За 55-летний период до 2001 г. опубликованы данные о 44 различных аварий на ядерных энергетических установках, хотя число пострадавших операторов в результате этих аварий очень мало. По всей видимости, эти сведения освещены далеко не полностью.
Несмотря на то, что проектировщики ядерных энергетических установок тщательно оценивают риск и возможные последствия аварий, вплоть до превышающих максимально проектные, выход продуктов деления во время всех аварий, предшествующих Чернобыльской, был значительно меньше, чем предсказывалось при проведении такого рода оценок, что указывает на то, что они проводились с большим запасом. Если мы хотим в мировом масштабе получать выгоду от использования ядерной энергии, несмотря на связанную с этим опасность, то необходимо, чтобы уроки, полученные в результате каждой из аварий, были учтены при проектировании установок будущего и использовались для повышения безопасности существующих установок.
Авария на реакторе NRX. 1952 год.
Реактор NRX, расположенный в Чок-Ривер, Канада, являлся экспериментальным реактором и, в некоторых отношениях, предшественником существующих реакторов САNDU. Его полная расчетная тепловая мощность составляла 40 МВт. Топливный стержень реактора охлаждается легкой водой, протекающей по кольцевому зазору между стержнем и трубкой высокого давления, которая в свою очередь находится в трубке каландра, расположенной в резервуаре с тяжелой водой, служащей замедлителем. 12 декабря 1952г. проводились испытания реактора на малой мощности. Расход легководного теплоносителя во многих каналах был уменьшен, поскольку тепловыделение в топливе было достаточно мало. Заметив, что внезапно зажглось несколько красных сигнальных лампочек, указывающих на извлечение стержней регулирования из активной зоны, руководитель испытаний спустился в полуподвальный этаж и обнаружил, что один из операторов открывает вентили, что должно привести к полному извлечению групп стержней регулирования из активной зоны. Он немедленно перекрыл все неправильно открытые вентили, после чего стержни должны были опять опуститься в реактор. Часть из них действительно погрузилась в активную зону, однако другие, по неясным причинам, опустились ровно настолько, чтобы погасли красные сигнальные лампочки. Эти последние стержни находились в почти полностью извлеченном состоянии.
Из полуподвального этажа руководитель испытаний позвонил своему помощнику в комнату управления и распорядился, чтобы он посредством нажатия определенных кнопок ввел все регулирующие стержни в активную зону и начал готовиться к повторному испытанию. Однако тот неверно понял указания и нажал не те кнопки, которые нужно. К счастью, оператор в комнате управления вскоре заметил быстрый рост мощности реактора и нажал кнопку аварийной остановки реактора. После этого регулирующие стержни должны были под действием силы тяжести упасть в активную зону, однако многие из них не упали, и мощность реактора продолжала расти. После краткого совещания было решено слить тяжеловодный замедлитель из каландра. В результате этих действий реактор был остановлен, хотя и не очень быстро, поскольку для слива замедлителя потребовалось некоторое время. Пиковая тепловая мощность, достигнутая реактором, составила от 60 до 90 МВт. Возрастание мощности в условиях ограниченного расхода теплоносителя в ряде каналов привело к вскипанию легкой воды, что вызвало повышение внутреннего давления в трубках с теплоносителем и привело к их разрушению.
Ситуация усугубилась потерей легководного теплоносителя из топливных каналов, что привело к увеличению реактивности и усилению первоначального всплеска мощности. В итоге часть топлива расплавилась, а резервуар каландра с тяжелой водой лопнул в нескольких местах. Большое количество воды, содержащей продукты деления с радиоактивностью около 10000 Ки, вылилось в полуподвальный этаж здания. Активная зона и каландр реактора, восстановить которые не представлялось возможным, были демонтированы и захоронены, а реакторная площадка дезактивирована. Усовершенствованные активная зона и каландр были установлены спустя примерно 14 месяцев после аварии.
Основным уроком, извлеченным из аварии, явилось требование обеспечения абсолютной безопасности работы системы стержней регулирования, и в современных реакторах в этом направлении достигнут значительный прогресс. Авария на NRX усугубилась тем фактом, что этот тип реактора имеет положительный пустотный коэффициент реактивности, так что при естественном развитии событий (при вскипании воды вследствие её нагрева) происходит увеличение плотности нейтронов в активной зоне.
Авария на реакторе EBR-1. 1955 год.
Американский экспериментальный реактор-бридер (EBR-1) известен как реактор, впервые использовавшийся для производства электроэнергии. К его сооружению приступили в 1948 г., а выработка электроэнергии началась в декабре 1951 года. Проектная тепловая мощность реактора составляла 1 МВт, а электрическая мощность 200 кВт. Естественно, что в здесь производство электроэнергии носило, скорее, демонстрационный, чем экономический характер.
За время своего срока службы реактор эксплуатировался с активными зонами четырех различных конфигураций, в каждой из которых использовалось металлическое топливо. В первых трех активных зонах применялся высокообогащенный уран, состоящий в основном из изотопа уран-235. Во второй активной зоне топливо использовалось в виде уран-циркониевого сплава, содержащего 2% циркония. Диаметр топливных стержней составлял 1,25 см, и 217 таких стержней, упорядоченных в треугольную решетку, образовывали расположенную в центре шестигранную активную зону поперечным размером 19 см. Малый размер активной зоны указывает на большую компактность быстрых реакторов с жидкометаллическим охлаждением. Вокруг этой центральной зоны с высоким обогащением урана-235 располагается бланкет, содержащий стержни с естественным ураном. В качестве теплоносителя в реакторе использовалась смесь натрия с калием, остающаяся жидкой при комнатной температуре.
В этой активной зоне при очень малых расходах теплоносителя наблюдались осцилляции мощности. 29 ноября 1955 г был начат эксперимент для исследования этого эффекта. В ходе этого эксперимента, проводившегося при полном прекращении циркуляции теплоносителя через активную зону и с отключением определенных блокирующих устройств системы безопасности, производилось резкое увеличение мощности для определения скорости возрастания реактивности с температурой. Предполагалось прекратить эксперимент при достижении топливом температуры 500 °С, однако вследствие наложения изучаемого аффекта и ошибки оператора, температура поднялась свыше 720°С. При такой температуре началось взаимодействие металлического уранового топлива с оболочкой из нержавеющей стали, в результате чего расплавилось примерно 40% активной зоны, но это, однако, не привело к взрыву, повреждению установки или возникновению радиационной опасности.
