Авария на блоке № 2 АЭС “Three Mile Island “(США), связанная с плавлением активной зоны
29 марта 1979 г. на блоке №2 АЭС “Три-Майл-Айленд” (ТМА-2) произошла тяжелая авария с плавлением активной зоны и выходом большого количества продуктов деления в различные элементы оборудования, технологические помещения и под гермооболочку (ГО).
Характеристика энергоблока ТМА-2
Основой энергоблока ТМА-2, введенного в эксплуатацию в 1978 г., был реактор типа PWR, в котором работу 1-го контура обеспечивали 4 ГЦН, а работу 2-го контура – 2 прямоточных ПГ. Из реактора вода поступает в трубные пучки каждого ПГ по одной горячей нитке, а возвращается в реактор по двум холодным ниткам.
В штатном режиме тепловая мощность реактора составляла 2772 МВт, электрическая мощность блока – 956 МВт, давление воды в 1-м контуре – 15.2 МПа, температура воды на входе в реактор – 292 °С, на выходе – 320°С; поток воды через активную зону – 1.74.10 4 кг/с.
Активная зона диаметром ~ 3.3 м и высотой ~ 3.7 м собрана из 311 ТВС, каждая из которых содержала 208 твэлов. В свою очередь, твэлы содержали в качестве топлива таблетки UO2 диаметром 9.4 мм и толщиной 17.7 мм помещенные внутрь трубок из циркалоя-4 (Zr с добавками – 1.3 вес% Sn, – 0.22 вес% Fe, 0.1 вес% Cr) с внутренним и внешним диаметром соответственно 9.6 и 10.9 мм и длиной 3.9 м. Различные ТВС имели обогащение топлива по U-235 : 1.98; 2.64 и 2.96 вес% (среднее обогащение 2.54 вес%) . Активная зона в целом содержала 94 т UO2 и 35.5 т конструкционных материалов.
Общая компоновка одной из двух петель блока (петля “А”) показана на рис 1.
Развитие и общая характеристика аварии
К моменту начала аварии в 04 ч.00 мин.(04.00) 29 марта 1979 г. энергоблок работал почти на полной мощности (98%). Последующие события в течение 100 мин. оказалось возможным воспроизвести на основе документированных показаний и записей приборов контроля и управления.
Согласно этим данным, авария началась с выключения конденсатного насоса (КН), находящегося на линии с ПН 2-го контура, которые в связи с этим должны были отключиться и отключились. Эта ситуация, связанная с прекращением подачи ПВ в ПГ и, значит, с прекращением отбора тепла от 1-го контура, привела, согласно проекту, к немедленному отключению турбины и запуску всех трех вспомогательных питательных насосов (ВПН) 2-го контура для предотвращения роста температуры и давления в 1-м контуре.
Через 30 с ВПН вышли на рабочий режим, однако, как выяснилось позднее, запорные клапаны на линии подпитки 2-го контура от этих насосов, которые при эксплуатационных условиях должны быть открыты и которые по программе ранее проведенных испытаний закрывались, почему-то оказались закрытыми, в результате чего вода в ПГ так и не поступала.
Рис.1
Полное прекращение подачи ПВ в ПГ является как на ТЭС, так и на АЭС одной из предусмотренных проектом ситуаций, локализуемых системами безопасности (СБ), которые пока действовали в проектном порядке.
Ниже развитие аварийных событий будет привязано на временной шкале к началу аварии.
Так как в АЭС на основе PWR объем ТН и давление в 1-м контуре регулируются соотношением объемов паровой и жидкой фаз в КД и в нормальных условиях жидкая фаза занимает примерно половину объема КД, то после прекращения подачи ПВ в ПГ начавшийся рост температуры в 1-м контуре привел к повышению уровня ТН в КД и, как следствие, к быстрому росту давления в контуре.
