Авария на АЭС Три-Майл-Айленд

Материал из Википедии — свободной энциклопедии
Перейти к: навигация, поиск
Президент Джимми Картер покидает АЭС Три-Майл-Айленд после личного визита 1 апреля 1979 года.

Авария на АЭС Три-Майл-Айленд (англ. Three Mile Island accident) — одна из крупнейших аварий в истории ядерной энергетики, произошедшая 28 марта 1979 года на атомной станции Три-Майл-Айленд, расположенной на реке Саскуэханна, неподалёку от Гаррисберга (Пенсильвания, США).

До Чернобыльской аварии, случившейся через семь лет, авария на АЭС «Три-Майл Айленд» считалась крупнейшей в истории мировой ядерной энергетики и до сих пор считается самой тяжёлой ядерной аварией в США, в ходе неё была серьёзно повреждена активная зона реактора, часть ядерного топлива расплавилась.

Хронологическое описание аварии[править | править вики-текст]

Аварийная остановка реактора[править | править вики-текст]

Принципиальная схема АЭС Три-Майл-Айленд
Реакторная установка АЭС Три-Майл-Айленд

В ночь с 27 на 28 марта 1979 года энергоблок №2 работал на 97% мощности. Непосредственно перед началом аварийных событий системы энергоблока работали в штатном режиме, за исключением двух известных для персонала проблем[1]. Во-первых, это постоянная небольшая протечка теплоносителя через затвор одного из клапанов компенсатора давления, из-за чего в сбросном трубопроводе держалась повышенная температура [2], а избыток среды из бака-барботера приходилось сливать примерно раз в каждые 8 часов[3]. Во-вторых, при осуществлении регулярной процедуры выгрузки (замены) ионообменной смолы из фильтра конденсатоочистки второго контура произошло блокирование (закупоривание) смолой трубопровода выгрузки, и около 11 часов предпринимались попытки продуть его смесью сжатого воздуха и воды. Наиболее вероятно, возникшие при выполнении этой операции неполадки стали первым звеном во всей последующей цепи аварийных событий[4][5].

Предположительно, вода от одного из фильтров конденсатоочистки через неисправный обратный клапан попала в систему сжатого воздуха, который использовался в том числе и для управления пневматическими приводами арматуры. Конкретный механизм воздействия воды на функционирование системы так и не был установлен, известно лишь то, что в 4:00:36 (-0:00:01 — время от условной точки отсчета) произошло неожиданное единовременное срабатывание пневмоприводов и закрытие всей арматуры, установленной на входе и выходе из фильтров конденсатоочистки[6]. Поток рабочей среды оказался полностью перекрыт и работа второго контура станции была нарушена. Последовательно отключились конденсатные, питательные насосы и турбогенератор. Вода перестала поступать в парогенераторы и теплоотвод от реактора ухудшился.

Возможность возникновения подобной аварийной ситуации была учтена при проектировании станции. Соответственно, была предусмотрена система аварийной подачи питательной воды в парогенераторы из баков запаса конденсата, а персонал был обучен управлению станцией в таких условиях. Переходной процесс занял несколько секунд за которые, автоматически, без участия операторов, произошло следующее[7]:

  • 04:00:37 (00:00:00) - остановка турбогенератора;
  • 04:00:37 (00:00:00) - запуск насосов аварийной питательной воды;
  • 04:00:40 (00:00:03) - срабатывание электромагнитного клапана компенсатора давления (из-за повышения давления в реакторной установке выше 15,5 МПа);
  • 04:00:45 (00:00:08) - срабатывание аварийной защиты реактора, остановка ядерной реакции (из-за повышения давления в реакторной установке выше 16,2 МПа)
  • 04:00:49 (00:00:12) - снижение давления в реакторной установке ниже 15,2 МПа (так как после остановки ядерной реакции энерговыделение в реакторе снизилось)

Операторам оставалось лишь убедиться в срабатывании автоматики, произвести необходимые переключения в электрической части станции и приступить к расхолаживанию реактора. Необходимость последнего обусловлена наличием остаточного энерговыделения: сразу после остановки тепловая мощность реактора достигает 160 МВт, через час снижается до 33 МВт, через десять до 15 МВт и затем уменьшается сравнительно медленно[8].

Утечка теплоносителя[править | править вики-текст]

Панель блочного щита управления с ремонтными маркировочными табличками, скрывшими от персонала цветовую индикацию о закрытом положении задвижек на напоре насосов аварийной питательной воды.

Операторы уже сталкивались с подобной внезапной остановкой реактора, однако на этот раз имелось два отклонения от стандартного сценария, о которых персонал станции еще не догадывался. Во-первых, задвижки на напоре аварийных питательных насосов оказались ошибочно закрыты и охлаждение через парогенераторы было временно потеряно (ошибочное состояние задвижек было определено уже через 8 минут и не оказало значительного влияния на последствия аварии[9]). Во-вторых, что гораздо важнее, электромагнитный клапан компенсатора давления по неизвестной причине не закрылся после снижения давления в реакторной установке, и происходила непрерывная потеря теплоносителя из первого контура с расходом приблизительно 50 м3/ч (в перерасчете на жидкость)[10].

Действуя по обычной для описываемого сценария процедуре, операторы предприняли шаги для компенсации ожидаемого уменьшения объема теплоносителя первого контура[4][примечание 1]: подача воды (подпитка) в реакторную установку была увеличена, а отбор её на очистку (продувка) уменьшен. Несмотря на корректирующие действия операторов, к 04:01:25(+00:00:48) уровень в компенсаторе давления снизился с номинальных 6350 мм до 4013 мм, а в 4:02:38 (+0:02:01) давление в реакторной установке упало ниже 11,3 МПа и автоматически включились насосы системы аварийного охлаждения реактора, подающие воду в первый контур с расходом в 227 м3/час и предназначенные для компенсации утечек.

