三哩岛事故
三里岛典型案例分析及整改措施流程详解
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三哩岛核事故
三哩岛核泄漏事故三哩岛核泄漏事故，通常简称「三哩岛事件」，是1979年3月28日发生在美国宾夕法尼亚州萨斯奎哈河三哩岛核电站的一次严重放射性物质泄漏事故。
事故经过当天凌晨4时半，三哩岛核电站95万千瓦水堆电站二号反应堆主水泵停转，辅助水泵按照预设的程序启动，但是由于辅助回路中一道阀门在此前的例行检修中没有按规定打开，导致辅助回路没有正常启动，二回路冷却水没有按照程序进入蒸汽发生器，热量在堆心聚集，堆心压力上升。
堆心压力的上升导致减压阀开启，冷却水流出，由于发生机械故障，在堆心压力回复正常值后堆心冷却水继续注入减压水槽，造成减压水槽水满外溢。
一回路冷却水大量排出造成堆心温度上升，待运行人员发现问题所在的时候，堆心燃料的47%已经融毁并发生泄漏，系统发出了放射性物质泄漏的警报，但由于当时警报蜂起，核泄漏的警报并未引起运行人员的注意，甚至现时无人能够回忆起这个警报。
直到当天晚上8点，二号堆一二回路均恢复正常运转，但运行人员始终没有察觉堆心的损坏和放射性物质的泄漏。
此后，宾州州长出于安全考虑于3月30日疏散了核电站5英里范围内的学龄前儿童和孕妇，并下令对事故堆心进行检查。
检查中才发现堆心严重损坏约20吨二氧化铀堆积在压力槽底部，大量放射性物质堆积在围阻体，少部分放射性物质泄漏到周围环境中。
事故后果事故后，有关机构对周围居民进行了连续跟踪研究，研究结果显示在以三哩岛核电站为圆心的50英里范围内的220万居民中无人发生急性辐射反应周围居民所受到的辐射相当于进行了一次胸部透视的辐射剂量三哩岛核泄漏事故对于周围居民的癌症发生率没有显著性影响三哩岛附近未发现动植物异常现象当地农作物产量未发生异常变化但是，泄漏事故造成核电站二号堆严重损毁，直接经济损失达10亿美元之巨事故影响三哩岛核泄漏事故是核能史上第一起堆心熔化事故，自发生至今一直是反核人士反对核能应用的有力证据；三哩岛核泄漏事故虽然严重，但未造成严重后果，究其原因在于围阻体发挥了重要作用，凸现了其作为核电站最后一道安全防线的重要作用；在整个事件中，运行人员的错误操作和机械故障是重要的原因，提示人们，核电站运行人员的培训、面对紧急事件的处理能力、控制系统的友好性等细节对核电站的安全运行有着重要影响公众的安全感更重要的是，事故不只是影响到了核设施所在地区所在国家的利益，它越过了国界，波及到毗邻国家，引起了别国的慌乱，使那里的人民失去了安全感。
运行概论1
燃料包壳
一回路压 力边界
安全壳
核电厂安全的关键是: 确保三道屏障的完整性
停堆后、大修中的辐射防护要求
6
1.3 相当可观的堆芯剩余释热
停堆后堆芯内（燃料内）仍有剩余裂变发热和衰 变热（见下图） 冷却时间较长 停堆后的冷却 乏燃料池的冷却（福岛第一核电厂4#机）
7
专设安全设施系统功用
核电站设置专设安全设施，其目的是在设
3
1979年3月28日，美国三哩岛核电站2号机组满功率运行。 凌晨4点，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，反应堆主系统稳压器卸压阀PORV开启，反应堆停 堆。当主系统压力下降后，卸压阀未能关闭（卡开），导致主系 统冷却剂不断泄漏达2个半小时。
高压安注系统自动动作，但注射流量被人为限制。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，卸压 阀不能关闭，堆芯失去了所有有效地冷却手段，堆芯过热，锆合 金包壳与蒸汽发生化学反应，产生氢气气泡，堆芯熔化。
(３)运行试验 • 核电厂升温和降温[反应堆冷却剂系统最高升温速率
可达37.7℃/h(或根据设计规定),稳压器为 93.3℃/h(或根据设计规定)]; • 负荷阶跃变化(变化量最大一次可达±10％满功率); • 负荷线性变化(变化率最大为±５％满功率/min); • 甩负荷(最高可甩掉全部负荷)。
运行概论
第一部分
