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1、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
2、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
3、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。,三里岛事故演变,04:0
4、0:03 ：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
5、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
6、在6.9至7.6MPa，事故结束。,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。,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； 美国三十多年来无新的核电站建成。,三里岛事故后果及反思,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。,