Сближение топливных стержней в быстром реакторе приводит к возрастанию реактивности или плотности нейтронов. Это имеет непосредственное отношение к инциденту, в результате которого расплавилась активная зона EBR-1. Топливные стержни имели возможность изгибаться, и это привело к возрастанию реактивности, причем процесс оказался саморазвивающимся, поскольку при увеличении температуры увеличивался и изгиб. Это и явилось причиной возникновения температурного эффекта, исследовавшегося в ходе эксперимента, который был впоследствии объяснен теоретически.
Активная зона реактора EBR-1 позднее была демонтирована и заменена другой, в конструкции которой для устранения этого температурного эффекта использовались дистанционирующие ребра. Расширение этих ребер при повышении температуры приводит к расширению активной зоны, что создает отрицательный, а не положительный, как наблюдалось ранее, температурный коэффициент реактивности. Эксплуатация реактора EBR-1, окончательно остановленного в декабре 1963 г., дала ценную информацию об особенностях конструирования быстрых реакторов. В настоящее время активные зоны всех реакторов проектируются со значительным количеством налагаемых ограничений, так что они всегда имеют отрицательный температурный коэффициент реактивности.
Фактически, представляется возможным создавать в будущем для быстрых реакторов активные зоны с внутренне присущей конструкции безопасностью, заключающейся в том, что при их расширении цепная реакция будет прекращена даже в том случае, если не сработает система стержней регулировки. Это является одной из специфических особенностей быстрых реакторов, которая делает их в некоторых отношениях даже более безопасными, чем тепловые реакторы.
Авария на реакторе в Уиндскейле. 1957 год.
Эта авария произошла на одном из больших реакторов с воздушным охлаждением, построенных для наработки плутония и расположенных на площадках Управления атомной энергетики Соединенного Королевства в Уиндскейле, на северо-западном побережье Великобритании.
7 октября 1957 г. реактор останавливался для проведения плановых работ по техническому обслуживанию для удаления энергии, накопившейся в графите за счет смещения атомов – энергии Вигнера. Согласно принятой процедуре, использовался ядерный нагрев графита до такой температуры, при которой атомы естественным образом перемещались в свое первоначальное положение. При этом процессе высвобождается дополнительная энергия, выделяющаяся в виде тепла. Этого тепла оказывается достаточно для продолжения процесса отжига и после прекращения ядерного нагрева. Однако из-за конструктивных особенностей Уиндскейлского реактора при этом остаются зоны не отожженного графита, для которых требуется вторичный ядерный нагрев.
10 октября в 11 часов операторов насторожили показания датчиков радиоактивности, которые указывали на десятикратное превышение активности над нормальным фоновым уровнем. В 16 ч. 30 мин. при визуальном осмотре топливных каналов было обнаружено, что многие топливные элементы раскалены докрасна. Попытки выгрузить эти топливные элементы оказались неудачными, поскольку они распухли и были зажаты в топливных каналах. Дальнейшие попытки в ночь с 10 на 11 октября охладить реактор с помощью диоксида углерода также оказались безуспешными. 11 октября в 8 ч 55 мин для охлаждения перегретого топлива была использована вода, и, наконец, 12 октября в 3 ч 20 мин активная зона была приведена в холодное состояние.
Поскольку реактор охлаждался воздухом, то материалы, высвободившиеся из поврежденных топливных элементов, были вынесены потоком воздуха через вытяжную трубу. Труба была оборудована системой фильтров, которые, однако, улавливали только 50% содержащихся в потоке частиц. Она также была неэффективна для удаления благородных газов (ксенона и криптона) и летучего йода-131, общая радиоактивность от выброса которого в атмосферу составила 20000 Ки.
В ходе расследования причин аварии было высказано предположение, что повторный ядерный нагрев был произведен слишком быстро, и в результате один из топливных элементов был поврежден. Окисление урана в поврежденном элементе и привело к пожару, охватившему также и окружающий графитовый замедлитель. Горение графита дало выделение дополнительной энергии в области активной зоны, окружающей место возникновения пожара, и к вечеру 10 октября огнем было охвачено 150 каналов, содержащих примерно 8 т уранового топлива. Операторы, проявившие большую отвагу, чтобы воспрепятствовать распространению огня, выгружали топливные элементы из каналов, прилегающих к зоне возгорания. Когда же, наконец, для охлаждения каналов решили использовать воду, то при этом шли на осознанный большой риск, связанный с возможностью взрыва, что увеличило бы масштабы аварии и выброс радиоактивности. Поэтому при выполнении этой процедуры на станции было объявлено аварийное положение.
Очевидно, что этот ранний тип реактора очень отличается от современных энергетических установок. Использование в нем металлического топлива сделало возможным возгорание, в результате чего началось горение графита, поддерживаемое продолжающейся циркуляцией воздуха через реактор. Тем не менее эта авария представляет особый интерес при анализе безопасности ЯЭУ, поскольку выброс йода был намного больше, чем, например, при аварии на АЭС Three Mile Island.
Авария на АЭС St. Laurent. 1960 год.
На АЭС St. Laurent, принадлежащей компании Electricite de France, был установлен реактор Magnox тепловой мощностью 500 МВт, пущенный в эксплуатацию в январе 1960 г. Перегрузка реактора производилась на ходу с помощью специальной машины, которую называют перегрузочной. Перегрузочная машина представляет собой довольно сложное устройство больших размеров; движение машины над верхней частью реактора и выбор надлежащего положения по отношению к каждому входному отверстию для выгрузки и загрузки топлива управляются компьютером.
17 октября 1960 г. во время ночной смены, когда реактор работал почти на полной мощности, производились обычные перегрузочные операции. Графитовые пробки, которые были временно помещены в один из топливных каналов активной зоны, заменялись топливом. Перегрузочная машина выгрузила графитовые пробки из активной зоны в пустые камеры-хранилища и загрузила топливо из полных камер, однако затем вдруг остановилась. Для полной загрузки одного топливного канала требуются три полные камеры с топливными элементами, причем в каждой камере содержатся четыре топливных элемента. Когда перегрузочная машина остановилась, то оператор заблокировал систему автоматического управления и после серии выполненных вручную операций ошибочно загрузил в канал вместо топлива устройство для ограничения расхода.
Эти устройства использовались для регулировки расхода газа в отдельных каналах. Таким образом, загрузка ограничителя в канал привела к сокращению расхода теплоносителя и к ухудшению условий охлаждения топливных элементов. Часть топливных элементов в неверно перегруженном канале нагрелась выше температуры плавления, и расплавленное топливо вытекло из канала на расположенную под ним двойную решетку.