三哩岛核事故概况
12天后，1979年3月28日——一个值得核电从业人 员永远记住的日子，发生了美国核电史上最为严重 的核事故——三哩岛事故。这是一个1978年3月28日 首次临界的新堆,在美国宾夕法尼亚州萨斯奎哈河三 哩岛核电站，发生了美国核电史上最为严重的核事 故。该事故导致堆芯熔化，大量放射性物质泄漏至 安全壳，少部分放射性物质泄漏到周围环境中。
680. 核安全事故的案例分析与教训总结
680. 核安全事故的案例分析与教训总结680、核安全事故的案例分析与教训总结在人类利用核能的历史进程中，核安全事故犹如一道道醒目的警示，提醒着我们核能利用的复杂性和潜在风险。
核安全事故不仅会对人类健康、环境造成巨大的破坏，还会引发社会恐慌和经济损失。
为了更好地预防和应对核安全事故，我们有必要对一些典型的案例进行深入分析，并从中总结出宝贵的教训。
一、三里岛核事故1979 年 3 月 28 日，美国宾夕法尼亚州三里岛核电站发生了核泄漏事故。
这是美国历史上最严重的核事故之一。
事故起因是一个设备故障导致反应堆冷却剂系统的压力升高，安全阀自动开启，但随后未能正常关闭，导致大量冷却剂泄漏。
操作人员在应对过程中出现了一系列误判和操作失误，最终导致堆芯部分熔毁。
这次事故虽然没有造成直接的人员死亡，但对周围居民的心理和健康产生了长期的影响。
大量居民被迫撤离，周边地区的环境受到放射性污染。
从中我们得到的教训是：设备的可靠性和维护至关重要，操作人员的培训和应急响应能力需要不断加强。
同时，在事故发生后，及时、准确的信息公开对于缓解公众恐慌和稳定社会秩序起着关键作用。
二、切尔诺贝利核事故1986 年 4 月 26 日，苏联乌克兰境内的切尔诺贝利核电站发生了迄今为止世界上最严重的核事故。
事故的直接原因是在进行一项安全测试时，反应堆功率急剧上升，操作人员违规操作，导致反应堆失控爆炸。
大量放射性物质泄漏到大气中，随风飘散，对周边地区乃至整个欧洲的环境和居民健康造成了极其严重的影响。
这场灾难导致了大量人员的急性辐射病和死亡，许多人被迫离开家园。
受污染的地区在未来几十年内都无法正常居住和耕种。
切尔诺贝利核事故给我们的教训极其深刻。
首先，安全制度和操作规范必须严格遵守，任何违规行为都可能带来灾难性后果。
其次，对于核设施的设计和建设，必须充分考虑各种可能的风险，并采取有效的防护措施。
此外，国际社会在应对此类重大核事故时，需要加强合作，共同应对挑战。
三里岛核事故分析
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
01
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；
三里岛核事故
汇报日期
汇报人姓名
单/击/此/处/添/加/副/标/题/内/容
三里岛事故后果及反思
三里岛事故演变
三里岛事故概述
三里岛电厂系统简介
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2
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目录
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
包壳：Zr-4
05
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
给水系统：
三里岛电厂系统简介
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。
2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；
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 AccidentA 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）。
[整理]世界著名的六大污染事故.
