Три-Майл-Айленд

Материал из Википедии — свободной энциклопедии
(перенаправлено с «АЭС Три-Майл-Айленд»)
Перейти к: навигация, поиск
АЭС Три-Майл-Айленд
Three Mile Island Nuclear Station
Three Mile Island (color)-2.jpg
Страна

Flag of the United States.svg США

Местоположение

Флаг США Гаррисберг (Пенсильвания, США)

Собственник

Exelonruen

Статус

Действующая

Год начала строительства

1968 год

Ввод в эксплуатацию

1974 год

Вывод из эксплуатации

1979 год (блок №2)

Эксплуатирующая организация

Exelonruen

Основные характеристики
Электрическая мощность, МВт

852 МВт

Характеристики оборудования
Количество энергоблоков

2

Тип реакторов

PWR

Эксплуатируемых реакторов

1

Закрытых реакторов

1

Прочая информация
Сайт

www.exeloncorp.com

На карте
АЭС Три-Майл-Айленд (США)
Red pog.png
АЭС Три-Майл-Айленд
Commons-logo.svg Категория на Викискладе

АЭС Три-Майл-Айленд (англ. Three Mile Island Nuclear Station) — атомная электростанция, расположенная на одноименном острове реки Саскуэханна в 16-ти километрах ниже по течению от Гаррисберга, столицы штата Пенсильвания, США. Станция состоит из двух энергоблоков, первый из которых работает в настоящее время, тогда как второй остановлен навсегда после известной аварии 1979 года, оказавшей значительное влияние на развитие атомной энергетики США.

Общие сведения об АЭС[править | править вики-текст]

Первый энергоблок АЭС возведен в 1968 году строительной компанией United Engineers and Constructors по проекту фирмы Gilbert Associates Inc. и оснащен реакторной установкой Babcock and Wilcoxruen и турбогенератором General Electric[1]. Блок был запущен в 1974 году и его электрическая мощность составила 792 МВт[2]. В 1988 году, после модернизации турбины, станция получила разрешение на работу при повышенной тепловой мощности реакторной установки[3] и в настоящее время электрическая мощность блока составляет 852 МВт[4]. Блок имеет лицензию на эксплуатацию до 2034 года[5].

Первоначально проект станции, которая впоследствии стала вторым энергоблоком, был разработан для условий размещения на площадке АЭС Ойстер-Крик. Однако в декабре 1968 года, когда часть подготовительных работ была уже проведена, из экономических соображений строительство перенесли[6] на площадку АЭС Три-Майл-Айленд. Генеральным проектировщиком блока стала фирма Burns and Roe[1], проектировавшая станцию Ойстер-Крик, что во многом определило конструктивные отличия между первым и вторым блоками АЭС Три-Майл-Айленд[7]. Новый энергоблок электрической мощностью 906 МВт[8], на базе реакторной установки Babcock and Wilcoxruen и турбогенератора Westinghouse[1] был сдан в коммерческую эксплуатацию 30 декабря 1978 года[1] и уже через полгода закрыт после произошедшей на нем аварии.

Общая площадь, занимаемая станцией, составляет около 155 га. На станции трудятся 725 человек, годовой фонд заработной платы при этом составляет около 60 миллионов долларов США. Энерговыработка за 2016 год составила — 7,1 миллиарда кВт·ч, а налоговые выплаты около одного миллиона долларов[5].

Эксплуатирующей организацией и владельцем первого энергоблока станции в настоящее время является корпорация Exelonruen. Закрытым после аварии вторым энергоблоком владеет компания FirstEnergyruen.

Конструкция[править | править вики-текст]

Упрощённое схематическое изображение второго блока станции.

