
引入正反应性，插 棒全程需20秒
是引入大
断链式反应。
旳负反应
性，全程
在2秒以
内
切尔诺贝利事故旳主要经验教训
• 国家层面上安全监管机构及制度不落实，监管 不得力，核电站管理混乱；
• 设计缺乏安全原则，安全分析不充分，设计中 包括了不安全原6千人
90-95年重新安顿21万人
甲状腺癌发病率明显增长，0-14岁小朋友
患者565名
血液病发病率无明显增长
切尔诺贝利事故及其后果
■人群旳心理影响 焦急、哀愁、宿命论和“受害者”心态滋生 搬迁、习惯性活动受限制 产品“受污染”，影响农、工、商业旳发展 苏联解体
• 运营人员培训不足，对机组特征缺乏了解，操 作人员没有掌握有关反应堆工艺过程旳专门知 识，也不懂得反应堆潜在旳危险；
• 工作纲领质量低劣，操作规程有缺陷，甚至有 错误；
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核电工程设计NUCLEAR POWER PROJECT ENGINEERING 2009年第一期,总第12期三哩岛核事故三十周年纪念专刊中广核工程有限公司设计院设计图文中心编者按今年是美国三哩岛核事故三十周年。
三十年前的3月28日在三哩岛发生了一起震惊世界的严重的核事故。
为了对此次事故进行回顾和反思，我们专门编辑了这期特刊，便于大家回顾当时的事件经过，了解事故的原因，吸取相关的经验教训，增强我们的核安全意识和质量意识，确保核电设计中的安全性和可靠性。
目录一,事件回顾 (4)1.三哩岛核电站2.三哩岛核泄漏事故3.三哩岛核事故发生过程详细记录二,经验教训 (9)三哩岛事故30周年：五个经验教训三,类似事件 (11)20世纪世界十大核事故一、事件回顾1．三哩岛核电站三哩岛核电站（TMI）是个民用核电站，位于美国宾夕法尼亚州萨斯奎哈纳河三哩岛（Three Mile Island）。
它有两个机组，TMI-1和TMI-2。
电厂由General Public Utilities Corporation公司建造，由Metropolitan Edison Company经营，现并入First Energy Corporation。
三哩岛1号机组三哩岛1号机组是由Babcock and Wilcox (B&W)公司建造的一个压水反应堆，发电量为802 MWe。
初始造价为4亿美元。
1号机组于1974年4月19日并网，1974年9月2日开始商业运行。
1号机组运行执照年限40年，这意味着可以运行到2014年4月19日。
当2号机组于1979年发生事故时，1号机组正在脱网换料。
经过一系列的技术、法律和管理审查后与1985年10月重新并网。
目前的业主AmeriGen已经申请再运行20年的执照。
三哩岛2号机组三哩岛2号机组也是压水反应堆，由B&W建造。
唯一的区别是，与1号机组的802 Mwe相比，发电量稍微大一点，为906 Mwe。
2号机组于1978年2月8日获得运行执照，1978年12月30日开始商业运行。
2．三哩岛核泄漏事故三哩岛核泄漏事故，通常简称“三哩岛事件”，是1979年3月28日发生在美国宾夕法尼亚州萨斯奎哈纳河三哩岛（Three-Miles Island）核电站的一次严重放射性物质泄漏事故。
事故简述当天凌晨4时半，三哩岛核电站95万千瓦压水堆电站二号反应堆主给水泵停转，辅助给水泵按照预设的程序启动，但是由于辅助回路中一道阀门在此前的例行检修中没有按规定打开，导致辅助回路没有正常启动，二回路冷却水没有按照程序进入蒸汽发生器，热量在堆心聚集，堆心压力上升。
堆心压力的上升导致减压阀开启，冷却水流出，由于发生机械故障，在堆心压力回复正常值后堆心冷却水继续注入减压水槽，造成减压水槽水满外溢。
一回路冷却水大量排出造成堆心温度上升，待运行人员发现问题所在的时候，堆心燃料的47%已经融毁并发生泄漏，系统发出了放射性物质泄漏的警报，但由于当时警报蜂起，核泄漏的警报并未引起运行人员的注意，甚至现时无人能够回忆起这个警报。
