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1、美国三里岛核电站事故经过及评论一、三里岛事件经过下述事件经过,摘自核子研究委员会(以下简称N R C)的“事故及障碍的初步报告”PN O一7 9一6 7和N RC公报IE一7 9一0 5A,为清楚起见在必要处补充了三里岛安全分析报告中的资料和N RC4月4日和5日发布的简报。所育时 间和数据只是近似的,目前正在进行官方调查,以便作出 更为详细的鉴定,上述报告中的初步结论也正 在加以验证。1 9 7 9年3月 2 8日(星 期三)凌晨4时,当时正带 9 8 %负荷运行,给水系统发生故障,蒸 汽发生器供水中断,汽轮机自动跳闸停机。大约1 0 秒钟内,由 于停水,使得一回路向二回路的传热减少,致使反
2、应堆冷却剂温度升高而发生热膨胀,并使得稳压器中的蒸汽逸出到释压箱(即疏泄箱)中,因而这 座高压反应堆紧急停堆。(这是此种电厂在给水中断事故后的正 常程序。)但是,这一次稳压器 的安全阀未能重行关闭,致使反应堆冷却剂压力下降。在汽轮机停机后约两分钟,高压注 水泵在压力为1600磅/平方英寸(11 2公斤/平方厘米)时自动启动。正常运 行时压力大致是2150磅/平方英寸(1 50公斤/平方 厘米)。汽轮机停机后,三台辅助给水泵自动启动,并于3 0 秒内达到全速,但并无水流注入蒸汽发生器,因为出口阀事先被人关上了。(按NRC的规定,这是违反安全 的。)这时辅助给水才开始向蒸汽发生器 注水。断断断广广
3、 一:. ; ; ;. . .一一一一卜卜-一甸甸甸甸魂 妙】 拿 见田. . . . . . .口 . . . 口. 口 曰.l司.B组蒸汽发生器反应堆容器稳压器A组蒸汽发生器反应堆冷却剂 泵B组蒸汽发生器A组蒸汽发生器反应堆热段管道L反应堆冷却剂泵冷段管道这些出口阀是在汽轮机停机后8分钟才打开的,汽轮机停机后第4分钟到第1 1 分钟期间,仪表指示稳压器水位升高,最后超过刻度(仪了么i i ii i i i i i i i i i i i i i i i i i i i i i i, , , , ,准呈至) ) )下一一r r r户户防爆盖排放阀稳压器反应堆冷 却泵放衬性废 物贮存系统缓冲管
4、道蒸 汽发生器泵高压注水L反应堆冷却剂泵L堆芯 溢流箱L防爆盖L排放阀稳压器L去汽轮机辅助给水系统O蒸汽发生器L缓冲管道L冷段管道L去辅助贮存系统从凝汽器 来 底槽L凝汽器给水 泵L汽轮机L循坏 水泵L冷水塔L安全壳喷雾环L释压箱L堆芯辅助建筑反应堆安全 壳L汽轮机厂房 二二l l l l ll l l l l l l l l l l l l表指示稳压器满水)。汽轮机停机4分半钟 后,值 班 员切除一 台高压注 水泵,而在第班分钟切 除 第二台。目前N R C的看 法是汽 轮机停机6分钟 后,冷却剂 的压 力降到 饱和值(1 350磅/平方英寸即 9 4.5公斤/平方厘米,584“F即30 7
5、 ),此 时,冷却剂开 始急骤汽化。停机后7分钟,安全壳底槽排除积水的泵自动启 动,把 水打到装于辅助建筑物 内的放射性废物处理 系统中去。由于稳压器经排放阀不断把水排到释压 箱,使释压箱上的防爆盖在停机后1 5 分 钟 鼓破。因而反应堆冷 却剂中的汽水排到安全 壳建筑物内,积集于底部地槽,并由泵打到辅助建筑物内。在下一个小时,反应堆冷却剂 的压力和温度稳定在大约1。O磅/平方英寸(7 0公斤/平方厘米),55 0“F(2 8 8 )(这是 饱和状态)。在这 期间,间 歇 地使用了高压注水泵,显然是为了维持稳压器中的水 位。但是,由于反应堆冷却剂中存在蒸 汽,在这 期间反应堆系统中水的存储量看