![[整理]世界著名的六大污染事故.](https://img.taocdn.com/s3/m/4262a430804d2b160b4ec0bc.png)
世界著名的六大污染事故在20世纪，世界上还发生了多种突发性的污染事故，其中最闻名的"六大污染事故"是： 1〕意大利塞维索化学污染事故1976年7月意大利塞维索一家化工厂爆炸，剧毒化学品二恶英扩散，使许多人中毒。
事隔多年后，当地居民的畸形儿出生率大为增加。
2〕美国三里岛核电站泄漏事故1979年3月，美国宾夕法尼亚州三里岛核电站反应堆元件受损，放射性裂变物质泄漏，使周围50英里以内约200万人口处在极度不安之中，人们停工停课，纷纷撤离，一片混乱。
3〕墨西哥液化气爆炸事件1984年11月，墨西哥城郊石油公司液化气站54座气储罐几乎全部爆炸起火，对周围环境造成严重危害，死亡上千人，50万居民逃难。
4〕印度博帕尔毒气泄漏事故1984年12月，美国联合碳化物公司设在印度博帕尔市的农药厂剧毒气体外泄，使2500人死亡，20万人受害，其中5万人可能双目失明。
5〕前苏联切尔诺贝利核电站事故1986年4月，前苏联基铺地区切尔诺贝利核电站4号反应堆爆炸起火，放射性物质外泄，上万人受到伤害，也造成了其他国家遭受放射性尘埃的污染，中国的北京上空也检测到这样的尘埃。
6〕德国莱茵河污染事故1986年11月，瑞士巴塞尔桑多兹化学公司的仓库起火，大量有毒化学品随灭火用水流进莱茵河，使靠近事故地段河流生物绝迹，成为死河。
100英里处鳗鱼和大多数鱼类死亡，300英里处的井水不能饮用，德国和荷兰居民被迫定量供水，使几十年德国为治理莱茵河投资的210亿美元付诸东流。
从1972年至1992年间，世界范围内的重大污染事件屡屡发生，其中著名的有十起，称之为“十大事件”：(1）北美死湖事件美国东北部和加拿大东南部是西半球工业最发达的地区，每年向大气中排放二氧化硫2500多万吨。
其中约有380万吨由美国飘到加拿大，100多万吨由加拿大飘到美国。
七十年代开始，这些地区出现了大面积酸雨区，酸雨比藩茄汁还要酸，多个湖泊池塘漂浮死鱼，湖滨树木枯萎。
世界十大恐怖核泄漏盘点
世界十大恐怖核泄漏盘点世界上曾经有多个核电站发生过核泄漏时间，下面就为您盘点世界史上最可怕的十大核电事故。
1.1979年3月28日，三哩岛三哩岛核电厂2号机组部分反应堆堆芯融化导致了美国核电经营历史上最严重的核泄漏事故，尽管它并没有造成人员伤亡。
三哩岛核泄漏事故，通常简称“三哩岛事件”，是1979年3月28日发生在美国宾夕法尼亚州萨斯奎哈河三哩岛核电站的一次严重放射性物质泄漏事故。
三哩岛核泄漏事故是核能史上第一起反应堆堆芯融化事故，自发生至今一直是反核人士反对核能应用的有力证据。
三哩岛核泄漏事故虽然严重，但未造成严重后果，究其原因在于安全壳发挥了重要作用，凸现了其作为核电站最后一道安全防线的重要作用。
在整个事件中，运行人员的错误操作和机械故障是重要的原因，提示人们，核电站运行人员的培训、面对紧急事件的处理能力、控制系统的友好性等细节对核电站的安全运行有着重要影响。
2.帕洛玛雷核事故1966 年1月15日上午10时22分，两架美国战略空军司令部的飞机———一架B—52轰炸机和一架KC—135空中加油机，在西班牙沿海的比利亚里科斯村和帕洛玛雷斯村的上空进行空中加油训练，在两机联接时，突然在31000英尺的高空相撞。
轰炸机发生爆炸解体，变成了一团巨大的、烈焰奔腾的火球，加油机摇摇摆摆地向前飞行一会儿，也开始解体，200多吨燃烧着的飞机残片，零乱地散布在空中，落向地面上惊慌失措的目击者们。
