核电厂安全案例分析 → (一)背景知识 → 案例分析 → 三哩岛事故
案例分析——三哩岛事故
事故背景
核电机组:Babcock % Wi cox (B&W)公司;两环路4台冷却剂泵;961MWe97%功率运行;压力152bar:
高压安注系统:数台安注泵;自动启动压力(冷却剂系统压力)110bar;
关闭压力197bar;
安注箱(堆芯再淹没系统):冷却剂系统压力下降到41bar自动启动;
低压安注系统:冷却剂系统压力下降28bar自动启动;
堆芯剩余释热:停堆时间 MW(t)
三哩岛冷却剂系统图
三哩岛核电厂2#机组反应堆图
三哩岛事故——第1阶段 始发事件
1979年3月28日 04:00:37 am
二回路所有主给水泵停转;主汽轮机停转;
3—6秒 冷却剂系统压力155bar;冷却剂系统泄压阀开启;
8秒 冷却剂系统压力162bar;引发反应堆紧急停堆;
辅助给水泵启动;但是,泵和蒸气发生器之间的阀门处在关闭状态;
2分4秒 反应堆冷却剂系统压力下降到110bar;高压安注系统启动;稳压器水位上升。
三哩岛事故——第2阶段 小破口失水
13秒 反应堆冷却剂系统压力下降到152bar减压阀自动关闭整定值;但是,泄压阀没有关闭;
6分 稳压器气囊消失;反应堆冷却剂泄压箱压力迅速上升;
7分43秒 污水泵启动把反应堆污水坑水排到辅助厂房废水箱;
8分 蒸汽发生器干涸;操纵员发现辅助给水阀门关闭,开启阀门;
18分 通风系统测得气体放射性急剧增加;反应堆冷却剂系统压力仅有83bar;
三哩岛事故——第3阶段 小破口失水,连续泄压
20分—1小时 反应堆冷却剂系统70bar,温度290 oC;核燃料尚未大量破损;
1小时14分 冷却剂泵B震动,操纵员关闭冷却剂泵B;环路中存在气体空间冷却剂无法形成自然循环;
1小时40分 冷却剂泵A震动,操纵员关闭冷却剂泵A;环路中存在气体空间冷却剂无法形成自然循环;
冷却剂高出堆芯顶部30厘米;堆芯升温瞬变开始;
三哩岛事故——第4阶段 堆芯升温瞬变
1小时50分(110分)堆芯元件第一次裸露;
2小时18分(138分)操纵员发现卸压阀卡开,关闭卸压阀的截止阀;但是没有加大高压安注,事故继续;
2小时55分(175分) 宣布厂区应急;放射性监测报警;堆芯部分燃料烧毁;
3小时20分—7小时(200分-420分);冷却剂泵没有运行;堆芯1.5米裸露1小时燃料大量烧毁;
三哩岛事故——第5阶段 持续泄压
7小时38分 操纵员打开卸压阀的截止阀,关小高压安注;失去冷却剂引起第二次堆芯裸露;
8小时41分 反应堆冷却剂系统达到41bar;安注箱注水;但是很小,操纵员认为堆芯被注满水;
9小时50分 氢爆脉冲;安全壳喷淋6分钟;反应堆冷却剂系统减压至30bar;操纵员减压投入低压安注系统失败( 28bar);
11小时08分 操纵员关闭卸压阀;有2小时安注箱停止注水;高压安注小流量;蒸汽发生器不能使冷却剂形成自然循环;堆芯长时间失去任何冷却手段;第三次堆芯裸露;
三哩岛事故——第6阶段 增压和最终确立稳态冷却
13小时51分操纵员从新关闭卸压阀截止阀;加大高压安注流量;结束堆芯第三次裸露;
15小时51分 成功启动环路 A的一台冷却剂泵;热管温度293 oC冷管温度 205oC;流体经过蒸汽发生器;反应堆冷却剂系统恢复移出衰变热的能力。
三哩岛事故后果:堆芯3次裸露;锆包壳总量的30%--40%被氧化;堆芯上部1/3严重损坏;
放射性惰性气体的30%--40%被释放;10%--15%的碘、锶、艳从燃料中释放;但是被安全壳包容,少量释放到环境;
半径80公里范围200万居民的集体剂量当量约
20人.Sv;最大个人计量1mSv;名工作人员收照射分别38、34、31mSv;
巨大经济后果:经济损失200亿美元以上,美国核电工业推迟20年。
物理背景:堆芯衰变热移出的反应堆安全功能失效,引发反应堆严重事故;
直接原因:稳压器卸压阀故障;操纵员判断、操作失误;
根本原因:反应堆设计;设备质量保证;人员培训;人机接口(人因工程);检修规程;
经验反馈:1977年9月美国Ohio州 Oak Harbor市 Davis-Besse 核电厂发生类似瞬态事件,但是,事故21分钟,操纵员正确判断稳压器卸压阀卡开,他们关闭了下游连接的截止阀从而结束事故。该核电机组也是由B&W公司设计的相同型号的核电机组。
改正措施:操纵员模拟机培训;按照人因工程设计主控室;反应堆改进执行三哩岛行动计划;建立全世界范围运行经验反馈体系。
三哩岛事故案例分析问题:
1 是那项反应堆安全功能失效导致三哩岛事故?
