三里岛事故
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-Besse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。
8hr41min
压力达到4lbar－安注箱充气压力，安注箱开始注水，但流量极小。这是由于压差小，而且有管道设计上的问题。但操纵员却认为安注箱注水后堆芯是充满的。
9hr50min
在减压过程中，压力壳内大量的氢释放至安全壳，发生了一个压力脉冲，安全亮喷淋工作了6 min ，这一压力脉冲可以认为
是部分区域氢与空气混合物的点火，氢爆！
减压至30bar，系统压力就再也降不下去了，操纵员毫无办法使系统降至28 bar，在此条件下才能起动LPIS。
11 hr 8min
操纵员又关上了PORV 截断阀，但没有加大HPIS 流量。此后2hr 内，安注箱停止注水，HPIS 处于低流量，SG 不循环、PORV 截断阀除2 次短时间打开外，基本保持关闭，总的说没有任何手段去排除衰变热。在此条件下发生第三次堆芯裸露，这次裸露持续时间长，燃料温度再次达到很高的教值。
A1.2.6 第六阶段升压及最终建立稳定的冷却方式
13hr 30min
PORV 截断阀再次关闭，加大HPIS 流量，企图使RCSPs 运行，堆芯装量增多，结束第三次裸露。
15hr 51min LoopA一台RCP 运行，热管段温度下降至293 ℃, 冷管段温度上升至205℃，表示有流体经过SG。
A1.2.7 第七阶段排出氢气（lday—8 day ）
到此压力壳内储有28m3 的气体，其中主要是不凝气体H2，这些H2 逐渐地在1 day-8day 内通过PORV 控制着排出，氢复合系统投入运行，以减少安全壳内氢浓度。
1 个月后，主泵停止运行，因主泵发热4-5MW 已超过了此时的衰变热2MW ，
用自然循环方式继续带出热量。
A1.3 事故的后果
三次堆芯裸露，锆包壳总量中大约有30%-40%被氧化，堆芯上部1/3 严重损坏，燃料峰值温度可能达2000℃，堆芯流动阻力增加到正常值的200-400 倍。
燃料产生的情性气体大约有30%-40%释放出来，有10%-15% 的碘、锶、铯从燃料中释放出来。
但释放至环境的放射性物质仅16Ci , 80 公里内2 00 万人所受剂量不及一年内天然本底的1/50。仅有三个工作人员分别受31、34、38 mSv的照射，20 年内至少有30 万人死于癌症，这次辐射剂量可能会增1-2 例死亡。
TMI-2 恢复花费5 亿美元，整个核工业界损失100-200 亿美元。
设备故障对事故有影响，但影响事故过程的主要是操作人员的失误，以及与之有关的人员训练不够，操作规程不够明确，未能应用以前事故中获得的教训，控制室设计方面的缺陷以及忽视了人-机相互作用。
TMI-2 事故说明立足于―纵深防御‖、―多道屏障‖的安全设计原则的核电厂，在防止事故引起的放射性释放方面是有效的，但往往还存在一些薄弱环节，如果单纯考虑设计基准事故，不考虑严重事故的防止和缓解，不足以确保工作人员，公众和环境的安全。
三里岛事故
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。
世界核电技术发展简史
世界核电技术发展简史 1、第一代核电技术 即早期原型反应堆，主要目的是为通过试验示范形式来验证核电在工程实施上的可行性。 前苏联在1954年建成5兆瓦实验性石墨沸水堆型核电站;英国1956年建成45兆瓦原型天然铀石墨气冷堆型核电站;美国1957年建成60兆瓦原型压水堆型核电站;法国1962年建成60兆瓦天然铀石墨气冷堆型核电站;加拿大1962年建成25兆瓦天然铀重水堆型核电站。这些核电站均属于第一代核电站。 2、第二代核电技术 第二代核电技术是在第一代核电技术的基础上建成的，它实现了商业化、标准化等，包括压水堆、沸水堆和重水堆等，单机组的功率水平在第一代核电技术基础上大幅提高，达到千兆瓦级。 在第二代核电技术高速发展期，美、苏、日和西欧各国均制定了庞大的核电规划。美国成批建造了500至1100兆瓦的压水堆、沸水堆，并出口其他国家;前苏联建造了1000兆瓦石墨堆和440兆瓦、1000兆瓦VVER型压水堆;日本和法国引进、消化了美国的压水堆、沸水堆技术，其核电发电量均增加了20多倍。 美国三里岛核电站事故和前苏联切尔诺贝利核电站事故催生了第二代改进型核电站，其主要特点是增设了氢气控制系统、安全壳泄压装置等，安全性能得到显著提升。此前建设的所有核电站均为一代改进堆或二代堆，如日本福岛第一核电站的部分机组反应堆。我国目前运行的核电站大多为第二代改进型。 3、第三代核电技术 指满足美国“先进轻水堆型用户要求”(URD)和“欧洲用户对轻水堆型核电站的要求”(EUR)的压水堆型技术核电机组，是具有更高安全性、更高功率的新一代先进核电站。 第三代先进压水堆型核电站主要有ABWR、System80+、AP600、AP1000、EPR、ACR等技术类型，其中具有代表性的是美国的AP1000和法国的EPR。中国已引进AP1000等技术，分别在浙江三门和山东海阳等地开工建造。 4、第四代核电技术 第四代核电是由美国能源部发起，并联合法国、英国、日本等9个国家共同研究的下一代核电技术。目前仍处于开发阶段，预计可在2030年左右投入应用。第四代核能系统将满足安全、经济、可持续发展、极少的废物生成、燃料增殖的风险低、防止核扩散等基本要求。
三里岛事件和切尔诺贝利事故的真相