其中，有4枚威力巨大的氢弹！3.切尔诺贝利核电厂泄露事故1986年4月26日凌晨1时23分，切尔诺贝利核电站4号反应堆发生爆炸。
8吨多强辐射物质混合着炙热的石墨残片和核燃料碎片喷涌而出。
据估算，核泄漏事故后产生的放射污染相当于日本广岛原子弹爆炸产生的放射污染的100倍。
切尔诺贝利最后一个反应堆已于2000年12月15日正式关闭。
据专家估计，完全消除这场浩劫的影响最少需要800年！乌克兰共有250万人因切尔诺贝利核事故而身患各种疾病，迄今已在核泄漏事故的善后事务上花费了150亿美元，预计到2015年，还将耗资1700亿美元。
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卸压阀的长期内漏使卸压箱的水一直处于较高温度。卸压箱 水温不再被用作做判断卸压阀是否开启的手段。
注：缺陷的长期存在导致重要监视参数失去意义
三哩岛事故序列 时程：00时:02分:02秒 主系统压力下降至1640 psig（11.3MPa），专设安全系 统ESF触发。上充系统自动切换为高压安注运行模式。 时程：00时:03分:13秒 稳压器水位持续上升。 因担心水位继续上升会造成稳压器水实体运行，操纵员通过 按下盘台上一个按钮闭锁了安注信号，以便手动控制安注流 量。安注流量从2.7 m3/min 下降至0.1m3/min 。 没有意识到反应堆正在发生LOCA事故，操纵员继续执行停 堆恢复规程。
三哩岛事故序列 时程：00时:01分:13秒 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。 由于担心水位高会失去凝汽器真空和引发水锤，担心真 空失去将导致主蒸汽排放至大气环境，操纵员将注意力 投入到处理水位问题，忽视了反应堆主系统正在面临的 恶化工况。
堆芯熔化情况示意图
冷却剂入口
冷却剂入口
损坏的上栅格板
上部堆芯坍塌形成的空腔 松散的堆芯熔融碎片
流出堆芯的熔融金属
熔融金属（冷却） 熔融金属（冷却）的外壳 先期形成的熔融金属
堆芯围板上的熔洞 熔化的堆芯仪表导向管 密实堆积的熔融碎片 熔融氧化铀堆积区
三哩岛电站系统简介
堆型：压水反应堆（PWR） 额定电功率：880MW 堆芯：37000根燃料棒，含二氧化铀约100吨 首次临界：1978年3月28日 事故发生时，电站正运行在第一个换料周期，一 年左右。
燃料棒结构
燃料组件结构
端塞 上管座 弹簧 端隙
燃料芯块 端塞 定位格架 燃料芯块 导向管
燃料棒 弹簧 端塞
下管座
三哩岛电站系统简介
反应堆主冷却剂系统： 二个回路。每个回路两台主泵、一台能产生过热蒸汽的直 流式蒸汽发生器（SG）。堆芯出口冷却剂从SG顶端进入，换 热后从SG底部流向两台并联布置的主泵入口。如果在满功率 时失去给水，SG将在约一分钟内发生干涸。 一台稳压器布置在其中一个回路的热段，用于控制主 系统压力和补偿冷却剂的容积变化。稳压器卸压阀PORV在 稳压器压力达到2255psig（15 .5MPa)时开启，将冷却剂排 放至稳压器卸压箱。如果卸压阀出现不能关闭或内漏的缺陷， 可以手动关闭卸压阀上游的电动隔离阀以阻止冷却剂泄漏。 某些电厂瞬态会导致PORV阀的开启，如机组甩负荷，失去 主给水。
注：由于达到饱和状态，主系统开始沸腾，产生大量蒸汽并积聚在堆腔上部空间。这 些蒸汽将主系统的水挤向稳压器，导致稳压器水位上升。