В результате этой утечки радиоактивных продуктов деления сработала система сигнализации, и реактор был остановлен. Расплавленное топливо (около 50 кг) осталось внутри массивной бетонной конструкции, так что утечка радиоактивности за ее пределы если и произошла, то была малой, и никто при аварии не пострадал. Однако для полного завершения операций по очистке и повторного пуска реактора потребовался почти год. Перегрузочная машина была модифицирована, и в дальнейшем нельзя было так просто заблокировать систему автоматического управления и перевести машину на ручное управление.
Эта авария, как и аналогичная на реакторе British Chapelcross в Шотландии, вновь продемонстрировала важность тщательного согласования характеристик теплосъема и тепловыделения по всей системе в целом и для каждой ее составной части. Список ошибок операторов был пополнен, и это был тот необходимый опыт, который позволил в дальнейшем избежать этих ошибок.
Авария на реакторе SL-1. 1961 год.
3 января 1961 г. в Айдахо (США) на Национальной станции испытания реакторов в результате аварии был разрушен небольшой (тепловая мощность 3 МВт) экспериментальный реактор с кипящей водой, носивший название SL-1 (стационарный реактор малой мощности № 1). Причиной аварии стало ручное выведение стержней регулирования во время остановки реактора.
Реактор останавливался на техническое обслуживание и для установки дополнительной контрольно-измерительной аппаратуры. Эта работа была завершена во время дневной смены 3 января, и с 16 до 24 ч бригада из трех человек должна была вновь присоединить механизм привода к стержням регулирования, которые были отсоединены и полностью введены в реактор, поскольку это требовалось для установки дополнительно контрольно-измерительной аппаратуры. Однако хотя стержни и были отсоединены от приводящего механизма, они могли быть подняты вручную. Для приведения реактора в критическое состояние достаточно было поднять стержни примерно на 40 см. В 21 ч 01 мин 3 января на пожарных станциях и в главном штабе управления безопасности испытательной станции, расположенном на некотором расстоянии от корпуса с SL-1, прозвучал сигнал тревоги.
В ходе выяснения обстоятельств было обнаружено, что два оператора погибли (третий умер позднее), а в здании возник высокий уровень радиоактивного заражения. Непосредственных причин аварии установить не удалось; стержни могли быть извлечены случайно или умышленно, но это уже никогда не станет известно.
На основании тщательного изучения остатков активной зоны и корпуса реактора, выполненного во время расчистки места аварии, было сделано заключение, что регулирующие стержни были выведены примерно на 50 см, чего вполне достаточно для очень большого увеличения реактивности. В результате нейтронной вспышки мощность реактора за примерно 0,01 с достигла 20000 МВт, что привело к расплавлению топливных элементов. Расплавленное топливо вступило в реакцию с находящейся в корпусе реактора водой, и мгновенное образование пара со взрывом с такой силой подбросило воду над активной зоной, что когда она ударилась о крышку корпуса, то он в свою очередь взлетел на 3 м в воздух и затем упал приблизительно в свое первоначальное положение.
Из аварии были сделаны два основных вывода:
1. Нельзя признать удовлетворительным реактор (даже малый экспериментальный реактор), в котором извлечению стержней регулирования не препятствует соответствующая система блокирующих устройств. На современных энергетических реакторах такое извлечение регулирующих стержней, как то, что произошло при аварии на SL-1, было бы невозможно.
2. Выброс воды из активной зоны обычно ведет к уменьшению реактивности, так что вследствие образования дополнительных пустот реактор автоматически останавливается. Однако, как показала авария па SL-1, очень быстрое возрастание реактивности может привести к плавлению топлива раньше, чем образуются значительные пустоты, и цепная реакция прекратится. Этот факт был продемонстрирован при испытаниях на другом американском реакторе: в 1954 г. так называемый реактор BORAX был намеренно приведен в такое состояние и в результате разрушен.
Авария на реакторе Enrico Fermi. 1966 год.
Реактор Enrico Fermi являлся демонстрационным быстрым реактором-размножителем с натриевым охлаждением тепловой мощностью 200 МВт (электрической мощностью 61 МВт). Установка была построена вблизи Лагуна-Бич, штат Мичиган, и начала работать в 1963 г.
После продолжительной эксплуатации на малой мощности, в 1966 г. мощность реактора стали увеличивать. При этом было замечено, что температура теплоносителя над двумя топливными сборками (из 155) превышает нормальную, а температура над другими топливными сборками ниже нормальной. Реактор был остановлен и произведена перестановка сборок в активной зоне для определения, зависит ли эта температурная аномалия от положения в зоне или же она присуща самим топливным сборкам.
5 октября 1966 г. начало производиться увеличение тепловой мощности реактора до уровня (67 МВт), выбранного для испытаний зоны с переставленными топливными сборками. Примерно в 15 ч, когда тепловая мощность реактора составляла 20 МВт, оператор заметил контрольный сигнал, указывающий, что скорость изменения плотности нейтронов приобрела беспорядочный характер. С этой проблемой сталкивались и раньше и относили ее на счет случайных флуктуаций электрической природы в системе управления. Реактор был переведен на ручное управление, а когда неустойчивости исчезали, то снова переключились на автоматическое управление и продолжали повышение мощности.
В 15 ч 05 мин, когда тепловая мощность реактора составляла 27 МВт, вновь стали наблюдаться сигналы хаотического характера. Вскоре после этого было замечено, что стержни управления находятся выше своего нормального положения. Проверка температур на выходе из активной зоны показала, что температура теплоносителя на выходе из двух сборок аномально высока: 380 и 370 °С по сравнению со среднемассовой температурой всего теплоносителя на выходе из реактора, составляющей 315 °С. В 15 ч 09 мин от расположенных в вытяжных трубах верхней части здания датчиков вентиляционной системы поступили сигналы тревоги. Здание было автоматически изолировано – в это время в нем никто не находился – и было сделано объявление о радиационной опасности. Повышение тепловой мощности реактора было остановлено на 31 МВт, и было начато ее снижение. К 15 ч 20 мин тепловая мощность реактора была снижена до 26 МВт, затем реактор был остановлен на ручном управлении.
В течение следующего года было извлечено и исследовано большое количество топливных сборок. В результате было обнаружено, что значительная часть топлива в двух сборках расплавилась. Причина же аварии стала ясна только по окончании периода расследования. Она оказалась относительно тривиальной. Под активной зоной было установлено шесть небольших циркалоевых пластинок, которые должны были создавать восходящий поток натрия. Одна из этих пластинок оторвалась и почти полностью перекрыла доступ теплоносителя во входные отверстия нескольких сборок.