三里岛事件和切尔诺贝利事故的真相 1．三里岛事件无人伤亡 在1979年3月28日，位于美国宾西法尼亚州的三里岛核电站的2号堆，发生了核电史上第一次严重事故。这是由于水泵阀门信号灯故障和操作人员多次误操作所造成的。反应堆堆芯两次露出水面，使燃料元件破坏和大约三分之二的堆芯熔化。导致大量惰性气体和放射性碘与其他一些放射性核素进入了安全壳内。并且由于锆包壳和水发生化学反应，也产生许多氢气，但没有发生爆炸。因为安全壳的良好密封性和屏蔽作用，这次事故释放到环境中的放射性物质很少。根据监测调查，对周围80千米的200万居民所带来的总剂量仅为20人·Sv（希沃特），不到这地区居民年本底辐射总剂量的（核设施建设运行之前该地区的辐射剂量水平）1%（这地区的年本底辐射总剂量2400人·Sv），附近居民受到的最大个人剂量不到1毫希沃特，只与作一次X光胸部透视所受的剂量差不多。三里岛核电站值班的118名工作人员，无一伤亡，只有3人的受照剂量超过季度允许剂量水平。 2．切尔诺贝利事故有了论断 1986年4月26日，苏联切尔诺贝利核电站4号堆（石墨水冷堆），由于工作人员违章操作、判断失误，加上反应堆设计缺陷，特别是没有安全壳等原因，导致了核电史上一次最严重的事故。4号堆出现了瞬发超临界（当中子增殖因子k>1，缓发中子失去控制作用，每代中子寿命变得极短，堆功率会急剧上升而无法控制，就发生瞬发超临界，造成燃料熔化和三道屏障破坏。），功率剧增，堆芯熔化，蒸汽爆炸，石墨燃烧。因为这个堆没有安全壳，大量放射性物质（12×1018贝可）释入大气。由于大气扩散，使白俄罗斯、乌克兰和俄罗斯约3万平方千米面积土地，受到了不同程度的污染。这次灾难性事故所造成的经济损失和社会影响是巨大的。 10年后，1996年在奥地利首都维也纳，国际原子能机构、世界卫生组织和欧盟委员会联合召开“国际切尔诺贝利事故10周年大会”，参加大会的有71个国家和20个国际组织的845名科学家和280名记者。这次大会对切尔诺贝利事故做出了权威性结论：切尔诺贝利事故共造成30人死亡、其中28人死于过量辐照，2人死于爆炸。其健康影响，主要表现在儿童甲状腺癌发病率有极少量增加，但确诊甲状腺癌的儿童，仅有3人死亡。除儿童甲状腺癌发病率增加外，尚未观察到这次事故所引起的癌症发病率的增加。这一事实和有些报道中渲染的切尔诺贝利事故的后果大相径庭。 三里岛事件和切尔诺贝利事故引起了核电科技工作者和管理者的极大重视，例如：对类似构造的核电站实施了整改或关闭，改进设计，提高安全性，加强人员培训，改善人-机接口，修订安全法规，完善维修和运行规程，严格安全监督制度，等等。不让三里岛事件和切尔诺贝利事故重演。现在，核电厂运行安全的目标见表达1-1： 表1-1 核电厂运行安全目标 风险概率堆芯融化概率大量释放放射性概率 运行中核电站10-4/（堆·年）10-5/（堆·年） 新建核电站10-5/（堆·年）10-6/（堆·年）人们采取各种措施确保核电站特别低的风险概率，因此对核电安全疑虑和担心，是完全不必要的。
日本核电事故分析报告
日本福岛核电站核事故分析报告近几天因日本福岛核电站多个反应堆因地震而出现运转故障，导致部分放射性物质泄漏蔓延，对日本本土和周边国家形成了较大的影响，就此从时间历程和技术分析2个方面对上述事件进行分析。 一事件回顾 1.1 地震事件 日本最新发生的地震简要信息如下： ·时间：北京时间3月11日13时46分 ·地点：日本东北部宫城县以东太平洋海域 ·震级：里氏9.0级震源深度：10公里 ·余震：11-13日共发生168次5级以上余震 ·伤亡：截至3月17日，已造成5429人遇难9594人失踪 ·核电站事故：日本福岛第一核电站的6个机组当中，1号至4号均发生氢气爆炸。5、 6 号机组正在进行定期维修。 ·火山喷发：新燃岳火山13日下午喷发。 因日本的抗震技术非常发达，日本人民的抗震经验丰富，因此单就地震而言，对日本的损伤是有限的，最不济危害也局限在日本一国，对周边国家和地区没有太大的影响。目前主要的问题纠结在福岛核电站的核泄漏问题上面。 1.2 福岛核电站核泄漏事故 1.2.1 电站简介[1] 福岛核电站（Fukushinia Nuclear Power Plant）位于北纬37度25分14秒，东经141度2分，地处日本福岛工业区。福岛核电站是目前世界世界最大的核电站，由福岛一站(daiichi)、福岛二站(daini)组成，共10台机组（一站6台，二站4台），均为沸水堆。 福岛一站1号机组于1967年9月动工，1970年11月并网，1971年3月投入商业运行，输出电功率净/毛值为439/460兆瓦,负荷因子为49.9％。2号～6号机组分别于1974年7月、1976年3月、1978年10月、1978年4月、1979年10月投入商业运行，输出总功率分别为784、784、784、784、1100兆瓦，负荷因子分别为52.8％、61.2％、72.1％、68.5％和69.7％。福岛二站4台机组的输出电功率净/毛值均为1067/1100兆瓦。二站1号机组于1975年11
世界核电站建设现状及前景
