Три майл айленд. Панорама Авария на АЭС Три-Майл-Айленд. Виртуальный тур Авария на АЭС Три-Майл-Айленд. Достопримечательности, карта, фото, видео. Радиационное воздействие на население и окружающую среду

Анализ аварий на АЭС. Пути решения проблем безопасности и нераспространения. Энергетика и экология.

Анализ аварий на АЭС.

Авария на АЭС Три-Майл-Айленд

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, недалеко 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.

Первые признаки аварии были обнаружены в 4 часа утра, когда по неизвестным причинам прекратилась подача питательной воды основными насосами в парогенератор. Все три аварийных насоса уже две недели находились в ремонте, что было грубейшим нарушением правил эксплуатации АЭС.

В результате парогенератор не мог отводить от первого контура тепло, вырабатываемое реактором. Автоматически отключилась турбина. В первом контуре реакторного блока резко возросли температура и давление воды. Через предохранительный клапан смесь перегретой воды с паром начала сбрасываться в специальный резервуар (барбатер), однако после того, как давление воды снизилось до нормального уровня, клапан не сел на место, вследствие чего давление в барбатере также повысилось сверх допустимого. Аварийная мембрана на барбатере разрушилась, и около 370 кубометров горячей радиоактивной воды вылилось на пол.

Автоматически включились дренажные насосы, персонал должен был немедленно отключить их, чтобы вся радиоактивная вода осталась внутри защитной оболочки, однако этого сделано не было. Вода залила пол слоем в несколько дюймов, начала испаряться, и радиоактивные газы вместе с паром проникли в атмосферу, что явилось одной из главных причин последующего радиоактивного заражения местности.

В момент открытия предохранительного клапана сработала система аварийной защиты реактора со сбросом стержней-поглотителей, в результате чего цепная реакция прекратилась и реактор был практически остановлен. Процесс деления ядер урана в топливных стержнях прекратился, однако продолжался ядерный распад осколков... Предохранительный клапан оставался открытым, уровень воды в корпусе реактора снижался, температура быстро возрастала. По-видимому, это привело к образованию пароводяной смеси, в результате чего произошел срыв главных циркуляционных насосов, и они остановились.

Как только давление упало, автоматически сработала система аварийного расхолаживания активной зоны, и топливные сборки начали охлаждаться. Это произошло через две минуты после начала аварии. (Здесь ситуация похожа на чернобыльскую за двадцать секунд до взрыва. Но в Чернобыле система аварийного охлаждения активной зоны была отключена персоналом заблаговременно.) Вода по-пре- жнему испарялась из реактора. Предохранительный клапан, по-видимому, заклинило, операторам не удалось закрыть его с помощью дистанционного управления. Уровень воды в реакторе упал, и одна треть активной зоны оказалась без охлаждения. Защитные циркониевые оболочки топливных стержней начали трескаться и крошиться. Из поврежденных тепловыделяющих элементов начали выходить высокоактивные продукты деления.

Вода первого контура стала еще более радиоактивной. Температура внутри корпуса реактора превысила четыреста градусов, и указатели на пульте управления зашкалили. ЭВМ, следившая за температурой в активной зоне, начала выдавать сплошные вопросительные знаки и выдавала их в течение последующих одиннадцати часов...

В ночь с 28 на 29 марта в верхней части корпуса реактора начал образовываться газовый пузырь. Активная зона разогрелась до такой степени, что из-за химических свойств циркониевой оболочки стержней произошло расщепление молекул воды на водород и кислород. Пузырь объемом около 30 метров кубических, состоявший главным образом из водорода и радиоактивных газов - криптона, аргона, ксенона и других, - сильно препятствовал циркуляции охлаждающей воды, поскольку давление в реакторе значительно возросло. Но главная опасность заключалась в том, что смесь водорода и кислорода могла в любой момент взорваться (то, что произошло в Чернобыле). Сила взрыва была бы эквивалентна взрьгау трех тонн тринитротолуола, что привело бы к неминуемому разрушению корпуса реактора. В другом случае смесь водорода и кислорода могла проникнуть из реактора наружу и скопилась бы под куполом защитной оболочки. Если бы она взорвалась там, все радиоактивные продукты деления попали бы в атмосферу (что произошло в Чернобыле). Уровень радиации внутри защитной оболочки достиг к тому времени 30 тысяч бэр в час, что в 600 раз превышало смертельную дозу. Кроме того, если бы пузырь продолжал увеличиваться, он постепенно вытеснил бы из корпуса реактора всю охлаждающую воду и тогда температура поднялась бы настолько, что расплавился бы уран.