К несчастью, не подозревая о наличии течи и наблюдая быстрый рост уровня воды в компенсаторе давления (7416 мм к 04:04:05(+00:03:28)), операторы посчитали такую подпитку явно избыточной[9]. Таким образом, в 4:05:15 (+0:04:38) был отключен один из насосов аварийного охлаждения и снижена подача воды в первый контур до 5,7 м3/час[10], кроме того, была предпринята попытка кратковременно увеличить отбор теплоносителя через линию продувки вплоть до 36,3 м3/час[11]. Эти действия лишь ухудшили ситуацию, давление продолжило снижаться, и к 4:06:07 (+0:05:30) вода в первом контуре достигла состояния насыщения (кипения) при 9,24 МПа и 305,5°C. Образовавшийся в активной зоне пар вытеснял воду в компенсатор давления, создавая иллюзию полного заполнения жидкостью первого контура[12].

Длительный сброс среды первого контура через неисправный электромагнитный клапан вызвал переполнение бака-барботера, из-за чего в 04:03:50 (+00:03:15) сначала сработал его предохранительный клапан, а затем в 04:15:25 (+00:14:48) произошло разрушение защитной разрывной мембраны, после чего горячая вода и пар стали поступать в помещения гермооболочки. Срабатывание предохранительных устройств бака-барботера не осталось незамеченным, однако, судя по отсутствию корректирующих действий, персонал никак не связал это событие с имеющейся утечкой из первого контура[13]. Возможно, операторы предполагали, что разрушение защитной мембраны было вызвано кратковременным срабатыванием электромагнитного клапана в самом начале аварии[14].

Сложившаяся ситуация с течью теплоносителя из верхнего (парового) объема компенсатора давления не была учтена при проектировании АЭС и подготовка персонала станции для управления реакторной установкой в таких условиях была недостаточной[11][15]. Операторы столкнулись с симптомами, которых не понимали: сочетание снижавшегося давления и растущего уровня в компенсаторе давления не было описано в эксплуатационной документации и не рассматривалось при их тренировке на тренажере Babcock&Wilcox.

Основной вклад в развитие аварийной ситуации внесла неспособность операторов вовремя распознать утечку через неисправный клапан, что, в числе прочего, было обусловлено неудачной организацией блочного щита управления энергоблоком (БЩУ). Указателя фактического положения запорного органа электромагнитного клапана предусмотрено не было, а лампа на панели управления сигнализировала лишь о наличии питания на его приводе[16].

Инструкциями на АЭС прямо предписывалось изолировать электромагнитный клапан при повышении температуры за ним свыше 93°С[17], однако этого сделано не было. Вероятно это произошло потому, что с октября 1978 года, в нарушение нормативов комиссии по ядерному регулированию, энергоблок работал при протечке через затворы электромагнитного или предохранительных клапанов около 1,4 м3/ч (при разрешенном значении в 0,2 м3/ч)[3]. Персонал привык к высоким значениям температуры в сбросном трубопроводе[18] и, зная о срабатывании электромагнитного клапана в первые секунды аварии, интуитивно (но ошибочно) полагал, что в случае серьезной протечки температура за клапаном будет более 150°С[10], однако за время аварии она не превысила этой величины.

В эксплуатационной документации был определен перечень признаков течи из первого контура[19], одни из них действительно имели место, например, повышение температуры под гермооболочкой и падение давления в реакторной установке. Однако операторов привело в замешательство отсутствие симптомов, которые они считали ключевыми: не было снижения уровня в компенсаторе давления (он, наоборот, возрастал), также не было сигнализации о повышенном уровне радиации в атмосфере гермооболочки (возможно, порог срабатывания датчика был некорректно установлен)[20].

Теоретически, автоматическое включение системы аварийного охлаждения реактора должно было однозначно указать операторам на наличие серьезной протечки. Однако на Три-Майл-Айленд эта система за последний год срабатывала четыре раза по причинам, никак не связанным с потерей теплоносителя (для компенсации чего она и предназначена)[21]. В связи с этим в сложившейся ситуации неопределенности персонал предпочел отдать приоритет регулированию уровня в компенсаторе давления, а не обеспечению непрерывной работы системы аварийного расхолаживания[22].

Примерно к 04:26:00 (+00:25:00) давление в первом контуре достигло значений около 7 МПа. Однако, с точки зрения операторов, состояние реакторной установки казалось относительно стабильным, хотя и необычным [23][24]. Тем временем в реакторе продолжалось кипение теплоносителя и, по мере того как увеличивалось паросодержание, работа главных циркуляционных насосов ухудшалась из-за перекачивания неоднородной пароводяной среды. Сильные вибрации вынудили операторов в 5:14:06(+01:13:29) отключить насосы со стороны парогенератора "B", а в 5:41:22(+01:40:45) по той же причине были остановлены насосы со стороны парогенератора "A". К этому времени было потеряно около 121 м3 теплоносителя (более 1/3 от объема первого контура)[25].

После остановки циркуляции в первом контуре произошло разделение жидкой и паровой сред, пар занял верхние участки контура, а граница кипения теплоносителя в реакторе установилась примерно на 1 метр выше верхней плоскости активной зоны[26]. В дальнейшем, в результате кипения и сброса среды через электромагнитный клапан уровень в реакторе неуклонно снижался, и уже с 5:52:04(+01:51:57) началось осушение активной зоны.