Через 3-6 с давление превысило уставку 15.65 МПа и привело к открытию импульсного предохранительного клапана (ИПК) на КД. Но т.к. давление продолжало некоторое время расти дальше, то через 9-12 с автоматика аварийно остановила реактор по превышению уставки 16.34 МПа. Эти события являются нормальной реакцией СБ на повышение давления в 1-м контуре выше допустимых по проекту значений. Через 12-15 с благодаря сбросу пароводяной смеси через ИПК давление понизилось до 15.3 МПа, когда ИПК должен закрыться, после чего должно начаться контролируемое расхолаживание реактора. Однако клапан не закрылся по неизвестной причине.
Непосадка ИПК стала главной причиной тяжелого развития дальнейших событий, т.к. операторы действовали, не осознавая отказ ИПК . Здесь следует отметить, что исполнительный механизм закрытия ИПК не сработал несмотря на наличие напряжения на датчике закрытия клапана. Наличие соответствующего сигнала на щите управления, по- существу, ввело в заблуждение операторов. Поэтому после аварии на всех аналогичных блоках АЭС были немедленно сделаны независимые указатели фактического положения ИПК.
Как видно из предыдущего, развитие аварии сначала было обусловлено тремя техническими причинами; отказом КН, закрытием запорных клапанов на линии ВПН и непосадкой ИПК, а дальше стало определяться длительным действием ошибки операторов.
Наложение технических неполадок уже привело к выходу ситуации за рамки концепции единичного отказа, согласно которой система должна выполнять заданные функции при любом исходном событии и независимом от него отказе еще одного из активных или пассивных элементов.
Если учесть, что, кроме отмеченных отказов, через 7 мин. 30 с самопроизвольно включился дренажный насос, перекачивающий загрязненную воду в бак для загрязненных жидких отходов, то возникло даже подозрение на возможность преднамеренных действий злоумышленников. № считаем, что достаточных оснований для этого нет, т.к. в этом случае чрезвычайно “умные” злоумышленники должны были “предусмотреть” и последующие действия операторов, либо они и должны быть названы единственными или одними из злоумышленников.
Так как из-за непрерывной утечки ТН через открытый ИПК количество и давление ТН в 1-м контуре продолжали уменьшаться, то через 2 мин при давлении ~ 11.4 Мпа СБ включила насосы аварийной, подпитки высокого давления, которые стали подавать воду по холодной нитке 1-го контура сверху непосредственно в кольцевую опускную зону между корпусом и шахтой реактора.
В этот период проявился важный фактор, неправильно оцененный операторами. Из-за уменьшения давления ТН в воде 1-го контура (преимущественно в активной зоне) стали образовываться паровые пузыри, которые в период между 4-й и 11-й мин. привели к повышению уровня воды в КД за пределы видимой шкалы указателя уровня.
Так как полное вытеснение парового объема из КД превращает 1- й контур в гидравлически жесткую систему, не позволяющую регулировать ее параметры, то по условиям обеспечения безопасности, предусмотренным инструкцией по эксплуатации, такое состояние является совершенно недопустимым. Поэтому операторы, не зная о все еще открытом состоянии ИПК и об образовании паровых пузырей, в ТН, считали, что в 1-м контуре нарастает избыток ТН и по инструкции через 4 мин. 30 с отключил один, а через 10 мин. 30 с – второй насосы аварийной подпитки высокого давления. Затем через 11- 12 мин. они снова включили эти насосы, но задросселировали их расход, и в таком режиме насосы работали до 200 мин. с начала аварии.
Послеаварийный анализ показал, что для предотвращения обнажения активной зоны было бы достаточно подавать в реактор от системы аварийной подпитки всего ~ 13 кг/с воды, что составляет ~ 25% производительности системы. Однако фактическая подача составляла 1/3-2/3 этой величины и временами практически падала до нуля из-за забросов в 1-м контуре, что сделало неизбежным обнажение и плавление части активной зоны примерно через 2.6 ч, когда уровень остаточного тепловыделения в зоне составлял еще ~ 1% от полной тепловой мощности, т.е. ~ 31 МВт.