世界核电站建设现状及前景 胡经国 人类使用的能源已由木材时代、煤炭时代、石油时代进入到核能时代。利用核裂变反应产生的巨大能量—核裂变能（本文所说的核能是指核裂变能）发电已有30多年的历史。今天，核能已成为技术上最成熟、安全、经济、清洁、最有潜力和发展前途的一种新能源。在当今世界能源日益紧缺的情况下，建设核电站对于世界经济的发展具有重要的战略意义。尽管发生了美国三里岛和苏联切尔诺贝利核电站事故，但是世界核电站建设仍然在持续、稳定地向前发展。 到1983年9月，全世界已有20多个国家和地区拥有在运转的核电站270多座，总装机容量为1700亿瓦。同时，在建和拟建的核电站尚有200多座。 据国际原子能机构统计，1984年，全世界有34座核电站投产发电，使世界核电站发电量增长17%，达到2200亿瓦。当年，全世界新建核电站14座。 到1986年底，全世界在运转的核电站达到376座，总装机容量达到2769.75亿瓦；在建的核电站有135座，总装机容量为1469.31亿瓦；拟建的核电站有124座，总装机容量为1218.9亿瓦。 到1987年6月底，全世界在运转的核电站有389座，总装机容量达到3000亿瓦。当时，世界各国核电站所提供的电力，相当于700多万桶石油的能量。去年，全世界又增加了20座核电站，使世界核电站总数达到420座。 据预测，到2000年，全世界已安装的核电站的装机容量将达到4970～6460亿瓦；到2025年，将增加到8750～21600亿瓦。 到1986年底，核电站发电量占世界发电总量的比重已上升到了15%。同时，核电站发电量占各国发电总量的比重，法国为70%，比利时为67%，瑞典为50%，瑞士和西德两国分别为39%和30%，日本和美国两国分别为25%和17%。 据预测，到2000年，核电站发电量占世界发电总量的比重，将从现在的15%上升到20%～30%。 目前，全世界的核电站都是利用铀235或钚239等容易裂变的同位素，通过核裂变反应获得巨大的能量的。近几年来，一些工业发达国家正在加紧研究通过受控核聚变反应获得更加巨大的能量。科学家们预测，到本世纪末，受控核聚变技术将获得重大突破。到21世纪，人类通过受控核聚变反应所获得的能量将会越来越多。核能在世界能源消费结构中的比
综述核电厂现状及发展以及个人对核电厂的认识和理解
个人对核电厂的认识和理解 从上世纪五十年代开始发展的核电到现在为止已经走过了六十多个年头，发展的道路当然是不平坦的，经过三里岛事故和切尔诺贝利核泄漏事件以及近期的日本福岛核泄漏事故，我们都可以看得到，核电拥有的不仅仅是经济、环保等优势，也存在着一定的危险。下面我们将一起走进世界核电发展史，探讨核电现状，以及本人对于核电的陋见。 （一）、世界核电发展史： 第一、高速发展阶段：上世纪６０年代中期至８０年代初，全世界共有２４２个核电机组投入运行，属于“第二代”核电站（上世纪60年代，陆续建设30万千瓦及以上的压水堆、沸水堆、重水堆核电站）。受石油危机的影响，以及核电的经济性和环保性，核电经历了一个大规模高速发展阶段，鼎盛时期平均每１７天就会有一座新核电站投入运行。 第二、减缓阶段：上世纪８０年代初至本世纪初，１９７９年的美国三里岛核电站事故、１９８６年的苏联切尔诺贝利核泄漏，使得全球核电发展迅速降温。从这时候开始，人们开始重新评估核电的安全性和经济性。为确保核电站的安全，世界各国加强了安全设施，制定了更严格的审批制度，我们知道切尔诺贝利核电站会发生如此严重的
事故其实和当时的核岛的结构有很大的关系，那时候是缺少安全壳这一结构的。 第三、复苏阶段：２１世纪以来，随着世界经济的复苏、越来越严重的能源危机和对环境的重视，核能凭借其作为清洁能源的优势而重新受到青睐。同时，经过多年的技术发展，以及安全措施的保证实施，核电的安全可靠性进一步提高，世界核电的发展开始进入复苏期，世界各国制定了积极的核电发展规划，法国核电发电比例甚至达到了80%，欧美各国加快发展核电。以美国、欧洲、日本为主开发的先进轻水堆核电站，即“第三代”核电站（以美欧开发“先进轻水堆”，美国以AP-1000型为代表），取得重大进展。 （二）中国核电建设历程 1983年5月5日签订中法核电合作备忘录，计五条。主要内容：法国供四座核岛，常规岛英国两套，法选两套，均由法总设计。 2001年4月19日报道，核电专用电缆在天津诞生，核二院等单位研制1E级K3类电缆通过专家鉴定，国内首家寿命达到50年；2001年5月17日报道，我国新一代、第一座高温气冷核反应堆在京建成。世界最新技术，继美、英、德、日后第五个掌握的国家，是世界上第一个在首都建电站的国家。 2004年7月，我国共有9台核电机组投入运行，装机容量701 万千瓦。占总装机容量的1.6%。
三里岛事故调查报告
三里岛事故调查报告 篇一：三哩岛核事故相关资料 三哩岛核电厂事故后，美国核电行业做了如下改善：提升和加强核电厂设计与设备要求，包括消防、管道系统、辅助给水系统、安全壳隔离、组件可靠性、自动停机能力等；更新操作员培训与配备要求，加强设计基准事故以外的培训；改进主控室人机界面设计，对主控的报警重新进行分类，把重要信息集中在安全监督盘上；加大了仪表的指示量程，并增加了重要参数监测指示；提高应急准备水平，有重大事故时应立即通报美国核管理委员会，同时，美国核管理委员会成立24 h 值班的运营中心；建立定期公开报告制度，包括美国核管理委员会视察核电厂的报告、电厂绩效、管理效果等；由美国核管理委员会的高级管理人员对核电厂的性能进行定期分析，辨识出需要加强监管的问题；成立了美国核动力运行研究所(INPO)，以提供技术支持和同行评审，加强核电厂之间的经验交流；成立了美国核能协会(NEI)，以利于和美国核管理委员会等政府机构及国会沟通。 NRC 事故定性（NRC）：A combination of equipment malfunctions, design-related problems and worker errors led to TMI-2's partial meltdown and very small off-site releases of radioactivity.