Разрушение активной зоны[править | править вики-текст]

Прибывший в 6 часов утра персонал следующей смены, благодаря свежему взгляду, наконец смог определить состояние электромагнитного клапана компенсатора давления[27][15]. В 6:22:37 (+02:22:00)[28] был закрыт отсечной клапан, находящийся на одном трубопроводе с электромагнитным, прекратив утечку. Установив тем самым факт продолжительной потери теплоносителя, операторы должны были приступить к ликвидации аварии, запустив систему аварийного охлаждения, однако, по неустановленным причинам, это действие не было незамедлительно выполнено [23][29][30].

По случайному совпадению, одновременно с закрытием отсечного клапана в 6:22:37 (+02:22:00), приборами радиационного контроля, расположенными под герметичной оболочкой, было зафиксировано первое свидетельство разрушения оболочек твэлов и выхода высокоактивных продуктов деления ядерного топлива за пределы первого контура[31]. При этом температура поврежденных твэлов должна была быть в диапазоне от 760°С до 870°С.

Конечное состояние активной зоны реактора:
1 — вход 1-й петли А
2 — вход 2-й петли B
3 — каверна
4 — верхний слой частично расплавленных фрагментов ТВС
5 — корка металл-топливо
6 — расплавленный материал
7 — нижний слой фрагментов оксида урана и циркониевых оболочек
8 — вероятный объём расплава, который стёк вниз
9 — повреждённые гильзы внутриреакторного контроля
10 — проплавленное отверстие в выгородке активной зоны
11 — слой расплавленных конструкционных материалов в полостях выгородки
12 — повреждения плиты блока защитных труб

Около 6:30 началось быстрое окисление оболочек твэлов в верхней части активной зоны за счет пароциркониевой реакции с образованием водорода. При этой реакции выделяется дополнительная теплота и температура твэлов превысила 1825°C, их оболочки из Циркалоя-4 начали расплавляться. Образовавшаяся расплавленная смесь из топлива, стали и циркония стекала вниз и затвердевала на границе кипения теплоносителя[32]. Ближе к 7 часам утра кипящий теплоноситель покрывал уже менее четверти высоты активной зоны[33].

Реакторная установка находилась в состоянии, которое не было учтено при ее создании. В распоряжении персонала не было инструментов, позволявших контролировать и ликвидировать подобные аварии. Все последующие действия эксплуатирующей организации носили импровизационный характер и не были основаны на заранее просчитанных сценариях.

Не имея в своем распоряжении приборов, позволявших определить уровень жидкости непосредственно в корпусе реактора[34], и не осознавая нехватку теплоносителя, операторы попытались возобновить принудительное охлаждение активной зоны. Были предприняты попытки запуска каждого из четырех ГЦН: ГЦН-1A, ГЦН-2A, ГЦН-1B, и, наконец, ГЦН-2B в 6:54:46(+02:54:09). Последняя попытка оказалась относительно успешной: насос захватил воду, находившуюся в петле циркуляционного трубопровода, и перекачал ее в корпус реактора, что позволило ненадолго замедлить рост температуры топлива. Однако нагнетание в перегретую активную зону около 28 м3 воды вызвало ее мгновенное вскипание и резкий рост давления в установке с 8,2 МПа до 15,2 МПа[35], а внезапное охлаждение разогретого топлива привело к "тепловому удару" и охрупчиванию конструкционных материалов, в результате верхняя часть активной зоны, состоящая из серьезно поврежденных твэлов, потеряла устойчивость и просела вниз, сформировав каверну (пустое пространство) под блоком защитных труб (БЗТ)[32].

Компенсируя возмущение в первом контуре, вызванное последствиями включения ГЦН-2B, операторы в 7:13:05 (+3:12:28) кратковременно открыли отсечной клапан для сброса давления. Затем, по-видимому с целью поддержания давления в пределах рабочего диапазона, в 7:20:22 (+3:19:45) примерно на 20 минут была вручную включена система аварийного охлаждения[36] (к этому моменту теплоноситель покрывал не более 0,5 м высоты активной зоны[37]). Хотя охлаждающая вода поступала в реактор, центр активной зоны практически не охлаждался из-за окружавшей его корки из ранее расплавленного и затвердевшего материала[32], температура расплава достигла 2500°С[38] и в 7:47:00 (+03:46:23) произошло резкое изменение геометрии активной зоны[36][39][40]: жидкая топливная масса из центра активной зоны, содержащая около 50% её материалов, проплавила окружавшие ее конструкции и распределилась в полостях внутрикорпусных устройств и на дне реактора, а пустое пространство под БЗТ увеличилось в объеме до 9,3 м3[41]. Интересно отметить, что несмотря на то, что температура расплава не достигла точки плавления UO2 (2875°C), часть керамического топлива все равно перешла в жидкую фазу при взаимодействии с цирконием и его оксидами[42][43].

В 7:56:23 (+03:55:46) произошло очередное автоматическое включение системы аварийного охлаждения реактора, теперь уже по сигналу повышения давления в гермооболочке свыше 0,027 МПа. На этот раз было принято принципиальное решение: не мешать автоматической работе систем безопасности пока не будет полного понимания состояния реакторной установки[44]. С этого момента работа насосов аварийного охлаждения позволила остановить процесс дальнейшего разрушения активной зоны[37].