В результате длительного сброса пара через ИПК в бак-барботер после повышения давления до уставки сначала открылся предохранительный клапан, а через 15 мин. при давлении 1.48 МПа лопнула разрывная предохранительная мембрана бака. После этого открылся прямой доступ в помещения под ГО сначала “чистого” пара 1-го контура, а позднее – и содержащего продукты деления.
В период 20-60 мин. параметры 1-го контура стабилизируются в состоянии насыщения при давлении 7.1 МПа и температуре 288°С, когда охлаждение зоны осуществляется двухфазным потоком. В результате развивается сильная вибрация ГЦН, и операторы вынужденно отключают через 1ч. 15 мин сначала два ГЦН петли “В”, а еще через 25 мин. – два оставшихся в работе ГЦН петли “А”.
Прекращение принудительной циркуляции в 1-м контуре сразу привело к разделению воды и пара в контуре, причем корпус реактора оказался заполненным водой до уровня немного выше верха активной зоны, а т.к. поступление воды от подпитки высокого давления, как отмечалось выше, было недостаточным для компенсации утечки через ИПК, то еще через 10 мин. началось осушение зоны.
В течение последующих 30 мин. это привело к понижению уровня ТН примерно до середины активной зоны (возможно даже, до 1/3-1/5 высоты зоны), к быстрому разогреву обнажившейся части зоны, где, по результатам послеаварийного изучения образцов материалов, температура твэлов достигла ~ 1100 K, а примерно через 150 мин от начала аварии началось быстрое окисление оболочек твэлов из циркалоя-4, температура твэлов превысила температуру плавления оболочек (2100 K), и в расплавленном материале оболочек началось растворение части топлива (UO2). Температура в осушенной части зоны превысила также температуру плавления стержней СУЗ из сплава Ae, Jn и Cd, а также оболочек этих стержней из нержавеющей стали.
Расплавленная смесь стала протекать в пространство между поврежденными твэлами и затвердевать в области верхней границы ТН. В результате к 174 мин. образовалась большая область частично расплавленных материалов зоны, содержащая UO2, сталь, цирконий, Ag и немного Jn и Cd.
В процессе аварии образовалось около 450 кг водорода вследствие взаимодействия разогретого материала оболочек твэлов с паром по реакции Zr + 2H2O – ZrO2 + 2H2. Выделение водорода происходило со скоростью ~ 25 кг/мин, и его количество позволяет оценить количество окисленного и охрупченного циркалоя-4, которое составляет ~ 50%. Важно также, что экзотермическая пароциркониевая реакция окисления циркалоя-4 должна дополнительно повышать локальную температуру твэлов, которая по результатам последующего изучения материалов поврежденной зоны превышала точку плавления твердого раствора U-Zr-O (~ 3100 K).
Примерно через 10 ч после начала аварии был зарегистрирован скачок давления 193 кПа под ГО, обусловленный, по-видимому, воспламенением водородно-воздушной смеси. Так как этот скачок был меньше 413 кПа, на которые рассчитана ГО, то дополнительных осложнений в протекании аварии не возникло, но этот факт послужил причиной последующих исследований с целью предотвращения (путем контролируемого сжигания водорода) или безопасной локализации водородных пожаров.
Оказалось, что способность водородно-воздушной смеси к воспламенению резко возрастает при концентрации H2 более 8 об.%, но эта смесь легко воспламеняется от электрической искры и при меньших концентрациях. Вместе с тем в среде с концентрацией, пара более 50 об.% водородная смесь становится инертной.
При аварии на ТМА-2 воспламенение хорошо, перемешанной водородно-воздушной смеси под ГО могло быть легко спровоцировано искрой в электрооборудовании, заливаемом водой или подвергаемом воздействию пара.
На этапе разрушения оболочек твэлов большое количество продуктов деления перешло непосредственно в воду и пар, а с ними – в различные системы и помещения блока через разгерметизированный бак-барботер. Об этом свидетельствовало резкое возрастание активности в здании ГО по показаниям дозиметрических приборов. При этом газообразные продукты деления вместе с паром и водородом накапливались под ГО, где через 5 ч. давление достигло 0.13 МПа, а через 10 ч -0.29 МПа, что привело к включению спринклерной системы, подавшей в течение 2-х мин, под ГО 18.9 м3 NaOH.