设备故障、设计缺陷以及人员失误一系列综合因素导致了三哩岛核电厂（TMI）2号机组部分堆芯熔毁，极少量放射性物质外泄。 1 Impact of the Accident A combination of personnel error, design deficiencies, and component failures caused the Three Mile Island accident, which permanently changed both the nuclear industry and the NRC. Public fear and distrust increased, NRC's regulations and oversight became broader and more robust, and management of the plants was scrutinized more carefully. Careful analysis of the accident's events identified problems and led to permanent and sweeping changes in how NRC regulates its licensees – which, in turn, has reduced the risk to public health and safety. 事故影响 设备故障、设计缺陷以及人员失误一系列综合因素导致了三哩岛核事故的发生，永久改变了美国核工业与美国核管会（NRC）。事故发生后，公众对核能的恐惧和不信任日益增长，NRC管理与监督范围更广，也更为严格。NRC通过对三哩岛核事故进行仔细分析，对核电厂持证单位管理做出了彻底改进，降低了公众健康和安全风险。事故后，NRC做出的
世界重大核电事故原因分析
世界重大核电事故原因分析 核能属清洁能源，因而被广泛使用，其典型代表就是核电站。核能不同于其它能源，因核原料具有放射性，因此核电事故不仅会造成直接经济损失还会威胁附近居民健康，造成人民的恐慌，故而影响到核电的进一步发展，本文通过对历史上三起重大核电事故的整理、分析，探讨造成核电事故的主要原因。 标签：核电事故原因；重大核电事故；辐射危害 核电站通过对核原料进行可控制的裂变释放热量来制造高温、高压的蒸汽，从而推动发电机发电，发展核电的优点有以下方面。 （1）核原料虽然体积小但蕴含的能量却很大，2400吨标准煤所放出的能量仅需1000克铀裂变即可得到。 （2）核能是清洁能源且属于不常用能源，开采成本不易受国际经济形势的影响。 （3）核电基本不会对附近环境排放有害物质，不会促进温室效应的加重。反应堆外面有多层保障，基本不会排放对环境有害的物质，对外放射性污染一年的量相当于做一次X光透视所受到的照射量。 虽然核能总体利大于弊，但我们也要趋利避害，将核危害降到最低，因为核电一但出现重大事故其影响远比普通电站大，除了会造成直接经济损失，附近居民将会面临不同程度的核辐射威胁。 接下来通过对迄今为止的三起重大核电事故分别分析从而总结引起这些事故的重点因素。 1 美国三里岛核电事故 1979年3月28日4时，美国三里岛核电站由于操作判断失误及机械故障发生5级核电事故。 事故经过：1979年3月28日4时，三里岛核电站2#机组反应堆的二次回路循环水泵发生机械故障温度升高，该回路冷却系统自动运行，由于先前工作人员检修后未能将冷却系统的出口阀门打开，导致二次回路冷却失效。堆内温度、压力上升至危险限值，反应堆自动停止运行，并开启泄压阀进行泄压，堆内压力恢复正常后，泄压阀因为机械故障没有自动归位，导致堆内冷却剂持续流出，反应堆内压力下降到正常水平以下，应急堆芯冷却系统自动投入进行挽救，操作人员在不知道泄压阀没有正常归位的情况下，认为该系统的投入运行是多余的操作，便将其关闭，终止了向堆芯注水的操作。设备故障及操作管理失误致使堆芯温度短时间内过高，46%燃料棒外壳镐及铀燃料熔化，堆芯严重熔毁。
核电站背景资料
背景资料：全球核电站之最及其分布 新华网北京３月１６日电日本大地震引发的核电站事故引起全球对核电安全的担忧。事实上，自１９５４年苏联第一座核反应堆开始运行以来，全球在运行的核反应堆有４００多座，累计安全运行了约１３０００堆年。其间重大核安全事故共发生三次：１９７９年美国三里岛核电站事故、１９８６年苏联切尔诺贝利核电站事故和这次福岛核电站事故。 世界核电发展之最 世界上第一个核电站：１９５４年苏联在莫斯科西南奥布宁斯克建成，装机容量为５０００千瓦。 世界最大的核电站：位于日本西北部新潟县的柏崎刈羽核电站。 世界核电生产能力最强的国家：美国，拥有１０４座核电站。 核电发电量占全国总电力比例最高的国家：法国。法国核电发电量占全国总电力的比例接近８０％。 全球核电分布 根据国际原子能机构２０１１年１月公布的最新数据，目前全球正在运行的核电机组共４４２个，核电发电量约占全球发电总量的１６％；正在建设的核电机组６５个。 拥有核电机组最多的国家依次为：美国１０４个、法国５８个、日本５４个（世界核工业联合会公布的数字为５５）、俄罗斯３２个、韩国２１个、印度２０个、英国１９个、加拿大１８个、德国１７个、乌克兰１５个、中国１３个。