Первая попытка исправить ситуацию. Подъем давления[править | править вики-текст]

Безуспешность попыток запуска главных циркуляционных насосов привела эксплуатирующую организацию к пониманию того, что в первом контуре имелись области, занятые паром[45], однако в конструкции реакторной установки не существовало устройств для дистанционного выпуска этих парогазовых пробок. Исходя из этого, было принято решение поднять давление в первом контуре до 14,5 МПа для того чтобы сконденсировать имеющийся пар. Если бы эта стратегия принесла успех, то контур оказался бы заполнен водой и в нем бы установилась естественная циркуляция[en] теплоносителя[46]. Однако из внимания был упущен тот факт, что в первом контуре находился перегретый пар с температурой около 370°С и для его конденсации потребовалось бы давление 20 МПа, что превышало допустимое давление для оборудования[45]. Кроме того, в контуре имелось большое количество неконденсирующихся газов, прежде всего, водорода. Тем не менее, попытка была предпринята, и с 9:18:37 (+5:18:00) до 9:43:43 (+5:43:06) давление было поднято с 8,6 МПа до 14,8 МПа и затем поддерживалось в течение двух часов на этом уровне путем циклического открытия и закрытия отсечного клапана и сброса среды первого контура в объем герметичной оболочки[47]. Отсутствие признаков эффективного теплоотвода через парогенераторы вынудило персонал отказаться от данной стратегии. С другой стороны, работа насосов аварийного охлаждения позволила к 11:00 частично заполнить первый контур до уровня выше активной зоны[48]. Теоретически, запуск в это время главных циркуляционных насосов мог иметь успех, так как в контуре уже имелся значительный запас теплоносителя, но персонал находился под впечатлением предыдущих неудачных запусков и новой попытки предпринято не было[46].

Вторая попытка. Снижение давления[править | править вики-текст]

Единственным эффективным способом охлаждения активной зоны в это время являлась подача холодной борированной воды насосами аварийного охлаждения в реактор и сброс нагретого теплоносителя через отсечной клапан компенсатора давления. Однако такой способ не мог применяться постоянно. Запас борированной воды был ограничен, а частое использование отсечного клапана грозило его поломкой. Дополнительно ко всему, среди персонала уже не было уверенности в полном заполнении активной зоны водой. Все это подталкивало эксплуатирующую организацию к поиску альтернативных методов расхолаживания реактора [49].

К 11:00 была предложена новая стратегия: снизить давление в реакторной установке до минимально возможного. Ожидалось, что, во-первых, при давлении ниже 4,2 МПа из гидроемкостей САОЗ вода поступит в реактор и зальет активную зону, во-вторых, возможно будет включить в работу систему планового расхолаживания реактора, которая работает при давлениях около 2 МПа[50], и обеспечить этим стабильный теплоотвод от первого контура через ее теплообменники[51].

В 11:39:31 (+07:38:54) отсечной клапан был открыт, и к 13:10:37 (+9:10:00) давление в первом контуре удалось снизить до 3 МПа [52]. При этом из гидроемкостей в реактор поступило всего 2,8 м3 воды, что составляет менее 5% от её запаса в гидроемкостях и эквивалентно лишь объему, перекачиваемому одним насосом аварийного охлаждения за 1,5 минуты[53]. Тем не менее персонал принял это за свидетельство того, что реактор полностью заполнен водой. Хотя фактически из гидроемкостей был вытеснен лишь объем воды, достаточный для того, чтобы давление в гидроемкостях сравнялось с давлением в реакторе. Для вытеснения значительного объема воды из гидроемкости потребовалось бы снизить давление в первом контуре примерно до 1 МПа[54].

Пытаясь достигнуть своей второй цели (включения системы планового расхолаживания), персонал продолжил попытки снижать давление[55], однако снизить его ниже 3 МПа не удалось. По видимому, это было вызвано тем, что в это время в активной зоне шло кипение теплоносителя, образование пара и, возможно, водорода[56]. За счет этих процессов давление в первом контуре держалось около 3 МПа даже при непрерывном сбросе среды. В любом случае поставленная цель была принципиально ошибочной, так как система планового расхолаживания не предназначена для работы с первым контуром, лишь частично заполненным жидкостью[51].

Положительным следствием принятой стратегии явилось то, что большой объем неконденсирующихся газов, прежде всего водорода, был удален из первого контура в атмосферу защитной оболочки[57]. Таким образом содержание газов в пределах реакторной установки было существенно уменьшено, хотя для этого и не требовалось поддерживать низкое давление так долго[51]. С другой стороны, возможно, в это время имело место повторное осушение части активной зоны[58], подпитка первого контура составляла всего 34 м3[59] и в целом реакторная установка была близка к состоянию, которое существовало перед закрытием отсечного клапана в 6:22 утра.

Восстановление стабильного охлаждения реактора[править | править вики-текст]

Учитывая безуспешность попыток снизить давление в первом контуре до 2 МПа и риск осушения активной зоны, было принято решение вернуться к стратегии восстановления принудительной циркуляции в первом контуре, как к хорошо известному для персонала способу охлаждения реактора[60].

В 17:23:41 (+13:23:04) был запущен дополнительный насос аварийного охлаждения и подпитка первого контура составила 96 м3/ч. К 18:56:12 (+14:55:35) давление в реакторной установке достигло 15,6 МПа и в 19:33:19 (+15:32:42) был кратковременно запущен ГЦН-1А[61][62]. Так как результаты пробного пуска выглядели весьма обнадеживающе, насос был окончательно включен в 19:50:13 (+15:49:36). Успех в возобновлении принудительной циркуляции теплоносителя был обусловлен тем, что контур уже был достаточно заполнен водой за счет работы насосов аварийного расхолаживания, а газовые пробки были существенно уменьшены при предыдущей попытке снизить давление. Стабильное охлаждение активной зоны было наконец-то восстановлено.

Удаление водорода из первого контура[править | править вики-текст]

К концу 29 марта стало очевидным, что в теплоносителе первого контура имеется большое содержание газов, в первую очередь водорода, образовавшегося ранее при пароциркониевой реакции[63][64]. По теоретическим подсчетам, выполненным 30 марта, под крышкой реактора скопилось до 10м3 водорода[65]. Эта информация вызвала в СМИ совершенно беспочвенную панику о возможности взрыва внутри корпуса реактора, так как фактически в объеме первого контура отсутствовал кислород, что делало такой взрыв невозможным[66]. Тем не менее из-за риска нарушить циркуляцию в первом контуре от водорода решено было избавиться[67].