Только через 140 ним. после начала аварии операторы осознали незакрытие ИПК и закрыли его. После этого ИПК работал нормально и позднее еще несколько раз открывался и закрывался как автоматически, так и операторами в соответствии со сложной динамикой давления в 1-м контуре. Однако во время первого, закрытия ИПК операторы еще не осознавали, что активная зона частично осушена и неизбежно ее сильное повреждение, которое развивалось- в период между 140 и 225 мин.
На 174 мин операторы включили один ГЦН, который проработал меньше 10 с и снова отключился, но за это время подал в почти пустой корпус реактора -30 м3 воды, достаточных для покрытия зоны. При этом термомеханическое взаимодействие ТН с окисленными и охрупченными твэлами в сильно перегретой верхней части (- 2/3 высоты) зоны привело к их фрагментации на обломки с размерами от <1 см до крупных и образованию завала, форма которого коррелирует с ожидаемой геометрией потоков воды и газа с учетом положения патрубков.
По-видимому, в этот период произошло окончательное затвердевание наружных слоев завала, тогда как внутри него продолжалось плавление вследствие остаточного тепловыделения и отсутствия там охлаждения. Последующие расчеты, согласующиеся с наблюдаемым распределением затвердевших материалов зоны, указывают на то, что к 224 мин расплавленный объем внутри завала содержал 20-45% от первоначального количества материалов зоны.
Примерно на 200-й мин. операторы включили работу системы аварийной подпитки высокого давления, которая через 10-15 мин обеспечила почти полное заполнение корпуса реактора и улучшила условия охлаждения зоны.
В период между 224 и 226 мин, судя по показаниям датчиков давления 1-го контура, детекторов нейтронов и дозиметрических приборов, произошло обрушение подушки завала, приведшее к перетеканию -20 т расплавленного материала в нижнюю часть корпуса через открытые ТВС. После этого дальнейшего перераспределения расплавленных материалов, по-видимому, не было.
Следует отметить, что благоприятным фактором для стабилизации материалов в зоне явилось отсутствие проходок в нижней крышке корпуса реактора ТМА-2, тогда как в ряде других реакторов АЭС аналогичного назначения такие проходки имеются, и на таких АЭС можно было бы ожидать более сложного развития событий при аналогичном характере плавления активной зоны.
В период между 7.6 и 14 ч 1-й контур намеренно разгружался с целью запуска вспомогательной системы питания 2-го контура (2.86 МПа), затем к 16 ч. давление в 1-м контуре было доведено до 15.96 МПа, в конце этого периода был запущен один ГЦН петли "А", и появилась циркуляция в ПГ, пар из которого сбрасывался в конденсатор. Это время можно считать за окончание аварии, т.к. было восстановлено устойчивое охлаждение активной зоны, которое продолжалось много дней.
На рис 2 показана динамика изменения давления в 1-м контуре на всех стадиях развития аварии с указанием ее основных этапов.
Рис. 2
Состояние блока после аварии и ликвидация ее последствий
Расхолаживание реактора было обеспечено штатными средствами, хотя были сделаны альтернативные системы, применение которых не потребовалось. При обеспечении принудительной циркуляции с помощью ГЦН петли “А” давление в контуре поддерживалось выше насыщения с помощью подпиточных насосов высокого давления.
В течение первой недели после аварии производилось удаление водорода из корпуса реактора путем выноса его из корпуса в растворенном виде водой 1-го контура и выделения под ГО при периодическом открывании ИПК. За это время остаточное тепловыделение уменьшилось со 160000 кВт до 5400 кВт.
27 апреля был остановлен ГЦН, и охлаждение зоны стало осуществляться за счет естественной циркуляции. В январе 1980 г. было закрыто БРУ-К, и начался пассивный отвод тепловыделения, которое к 1983 г. стало меньше 30 кВт.