国际原子能机构预计，到２０３０年，全球运行核电站将可能在目前的基础上增加约３００座。世界核能协会预计，“到２０１５年，全世界可能平均每５天就会开工一个装机容量约１０００兆瓦的核电站”。 日本核电概况 日本的核能发电是从上世纪六十年代开始的。根据国际原子能机构公布的最新统计数据，自１９６３年１０月２６日首次在茨城县东海村建成试验核电站以来，日本已拥有５４座核电机组。目前，日本的核发电能力在国际上排在美国和法国之后，为世界第三。 柏崎刈羽核电站为世界最大核电站，位于日本西北部新潟县。在２００７年７月发生的地震中，这座核电站因发生核泄漏，曾一度被关闭数月。 福岛第一核电站，为东京电力公司的第一座核能发电站，位于日本福岛县双叶郡大熊町及双叶町，共有六个机组运转，总发电能力为４.７兆千瓦，是全世界２５个发电量最大的发电厂之一。首个机组于１９７１年开始运转。 目前，日本国内有三分之一能源供给来源于核电站。日本经济产业省资源能源厅２００６年５月３０日制定了以推广核能利用、确保能源供给为目标的中长期“核能立国计划”大纲。核能在日本整体能源结构中的比重已经大幅提升，成为日本最重要的能源之一。
国内外对核电站研究现状
1.1. 核能相对于其他能源的优势（阐述发展核能的重要性和必然性） 1.2. 当前国内外核电发展研究现状 1.3. 世界各国国核电发展趋势 1.4 毕业设计的意义和目的 正文： 第1章国内外对核电站研究现状 1.1. 核能相对于其他能源的优势 伴随着科技和经济的发展，人类对于生活质量的追求越来越高，在各个领域的发展都十分迅速，然而在我们人类不断进步的同时，我们对于能源的需求也在不断提高，直到21世纪的今天，能源危机已经遍及全球各个国家，以及燃烧煤、石油、天然气等到时的温室效应、臭氧层空洞等，是的我们唯一的赖以生存的家园变得岌岌可危，因此寻求新的清洁的能源成为整个人类缓解能源危机及环境问题的首要任务，而核能便成为各国的重点关注对象。 我国的可再生能源有着得天独厚的优势，是重要的战略替代能源，对增加能源供应，改善能源结构，保障能源安全，保护环境具有重要的作用。积极开发和利用核能、太阳能、风能、电能、生物质能、地热能以及海洋能等可再生能源，是实现我国经济社会可持续发展能源战略的必然选择。但我国同时也是一个能源生产大国和消费大国，拥有丰富的化石能源资源。2006年，煤炭保有资源量为10345亿吨，探明剩余可采储量约占全世界的13%，列世界第三位。但是中国的人均能源资源拥有量较低，煤炭和水力资源人均拥有量仅相当于世界平均水平的50%，石油、天然气人均资源拥有量仅为世界平均水平的1/15左右。能源资源赋存不均衡，开发难度较大，已探明石油、天然气等优质能源储量严重不足。再加上能源利用技术落后，利用低下，在经济高速
增长的条件下，我国能源的消耗速度比其他国家更快，能源枯竭的威胁可能来得更早、更严重。因而，日益增长的对外能源需求造成的能源压力迫使我们不得不寻找解决能源危机的突围之路。 迄今为止，世界能源需求的85%来自燃烧煤、石油、天然气等化石燃料。大量燃烧化石燃料所产生的二氧化硫、二氧化碳、氮氧化物、一氧化碳和颗粒物等，是的地球环境再次遭到严重破坏，威胁到人类的健康。而且，煤、石油、天然气等化石燃料属于不可再生的资源，随着其消耗的迅速增长，使它们在地球上的储量面临枯竭的境地。为了缓解能源危机，我们便需要寻找新的清洁的能源，在自然界中，除了化石燃料外，核能、水力、风力、太阳能、地热、潮汐能等也都是可资利用的能源。水力是无污染的能源，应充分开发使用，但水力资源终究有限，且受地理条件限制。水力发电随季节变化很大，所以光靠水力替代不了化石燃料，满足不了日益增长的能源需求；风力、太阳能、地热、潮汐能等，都因受多种条件的限制，只能在一定条件下有限开发，很难大量使用；较乐观地估计，到21世纪，上述几种能源中每种在能源总耗量中的比例，都很难超过1%。 然而到目前为止，在技术上已较成熟，而且能大规模开发使用以提供稳定电力的惟有核能。因为核能有其无法取代的优点，主要表现于： （1）核能是地球上储量最丰富的能源，又是高能量密集型的能源。 （2）核电是清洁、低碳的能源，有利于保护环境。如果取代燃煤发电设备，1GW 核电设备运行1年能避免排放560万吨CO2，能有效的遏制和缓解温室效应，保护环境。 （3）核电的经济性优于火电。 （4）核燃料能量密度比起化石燃料高上几百万倍，故核能电厂所使用的燃料体积小，运输与储存
美帝全球军事基地分布
美帝全球军事基地分布 2007美军基地分布二战后，美国的军事存在几乎遍及全球，它在世界各地建立的事基地曾达5000多个（其中近半数在海外）。冷战结束后，由于国际形势的变化、美国军事战略的调整以及驻在国人民的反对，美军事基地的数量大大减少。目前美海外军事基地374个，分布在140多个国家和地区，驻军30万人；本土基地871个，其中海军基地242个，空军基地384个。 美建立军事基地需考虑地理位置、自然条件、设施条件和政治条件等几个方面，选址颇为精心。目前美军事基地布局的主要特点是；以本土基地为核心，以海外基地为前沿，点线结合。既重视前沿基地，又重视战略运输线上的中间基地以及后方基地。“前沿少量存在，本土重兵机动”。控制战略要点，扼守海上咽喉。 美军目前控制的海上咽喉包括：阿拉斯加湾、朝鲜海峡、印尼望加锡海峡、巽他海峡、马六甲海峡、红海南端曼德海峡、北端苏伊士运河、地中海与大西洋间的直布罗陀海峡、波斯湾的霍尔木兹海峡、古巴以北的佛罗里达海峡、从非洲南端到北美的航道、格陵兰——冰岛——英国航道。 从战略的角度看，美国海外军事基地的分布可划分为3个战略区、14个基地群。三个战略区域即欧洲、中东和北非区；亚洲、太平洋和印度洋区；南北美洲区。 欧洲、中东和北非地区 共有5个基地群，呈两线梯次配置。