Растворимость водорода в воде падает при снижении давления. Основываясь на этом свойстве было осуществлено постепенное удаление водорода из реакторной установки. Теплоноситель из первого контура отводился через линию продувки в бак подпитки, давление в котором значительно ниже чем в реакторе, в баке происходила дегазация теплоносителя: газ удалялся в систему газоочистки и по временным трубопроводам под гермооболочку[68][69]. Использовался также и другой способ: теплоноситель распылялся в компенсаторе объема (в котором электронагревателями поддерживалась высокая температура) при открытом отсечном клапане, при этом газы удалялись в объем герметичной оболочки. Уже к 1 апреля измерения показали отсутствие газообразного водорода под крышкой реактора[70].

Расхолаживание реактора[править | править вики-текст]

При стандартном процессе расхолаживания реактора отвод тепла, вызванного остаточным энерговыделением, происходит сначала через парогенераторы при работающих главных циркуляционных насосах. Затем, по мере снижения энерговыделения в активной зоне и соответственно температуры и давления теплоносителя, циркуляционные насосы останавливаются и охлаждение происходит через специальную систему планового расхолаживания, имеющую свои насосы и теплообменники. Однако ситуация на Три-Майл-Айленд не была стандартной: уровень активности теплоносителя, содержащего частицы топлива, был таков, что следовало любой ценой избегать его распространения по еще относительно не загрязненным системам станции[71].

27 апреля единственный работающий главный циркуляционный насос был остановлен и в первом контуре установилась естественная циркуляция. К этому времени тепло, производимое работой насоса, в два раза превышало энерговыделение в активной зоне[67]. Лишившись столь мощного источника тепла, уже к вечеру 27 апреля теплоноситель остыл настолько, что было достигнуто состояние "холодного останова"[примечание 2] реактора.

Только к ноябрю 1980 года тепловыделение в активной зоне упало до столь незначительных величин (порядка 95кВт), что позволило отказаться от использования парогенераторов. В январе 1981 года реакторная установка была изолирована от второго контура и охлаждалась исключительно за счет передачи тепла от поверхности оборудования к атмосфере герметичной оболочки[72].

Радиационное воздействие на население и окружающую среду[править | править вики-текст]

После разрушения оболочек твэл, радиоактивные элементы из топлива поступили в теплоноситель первого контура (его активность составила 20 000 мкКи/см3 против 0,4 мкКи/см3 до аварии[73]), который затем по трубопроводам системы продувки-подпитки вышел за пределы герметичной оболочки и циркулировал через оборудование, расположенное во вспомогательном реакторном здании[74]. Необходимость работы этой системы непосредственно в течение аварии не вполне очевидна[75], однако затем её использование стало неизбежным с целью удаления водорода из объема первого контура[76]. В связи с этим стоит отметить, что в проекте АЭС Три-Майл-Айленд была предусмотрена автоматическая изоляция герметичной оболочки путем перекрытия всех пересекающих ее трубопроводов. Однако, во-первых, изоляция срабатывала лишь по сигналу превышения давления под оболочкой, независимо от показаний приборов радиационного контроля (гермооболочка была автоматически изолирована только через 4 часа от начала аварии, когда теплоноситель уже был сильно загрязнен). Во-вторых, изоляция герметичной оболочки была вручную отключена операторами, так как по их мнению работа системы продувки-подпитки была нужна для управления реакторной установкой[77].

Радиоактивные материалы, прежде всего газы ксенон-133 и иод-131, через многочисленные протечки в системах продувки-подпитки и газоочистки (несущественные при нормальной эксплуатации) попали в помещения вспомогательного реакторного здания, где были захвачены системой вентиляции и выброшены через вентиляционную трубу. Так как система вентиляции оснащена специальными фильтрами-адсорберами, только небольшое количество радиоактивного йода поступило в атмосферу[78], тогда как радиоактивные благородные газы практически не были отфильтрованы[73]. Выбросы иода-131 могли бы быть в 5 раз меньше если бы на АЭС вовремя менялись фильтрующие элементы (картриджи в фильтрах были заменены только после аварии в течение апреля 1979г.)[79].

Утечек загрязненных радиоактивными материалами жидкостей за пределы зданий АЭС в сколь-либо значимых количествах обнаружено не было[74].

Подсчитанная за период с 28 марта до 8 мая активность выбросов радиоактивного йода составила около 15 Ки. Эти данные были получены при анализе картриджей фильтров-адсорберов, которые периодически заменялись в течение указанного периода времени. Утечки радиоактивного йода после 8 мая не могли быть сколь-либо значимы ввиду его малого периода полураспада (8 суток)[80]. Количество выброшенных радиоактивных благородных газов составило около 2,37 миллионов Кюри (преимущественно 133Xe)[73].

В течение нескольких недель после аварии контроль над радиационной обстановкой вокруг станции был усилен. Максимальные значения мощности излучения в 3 Р/ч (30 мЗв/ч) были зафиксированы 29 марта непосредственно над вентиляционной трубой станции. При удалении от АЭС след быстро рассеивался и при последующих замерах на уровне земли в период со 2-го по 13-е апреля из 37 контрольных точек только в трех мощность излучения превышала фоновые значения (максимум 1 мР/ч или 10 мкЗв/ч)[81]. Основной объем радиоактивного выброса пришелся на первые несколько дней после аварии[82].

Начиная с 28 марта были собраны сотни образцов воздуха, воды, молока, растений и почвы. Хотя в образцах были обнаружены следы цезия-137, стронция-90, ксенона-133 и иода-131, только лишь крайне незначительное количество йода и ксенона можно отнести к последствиям аварии. Найденное количество цезия и стронция было обусловлено скорее результатами мировых испытаний ядерного оружия. Количество всех радионуклидов в исследованных образцах было значительно ниже допустимых концентраций[83].