В ночь на 30 марта объем пузыря уменьшился на 20 процентов, а 2 апреля он составлял всего лишь 1,4 метра кубического. Чтобы окончательно ликвидировать пузырь и устранить опасность взрыва, техники применили метод так называемой дегазации воды...

1 апреля электростанцию посетил президент Картер. Он обратился к населению с просьбой «спокойно и точно» соблюдать все правила эвакуации, если в этом возникнет необходимость.

Выступая 5 апреля с речью, посвященной проблемам энергетики, президент Картер подробно остановился на таких альтернативных методах, как использование солнечной энергии, переработка битуминозных сланцев, газификация угля и т. п., но совершенно не упомянул о ядерной энергии, будь то расщепление атомного ядра или управляемый термоядерный синтез.

Многие сенаторы заявляют, что авария может повлечь за собой «мучительную переоценку» отношения к ядерной энергетике, однако, по их словам, страна вынуждена будет и далее производить электроэнергию на АЭС, так как иного выхода для США не существует. Двойственная позиция сенаторов в этом вопросе наглядно свидетельствует о том затруднительном положении, в котором очутилось правительство США после аварии...»

Американцы не стали закрывать АЭС и отказываться от ядерной энергетики, а доля ядерной энергетики в энергобалансе продолжала нарастать - с 11% от всей производимой электроэнергии в 1980 году и до 20,1% в 1992 году. Сейчас можно сказать, что на уровне примерно в 20% произошла стабилизация; с 1992 года она изменяется очень незначительно и в 2001 году составила 20,7%.

Верно ли то, что на политику США в области ядерной энергетики влияют антиядерные настроения населения и многочисленные «зеленые» движения? Скорее, эти настроения лишь являются оправданием для очень специфической политики, например для отказа от развития технологии реакторов-размножителей.

В июне 1996 года окружной суд штата Пенсильвания отклонил 2100 исков, в которых были выдвинуты требования о компенсации ущерба здоровью в связи с утечкой на Три-Майл-Айленд. Суд постановил: «Стороны имели в распоряжении почти два десятилетия для предоставления доказательств в пользу своих претензий... Недостаточность доказательств, заявленных в поддержку истца, очевидна. Суд исследовал все материалы дела на предмет доказательств, которые бы, будучи представленными в наиболее благоприятном для истца свете, позволили на основании существенных фактов передать рассмотрение исковых требований суду. Эта попытка была тщетной».

Хотя многочисленные исследования подтвердили отсутствие радиационных последствий аварии на Три-Майл-Айленд, отношение общественности к этой аварии и к самой атомной энергетике, сформированное СМИ, практически не изменилось. Если, согласно опросам общественного мнения, в 1971 году 58% американцев заявляли, что они бы приветствовали наличие АЭС в месте, где они живут, то более поздние опросы показывали, что 63% американцев стремились бы избежать такого соседства. Опросы отмечали также следующую тенденцию: если в 1950-1960-е годы общественность имела даже изрядно преувеличенную веру в технический прогресс, то в дальнейшем доверие к науке все более и более уменьшалось.

Слайд 2

Авария, произошедшая 28 марта 1979 года на АЭС Три-Майл-Айленд считается самой крупной ядерной аварией в США. До Чернобыльской аварии, произошедшей 26 апреля 1986 года, авария на Три-Майл-Айленд считалась самой тяжелой ядерной аварией в мире

Слайд 3

Причины

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. 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.

Слайд 4

Последствия

Хотя ядерное топливо частично расплавилось, оно не прожгло корпус реактора, так что радиоактивные вещества, в основном, остались внутри. 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. 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.

Слайд 5

Фильм «Китайский синдром»

Авария на АЭС «Три-МайлАйленд» 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-МайлАйленд»: оператор, введённый в заблуждение неисправным датчиком, отключает аварийную подачу воды в активную зону и это едва не приводит к её расплавлению По ещё одному совпадению, один из персонажей фильма говорит, что такая авария может привести к эвакуации людей с территории «размером с Пенсильванию».

Расплавилась.

