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.

Хронология и последовательность событий[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. 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 закрытие всей арматуры (пневматические приводы которой были подключены к системе сжатого воздуха), установленной на входе и выходе из фильтров конденсатоочистки[6]. Это перекрытие конденсатного тракта сделало невозможной замкнутую циркуляцию среды по второму контуру. 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 убедится 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 при внезапной остановке реактора 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 как раз 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. До описываемых событий предполагалось, что во всех режимах, в том числе при авариях, падение давления в реакторной установке вызывает снижение уровня в компенсаторе давления.

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 долговременного 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. Охлаждение активной зоны было наконец-то восстановлено на долговременный период.

Однако еще никто не представлял реальных последствий аварии, так же как и масштаба повреждения топлива. В первом контуре все еще находился газообразный водород, помещения станции были серьезно загрязнены радиоактивными веществами, а активная зона разрушена. Решение этих проблем затянулось до 1991 года, когда со станции было удалено последнее ядерное топливо.

Последствия[править | править вики-текст]

Дезактивация помещений гермообъёма.

Хотя ядерное топливо частично расплавилось, оно не прожгло корпус реактора, так что радиоактивные вещества, в основном, остались внутри. По разным оценкам, радиоактивность благородных газов, выброшенных в атмосферу, составила от 2,5 до 13 миллионов кюри (480·1015 Бк), однако выброс опасных нуклидов, таких как йод-131, был незначительным[63][64]. Территория станции также была загрязнена радиоактивной водой, вытекшей из первого контура. Было решено, что в эвакуации населения, проживавшего рядом со станцией, нет необходимости, однако губернатор Пенсильвании посоветовал покинуть пятимильную (8 км) зону беременным женщинам и детям дошкольного возраста[65]. Средняя эквивалентная доза радиации для людей, живущих в 10-мильной (16 км) зоне, составила 8 миллибэр (80 мкЗв) и не превысила 100 миллибэр (1 мЗв) для любого из жителей[66]. Для сравнения, восемь миллибэр примерно соответствуют дозе, получаемой при флюорографии, а 100 миллибэр равны одной трети от средней дозы, получаемой жителем США за год за счёт фонового излучения.

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.

Работы по устранению последствий аварии были начаты в августе 1979 года и официально завершены в декабре 1993 г. Они обошлись в 975 миллионов долларов США. Была проведена дезактивация территории станции, топливо было выгружено из реактора. Однако часть радиоактивной воды впиталась в бетон защитной оболочки, и эту радиоактивность практически невозможно удалить.

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%.
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. J. Samuel Walker, Three Mile Island: A Nuclear Crisis in Historical Perspective (Berkeley: University of California Press, 2004), p. 231.
  64. Three Mile Island: The Judge’s ruling
  65. Fact Sheet from the US Nuclear Regulatory Commission
  66. ANS Public Information, available at http://www.ans.org/pi/matters/tmi/whathappened.html

Литература[править | править вики-текст]

  • Technical Assessment Task Force. Staff Reports to The President's Commission on The Accident at Three Mile Island. Reports of The Technical Assessment Task Force : [англ.]. — U.S. Government Printing Office, 1979. — Vol. 1 (October). — 142 p.
  • Technical Assessment Task Force. Staff Reports to The President's Commission on The Accident at Three Mile Island. Reports of The Technical Assessment Task Force : [англ.]. — U.S. Government Printing Office, 1979. — Vol. 3 (October). — 204 p.
  • Technical Assessment Task Force. Staff Reports to The President's Commission on The Accident at Three Mile Island. Reports of The Technical Assessment Task Force : [англ.]. — U.S. Government Printing Office, 1979. — Vol. 4 (October). — 346 p.
  • Nuclear Safety Analysis Center. Analysis of Three Mile Island - Unit 2 Accident ; [1] : [англ.]. — Electric Power Research Institute, 1980. — March. — 531 p.
  • F.E. Haskin, A.L. Camp, S.A. Hodge, D.A. Powers. Perspectives on Reactor Safety : [англ.]. — U.S. Nuclear Regulatory Commission, 2002. — March.
  • Nuclear Safety Analysis Center. TMI-2 Accident: Core Heat-Up Analysis : [англ.]. — 1981. — January. — 104 p.
  • GPU Nuclear. Three Mile Island Unit 2 Defueling Completion Report : [англ.]. — 282 p.
  • J. Stuckert, A. Miassoedov. ZrO2 and UO2 dissolution by molten zircalloy : [англ.]. — 8 p.

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)