三哩島核洩漏事故

三哩島核泄漏事故

日期	1979年3月28日 (1979-03-28)
時間	4:00 (北美東部時區 UTC-5)
地點	美國賓夕法尼亞州薩斯奎哈納河三哩島

三里島核電廠，右方是兩個反應堆的圓柱體保護殼，四座高聳的建築物為冷卻塔。

TMI-2機組的結構簡圖

TMI-2機組爐心融毀的示意圖

三哩島核洩露事故，通常簡稱「三哩島事件」，是1979年3月28日發生在美國賓夕法尼亞州薩斯奎哈納河三哩島核電廠（Three-Miles Island Nuclear Generating Station）的一次部分堆芯熔毀事故。這是美國商業核電歷史上最嚴重的一次事故。該事件被評為國際核事件分級的7級系統中的第5級：事故帶有廣泛後果。反核運動積極分子表達對事故造成的區域健康影響的擔憂。 然而，流行病學研究分析自事故發生以來該地區及其周圍地區的癌症發病率，確定該數據在統計上沒有顯着增加，因此沒有因事故與這些癌症相關聯的因果關係得到證實。但處理所需要的經濟損失很大，場內污染清理工作開始於1979年8月，並於1993年12月才正式結束，總清理費用約為10億美元。

三哩島事件是美國至今最為嚴重的核事故，但與之後發生的車諾比核能電廠事故與福島第一核電站事故相比，三哩島事件仍然在可以控制的範圍內，在該核電廠周遭的居民以及鄰近的幾個州也都沒出現像烏克蘭或是日本福島那樣大規模的汙染，另外該事件的知名度也不如車諾比核能電廠事故與福島第一核電站事故那樣被世界廣為人知。

反應堆簡介

二號機組為壓水堆，1978年12月30日開始商業運行。額定電功率880MW。堆芯為177束燃料組件，共計37000根燃料棒，含二氧化鈾100噸。二氧化鈾的濃度為2.57%。

反應堆有兩套迴路。每套迴路包含2台主泵、3台輔助泵（2台電動泵、1台汽動泵）、1台蒸汽產生器（SG）、1台布設在一次側熱段的調壓槽。調壓槽壓力達到15.5MPa時，調壓槽卸壓閥自動開啟，將冷卻劑排放到調壓槽卸壓箱。

事故簡述

當天凌晨4時0分0秒，三哩島核電廠95萬千瓦壓水式二號反應堆一次側的給水主泵停轉，汽輪機停機。此時備用泵應按照預設的程序啟動，但是由於輔助給水系統中隔離閥在此前的例行檢修中沒有按規定打開，導致輔助給水系統沒有動作。

二號機組的一次側冷卻水沒有按照程序進入蒸汽產生器，熱量在反應堆中心處持續聚集，爐心壓力上升，導致調壓槽卸壓閥於4時0分03秒開啟，放出爐心內的部分汽水混合物。當下反應堆於4時0分08秒自動停堆，當反應堆內壓力下降至正常時，卸壓閥又由於故障未能自動關閉，使爐心冷卻劑以45m³/s繼續外流。壓力降至正常值以下，卻由於發生機械故障，在堆心壓力回復正常值後爐心冷卻水繼續注入減壓水槽，造成減壓水槽水滿外溢；4時2分2秒主系統壓力繼續下降至11.3MPa，「爐心緊急冷卻系統(RCIC)」的高壓注水自動啟動，向爐心注入冷卻水。但反應堆操作員未判明卸壓閥沒有關閉，反而於4時3分13秒關閉應急爐心冷卻系統，停止向爐心內注水。

一次側冷卻水大量排出造成爐心上部失水，爐心上部燃料棒的溫度超過2760度，堆腔上部形成蒸汽。爐心燃料棒因大量高溫水蒸氣開始像玻璃一樣破裂，爐心坍塌。爐心90%的燃料棒包殼破損，47%的核燃料已經融毀並發生泄漏，系統發出放射性物質外漏的警報，但由於警報響起時並未引起運行人員的注意，甚至現時的紀錄報告都指出沒有人注意到警報。

