| Three Mile Island kärnkraftsolycka | |
|---|---|
| USA:s president Jimmy Carter och Pennsylvanias guvernör Dick Thornberg inspekterar instrumentpanelen för strålningskontroll i kontrollrummet på kärnkraftverket Three Mile Island . (1 april 1979) | |
| Sorts | strålningsolycka |
| Orsak | mänsklig faktor, utrustningsfel |
| Land | USA |
| Plats | Harrisburg , Pennsylvania , USA |
| datumet | 28 mars 1979 |
| död | 0 |
| Mediafiler på Wikimedia Commons | |
Olyckan vid Three Mile Island Nuclear Power Plant ( eng. Three Mile Island Accident ) är den största olyckan i historien om kommersiell kärnenergi i USA , som inträffade den 28 mars 1979 vid stationens andra kraftenhet pga. till ett läckage av primärkylvätskan i reaktoranläggningen som inte upptäcktes i tid och följaktligen förlust av kärnbränslekylning . Under olyckan smälte cirka 50 % [1] av reaktorhärden , varefter kraftenheten aldrig återställdes. NPP- lokaler utsattes för betydande radioaktiv förorening, men strålningskonsekvenserna för befolkningen och miljön visade sig vara obetydliga. Olyckan tilldelades nivå 5 på INES-skalan [2] .
Olyckan förvärrade en redan existerande kris i den amerikanska kärnkraftsindustrin och orsakade en ökning av anti-kärnkraftsentimentet i samhället. Även om allt detta inte omedelbart stoppade tillväxten av den amerikanska kärnenergiindustrin, stoppades dess historiska utveckling. Efter 1979 och fram till 2012 utfärdades inga nya tillstånd för byggande av kärnkraftverk och driftsättningen av 71 tidigare planerade anläggningar avbröts.
Resultaten av olycksutredningen ledde till en omprövning av kärnkraftverkets säkerhetsstandarder och den mänskliga faktorns roll i den. US Nuclear Regulatory Commission har omorganiserats och övervakningen av kärnkraftverk har förstärkts.
Natten mellan den 27 och 28 mars 1979 fungerade kraftaggregat nr 2 med 97 % kapacitet. Omedelbart före början av nödsituationen fungerade kraftenhetssystemen normalt, med undantag för två problem som personalen kände till [3] . För det första är detta ett konstant litet läckage av kylvätskan genom slutaren [Not 1] på en av tryckkompensatorventilerna , på grund av vilket en förhöjd temperatur upprätthölls i utloppsrörledningen [4] och överskottsmediet från bubbeltanken måste tömmas ungefär en gång var 8:e timme [5] . För det andra, under det vanliga förfarandet med att lossa (ersätta) jonbytarhartset från det andra kretskondensatfiltret, blockerades (täpptes) avlastningsrörledningen av hartset och försök gjordes att blåsa ut det med en blandning av tryckluft och vatten i ca 11 timmar. Det är mest troligt att de misslyckanden som uppstod under denna operation blev den första länken i hela den efterföljande kedjan av nödsituationer [6] [7] .
Förmodligen kom vatten från ett av kondensatfiltren genom en trasig backventil in i tryckluftssystemet, som bland annat användes för att styra pneumatiska ventilställdon . Den specifika mekanismen för vattnets påverkan på systemets funktion har inte fastställts, det är bara känt att klockan 04:00:36 (-0:00:01 - tid från referenspunkten) en oväntad engångsaktivering av pneumatiska ställdon inträffade och stängning av alla ventiler installerade på inlopp och utlopp av kondensatfilter [8] . Flödet av arbetsmediet i sekundärkretsen visade sig vara helt blockerat, kondensat- och matarpumparna och turbogeneratorn stängdes successivt av . Balansen mellan den termiska kraften som förbrukades av den andra kretsen av stationen och den effekt som produceras i reaktoranläggningen förändrades omedelbart , vilket ledde till att temperaturen och trycket började öka i den senare [9] .
Möjligheten av en sådan nödsituation beaktades vid utformningen av anläggningen. För att avlägsna värmen som produceras av den kvarvarande energifrigöringen från reaktoranläggningen , tillhandahålls ett separat system för nödtillförsel av matarvatten till ånggeneratorerna från kondensatlagringstanken, som kringgår huvudutrustningen i sekundärkretsen. Personalen var också specialutbildad för att driva stationen under sådana förhållanden. Den övergående processen tog flera sekunder, under vilken följande skedde automatiskt, utan medverkan av operatörer [10] :
Det enda som återstod för operatörerna var att se till att automatiken fungerade, att göra nödvändiga omkopplingar i den elektriska delen av anläggningen och att gå vidare med den kontrollerade nedkylningen av reaktorn. Behovet av det senare beror på närvaron av kvarvarande energiutsläpp : omedelbart efter avstängning når reaktorns termiska effekt 160 MW [Not 3] , efter en timme minskar den till 33 MW, efter tio timmar - upp till 15 MW , och minskar sedan relativt långsamt [13] .