Энциклопедичный YouTube

1 / 5

Топ-10 малоизвестных аварий на АЭС и утечек радиации

Авария на реакторе SL-1 - ликвидация последствий

Авария на реакторе SL-1 - механизмы процесса

ЯДЕРНЫЕ КАТАСТРОФЫ КОТОРЫЕ СКРЫВАЛИ

10 САМЫХ СТРАШНЫХ ЯДЕРНЫХ КАТАСТРОФ НА ЗЕМЛЕ

Субтитры

Интересные факты. Топ-10 малоизвестных аварий на АЭС и утечек радиации. Мы панически боимся аварий на атомных электростанциях - память о Чернобыле до сих пор не стёрлась и вряд ли сотрётся. А ведь были ещё аварии на Три-Майл-Айленд, Фукусиме и множестве других, не столь известных объектов, но при этом также разрушительные и смертоносные. Часть из них правительственные организации пытались скрыть, чтобы не распространять панику, но информация имеет свойство утекать быстрее, чем радиация. 1. Авария на SL-1, опытной АЭС в Айдахо, США, случилась 3 января 1961 года. Три работника станции занимались присоединением стержней регулирования к механизму привода, когда произошёл взрыв. Двое операторов погибли на месте, третий скончался немногим позже. Тела пришлось хоронить в свинцовых гробах, столь высок был уровень их радиации. 2. Утечка в Чёрч-Рок, Нью-Мексико, США, 16 июля 1979 года. В районе этого небольшого городка когда-то располагались крупнейшие шахты по добыче урана в стране, радиоактивные отходы были помещены в хвостохранилище. Во время аварии плотина, огораживающая зону, разрушилась, и в реку Пуэрко смыло около 94 миллионов галлонов загрязнённой воды и более тысячи тонн твёрдых радиоактивных отходов. Уровень радиации в реке превысил норму в 6000 раз, но, несмотря на просьбы местных жителей, область Чёрч-Рок так и не объявили опасной зоной. 3. Авария на реакторе NRX, Канада, 12 декабря 1957 года произошла из-за ошибок при конструкции экспериментальной системы охлаждения стержней, а также неверных действий операторов. В результате перегрева часть топлива расплавилась, каландр-бак с тяжёлой водой лопнул в нескольких местах и произошла утечка. Вода затем была слита в поле для сбросных вод и, к счастью, никто не пострадал, хотя до настоящей катастрофы оставался лишь шаг. 4. Утечка радиации после взрыва бомбы Baneberry на Невадском испытательном полигоне, США, 18 декабря 1970 года. Проводились вполне обычные подземные испытания бомбы мощью в 10 килотонн, как вдруг из открывшейся трещины в воздух на 90 метров взметнулся фонтан радиоактивной пыли и газа. От утечки радиации пострадали 86 испытателей, двое из них годом позже умерли от лейкемии. 5. Катастрофа на металлообрабатывающем заводе Ачеринокс, Испания, май 1998 года. Источник цезия-137 каким-то образом затесался среди металлического мусора, незамеченный детекторами. Завод переплавил его, и в атмосферу оказалось выброшено радиоактивное облако. Результат - 40 кубометров загрязнённой воды, 2000 тонн радиоактивного пепла, 150 тонн загрязнённого оборудования. Очистка завода обошлась компании в 26 миллионов долларов. 6. Землетрясение неподалёку от АЭС Касивадзаки-Карива, Япония, 16 июля 2007 года. Данная АЭС - крупнейшая в мире, при этом расположенная в отнюдь не безопасной зоне. Землетрясение нанесло станции значительный ущерб, что вылилось в утечку радиоактивной воды и пыли за пределы АЭС. Часть воды смыло в море, убытки составили около 12,5 миллиардов долларов. 7. Авария на атомной подлодке К-431, бухта Чамжа, СССР, 10 августа 1985 года. В результате несоблюдения техники безопасности при перезарядке активных зон реакторов и прохождения рядом с подлодкой торпедного катера произошёл мощнейший тепловой взрыв. Десять матросов и офицеров погибли мгновенно, а пожар пришлось тушить людям без подготовки и защитных костюмов. В результате число пострадавших достигло почти 300 человек, на дне бухты сформировался очаг радиоактивного загрязнения, а ось радиоактивных осадков вышла к морю на побережье Уссурийского залива. 8. Авария на заводе «Рокки Флэтс», Колорадо, США, 11 сентября 1957 года. Завод производил оружейный плутоний и детали для производства ядерных боеприпасов армии США. Во время крупного пожара загрязнённые участки пытались тушить обычной водой, вследствие чего более 100 кубометров воды утекло в местную канализацию. Столб радиоактивной пыли поднялся на высоту около 50 метров, достигнув города Денвер, располагавшегося неподалёку. До закрытия завода в 1992 году произошло около 200 утечек радиации, но, несмотря на это, предприятие продолжало расширяться, а факты о проблемах - замалчиваться. 9. Авария на Сибирском химическом комбинате, Северск, Россия, 6 апреля 1993 года. Взрыв на радиохимическом заводе разрушил один из аппаратов по экстракции урана и плутония, в результате чего те были в огромном количестве выброшены в атмосферу. Загрязнению подверглись леса к северо-востоку от завода, соседние промышленные площадки, сельхозугодья. Пострадало около 2000 человек. 10. Авария на полигоне Санта-Сусанна, США, 13 июля 1959 года. Полигон, расположенный около Лос-Анджелеса, служил для испытаний частными компаниями ракетных двигателей для НАСА. Там происходило множество аварий, но худшей стала катастрофа, в результате которой частично расплавился крупнейший реактор на всём полигоне. Чтобы предотвратить взрыв, радиоактивный газ был выпущен в воздух, причём ремонтные работы (и утечка газа) продолжались несколько недель. До 1979 года инцидент старательно замалчивали. Подписывайтесь на канал LtdenisFacts, ставьте лайки, пишите комментарии и делитесь с друзьями. Пока. До новых встреч!