6、来是一直在下降。值班员在5点 1 5分左右切除B组两台反应堆冷却泵,而在5点4 0 分左右切除A组的那 两台-泵(即在停机后1一2小时内),这显然是由于耽心水泵 出现气蚀和振动。该 时反应堆冷却系统出现了蒸汽,使冷却剂的自然循环受到堵塞(即妨碍了堆芯 和蒸汽发生器 间 的正常热对流)。大约在5时4 5分到6时之间,NR C认为堆芯开始过热。反应堆的热段温度上升,1 4分钟内超过满刻度( 62 0OF,即32 7 )。(估计当时反应堆容器内水位已降落到低于堆芯燃料组的顶部,过热 蒸汽已进入 热段管道中)。大约在6时1 5 分,值班员将稳压器排气 阀关闭(估计是关闭紧靠稳压器的入口阀)。大约在7时
7、,反应堆冷却剂取样管线处出现高剂量 的放射性(接触读数约为60 0 毫伦琴 /小时)。于是发出现场警报。大约在7时 c 3分,在安全 壳内出现高剂量 的放射性,接着就发出全面警报。大约在7时4 5分,NRC第I 区指挥部接到报告。N R C第I区事故处理中心 在8时 1 0 分采取行 动。8时4 5分,派出事故处理小组,1 0 时5分到 达三里岛现场。到1 0时4 5分,离现场 5 00码(4 6 。米)远处已测 出放射性剂量为3毫伦琴/小时。起初,原以为幅射源是出事故的核燃料在故障过程中发生,并通过一回路与二回路之 间 空隙漏到B组蒸汽发生器中去的。但其后判明主要排出物是惰性气体,特别是氛一
8、13 3,这些气体来白辅助建筑物。(由安全 壳底槽不断地向放射性废物处理系统打过来的水,已经使得该 系统满水,并溢 流到 辅助建筑物的地 板。)也就 是 在7时到8时之 间,反应堆冷却剂压力升高到21 5 0磅/平方英寸15 0 公斤 /平方厦米),因而就育更多的冷却剂排到安全 壳中去。直到1。时左右,仍 间断地有排出物排放到安全壳中去,致使得安全壳在9时左右出现最大压力,其值高达4.5磅/平方英寸(即0.31 5公斤 /平方厘米,约为设计值 的1 0%)。大概就 在这一时刻,安全壳的自动 隔离装置 动作,因为安全壳的压力整定值为4磅/平方英寸(二0.2 8公斤/平方厘米)。(注:安全壳 的自
9、动隔离装置动作时,能把所有管道和孔口全部关闭,通过这些管道和孔口带放射性的流体能从壳中逸出。)大约在11时3 0 分,值班员又打开稳压器排水管道,试图利用余热消除系统使反应堆冷却,以便使其中的冷却剂减压至40 0 磅/平方英 寸(2 8 公斤/平方厘米)。1 2 时与1 3 时 之间,冷却剂压力降到了5 0。磅/平方英寸(3 5 公斤/平方厘米),而堆芯溢流箱(贮存器)部份冷却剂 流进冷却系统中去了。刊时左右,安全 壳内出现了一个突发的冲击压力,表压达2 8磅/平方英寸(1.9 6 公斤/平方厘米),安全壳内的喷水降温装置自动启动,喷射了两分 钟,注入了大约 5 0。加仑氢氧化钠溶 液。根据随
10、后 的分析,得出的初 步看法是,安全壳建筑物内的冲击压力是由于建筑物内局部地万 氢气拿生爆炸所致。星 期三约1 7 时 3 0分,关闭了稳压器 排放管道,使系统升压,故障已经消除,重新起动一台冷却泵。A组蒸汽发生器的一台反应堆冷却泵在 2 0 时重新起动。当时热段冷却剂 温度降到5 600F( 2 9 4),冷段冷却剂温度上升到4 0 0OF( 20 4),表明蒸汽发生器中有液体流动。从该时起直到4月9日,A组蒸汽发生器一直在发出热 量。现场值班人员根据系统的压力反应情况,认为在反应堆容器顶部存在着一个由不凝结气体组成 的“气泡”,并猜想它是氢气,这个气泡妨碍着系统压力的降低。估算在3月 3
11、1日1 4时4 0分 时,该气泡体积为88。立方英尺(之2 5立方米)(压力为8 75磅/平方英寸即61、3公斤/平方厘米),而到1 6时2。分又算得其体积为62 1立方英尺(岛1 7.6立方米)。到4月i日,气泡体积显得急剧减小,到4月4日看来已经完全消失,显然是溶解到冷却剂中去了。3月2 9日17时,从一口路冷却刘 为取样 中看出,其中含有核燃料释放出的大量 的 碘和, #I性气体。在1英尺(约0.3米)远处测得1的毫 升样品中的攻射性剂量为7 0 8 0 伦琴/小时。现场的初步分析表明裂变产物浓度是每毫升0.8居里。3月3。日5时,堆芯顶部温度读数表明反应堆堆芯有可能会损坏。堆芯顶部各部
