反应堆简介

二号机组为压水堆，1978年12月30日开始商业运行。额定电功率880MW。堆芯为177盒燃料组件，共计37000根燃料棒，含二氧化铀100吨。二氧化铀的富集度为2.57%。

反应堆有两套一回路。每套一回路包含2台主泵、3台辅助泵（2台电动泵、1台汽动泵）、1台蒸汽发生器（SG）、1台布设在一回路热段的稳压器。稳压器压力达到15.5MPa时，稳压器卸压阀自动开启，将冷却剂排放到稳压器卸压箱。

事故简述

当天凌晨4时0分0秒，三哩岛核电站95万千瓦压水堆电站二号反应堆一回路的给水主泵停转，汽轮机停机。此时备用泵应按照预设的程序启动，但是由于辅助给水系统中隔离阀在此前的例行检修中没有按规定打开，导致辅助给水系统没有投入运行。

二号机组的回路冷却水没有按照程序进入蒸汽发生器，热量在反应堆中心处持续聚集，堆芯压力上升，导致稳压器卸压阀于4时0分03秒开启，放出堆芯内的部分汽水混合物。当下反应堆于4时0分08秒自动停堆，当反应堆内压力下降至正常时，卸压阀又由于故障未能自动回座，使堆芯冷却剂以45m/s继续外流。压力降至正常值以下却由于发生机械故障，在堆心压力回复正常值后堆芯冷却水继续注入减压水槽，造成减压水槽水满外溢；4时2分2秒主系统压力继续下降至11.3MPa，“堆芯紧急冷却系统(RCIC)”的高压注水自动启动，向堆芯注入冷却水。但反应堆操作员未判明卸压阀没有回座，反而于4时3分13秒关闭了应急堆芯冷却系统，停止了向堆芯内注水。

一回路冷却水大量排出造成堆芯上部失水，堆芯上部燃料棒的温度超过2760度，堆腔上部形成了蒸汽。反应堆操作员恢复高压安注系统和主泵运行后，260度的水遇到2760度堆芯，堆芯燃料棒像玻璃一样破裂，堆芯坍塌。堆芯90%的燃料棒包壳破损，47%的核燃料已经融毁并发生泄漏，系统发出了放射性物质外漏的警报，但由于警报响起时并未引起运行人员的注意，甚至现时的纪录报告都指出没有人注意到警报。直到当天晚上19时50分，二号堆实现强迫循环，但运行人员始终没有察觉堆芯的损坏和放射性物质的外漏。

事故后果

事故后，原子能管理委员会对周围居民进行了连续追踪研究，研究结果显示：

在以三哩岛核电站为圆心的50英里范围内，220万居民中无人发生急性辐射反应。

周围居民所受到的辐射相当于进行了一次X光照射的辐射剂量。

三哩岛核泄漏事故对于周围居民的癌症发生率没有显著性影响。

三哩岛附近未发现动植物异常现象。

当地农作物产量未发生异常变化。

事故影响

三哩岛核泄漏事故是核能史上第一次反应堆堆芯融毁的事故，此事故的严重后果反映在经济上，公共安全及周围居民的健康上则没有不良影响。究其原因在于安全壳发挥了重要作用，凸显了其作为核电站最后一道安全防线的重要作用。在整个事件中，运行人员的操作错误和机械故障是主要的原因，因此核电站运行人员的培训、面对紧急事件的处理能力、控制系统的人性化设计等细节对核电站的安全运行有着重要影响。

虽然此事故并没有证明西方国家的核电站事故会造成人畜伤亡及公共危害，但也大幅提高核电站安全设施的建造成本，以免事故造成重大的经济损失。但提高安全系数后的核电站造价昂贵，因此核电站兴建数量大减，直到21世纪初的化石燃料价格大涨及全球暖化效应显现后，各国才开始重启核能计划。

1986年切尔诺贝利核能电厂事故后，核安被许多人质疑，但由于该电厂的安全设备远落后西方核电站，因此三哩岛事故后的核能安全形象并没有遭到严重影响，但是在2011年福岛第一核电站事故确实使许多人对核能安全产生不信任。

事故分类

紧急戒备事故（Alert）：安全状况有显著劣化或有发生的可能，尚不须执行核事故民众防护行动。

厂区紧急事故（Site Area Emergency）：安全功能重大失效或有发生的可能性，可能须执行核事故民众防护行动。

全面紧急事故（General Emergency）：发生堆芯严重恶化或熔损，可能丧失围阻体完整性或有发生的可能，必须执行核事故民众防护行动。

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