Технологическая схема[править | править вики-текст]

Тепловая схема энергоблоков является двухконтурной. Рабочие среды первого и второго контуров физически разделены между собой теплообменной поверхностью парогенераторов. Тепловая энергия, производимая в ядерном реакторе, передается от топлива к теплоносителю первого контура через стенки твэлов. Затем теплоноситель, проходя через трубки парогенераторов, передает тепло среде второго контура, в результате чего происходит её превращение в пар. В турбинной установке энергия пара преобразуется в энергию вращения ротора генератора. Генератор в свою очередь преобразует механическую энергию вращения в электрическую. Пар из турбины сбрасывается в конденсатор где происходит его полная конденсация на стенках теплообменных трубок. Отвод тепла от конденсаторов турбины в окружающую среду осуществляется по отдельному контуру через башенные испарительные градирни. Конденсат турбины после очистки возвращается обратно в парогенераторы, что замыкает тепловой цикл станции[9].

Реакторная установка[править | править вики-текст]

Реакторные установки первого и второго энергоблоков тепловой мощностью 2568 и 2770 МВт соответственно[10], были изготовлены одним из пионеров американской ядерной индустрии Babcock and Wilcoxruen. Подобными установками оснащены также блоки 1, 2 и 3 АЭС Окони, блок 1 АЭС Арканзас, АЭС Ранчо Секоruen, блок 3 АЭС Кристал Ривер и АЭС Дэвис-Бесс, хотя последняя отличается компоновкой парогенераторов[10][11].

Реакторная установка Babcock and Wilcox выполнена по петлевой схеме с использованием двух прямоточных парогенераторов. Нагретый в реакторе теплоноситель подводится в каждый парогенератор по одной «горячей» нитке главного циркуляционного трубопровода и возвращается в реактор через две «холодных» нитки при помощи главных циркуляционных насосов. Давление в первом контуре поддерживается с помощью компенсатора давления, соединенного с «горячей» ниткой одной из петель реакторной установки[11][12]. Установка работает при давлении 15,5 МПа, температуре теплоносителя на входе в активную зону 298 °C, на выходе — 334 °C[12].

Реактор представляет собой цилиндрический сосуд с полусферической крышкой, демонтируемой для перегрузки топлива. Материал — сталь легированная марганцем и молибденом. Вся внутренняя поверхность, имеющая контакт с теплоносителем, плакирована нержавеющей сталью[11].

Ядерное топливо[править | править вики-текст]

Активная зона содержит 177 четырёхгранных тепловыделяющие сборки высотой 4206 мм, шириной 217 мм и весом 687,2 кг каждая. Одна сборка состоит из 208 тепловыделяющих элементов с шагом 15 мм, а также каналов для входа органов регулирования. Материал — циркалой 4 (сплав на основе циркония). Тепловыделяющие элементы содержат таблетки из диоксида урана, слабообогащённого по 235 изотопу. Обогащение различных сборок — 2,96 ; 2,64 ; 1,98 %. Общая масса диоксида урана в сборке — 526 кг. Органы управления и защиты — 61 пучок (кластер), с 16-ю поглощающими элементами в каждом. Средняя глубина выгорания 35 МВт·сут/кг, максимальная проектная — 50,2 МВт·сут/кг[13][14].

Авария 1979 года[править | править вики-текст]

1979 год. Станция спустя 2 недели после аварии.

28 марта 1979 года на АЭС произошла одна из крупнейших аварий в истории ядерной энергетики США. В результате сочетания технических неисправностей, нарушений ремонтных и эксплуатационных процедур и неправильных действий персонала аварийная ситуация развилась в очень тяжёлую, в итоге была серьёзно повреждена активная зона реактора включая часть топливных урановых стержней. Впоследствии выяснилось, что около 45 % компонентов активной зоны — 62 тонны — расплавилось.[15]

Наиболее драматическими стали пятница и суббота 30-31 марта. Окрестные жители стали покидать свои дома. Власти подготовились к эвакуации населения внутри 35-км зоны включая Гаррисберг. Панические настроения подогревались и тем, что 16 марта, за две недели до происшествия на экраны кинотеатров вышел фильм «Китайский синдром», в котором изображалась гипотетическая авария на атомной электростанции и то, как руководство с помощью властей пыталось скрыть её от общественности. Однако ни расплавления реактора, ни катастрофического выброса радиоактивных веществ в окружающую среду не произошло: его предотвратила локализующая система безопасности — гермооболочка, прочное герметичное защитное сооружение, внутри которого находится реактор и оборудование 1-го контура в установках этого типа.