第一线由中欧基地群（由设在德国、比利时、荷兰的基地与设施组成）、南欧基地群（由设在意大利和希腊的基地与设施组成）和中东、北非基地群组成，以中欧基地群为主体，负责扼守欧洲的心脏地带；第二线由英国、冰岛基地群和伊比利亚半岛基地群组成，负责增援中、北欧地区作战和实施战略核攻击。其中最为主要的是斯图加特陆军基地(Patch Barracks,Stuttgart)（美驻欧空军司令部及北约中欧盟军司令部驻地）和设在意大利的那不勒斯海军基地（美第6舰队司令部联络官和北约南欧司令部驻地,U.S. 6th Fleet,个体位于加埃塔,Gaeta离那不勒斯80公里）。 1、中欧基地群 该区为欧洲心脏地带，冷战期间是对抗苏联的前沿。冷战结束后，中欧地区美军的主要任务是对地区冲突做出快速反应，同时也有防范俄罗斯的战略意图。该区美军事基地分布于德国、比利时与荷兰三国。 陆军基地：德国斯图加特（欧洲美军总部驻地）、海德堡（名为坎贝尔军营,Campbell Barracks,美国驻欧洲陆军司令部）、维尔茨堡（美陆军第1机械化步兵师驻地）、巴特克罗伊茨纳赫（美陆军第1装甲师驻地）。 空军基地：德国拉姆施泰因（美国驻欧洲空军司令部驻地）、施潘达勒姆、森巴赫、莱茵—美茵等；荷兰苏斯特堡；比利时希埃夫雷斯。 2、南欧基地群 该区把黑海出口，可控制东地中海，为欧洲南翼屏障。美军基地分布于意大利和希腊。 陆军基地：意大利的维琴察（美陆军南欧特遣部队司令部驻地）、里窝那（陆军后勤供应港）。 海军基地：意大利那不勒斯（美驻欧洲海军司令部驻地）、加埃塔（美第6舰队司令部驻地）、马达莱纳（核潜艇支援基地）、锡戈内拉（反潜作战及后勤支援基地）；希腊的苏扎湾。 空军基地：意大利的阿维亚诺（Aviano Air Base,美空军第16航空队司令部驻地）；希腊的伊拉克利翁。 3、中东、西亚和北非基地群 该区横跨欧、亚、非三大洲，东压波斯湾，南扼苏伊士运河及红海，西控东地中海，北封黑海海峡。陆
世界三大核泄漏事故之谜
世界三大核泄漏事故之谜 在一个万籁俱寂的星期六的凌晨，一场空前的核灾难降临到了这个世界。1986年4月26日，发生在切尔诺贝利核电站的这场核泄露事故，给前苏联的大部分地区带来了恐慌和痛苦。 灾难发生后，官方公布的死亡人数为31人。但据西方国家的有关人士估计，在未来的10到20年间，还将会有几千人死于这次核辐射。在切尔诺贝利核电站最辉煌的时期，它有4台RBMK-1000型核反应堆，为基辅地区的高压电网输电。巨大的烟囱周围是4座核反应堆，大量的气体和蒸汽通过烟囱安全地排放到大气中。 切尔诺贝利核电站的核泄露是毁灭性的，但它并非没有前车之鉴。在这之前，世界上就发生过两起核事故。第一次的情况甚至比切尔诺贝利事故更加危险。 英国温德斯格尔工厂 英国的坎布里亚郡的温德斯格尔工厂一直在为英国的原子弹提供燃料，但1957年10月10日，它却差点被烧毁了。 温德斯格尔的钚生产设施，也就是人们常说的反应堆，是为英国核武器计划服务的，其反应堆的设计十分原始。温德斯格尔有个石墨减速剂，但它的早期设计者没有考虑到石墨内潜在的能量可能带来的危险，也没有考虑到人工操作会产生失误。 年10月10日，温德斯格尔工厂由于反应堆心过热，导致燃料起火。同时，由于检测温度的仪器发生堵塞，不能在反应堆心周
围移动以检测温度，使事故不断升级。燃料着火，石墨着火，最后反应堆心起火。就这样，整个系统完全失去了控制。 那天值班的操作人员错在没带操作手册，也没有检查出他监控的流程是否正常。另外，人为的错误还有，监测仪器上的读数不是反应堆最热部分的温度，因为他们没把仪器放在冷却流程中会变热的部分。 工厂的管理者们面临着两大难题：一是政治方面的，他们不敢披露火灾的严重程度；一是现实方面的，他们用空气来冷却反应堆，结果非但没能减弱火势，反而使情况变得更糟了。最后他们断定，惟一能够扑灭大火的办法就是用水。于是他们把所有的现场人员都送回家，并在10月11日星期五的早晨8点，打开了水龙头。幸运的是，反应堆没有爆炸。火势逐渐减弱，最后终于熄灭了。 更为幸运的是，辐射是从120米高的烟囱向周围散发的，烟囱很高，因而降低了人们从地面呼吸到的浓度。而且，由于温德斯格尔事故发出的烟雾被风吹向了整个英国，从南到北哪儿都有，这就使英国大多数人受到的辐射都不怎么严重。 事故发生后，工厂方圆200多英里以内的人们都不敢喝牛奶。这是因为人们害怕辐射进入食物链。草场上的奶牛吃了含有放射性碘的草，牛奶中就有了碘131，它会在那些喝牛奶者的甲状腺中沉积。这样人体就有可能受到它的辐射。不过好在碘的半衰期只有13天，所以只要在3个月内不喝牛奶，就足以让危险过去了。 在温德斯格尔事故中，主要的受害者是养牛厂的工人及其管理
冰封6年的核电建设” 中国四座核电站难产之谜
