Авария на АЭС Three Mile Island

Авария на АЭС Three Mile Island является наиболее крупной аварией на реакторах водо-водяного типа. Она также является запроектной аварией, связанной с разрушением активной зоны реактора.

28 марта 1979 г. примерно в 4 ч. произошла остановка конденсаторного насоса, подающего воду из конденсаторов в турбинный зал (т.е. произошел сбой в системе отвода тепла во втором контуре реактора). Это привело к остановке главных питательных насосов парогенератора, которые в противном случае были бы обезвожены, за чем, в свою очередь, последовала остановка турбины. Эта ситуация является обычным нарушением нормального режима, для ликвидации которого необходимо выполнить соответствующие процедуры, предусмотренные регламентом. Чтобы понять, почему этого не произошло, необходимо рассмотреть все фазы аварии.

Фаза 1. Остановка турбины (0-6 мин.). Согласно инструкции были открыты клапаны для сброса пара в конденсатор и включены вспомогательные питательные насосы. Нарушение режима подачи питательной воды в парогенераторы привело к уменьшению тепла, отводимого от первого контура. Главные циркуляционные насосы продолжали работать и поддерживать поток теплоносителя через активную зону. Но давление теплоносителя в первом контуре реактора начало расти, поскольку тепло, выделяемое в активной зоне (цепная реакция деления в которой еще продолжалась) уже не могло полностью отводиться через парогенераторы. Это привело к открытию предохранительного клапана с механическим приводом, так называемого разгрузочного клапана, установленного в верхней части компенсатора давления. Однако этого оказалось недостаточно, чтобы сразу понизить давление, и оно продолжало расти. Срабатывание клапана произошло между 4-й и 6-й секундами после остановки турбины, а повышение давления продолжалось до 8-й секунды. В этот момент по сигналу системы защиты реактора, произошло автоматическое введение стержней регулирования в активную зону, в результате чего цепная реакция немедленно прекратилась. Все действия автоматической системы регулирования на этом этапе аварии являлись штатными и реактор был остановлен. Однако в активной зоне продолжалось выделение тепла за счет остаточного тепловыделения.

На 13-й секунде давление, теперь уже понижающееся, уменьшилось до величины, при которой должно происходить автоматическое закрытие разгрузочного клапана. Однако клапан не закрылся. Это стало следующим отказом, приведшем к развитию аварии. Дальнейшее развитие событий напоминало проектную аварию при малом разрыве трубопровода. Через оставшийся открытым разгрузочный клапан начала происходить потеря теплоносителя первого контура. Все три вспомогательных насоса второго контура продолжали работать, но несмотря на это уровень воды в парогенераторах падал и они начали осушаться. Это объяснялось тем, что в действительности вода не поступала в парогенерторы, поскольку вентили на трубопроводах, соединяющих парогенераторы с вспомогательными насосами, были перекрыты. Они были закрыты за некоторое время до начала аварии для плановых испытаний и неумышленно оставлены в этом положении. Контрольные лампочки на пульте управления, сигнализирующие о закрытии клапанов, были завешены табличками.

Таким образом, на первом этапе аварии, произошло исходное событие и два параллельных отказа. Реактор лишился эффективных средств охлаждения и энергия могла отводиться только за счет выброса воды и пара через незакрытый клапан. Такой способ отвода тепла нельзя считать удовлетворительным. Через минуту после начала аварии разница температур теплоносителя в горячем и холодном трубопроводах продолжала быстро уменьшаться, свидетельствуя об осушении парогенераторов. Давление в контуре реактора также продолжало падать. Примерно в это же времяч уровень воды в компенсаторе давления начал быстро расти. Через 2 мин. 4 с. Давление в первом контуре упало до уровня аварийной отметки и произошло автоматическое включение системы аварийного охлаждения активной зоны, начавшей подавать в первый контур холодную борированную воду. Тем временем уровень воды в компенсаторе давления продолжал расти. В связи с этим было выражено беспокойство, что в результате продолжающегося увеличения уровня воды в первом контуре за счет подачи ее системой аварийного охлаждения над уровнем воды в компенсаторе давления может не остаться пара и будет потеряно эффективное средство регулирования давления в системе. Фактически, в таком случае первый контур должен был бы полностью заполниться водой. Последующий анализ показал, что повышение уровня воды в компенсаторе давления было вызвано двумя причинами – сначала из-за расширения воды при ее разогреве, а затем вследствие кипения в некоторых частях контура. Однако во время аварии операторы, обеспокоенные повышением уровня воды в компенсаторе давления и уверенные, что происходит его заполнение системой аварийного охлаждения, через 4 мин. 38 с отключили один из насосов системы аварийного охлаждения; другие же насосы продолжали работать с неполной производительностью.

Фаза 2. Потеря теплоносителя (6-20-я мин.). На 6-й минуте компенсатор давления полностью заполнился водой. Давление в дренажном резервуаре реактора начало быстро расти и через 7 мин. 43 с насос дренажной системы реакторного здания был переключен на перекачку воды из дренажной системы в различные резервуары для жидких отходов, расположенные во вспомогательных зданиях. Таким образом, вода с незначительным уровнем радиоактивности была перекачена из-под защитной оболочки во вспомогательные здания. Эта процедура характерна для конструкции реактора на данной станции, в большинстве других конструкторских разработок такая перекачка автоматически блокируется при включении аварийной системы охлаждения.