Ремонт полученных реактором повреждений выполнялся с помощью специально сконструированных механизмов с дистанционным управлением, и реактор вновь достиг полной проектной мощности в октябре 1970 г., четыре года спустя после аварии. Хотя при аварии на Enrico Fermi не было пострадавших и не произошло утечки радиоактивности за пределы защитной оболочки, в циркулирующий натриевый теплоноситель попали продукты деления с радиоактивностью 10000 Ки.
Авария на АЭС Lucens. 1969 год.
Экспериментальный реактор тепловой мощностью 30 МВт с охлаждением диоксидом углерода и с тяжеловодным замедлителем, установленный на АЭС Lucens в Швейцарии, соединял в себе черты английских магноксовых реакторов и тяжеловодных аппаратов. Топливный элемент состоял из графитовой колонны с семью параллельно расположенными продольными каналами. В каждом канале находились топливные стержни из металлического урана с малым обогащением, в тонкой оболочке из магниевого сплава (Magnox). Каждый топливный стержень размещался в циркалоевой трубке высокого давления, нижний конец, которой был закрыт, так что поток диоксида углерода под высоким давлением опускался по кольцевому зазору между графитовой колонной и трубкой высокого давления, а затем поднимался и охлаждал отдельные топливные стержни. Тяжеловодный замедлитель помещался в резервуаре каландра из алюминиевого сплава диаметром 3 м и высотой также 3 м, через который и проходили вертикально расположенные трубки высокого давления.
21 января 1969 г. на реакторе произошла авария, приведшая к разрушению одной из топливных сборок и повреждению соответствующей трубки высокого давления. Диоксид углерода устремился в резервуар с замедлителем и, после разрушения его предохранительного диска, под защитную оболочку реактора (которая в данном случае представляла собой подземную полость), вынося с собой продукты деления и большую часть тяжеловодного замедлителя.
Впоследствии реактор был демонтирован. Исследование причин аварии оказалось делом очень сложным и продолжалось почти 10 лет. Как было установлено, к аварии привело проникновение воды в один из топливных каналов, расположенных на периферии активной зоны, что произошло вследствие течи через уплотнительные кольца вала газодувки, прокачивающей диоксид углерода. Поскольку нижний конец трубки высокого давления был закрыт, то после остановки реактора в этих периферийных каналах на дне осталось некоторое количество воды. Коррозия на уровне поверхности раздела вода – воздух привела к почти полному разрушению оребрения на коротком участке топливного стержня.
При пуске реактора 21 января 1969 г. вода и продукты коррозии были вынесены из топливного канала. Однако, вследствие отсутствия оребрения в области, подвергшейся коррозионному разрушению, оболочка из магниевого сплава начала плавиться (при 640°С). Расплавленная часть оболочки вскоре стекла в нижнюю часть канала и затвердела, заблокировав проход потоку теплоносителя через канал. В результате металлический уран вскоре нагрелся до температуры плавления (1130°С). Произошло воспламенение урана и магниевого сплава в атмосфере диоксида углерода, и расплавленный металл начал стекать в графитовую колонну, приводя к неравномерности ее нагрева. Колонна изогнулась и вступила в контакт с трубкой высокого давления, которая в свою очередь перегрелась и прорвалась под действием высокого давления газообразного теплоносителя. Всего несколькими секундами ранее этого реактор был остановлен по причине утечки продуктов деления в газообразный теплоноситель.
Сразу же после прорыва трубки высокого давления давление в резервуаре с замедлителем резко возросло. При давлении 8·10^5 Па вылетела предохранительная диафрагма, что произошло через 0,1 с после разрушения трубки, и расширяющийся теплоноситель выбросил из резервуара с замедлителем около 1 т тяжелой воды. После прорыва трубки высокого давления графитовая колонна также разрушилась и перегретый жидкий уран, и магниевый сплав вступили в контакт со стенками трубки. Произошло локальное плавление циркалоевой стенки, и жидкий металл был выброшен в замедлитель. Примерно 2 кг тонкодисперсного материала со взрывом прореагировали с тяжеловодным замедлителем. Образовавшаяся в результате взрыва струя пламени повредила соседние трубки высокого давления, которые, однако, были охлаждены обратным потоком тяжелой воды до того, как произошло их разрушение. Всплеск давления при взрыве достигал (1,6 – 2,5)·10^4 Па и привел к выбросу еще большего количества тяжелой воды из бака.
Возможно, наиболее существенным аспектом этой аварии является тот факт, что проникновение воды в активную зону не было идентифицировано. Способность магноксовой оболочки успешно противостоять коррозионному воздействию воды хорошо известна, однако в данном случае решающим оказался весьма локализованный и продолжительный характер процесса коррозии, приведшего к разрушению оребрения. Следует также отметить недостатки схемы с параллельными отдельно расположенными каналами с закрытыми концами.
Позднее было определено, что даже в случае полной блокировки потока теплоносителя в одном из каналов графитовой колонны, расход через топливную сборку уменьшается только примерно на 2%.
Авария на АЭС Millstone -1. 1972 год.
1 сентября 1972 г. на АЭС Millstone 1 в Коннектикуте совершался плановый вывод на мощность реактора типа BWR электрической мощностью 660 МВт. Когда мощность реактора достигла немногим менее 0,1% номинальной, оператор заметил, что система очистки воды вышла из строя. Оператор переключил реактор на вторую систему очистки и продолжал вывод его на мощность. Примерно через полчаса отказала и вторая система очистки воды, и оператор начал останавливать реактор. Когда же стало ясно, что в теплоноситель первого контура проникла соль из морской воды, то реактор был быстро остановлен.
При расследовании выяснилось, что в результате коррозионного повреждения трубок конденсатора (который охлаждается морской водой) в первый контур попало много морской воды. Одним из последствий этого был выход из строя контрольно-измерительной аппаратуры для определения мощности реактора, что произошло в результате коррозионного растрескивания защитных кожухов датчиков, чувствительных к агрессивному воздействию хлора. Впоследствии реактор был успешно отремонтирован и возвращен в строй.
Эта авария, хотя при ней никто не пострадал и не произошло утечки радиоактивности, продемонстрировала относительную уязвимость одноконтурных систем, таких, как BWR, по сравнению с двухконтурными системами, как, например, PWR, CANDU или AGR.
