美国三里岛核电站泄漏事故调查分析

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美国三里岛核电站泄漏事故原因和后果的分析如下:

三里岛核电站事故（以下简称TMI事故）的发生, 是人为的因素、制度上的缺陷和设备的故障等一系列原因所造成的。

设备故障是3 月28 日的严重事故的起因, 也是使运行人员(操纵员、工程师以及值班主任) 不能正确认识电站实际运行状态的原因之一。

装在稳压器上端由伺服电动机控制的安全阀, 当压力上升时按预定要求打开了, 但当压力下降时未能关闭, 使一回路冷却系统形成开口, 造成了小破裂失冷事故。反应堆控制室中有关安全阀的指示灯只能显示已发出了使安全阀“ 关闭” 的指示,而不能显示出安全阀实际照旧开着的状态。操纵员根据指示灯的信号认为安全阀已经关闭, 没有注意其它的指示, 因此, 没有发现安全阀故障, 为此, 小破裂失冷事故持续了两个多小时。在T M I  事故处理规程中,对于安全阀因为卡住而关不上的情况, 没有指出必须关闭安全阀的闭锁阀, 否则就会出现小破裂失水事故。T M I 事故之前, 核管理委员会( 以下简称N R C) 作安全审查时, 没有充分注意这种规模的小破裂失冷事故及其发生几率,而把大部分注意力集中在大破裂失冷事故上。

安全系统的主要设备之一是高压注水系统, 在发生事故时曾自动投入工作。可是, 操纵员习惯于维持稳压器中的规定水位, 担心稳压器会被水充满。为此, 他们把高压注水系统的注入量从每分钟1 , 0 0 0 加仑降低每分钟10 0 加仑以下。在3 月28 日出事后的相当长一段时间内, 高压注水系统或者停止工作, 或者在节流状态下工作, 因而使堆芯的大部分处于缺水状态, 导致堆芯严重损坏。倘若高压注水系统没有节流, 那么, 即使安全阀因为卡住而没有关上, 堆芯也可以避免损坏。

三里岛核电站管理人员和工程技术人员没有及时确切地认识到堆芯已经损坏,而是经过了相当长时间后才使堆芯达到稳定冷却状态的。

在T M I  事故发生以前, 曾经几次提出要给操作人员编写明确的操作须知, 供处理与类似于三里岛事故的情况用, 但没有引起巴布科克威尔科克斯公司和核管理委员会的重视。

从应付事故角度看, 控制室的设计不合适。

事故发生时, T M I 堆的控制室里除了常规的仪表设备之外, 还有一套特殊的数据记录仪, 是巴布科克• 威尔科克斯在启动反应堆时临时装在那里后还没有拆除的仪器。这是一台反应性计( R e a e t i m e t e r ) , 它为事故后的分析取得了许多有用的情报。N R c 并没有要求把这种数据记录仪作为标准设备装备反应堆。

处理事故的人们, 没有预计到事故期间会产生大量的氢。实际上, 在T M I  堆的审批过程中, 人们的注意力都集中在大破裂失冷事故上, 电力公司提出的报告说( 核管理委员会也同意), 当发生大破裂失冷事故时, 安全壳内的氢浓度几个星期内都不会显著地增大。可是, 三里岛事故的头10 个小时内, 由于水蒸汽和错包壳发生反应, 在活性区内产生了大量的氢, 并释放到安全壳内, 引起了一次燃烧或者一次爆炸, 使安全壳内的压力上升到2 8磅/ 英寸“(约2 个大气压)因此, T M I 事故说明, N R C 特别重视的大破裂失水事故中的情况, 并不包括在小破裂失水事故中观察到的许多效应。

辅助厂房以及核燃料操作厂房的碘过滤器, 由于事故前使用不当, 活性碳的过滤能力有相当一部分已消耗掉, 没有达到设计中所要求的效率。核燃料操作厂房的过滤器效率本来是应该检查的, 但核管理委员会把它撒消了。对辅助厂房过滤器效率的验证试验也没有提出具体要求。