三里岛核电站事故奶酪模型分析
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 barLPIS 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 sRCS 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 sRCS 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 sRCS 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。
F.美国三哩岛核电厂事件回顾案例讨论_简R1
背景與事件過程
1979 3 28 星期三4:00:37 AM
由於化學除污系統的樹脂發生阻 塞現象，使得凝結水幫浦跳脫， 進而也使飼水幫浦和汽機跳脫， 停止運轉。於是輔助幫浦自動啟 動，但由於輔助飼水管路上的一 閥門，在維修後沒有依照規定打 開，故無法將水注入蒸汽產生器 二次側，反應器內產生的熱無法 移除，造成反應器壓力快速上升 ，調壓槽灑水系統自動啟動灑水 降壓，釋壓閥亦開啟洩壓，但系 統壓力仍繼續上升，觸及反應器 急停設定值。控制棒插入爐心， 核分裂反應停止。
设施?技术支持中心tsc?在厂的作业支持中心osc?邻近厂区之紧急应变中枢eof?控制室的紧急反应功能数据系统?安全数据显示系统spds?核能数据链路ndlnureg0696要求核電廠?技術支援中心tsc?在廠的作業支援中心osceof?控制室的緊急反應功能?安全數據顯示系統spds?核能資料連結ndl运转员之要求
背景與事件過程
1979 3 28星期三6:18 AM 運轉人員此時終於注意到釋壓閥沒有 關閉，於是手動關閉了釋壓閥，反應器 溫度及壓力隨即上升。 1979 3 28星期三6:55 AM 由於燃料已有破損，冷卻系統之高放 射性警報響起。可惜沒有任何一位運轉 員聽到警笛聲。可能是由於數以百計的 警報聲響起，運轉員無法及時分辨處理 ，故隨手把警報關掉。也可能主要警報 聲響失效或是運轉員漏聽。此時，運轉 員依然不知道圍阻體建築內，含有放射 性的水和蒸汽量正持續的升高中。 1979 3 28星期三7:30 AM 圍阻體、反應器廠房和輔助廠房輻射 強度繼續上升。
背景与事件过程
1979 3 28星期三4:00:50 AM
反应器急停后，功率降低，反应 器压力亦随之降低。当反应器压力 降至释压阀门自动关闭点时，阀门 却没有关闭，于是冷却水由阀门持 续流出。由于辅助饲水无法进入蒸 汽产生器，故蒸汽产生器内二次侧 的水已逐渐被烧干。另一方面，释 压阀的开启造成反应器压力持续下 降，导致紧急炉心冷却系统自动启 动，将高压硼水注入炉心。运转员 开始担心调压槽的水位过高会使调 压槽丧失调压功能。然运转员此时 不知道蒸汽产生器已经没有饲水， 且调压槽释压阀发生故障，没有关 闭。
核反应堆安全分析论文 冷却剂丧失事故详解
摘要冷却剂丧失事故是指反应堆主回路压力边界产生破口或发生破裂，一部分或大部分冷却剂泄露的事故。
对于压水堆来说，便是失水事故，简称LOCA（Loss of Coolant Accident），冷却剂丧失事故在反应堆安全分析中处于非常重要的地位。
压水堆一回路系统破裂引起的冷却剂丧失事故有很多种，它们的种类及其可能后果主要取决于断裂特性，即破口位置和破口尺寸。
根据破口大小及物理现象的不同，失水事故通常可分为大破口LBLOCA、中小破口SBLOCA、汽腔小破口VSB、蒸汽发生器传热管破裂SGTR等几类来分析。
本文主要进行的是对双端剪切断裂的简要分析以及对大破口失水事故和小破口失水事故的定性分析和比较，并且利用了PCTRAN软件对核电厂热腿、冷腿LOCA事故进行了故障安全分析。
关键词：压水堆；大破口失水事故；小破口失水事故； PCTRAN；定性分析ABSTRACTLoss of coolant accident arises as a result of a breach or a fracture of the primary coolant circuit, with some or most part leak of the coolant .As for Pressurized water reactor, it is called water loss accident, whose abbreviation is LOCA(Loss of coolant Accident), Loss of coolant accident has an extremely important status in the safety analysis of Reactor. The leak of the primary circulation system of Pressurized water reactor can cause many kinds of loss of coolant accidents ,the kinds and the possible consequences mainly depend on the crack characteristics ,that is breach position and size.According to the differences of breach size and physics phenomenon, the loss of water accident is usually divided into LBLOCA, SBLOCA, VSB, SGTR and so on.The article analyses the double ends shear crack、large break loss of coolant accident、the small break loss of water accident、the same and different points between LBLOCA and SBLOCA qualitatively, as well as