По состоянию на 4 апреля 1979 г. под ГО создалось разрежение и наблюдался высокий уровень излучения. При этом все уцелевшие термопары показывали температуру активной зоны ниже 238°С, и шло медленное охлаждение.
Хотя сразу после аварии фактическое состояние реактора не было известно, недопустимо высокий уровень радиоактивности внутри ГО и сильное радиоактивное загрязнение большого количества воды в различных системах и помещениях указывали на предельную степень повреждения твэлов и ТВС реактора ТМА-2.
Первые несколько недель после аварии длилось состояние хаоса, шока и дезорганизации на всех уровнях, а затем несколько групп специалистов пытались оценить состояние блока и воспроизвести в 1979-80 г. последовательность термогидравлических событий в активной зоне и 1-м контуре. В октябре 1979 г. первую оценку состояния ТМА-2 сделала комиссия, назначенная Президентом США, и на этой основе была намечена программа ликвидации последствий аварии.
Эта программа, в осуществлении которой были задействованы тысячи людей, предусматривала 3 перекрывающиеся по времени стадии работ.
Целью первой стадии было выявление характера и масштабов повреждений, обеспечение и поддержание стабильного состояния блока в течение длительного времени. На второй (главной) стадии предусматривалось удаление из – реактора и за пределы блока поврежденного топлива. После этого на третьей стадии планировалось удаление оставшейся радиоактивности, связанной с частицами топлива, попавшими в трубопроводы и различные вспомогательные системы блока. И только после завершения всей программы должно быть принято решение о дальнейшей судьбе поврежденного блока.
Обследование состояния активной зоны в сложных радиационных условиях потребовало разработки специальных методов и средств, включающих телевизионные камеры малого диаметра (3.18 см) для дистанционного осмотра корпуса и зоны внутри корпуса, средства ультразвукового зондирования расположения материалов в зоне, приборов для измерения профиля потока нейтронов в зоне, инструментов на длинных штангах для взятия проб образцов из разных участков зоны, защитной одежды, методов и средств дезактивации высокорадиоактивной воды и т.д. Это было нужно не только по соображениям безопасности, но и с точки зрения работоспособности такой специальной техники в уникальных по сложности условиях. Работоспособность разработанных технических средств была проверена на блоке ТМА-1.
Реальная степень повреждения корпуса и активной зоны ТМА-2 не была известна до 1982 г., когда результаты визуального обследования показали, что материал корпуса реактора (толщина 125 мм) не поврежден и находится в хорошем состоянии, что 43% ТВС сохранили стандартное положение в активной зоне и что верхняя крышка корпуса и верхние внутриреакторные устройства сильно загрязнены радиоактивными продуктами, но сравнительно мало повреждены.
Однако на нижней крышке корпуса были обнаружены еще в 1982 г. и подтверждены в 1989 г. трещины в нержавеющей наплавке толщиной 7.5 мм, заполненные затвердевшим расплавленным металлом. При этом часть трещин имели длину до 15 см и ширину более 2.5 мм и, если судить по следам ржавчины, возможно, распространялись на всю толщину наплавки. Окончательное суждение о характере и причине трещин можно будет сделать после анализа около 20 образцов, направленных для изучения в Японию и ряд европейских стран, а пока можно предполагать, что при контакте расплавленных материалов зоны с наплавкой ее растрескивание и, возможно, отрыв от материала корпуса из углеродистой стали могли быть обусловлены различием коэффициентов термического расширения материалов наплавки и корпуса.
Только к 1985 г. стало ясно, что повреждение активной зоны является более обширным и более серьезным, чем предполагалось сразу после аварии. Фактически более 1.5 м верха зоны представляли собой пустую полость объемом 9.3 м3, ниже которой находился свободный завал обломков толщиной около 1 м и общей массой ~26.4 т из общего количества ~ 132.2 т с учетом окисления исходных материалов во время аварии.
