案例分析答案定稿.doc

精品文档，仅供学习与交流，如有侵权请联系网站删除三哩岛事故事故背景核电机组：Babcock % Wilcox (B&W)公司；两环路4台冷却剂泵；961MWe97%功率运行；压力152bar：高压安注系统：数台安注泵；自动启动压力（冷却剂系统压力）110bar； 关闭压力197bar；安注箱（堆芯再淹没系统）：冷却剂系统压力下降到41bar自动启动； 低压安注系统：冷却剂系统压力下降28bar自动启动；堆芯剩余释热：停堆时间 MW(t) 1 分 97 1 小时 36 1 天 13 1 周 5．1 1 月 2．1第1阶段 始发事件1979年3月28日 04：00：37 am二回路所有主给水泵停转；主汽轮机停转；《给水丧失—中等频率事故Ⅱ》；3—6秒 冷却剂系统压力155bar；冷却剂系统泄压阀开启；8秒 冷却剂系统压力162bar；引发反应堆紧急停堆；《小破口失水事故—稀有 事故Ⅲ》；辅助给水泵启动；但是，泵和蒸气发生器之间的阀门处在关闭状态；2分4秒 反应堆冷却剂系统压力下降到110bar；高压安注系统启动；稳压器水位上升。

第2阶段 小破口失水（稀有事故Ⅲ）13秒 反应堆冷却剂系统压力下降到152bar减压阀自动关闭整定值；但是，泄压阀没有关闭；6分 稳压器气囊消失；反应堆冷却剂泄压箱压力迅速上升； 7分43秒 污水泵启动把反应堆污水坑水排到辅助厂房废水箱；8分 蒸汽发生器干涸；操纵员发现辅助给水阀门关闭，开启阀门；18分 通风系统测得气体放射性急剧增加；反应堆冷却剂系统压力仅有83bar； 第3阶段 小破口失水，连续泄压（稀有事故Ⅲ）20分—1小时 反应堆冷却剂系统70bar，温度290 oC；核燃料尚未大量破损；1小时14分 冷却剂泵B震动，操纵员关闭冷却剂泵B；环路中存在气体空间冷却剂无法形成自然循环；1小时40分 冷却剂泵A震动，操纵员关闭冷却剂泵A；环路中存在气体空间冷却剂无法形成自然循环；冷却剂高出堆芯顶部30厘米；堆芯升温瞬变开始；第4阶段 堆芯升温瞬变（极限事故Ⅳ）1小时50分（110分）堆芯元件第一次裸露；2小时18分（138分）操纵员发现卸压阀卡开，关闭卸压阀的截止阀；但是没有加大高压安注，事故继续；2小时55分（175分） 宣布厂区应急；放射性监测报警；堆芯部分燃料烧毁；3小时20分—7小时（200分-420分）；冷却剂泵没有运行；堆芯1．5米裸露1小时燃料大量烧毁；第5阶段 持续泄压—严重事故7小时38分 操纵员打开卸压阀的截止阀，关小高压安注；失去冷却剂引起第二次堆芯裸露；8小时41分 反应堆冷却剂系统达到41bar；安注箱注水；但是很小，操纵员认为堆芯被注满水；9小时50分 氢爆脉冲；安全壳喷淋6分钟；反应堆冷却剂系统减压至30bar；操纵员减压投入低压安注系统失败（ 28bar）；11小时08分 操纵员关闭卸压阀；有2小时安注箱停止注水；高压安注小流量；蒸汽发生器不能使冷却剂形成自然循环；堆芯长时间失去任何冷却手段；第三次堆芯裸露；第6阶段 增压和最终确立稳态冷却13小时51分操纵员从新关闭卸压阀截止阀；加大高压安注流量；结束堆芯第三次裸露；15小时51分 成功启动环路 A的一台冷却剂泵；热管温度293 oC冷管温度 205oC；流体经过蒸汽发生器；反应堆冷却剂系统恢复移出衰变热的能力。

