三里岛核事故分析.ppt

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04:00:002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,04:00:03：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