I en typisk transient förknippad med ett plötsligt upphörande av cirkulationen i stationens andra krets, var det denna gång flera avvikelser som stationens personal ännu inte var medveten om. För det första visade sig ventilerna på trycket på nödmatningspumparna vara felaktigt stängda och kylning genom ånggeneratorerna gick tillfälligt förlorad (ventilernas felaktiga tillstånd fastställdes efter 8 minuter och hade ingen betydande inverkan på konsekvenserna av olyckan [14] ). För det andra, och ännu viktigare, stängde tryckkompensatorns magnetventil av någon okänd anledning inte efter att reaktoranläggningen var trycklös, och det skedde en kontinuerlig förlust av kylvätska från primärkretsen vid en flödeshastighet på cirka 50 m³/h (i termer av vätska) [15] . I själva verket innebar detta att det inträffade en olycka på stationen, som inte kändes igen av personalen, i samband med ett "litet" kylvätskeläckage (till skillnad från ett "stort" läckage som uppstår när rörledningar med maximal diameter går sönder) [16] .
Genom att agera enligt standardproceduren under en reaktoravstängning [17] vidtog operatörerna åtgärder för att kompensera för den förväntade minskningen av volymen av primärkylvätskan [6] [not 4] : vattentillförseln (tillförseln) till reaktorn anläggningen ökades och dess uttag för rengöring (rengöring) minskade. Trots operatörernas korrigerande åtgärder minskade nivån i tryckkompensatorn kl. 04:01:25 (+00:00:48) från nominella 6300 till 4000 mm och kl. 04:02:38 (+00:02: 01) trycket i reaktorn Enheten sjönk under 11,3 MPa och pumparna i nödreaktorns kylsystem slogs på automatiskt och levererade högtrycksvatten till primärkretsen med en flödeshastighet på 230 m³/h och konstruerade för att kompensera för läckor [18] .
Omedvetna om förekomsten av en läcka och observerade en snabb ökning av vattennivån i tryckkompensatorn (7400 mm med 04:04:05 (+00:03:28)), ansåg operatörerna att sådan påfyllning var uppenbart överdriven [14 ] . Klockan 04:05:15 (+00:04:38) stängdes alltså en av nödkylpumparna av och vattentillförseln till primärkretsen reducerades till 6 m³/h [15] , dessutom gjordes ett försök gjord för att kortvarigt öka kylvätskeuttaget genom utblåsningsledningen upp till 36 m³/h [19] . Dessa åtgärder förvärrade bara situationen, trycket fortsatte att minska och vid 04:06:07 (+00:05:30) hade vattnet i primärkretsen nått mättnad ( kokande ) vid 9,2 MPa och 305 °C. Ångan som bildades i kärnan förträngde vatten in i tryckkompensatorn, vilket skapade en illusion av att primärkretsen fylldes helt med vätska [20] .
En lång utmatning av primärkretsmediet genom en felaktig magnetventil orsakade ett överflöde av bubbeltanken, vilket ledde till att dess säkerhetsventil först fungerade kl. 04:03:50 (+00:03:15) och sedan kl. 04:15. :25 (+00 :14:48) det skedde en förstörelse av det skyddande sprängningsmembranet , varefter hett vatten och ånga började strömma in i inneslutningsrummen [21] .
Ungefär vid 04:26:00 (+00:25:00) nådde trycket i primärkretsen värden på cirka 7 MPa. Men från operatörens synvinkel verkade tillståndet för reaktoranläggningen relativt stabilt, även om det var ovanligt [22] [23] . Detta bedrägliga intryck bestod tills driften av huvudcirkulationspumparna började försämras på grund av pumpningen av ett inhomogent ångvattenmedium, vars densitet minskade som ett resultat av den fortsatta kokningen av kylvätskan. Starka vibrationer tvingade operatörerna kl. 05:14:06 (+01:13:29) att stänga av pumparna på "B"-sidan av ånggeneratorn och kl. 05:41:22 (+01:40:45) av samma anledning, pumparna från sidan av ånggeneratorn "A". Vid denna tidpunkt hade cirka 120 m³ kylvätska gått förlorad (mer än 1/3 av primärkretsens volym) [17] .