Хронологическое описание аварии

Аварийная остановка реактора

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 . Во-первых, это постоянная небольшая протечка теплоносителя через затвор одного из клапанов компенсатора давления, из-за чего в сбросном трубопроводе держалась повышенная температура , а избыток среды из бака-барботера приходилось сливать примерно раз в каждые 8 часов . 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 .

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 . 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 :

• 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 .

Утечка теплоносителя

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 ). 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 м 3 /ч (в перерасчете на жидкость) .

Действуя по обычной для описываемого сценария процедуре, операторы предприняли шаги для компенсации ожидаемого уменьшения объема теплоносителя первого контура : 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 м 3 /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 . 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 м 3 /час , кроме того, была предпринята попытка кратковременно увеличить отбор теплоносителя через линию продувки вплоть до 36,3 м 3 /час . 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 .

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 . Возможно, операторы предполагали, что разрушение защитной мембраны было вызвано кратковременным срабатыванием электромагнитного клапана в самом начале аварии .

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 . 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 .

Инструкциями на АЭС прямо предписывалось изолировать электромагнитный клапан при повышении температуры за ним свыше 93°С , 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 м 3 /ч (при разрешенном значении в 0,2 м 3 /ч) . Персонал привык к высоким значениям температуры в сбросном трубопроводе 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 , однако за время аварии она не превысила этой величины.

В эксплуатационной документации был определен перечень признаков течи из первого контура , 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) .

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) . 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 .

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 . 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 м 3 теплоносителя (более 1/3 от объема первого контура) .

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 . 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

Прибывший в 6 часов утра персонал следующей смены, благодаря свежему взгляду, наконец смог определить состояние электромагнитного клапана компенсатора давления . В 6:22:37 (+02:22:00) 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 .

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 . При этом температура поврежденных твэлов должна была быть в диапазоне от 760°С до 870°С.

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 . Ближе к 7 часам утра кипящий теплоноситель покрывал уже менее четверти высоты активной зоны .

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 , 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 м 3 воды вызвало ее мгновенное вскипание и резкий рост давления в установке с 8,2 МПа до 15,2 МПа , 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) .

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 (к этому моменту теплоноситель покрывал не более 0,5 м высоты активной зоны ). Хотя охлаждающая вода поступала в реактор, центр активной зоны практически не охлаждался из-за окружавшей его корки из ранее расплавленного и затвердевшего материала , температура расплава достигла 2500°С и в 7:47:00 (+03:46:23) произошло резкое изменение геометрии активной зоны : 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 м 3 . Интересно отметить, что несмотря на то, что температура расплава не достигла точки плавления UO 2 (2875°C), часть керамического топлива все равно перешла в жидкую фазу при взаимодействии с цирконием и его оксидами .

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 . С этого момента работа насосов аварийного охлаждения позволила остановить процесс дальнейшего разрушения активной зоны .

Первая попытка исправить ситуацию. Подъем давления

Безуспешность попыток запуска главных циркуляционных насосов привела эксплуатирующую организацию к пониманию того, что в первом контуре имелись области, занятые паром , 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 теплоносителя . 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 . 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 . 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 . 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 .

Вторая попытка. Снижение давления

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 .