直到当天晚上8点，二号堆一二回路均恢复正常运转，但运行人员始终没有察觉堆心的损坏和放射性物质的泄漏。
此后，第76任宾州州长迪克松伯（Dick Thornburgh）出于安全考虑于3月30日疏散了核电站5英里范围内的学龄前儿童和孕妇，并下令对事故堆芯进行检查。
检查中才发现堆芯严重损坏，约20吨二氧化铀堆积在压力槽底部，大量放射性物质堆积在反应堆安全壳内，少部分放射性物质泄漏到周围环境中。
事故后果事故后，有关机构对周围居民进行了连续跟踪研究，研究结果显示：1.在以三哩岛核电站为圆心的50英里范围内的220万居民中无人发生急性辐射反应；2.周围居民所受到的辐射相当于进行了一次胸部透视的辐射剂量；3.三哩岛核泄漏事故对于周围居民的癌症发生率没有显著性影响；4.三哩岛附近未发现动植物异常现象；5.当地农作物产量未发生异常变化。
事故影响三哩岛核泄漏事故是核能史上第一起反应堆堆芯融化事故，自发生至今一直是反核人士反对核能应用的有力证据。
三哩岛核泄漏事故虽然严重，但未造成严重后果，究其原因在于安全壳发挥了重要作用，凸现了其作为核电站最后一道安全防线的重要作用。
在整个事件中，运行人员的错误操作和机械故障是重要的原因，提示人们，核电站运行人员的培训、面对紧急事件的处理能力、控制系统的友好性等细节对核电站的安全运行有着重要影响。
此事件最大的影响是增加核电厂的安全性及成本，因此在能源价格低廉且温室效应尚未影响人类的时代，够安全的核电厂在经济上还是不能与排气够干净的燃煤发电厂竞争。
3．三哩岛核事故发生过程详细记录今天是星期三，1979年3月28日。
时间是凌晨4点之前。
反应堆目前运行正常。
二、经验教训三哩岛事故30周年：五个经验教训作者Larry Foulke每当我问匹兹堡大学学生“TMI”代表什么时，他们的回答是：“Too much information”（意为“太多信息”，首字母缩写即为“TMI”）。
这样的回答可以得到宽恕，因为他们都出生于1979年三哩岛核事故之后。
对老一辈来说，“TMI”当然指“三哩岛核事故”。
因此，我告诉我的学生们所发生的、未发生的及我们所学到的一切。
我特别强调了事故原因：冷却故障—伴随着以无法预料的方式相互作用的多重故障及主控室操纵员的困惑—导致三哩岛核电站二号机组反应堆堆芯发生部分熔化（三哩岛二号机组发生事故，一号机组至今仍在运行）。
反应堆堆芯损毁。
一些放射性气体几天后释放，但其数量不足以对当地居民造成高于本底水平的辐照。
除造成短暂的精神损害外，TMI事故没有造成人身伤亡或对人体健康不利的影响。
事实上，自1957年第一座民用Shippingport核电站运行以来，在美国还没有因哪个商运核电站产生辐照泄漏而导致一例死亡。
我们已开展多项独立的调查以评估TMI事故对周围环境和人类产生的影响，但没有发现任何疾病，例如可能与该起事故有关联的癌症。
2003年12月，联邦上诉法院撤销了2000名原告要求电站原业主赔偿损害的合并案。
法院称原告不能出示证据证明其受到一定辐照足以对其健康产生不利影响。
调查中并未发现由于TMI事故癌症患病范围有所扩大，但调查人员确实发现了事故对当地居民产生心理紧张的证据。
并且如果我们不断夸大低浓度放射与核电的危险程度，这类心理紧张还会持续下去。
TMI事故大大促进了当今渗透核能工业的核安全文化的形成。
TMI这一令人屈辱的经历改变了核能工业的心理定势：从盲目自得的心理定势转变成不断加强警惕性的心理定势。
就像核能学院执行副院长Angelina Howard在TMI事故发生二十五年后所说的：“这场灾难促使核能工业发生了积极的变化。
”核能领域的所有部门—管理者、员工、设计人员和法规制定者—都开始意识到了自身的责任。
TMI教会了我们很多。
TMI之前，核能工业很少人会相信反应堆操纵员不能识别一个卡开式卸压阀。