Дело в том, что в кипящих реакторах теплоноситель первого контура подается прямо на турбину, а затем конденсируется в конденсаторе и направляется снова в реактор. Если же конденсаторы охлаждаются морской водой, то существует потенциальная возможность ее проникновения в первый контур. Одним из способов избежать это является отключение конденсатора в случае протечки морской воды, однако такое отключение конденсатора ведет к потере основного способа охлаждения и требует обеспечения альтернативными средствами отвода тепла.
Авария на АЭС Browns Ferry. 1975 год.
Атомная электростанция Browns Ferry в Алабаме включает три энергоблока с кипящими реакторами мощностью 1065 МВт. 22 марта 1975 г. на первом энергоблоке АЭС рабочий с помощью зажженной свечи пытался отыскать место протечки воздуха вокруг ввода кабеля в бетонную стену. Он нашел отверстие, заделал его куском полиуретана и проверил снова. Течь осталась, а от пламени свечи загорелся полиуретан. Огонь был подхвачен потоком воздуха, занесен в отверстие и начал быстро распространяться, так что его не удалось потушить с помощью огнетушителей.
Пожар продолжался 7 ч. В момент его возникновения первый и второй энергоблоки работали на полной мощности. (Третий блок находился в стадии сооружения и не пострадал при аварии.) Огонь, распространившись в горизонтальном и вертикальном направлениях, повредил около 2000 кабелей, а общая стоимость ремонта впоследствии составила примерно 10 млн. долл.
Из-за опасности короткого замыкания, до полной остановки реактора для тушения пожара нельзя было использовать воду. С помощью воды огонь был быстро потушен. Оба реактора были остановлены. Однако вследствие пожара как система охлаждения при остановке реактора, так и система аварийного охлаждения активной зоны первого блока не работали в течение нескольких часов. Так что для подачи воды в реактор операторы вынуждены были использовать другие возможные средства, включая присоединения насосов к системе привода стержней регулирования, а также насосы, применяемые для возврата в систему конденсата.
Для использования этих средств требовалось снизить давление в реакторе, и во время этой процедуры толщина слоя воды над активной зоной уменьшилась до 1,2 м. Однако на протяжении всей аварии было обеспечено достаточное охлаждение активной зоны и предотвращен ее возможный перегрев. При расхолаживании второго блока не возникло сколько-нибудь существенных проблем и включение системы подачи воды высокого давления прошло успешно. Авария не привела к утечке радиоактивности за пределы площадки АЭС и ни один человек серьезно не пострадал.
Оба блока, однако, вышли из строя примерно на 1 год, пока не были исправлены полученные повреждения. Основной урок аварии на Browns Ferry можно отнести к категории, которую обычно называют повреждения общего характера. Все кабели систем обеспечения безопасности находились в одном канале и были повреждены одинаковым образом, несмотря на разнообразие систем обеспечения безопасности, при пожаре все системы вышли из строя. Поэтому проектировщики должны обеспечить, чтобы каждая из независимых систем являлась независимой на самом деле и чтобы кабели систем питания и управления контрольно-измерительной аппаратуры, а также устройств инициации систем защиты не находились в общем канале. На техническом языке это называется термином «изоляция», и после аварии на Browns Ferry меры по обеспечению изоляции были существенно улучшены. Например, в настоящее время различные элементы системы разделяются барьерами, сохраняющими огнестойкость в течение 3 ч, а если это невозможно, то кабели разносятся на значительное расстояние (обычно 7 м) и защищаются активными средствами огнетушения, так что вероятность распространения огня от одного к другому становится очень малой.
Авария на АЭС Hunterstone B. 1977 год.
Этот инцидент произошел вскоре после ввода в эксплуатацию усовершенствованных газоохлаждаемых реакторов на АЭС Hunterstone B в Шотландии.
2 октября 1977 г. реактор В2 был остановлен для внесения ряда усовершенствований в конструкцию установки. 11 октября продолжалось понижение давления диоксида углерода в реакторе, когда система аварийной сигнализации, показания приборов и пробы газа начали указывать на повышенное содержание влаги в газообразном теплоносителе реактора. Впоследствии было установлено, что в корпус реактора проникло около 800 л морской воды. Изоляция в кольцевом зазоре под парогенераторами была сильно повреждена. Ее пришлось полностью заменить, а реактор находился в нерабочем состоянии около 28 мес. Стоимость ремонтных работ составила 13 млн. фунтов стерлингов.
Сначала казалось неправдоподобным, что в корпус высокого давления газоохлаждаемого реактора могло проникнуть такое большое количество морской воды. Как выяснилось, это произошло при следующих обстоятельствах. Во время первого пуска, реактора в апреле 1977 г. было обнаружено, что деминерализованная вода в контуре охлаждения одной из газодувок дает кислую реакцию из-за присутствия в ней диоксида углерода, проникшего через трещину в сварном шве уплотнения. Чтобы обеспечить работу реактора до плановой остановки в октябре, было решено продолжать пусконаладочные работы, а кислую воду слить посредством временного присоединения к системе охлаждения морской водой, предотвращая, таким образом, коррозию системы охлаждения газодувки. Когда же давление газа понизили, и оно стало меньше давления в системе охлаждения морской водой, то появилась потенциальная возможность для ее проникновения в систему охлаждения газодувки.
Этого не должно было бы произойти, если бы запорные вентили на временном соединении для слива воды, которые считались перекрытыми, были бы действительно перекрыты. На самом же деле они были частично приоткрыты. Этот инцидент указал на опасность временных модификаций установки, сделанных без полного анализа всех возможных последствий, а также на важность правильного указания на положения вентилей.
Авария на АЭС Hincley Point B. 1978 год.
Согласно проекту, перегрузка усовершенствованных газоохлаждаемых реакторов производится на ходу. Во время первой перегрузки на ходу двух первых реакторов типа AGR на АЭС Hunterstone и Hincley Point в ряд каналов должно было быть загружено топливо вместо фиктивных топливных сборок, размещенных там при исходной загрузке реактора топливом.
К ноябрю 1978 г. в эти так называемые вакантные каналы было загружено около 15 топливных сборок на АЭС Hincley Point и 20 сборок на АЭС Hunterstone.
19 ноября 1978 г. на АЭС Hincley Point производилось извлечение топливной сборки из канала 4К05 реактора Р4. Топливная сборка была поднята примерно на 3 м, затем вдруг зацепилась, и лебедка перегрузочной машины остановилась из-за перегрузки. Впоследствии операция выгрузки была закончена без дальнейших осложнений. Визуальное обследование соединительных стержней топливных сборок, извлеченных из этого канала реактора показало, что графитовые втулки, окружающие третью, четвертую и пятую топливные сборки, серьезно повреждены.