Согласно официальным данным в результате аварии никто не погиб и не получил серьёзного ущерба для здоровья. Попавшее в окружающую среду количество радиоактивных частиц было оценено как незначительное. Однако событие вызвало чрезвычайно широкий резонанс в обществе, в США началась широкомасштабная и сверхэмоциональная антиядерная кампания, результатом которой явился постепенный отказ от строительства новых энергоблоков. Из 125 строившихся в США на время аварии объектов атомной энергетики — 50 были законсервированы несмотря на высокую степень готовности некоторых из них. В результате, ядерная энергетика США с 80-х годов практически не развивалась, что не мешает ей оставаться до сих пор самой мощной в мире. По данным на 2012 г. в США эксплуатируются 104 атомных энергоблоков, производящих пятую часть электричества в стране[16].

Работы по устранению последствий аварии были начаты в августе 1979 года и официально завершены в декабре 1993. Они обошлись в 975 миллионов долларов США, что в три раза превысило сумму на которую станция была застрахована. Была проведена дезактивация территории станции, топливо было выгружено из реактора, активная зона тщательно исследована. Энергоблок 2 был закрыт навсегда и находится под постоянным наблюдением[17][18].

Работа станции[править | править вики-текст]

2010 год. Слева неработающий блок-2, справа блок-1.

Первый энергоблок находился в плановом ремонте во время аварии на втором, работу ему было суждено начать лишь спустя 6 лет, в 1985 году[19]. За эти годы на станции были проведены многочисленные модернизации и улучшения, как в технической части, так и в части совершенствования эксплуатационных процедур и тренировок персонала. После эмоциональных общественных слушаний и заседаний специальных комиссий, «китайский синдром» (безапелляционная критика, не имеющая логических и научных обоснований) был всё же побеждён и 1-й энергоблок продолжил свою работу[20][21]. В дальнейшем его номинальная мощность была увеличена до 107 % (852 МВт). В 2008 году срок эксплуатации блока-1 был продлён Комиссией по ядерному регулированию США (англ.) до 2034 года[22].

В 2010 году компания Progress Energy Inc (англ.) выкупила турбогенератор закрытого 2-го блока, чтобы переправить его в Северную Каролину для использования при строительстве нового энергоблока АЭС Широн Харрис. Турбогенератор находится в отличном состоянии, ведь он успел проработать всего полгода. Оборудование, весящее около 700 тонн, перевозилось частями[23].

Информация о энергоблоках[править | править вики-текст]

Энергоблок[24] Тип реакторов Мощность Начало
строительства
Энергетический пуск Ввод в эксплуатацию Закрытие
Чистый Брутто
Три Майл Айленд-1 PWR 786 МВт 837 МВт 18.05.1968 19.06.1974 02.09.1974
Три Майл Айленд-2 PWR 880 МВт 959 МВт 01.11.1969 21.04.1978 30.12.1978 28.03.1979

Примечания[править | править вики-текст]