Ниже свободного завала образовалась большая сплавленная масса материалов (~ 32.7 т) диаметром ~ 3 м и толщиной от ~ 1.5 м в центре до ~ 0.25 м на периферии. Изучение образцов, взятых из этой массы, показало, что во время аварии материалы в этой области зоны находились при температурах 2500-3100 К и были расплавлены.
Материалы из нижней части зоны непосредственно не изучались, но, как и ожидалось, там обнаружены в разных местах неповрежденные твэлы, пустоты и сплавленные материалы общей массой ~ 5.8 т, а на нижней крышке корпуса ~ 10-20 т материалов, которые ранее были, по-видимому, тоже расплавленными.
В целом при аварии расплавилось не менее 40% материалов активной зоны.
К концу аварии в теплоноситель перешло около 10% общего производства радиоактивного иода (64.106 Ки) и цезия (8.18.105 Ки) и не менее 1% других продуктов деления. В результате утечки через открытый ИПК в бак-барботер, а через него – в различные помещения блока было перенесено 5-7% общего количества J и Cs и примерно такая же доля радиоактивных благородных газов (РБГ).
Важно отметить, что около 20% образовавшихся J и Cb остались внутри поврежденной зоны, а еще 40% – в других конструкциях блока, по-видимому, в виде нелетучих соединений, что позволяет в дальнейшем ослабить (хотя это психологически сложно) действующие требования по безопасности, основанные на мигрировании всего радиоактивного иода в окружающую среду.
Фактически в окружающую среду вышло всего около 1% РБГ (9-50)·10 13 Бк, в том числе 44.103 ки Kr-85, и 3·10-55% J-131 (7.4.10 11 Бк или ~ 20 Ки), что в связи с малым периодом полураспада J-131 (8.04 сут) имело кратковременные радиологические последствия для населения, связанные, в частности, с повышенной концентрацией иода в молоке [(0.4-4).10 5 Бк/л] по сравнению с нормативной (3700 Бк /л). По оценкам, коллективная доза облучения в 30-мильной зоне (80.5 ки) составила 3300 челбэр при средней индивидуальной дозе 1.5 мбэр на все тело и максимальной дозе <100 мбэр. В результате аварии образовалось около 2800 м3 сильно загрязненной воды, из которых 340 м3 находились в замкнутом объеме системы охлаждения реактора, а около 2440 м3 - на полу здания ГО слоем толщиной 2.4 м. Пробы воды из контура охлаждения были взяты через несколько дней после аварии, а с пола это удалось сделать только через 5 месяцев из-за большой радиоактивности. Для доведения, воды до нормального качества нужно было обеспечить уменьшение общей концентрации примесей в 8.107 раз. При этом концентрация радиоактивных примесей оказалась в 100 раз больше, чем в нормальных трапных водах АЭС. Е общем количестве загрязненной воды в качестве основных примесей находилось около 3400 кг натрия, 35 т борной кислоты, 2.5 кг цезия, 0.3 кг стронция и некоторые другие примеси, а суммарная радиоактивность около 6.105 Ки была обусловлена, в основном, изотопами Cs-134, Cs-137 (-4.8.105 Ки) и Sr-89, Sr-90 (~ 1.4.10 4 Ки). Естественно, что все оборудование и помещения, находившиеся в контакте с продуктами деления в воде, имели сильное загрязнение поверхности. В частности, винтовые поверхности приводов СУЗ имели загрязнение по Cs-137 от 290 до 1100 мкКи/см2, а на внутренней поверхности корпуса и внутрикорпусных устройств осело около 1% из 8.18.10 5 Ки Cs-137, выделившегося при аварии. Кроме того, большое количество твердых частиц топлива осело в различных элементах циркуляционного контура: ~ 10 кг в КД, ~ 50 кг в верхних частях трубных пучков ПГ, ~ 50 кг в трубопроводах САОЗ и т. д.. После аварии радиоактивность на БЩУ составляла 240-320 р /ч, а в различных местах под ГО находилась в пределах от нескольких р/ч до более чем 1000 р /ч, что вместе с необходимостью удаления частиц топлива из малодоступных участков контуров и помещений превратило дезактивацию блока в очень сложную проблему. Приведенные количественные данные о характере повреждения блока ТМА-2 свидетельствуют о беспрецедентном по масштабам и сложности объеме работ, который надо было выполнить для ликвидации последствий аварии. Эти работы продолжаются до настоящего времени, причем впечатляет не только сложность и объем работ, но и связанный с ними экономический ущерб. Стоимость только очистки и дезактивации блока ТМА-2 оценивается в 965 млн. долларов без учета потерь из-за прекращения выработки электроэнергии. Если учесть, что в результате аварии на ТМА-2 был остановлен до октября 1985 г. и блок