• 事故导致31人当场死亡。
切尔诺贝利核事故
切尔诺贝利核事故
切尔诺贝利核事故
1. 切尔诺贝利核电站概述
• 堆芯构造： RBMK型反应堆是由石墨慢化、轻水冷却的压力 管式反应堆。堆芯由7m×0.25m×0.25m石墨块构成直径为 12m、高7m的圆柱体；总共大约为1700根垂直管道装有反 应堆燃料，每个组件内含有18根燃料棒。在反应堆运行时能 够不停的装卸料。燃料是富集度2.0%的二氧化铀，包壳材 料为锆合金Zr-2.5%Nb。轻水冷却剂所产生的蒸汽直接供给 汽轮机。
核安全案例分析
－世界上两次核事故
历史上两次重大的严重事故
¾ 1979年3月28日美国三哩岛核电厂二号机组 (TMI－2)，实际上是冷却剂丧失（小LOCA） 造成堆芯部分融化，大量裂变产物释放到 安全壳的严重事故。
¾ 前苏联1986年4月26日在切尔诺贝利4号机 组发生了核电历史上最严重的核事故。这 是一次反应性事故。
• 造成相当于 小破口事故 开始
应急给水泵全部按设计要求启动，但实 际上流量因隔离阀关闭而受阻。这样就 没有给水到SG。热阱丧失。SG水位下
降。
• 反应堆继续在满功率下运行，一回路温 度和压力上升，三秒钟后达到稳压器泄 压阀整定值15.55MPa，泄压阀打开。
• 8秒后，反应堆一回路压力达到紧急停 堆整定值16.2MPa而自动紧急停堆。
切尔诺贝利核事故
• 切尔诺贝利4号机组剖面图
切尔诺贝利核事故
反应堆的俯视图
切尔诺贝利核事故
2.事故的起因
• 事故是在进行8号汽轮发电机组实验计划时触发的。
• 实验的目的在于：探讨全厂断电情况下由汽轮机惰转发 电满足主冷却系统短时间工作的可能性。
• 按原计划是要证明能够按要求向应急堆芯冷却系统（ ECCS）供电（35秒或更长）。实际在实验时用四台主 冷却剂泵负载来代替。

三哩岛事故
总结：
• 物理背景：堆芯衰变热移出额达反应堆安全功能 失效，引发反应堆严重事故；
• 直接原因：稳压器卸压阀故障；操作员判断、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；检修规程；经验反馈；
• 改正措施：操作员模拟机培训；按照人因工程设 计主控室；反应堆改进；建立经验反馈体系；
• 专设安全措施：包括反应堆控制棒；高压和低压注射应急堆 芯冷却系统；含硼水箱和安全壳ECCS再循环水坑等。
美国三哩岛核事故
事故发生后的三哩岛
三哩岛核电站系统流程图
三哩岛核电站系统流程图
三哩岛事故
2.事故过程 (1)事故前电厂状态 • 1979年3月28日凌晨4点，反应堆运行在97%功率下，以自
• 停堆后，反应堆冷却系统经历预期的冷 却剂收缩、装水量损失，一回路系统压 力下降。
三哩岛事故
(3)事故序列
• 造成相当于 小破口事故 开始
• 大约在13秒钟时，压力达到稳压器泄压 阀关闭整定值15.2MPa，但它因卡住未 能关闭。控制室内有电磁线圈的动作指 示，但没有该阀状态的直接指示，操纵 员误以为该阀门已被关闭。（2小时18 分后发现并关闭）
切尔诺贝利核事故
2.事故过程
• 1986年4月25日1时，反应堆功率开始从满功率下降。 13时5分时，热功率水平降至1600MW（50％功率）。 按计划关闭了一台（7号）汽轮机。
• 根据试验大纲，14点把反应堆应急堆芯冷却系统与强迫 循环回路断开，以防止实验过程中应急堆芯冷却系统动 作。
三哩岛事故
• 堆芯升 温瞬变
•110分，堆芯第一次裸露；
•138分，发现卸压阀卡开，关闭卸压阀的截 止阀，但并未加大高压安注；
•在事故后大约2.5小时，反应堆堆芯相当大 部分已裸露，并经受了持续的高温。这种工 况导致了燃料损坏，堆芯裂变产物大量释放 以及氢气的生成，堆芯已严重损坏。
三哩岛事故
• 持续卸 压
重要。 • 虽然安全壳并非绝对不泄漏，但基本无机械损伤； • 由于安全壳喷淋系统加入NaOH，绝大多数碘和铯被捕
集在安全壳内； • 安全壳泄漏气体经过辅助厂房，因而大部分放射性被过
滤器吸收； • 安全设施可以在事故中发挥重要优势； • 人的误操作对事故起了加速作用；今后要强化正确的人
机互动。
• 经济损失约200亿美元；美国核工业推迟20年；
• 厂外80km半径内部200万人群集体剂量估计为每33人 1Sv；估计平均每人剂量0.015mSv；最大厂外的可能剂 量是0.83mSv；
• 二十年后研究表明，三里岛居民癌症的患病率除去吸烟 因素后，没有提高；
• 二十年后一个资料的研究表明，三里岛居民应激反应敏 感性有所增加。
三哩岛事故
(5)一些结论 • 表中看出，三里岛释放出放射性很少，说明安全壳十分
三哩岛事故
• 图5.18是事故后堆芯构造恢复的损害 情况图
三哩岛事故
(2)裂变产物的释放 • 释放份额：表5.4列出事故时裂变产物从燃料向冷却剂、反应堆厂房、反
