三里岛事故.docx

附录1 三哩岛事故A1.1 核电厂概况美国Pennsylvania 州，Three Mile Iland 上的二号堆，TMI-2， 为B＆W 公司设计和建造，1978 年12 月投入使用两环路，每个环路有两台冷却剂泵蒸汽发生器是直流式的，这意味着二次侧装量较少一回路工作压力为152bar HPIS 可在正常运行压力或更高压力下向一次系统注入含硼水（它的截止压力为197bar），当一次侧系统压力降至110bar 以下时，自动起动安注箱压力为41 bar LPIS 的起动压力是28bar 核电厂的额定功率：2772MW, 961MW(e) 事故前核电厂的状态及始发事件：1979 年3 月28 日凌晨，TMI-2 在97%额定功率下，以自动控制方式运行稳压器的释放阀及安全阀均有持久的微小泄漏（大约0.3kg/s） 二回路中，有一些堵塞的离子交换树脂（A resin block had developed in a condensate polisher unit's transfer line），准备用压缩空气及去离子水输送至回收箱，这一操作，使水进入了压缩空气系统，然后进到空气管路上的仪表中，引起了紊乱，关闭了冷凝水增压泵的进水阀门，于是冷凝水增压泵及主给水泵停止运行。

A1.2 事故过程A1.2.1 第一阶段汽轮机停车（0—6min） 0 s 汽轮机停车，蒸汽旁路阀打开，辅助给水泵启动，失去主给水，使蒸汽发生器从一回路系统导出热量减少，汽轮机停车后，主泵继续运行，反应堆继续运行反应堆冷却剂系统压力上升3—6 s RCS 压力达到PORV 整定值155bar，阀开启卸压，这不足以降压，RCS 压力继续上升8 s RCS 压力达到停堆整定值162 bar，控制棒插入堆芯，停堆，至此一切保护系统工作正常，接下来需要的是带走衰变热13 s RCS 压力降至PORV 自动关闭压力152bar，但关闭失效，卡开，造成了一个小破口失水事故（汽腔小破口）,RCS 冷却剂不断从PORV 流失，在二回路系统中，全部三个辅助给水泵在运转，但是在SG 中水位在下降这是因为SG 与辅助给水泵之间的阀门被关住了大概在42 小时之前，进行例行试验时关上的，显然是因疏忽而保持于这种关闭的位置其他阀门上挂的状态标签遮住了这些阀门的状态指示灯没有水注入SG ，它们正在蒸干1 min 热管段与冷管段的温差减至零，说明SG 已蒸干，RCS 失去了有效排出热量的手段，而仅能靠喷出水和蒸汽来散发热量，RCS 压力在下降，但与此同时稳压器液位迅速上升2 min 4 s RCS 压力降至110bar，自劫触发ECCS，将含硼水注入RCS， 此时，稳压器液位继续上升。

随后的分析表明，稳压器液位的升高是由于冷却剂受热及沸腾造成的膨胀4 min 38 s 操纵员认为HPIS 增加了RCS 装量，关掉了一台HPIP，其他HPIPs 也被调至节流状态A1.2.2 第二阶段冷却剂丧失（6—20min ） 6 min 稳压器汽相消失，反应堆冷却剂疏水罐（RCDT）压力迅速上升8 min 操纵员发现SG 蒸干了，检查后发现辅助给水泵在运行但阀门关闭着，操纵员打开了这些阀门，热管段及冷管段的温度开始下降，水击声及爆裂声证实辅助给水已送至SG辅助给水阀的关闭在事故之后立刻受到了公众大量的遣责,但实际上在前8min 内没有辅助给水并没有显著的影响，此后事故过程主要是由PORV 卡开影响的We have concluded, however, that the 8-minute delay in restoring emergency flow did not directly affect the outcome of the accident - though it did serve to divert the attention of the operators, who patently needed no more distractions at this point ） 10min 24 s – 11 min 24 s HPIP 关一开一关一开，但处于节流状态，从HPIS 进少，从PORV 出多，主回路冷却剂在流失，约1 1 min 时，稳压器水位在刻度盘上恢复显示，水位继续下降。

15 min QUENCH TANK 的RCDT 爆破膜破裂，可见到安全壳压力上升18 min 通风系统监测仪测得气体放射性急剧增加，可能是RCDT 爆破膜破裂的影响，而不是燃料元件损坏，此时一回路压力降至83bar 并在继续下降，至此，TMI-2 的情况十分相似于Ohio 州，Oak Harbour 的Davis-Besse 核电厂，于1977 年 9 月发生的事故，也是PORV 卡开，但功率仅263MW（t）, 21min 操纵员确定系PORV 卡开，关上了相连的截断阀，结束了此事件A1.2.3 第三阶段继续卸压（20min—2hr ） 20min - 1 hr 系统参数处于稳定的饱和状态70bar, 290℃1hr14min RCSP LoopB 停运，由于强振动，低压、低流量，操纵员采取此措施是为了保护泵，不使泵及相连的管道受到严重损坏然而，泵的停运使这管道中的蒸汽和水分离，中止了该环路的自然循环，而且再要使该泵转起来变得十分困难1hr40min RCSP LoopA 停运，同样理由此时，运行人员期望能出现冷却剂的自然循环，但是，由于在两个环路中存在分离出的汽空间，自然循环没有形成。