12、位的52 -个读数 中,7个高于3 5 00F(1 76.6),1个超过5 5。“F (28 8)(冷却 剂 饱和温度),而2个是超过满刻度(70 。“F即37 2以上)。这表明堆芯出口温度随后降低很慢。到4月9日,最高、温度记 录为42 5“F(2 1 8 )左右,堆心所有出口处温度读数平均值为3。“F(14 9,C)左右。(同时大部分 热段和冷段中冷却剂的温度读数均为2 8 0“F即13 9左右。)同时,在3月3 0日早上,当 没法把带放射性的冷却水从愉助建筑物打回到安全壳中时,曾断续地 向大气 排放过。大约在3月3 0日n 时 3 0 分,N RC的主席向宾夕凡尼亚州州 长建议,让他 劝
13、说 孕妇和学令前儿童撤离到 电厂5英里远以外去。这项建议随即执行。州 长 于4月9日撤销这项建议。4月5日,反应堆安全咨询委员会提出了一个简要汇报,N R C报导说,大量 的氛是由铬合金一水反应堆产生 的(蒸汽与燃科 棒的错合金复盖层间发生了高温化学反应,产生氢租_氧化错),估计堆芯内1 0 % ,3 0 %错合金已经氧化。附件1、核子研究委员会(N RC)公报下 面是NRC第一小组(情况说明小组)报告的全文。由检查与执行办公室 于 7 9年4月4日公布,公报号I E一7 9一0 5A自从7 9年4月日发布7 9一0 5号公报以来,NR C收到 的初步资料表明,由于六项人为的、设计上 的和结构
14、 上的错误和 缺陷,导致了三里岛二号核电堆芯灼损坏和放射往物质 的逸出。这里提供 的报 导和所介绍 的澡作1青见澄清并 补充了原先为那个公报,并粗略介绍了三里.岛事故头1 6个小时中的经过。1、事故开始 时,给 水中断,两 条辅助给 水管线由于阀 门事先被关闭,不能投入.。2、当起初发生压力冲击 时,稳压器 的电气自动排放阀是打开着 的,但当压力低于 动作限值时,它未能自动关闭。3、其后稳压器压力迅速降低,稳压器 的水位指示导致人们 误判 断为反应堆冷 却系统巾水位很高。显然是稳压器 的水 位读数引起值班员过早地中断了高压生水,而实际在反应堆冷却系统中却是很空 的。4、因为安全壳状态与高压注水
15、器 的启 动是有密切抉系的。一台自动启 动 的传送泵将安全壳中带有高度放射性的水经排放阀排出。这些水流进了位 于辅助建筑物内的放射 性废物处理系统,并且有些水 溢出淌到地板上。这些水释出气沐,并经由辅助建筑物 的通风系统和过滤器向外界排 出,这就是带放射性惰性气体的主要来源。5、随后、显然是根据稳压器水位指示读数,间断地起动高压注水系统,试图注 制住一回路冷却剂 的数量,补偿它经由电气自动排放阀漏失的液量。但由 于存在蒸汽和/或 庄反应.堆冷却系统的某处存在非凝结性的气泡,导致一回路冷却剂实际数量进一步减少。6、就在上述事故过程中,反应堆冷却泵出现振动,为避免损坏,乃将它停下,这导致了核燃料损
16、坏,因为在反应堆冷却剂系统中存在有气泡,妨碍了目然循坏。附件2原子反应堆的衰变热原子反应堆的一个特点就是它 的热 量产生不会完全停止。在 稳态带满负荷运行 时,7%的热量来自裂变产物的放射性衰变。其余的9 3%来自裂变连锁反应(这种反应可被迫速熄灭掉)。当一座反应堆停下来后(不管是正常停下或事故紧急停下),来自裂变产物放射性衰_变的衰变热将按某条曲线逐渐减少,这条曲线可以事先作出,它主要依赖于以前带负荷的清况(燃尽 的程度)。由于仍继续产生热量,就需要继续冷却堆芯的燃料棒。根据三里岛厂过去带负荷情况 及轻水型反应堆典型的、消耗量为最大时的情况,作出衰变热衰减率如下表。所有数值都是近似值,而且是非官方的。热量产生率时咪大值最为度计程尽燃设 “反应堆正常 堆后(或紧急)停 时间三里岛 “最大的 估计值”02秒* *2分 钟l小时5小时1天l周1个月3个月1年2700兆瓦3 0