В результате повреждения графитовых втулок был ограничен доступ теплоносителя к находящимся над ними топливным сборкам, так что произошел их перегрев, повлекший повреждение части топливных стержней, из которых сделана топливная сборка. Впоследствии большое количество графитовых втулок, соответствующих 4-й сборке, было извлечено из реактора во время проведения регламентированного внутриреакторного осмотра. По уровню радиационного излучения втулок можно было сделать вывод, что они никогда ранее не находились в активной зоне реактора и повреждение произошло в процессе загрузки. Сборки, которые получили повреждения, были загружены ранее в том же году в вакантные каналы при работе на 82% полной мощности.
Этот инцидент вызвал сомнения в безопасности перегрузок реакторов типа AGR на ходу, и на них было наложен запрет. Для выяснения причин и обстоятельств случившегося была начата программа исследовательских работ. Когда топливо опускается в реактор, то оно испытывает существенный удар со стороны очень сильного потока газа, проходящего через пустой канал. Как полагают, в ряде графитовых втулок топливных сборок могли быть небольшие трещины и при перегрузке на ходу из-за перепада давления произошло дальнейшее растрескивание втулок 4-й сборки. Для обнаружения трещин во втулках были разработаны соответствующие методы, которые наряду с другими усовершенствованиями были внедрены на реакторы. Перегрузки на ходу возобновились, но на пониженной мощности.
Авария на АЭС Three Mile Island (ТМI-2). 1979 год.
Из всех инцидентов на ядерных объектах, наибольшее внимание общественности привлекла авария, произошедшая в 1979 г. на реакторе второго энергоблока АЭС Three Mile Island, расположенной вблизи города Гаррисбурга, штат Пенсильвания. Эта атомная электростанция состоит из двух энергоблоков с реакторами, охлаждаемыми водой под давлением, производства фирмы Babcock and Wilcox, каждый электрической мощностью 961 МВт.
28 марта 1979 г. примерно в 4 ч произошла остановка конденсатного насоса, подающего воду из конденсаторов в турбинный зал. 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 рабочего режима, для ликвидации которого необходимо выполнить соответствующие процедуры, предусмотренные инструкцией по эксплуатации.
Фаза 1. 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. Как и следовало ожидать, реакция системы охлаждения на остановку турбины была вполне определенной. Главные циркуляционные насосы продолжали работать и поддерживать поток теплоносителя через активную зону. Давление теплоносителя в первом контуре реактора начало расти, поскольку тепло, выделяемое в активной зоне (цепная реакция в которой все еще продолжалась) уже не могло полностью отводиться через парогенераторы. Это привело к открытию предохранительного клапана с механическим приводом, так называемого разгрузочногэ клапана, установленного в верхней части компенсатора давления. Однако этого оказалось недостаточно, чтобы сразу понизить давление, и оно продолжало расти. Срабатывание клапана произошло между 3-й и 6-й секундами после остановки турбины, а повышение давления продолжалось до 8-й секунды после начала аварии, когда его значение в первом контуре достигло 1,62·10^3 Па. В этот момент по сигналу системы защиты реактора, зафиксировавшей избыточное давление, произошло автоматическое введение стержней регулирования в активную зону, в результате чего цепная реакция немедленно прекратилась.
На этом раннем этапе аварии все действия автоматической системы защиты реактора соответствовали инструкции и реактор был остановлен. Однако, за счет распада накопившихся продуктов деления и после остановки реактора продолжает выделяться значительное количество тепла. В нормальных условиях оно легко было бы отведено различными системами охлаждения. На 13-й секунде давление, теперь уже понижающееся, уменьшалось до величины, при которой должно происходить автоматическое закрытие разгрузочного клапана. Однако клапан не закрылся, и это было первое отклонение от ожидавшегося хода событий, переведшее инцидент из разряда нарушений нормального рабочего режима в категорию аварийных ситуаций.
Развитие событий с этого момента очень напоминало 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 парогенераторы, поскольку вентили на трубопроводах, соединяющих парогенераторы с вспомогательными насосами, были перекрыты. Они были закрыты за некоторое время до начала аварии (вероятно, по крайней мере, за 42 ч.) для плановых испытаний и, по-видимому, неумышленно оставлены в этом положении.
Контрольные лампочки на пульте управления, сигнализирующие о закрытии клапанов, были завешены табличками. Таким образом, на этом первом, очень важном этапе аварии первый контур реактора лишился эффективных средств охлаждения и энергия могла отводится только за счет выброса воды и пара через незакрытый клапан. Этот 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 время уровень воды в компенсаторе давления начал быстро расти. Через 2 мин 4 с давление в первом контуре реактора упало до 1,10·10^3 Па 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 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.
 Рис. Схема АЭС ТМА. 1 - бак хранения борированной воды, 2 - бак с водой для подпитки; 3 - вентиляционный отсек, 4 - бак выдержки радиоактивных газов, 5 - вытяжная труба; 6 - линия выпуска, 7 - парогенератор, 8 - стержни регулирования, 9 - компенсатор объема, 10 - разгрузочный клапан11 - запорный клапан; 12 - турбина; 13 - генератор, 14 - конденсатор; 15 - бак хранения конденсата; 16 - насос конденсатора; 17 - вспомогательный насос; 18 - главный насос питательной воды, 19 - аварийная линия питательной воды; 20 - запорный клапан; 21 - циркуляционный насос первого контура, 22 - реактор; 23 - водоотстойник, 24 - дренажный бак; 25 - линия системы впрыска высокого давления, 26 - бак хранения радиоактивных сбросов.
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. На 6-й мин 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. В разработанной фирмой Babcock and Wilcox конструкции реакторов АЭС Three Mile Island автоматическое перекрытие клапанов на трубопроводах, соединяющих защитную оболочку с вспомогательными зданиями, происходит после того, как давление в реакторном здании превысит 2,7·10^4 Па. В реакторах, поставляемых другими фирмами, все эти трубопроводы перекрываются автоматически системами управления, когда происходит включение системы аварийного охлаждения активной зоны.
На 8-й мин 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 реактора начала падать.
Доносящиеся из парогенераторов удары и потрескивание подтверждали, что вспомогательные насосы действительно подают в них воду. Непосредственно после аварии факт перекрытия вентилей во вспомогательном контуре подачи питательной воды привлек очень большое внимание. Теперь же представляется, что, по всей видимости, отсутствие подачи питательной воды вспомогательными насосами первые 8 мин аварии не оказало, фактически, существенного влияния на дальнейшее развитие событий, которое в основном определялось заеданием разгрузочного клапана. На 10-й мин 24-й сек. был вновь включен остановленный ранее второй насос системы аварийного охлаждения, однако затем опять остановлен и, в конечном итоге, снова запущен на 11-й мин 24-й сек., 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. Примерно 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 давления в ней. 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 этот момент давление в реакторе составляло только 8,З·10^4 Па и продолжало падать.