Значение максимальной индивидуальной дозы от внешнего облучения, полученное путем теоретических подсчетов и анализа данных радиационного мониторинга, не превысило 100 миллибэр (1 мЗв) (для получения такой дозы человек должен был постоянно находиться в непосредственной близости от АЭС в направлении радиоактивного выброса). Внутреннее облучение от 133Xe и 131I было признано пренебрежительно малым ввиду инертности первого и малого количества второго изотопа[84].

Средняя доза облучения от радиации, полученная населением (порядка 2 миллионов человек) в результате аварии на АЭС Три-Майл-Айленд, составила не более чем 1% от годовой дозы, получаемой в результате фонового облучения и медицинского обслуживания[85].

Ряд проведенных в 1985—2008 годах исследований в целом подтвердил первоначальные выводы о незначительном влиянии аварии на здоровье населения. Хотя в некоторых областях, расположенных поблизости от АЭС, исследования выявили некоторый рост числа онкологических заболеваний, его невозможно связать напрямую с последствиями аварии[86][87].

Дальнейшая судьба энергоблока[править | править вики-текст]

Дезактивация помещений вспомогательного реакторного здания.
Авария на АЭС Три-Майл-Айленд (США)
Red pog.png
Айдахо
Red pog.png
Ричленд
Red pog.png
Барнуэлл
Red pog.png
Три Майл Айленд
Расположение АЭС и мест захоронения топлива и радиоактивных отходов, образовавшихся в результате аварии

В результате аварии ядерное топливо было расплавлено, а помещения и оборудование станции значительно загрязнены радиоактивными веществами. Для приведения станции в безопасное стабильное состояние было необходимо:

  • дезактивировать помещения до разумно достижимого уровня;
  • удалить из атмосферы герметичной оболочки криптон-85;
  • очистить накопившиеся объемы радиоактивной воды;
  • выгрузить из реактора и захоронить ядерное топливо.

После естественного распада короткоживущих изотопов ксенона и йода, единственным радиоактивным газом, присутствовавшим в значительных концентрациях (около 46 000 Ки) под защитной оболочкой, оставался криптон-85 (период полураспада составляет 10 лет). Исходя из инертности криптона-85, который не задействован в биологических цепочках, и отсутствия достаточно эффективных методов по его улавливанию, было решено просто рассеять его в атмосфере путем вентиляции герметичной оболочки, что было выполнено в течение июня 1980 года[88].

Первое время после аварии мощность излучения во вспомогательных помещениях станции составляла от 50 мР/ч до 5 Р/ч, а в герметичной оболочке от 225 мР/ч до 45 Р/ч[89]. Основной целью дезактивации было уменьшение этих значений до разумно достижимых величин позволявших безопасно вести работы по удалению топлива из реактора[90]. Большая часть работ выполнялась традиционными методами, путем смывки и удаления радиоактивных веществ с поверхностей. Однако поверхности помещений, подвергшиеся загрязнению высокоактивным теплоносителем, пришлось дезактивировать путем скалывания слоя бетона и вакуумного удаления образовавшейся пыли. В некоторых помещениях, загрязнение которых не позволяло работать в них людям, использовалась дистанционно-управляемая техника (роботы), выполнявшие аналогичную работу[91].

Так как активная зона реактора была разрушена, то невозможно было воспользоваться штатными средствами извлечения топлива. Над реактором была сооружена специальная поворотная платформа, на которой были установлены манипуляторы, позволявшие выполнять различные операции по удалению материалов активной зоны. Среди них были как простые захваты так и более сложные механизмы для резки, сверления или гидравлического сбора фрагментов топлива. Работы по извлечению материалов активной зоны начались 30 октября 1985 года[92], после того как была снята крышка реактора.

Одной из неожиданностей стала высокая и быстро растущая мутность воды первого контура (к февралю 1986 года видимость не превышала 5 сантиметров). Это явление было обусловлено быстрым ростом количества микроорганизмов после снятия крышки реактора и соответственно аэрации воды и наличия яркого освещения. Другим источником загрязнения была коллоидная суспензия, образованная в основном гидроксидами металлов. Эта суспензия содержала настолько мелкие частицы, что они не могли быть эффективно очищены существующими фильтрами. Только к январю 1987 года благодаря применению перекиси водорода для уничтожения микроорганизмов и использованию коагулянтов для борьбы с суспензией удалось снизить мутность воды ниже 1 ЕМ (единица мутности)[93].

Первое время работа заключалась в сборе и удалении обломков с верхней части активной зоны. Так продолжалось до апреля 1986 года, когда верхний завал был разобран и под ним обнаружилась твердая корка застывшего расплава. Дальнейшая работа проводилась с помощью бурильной установки, которая позволила разрушить топливную массу на подходящие для транспортировки обломки[94]. К ноябрю 1987 года практически все остатки топливных кассет были удалены[95]. Однако при аварии и за время разборки активной зоны значительное количество расплава и обломков скопилось под нижними распределительными решетками внутрикорпусных устройств реактора. В итоге было принято решение срезать все решетки до самого дна корпуса реактора. Работы проводились под 12 метровой толщей воды при помощи плазменной резки[96]. Официально работы по удалению топлива со станции были завершены в 1990 году[97]. Все извлеченное топливо было упаковано в специальные контейнеры и отправлено на захоронение в национальную лабораторию Айдахо.