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 , и обеспечить этим стабильный теплоотвод от первого контура через ее теплообменники .

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 . При этом из гидроемкостей в реактор поступило всего 2,8 м 3 воды, что составляет менее 5% от её запаса в гидроемкостях и эквивалентно лишь объему, перекачиваемому одним насосом аварийного охлаждения за 1,5 минуты . 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 .

Пытаясь достигнуть своей второй цели (включения системы планового расхолаживания), персонал продолжил попытки снижать давление , 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 . 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 .

Положительным следствием принятой стратегии явилось то, что большой объем неконденсирующихся газов, прежде всего водорода, был удален из первого контура в атмосферу защитной оболочки . Таким образом содержание газов в пределах реакторной установки было существенно уменьшено, хотя для этого и не требовалось поддерживать низкое давление так долго . С другой стороны, возможно, в это время имело место повторное осушение части активной зоны , подпитка первого контура составляла всего 34 м 3 /ч и в целом реакторная установка была близка к состоянию, которое существовало перед закрытием отсечного клапана в 6:22 утра.

Восстановление стабильного охлаждения реактора

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 .

В 17:23:41 (+13:23:04) был запущен дополнительный насос аварийного охлаждения и подпитка первого контура составила 96 м 3 /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 . 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

К концу 29 марта стало очевидным, что в теплоносителе первого контура имеется большое содержание газов, в первую очередь водорода, образовавшегося ранее при пароциркониевой реакции. По теоретическим подсчетам, выполненным 30 марта, под крышкой реактора скопилось до 10м 3 водорода . 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 . Тем не менее из-за риска нарушить циркуляцию в первом контуре от водорода решено было избавиться .

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 . 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 .

Расхолаживание реактора

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 .

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 . Лишившись столь мощного источника тепла, уже к вечеру 27 апреля теплоноситель остыл настолько, что было достигнуто состояние "холодного останова" 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 .

Радиационное воздействие на население и окружающую среду

После разрушения оболочек твэл, радиоактивные элементы из топлива поступили в теплоноситель первого контура (его активность составила 20 000 мкКи/см 3 против 0,4 мкКи/см 3 до аварии ), который затем по трубопроводам системы продувки-подпитки вышел за пределы герметичной оболочки и циркулировал через оборудование, расположенное во вспомогательном реакторном здании . Необходимость работы этой системы непосредственно в течение аварии не вполне очевидна , однако затем её использование стало неизбежным с целью удаления водорода из объема первого контура . 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 .

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 , тогда как радиоактивные благородные газы практически не были отфильтрованы . 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.) .

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

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) . Количество выброшенных радиоактивных благородных газов составило около 2,37 миллионов Кюри (преимущественно 133 Xe) .

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) . Основной объем радиоактивного выброса пришелся на первые несколько дней после аварии .

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 .

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 133 Xe и 131 I было признано пренебрежительно малым ввиду инертности первого и малого количества второго изотопа .

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 .

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 .

Дальнейшая судьба энергоблока

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 .

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 . Основной целью дезактивации было уменьшение этих значений до разумно достижимых величин позволявших безопасно вести работы по удалению топлива из реактора . 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 .

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 , 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) .

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 . К ноябрю 1987 года практически все остатки топливных кассет были удалены . 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 . Официально работы по удалению топлива со станции были завершены в 1990 году . 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 м 3) 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 . В качестве альтернативного решения была сооружена установка по двухступенчатому выпариванию воды, чистый пар (включая 1 020 Ки или 37 740 ГБк 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 .

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) и EnergySolutions (Барнуэлл, штат Южная Каролина) .

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

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

• 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 .

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 ).

Последствия

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»

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

Источники

1. , p. 817.
2. , p. 95.
3. , p. 460.
4. , p. 93.
5. , p. 128.
6. , pp. 468-470.
7. , pp. SOE:3-5.
8. , p. 311.
9. , p. 94.
10. , p. 818.
11. , p. 820.
12. , p. 315.
13. , p. 101.
14. , p. 574.
15. , p. 109.
16. , p. 28.
17. , pp. 131-132.
18. , p. 71.
19. , p. 148.
20. , pp. 102-103.
21. , p. 72.
22. , p. 96.
23. , p. 821.
24. , p. 98.
25. , p. 91.
26. , p. CI:3.
27. , p. 819.
28. , p. SOE:25.
29. , p. 100.
30. , p. 104.
31. , p. 2-19.
32. , p. 2-2.
33. , p. 4-3.
34. , p. 10.
35. , p. 39.
36. , p. 326.
37. , p. 5-2.
38. , p. 2-5.
39. , p. TH:63.
40. , p. 3-8.
41. , pp. ES-2, 2-3, 2-5, 2-13.
42. , p. 3.4-1.
43. , p. 829.
44. , p. 124.
45. , p. 831.
46. , p. SOE:43.
47. , p. 106.
48. , p. 128.
49. , p. 329.
50. , p. 833.
51. , p. SOE:49.
52. , p. 129.
53. , p. 499.
54. , p. 138.