此后的分析表明：至此已有2/3 的冷却剂排出系统，泵的停运使压力容器水位塌陷至高于堆芯顶部30cm 处，于是堆芯开始了一个升温瞬变，这是堆芯损坏的前兆A1.2.4 第四阶段升温瞬变（2—6hr ） 1hr40min 后不久燃料元件裸露2hr18min 操纵员发现PORV 卡开，将其后的截断阀关闭关闭PORV 后，RCS 压力开始上升PORV 位置的指示是不明确的，操纵盘上的指示灯表示电磁线圈已动作，但是没有阀标位置的直接指示在此阀门下游的高温本可以说明阀门的情况，可又被原来存在的泄漏给弄糊涂了，必须指出，没有意识到由PORV 卡开，因而造成了大量冷却剂丧失是这一事故最重大的特征即使到这时侯，如果使用HPIS 使RCS 升压，仍有可能中止这一事故2hr55min 宣布厂区处于应急状况，在冷却剂下泄系统测到放射性，此时，相当一部分燃料元件已裸露，并处于高温状态，使得燃料元件损坏，挥发性裂变产物释出，并产生氢在此后一段时间内操纵员企图重新启动RCSPs，LoopB 的泵也真起动了起来，但仅工作了19min ，后因蒸汽阻塞及振动警报（3 hr 13 min ）而又停运了3hr20min 在关闭PORV 截断阀状态下，再次投入HPIS 系统，操纵员企图以此增加系统压力，挤塌汽泡，而使主循环泵恢复运行。

效果是主泵没有运行起来，但歪打正着，堆芯得到淹没，燃料元件升温得到中止在上一阶段，堆芯至少有1.5 米裸露了大约1 小时，这是堆芯受到主要损坏的时期，此时发生强烈的锆-水（汽）反应，产生大量氢气，同时有大量气体裂变产物从燃料释放到RCS 中安全壳内放射性急剧上升4hr30min – 7hr 继续关闭PORV 截断阀，投入HPIS，企图提高系统压力使环路中汽泡破灭，重新通过SG 排热（自然循环或主泵运行），但并没有成功A1.2.5 第五阶段持续卸压（7.5—13.5 hr ） 7hr38min 打开释放阀，关小HPIS，操纵员又采用降低系统压力的方法企图使安注箱动作来带走堆芯的衰变热由此系统失水引起第二次裸露，这一次裸露时间较短，与第一次堆芯裸露相比，这一次燃料温度低得多8hr41min 压力达到4lbar－安注箱充气压力，安注箱开始注水，但流量极小这是由于压差小，而且有管道设计上的问题但操纵员却认为安注箱注水后堆芯是充满的9hr50min 在减压过程中，压力壳内大量的氢释放至安全壳，发生了一个压力脉冲，安全亮喷淋工作了6 min ，这一压力脉冲可以认为是部分区域氢与空气混合物的点火，氢爆！减压至30bar，系统压力就再也降不下去了，操纵员毫无办法使系统降至28 bar，在此条件下才能起动LPIS。

11 hr 8min 操纵员又关上了PORV 截断阀，但没有加大HPIS 流量此后2hr 内，安注箱停止注水，HPIS 处于低流量，SG 不循环、PORV 截断阀除2 次短时间打开外，基本保持关闭，总的说没有任何手段去排除衰变热在此条件下发生第三次堆芯裸露，这次裸露持续时间长，燃料温度再次达到很高的教值A1.2.6 第六阶段升压及最终建立稳定的冷却方式13hr 30min PORV 截断阀再次关闭，加大HPIS 流量，企图使RCSPs 运行，堆芯装量增多，结束第三次裸露15hr 51min LoopA 一台RCP 运行，热管段温度下降至293 ℃, 冷管段温度上升至205℃，表示有流体经过SGA1.2.7 第七阶段排出氢气（lday—8 day ） 到此压力壳内储有28m3 的气体，其中主要是不凝气体H2， 这些H2 逐渐地在1 day-8day 内通过PORV 控制着排出，氢复合系统投入运行，以减少安全壳内氢浓度1 个月后，主泵停止运行，因主泵发热4-5MW 已超过了此时的衰变热2MW ，用自然循环方式继续带出热量A1.3 事故的后果三次堆芯裸露，锆包壳总量中大约有30%-40%被氧化，堆芯上部1/3 严重损坏，燃料峰值温度可能达2000℃，堆芯流动阻力增加到正常值的200-400 倍。

燃料产生的情性气体大约有30%-40%释放出来，有10%-15% 的碘、锶、铯从燃料中释放出来但释放至环境的放射性物质仅16Ci , 80 公里内2 00 万人所受剂量不及一年内天然本底的1/50仅有三个工作人员分别受31、34、38 mSv 的照射，20 年内至少有30 万人死于癌症，这次辐射剂量可能会增1-2 例死亡TMI-2 恢复花费5 亿美元，整个核工业界损失100-200 亿美元设备故障对事故有影响，但影响事故过程的主要是操作人员的失误，以及与之有关的人员训练不够，操作规程不够明确，未能应用以前事故中获得的教训，控制室设计方面的缺陷以及忽视了人-机相互作用TMI-2 事故说明立足于“纵深防御”、“多道屏障”的安全设计原则的核电厂，在防止事故引起的放射性释放方面是有效的，但往往还存在一些薄弱环节，如果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。