До этого момента события на втором блоке АЭС Three Mile Island очень напоминали инцидент с прекращением подачи питательной воды, произошедший в сентябре 1977 г. на АЭС Davis-Besse и Ок-Харборе, штат Огайо. В Ок-Харборе, однако, на 21-й мин операторы поняли, что в результате заедания разгрузочный клапан остался открытым, и вручную закрыли расположенный последовательно с ним запорный вентиль, перекрыв этот трубопровод и положив, таким образом, конец инциденту.
Фаза 3. Между 20 мин и 1 ч с начала аварии параметры системы стабилизировались в состоянии насыщения – давление и температура составляли около 7·10^4 Па и 290°С, соответственно. На 38-й мин 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 петли В, одной из двух петель реактора, каждая петля имеет два циркуляционных насоса. Было естественно предположить, что оператор сделает это, чтобы предотвратить серьезное повреждение насосов и связанных с ними трубопроводов. Однако отключение насосов петли В создало благоприятные условия для разделения жидкой и паровой фаз, что в дальнейшем существенно затруднило циркуляцию теплоносителя в этой петле.
В 1 ч 40 мин по тем же причинам были остановлены главные циркуляционные насосы петли А. Одним из поводов для беспокойства была возможность повреждения петлевых затворов насосов. Операторы ожидали, что установится естественная циркуляция теплоносителя, 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, и когда были остановлены главные циркуляционные насосы, то уровень воды в корпусе реактора находился примерно в 30 см над верхней частью активной зоны. В результате остаточного тепловыделения в активной зоне вода быстро испарялась и началось обнажение и разогрев активной зоны, что создало условия для ее повреждения.
Фаза 4. 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 бы 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 подачи 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 реактора 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 времени 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 петли В проработал 19 мин, однако был снова выключен вследствие кавитации и вибрации. Максимальная температура топлива (превышающая 2000 °С) была достигнута вскоре по прошествии 3 ч с начала аварии. На 3 ч 20 мин повторное включение системы подачи 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. Датчики внутри защитной оболочки показывали очень высокий уровень радиации. В период продолжения аварии с 4 ч 30 мин до 7 ч были предприняты попытки ликвидировать паровые полости в обеих петлях путем повышения давления и поддержания системы подачи воды высокого давления в рабочем состоянии. Однако эти попытки восстановить отвод тепла через парогенераторы оказались безуспешными и, кроме того, требовали активного использования запорного вентиля, отсекающего разгрузочный клапан. В итоге от этих попыток пришлось отказаться.
Фаза 5. В течение последующих 4 ч операторы понижали давление в контуре реактора, пытаясь ввести в действие гидроаккумуляторы и систему подачи воды низкого давления. Эта процедура была начата в 7 ч 38 мин с открытия запорного вентиля разгрузочного клапана. В 8 ч 41 мин давление в контуре снизилось до 41·10^4 Па и произошло включение гидроаккумуляторов. Однако в корпус реактора было инжектировано лишь очень малое количество воды. Во время снижения давления из контура реактора в реакторный зал было выпущено значительное количество водорода.
В 9 ч 50 мин в реакторном здании был зафиксирован всплеск давления, и в ответ на это в течение 6 с включились насосы, разбрызгивающие воду под защитную оболочку, и через 6 мин они были выключены. Всплеск давления явился результатом воспламенения водородно-воздушной смеси в одной из частей здания. Давление удалось снизить только до 3·10^4 Па, и все дальнейшие попытки оказались безуспешными - оно упорно держалось выше максимального значения, при котором могло произойти включение системы подачи воды низкого давления (2,8·10^4 Па). Поскольку операторы оказались не в состоянии еще более снизить давление в первом контуре реактора, то в 11 ч 8 мин запорный вентиль разгрузочного клапана был перекрыт.
В продолжение последующих 2 ч реактор оставался лишенным какого-либо достаточно эффективного механизма расхолаживания. Все это время запорный вентиль находился в закрытом состоянии, за исключением двух коротких промежутков времени. Подача воды высокого давления происходила с малым расходом и почти полностью компенсировалась оттоком через трубопровод к системе очистки воды; оба парогенератора были полностью изолированы.
Фаза 6. Через 13 ч 30 мин после начала аварии запорный вентиль разгрузочного клапана был повторно перекрыт и началась постоянная подача воды из системы подачи высокого давления для повторного подъема давления в контуре, что позволило бы вновь запустить главные циркуляционные насосы. В 15 ч 51 мин был введен в действие ГЦН петли А, и поток через парогенераторы восстановился, и, таким образом, установился стабильный режим охлаждения.
Фаза 7. В результате реакции циркония с паром образовалась почти 1000 кг водорода, и большое его количество скопилось в верхней области реактора, над активной зоной. Для удаления этого «водородного пузыря» использовались два метода. В первом методе была задействована обычная система очистки теплоносителя первого контура. Процедура выполнялась следующим образом. Газ из пузыря абсорбировался водой первого контура, находящейся при давлении около 7·10^4 Па. Часть воды отводилась в «сливной» резервуар, находящийся фактически при атмосферном давлении, где поглощенный водород высвобождался таким же образом, как при откупоривании бутылки с шампанским. Далее газ поступал в систему очистки, где находился в течение 30 дней, а затем пропускался через фильтры и выпускался через вытяжную трубу в атмосферу.
Во втором методе с помощью нагревателей компенсатора давления ускорялся переход водорода, растворенного в находящемся в нижней части компенсатора давления теплоносителе, в его верхнюю часть, заполненную газом. Затем открывался запорный вентиль в верхней части компенсатора давления и газ выпускался. С помощью этих методов газовый пузырь был удален, и 28 апреля, месяц спустя после начала аварии, установился режим естественной циркуляции теплоносителя и главные циркуляционные насосы реактора были остановлены. Эта остановка была весьма своевременна, поскольку на данном этапе фрикционный нагрев воды в насосах превышал остаточное тепловыделение в активной зоне реактора.