事故后果：堆芯3次裸露；锆包壳总量的30%--40%被氧化；堆芯上部1/3严重损坏；放射性惰性气体的30%--40%被释放；10%--15%的碘、锶、艳从燃料中释放；但是被安全壳包容，少量释放到环境；半径80公里范围200万居民的集体剂量当量约20人．Sv；最大个人计量1mSv；名工作人员收照射分别38、34、31mSv；巨大经济后果：经济损失200亿美元以上，美国核电工业推迟20年三哩岛事故物理背景：堆芯衰变热移出的反应堆安全功能失效，引发反应堆严重事故；直接原因：稳压器卸压阀故障；操纵员判断、操作失误；根本原因：反应堆设计；设备质量保证；人员培训；人机接口（人因工程）；检修规程；经验反馈：1977年9月美国Ohio州 Oak Harbor市 Davis-Besse 核电厂发生类似瞬态事件，但是，事故21分钟，操纵员正确判断稳压器卸压阀卡开，他们关闭了下游连接的截止阀 从而结束事故该核电机组也是由B&W公司设计的相同型号的核电机组改正措施：操纵员模拟机培训；按照人因工程设计主控室；反应堆改进执行三哩岛行动计划；建立全世界范围运行经验反馈体系问题：1 是那项反应堆安全功能失效导致三哩岛事故？2 请描述导致三哩岛事故的初始事件？3 三哩岛事故是INES分级那级核事故？4 根据反应堆堆芯传热理论分析三哩岛事故的成因？5 三哩岛事故中的设备和设计问题？6 三哩岛事故中的操纵员操作失误？7 三哩岛事故中运行和操作规程问题？8 三哩岛事故中的业主管理问题？9三哩岛事故给纵深防御准则带来的新思考？10三哩岛事故中那些反应堆安全功能发挥了作用？三哩岛事故问题和答案1 是那项反应堆安全功能失效导致三哩岛事故？ 放射性物质得到足够冷却 （堆芯衰变热移出）功能失效，导致部分堆芯熔融的严重事故。

2 请描述导致三哩岛事故的初始事件？ 1). 始发事件:1979年3月28日 04：00：37 am2)二回路所有主给水泵停转；主汽轮机停转；3)3—6秒 冷却剂系统压力155bar；冷却剂系统泄压阀开启；4)8秒 冷却剂系统压力162bar；引发反应堆紧急停堆；5)辅助给水泵启动；但是，泵和蒸气发生器之间的阀门处于关闭状态；6)2分4秒 反应堆冷却剂系统压力下降到110bar；高压安注系统启动；稳压器水位上升 3 三哩岛事故是INES分级那级核事故？ 按照厂内影响准则的最高级，5级4 根据反应堆堆芯传热理论分析三哩岛事故的成因？ 传热能力形成三个条件：热阱；传热方式（冷却手段）；传热介质堆芯冷却剂（水）装量5 三哩岛事故中的设备和设计问题？ 卸压阀门质量和设计；控制台显示：辅助给水阀门状态指示信号，堆芯冷却剂（水）装量指示信号，卸压阀门状态6 三哩岛事故中的操纵员操作失误？操纵员关闭冷却剂泵B；环路中存在气体空间冷却剂无法形成自然循环；操纵员关闭冷却剂泵A；环路中存在气体空间冷却剂无法形成自然循环（破坏传热方式）；1小时50分（110分）堆芯元件第一次裸露；2小时18分（138分）操纵员发现卸压阀卡开，虽然关闭卸压阀的截止阀；但是没有加大高压安注流量，事故继续；操纵员打开卸压阀的截止阀，关小高压安注（减少堆芯水装量）；失去冷却剂引起第二次堆芯裸露；使反应堆冷却剂系统继续减压；虽然反应堆冷却剂系统达到41bar（加大冷却剂系统蒸汽含量，环路中存在气体空间冷却剂无法形成自然循环，破坏传热方式）；安注箱注水；但是很小，操纵员认为堆芯被注满水；11小时08分有2小时安注箱停止注水；高压安注小流量；蒸汽发生器不能使冷却剂形成自然循环；堆芯长时间失去任何冷却手段；第三次堆芯裸露；7 三哩岛事故中运行和操作规程问题？事故处理规程：因为震动关闭冷却剂泵错误；规程应该首先保证安全功能实现（特别堆芯衰变热移出：热阱、传热方式、水装量）；维修后检查规程。

