三里岛核事故分析-课件

三里岛核事故分析事件概述及核电站简介三里岛事故演变事故后果事故原因分析1234目录Contents5经验与教训事件概述及核电站简介11979年3月28日,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事件概述及核电站简介概述概述事件概述及核电站简介事件概述及核电站简介堆型:压水堆额定电功率:880MW堆芯:177盒燃料组件构成。直径3、27m,高3、65m共37000根燃料棒,含二氧化铀100吨燃料:富集度2、57%的二氧化铀包壳:Zr-4专设安全设施:控制棒,高压注入应急堆芯冷却系统,含硼水箱,安全壳再循环水坑三里岛核电站系统简介事件概述及核电站简介表1:三里岛核电站事故放射性释放量表2:切尔诺贝利核电站事故放射性释放量由于三里岛核电站设置整体安全壳系统,在事故中,十分之一左右的85Kr与133Xe进入环境大气,进入环境对人的健康影响较大的131I只有4、8×1011Bq,是该核素堆芯总量的2×10-7倍。主冷却系统包含共两个环路。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。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与补偿冷却剂的容积变化。稳压器泄压阀在稳压器达到15、5MPa时开启,将冷却剂排放至稳压器泄压箱。事件概述及核电站简介三里岛核电站系统简介三里岛核电站系统简介事件概述及核电站简介给水系统:三台凝泵一套含八台混床的凝结水全流量精处理装置混床的树脂失效后,需要用水与厂用压空将结块的树脂捣碎并传输到树脂再生系统进行再生厂用压空系统与仪用压空系统相连:三台凝升泵二台主给水泵三台辅助给水泵(两台电动泵,一台汽动泵)三里岛核电站系统简介事件概述及核电站简介正常运行时,主系统下泄流经过净化进入容控箱,再经过一台上充泵(共三台,正常工况时一台运行),升压后作为上充流返回主系统。上充流量通过一个气动阀调节,以控制与维持稳压器的水位,保证主系统的水装量。同时上充泵向4台主泵提供轴封水。一旦专设安全系统触发,在高压安注时期,主系统下泄自动隔离。两台上充泵作为高压安注泵将换料水箱的高硼水注入主系统。三里岛事故演变2三里岛核电站事故概述三里岛事故演变4

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6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，导致运行的混床同时隔离。凝结水流量丧失引起凝泵、凝升泵、主给水泵跳泵，汽轮机停机，反应堆功率下降，3台辅助给水泵启动，隔离阀处于意外关闭状态（隔离阀指示被其他标牌遮盖）1979年3.2804:00:00冷却剂系统压力上升，稳压器泄压阀自动打开04:00:03当反应堆系统压力达到预设值16.2Mpa，自动停堆，冷却剂收缩，水装量损失，一回路系统压力下降。04:00:08冷却剂从稳压器泄压阀处泄露，稳压器、蒸汽发生器水位下降。要求泄压阀开的指示灯灭，操纵员误以为泄压阀关闭04:00:13三里岛事故演变泄压阀无开闭状态灯稳压器水位下降，操纵员停止下泄流，另一名操纵员启动第二台上冲泵，由于未能将泵的开关保持足够长的时间导致上充泵未能启动04:00:12关于上充泵操作技能不足上充泵启动成功，加上冷却剂膨胀，使得稳压器水位上升，单温度与压力仍在下降04:00:41三里岛事故演变意外关闭被隔离,旁路阀操作手轮丢失无法打开三里岛事故演变4

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6三里岛事故演变SG低水位，凝汽器热阱水位达到高预报值，由于凝结水气动排水阀的仪用压空管线早已破裂，操纵员无法控制水位。04:01:13主系统压力下降至11.3Mpa,上充泵充当高压安注向堆芯注入含硼水04:02:02因担心水位继续上升会造成稳压器水位实体运行，操纵员没有意识到发生LOCA事故，关闭一台泵，安注流量从2.7m3/min下降到0.1m3/min04:03:13操纵员误判稳压器水位迅速上升，并超过量程，主系统压力持续下降。操纵员仍然没有意识到这是泄压阀开启以及堆芯上部形成的气腔所致04:04:00因担心稳压器水实体，操纵员恢复下泄流，加速了主系统水装量的流逝04:04:01操纵员发现辅助给水系统的隔离阀关闭，将其打开，蒸汽发生器压力迅速上升，主系统压力下降04:08:004

