《三里岛核事故分析.ppt》由会员分享,可在线阅读,更多相关《三里岛核事故分析.ppt(15页珍藏版)》请在金锄头文库上搜索。
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。,