Авария, произошедшая 28 марта 1979 года на АЭС Три-Майл-Айленд (Трехмильный остров), расположенной недалеко от Гаррисберга, столицы штата Пенсильвания, считается самой крупной ядерной аварией в США. До Чернобыльской аварии , произошедшей 26 апреля 1986 года, авария на Три-Майл-Айленд считалась самой тяжелой ядерной аварией в мире. В результате этой аварии активная зона реактора станции была очень сильно повреждена, а часть ядерного топлива расплавилась. Одним из результатов этой аварии явилось то, что после нее развитие атомной энергетики в США было практически заморожено. Но, несмотря на это, США и сегодня являются обладателями самой мощной атомной энергетики в мире.

(Всего 18 фото)

1.Полицейский и охранники АЭС дежурят у ворот станции. Авария была спровоцирована рядом технических неисправностей и явными ошибками в работе персонала станции. Официальная статистика утверждает, что в результате этой аварии никто из людей не погиб, и даже не получил серьезной дозы облучения. Работы по устранению последствий аварии завершились только в 1993 году, а их стоимость составила 975 миллионов долларов. Аварийный энергоблок № 2 полностью закрыт, и за ним ведется постоянное наблюдение. Другой энергоблок станции продолжает работать и сегодня.

2. Рабочие ночной смены в защитных костюмах въезжают на станцию, чтобы продолжить работы по отключению станции во время аварии. 29 марта 1977 года.

3. Рабочий персонал заходит в шлюзовой отсек отключенного аварийного реактора для проведения очередной технической экспертизы. 11 февраля 1982 года.

4. Общий вид АЭС Три-Майл-Айленд. 30 марта 1979 года. Энергоблок № 2, на котором в 28 марта 1979 году и произошла авария, находится в центре под куполом.

5. Джули Сиплинг гуляет со своей годовалой дочкой Дебби у своего дома, который находится в непосредственной близости от АЭС Три-Майл-Айленд. Снимок сделан в день аварии, 29 марта 1979 года. Власти решили, что масштабная эвакуация населения не нужна, но губернатор Пенсильвании все же рекомендовал беременным женщинам и детям дошкольного возраста покинуть 8-километровую зону вокруг аварийного реактора.

6. Снимок 30 марта 1979 года. Миссис Дэвид Нил вместе со своей дочкой Даниэль и домашним питомцем собираются покинуть опасную зону вокруг аварийного реактора. Их сосед, Джон Суайтзер, помогает им загрузить вещи в автомобиль.

7. Градирня АЭС Три-Майл-Айленд для охлаждения теплообменных аппаратов. В непосредственной близости от градирни находится детская игровая площадка. Снимок сделан 30 марта 1979 года.

8. Безлюдная улица города Голдсборо, Пенсильвания 31 марта 1979 года. Часть населения этого города уехала подальше от аварийной АЭС, те же, кто не смог или не захотел уехать, старались не выходить на улицу без особой необходимости. Вдали видны градирни АЭС Три-Майл-Айленд. Власти утверждали, что в результате этой аварии жители 16-километровой зоны вокруг АЭС получили эквивалентную дозу облучения не более 100 миллибэр, что составляет примерно одну треть от годовой дозы облучения, получаемой американцами за счет естественного фонового излучения.

9. Работник АЭС Три-Майл-Айленд замеряет уровень радиации на реке Саскуэханна, на берегу которой расположена аварийная АЭС. Расплавившееся ядерное топливо все-таки не смогло прожечь корпус реактора, но радиоактивная вода просочилась в бетон защитной оболочки, и удалить это радиоактивное загрязнение оказалось практически невозможно. Снимок сделан 11 февраля 1980 года. Защитное здание отключенного реактора №2 можно видеть в правой части снимка.

10. Снимок АЭС Три-Майл-Айленд, сделанный незадолго до аварии 28 марта 1979 года - крупнейшей ядерной аварии в США.

