三哩岛事故
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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。
三哩岛电站系统简介
三哩岛电站系统简介
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。
三哩岛电站系统简介
冷却剂系统上充下泄、高压安注系统： 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）升压后做为上充流 返回主系统。上充流量通过一个气动阀调节，以控制和维持稳 压器的水位，保证主系统的水装量。上充泵同时提供4台主泵 的轴封水。 一旦专设安全系统触发，在高压安注阶段，另一台处于备用的 上充泵立刻投入运行，两台上充泵做为高压安注泵将换料水箱 的高硼水注入主系统。专设安全系统运行时，主系统下泄自动 隔离。
三哩岛事故序列
注：电站未认识到卸压阀小泄漏会有什么样的潜在风险，因而对小泄漏在应急或 异常运行工况时可能造成的后果也未进行分析。
时程：00时:00分:13秒 稳压器压力下降至卸压阀关闭设定值2205 psig（15.2MPa)。 “要求卸压阀开”的指示灯熄灭。操纵员认为卸压阀已经关 闭。 注：盘台上没有可以显示卸压阀实际开关状态的仪表，仅有“要求开”卸
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。
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。
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。
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）。
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。
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。
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。
三哩岛核电站全景
三哩岛事故概述
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自动开启，反应堆停堆。当主系统 压力下降后，稳压器卸压阀未能关闭，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的冷却手段，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。
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。
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: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 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
“核安全学习日”（ 1月20日）学习材料 核安全学习日” 月 日
Baidu Nhomakorabea 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: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。
注：任何状况下，确保反应堆的安全都应当是操纵员的第一考虑。
三哩岛事故序列 时程：00时:01分:45秒 两台SG干涸。 卸压箱RCDT（用于接收卸压阀排放的冷却剂）的水温 明显上升。 通过监视卸压箱水温，可以判断卸压阀是否开启。但水温仪 表安装在主控盘台背后。
注：重要监视参数的仪表布置不利于操纵员监视
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。
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。
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。
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。
三哩岛电站系统简介
三哩岛电站系统简介
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。
三哩岛电站系统简介
冷却剂系统上充下泄、高压安注系统： 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）升压后做为上充流 返回主系统。上充流量通过一个气动阀调节，以控制和维持稳 压器的水位，保证主系统的水装量。上充泵同时提供4台主泵 的轴封水。 一旦专设安全系统触发，在高压安注阶段，另一台处于备用的 上充泵立刻投入运行，两台上充泵做为高压安注泵将换料水箱 的高硼水注入主系统。专设安全系统运行时，主系统下泄自动 隔离。
三哩岛事故序列
注：电站未认识到卸压阀小泄漏会有什么样的潜在风险，因而对小泄漏在应急或 异常运行工况时可能造成的后果也未进行分析。
时程：00时:00分:13秒 稳压器压力下降至卸压阀关闭设定值2205 psig（15.2MPa)。 “要求卸压阀开”的指示灯熄灭。操纵员认为卸压阀已经关 闭。 注：盘台上没有可以显示卸压阀实际开关状态的仪表，仅有“要求开”卸
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。
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。
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。
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）。
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。
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。
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。
三哩岛核电站全景
三哩岛事故概述
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自动开启，反应堆停堆。当主系统 压力下降后，稳压器卸压阀未能关闭，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的冷却手段，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。
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。
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: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 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
“核安全学习日”（ 1月20日）学习材料 核安全学习日” 月 日
Baidu Nhomakorabea 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: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。
注：任何状况下，确保反应堆的安全都应当是操纵员的第一考虑。
三哩岛事故序列 时程：00时:01分:45秒 两台SG干涸。 卸压箱RCDT（用于接收卸压阀排放的冷却剂）的水温 明显上升。 通过监视卸压箱水温，可以判断卸压阀是否开启。但水温仪 表安装在主控盘台背后。
注：重要监视参数的仪表布置不利于操纵员监视
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。
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。
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。