事故細節

二迴路停擺

1979年3月28日凌晨，三哩島二號機(TMI-2)輸出達最大功率之97%，一號機處於停機狀態。上午4時0分37秒(東部標準時間)，二號機二迴路給水主泵停轉，被認為是三哩島事故一系列連鎖事件的起點。

時間倒退回十一小時以前，二迴路的八組凝結水除礦器中，七號除礦器發生了堵塞問題。除礦器含有樹脂濾芯，能夠捕捉循環水的礦物質與雜質，降低二迴路管線腐蝕速率，但也容易在水流通過一段時間後逐漸被壓縮，最終產生堵塞。通常而言，對濾芯使用壓縮空氣便能排除此類堵塞。但在技工維修七號除礦器的過程中，壓縮空氣將有瑕疵的止回閥頂開，一部分水因此進入了送氣管線。經過十一小時循環後，積水在四點抵達共同歧管，造成八組除礦器同時停機，同樣在二迴路上的給水主汞，壓縮幫浦被迫停機。兩秒後，二迴路渦輪進入停轉狀態(turbine trip)。

洩壓閥故障

隨著二迴路停止與一迴路的熱交換，一迴路反應爐冷卻液系統(Reactor Coolant System)溫度迅速上升，冷卻劑膨脹產生壓力，並湧入與RCS相連的穩壓器(pressurizer)。渦輪停轉四秒後，壓力來到2255 Psig (155.5 bar)，與一迴路相連，穩壓器頂端的引導式洩壓閥(Pilot-operated relief valve, PORV)自動打開，將蒸氣排入位於核反應堆安全殼地下室的冷卻劑排水槽。

汽輪機停轉八秒後，壓力進一步來到2355 Psig (162.4 bar)，反應爐保護裝置(Reactor Protection System)隨之啟動，藉助重力插入所有控制棒，立即停止了鏈式反應。此時反應爐內持續產出相當於停機前百分之六的衰減熱。儘管不多，但在一迴路無法與二迴路進行正常熱交換的情況下，反應爐芯仍會持續累積熱量。

緊急給水泵進水閥自動啟動，試圖向熱交換器輸水以移除衰減熱。然而，兩條緊急給水管線上的進水閥在兩天前的例行檢測中雙雙關閉，事後又沒有開啟，導致緊急系統毫無用武之地。這違反了美國核能管理委員會(NRC)所制訂，在備援給水系統全數關閉時反應爐必須停機的規定，事後被NRC官員認定為重大違規。控制室內的操作員也未能於第一時間察覺進水閥誤關問題。

汽輪機停轉十五秒後，反應爐冷卻液系統的壓力隨著PORV排出蒸氣而下降，回到了2205 Psig (152 bar)，PORV重置點。此時PORV控制線圈自動斷電，閥門理應關閉停止洩壓。不料閥門此時卻卡住了，蒸氣持續溢出，導致一迴路的冷卻劑不斷流失。另一方面，控制室面板的PORV指示燈設計錯誤，指示燈只是解釋線圈通電與否，而非反映閥門實際位置。操作員因此錯誤地認為PORV沒有卡住，浪費了數小時診斷其他問題。

關閉高壓注水系統

在卡住的PORV形成冷卻劑流失事故後，緊急爐心冷卻系統(Emergency Core Cooling System)自動介入，啟用高壓注水系統替爐芯補充冷卻劑。另一方面，PORV不斷洩出穩壓器上方的蒸氣，促使RCS壓力下降，穩壓器水位因替代上方蒸氣而上升。

在操作員的訓練中，冷卻劑流失事故的症狀被描述為壓力水位雙雙下降，沒有提及壓力降水位升的可能性。反應爐操作員因此沒有想到冷卻劑流失的可能性，反而更加關注穩壓器水位問題。水位過高將使調整槽失去壓力緩衝能力，是操作指南中註明需要避免的狀況。兩分鐘後，操作員判定水位已經夠高，高壓注水系統毋須繼續向RCS注水，因此手動關閉了高壓注水系統。