При аварии и за время её ликвидации образовались большие объемы (до 8 700 м3) радиоактивной воды. Эта вода была очищена от радионуклидов с помощью ионообменных и цеолитовых фильтров, после чего соответствовала всем нормативам и могла быть сброшена в реку Саскуэханна. Однако на это был наложен запрет из-за протестов населения городов, находящихся ниже по течению реки[98]. В качестве альтернативного решения была сооружена установка по двухступенчатому выпариванию воды, чистый пар (включая 1 020 Ки или 37 740 ГБк[99][примечание 3] трития, который практически невозможно отделить) рассеивался в атмосфере, а образовавшийся остаток, содержащий 99,9% примесей, растворенных в воде, подвергся отверждению и был захоронен как низкоактивные отходы[101].

Твердые радиоактивные отходы, образовавшиеся при ликвидации аварии, такие как, например, фильтрующие материалы, вобравшие в себя все радиоактивные загрязнения из очищаемой воды, были захоронены, в основном, в хранилищах U.S. Ecology (Ричленд, штат Вашингтон)[102] и EnergySolutions (Барнуэлл, штат Южная Каролина)[103].

Общая стоимость всего комплекса работ составила около одного миллиарда долларов США[104].

Начиная с 1993 года энергоблок №2 АЭС Три-Майл-Айленд находится в так называемом состоянии "сохранение под наблюдением". Это означает, что[105]:

  • Ядерное топливо удалено из объема реакторной установки и вывезено за пределы площадки АЭС;
  • Дезактивация выполнена в разумно достижимом объеме, дальнейшая дезактивация будет вести лишь к неоправданно высоким затратам (по сравнению с получаемыми результатами);
  • Достигнутый уровень стабильности и безопасности энергоблока исключает риски для здоровья населения.

В помещениях станции до сих пор имеется повышенный радиационный фон, обусловленный в основном остатками загрязнений в виде долгоживущих изотопов стронция-90 и цезия-137, оставшихся на поверхностях оборудования и строительных конструкций. Также незначительное количество частиц топлива осталось в труднодоступных для удаления участках оборудования и в толще бетона куда они проникли с водой первого контура[106].

Окончательная ликвидация энергоблока запланирована совместно с первым блоком АЭС, после завершения эксплуатации последнего (лицензия на его эксплуатацию в 2009 году была продлена до 19 апреля 2034 года[107]).

Последствия[править | править вики-текст]

Было проведено тщательное расследование обстоятельств аварии. Было признано, что операторы допустили ряд ошибок, которые серьёзно ухудшили ситуацию. Эти ошибки были вызваны тем, что они были перегружены информацией, часть которой не относилась к ситуации, а часть была просто неверной. После аварии были внесены изменения в систему подготовки операторов. Если до этого главное внимание уделялось умению оператора анализировать возникшую ситуацию и определять, чем вызвана проблема, то после аварии подготовка была сконцентрирована на выполнении оператором заранее определённых технологических процедур. Были также улучшены пульты управления и другое оборудование станции. На всех атомных станциях США были составлены планы действий на случай аварии, предусматривающие быстрое оповещение жителей в 10-мильной зоне.

Эксплуатация другого реактора станции (TMI-1) была возобновлена в 1985 году.

Фильм «Китайский синдром»[править | править вики-текст]

Авария на АЭС «Три-Майл Айленд» произошла через несколько дней после выхода в прокат кинофильма «Китайский синдром», сюжет которого построен вокруг расследования проблем с надёжностью атомной электростанции, проводимого тележурналисткой и сотрудником станции. В одном из эпизодов показан инцидент, очень похожий на то, что в действительности произошло на «Три-Майл Айленд»: оператор, введённый в заблуждение неисправным датчиком, отключает аварийную подачу воды в активную зону и это едва не приводит к её расплавлению (к «китайскому синдрому»). По ещё одному совпадению, один из персонажей фильма говорит, что такая авария может привести к эвакуации людей с территории «размером с Пенсильванию».

Примечания[править | править вики-текст]