Efter att cirkulationen i primärkretsen stoppats separerades vätskan och ångmedierna, ångan upptog de övre delarna av kretsen och kokpunkten för kylvätskan i reaktorn fastställdes cirka 1 meter över härdens övre plan . Därefter, som ett resultat av kokning och utmatning av mediet genom magnetventilen, minskade nivån i reaktorn stadigt, och redan från 05:52:04 (+01:51:57) började härden tömmas [24] .
Den nuvarande situationen med kylvätskeläckage från tryckkompensatorns övre (ång)volym togs inte med i konstruktionen av kärnkraftverket, och utbildningen av anläggningspersonal för att kontrollera reaktoranläggningen under sådana förhållanden var otillräcklig [19] [25 ] . Operatörerna stötte på symtom som de inte förstod: kombinationen av minskat tryck och stigande trycksättningsnivå beskrevs inte i driftdokumentationen och beaktades inte i deras utbildning. Å andra sidan, enligt kommissionen som genomförde undersökningen, skulle en korrekt förståelse av den grundläggande information som tillhandahålls av enheterna göra det möjligt för operatörer att korrigera situationen [26] .
Det huvudsakliga bidraget till utvecklingen av nödsituationen gjordes både av oförmågan hos operatörerna att upptäcka läckan genom den felaktiga ventilen i tid och deras störning med den automatiska driften av nödkylsystemet. Eliminering av någon av dessa faktorer skulle ha reducerat olyckan till en jämförelsevis liten incident. Ur säkerhetssynpunkt är att stänga av nödkylningspumparna ett mer betydande misstag, eftersom man alltid kan föreställa sig ett läckage som inte kan elimineras genom att stänga ventilen [26] .
En analys av personalens agerande visade en otillfredsställande förståelse för de grundläggande principerna för drift av PWR-reaktorer , varav en är att upprätthålla ett tillräckligt högt tryck i installationen för att förhindra kokning av kylvätskan [27] . Utbildningen av operatörerna var i första hand inriktad på deras arbete under normal drift, därför, med hänsyn till motstridiga symtom, föredrog personalen att prioritera att reglera nivån i tryckgivaren [28] snarare än att säkerställa kontinuerlig drift av nödkylsystemet, som kan att upprätthålla ett högt tryck i kretsen under läckor [29] . Operatörerna tog inte på allvar den automatiska aktiveringen av säkerhetssystemet också eftersom detta system på Three Mile Island fungerade fyra gånger under det senaste året av skäl som inte var relaterade till förlusten av kylvätska [30] .
Bristerna i kontrollpanelen och den långa driften av stationen med oreparerade defekter tillät inte personalen att snabbt bestämma tillståndet för tryckkompensatorns magnetventil. Det fanns ingen indikator på avstängningsventilens faktiska läge, och lampan på kontrollpanelen signalerade endast närvaron av ström på dess drivenhet, respektive signalen indikerade att ventilen var stängd [16] . Indirekta tecken, såsom ökad temperatur i rörledningen efter ventilen och bubbeltankens tillstånd, uppfattades inte heller entydigt.
Sedan oktober 1978, i strid med normerna för Nuclear Regulatory Commission, har kraftenheten arbetat med ett läckage genom slutarna på de elektromagnetiska eller säkerhetsventilerna på cirka 1,4 m³ / h (med ett tillåtet värde på 0,2 m³ / h) [5] . Och även om instruktionerna på kärnkraftverket direkt föreskrev att man skulle isolera magnetventilen när temperaturen bakom den steg över 90 °C [31] , gjordes detta inte. Personalen var van vid höga temperaturer [32] och trodde intuitivt (men felaktigt) att vid ett allvarligt läckage skulle temperaturen bakom ventilen vara mer än 150 °C [15] , dock under hela tiden av ventilen. olycka, översteg den inte detta värde. Driften av säkerhetsanordningarna i bubbeltanken gick inte heller obemärkt förbi, men personalen kopplade inte på något sätt denna händelse till en långvarig läcka från primärkretsen [33] , vilket tillskrev det ett tryckhopp under en kortare tid. - termisk drift av den elektromagnetiska ventilen i början av olyckan [34] .
I driftdokumentationen fastställdes en lista över tecken på läckage från primärkretsen [35] , några av dem skedde faktiskt, till exempel ett tryckfall i reaktoranläggningen, en ökning av temperaturen under inneslutningen och närvaron vatten på dess lägre nivå. Operatörerna var dock besvikna över bristen på symtom som de ansåg vara viktiga: det fanns ingen minskning av nivån i tryckkompensatorn (den, tvärtom, ökade), och det fanns inget larm om en ökad strålningsnivå i inneslutningsatmosfär (kanske var sensortröskeln felaktigt inställd). Sålunda, även om de kände till förekomsten av vatten i inneslutningsrummen, kunde personalen inte på ett adekvat sätt fastställa källan till dess ursprung [36] [37] .