На различных этапах аварии происходило частичное или полное обнажение активной зоны. Было оценено, что максимальная температура топлива достигала примерно 2000°С. Сначала, вероятно, произошла перфорация топливной оболочки, а затем, при дальнейшем повышении температуры, реакция циркалой – пар привела к образованию водорода. В конечном итоге, весь циркалой в поврежденной части активной зоны прореагировал, и таблетки топлива остались без оболочек, т. е. лишились своей опоры. В результате этого они осыпались и образовали беспорядочную кучу. Из-за осыпания материала возросло сопротивление потоку теплоносителя через активную зону, и, как было оценено, коэффициент сопротивления потоку для поврежденной зоны в 200 – 400 раз превышал свое нормальное значение.
Очень высокий уровень радиации в реакторном здании после аварии в основном являлся результатом присутствия радиоактивных криптона и ксенона, все радиоактивные изотопы которых, кроме криптона-85 (с периодом полураспада 10 лет), короткоживущие. За исключением криптона-85 с радиоактивностью 10000 Ки, который выпускался из-под защитной оболочки в течение года после аварии, все радиоактивные газы высвободились в первые несколько дней аварии, что привело к заметному по сравнению с природным фоном увеличению уровня радиоактивности в области вокруг АЭС. Однако лишь очень небольшое количество йода, высвободившегося из топлива, проникло за пределы оболочки реактора (только 16 Ки радиоактивности).
Во время аварии рассматривалась возможность эвакуации населения из областей, непосредственно прилегающих к АЭС, а беременным женщинам и детям было рекомендовано покинуть эти зоны. Однако в действительности радиоактивное облучение населения оказалось очень малым и, как было рассчитано, его последствия в будущем, выражающиеся в виде возрастания летальных исходов от раковых заболеваний среди местного населения, не могут быть идентифицированы.
Назначенная президентом комиссия, расследовавшая причины аварии, пришла к выводу, что непосредственной причиной была ошибка оператора. Среди сопутствующих причин были названы просчеты в подготовке операторов АЭС, недостатки в оборудовании комнаты управления, а также отношение ядерной промышленности США к обеспечению безопасности. Была также подвергнута резкой критике Комиссия по ядерному регулированию США. В результате аварии АЭС получила серьезные повреждения, и для ее возвращения в строй потребуется, вероятно, несколько лет, а общая стоимость ремонта превысит 1000 млн. долл. Пока еще не ясно, можно ли восстановить поврежденный реактор и снова вернуть его в эксплуатацию или же он будет демонтирован и захоронен.
С точки зрения классификации рабочих режимов, авария началась как классическое нарушение нормального рабочего режима, которое затем развилось (вследствие заедания разгрузочного клапана) в классическую аварийную ситуацию с малым разрывом в контуре. Для предотвращения развития аварии следовало ввести в действие системы обеспечения безопасности, однако действия оператора непосредственным образом воспрепятствовали этому. В результате ситуация переросла в аварию более крупную, чем предельный аварийный режим, т. е. вышла за рамки максимальной проектной аварии. Тем не менее, реализованный в конструкции АЭС принцип защиты «в глубину» (т. е. концепция множественных барьеров) предотвратил причинение сколько-нибудь серьезного ущерба операторам или населению.
Многочисленные уроки, извлеченные из аварии на ТМ1-2, привели к внедрению на ядерных энергетических установках дополнительных мер обеспечения безопасности, хотя это и связано с некоторым возрастанием затрат.
Авария на АЭС Ginna. 1982 год.
Одной из основных проектных аварийных ситуаций для PWR, является разрушение трубки парогенератора. Такой случай произошел 25 января 1982 г. на расположенной в штате Нью- Йорк АЭС Ginna с двухпетлевым реактором PWR производства фирмы Westinghouse.
В 9 ч 28 мин станция работала на полной электрической мощности (490 МВт). Вскоре после этого значительно упало давление в первом контуре реактора, затем почти сразу же последовали включение системы подачи воды высоко давления, остановка реактора и турбины и изоляция защитной оболочки. Компенсатор давления был опустошен почти полностью. Такое развитие событий характерно для разрушения трубки парогенератора, в результате чего вода первого контура протекает во второй контур, находящийся при более низком давлении. Следуя обычной процедуре, предусмотренной для случая разрушения трубки парогенератора, операторы остановили главные циркуляционные насосы и перекрыли главные запорные вентили на паропроводе, ведущем к находящемуся под подозрением парогенератору.
Чтобы быстрее выровнять давление в первом и втором контурах и ликвидировать течь, операторы открыли разгрузочный клапан с механическим приводом, соединенный с компенсатором давления. Это позволило теплоносителю сливаться в дренажный резервуар компенсатора давления. Однако когда эта операция была завершена и оператор постарался закрыть разгрузочный клапан, то он не сработал (как на ТМI-2), что вынудило оператора перекрыть запорный вентиль и, таким образом, остановить поток.
Падение давления в результате открытия разгрузочного клапана вызвало мгновенное вскипание теплоносителя первого контура, в результате чего вода была выброшена в компенсатор давления и в верхней части реактора образовалась паровая полость. Эта ситуация была правильно понята и, чтобы не допустить дальнейшего развития аварии, через 2 ч после ее начала был запущен главный циркуляционный насос. Температура топлива не превысила допустимого значения. В результате открытия разгрузочного клапана вылетел предохранительный диск компенсатора давления, и примерно 16 - 38 м3 воды вылилось в дренажную систему здания, которая к этому моменту была изолирована. В этот период секции второго контура поврежденного парогенератора находились в изолированном состоянии, и в итоге давление в парогенераторе поднялось до точки срабатывания вспомогательного предохранительного клапана, в результате чего незначительное количество радиоактивных веществ, в основном криптон и ксенон, было выброшено в атмосферу.
В дальнейший период времени проводилось расхолаживание реактора, сначала путем отвода остаточного тепловыделения через неповрежденный парогенератор, а затем, примерно через 24 ч, системой отвода остаточного тепловыделения низкого давления. Последующее обследование парогенератора показало, что в нем находился незакрепленный дискообразный предмет массой около 1 кг. Из-за его вибрации ряд трубок парогенератора получили серьёзные повреждения, в результате чего, одна из них была разрушена, что и привело к возникновению описанной выше ситуации. Этот предмет, по-видимому, находился в парогенераторе несколько лет, после того как по небрежности был оставлен там во время проведения работ по техническому обслуживанию. В дальнейшем поврежденные трубки были заблокированы пробками и парогенератор возвращен в строй.
Операторы АЭС Ginna действовали с некоторым запаздыванием по сравнению с инструкцией для аварий этого типа. Необходимо отметить, что хотя авария на АЭС Ginna привлекла большое внимание общественности, повреждения трубок парогенераторов случались и раньше.
Источник: Источник.
Рейтинг публикации:
|
