三里岛事故

2020-03-03 18:02:06 来源：范文大全收藏下载本文

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-Bee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。