三哩岛事故序列 时程：00时:06分:00秒 操纵员企图启动一台凝泵和一台凝升泵，但没有成功。两台 蒸汽发生器完全干涸，主蒸汽压力迅速下降。 由于稳压器卸压阀不断排放冷却剂，导致稳压器卸压箱压力 上升。卸压箱释放阀间歇开启，以0.9M3/min的流量将卸压 箱内冷却剂排放至安全壳地坑。卸压箱容积31.4M3，释放阀 动作压力1.0MPa，主控无卸压箱压力指示。 安全壳地坑水位上升至高液位，地坑泵将水传送到位于辅助 厂房的废液处理系统接收槽。 事故前，接收槽已经高水位，且接收槽顶部的爆破盘已破损。 因不断接收来自主系统的事故水，接收槽满溢，事故水流向 辅助厂房地坑。
三哩岛事故序列 时程：00时:00分:00秒 辅助给水管线隔离阀处于意外关闭状态。这些隔离阀是 在一次试验后被错误地保留在关闭位置。 操纵员未能发现隔离阀在关闭状态。隔离阀的状态指示 被一个设备停役标牌遮盖。主控盘台上有许多这样的标 牌。注：标牌管理存在问题。 时程：00时:00分:03秒 时程：00时:00分:03秒 冷却剂系统压力上升，当压力达到设定值2255psig （15.5MPa)， “要求卸压阀开启”的指示灯亮，稳压器 卸压阀PORV自动开启。此时反应堆仍在运行。
三哩岛事故序列 EOP是事件导向的事故规程，操纵员接受的事故培训也是以 事件导向为基础的。在这种情况下，如果操纵员对事故现象 做出了错误判断，将导致其采取错误的干预手段，以致事故 扩大。 EOP规程中针对的LOCA事故仅仅是大破口的设计基准事故。 发生大LOCA时，稳压器的压力和水位均下降。而此时正在发 生的是小LOCA事故，稳压器的压力下降，但水位上升。 设计上允许闭锁安注信号以便操纵员能干预安注系统的运行。 由于人为降低了安注流量，主系统泄漏量无法得到安注流量 地补偿。 操纵员培训非常强调：要避免主系统水实体运行。一旦主系 统水实体运行，温度或水装量的突升将导致主系统压力的突 升，稳压器安全阀起跳。
三哩岛事故序列 操纵员在模拟机上进行事故演练培训时，如果稳压器出现水 实体，模拟机会失效。因此操纵员被警告：进行模拟机演练 时，要避免主系统出现水实体。 时程：00时:03分:26秒 出现稳压器卸压箱温度高报警。 时程：00时:04分:00秒 稳压器水位继续快速地上升并超过仪表量程，主系统压力也持 续下降。 操纵员没有认识到稳压器水位上升和压力下降是由于稳压器卸 压阀开启以及堆腔上部形成的汽腔所致。因此仍没有意识到需 要执行LOCA事故的EOP规程。
集中控制系统ICS： ICS通过控制以下参数控制机组功率： 主蒸汽母管压力； 控制棒的插入深度； 主给水流量； 旁排阀的开度。 一旦汽轮机停机，ICS通过插入控制棒自动降低反应堆功 率，无需停止反应堆。
三哩岛事故序列
1979年3月28日凌晨4点。 （以下时程是以凌晨4点为基点进行度量） 时程：00时:00分:00秒 2号机组以98％FP功率运行，两名持照操纵员在主控室 值班，值长在隔壁的值长办公室。 一名现场主值和二名辅助操作员在凝结水精处理系统7 号混床执行操作。他们正用水和压空冲洗捣碎混床内结 块的树脂，以便将其传输至再生系统。
主冷却剂系统示意图 直流式蒸汽发生器（ ） 直流式蒸汽发生器（2）
主泵（ 台 主泵（4台）
压力容器
稳压器
蒸发器结构示意图
冷却剂入口
过热段 膜态沸腾段 泡核沸腾段 蒸汽出口 给水入口 冷却剂出口 单向对流放热（不沸腾） 单向对流放热（不沸腾）段
三哩岛电站系统简介
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。 混床的树脂失效后，需要用水和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（无除氧器） 。 三台辅助给水泵（两台电动泵，一台汽动泵）。
压阀的信号灯。灯亮，要求开；灯灭，要求关。