上午4時11分，PORV連結的冷卻劑排水槽已被填滿，冷卻劑開始溢出，排入安全殼建築的廢液池並觸發警報。此一警報與PORV管線異常高溫(超過華氏200度)已是極為明顯的冷卻劑流失提示，現場操作員仍然未能發現。

堆芯熔毀

上午5時20分，隨著一迴路不斷流失冷卻劑，剩下的冷卻劑開始隨著壓力下降，溫度上升而沸騰，在迴路內生成蒸氣氣泡。當蒸氣通過主循環泵時，空穴現象產生連控制室都能感受到的震動。根據作業指南，主汞必須關閉以避免燒壞。操作員決定逐漸關閉四座主汞。由於調壓槽水位夠高，冷卻劑被認為是足夠的，高壓注水系統仍然維持關閉狀態。

上午5時44分，四座主汞全數關閉，一迴路完全失去循環能力，蒸汽產生速度更加上升。

上午6時，隨著爐內的反應堆燃料棒上半部開始暴露於越來越多的蒸汽中，燃料棒的鋯合金外殼與水蒸氣反應產生二氧化鋯，氫氣與熱，使得外殼本身逐漸融化，露出裡面的核燃料顆粒。控制室同時也開始換班，交接過程中，一位員工終於注意到了PORV管線的異常高溫，關上了管線上的備用閥，至此已有超過32000加侖冷卻劑流出一迴路。

上午6時44分，核燃料顆粒飄逸出的同位素開始被廠房各處的輻射偵測器捕捉並發出警報，控制室終於發現正在發生的堆芯熔毀。

緊急狀態

上午6時56分，廠區主管宣布廠區緊急狀態。30分鐘後，廠長Gary Miller宣布進入全面緊急狀態。大都會愛迪生公司（Met Ed）通知賓州緊急狀態管理局（PEMA）後，PEMA迅速通了地方政府，賓州州長索伯格（Richard L. Thornburgh）。索伯格旋即指派副州長史堪頓（RWilliam Scranton III）負責處理三哩島事故。

已隱藏部分未翻譯內容，歡迎參與翻譯。

The uncertainty of operators at the plant was reflected in fragmentary, ambiguous, or contradictory statements made by Met Ed to government agencies and to the press, particularly about the possibility and severity of off-site radioactivity releases. Scranton held a press conference in which he was reassuring, yet confusing, about this possibility, stating that though there had been a "small release of radiation...no increase in normal radiation levels" had been detected. These were contradicted by another official, and by statements from Met Ed, who both claimed that no radioactivity had been released.[53] In fact, readings from instruments at the plant and off-site detectors had detected radioactivity releases, albeit at levels that were unlikely to threaten public health as long as they were temporary, and providing that containment of the then highly contaminated reactor was maintained.[54]

Angry that Met Ed had not informed them before conducting a steam venting from the plant, and convinced that the company was downplaying the severity of the accident, state officials turned to the NRC.[55] After receiving word of the accident from Met Ed, the NRC had activated its emergency response headquarters in Bethesda, Maryland and sent staff members to Three Mile Island. NRC chairman Joseph Hendrie and commissioner Victor Gilinsky[56] initially viewed the accident as a "cause for concern but not alarm".[57] Gilinsky briefed reporters and members of Congress on the situation and informed White House staff, and at 10:00 a.m. met with two other commissioners. However, the NRC faced the same problems in obtaining accurate information as the state, and was further hampered by being organizationally ill-prepared to deal with emergencies, as it lacked a clear command structure and did not have the authority either to tell the utility what to do or to order an evacuation of the local area.[58]

In a 2009 article, Gilinsky wrote that it took five weeks to learn that "the reactor operators had measured fuel temperatures near the melting point".[59] He further wrote: "We didn't learn for years—until the reactor vessel was physically opened—that by the time the plant operator called the NRC at about 8:00 a.m., roughly half of the uranium fuel had already melted."[59]