2 请描述导致三哩岛事故的初始事件?
3 三哩岛事故是INES分级那级核事故?
4 根据反应堆堆芯传热理论分析三哩岛事故的成因?
5 三哩岛事故中的设备和设计问题?
6 三哩岛事故中的操纵员操作失误?
7 三哩岛事故中运行和操作规程问题?
8 三哩岛事故中的业主管理问题?
9三哩岛事故给纵深防御准则带来的新思考?
10三哩岛事故中那些反应堆安全功能发挥了作用?
三哩岛事故问题和答案
1 是那项反应堆安全功能失效导致三哩岛事故?
放射性物质得到足够冷却 (堆芯衰变热移出)功能失效,导致部分堆芯熔融的严重事故。
2 请描述导致三哩岛事故的初始事件?
始发事件
1979年3月28日 04:00:37 am
二回路所有主给水泵停转;主汽轮机停转;
3—6秒 冷却剂系统压力155bar;冷却剂系统泄压阀开启;
8秒 冷却剂系统压力162bar;引发反应堆紧急停堆;
辅助给水泵启动;但是,泵和蒸气发生器之间的阀门处于关闭状态;
2分4秒 反应堆冷却剂系统压力下降到110bar;高压安注系统启动;稳压器水位上升。
幻灯片75
案例分析
三哩岛事故问题和答案
3 三哩岛事故是INES分级那级核事故?
按照厂内影响准则的最高级,5级。
4 根据反应堆堆芯传热理论分析三哩岛事故的成因?
传热能力形成三个条件:热阱;传热方式(冷却手段);传热介质堆芯冷却剂(水)装量。
5 三哩岛事故中的设备和设计问题?
卸压阀门质量和设计;控制台显示:辅助给水阀门状态指示信号,堆芯冷却剂(水)装量指示信号,卸压阀门状态。
幻灯片76
案例分析
三哩岛事故问题和答案
6 三哩岛事故中的操纵员操作失误?
操纵员关闭冷却剂泵B;环路中存在气体空间冷却剂无法形成自然循环;操纵员关闭冷却剂泵A;环路中存在气体空间冷却剂无法形成自然循环(破坏传热方式);1小时50分(110分)堆芯元件第一次裸露;
2小时18分(138分)操纵员发现卸压阀卡开,虽然关闭卸压阀的截止阀;但是没有加大高压安注流量,事故继续;操纵员打开卸压阀的截止阀,关小高压安注(减少堆芯水装量);失去冷却剂引起第二次堆芯裸露;
使反应堆冷却剂系统继续减压;虽然反应堆冷却剂系统达到41bar(加大冷却剂系统蒸汽含量,环路中存在气体空间冷却剂无法形成自然循环,破坏传热方式);安注箱注水;但是很小,操纵员认为堆芯被注满水;11小时08分有2小时安注箱停止注水;高压安注小流量;蒸汽发生器不能使冷却剂形成自然循环;堆芯长时间失去任何冷却手段;第三次堆芯裸露;
7 三哩岛事故中运行和操作规程问题?
事故处理规程:因为震动关闭冷却剂泵错误;规程应该首先保证安全功能实现(特别堆芯衰变热移出:热阱、传热方式、水装量);维修后检查规程。
8 三哩岛事故中的业主管理问题?
运行经验反馈;操纵员培训;错误事故规程制定;维修后检查规程制定;设备质量保证。
9三哩岛事故给纵深防御准则带来的新思考?
纵深防御准则正确性经受了实践考验,缓解事故、包容放射性;但是,操纵员错误能够使纵深防御准则失效;核电工业提出“人因工程”;操纵员模拟机培训。
10三哩岛事故中那些反应堆安全功能发挥了作用?
反应堆安全功能三项中两项发挥了作用:反应性控制;放射性包容。
三哩岛事故经验反馈
修改美国联邦法规10CFR50.34(f) 要求新建核电站必须对三里岛事故以后,所总结的安全问题提出应对措施或处理意见,送交 NRC审查。
NRC制定导则《三里岛行动计划》NUREG-0660和NREG-0737附加要求:
(1)一回路功能保护 ;辅助给水系统评价、自动动力排放阀隔离系统、自动减压系统动作、氢控制系统评估等5项。
(2)安全保护系统 :模拟器能力 、控制室设计 、 氢气控制 、阀门位置指示 等28项
(3)管理程序:工业经验 、质量保证大纲 、安全壳设计 、氢气复合器 、管理大纲 等7项