11. Энергоблок №1 АЭС Три-Майл-Айленд во время аварии не пострадал и продолжает свою работу и сейчас. На снимке, сделанном 15 апреля 1982 года, работники АЭС производят осмотр снятой головки реактора энергоблока №1.

12. Снимок 31 октября 1983 года показывает поврежденные трубы тепловыделяющего агрегата, работавшего на аварийном энергоблоке №2. Этот энергоблок после аварии был остановлен и находится под постоянным наблюдением.

13. Головка реактора энергоблока №2. Снимок сделан 22 августа 1980 года. Технические эксперты высказывают предположение, что головка повреждена изнутри.

14. Президент США Джимми Картар (в центре), директор Агентства по ядерной энергетике США Гарольд Дентон и губернатор штата Пенсильвания Дик Торнберг в защитных сапогах обходят диспетчерскую аварийной станции 1 апреля 1979 года.

15. Работающие агрегаты энергоблока №1 АЭС Три-Майл-Айленд. Энергоблок №1 во время аварии не пострадал и возобновил свою работу в 1985 году после проведения голосования среди жителей трех ближайших к станции округов. Снимок сделан 3 марта 1999 года.

(Л.В. Матвеев, А.П. Рудник, Почти все о ядерном реакторе. Москва, Энергоатомиздат 1990)

Потерпевший аварию реактор PWR имел номинальную тепловую мощность 2772 МВт и в момент аварии работал на 98%-ной мощности.

На рис. 1 приведена несколько упрощенная схема блока АЭС «Три-Майл-Айленд», на котором произошла авария реактора. По этой схеме можно проследить развитие аварии, которое в книге Д. Дэвинса «Энергия» описано следующим образом:

• перекрылся конденсаторный насос 10;
• падение подачи воды вызвало отключение питательных насосов 11, турбина отключилась;
• через 2 с произошла «быстрая остановка» реактора, начали работать вспомогательные насосы питательной воды;
• через 6 с давление в парогенераторе поднялось до 15,855 МПа, что вызвало открытие предохранительного клапана в компенсаторе объема 8;
• через 12 с давление внутри реактора достигло 17,558 МПа, что привело в действие систему охлаждения реактора;
• вспомогательные насосы питательной воды работали, но напора не было, так как не были открыты задвижки 26 после ремонта, проведенного несколько дней назад;
• давление внутри корпуса реактора упало до 15,5 МПа, что должно было привести к закрытию предохранительного клапана, но его заклинило и он остался открытым;
• через 1 мин индикатор уровня компенсатора объема быстро поднялся, парогенераторы осушились;
• через 2 мин при давлении 11,25 МПа автоматически включилась САОЗ (система аварийного охлаждения активной зоны);
• через 4,5 мин оператор отключил один инжекторный насос высокого давления, поскольку индикатор уровня компенсатора объема ошибочно показывал высокий уровень;
• через 8 мин началась подача питательной воды вспомогательными насосами после открытия закрытых задвижек 26;
• через 10,5 мин вручную был отключен второй инжекторный насос высокого давления;
• через 15 мин разрывная мембрана дренажного бака 27 сработала при давлении 1,336 МПа (по проекту она должна срабатывать при 1,4 МПа), так как предохранительный клапан 3 не закрылся;
• дренажный насос направил радиоактивную воду во вспомогательный резервуар 24;
• через 20—75 мин после начала аварии параметры системы стабилизировались (7,136 МПа и 287,8°С), предохранительный клапан открылся, были включены вспомогательные насосы питательной воды, САОЗ, насос отстойника;
• через 1 ч 15 мин - 1 ч 40 мин после начала аварии оператор отключил оба главных циркуляционных насоса из-за крайне высокой вибрации;
• начала подниматься температура активной зоны. Она превысила максимально допустимые значения через 14 мин после останова инжекторных насосов высокого давления. Должна была начаться естественная циркуляция теплоносителя, но не началась. Предполагалось, что произошло частичное закупоривание активной зоны или образование пустот. Не было выявлено, что естественная циркуляция не началась;
• примерно через 2 ч 30 мин после начала аварии предохранительный клапан 3 был закрыт оператором;
• через 3 ч давление в корпусе реактора возросло до 15,117 МПа и открылся предохранительный клапан;
• через 3—10 ч после начала аварии было отмечено несколько подъемов давления; возможно, произошли небольшие взрывы водорода. Давление в реакторе упало примерно до 3,515 МПа. Вероятно, что в этот период активная зона была частично осушена, что вызвало некоторое оплавление и попадание побочных продуктов радиоактивного распада в теплоноситель».