ТАМ-1, простой которого в течение 6.5 лет приносит убытки 12-15 млн. долларов в расчете на месяц, то к июню 1987 г. общие экономические потери составили 2.6 млрд, долларов. В процессе дезактивации блока радиоактивная вода была очищена под слоем воды в бассейне хранения отработавшего топлива путем многократной циркуляции через систему специально созданных фильтров и после очистки использовалась для дезактивации ГО. Для хранения переработанной воды использовался один из баков запаса конденсата (2950 м3) и, кроме того, вне блока были построены два бака емкостью по 1900 м3 каждый. Переработка радиоактивной воды была начата в сентябре 1981 г. и закончена в мае 1982 г. При этом была достигнута степень очистки 1.105 по Cs-137 и 200 - по Sr-90. Для утилизации твердых отходов, образовавшихся после очистки воды, в 1980 г. в основании градирки было сделано промежуточное хранилище. В 1979 г. была начата отправка твердых отходов в Хэнфордский могильник, а в 1982 г. - отправка деталей активных фильтров в Айдахскую национальную лабораторию. Твердые отходы, отправленные на захоронение, были упакованы в 72 контейнера, причем в 50 контейнерах активность по Cs и Sr была около 2 Ки/л, поэтому срок службы контейнеров рассчитан на 300 лет. При очистке воды из нее удалялись только минеральные компоненты, а радиоактивный тритий с периодом полураспада 12 лет 4 мес. оставался. Через 10 лет после аварии активность трития составляла 145.5 мкКи/л, что по нормам ядерной безопасности позволяло сбросить эту воду путем принудительного выпаривания в течение 18-24 мес. и захоронения небольшого твердого осадка, т.к. при этом в воздух должно выбрасываться 0.315 л/с и достигается большая степень разбавления, чем в случае сброса воды в реку. Несмотря на то, что экологи настаивали на выдержке воды с тритием еще несколько лет, в феврале 1989 г. был утвержден план выпаривания. Что касается демонтажа поврежденной зоны, то в июле 1984 г. была снята верхняя крышка реактора, а в конце этого года приподнят примерно на 2 м блок защитных труб массой более 50 т, чтобы убедиться в возможности его удаления целиком, т.к. во время аварии он подвергался прямому воздействию очень горячего пара, водорода и осколков деления. При этом висящие на блоке обломки ТВС упали в полость зоны. В декабре 1984 г. после удаления блока был открыт доступ к верху активной зоны. Сразу после аварии концентрация бора в воде была доведена до 3500 ррт, т.к, по расчетам этого достаточно для обеспечения подкритичности при любой геометрии топлива, и держалась на этом уровне до 1983 г., когда перед снятием верхней крышки была повторно изучена возможность локальной критичности и перед выгрузкой топлива концентрация бора была доведена до 5000 ррт. В феврале 1989 г. было завершено удаление из реактора 104 т топлива и обломков конструкционных материалов, которые в специально созданных прямоугольных канистрах сечением 21.6×21.6 см были отправлены на корабле в Айдахскую национальную лабораторию. Предварительно канистры с помощью специально созданной поворотной платформы из нержавеющей стали толщиной 15.2 см, расположенной над реактором и обеспечивающей уменьшение дозовых нагрузок до 5-15 рад/ч, опускались в нужное место полости реактора, там загружались и закрывались, а затем перемещались в бассейн выдержки отработавшего топлива. При этом крупные обломки длиной от 60 до 150 см отделялись и загружались, в отдельные канистры с помощью специальных инструментов, а мелкие частицы загружались в другие канистры с помощью вакуумного устройства. 30 января 1990 г. была завершена вся программа удаления обломков и топлива общей массой 135 т, причем эта программа, как главная часть всей работы по ликвидации последствий стоимостью 1 млрд. долларов, была выполнена со значительно меньшими коллективными (2600 челбэр) и индивидуальными дозовыми (около 400 челбэр в год) затратами, чем предусматривалось в начале работы. За все время ликвидации последствий аварии ни один человек не получил дозу более 4 бэр. В 1990 г. должна быть завершена дезактивация других помещений и начаться консервация блока примерно на 30 лет с целью последующего демонтажа его вместе с блоком ТМА-1, т.к. это выгоднее с технико-экономической точки зрения и, кроме того, за это время вдвое снизится активность Cs-137 и на 60% снизится ожидаемая коллективная доза облучения персонала. Чему учит опыт аварии на ТМА-2?