It was still not clear to the control room staff that the primary loop water levels were low and that over half of the core was exposed. A group of workers took manual readings from the thermocouples and obtained a sample of primary loop water. Seven hours into the emergency, new water was pumped into the primary loop and the backup relief valve was opened to reduce pressure so that the loop could be filled with water. After 16 hours the primary loop pumps were turned on once again, and the core temperature began to fall. A large part of the core had melted, and the system was still dangerously radioactive.[citation needed]

On the third day following the accident, a hydrogen bubble was discovered in the dome of the pressure vessel and became the focus of concern. A hydrogen explosion might not only breach the pressure vessel but, depending on its magnitude, might compromise the integrity of the containment vessel leading to a large-scale release of radioactive material. However, it was determined that there was no oxygen present in the pressure vessel, a prerequisite for hydrogen to burn or explode. Immediate steps were taken to reduce the hydrogen bubble and, by the following day, it was significantly smaller. Over the next week, steam and hydrogen were removed from the reactor using a catalytic recombiner and, controversially, by venting straight to the atmosphere.[citation needed]

事故後果

事故後，原子能管理委員會對周圍居民進行連續追蹤研究，研究結果顯示：

1. 在以三哩島核電站為圓心的50英里範圍內，220萬居民中無人發生急性輻射反應。
2. 周圍居民所受到的輻射相當於進行一次胸部X光照射的輻射劑量。
3. 三哩島核泄漏事故對於周圍居民的癌症發生率沒有顯著性影響。
4. 三哩島附近未發現動植物異常現象。
5. 當地農作物產量未發生異常變化。

事故影響

哈里斯堡的反核運動

三哩島核泄漏事故發生後，工作人員在清理放射性污染

三哩島核洩漏事故是核能史上第一次反應堆爐心融毀的事故，此事故的嚴重後果反映在經濟上，公共安全及周圍居民的健康上則沒有不良影響。究其原因在於圍阻體發揮重要作用，凸顯其作為核電廠最後一道安全防線的重要作用。在整個事件中，人員的操作錯誤和機械故障是主要的原因，因此核電站運行人員的培訓、面對緊急事件的處理能力、控制系統的人性化設計等細節對核電站的安全運行有著重要影響。

這場事故恰巧發生在描述核電站安全問題的驚悚片《中國綜合症》（China Symdrome）上映12天後，美國公眾對核電信心大受影響，美國核電產業陷入長期的不景氣，也因此核電廠的興建計畫銳減，美國核電相關的公司因此流失了許多資深經驗的工程師。雖然說此事故並沒有證明西方國家的核電廠事故會造成人畜傷亡及公共危害，但也大幅提高核電廠安全設施的建造成本，以免事故造成重大的經濟損失。但提高安全係數後的核電廠造價昂貴，因此核電廠興建數量大減，直到21世紀初的化石燃料價格大漲及全球暖化效應顯現後，各國才開始重啟核能計劃。

1986年車諾比核能電廠事故後，核能的安全性一度被許多人質疑，但由於該蘇聯電廠的設計隱患，加上安全設備遠落後西方核電廠，因此三哩島事故後的美國的核能安全形象並沒有遭到嚴重影響，但是在2011年福島第一核電站事故中，美國奇異製造的反應爐最終還是出了事故，確實使許多人對核能安全再度產生不信任。

事故分類

1. 緊急戒備事故（Alert）：安全狀況有顯著劣化或有發生的可能，尚不須執行核子事故民眾防護行動。
2. 廠區緊急事故（Site Area Emergency）：安全功能重大失效或有發生的可能性，可能須執行核子事故民眾防護行動。
3. 全面緊急事故（General Emergency）：發生爐心嚴重惡化或熔損，可能喪失圍阻體完整性或有發生的可能，必須執行核子事故民眾防護行動。

相關條目

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