  1. Например при изменении температуры с 300°С до 250°С и давлении 15 МПа удельный объем воды уменьшается на 11%.
  2. "Холодный останов" — специфический термин, обозначающий состояние реакторной установки, при которой реактор подкритичен, а теплоноситель находится при температуре исключающей его кипение при атмосферном давлении (например, ниже 90°С).
  3. Для сравнения годовой сброс трития в результате нормальной эксплуатации первого блока АЭС Три-Майл-Айленд в 1993 году составил 6 780 ГБк в атмосферу и 13 900 ГБк в водные источники[100]
Источники
  1. Rogovin, vol. 2, 1980, p. 817.
  2. Staff Reports, Vol. I, 1979, p. 95.
  3. 1 2 Rogovin, vol. 2, 1980, p. 460.
  4. 1 2 Kemeny, 1979, p. 93.
  5. Staff Reports, Vol. IV, 1979, p. 128.
  6. Rogovin, vol. 2, 1980, pp. 468-470.
  7. NSAC-80-1, 1980, pp. SOE:3-5.
  8. Rogovin, vol. 2, 1980, p. 311.
  9. 1 2 Kemeny, 1979, p. 94.
  10. 1 2 3 Rogovin, vol. 2, 1980, p. 818.
  11. 1 2 Rogovin, vol. 2, 1980, p. 820.
  12. Rogovin, vol. 2, 1980, p. 315.
  13. Senate Report, 1980, p. 101.
  14. Rogovin, vol. 2, 1980, p. 574.
  15. 1 2 Senate Report, 1980, p. 109.
  16. Kemeny, 1979, p. 28.
  17. Staff Reports, Vol. III, 1979, pp. 131-132.
  18. Senate Report, 1980, p. 71.
  19. Staff Reports, Vol. III, 1979, p. 148.
  20. Senate Report, 1980, pp. 102-103.
  21. Senate Report, 1980, p. 72.
  22. Senate Report, 1980, p. 96.
  23. 1 2 Rogovin, vol. 2, 1980, p. 821.
  24. Senate Report, 1980, p. 98.
  25. Kemeny, 1979, p. 91.
  26. NSAC-80-1, 1980, p. CI:3.
  27. Rogovin, vol. 2, 1980, p. 819.
  28. NSAC-80-1, 1980, p. SOE:25.
  29. Kemeny, 1979, p. 100.
  30. Staff Reports, Vol. I, 1979, p. 104.
  31. NSAC-24, 1981, p. 2-19.
  32. 1 2 3 Defueling Report, p. 2-2.
  33. NSAC-24, 1981, p. 4-3.
  34. Senate Report, 1980, p. 10.
  35. NSAC-24, 1981, p. 39.
  36. 1 2 Rogovin, vol. 2, 1980, p. 326.
  37. 1 2 NSAC-24, 1981, p. 5-2.
  38. Defueling Report, p. 2-5.
  39. NSAC-80-1, 1980, p. TH:63.
  40. NSAC-24, 1981, p. 3-8.
  41. Defueling Report, pp. ES-2, 2-3, 2-5, 2-13.
  42. NUREG/CR-6042, 2002, p. 3.4-1.
  43. Stuckert.
  44. Rogovin, vol. 2, 1980, p. 829.
  45. 1 2 Senate Report, 1980, p. 124.
  46. 1 2 Rogovin, vol. 2, 1980, p. 831.
  47. NSAC-80-1, 1980, p. SOE:43.
  48. Staff Reports, Vol. I, 1979, p. 106.
  49. Senate Report, 1980, p. 128.
  50. Rogovin, vol. 2, 1980, p. 329.
  51. 1 2 3 Rogovin, vol. 2, 1980, p. 833.
  52. NSAC-80-1, 1980, p. SOE:49.
  53. Senate Report, 1980, p. 129.
  54. Rogovin, vol. 2, 1980, p. 499.
  55. Senate Report, 1980, p. 138.
  56. NSAC-80-1, 1980, p. TH:76.
  57. NSAC-80-1, 1980, p. TH:73.
  58. Kemeny, 1979, p. 107.
  59. Senate Report, 1980, p. 160.
  60. Rogovin, vol. 2, 1980, p. 839.
  61. Rogovin, vol. 2, 1980, p. 331.
  62. NSAC-80-1, 1980, p. SOE:57.
  63. Rogovin, vol. 2, 1980, p. 335.
  64. Rogovin, vol. 2, 1980, p. 1132.
  65. Rogovin, vol. 2, 1980, p. 336.
  66. NSAC-80-1, 1980, p. HYD:1.
  67. 1 2 NP-6931, 1990, p. 3-4.
  68. Rogovin, vol. 2, 1980, p. 364.
  69. Rogovin, vol. 2, 1980, p. 337.
  70. Rogovin, vol. 2, 1980, p. 338.
  71. NP-6931, 1990, p. 3-5.
  72. NP-6931, 1990, p. 3-8.
  73. 1 2 3 Rogovin, vol. 2, 1980, p. 360.
  74. 1 2 Rogovin, vol. 2, 1980, p. 351.
  75. Rogovin, vol. 2, 1980, p. 830.
  76. Rogovin, vol. 2, 1980, p. 352.
  77. Rogovin, vol. 2, 1980, p. 461.
  78. Rogovin, vol. 2, 1980, p. 343,352.
  79. Rogovin, vol. 2, 1980, p. 366.
  80. Rogovin, vol. 2, 1980, p. 358.
  81. Rogovin, vol. 2, 1980, p. 389.
  82. Rogovin, vol. 2, 1980, p. 395.
  83. Rogovin, vol. 2, 1980, pp. 389-390.
  84. Rogovin, vol. 2, 1980, p. 400.
  85. Rogovin, vol. 2, 1980, p. 406.
  86. R.J. Levin. Incidence of thyroid cancer in residents surrounding the three-mile island nuclear facility : [англ.] // Laryngoscope 118(4). — 2008. — P. 618–628.
  87. Evelyn O Talbott. Long-term follow-up of the residents of the Three Mile Island accident area: 1979-1998 : [англ.] // Environmental Health Perspectives 111(3). — 2003. — P. 341–348.
  88. NP-6931, 1990, pp. 3-31—3-34,4-14.
  89. NP-6931, 1990, p. 7-1.
  90. NP-6931, 1990, p. 7-2.
  91. NP-6931, 1990, p. 7-6.
  92. NP-6931, 1990, p. 8-44.
  93. NP-6931, 1990, pp. 6-31 - 6-34.
  94. NP-6931, 1990, p. 8-48.
  95. NP-6931, 1990, p. 8-51.
  96. NP-6931, 1990, p. 8-55.
  97. NP-6931, 1990, p. 8-68.
  98. NP-6931, 1990, p. 6-34.
  99. Waste management, 1990.
  100. UNSCEAR 2000 Report Vol. I. Annex C: Exposures from man-made sources of radiation pp. 250, 268.
  101. AGW Disposal Report, pp. 1-3.
  102. NP-6931, 1990, p. 6-50.
  103. NP-6931, 1990, p. 6-52.
  104. 14-Year Cleanup at Three Mile Island Concludes, New York Times (August 15, 1993). Проверено 28 марта 2011.
  105. TMI-2 PDMS SAR, 2011, p. 1.1-1.
  106. TMI-2 PDMS SAR, 2011, p. 8.1-2.
  107. | Three Mile Island Nuclear Station, Unit 1 on NRC.gov

Литература[править | править вики-текст]

Ссылки[править | править вики-текст]



Координаты: 40°09′18″ с. ш. 76°43′24″ з. д. / 40.15500° с. ш. 76.72333° з. д. / 40.15500; -76.72333 (G) (O) (Я)