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时间:2019-10-22
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1、三哩岛事故事故背景核电机组:Babcock%Wilcox(B&W)公司;两环路4台冷却剂泵;961MWe97%功率运行;压力152bar:高压安注系统:数台安注泵;H动启动压力(冷却剂系统压力)llObar;关闭压力197bar;安注箱(堆芯再淹没系统):冷却剂系统压力下降到41bar自动启动;低压安注系统:冷却剂系统压力卜降28barB动丿占动;堆芯剩余释热:停堆时间MW(t)1分971小时361天131周5.11月2.1第1阶段始发事件1979年3B28U04:00:37am二回路所有主给水泵停转;主汽轮机
2、停转;《给水丧失一中等频率事故II》;3—6秒冷却剂系统压力155bar;冷却剂系统泄压阀开启;8秒冷却剂系统压力162bar;引发反应堆紧急停堆;《小破口失水事故一稀有事故皿》;辅助给水泵启动;但是,泵和蒸气发生器之间的阀门处在关闭状态;2分4秒反应堆冷却剂系统压力下降到1lObar;高压安注系统启动:稳压器水位上升。笫2阶段小破口失水(稀有事故HI)13秒反应堆冷却剂系统压力卜降到152bar减压阀自动关闭整定值;但是,泄压阀没有关闭;6分稳压器气囊消失;反应堆冷却剂泄压箱压力迅速上升;7分43秒污水泵启动
3、把反应堆污水坑水排到辅助厂房废水箱;8分蒸汽发生器干涸;操纵员发现辅助给水阀门关闭,开启阀门;18分通风系统测得气体放射性急剧增加;反应堆冷却剂系统压力仅冇83bar;第3阶段小破口失水,连续泄压(稀有事故皿)20分一1小吋反应堆冷却剂系统70bar,温度290oC;核燃料尚未大量破损;1小时14分冷却剂泵B震动,操纵员关闭冷却剂泵B;环路中存在气体空间冷却剂无法形成自然循环;1小时40分冷却剂泵A震动,操纵员关闭冷却剂泵A;环路中存在气体空间冷却剂无法形成自然循坏;冷却剂高岀堆芯顶部3()厘米;堆芯升温瞬变开
4、始;第4阶段堆芯升温瞬变(极限事故IV)1小时50分(110分)堆芯元件第一次裸露;2小时18分(138分)操纵员发现卸压阀卡开,关闭卸压阀的截止阀;但是没有加大高压安注,事故继续;2小时55分(175分)宣布厂区应急;放射性监测报警;堆芯部分燃料烧毁;3小时20分一7小时(200分-420分);冷却剂泵没有运行:堆芯1.5米裸露1小时燃料人量烧毁;笫5阶段持续泄压一严重事故7小时38分操纵员打开卸压阀的截止阀,关小高压安注;失去冷却剂引起笫二次堆芯裸露;8小时41分反应堆冷却剂系统达到4lbar;安注箱注水;
5、但是很小,操纵员认为堆芯被注满水;9小U寸50分氢爆脉冲;安全壳喷淋6分钟;反应堆冷却剂系统减压至30b無操纵员减压投入低压安注系统失败(28bar);11小时()8分操纵员关闭卸压阀;有2小时安注箱停止注水;高压安注小流量;蒸汽发生器不能使冷却剂形成自然循环;堆芯长时间失去任何冷却手段;第三次堆芯裸露;第6阶段增压和最终确立稳态冷却13小时51分操纵员从新关闭卸压阀截止阀;加大高压安注流量:结束堆芯第三次裸露:15小时51分成功启动环路A的一台冷却剂泵;热管温度293oC冷管温度205oC;流体经过蒸汽发主器
6、;反应堆冷却剂系统恢复移出衰变热的能力。事故后果:堆芯3次裸露;钳包売总蜃的30%-40%被氧化;堆芯上部1/3严重损坏;放射性惰性气体的30%-40%被释放;10%-15%的碘、總、艳从燃料中释放;但是被安全壳包容,少量释放到环境;半径80公里范围200万居民的集体剂量当量约20人.Sv;最大个人计量ImSv;名工作人员收照射分别38、34、31mSv;巨大经济后果:经济损失200亿美元以上,美国核电工业推迟20年。三哩岛事故物理背景:堆芯衰变热移出的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
7、压阀故障;操纵员判断、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(人因工程);检修规程;经验反馈.1977年9月美国Ohio州OakHarbor市Davis-Besse核电厂发生类似瞬态事件,但是,事故21分钟,操纵员正确判断稳压器卸压阀卡开,他们关闭了下游连接的截止阀从而结束事故。该核电机组也是由B&W公司设计的相同型号的核电机组。改正措施:操纵员模拟机培训;按照人因工程设计主控室;反应堆改进执行三哩岛行动计划;建立全世界范围运行经验反馈体系。问题:1是那项反应堆安全功能失效导致三哩岛事
8、故?2请描述导致三卩里岛事故的初始爭件?3三卩里岛事故是INES分级那级核事故?4根据反应堆堆芯传热理论分析三哩岛事故的成因?5三哩岛事故中的设备和设计问题?6三卩里岛事故中的操纵员操作失误?7三哩岛事故中运行和操作规程问题?8三哩岛事故中的业主管理问题?9三哩岛事故给纵深防御准则带來的新思考?10三哩岛事故中那些反应堆安全功能发挥了作用?三哩岛事故问题和答案1是那项反应堆安全功能失效
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