冰封6年的核电建设”中国四座核电站难产之谜 -------------------------------------------------------------------------------- https://www.360docs.net/doc/032702626.html, 2003年08月27日01时39分 来源: 21世纪经济报道 四座核电站难产之谜 冰封了6年的核电建设(中国政府上一次批准建设新的核电机组是在1997年)在今年年初有了松动——2003年1月29日，国务院总理办公会议原则通过了建设4座价值达60亿美元的核电机组计划。而根据国家发改委(含原国家计委)相关发展规划表明，到2020年，国内核电装机容量将达到至少3200万千瓦以上。 国务院批准的这4座核电机组，总投资约为500亿元人民币。其中两座位于中国东部浙江省的三门，另两座位于广东阳江。上述4座核电机组的发电能力均为100万千瓦。 在核电建设松动的同时，另一个显著的变化是，国内核电建设向产业化方向的转变，有可能提出其产业发展规划。然而，已获国务院通过的4座核电站项目至今尚没有领到“准生证”。 17年新建30座 国家发改委根据“十六大”提出的，到2020年我国GDP翻两番，达到4万亿美元的经济发展目标估计，到那时，全国约需发电装机容量为8亿-8.5亿千瓦(而电力部门的数字是9-9.5亿千瓦)。目前国内已有装机容量是3.5亿千瓦，需要新增量4.5亿-5亿千瓦。而从我国目前的资源看，按水电资源已探明储量和以天然气与煤为燃料的火电最多可提供的装机容量计算，将会有3200万-4000万千瓦的缺口。为此，发改委提出要让核电去替补这个缺口设想——核电部的装机至少要占到电力总装机容量的4%，即3200万-4000万千瓦。 我国已建或在建的核电站装机容量为870万千瓦，那么在未来的17年内，国内要兴建百万千瓦核电站30座左右。这意味着，国内核电站建设将从现在起要发力猛跑了——从上世纪70年代起步到2002年年中，20多年里，我国已经建成商业运行的核电站仅为7座，装机容量360万千瓦。 冰冻逐步消融，各路传来都是春的音讯。
三里岛核电站事故奶酪模型分析
三里岛核电站事故奶酪模型分析 NO Name ID 1 魏群16120262 2 孙昊天16125113 3 马俊俏16120247 4 金夏垚16125019 5 王怡人16125119 6 许春夜16125125 2016年12月9日
1瑞士奶酪模型 2HFACS分析2.1病原体 2.2不安全行为
在分析不安全行为，也就是直接导致事故发生的原因中发现，主要的工程安全设施都已经自动投入，对于设计方面来说确实存在问题，设备产生故障是最直接因素，但是导致事故最为根本的原因是人，一是检修工人检修完成后未将冷却系统阀门打开，二是在发生故障后操作人员未按照规则先判明泄压阀位置，直接关闭了应急堆芯冷却系统。 2.3不安全行为的前兆
对于不安全行为的前兆，分成三方面： 环境：经济滞涨，廉价的核能可以带来更大的收益，大兴核电站，根本不限制核电站的数量，导致设计建造不规范；通信、人员分布等也有问题； 操作员情况： 操作人员心理； 人员因素：操作者、检修者未按照流程进行操作，核管会审核人员和各方技术人员不专业，设计建造者水平有限； 2.4 不安全监督 监
不安全的监督主要是从核管会方面来说，审核不严，发现问题不上报汇总，由于压力负担不考虑安全问题的审核。 2.5组织影响 在组织方面，就州长和总统等处理上来说，是比较合乎常理的，州长在未下达撤离计划时，已经开始准备各种应对方案，迫于压力，难以抉择，一直在等着核管会主席的建议，并请求总统派人来支援；总统特使登顿的到来很大程度上安抚民心，并且登顿比较有主见，让他的技术顾问再重新计算，发现没有爆炸的可能，最终技术顾问推翻核管会技术人员的的爆炸论。最后总统卡特的到来更加坚定了人们的信心，是一个很好的安抚民心的公关手段。 3建议： 1、加强人员培训，配备专业技术人员；
美国三哩岛核电站事故分析与对策
美国三哩岛核电站事故分析与对策 39055207 马喆前言 美国三哩岛核泄漏事故是核能史上第一起堆芯熔化事故，也是压水堆型核电站发生的一次最大事故。1979年3月28日，位于美国宾西法尼亚州的三哩岛核电站的2号堆，发生了核电史上第一次严重事故。这是由于水泵阀门信号灯故障和操作人员多次误操作所造成的。反应堆堆芯两次露出水面，使燃料元件破坏和大约三分之二的堆芯熔化。导致大量惰性气体和放射性碘与其他一些放射性核素进入了安全壳内。并且由于锆包壳和水发生化学反应，也产生许多氢气，但没有发生爆炸。因为安全壳的良好密封性和屏蔽作用，这次事故释放到环境中的放射性物质很少。根据监测调查，对周围80千米的200万居民所带来的总剂量仅为20人·Sv（希沃特），不到这地区居民年本底辐射总剂量的（核设施建设运行之前该地区的辐射剂量水平）1%（这地区的年本底辐射总剂量2400人·Sv），附近居民受到的最大个人剂量不到1毫希沃特，只与作一次X光胸部透视所受的剂量差不多。三里岛核电站值班的118名工作人员，无一伤亡，只有3人的受照剂量超过季度允许剂量水平。 三哩岛核电站
事故描述与分析 事故经过简介 1979年3月28日，美国都市爱迪生公司设在宾夕法尼亚州哈里斯堡城附近的三哩岛核电站二号动力堆发生了一次严重事故。事故是由一系列设备故障和操作失误引起的。当天凌晨4时，反应堆二回路（即用来产生蒸汽推动汽轮机的回路）给水泵发生故障，使蒸汽发生器中的供水量和蒸汽产生量迅速降低，热量带不走。本应立即投入备用供水系统，但两周前被操作人员违反操作规程给关闭了。于是，造成一回路（它将反应堆中的热量带出来在热交换器中传给二回路产生蒸汽）水的温度和压力升高。这时，一回路中的安全装置——减压安全阀自动开启，把一回路中的高压高温水向排放箱排除，以降低堆内压力保证安全。在正常情况下，当堆内压力下降到正常值时，安全阀会自动关闭，但这次安全阀又恰好失灵，未能关闭，使大量水和中蒸汽不断排出，排放箱容纳不了，从而排放到反应堆大厅里（它在一个巨大的安全壳内）。这时，反应堆已自动停堆，堆芯自动冷却系统自动向堆内注水，以控制堆芯还在大量释放的热量。