时程：00时:00分:13秒 由于卸压阀事实上没有关闭，冷却剂通过该阀以 0.91m3/min的流量持续泄漏达2个半小时。
三哩岛事故序列 时程：00时:00分:28秒 由于蒸汽发生器SG水位下降至辅助给水供水设定值，辅助给 水调节阀自动开启。但由于隔离阀在关闭状态，SG没有得到 辅助给水。SG水位继续下降。 时程：00时:00分:30秒 主控报警打印机接收到卸压阀下游管线温度高 报警信息。但由于打印机已经超负荷（每分钟 100条报警信息）运行，几分钟后，该报警信息 才被打印出。 注：排队报警的方式导致重要的报警信息被阻塞、延迟。
三哩岛事故序列 时程：00时:00分:00秒 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混床同时隔离。 凝结水断流立即引起凝泵、凝升泵、主给水泵跳泵（因 机组无除氧器）。导致汽机停机，ICS系统降反应堆功 率。 注：事故之前，水进入精处理仪用压空系统的事件至少 发生过两次。 3台辅助给水泵启动。
三哩岛事故
“核安全学习日”（ 1月20日）学习Βιβλιοθήκη 料 核安全学习日” 月 日目
前言 三哩岛事故概述 三哩岛电站系统简介 三哩岛事故序列 三哩岛事故教训
录
前 言
32年前，在美国宾夕法尼亚州-萨斯奎哈河三哩 岛核电站，发生了美国核电史上最为严重的核事故。 该事故导致反应堆堆芯熔化，大量放射性物质泄 漏至安全壳，少部分放射性物质泄漏到周围环境中。
三哩岛事故序列 时程：00时:00分:40秒 两台SG均出现低水位报警。
注：反应堆从高功率水平停堆后，会出现SG低水位的报警。因此这条报警 未得到操纵员的过多关注。
时程：00时:00分:41秒 一名操纵员成功启动了第二台上充泵。两台上充泵的运行， 下泄流的隔离以及冷却剂的膨胀（因SG水位低导致SG冷却 能力不足），使得稳压器水位在下降了4.0m后开始上升。但 稳压器温度和压力因卸压阀的泄漏仍持续下降。
三哩岛事故序列 时程：00时:00分:12秒 稳压器水位下降。根据规程，一名操纵员手动停止下泄流。 同时，另一名操纵员试图启动第二台上充泵。但由于其未能 将泵开关在“ON”位置保持足够长时间以便泵的润滑油泵能 建立足够的油压，上充泵未能成功启动。 注：操纵员对上充泵的操作技能不足。 稳压器卸压阀内漏已持续数月，由于有上充流补偿泄漏流， 机组得以维持运行，但持续的泄漏导致卸压阀下游管线温度高。 根据应急运行规程（EOP），当卸压阀发生泄漏时，需要关闭 卸压阀前隔离阀。然而，当卸压阀下游管线温度高已表明卸压 阀泄漏时，隔离阀仍没有被关闭。
三哩岛事故序列
时程：00时:00分:08秒 当反应堆压力达到设定值2355 psig（16.2MPa)，反应堆自 动停堆。 时程：00时:00分:12秒 停堆后，冷却剂从稳压器卸压阀处的持续泄漏，以及冷却剂 的收缩，导致主系统温度、压力下降，稳压器水位和压力也 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出 的160MW衰变热，冷却剂受到冷却所致。
三哩岛事故序列 时程：00时:04分:00秒 由于仍然担心稳压器水实体，操纵员恢复了下泄流。稳压器 水位上升趋势减缓。
注：下泄流的恢复以及安注流量的降低加速了主系统水装量的流失。
时程：00时:05分:30秒 主系统压力继续下降至热段温度582 ℉（305.6℃）对应的 饱和压力1340psig （9.2MPa ）。稳压器水位一度回到量程 内，但很快又超量程。 稳压器水位的波动使操纵员感到意外。他们没有意识到主系 统已达饱和状态，因此怀疑水位指示有误。