  1. 1 2 3 4 GPU Nuclear. TMI Facts & Figures : [англ.]. — P. 2. — 19 p.
  2. Fred A. Heddleson. Summary data for U.S. commercial nuclear power plants in the United States : [англ.]. — 1978. — April. — P. 4. — 93 p.
  3. Exelon Generation Corporation, LLC. Safety Evaluation Report Related to the License Renewal of Three Mile Island Nuclear Station, Unit 1 : [англ.]. — 2009. — June. — P. 4-42(629). — 663 p.
  4. Exelon Generation Corporation, LLC. Safety Evaluation Report Related to the License Renewal of Three Mile Island Nuclear Station, Unit 1 : [англ.]. — 2009. — June. — P. iii(3). — 663 p.
  5. 1 2 Three Mile Island Generating Station (англ.). Fact Sheet. Exelon. Проверено 23 сентября 2017.
  6. Subcommittee on Nuclear Regulation. Report to the United States Senate: Nuclear Accident and Recovery at Three Mile Island: A Special Investigation : [англ.]. — Washington, D.C. : U.S. Government Printing Office, 1980. — June. — P. 53-54. — 436 p.
  7. Subcommittee on Nuclear Regulation. Report to the United States Senate: Nuclear Accident and Recovery at Three Mile Island: A Special Investigation : [англ.]. — Washington, D.C. : U.S. Government Printing Office, 1980. — June. — P. 54. — 436 p.
  8. Fred A. Heddleson. Summary data for U.S. commercial nuclear power plants in the United States : [англ.]. — 1978. — April. — P. 4. — 93 p.
  9. Pressurized Water Reactor B&W Technology Crosstraining Course Manual (англ.). Chapter 1 General Plant Description. Nuclear Regulatory Commission. Проверено 24 сентября 2017.
  10. 1 2 Information Digest, 2017–2018 (NUREG-1350, Volume 29) (англ.). U.S. NRC. Проверено 24 сентября 2017.
  11. 1 2 3 Pressurized Water Reactor (PWR) Systems (англ.). Reactor Concepts Manual. Nuclear Regulatory Commission. Проверено 1 ноября 2010. Архивировано 3 июля 2012 года.
  12. 1 2 Pressurized Water Reactor B&W Technology Crosstraining Course Manual (англ.). Chapter 2.2 Reactor Coolant System, Piping and Pressurizer. Nuclear Regulatory Commission. Проверено 24 сентября 2017.
  13. Larry L.Taylor. TMI Fuel Characteristics for Disposal Criticality Analysis (англ.). Idaho National Laboratory. United States Department of Energy (1 September 2003). Проверено 1 ноября 2010. Архивировано 3 июля 2012 года.
  14. M.D.DeHart. Scale-4 Analysis of Pressurized Water Reactor Critical Configurations: Volume 4-Three Mile Island Unit 1 Cycle 5 (англ.). Oak Ridge National Laboratory. United States Department of Energy (1 January 1995). Проверено 1 ноября 2010. Архивировано 3 июля 2012 года.
  15. World Nuclear Association: Three Mile Accident, http://www.world-nuclear.org/info/inf36.html
  16. U.S. NRC, http://www.nrc.gov/reactors/power.html
  17. Safety of Nuclear Power Reactors (англ.). World Nuclear Association (13 September 2010). Проверено 18 октября 2010. Архивировано 29 апреля 2012 года.
  18. J. Samuel Walker. Three Mile Island: A Nuclear Crisis in Historical Perspective. — Berkeley: University of California Press, 2004. — 231 p. — ISBN 0 520 239 40 7.
  19. Three Mile Island-1 (англ.). Performance for Full Years of Commercial Operation. IAEA. Проверено 1 ноября 2010.
  20. Backgrounder on the Three Mile Island Accident (англ.). Nuclear Regulatory Commission (11 August 2009). Проверено 1 ноября 2010. Архивировано 3 июля 2012 года.
  21. D.H.Sterrett(Duke Power Company) Risk and cost comprasion of energy technologies for central electic power generation (англ.) // Proceedings of the American Nuclear Society/European Nuclear Society Topical Meeting. — Knoxville, Tennessee, 1980. — Vol. 1.Thermal Reactor Safety. — P. 317—318.
  22. Three Mile Island Nuclear Station, Unit 1 (англ.). Nuclear Regulatory Commission. Проверено 1 ноября 2010. Архивировано 3 июля 2012 года.
  23. Началась операция по вывозу турбогенератора TMI-2. AtomInfo.Ru (30 апреля 2010). Проверено 1 ноября 2010. Архивировано 3 июля 2012 года.
  24. United States of America: Nuclear Power Reactors (англ.). Power Reactor Information System. IAEA. Проверено 21 ноября 2010.