历史上重大的核电事故之美国三里岛

三里岛核电厂（Three Mile Island Nuclear Generating Station）

位于美国宾夕法尼亚州(pennsylvania)首府哈里斯堡(Harrisburg)东南16km附近萨斯奎汉纳河三哩岛（NPP）。具有两个独立的反应堆，被称为TMI-1和TMI-2。二号机组(TMI-2)是由巴布科克(Babcock)和戚尔科克斯(wilcox)设计、Metropolitan公司运行的959MW电功率(880MW净电功率)压水反应堆。
1978年3月28日达到临界,刚好在其后一年,1979年3月28日发生了美国商用核电厂历史上最严重的事故，被称为三里岛事件。该事件被评为国际核事件分级第5级。二号反应堆于事故后已停用，一号机仍继续使用，运转执照有效期至2034年。

这次事故由给水丧失引起瞬变开始,经过一系列事件造成了堆芯部分熔化,大量裂变产物释放到安全壳。
根据美国核能管理委员会的调查，事故没有导致人员死亡或受伤。后续流行病学研究也未发现癌症病例。尽管对环境的放射性释放以及对运行人员和公众造成的辐射后果是很微小的,但该事故对世界核工业的发展造成了深远的影响。

事故过程

• 1979年3月28日早晨4时,反应堆运行在97%额定功率下。三个运行工作人员正在维修净化给水的离子交换系统,忙于把7号凝结水净化箱内的树脂输送到树脂再生箱去。事故是出凝结水流量丧失触发给水总量的丧失而开始的。
几乎与此同时,凌晨4时零分37秒主汽轮机跳闸。所有辅助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。这时,反应堆继续在满功率下运行,反应堆一回路温度和压力上升,3s后达到稳压器电动泄压阀整定值15.55MPa。8s后,反应堆一回路压力达到紧急停堆整定值而自动紧急停堆。随着反应堆的紧急停闭,反应堆冷却剂系统经历预期的冷却剂收缩、水装量损失,
一回路系统压力下降。
大约在13s时,压力达到稳压器泄压阀关闭整定值,它应该关闭但未能关闭。控制室内虽有一个指示灯有所反映,但由于没有该阀状态的直接指示,操纵员误以为该阀门已被关闭。这样,一回路冷却剂就以大约45m3/h儿的初始速率向外漏水,蒸汽发生器水位在下降,这相当一个小破口失水事故。

• 在二回路,虽有三台辅助结水泵在运行,但在以前的例行试验时,在泵向蒸汽发生器供水管路上的两个隔离阀忘记打开了,这样就没有水能达到蒸汽发生器。失去了二次侧热阱,反应堆一回路系统继续在加热,蒸汽发生器水位继续在下降,逐渐干涸。
• 这时,堆内冷却剂已不足以完全覆盖堆芯。衰变热继续蒸干冷却剂。
• 大约在主泵停关后10min,反应堆冷却剂出口温度迅速上升,超过仪表量程范围。在事故后大约2.5h,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。
• 直至事故后15h 50min。成功地实现了强迫循环。一回路系统压力稳定在6.9至7.6MPa(g)。表明了事故序列的结束。

事故的后果和堆芯损坏

• 在三个不同的时期里,堆芯曾有一部分或全部裸露过。
• 第一时期开始于事故发生后约100 min,堆芯至少有1.5m裸露大约1h。这是堆芯受到主要损坏的时期,此时发生强烈的锆-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反应堆冷却剂系统。
• 第二个时期出现在事故发生后约7.5h,堆芯大约有1h,与第一时期相比,燃料温度可能低得多。
• 第三个时期大约是在事故发生后11h,此时堆芯水位降低到2.1~2.3m,长约1~3h,在此期间,燃料温度再次达到很高的数值。

放射性泄露

• 事故中运行人员接受了略高的辐射。但总剂量仍十分有限。对主冷却剂取样的人员可能受到30~40mSv辐照,事故中无人受伤和死亡。
• 厂外80km半径内200万人群集体剂量估计为33人·Sv,平均的个体剂量为0.015mSv。
• 三哩岛事故中释放出的放射性物质如此之少,说明安全壳十分重要。虽然安全壳并不能绝对不泄漏,但基本上没有受到机械损伤。由于安全壳喷淋液中添加了NaOH,绝大多致碘和铂被捕集在安全壳内。从安全壳泄漏出的气体经过期助厂房,因而大部分放射性物质被过滤器所捕集。