Здесь мы прервем цитирование описания развития аварии; к этому моменту можно считать, что наиболее острый период аварии кончился. Но сама авария полностью еще не была ликвидирована. Наиболее опасным представляется выделение водорода внутри реактора: концентрация водорода в защитной оболочке здания реактора была 1,9 % при пределе воспламеняемости 4 % и пределе взрывоопасности 6 - 8 %. В связи с этим около двух недель работала система вывода водорода (эта система была установлена специально, а не была предусмотрена в первоначальной конструкции реактора). К концу этого периода температура реактора была снижена примерно до 120 °С при одном включенном главном циркуляционном насосе. Были так же дегазированы ксенон и йод, и радиоактивные вещества выведены из вспомогательного здания.

Какой главный вывод следует из описанной выше аварии на АЭС «Три-Майл-Айленд»? Авария произошла в результате ряда малозначительных и маловероятных (особенно в своей совокупности) событии отказа оборудования. С нашей точки зрения, которая излагалась выше, эта авария лишний раз демонстрирует иллюзорность обоснования надежности реактора на основе теории вероятности: незначительность каждого из событий, крайне малая вероятность их совпадения — все это в теории, а на практике — возникновение аварии, последствия которой могли привести к таким же последствиям, как при одной из самых тяжелых аварий с потерей теплоносителя в первом контуре.

Выброс радиоактивности в окружающую среду при аварии АЭС «Три-Майл-Айленд» оценивается в 9 - 10 16 Бк. Физики-реакторщики любят при этом сравнивать этот выброс с тем выбросом радиоактивности, который произошел при извержении вулкана Сент-Хеленс 18 мая 1980 г. (не только мы виноваты, природа и сама рождает радиоактивность — вот подтекст подобного сравнения). При извержении указанного вулкана было выброшено 1,1-10 17 Бк — даже несколько больше, чем при аварии реактора. При этом не забывают подчеркнуть, что основная доля активности выбросов АЭС «Три-Майл-Айленд» приходилась на радиоактивный ксенон, который биологически мало активен, а в выбросах вулкана радиоактивность преобладала в виде радия, тория, полония, свинца и калия, которые биологически несравненно более активные, чем ксенон, и поэтому потенциально значительно более опасны. Но главное — вулканами пока мы управлять не умеем, а хорошие ядерные реакторы проектировать обязаны уметь.

В связи с анализом аварии на АЭС «Три-Майл-Ай-ленд» необходимо подчеркнуть еще следующие обстоятельства. Во-первых, авария не сопровождалась самопроизвольным разгоном реактора, контроль над критичностью не был потерян. Это очень важный (и благоприятный) момент. Во-вторых, авария протекала при четкой работе персонала управления реактором на фоне отказа ряда узлов реактора. Это является характерной особенностью данной аварии, отличающей ее от ранее протекавших аварий. Так, при аварии на реакторе в Чолк-Ривере было допущено две ошибки: во-первых, вместо сокращения подачи замедлителя (D 2 0) была ошибочно сокращена подача теплоносителя (Н 2 0) — просто техник перепутал клапаны. Во-вторых, оператору были даны указания ввести регулирующие стержни в активную зону, но оператор перепутал кнопки и нажал другую — стержни введены не были, активная зона перегрелась, оплавилась, что вызвало образование водорода, который взорвался и разрушил активную зону. Авария на АЭС «Уиндскейл» также произошла из-за ошибки оператора, что привело к горению графита, применявшегося в этом реакторе в качестве замедлителя (вдобавок ко всему датчики внутри активной зоны не зарегистрировали пожара и сопровождавшую его в течение нескольких дней утечку радиоактивных веществ). На испытательной установке, принадлежащей американской армии в штате Айдахо, авария также была вызвана неправильными действиями персонала: без соблюдения достаточных мер предосторожности два техника пытались вручную извлечь из активной зоны реактора заклинивший стержень СУЗ; расклинивание произошло неожиданно и быстро, это вызвало всплеск нейтронов (началась, по-видимому, локальная саморазгоняющаяся цепная реакция), два техника были убиты этими нейтронами, активная зона реактора не пострадала. Таким образом, приведенные примеры свидетельствуют, что и непродуманные действия на реакторе чреваты возникновением аварий.