应堆辅助厂房和环境释放份额
三哩岛事故
• 释放途径：从辅助厂房的排水箱外逸；从容积控制箱的安全阀排出。 • 释放原因和过程
操作员认为主系统水量过多，打开下泄系 统，将部分冷却剂经过净化系统引入容积控
动控制的方式运行。 • 3个工作人员正在维修净化给水的离子交换系统，忙于把凝
结净化水箱的树脂输送到树脂再生箱中去。 • 正常的树脂输送是通过注射压缩空气和软化水进入冷凝水净
化器来完成的。 • 工作人员在树脂输送过程中发生了困难。 (2)始发事故 • 在树脂输送过程中，可能把水驱入了供气系统，可能来自供
三哩岛事故
• 小破口 事故继 续阶段
20分－1小时，冷却剂系统压力7MPa,温度 290度，核燃料尚未大量破损; •由于蒸汽含量的增加，反应堆主泵出现了剧 烈震动。在事故大约73分钟时，操作人员关 闭了B环两台主泵，以避免主泵和相关管路 的严重损坏，特别是防止泵轴时损坏造成 Seal Loca。 •在100分钟时关闭了A环路冷却剂主泵。至 此，主系统的强迫循环全部中断。操作人员 期望依靠自然循环来避免堆芯过热，但自然 循环未能建立。（环路存在气体） •堆内冷却剂已不足于完全复盖堆芯。衰变热 继续蒸干冷却剂。大约在主泵停关后10分 钟，反应堆冷却剂出口温度迅速上升，超过 仪表量程范围。
美国三哩岛核事故
三里岛核电站概述
• 堆芯构造：由177盒燃料组件构成直径为3.27m，高3.65m的 反应堆堆芯；堆芯放在直径为4.35m，高12.4m的碳钢压力 容器内；每个燃料组件内有208根燃料组件，按15×15栅格 排列。燃料是富集度2.57%的二氧化铀，包壳材料为Zr-4。
• 系统构造： 反应堆有两个回路，每个环路上有两台主泵和一 个直流式蒸汽发生器。一次冷却剂运行压力为14.8MPa(表 压)，出口温度为319.4 ℃.。反应堆压力由一个稳压器维持 。稳压器通过一个电动卸压阀(PORT)与反应堆冷却剂排放 箱相连。
美国三哩岛核事故
1. 三里岛核电站概述
• 基本情况：三里岛核电站2号机组(TMI-2)位于美国宾夕法尼 亚州首府哈里斯堡东南16km附近。是由美国巴布科克和威 尔科克公司设计的959MW电功率的压水堆。1978年3月28 日达到临界， 1979年3月28日就发生事故。事故由给水丧失 引起的瞬变开始，经一系列事故序列造成堆芯熔化，大量裂 变产物释放到安全壳。尽管对环境的释放以及对运行人员和 公众造成的辐射后果很微小，但该事故对世界核工业发展造 成深远影响。
• 一回路冷却剂就以大约0.0126m3/s的初 始速率向外漏水，相当于小破口事故。
三哩岛事故
• 小破口 事故继 续阶段
•约2分钟后，高压安注系统自动投入，从换 料水箱抽含硼水送入堆芯，但只运行了2分 钟左右，操作人员发现稳压器高水位指示， 误认为一回路水量太多，就关闭了一台HPI 泵。造成注入的水流量率小于通过泄压阀所 损失的冷却剂损失速率。 •操作人员担心水位达到稳压器完全充满水 (实心稳压器)的状态。实心的稳压器是无法 完成系统压力的控制功能的。实际上，稳压 器的高水位指示是假信号，泄压阀开启后， 堆冷却剂系统中形成了空泡，造成水急剧涌 入稳压器。 •LOCA事故在继续。 •8分后，SG干涸。发现辅助给水阀门关闭， 予以开启。
时期时刻
裸露 裸露 效果
（事故发生后） 高度 时间
直接原因
第一期100min 第二期7.5h 第三期11h
1.5m 1h
1.5m 很短 2.1~ 1~3h 2.3m
堆芯损坏主要时 期，强烈锆-汽反 应产生氢气排入 一回路系统
与一期比，燃料 温度较低
燃料温度再次达 很高数值
主泵被关
主泵开后又因蒸汽粘结自动 关闭高压注射再次投入后又 因压力不足再次关闭 投入堆芯淹没系统由于设计 原因失败，想减压使低压衰 变热系统投入运转也失败
切尔诺贝利核事故
1. 切尔诺贝利核电站概述
• 优点：没有笨重的压力容器，没有复杂而昂贵的蒸汽发生器 ，结构简化。可实现连续装卸料，良好的中子平衡。
• 缺点：一则在冷却剂出现沸腾时，特别是低功率时，具有正 的反应性；再则堆芯的巨大空间可能出现大的氙空间振荡， 以至控制变的复杂。
切尔诺贝利核事故
• ＲＢＭＫ核电厂流程图
制箱
导致与除气系统相通。除气系统将释放的气 体压缩至衰变箱，并经过滤器排向烟囱
事故中主系统产生大量气体，使除气系统超 载，结果气体就从容积控制箱的安全阀排出
三哩岛事故
(3)辐射结果
• 事故中运行人员接受了略高的辐射，但总剂量十分有限 。
• 对主冷却剂取样人员收到30~40mSv辐照，事故中无人 员受伤和死亡；
气管路的水已进入空气管路上的仪表，控制系统动作使得冷 凝水净化隔离阀逐步关闭。 • 由于吸入压力丧失，造成该台冷凝水增压泵事故停转。 • 随之而来，由于二回路水由冷凝水提供，所以所有主给水泵 停转， 4点0分37秒主汽轮机同时跳闸。