更没有人相信操纵员会在冷却剂不足的情况下减小安注流量。
人类从中汲取了许多经验教训，这些都完全详实地记录在关于TMI事故的书籍中。
下面我与大家分享一下我从中学到的五个最重要的经验教训：需加强对操纵员的培训。
TMI事故的最重要的反馈之一是加强培训，培训可以让反应堆操纵员更好地理解电站运行的理论与实际，可为其评判和处理不熟悉状况打下坚实基础。
目前，持照反应堆操纵员的培训是在真实电厂全范围模拟机上进行的。
全范围模拟机允许操纵员在各种事故工况下进行练习和测试，使之成为技能熟练、知识渊博的反应堆操纵员。
需加强对全球核能知识的共享TMI促进了建立以亚特兰大为基地的核动力运行研究所及国家核电培训学院。
这两个工业组织有效促进了核电站运行的良好业绩，并有效地实施了他们的培训计划。
INPO对核电站管理和运行方式有着巨大的促进作用。
TMI事故以来三十年间电站性能得到了稳步提升，这就是一个证明。
电站容量因子（电站平均发电量与额定发电量之间的比值）从1979年的58.4%增加到2007年的91.8%，同时重大事故平均发生率从1989年的每年0.9起降至2006年的每年0.01起。
裂变产物不会泄漏至环境TMI事故使人们开始关注“源项”---即重大事故中所释放的放射性裂变产物的数量。
从TMI的相关数据中我们了解到事故中不稳定裂变产物的释放量比1962年联邦取照标准所规定的释放量少三至四个数量级。
这个发现促使橡树岭国家实验室和其他实验室进行了相关实验，实验结果表明，在模拟事故中许多裂变产物发生反应生成悬浮微粒，微粒附着在墙上或沉积在安全壳内部。
安全壳的密封性并不是减少裂变产物泄漏至生物圈的一个重要原因。
这一发现导致核管会（NRC）在1995年对源项作出了更为实际的修改。
从那时起，人们进行了大量实验验证从燃料、一回路系统、安全壳中释放裂变产物的时间、数量及控制过程。
如今，已大大降低了事故中可能泄漏的源项数量级。
主控室情况复杂、管理不善，未能提供重要信息。
TMI时期电站主控室的设计没有考虑到操纵员的需求。
事故时主控室的一位操纵员Craig Faust说：“我当时很想把报警盘扔掉，它并没有给我们任何有用信息”。
雪崩般的报警使操纵员震惊和紧张。
主控室并没有以便捷的、可理解的方式提供必要信息。
事故后对重要安全系统进行了一些改进以便探测和缓解堆芯冷却不足及事故后的工况。
下一代反应堆主控室设计中将考虑到人的因素，将用计算机技术按优先顺序排列操纵员接收的信息。
核事故的后果没有想象的严重假想的“最严重事故”发生了--- TMI2号机组堆芯溶化了。
但没有发现“中国综合症。
”尽管操纵员有失误，但没有造成成千上万的伤亡。
相似地，除了极少的致命甲状腺癌之外，切尔诺贝利事故伤亡人数基本上限于第一批反应者，比预计的数量要少得多。
虽然我们学到了这些经验教训，但是我们决不可以回到TMI事故前的那种自满的心态。
我想解释一下Theodore Rockwell 在他的书《创造新世界》中所说的：“TMI那段令人屈辱的经历必将会被逐渐遗忘成为历史，. . 我们相信，安全标准将会有所降低直至发生下一次屈辱的经历。
但是我们也了解到这类事故影响的灾难性情景是纯属虚构的。
我们决不能忘记TMI，它教会了我们很多经验教训，同时也帮助我们对核事故中实际发生的情况有了更加真实的了解。
三、类似事故20世纪世界十大核事故美国《时代》杂志在三哩岛核事故30周年之际，对历史上发生的最令人恐怖的核事故进行了回顾，评出“史上十大核事故”，希望以此提醒世人，避免类似事故发生。
十大事故如下：1.1979年3月28日三哩岛核电站事故三哩岛核电站2号反应堆发生的放射性物质外泄事故是美国历史上最为严重的核电站事故，尽管此次事故并没有造成人员伤亡。
2.1966年1月17日帕利马雷斯氢弹事故在西班牙海岸上空进行加油时，美国一架B-52轰炸机与KC-135加油飞机发生相撞。