the hot leg and cold leg analysis by PCTRAN.Keywords:Pressurized water reactor; the large loss of coolant accident; the small loss of coolant accident; PCTRAN; the qualitative analysis核反应堆安全分析（论文）绪论目录1 绪论 (1)1.1本论文的背景和意义 (1)1.2冷却剂丧失事故概述 (2)1.3设计任务 (2)1.4方案选择 (2)2 PCTRAN 工具介绍 (3)2.1PCTRAN简介 (3)2.2PCTRAN特点 (3)3 方案及总体设计 (5)3.1冷却剂丧失事故的原因以及分类 (5)3.2失水事故的极限——设计基准事故 (5)3.3临界流 (5)3.4大破口失水事故.................................................................... 错误！未定义书签。
三里岛核事故：一场意外的串联ppt
1
核反应堆：现代版"高压锅"
核电站利用核反应堆的热能产生蒸汽发电，过程精密复杂需多重安全保障。
2
多重安全系统
核电站设有自动供水、应急冷却等备用系统，理论可防范严重事故。
三里岛事故的三重偶然
自动供水系统失效
自动供水系统出现故障,两个备用系统也未开启,导致 失去主要冷却来源,暴露了管理漏洞。
三里岛核事故：一场 意外的串联
1979年，美国宾夕法尼亚州的三里岛核电站发生了一起震惊世界的 核事故。这次事故虽然没有造成直接的人员伤亡，但其影响深远， 不仅导致了20万人的紧急疏散，还产生了超过10亿美元的清理费用 。这一事件成为了核能安全史上的重要里程碑，引发了人们对核电 站安全性的深度思考。
三里岛事故的发生，源于一系列看似不可能同时发生的偶然事件。 这场事故揭示了核电站设计和管理中的潜在漏洞，同时也凸显了人 为因素在核安全中的关键作用。让我们深入探讨这次事故的细节， 了解核电站的运作原理，以及如何从这次事故中吸取教训。
泄压阀故障
泄压阀未能关闭,导致冷却剂持续流失,凸显设备可靠 性和定期维护的重要性。
错误的信息显示
控制面板上的误导性信息,延误了采取正确措施的时机 ,突出了准确信息反馈的关键作用。
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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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）。
美国三里岛核电站事故的调查报告
美国三里岛核电站事故的调查报告美国三里岛核泄漏回顾美国三里岛核泄漏回顾美国三里岛压水堆核电厂二号堆于1979年3月28日发生的堆芯失水而熔化和放射性物质外逸的重大事故。
这次事故是由于二回路的水泵发生故障后，二回路的事故冷却系统自动投入，但因前些天工人检修后未将事故冷却系统的阀门打开，致使这一系统自动投入后，二回路的水仍断流。
当堆内温度和压力在此情况下升高后，反应堆就自动停堆，卸压阀也自动打开，放出堆芯内的部分汽水混合物。
同时，当反应堆内压力下降至正常时，卸压阀由于故障未能自动回座，使堆芯冷却剂继续外流，压力降至正常值以下，于是应急堆芯冷却系统自动投入，但操作人员未判明卸压阀没有回座，反而关闭了应急堆芯冷却系统，停止了向堆芯内注水。
这一系列的管理和操作上的失误与设备上的故障交织在一起，使一次小的故障急剧扩大，造成堆芯熔化的严重事故。
在这次事故中，主要的工程安全设施都自动投入，同时由于反应堆有几道安全屏障（燃料包壳，一回路压力边界和安全壳等），因而无一伤亡，在事故现场，只有3人受到了略高于半年的容许剂量的照射。
核电厂附近80千米以内的公众，由于事故，平均每人受到的剂量不到一年内天然本底的百分之一，因此，三里岛事故对环境的影响极小。
三里岛压水堆核电站发生了堆芯熔毁的严重事故，然而，事故对环境和居民却没有造成任何危害和伤亡，也没有发现明显的放射性影响。
事实证明，压水堆核电站的各项安全设施是有效的。
检验结果表明在牛奶样品中基本上未查出放射性碘，其中最大的9个样品中碘-131浓度只有0.6—1.5贝可/升。
仅为允许值的千分之三。
电站下游两个不同地点采集的河水样品中没有查出任何放射性。
电站周围80公里范围内居民所受的剂量大约只是每年天然本底的1%左右；最大个人所受剂量，也只相当于一次X光医疗照射。
152个空气样品，只有8个样品发现微量放射性碘，而土壤样品均未查出放射性碘。
事故发生后，全美震惊，核电站附近的居民惊恐不安，约20万人撤出这一地区。
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 ID1 魏群161202622 孙昊天161251133 马俊俏161202474 金夏垚161250195 王怡人161251196 许春夜161251252016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；2、增加检修排查设备次数，完善核电站内部设计，按时检修设备，完备系统安全苛求设计；3、规范日常操作，规范应急流程，准备应急计划；4、审核机制严格，提高资质要求；5、设立专用通信信道，完善信息传输机制；6、提升专业人员技术要求；7、重视心理素质培训。
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三里岛核电站事故奶酪模型分析
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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；
2、增加检修排查设备次数，完善核电站内部设计，按时检修设备，完备系统安全苛求设计；
3、规范日常操作，规范应急流程，准备应急计划；
4、审核机制严格，提高资质要求；
5、设立专用通信信道，完善信息传输机制；
6、提升专业人员技术要求；
7、重视心理素质培训。