8 三哩岛事故中的业主管理问题？运行经验反馈；操纵员培训；错误事故规程制定；维修后检查规程制定；设备质量保证9三哩岛事故给纵深防御准则带来的新思考？ 纵深防御准则正确性经受了实践考验，缓解事故、包容放射性；但是，操纵员错误能够使纵深防御准则失效；核电工业提出“人因工程”；操纵员模拟机培训10三哩岛事故中那些反应堆安全功能发挥了作用？ 反应堆安全功能三项中两项发挥了作用：反应性控制；放射性包容三哩岛事故经验反馈修改美国联邦法规10CFR50.34(f) 要求新建核电站必须对三里岛事故以后，所总结的安全问题提出应对措施或处理意见，送交 NRC审查NRC制定导则《三里岛行动计划》NUREG-0660和NREG-0737附加要求： （1）一回路功能保护 ；辅助给水系统评价、自动动力排放阀隔离系统、自动减压系统动作、氢控制系统评估等5项2）安全保护系统 ：模拟器能力 、控制室设计 、 氢气控制 、阀门位置指示 等28项（3）管理程序：工业经验 、质量保证大纲 、安全壳设计 、氢气复合器 、管理大纲 等7项 切尔诺贝利事故事故背景：反应堆简介： RBMK类型1000MWe级大型石墨压力管式沸水堆（类似于，蒸汽发生器和稳压器位于堆外的压力管式压水堆）；堆芯由7m×0.25m石墨块组成为12m高7m直径的圆柱体；1700根垂直管道装有反应堆燃料，冷却剂由下向上流动；锆合金包壳的二氧化铀，富集度2%，每个组件由18根燃料棒组成；反应堆固有设计缺欠：堆芯具有正汽泡反应性、控制棒挤水棒正反应性效应、无安全壳厂房屏蔽、无纵深防御准则；运行管理混乱：实验规程不完整、运行指令、规程不规范；主要优点：RBMK类型核电站的低功率密度提供了承受较大的全厂断电能力，可以在一个小时内堆芯不会损伤；机组可以在运行时换料，提高了可利用率水平；石墨慢化剂设计允许使用轻水做慢化剂反应堆不适用的燃料。

主要弱点：RBMK类型设计与大世界多数核电站的最主要差别是RBMK类型设计没有钢和/或重混凝土安全壳结构作为事故期间防止大量放射性释放的最后屏障1979年三岛2#机组事故表明美国为代表的西方类型反应堆安全壳的有效性，尽管堆芯燃料一定程度熔融，事实上全部放射性被保存在安全壳内在Chernobyl事故，RBMK机组发生事故的系统（RBMK形式的安全壳），不能承受事故冲击力虽然估计爆炸释放的能量高于大多数安全壳设计所能承受的，但是安全壳结构可以防止放射性物质在Chernobyl释放；事故缓解系统有限和无效；反应堆控制系统潜在很多失调，潜在着导致顺利恢复的困难；当冷却水丧失，反应堆产生快速核链式反应和功率增加该特性被称为“正空泡系数”，前苏联工程师应该用快速落控制棒和其他方式的设计缓解这种瞬发效应所有RBMK反应堆作的修改是适当维持正空泡效应足够低，以便防止像切尔诺贝利Chernobyl事故那样核功率突增美国类型轻水反应堆设计成，具有相反的特性“负空泡系数”所以当反应堆失水时，核链式反应自动停止；防火系统不适当；在石墨砌体中有限的蒸汽反应遏制能力；电气和安全系统的实体分离和余度；杂乱的管道布置。

实验前反应堆状态： 4月26日1时，解除应急冷却系统备用连锁，反应堆200MWt运行；堆芯处于降功率过程“Xe中毒”状态;人为解除蒸汽发生器蒸汽压力和水位低值事故保护信号；投入8台水泵加大水流量运行，堆芯（汽泡正反应性效应若汽泡减少）负反应性效应，引发自动调节棒提出堆芯；人为提升手动棒（维持反应堆200MWt运行）；堆芯仅有6-8根控制棒（少于30根限值）；核电机组实验（发电机惰转特性）：1时23分04秒 核电机组8号汽轮机紧急。