На 8-й минуте операторы обнаружили, что парогенераторы осушены. Проверка показала, что хотя вспомогательные питательные насосы работают, однако вентили на соответствующих трубопроводах перекрыты. Операторы открыли вентили, и питательная вода начала поступать в парогенераторы, в результате чего температура воды в первом контуре начала падать. Хотя дальнейший анализ аварии показал, что основную роль в развитии аварии сыграло заедание разгрузочного клапана.

Аварийная с система охлаждения на 10-й мин 24 с включалась на полную мощность, однако затем снова была остановлена и включена на 11-й мин., но не на полную мощность. Количество воды, подаваемое в реактор системой аварийного охлаждения, не компенсировало утечку через разгрузочный клапан, так что общее количество воды в первом контуре продолжало уменьшаться. Прмерно на 11-й мин. показатель уровня воды в компенсаторе давления опять вернулся на шкалу и начал показывать уменьшение уровня. На 15-й мин вылетел предохранительный диск дренажного резервуара реактора и горячая вода хлынула в оболочку реактора, что привело к повышению в ней давления. Теперь теплоноситель вытекал из первого контура под оболочку, поступал в дренажную систему оболочки и перекачивался продолжающими работать насосами дренажной системы во вспомогательное здание.

На 18-й мин. Датчики вентиляционной системы зафиксировали резкое увеличение радиоактивности. Это увеличение активности произошло в результате выброса слаборадиоактивного теплоносителя первого контура, а не из-за повреждения топлива. В это время давление в реакторе продолжало падать.

Фаза 2. Продолжение падения давления (20 мин. – 2 ч.). Между 20-й мин. и 1 ч. С начала аварии параметры реакторных систем стабилизировались. На 38-й минуте были остановлены насосы дренажной системы реакторного здания, перекачавшие к этому моменту во вспомогательное здание примерно 30 м³ воды. Перенос радиоактивных веществ в связи с этим был, однако, относительно мал, поскольку откачку прекратили до того, как произошло серьезное повреждение топлива.

На 1 ч. 14 мин. из-за сильной вибрации, низкого давления в системе и малого расхода теплоносителя были остановлены главные циркуляционные насосы (ГЦН) одной из двух петель реактора. Это создало благоприятные условия для разделения жидкой и паровой фазы теплоносителя в петле, чтов дальнейшем затруднило циркуляцию. В 1 ч. 40 мин. по тем же причинам были остановлены ГЦН второй петли. Операторы ожидали, что установится естественная циркуляция. Однако, из-за наличия в обеих петлях полостей этого не произошло. Последующий анализ показал, что к этому моменту было потеряно около двух третей запаса воды в первом контуре. Когда были остановлены ГЦН, то уровень воды находился примерно на 30 см над верхней частью активной зоны. В результате остаточного тепловыделения вода быстро испарялась и началось обнажение и разогрев активной зоны, что создало условия для ее повреждения.

Фаза 4. Разогрев активной зоны (2-3 ч. 30 мин.). Через 2 ч. 18 мин. после начала аварии операторы закрыли запорный вентиль, расположенный последовательно с разгрузочным клапаном, положение которого было для операторов неясным. Хотя сигнальная лампочка на пульте управления показывала на срабатывание соленоида, который должен был закрыть клапан, однако непосредственных указаний на то, что он находится в закрытом состоянии, не было. Можно сказать, что характерной особенностью данной аварии была неспособность персонала выяснить, что в результате оставшегося в открытом состоянии разгрузочного клапана происходит большая утечка теплоносителя из реактора. Однако даже в этот момент, используя систему инжекции высокого давления для повышения давления в реакторе, вероятно, можно было бы положить конец аварийному развитию событий.

Вслед за закрытием запорного вентиля, давление в первом контуре реакторв начало расти. На 2 ч. 55 мин. после обнаружения в трубопроводе, соединяющем контур реактора с системой очистки, высокой радиоактивности, на АЭС было объявлено аварийное положение. К этому моменту значительная часть активной зоны обнажилась и находилась при высокой температуре. Это привело к повреждению топлива, выходу летучих продуктов деления и образованию водорода в результате протекающего при высоких температурах взаимодействия циркалоевых оболочек топливных элементов и пара.

Примерно в это же время были предприняты попытки запустить главные циркуляционные насосы. Один из насосов проработал 19 мин., однако был снова выключен вследствие кавитации и вибрации. Максимальная температура топлива была достигнута вскоре по прошествии 3 ч. С начала аварии. На 3 ч. 20 мин. повторное включение системы инжекции высокого давления позволило быстро прекратить разогрев активной зоны, и началось ее одновременное затопление и охлаждение.

Примерно через 3 ч. 30 мин. после начала аварии было объявлено общее аварийное положение, поскольку в реакторном здании, вспомогательном здании и здании перегрузки топлива быстро повышался уровень радиоактивности.

Фаза 5. Прекращение аварии. (4 ч.-16 ч.) Последующие 12 ч. Операторы, с помощью системы инжекции воды высокого, низкого давлений и ГЦН, занимались восстановлением охлаждения активной зоны, что удалось полноценно выполнить только к 15 ч. 51 мин. с начала событий.

Фаза 6. Удаление водородного пузыря. (1-8 дней). В результате реакции циркония с паром образовалось около 100 кг водорода над активной зоной. Это создало взрывоопасную обстановку. Однако с помощью системы очистки теплоносителя газ удалось отвести в сливной резевруар и постепенно (в течение 30 дней) выпустить в атмосферу через систему вентиляции.