如果到此结束，尚不能形成放射性外溢的重大事故，但操作人员又进行了一次误操作，两次关闭紧急冷却系统共十五分钟，使堆内温度急剧上升，造成部分核燃料元件（内装二氧化铀，外有金属锆的包壳）损坏，从而造成了两个严重后果：第一，由于燃料元件破损，使大量放射性物质进入一回路的水中，通过未闭合的安全阀进入反应堆大厅，通过辅助设备排入周围大气。次日，在电站外3.2公里处测得放射性最大剂量为核工业人员允许剂量的十九倍，这一数值随时间而减弱。第二，由于堆芯温度过高，元件的包壳材料锆可能与冷却水发生化学反应产生大量氢，聚在堆和大厅的顶部。氢与氧混合在一起，随时可能发生爆炸，这将是灾难性的事故（后来业已证明氧不可能发生）。因此，美国政府极为重视，采取了各种可能的措施来防止发生爆炸，并做了在最坏的情况下撤退居民的准备。但最后控制了态势，没有发生爆炸，也没有人员的伤亡。 造成事故发生的要点 1、蒸汽发生器给水系统出现故障； 2、反应堆冷却剂系统压力升高，稳压器卸压阀开启，反应堆停堆；稳压器卸压阀开启后未 能关闭，反应堆冷却剂系统泄露； 3、操作人员将稳压器卸压阀“（要求）开”指示灯误理解为稳压器卸压阀已关闭；
三里岛核事故
三里岛核事故 三里岛：安全系统的危险性 核电站的目标很简单：将水煮沸，产生蒸汽。然后，用蒸汽转动涡轮，这种工序起源于至少两千年前的亚历山大的希罗。核能的复杂性在于水被煮沸的方式。核反应堆包括几千个浓缩铀小球，它们被维持在些微超临界的状态下。铀原子裂变后将产生自由中子，一般一个以上的自由中子最终撞击另一个铀原子，接下去这再产生一个中子。每次反应都会产生热量。每次反应产生的热量不是很多，但因为存在许许多多的原子和许许多多的反应次数，所以，一个棒球那么大小的一镑重的铀能够产生的能量，与一百万加仑汽油的能量相当。 铀原子堆“些微”超临界，意思是指，核反应产生的热量是可控的，并能被引导产生蒸汽的。但任其变化，反应会自我维持，热量也将加速上升到某个点，使所有铀和与之联系的东西都熔化在一起。熔化事件将吸附越来越多的铀，熔化在一起的铀越多，将产生的热量也更多，其副产品放射物也会越多。最终结果是，产生一个白热化的、放射性的金属球，它将熔化钢铁密闭室和周围的混凝土密闭建筑物。“中国综合征”（China Syndrome）就是指，一滴熔化的水能够一路穿过地心，到达中国。然而，这个挖地洞的水滴并不是实质问题，
而是铀熔化后从原本密闭的容器泄露出来的放射物的极强辐射性，释放出有毒气体，在空气中散播。三里岛核电站容量很大，其核反应堆中包含的可裂变物质十分庞大，它的核泄露将造成的放射性微尘是在广岛投下的原子弹根本无可比拟的。 为了防止出现这类灾难，煮沸水的简单过程，采用了人类认知所及的最复杂的配水系统。系统和后备系统把水注入反应堆，吸收热量，并将热量迅速带走。然后，另外一个系统（也有后备系统）提取部分热量，将水加热成蒸汽，将所有过多的热量传送至冷却塔。每个系统都带有一系列的控制阀，在巨穴般的控制中心，大批状态灯监控着每个控制阀的状态。其中，某盏状态灯出现的故障，成了三里岛事故的罪魁祸首。 三里岛2号反应堆使用的冷却水，通过一套称为“过滤器”的设备清除杂质。每个过滤器备有一些树脂珠，需要每4周更换一次。清洗工作是常规维修程序，甚至不被看作安全体系的一部分，之前，已经出现过周期性的堵漏问题。1979年3月28日凌晨4点左右，泄漏的一部分水进入驱动部分反应堆检测仪表的气动系统，中断了控制两个反应堆供水水泵的气压，迫使水泵停止运转。随着这些水泵停止运作，紧急水泵自动开始通过次级紧急冷却系统，从储水池中抽水供应反应堆，使其反应堆芯的温度保
三哩岛核事故专刊
核电工程设计NUCLEAR POWER PROJECT ENGINEERING 2009年第一期,总第12期 三哩岛核事故三十周年纪念专刊 中广核工程有限公司设计院设计图文中心
编者按 今年是美国三哩岛核事故三十周年。三十年前的3月28日在三哩岛发生了一起震惊世界的严重的核事故。为了对此次事故进行回顾和反思，我们专门编辑了这期特刊，便于大家回顾当时的事件经过，了解事故的原因，吸取相关的经验教训，增强我们的核安全意识和质量意识，确保核电设计中的安全性和可靠性。
目录 一,事件回顾 (4) 1.三哩岛核电站 2.三哩岛核泄漏事故 3.三哩岛核事故发生过程详细记录 二,经验教训 (9) 三哩岛事故30周年：五个经验教训 三,类似事件 (11) 20世纪世界十大核事故
一、事件回顾 1．三哩岛核电站 三哩岛核电站（TMI）是个民用核电站，位于美国宾夕法尼亚州萨斯奎哈纳河三哩岛（Three Mile Island）。它有两个机组，TMI-1和TMI-2。电厂由General Public Utilities Corporation公司建造，由Metropolitan Edison Company经营，现并入First Energy Corporation。 三哩岛1号机组 三哩岛1号机组是由Babcock and Wilcox (B&W)公司建造的一个压水反应堆，发电量为802 MWe。初始造价为4亿美元。1号机组于1974年4月19日并网，1974年9月2日开始商业运行。1号机组运行执照年限40年，这意味着可以运行到2014年4月19日。当2号机组于1979年发生事故时，1号机组正在脱网换料。经过一系列的技术、法律和管理审查后与1985年10月重新并网。目前的业主AmeriGen已经申请再运行20年的执照。 三哩岛2号机组 三哩岛2号机组也是压水反应堆，由B&W建造。唯一的区别是，与1号机组的802 Mwe相比，发电量稍微大一点，为906 Mwe。2号机组于1978年2月8日获得运行执照，1978年12月30日开始商业运行。