#

Обратная связь |

ФИО:
Email:
Сообщение:
Код:
Межведомственная информационная система по вопросам обеспечения радиационной безопасности населения и проблемам преодоления последствий радиационных аварий
Федеральная целевая программа «Преодоление последствий радиационных аварий на период до 2015 года»

Авария на реакторе АЭС «Три-Майл-Айленд», связанная с плавлением активной зоны, 1979 г.

(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:

«Около 4 часов утра (29 марта 1979 г.) произошла авария, развивавшаяся в следующем порядке:

  • 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 - 1016 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 1,1-1017 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 (D20) была ошибочно сокращена подача теплоносителя (Н20) — 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.