Опыт аварии, хотя и полученный дорогой ценой, позволяет сделать важные для будущего АЭ выводы:
1) на современном уровне надежности возможно проявление маловероятного сочетания отказов оборудования, результаты которого решающим образом зависят от квалификации персонала;
2) несмотря на плавление материалов активной зоны целостность корпуса, не имеющего проходок в днище, при аварии таких масштабов не нарушилась;
3) развитие аварии эффективно замедлилось при подаче в корпус относительно небольшого количества воды и, следовательно, даже при плавлении зоны авария может протекать в контролируемых условиях;
4) большая часть выделившихся при аварии радионуклидов не выходит за пределы блока, а значительная их часть – и за пределы корпуса;
5) принципы глубокоэшелонированной защиты реакторов типа PWR (ВВЭР), когда даже при маловероятном сочетании отказов оборудования и автоматики с наложением ошибок операторов ГО полностью выполнила роль последнего барьера безопасности, оказались эффективными с точки зрения минимального ущерба для населения и окружающей среды;
6) в связи с аварией выявлены и устранены около 200 “слабых мест”, связанных с безопасностью АЭС, в результате чего в США количество внеплановых остановов и нарушений нормальной эксплуатации реакторов АЭС сократилось на 40-50%;
7) разработанные технические средства и организационные меры для демонтажа разрушенной активной зоны и крупномасштабной дезактивации оборудования и помещений позволяют уверенно и более легко осуществлять плановое снятие блоков АЭС с эксплуатации по мере выработки допустимого ресурса оборудования;
8) в результате аварии в США созданы институт по эксплуатации АЭС, аналогичный по назначению ВНИИАЭС в СССР и являющийся арбитром в вопросах работы атомных станций, а также основанный гражданским населением фонд здравоохранения с целью наблюдения за влиянием последствий аварии на здоровье людей;
9) комиссия по ядерному регулированию США включила в положение, регламентирующее деятельность АЭС, дополнительное требование, предусматривающее до вывода новых блоков АЭС на мощность разработку и проверку работоспособности плана аварийных мероприятий, включая эвакуацию гражданского населения из определенной зоны вокруг АЭС, в результате чего возникла неопределенность ввода нескольких новых блоков из-за несогласия местных властей вследствие большой плотности населения, трудностей обеспечения эвакуации транспортом и других факторов;
10) в целом аварию на ТМА-2 можно считать умеренной жертвой в деле усовершенствования, надежности и безопасности АЭС.
Источник – Аварии и инциденты на атомных электростанциях : Учеб. пособие / Обнин. ин-т атом. энергетики. Спец. фак. по переподготовке кадров по новым, перспектив. направлениям науки, техники и технологии. Физ.-энерг. фак. ; [Сост. Авдеев Е.Ф. и др.] Под общ. ред. С.П. Соловьева. — Обнинск : ИАТЭ, 1992.