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6三里岛事故演变主系统达到饱与,主泵入口出现两相流,引发气蚀四台主泵持续震动,回路b的主泵震动最大,操纵员关闭了这两台泵05:13:00另外两台泵的震动也在增加,操纵员停止了这两台主泵的运行,完全终止堆芯的强迫循环冷却,堆芯上部存在气腔,自然循环无法建立05:41:00堆外探测器中子读数上升约100倍,反应堆冷却剂出口的过热蒸汽,温度过高超过仪表量程05:50:00早班运行人员发现泄压阀开启,随机关闭,操纵员恢复高压安注,2760度的燃料马上破碎(主泵启动不了)06:18:00反应堆厂房发生氢爆,大量放射性物质进入反应堆厂房与辅助厂房。13个小时后,成功实现强迫循环,事故结束。06:30:00辅助操纵员打开了,凝结水精处理系统的电动旁路阀,同时发现了,凝结水排水阀的仪用压空管线破裂04:38:00事故后果390％的核燃料的包壳损坏锆水反应生成了1000到1300磅氢气,44％--63％的锆氧化成氧化锆;部分燃料包壳由于氧化与脆化脱落从而发生堵塞堆芯上部30％--40％的燃料温度估计超过2200℃,损坏的部分燃料中估计达到了UO2的熔点(2800℃);堆芯损毁严重后果3月28号—4月27日,释放到环境中的反射总量:碘13—17居里,惰性气体240—1300万居里。由于反应堆的三道安全屏障,现场人员无一伤亡,核电厂附近80KM内的公众受到的照射剂量为允许范围内的百分之一;3月30日,州长公布撤离劝告,5公里范围内的孕妇与学龄儿童撤离,由于担心放射性危害,15公里范围内有14、4万人撤离;实际上,三里岛对环境影响极小,然而作为美国历史上最为严重的核事故引起了美国民众极大的恐慌。放射性与恐慌情绪严重后果美国民众反核意愿更加强烈,民众对核电站以及核管会的信任度下降,美国核电事业受到巨大打击。全球核电事业受到波及;反应堆与厂房内留下大量放射性物质与污水,设备的恢复,去污以及废物处理的过程花费大量时间的资金,估计花费10—18、6亿美元,并伴有危险性。巨大损失严重后果三里岛事故成为了反核的集结号！事故原因分析4设备的故障(诱因)在冲洗树脂时,水通过一个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混床同时隔离,凝结水断流导致汽机停机;辅助给水管线隔离阀处于意外关闭的位置,这是一次试验后不记得关了;装在稳压器上端的安全阀(泄压阀)在压力上升时依照预定要求打开了,但当压力下降时未能关闭(小LOCA--直截了当诱因)。事故原因分析人为因素(重要原因与直截了当原因)没有及时发现辅助给水管线的隔离阀处于意外关闭的状态;稳压器水位出现下降后,操作员第一次试图启动上充泵未能成功(操作技能不熟练);未能及时发现稳压器的卸压阀没有关闭的事实,冷却剂通过该阀泄露长达两个半小时;操纵员一直把注意力集中在处理设备水位的问题,没有意识到反应堆主系统正在遭受严重破坏。从事故序列来看,运行人员的人为操作是导致堆芯熔毁的直截了当原因与重要原因事故原因分析人为因素(重要原因与直截了当原因)高压安注系统启动后,操作员习惯于维持稳压器中的规定水位,闭锁了安注信号,关闭了一台,手动把另一台注水量调小了二十多倍;操作员没有及时意识到正在发生的LOCA事故,依照EOP(事故规程)接着执行停堆恢复规程;事故发生八分钟后才发现辅助给水系统隔离阀在关闭位置,才将其打开,此时两台SG早已烧干。事故原因分析人为因素(重要原因与直截了当原因)主回路系统过热出现两相使两台主泵不停振动,操纵员因此停止了这两台主泵的运行,错误地终止了堆芯的强迫冷却;在自然循环无法建立的情况下(堆芯上部存在气腔),堆芯又失去了强迫冷却,堆芯出现沸腾,堆芯逐渐裸露。事故原因分析旧核工业制度缺陷(根本原因)“固定看法”(mindset):把注意力放在设备上,操作人员的存在总能改善局势——他们可不能是出现问题的原因;设计上的缺陷:1、当时的安全设计聚焦发生概率更小的大破口失水事件,随之而来的一种偏见是不必太在意那些“不太严重”的事故,较小的事故也许发展的特别缓慢,辅助人为操作即可控制;2、主控室设计不合理,控制盘太大,几百种警告指示器,有些重要开关离操作员较远,事故发生时上百个警报同时响起,没有优先级,不能排除次要信号,引起操作员混乱;

事故原因分析旧核工业制度缺陷(根本原因)操作人员缺乏训练,知识深度不够,对估计发生的严重事故没有足够的注意;当时可用于处理这一事故的一些特别操作程序也相当混乱;未把往常的事故教训归纳成清楚的条文并交给操作人员;整个管理体系缺乏“连贯性”——从核安全研究中得到宝贵的经验到不了最需要明白此事的那些个人与机构手中;事故原因分析事故造成严重影响原因分析应急计划质量差,周围的地方当局几乎完全没有详细的应急计划,在辐射事故情况下复杂的隶属关系引起混乱;各级机构缺乏联系,许多重要的建议是由不了解确切情况的个人作出;许多官方的消息提供人本身对事实的了解就是混乱的,电力公司试图缩小事故的严重性,由于错误的情报尤其是在氢气泡问题上的错误判断,核管会是造成报道夸大的根源,这些都是没有正确的了解事实真相;官方消息的不准确以及夸大报道造成了民众的恐慌情绪。事故原因分析经验与教训4经验与教训安全屏障的重要性三里岛事故之因此对环境造成的影响特别小,其原因就是反应堆设立的三道安全屏障(尤其是安全壳),安全屏障在事故发生堆芯裸露及熔堆之后,特别好的起到了CONTAIN(包容放射性产物)的作用。旧核工业制度的改革

1、核工业从业人员必须高标准要求,掌握足够的核电站运行知识,能够应对突发事件,时刻把核安全放在第一位。2、核电站进行设计基准