Personalen på nästa skift, som anlände vid 6-tiden på morgonen, tack vare en ny blick, kunde äntligen fastställa tillståndet för tryckkompensatorns magnetventil [38] [25] . Klockan 06:22:37 (+02:22:00) [39] stängdes avstängningsventilen på samma rörledning som magnetventilen, vilket stoppade läckan. Efter att sålunda ha fastställt faktumet av en långvarig förlust av kylvätska, var operatörerna tvungna att fortsätta med avvecklingen av olyckan genom att starta nödkylsystemet, men av okända anledningar vidtogs denna åtgärd inte omedelbart [22] [40] [41 ] .
Samtidigt med stängningen av avstängningsventilen kl. 06:22:37 (+02:22:00) registrerade strålningsövervakningsanordningar placerade under den förseglade kapslingen de första bevisen på förstörelsen av bränslekapslingen och frigörandet av högaktiva klyvningsprodukter av kärnbränsle utanför primärkretsen. I detta fall borde temperaturen på de skadade bränsleelementen ha legat i intervallet från 760 till 870 °C [42] .
Cirka 06:30 började en snabb oxidation av bränslekapslingen i den övre delen av härden på grund av ång-zirkoniumreaktionen med vätebildning. Under denna reaktion frigörs ytterligare värme och temperaturen på bränsleelementen översteg 1825 °C, deras beklädnader från Tsirkaloy-4 började smälta. Den resulterande smälta blandningen av bränsle, stål och zirkonium rann ner och stelnade vid kylvätskans kokpunkt [43] . Närmare klockan 7 på morgonen täckte den kokande kylvätskan redan mindre än en fjärdedel av kärnans höjd [44] .
Eftersom de inte hade några instrument till sitt förfogande för att bestämma vätskenivån direkt i reaktorkärlet [45] och inte insåg bristen på kylvätska, försökte operatörerna återuppta tvångskylning av härden. Försök gjordes att starta var och en av de fyra huvudcirkulationspumparna. Ett av försöken visade sig vara relativt framgångsrikt: MCP-2B sjösattes kl. 06:54:46 (+02:54:09) fångade upp vattnet som fanns i cirkulationsrörledningen och pumpade in det i reaktorns tryckkärl, vilket gjorde det är möjligt att en kort stund bromsa ökningen av bränsletemperaturen. Injektion av cirka 28 m³ vatten i den överhettade kärnan orsakade emellertid dess momentana kokning och en kraftig ökning av trycket i installationen från 8,2 MPa till 15,2 MPa [46] , och den plötsliga kylningen av det uppvärmda bränslet ledde till "termisk chock". och försprödning av konstruktionsmaterial. Som ett resultat förlorade den övre delen av kärnan, bestående av allvarligt skadade bränslestavar, sin stabilitet och sjönk ner och bildade en grotta (tomt utrymme) under skyddsrörsblocket (PTU) [43] .
För att kompensera för störningen i primärkretsen orsakad av konsekvenserna av att slå på MCP-2B, öppnade operatörerna kl. 07:13:05 (+03:12:28) kort avstängningsventilen för att avlasta trycket. Sedan, tydligen för att hålla det inom driftsintervallet, klockan 07:20:22 (+03:19:45) slogs nödkylsystemet [47] på manuellt i cirka 20 minuter (vid detta ögonblick täckte kylvätskan ingen mer än 0,5 m av kärnans höjd [48] ). Även om kylvatten kom in i reaktorn, kyldes kärnans centrum praktiskt taget inte på grund av den omgivande skorpan av tidigare smält och stelnat material [43] , smälttemperaturen nådde 2500 °C [49] och vid 07:47:00 (+ 03:46 :23) det skedde en kraftig förändring i kärnans geometri [47] [50] [51] : den flytande bränslemassan från kärnans centrum, innehållande cirka 50 % av dess material, smälte de omgivande strukturerna och fördelades i hålrummen i de inre och i botten av reaktorn, och det tomma utrymmet under BZT ökade i volym till 9,3 m³ [52] . Trots att smälttemperaturen inte nådde smältpunkten för UO 2 (2875 °C) passerade en del av det keramiska bränslet ändå in i vätskefasen när det interagerar med zirkonium och dess oxider [53] [54] .
Klockan 07:56:23 (+03:55:46) skedde ytterligare en automatisk aktivering av reaktorns nödkylsystem, denna gång på signalen om tryckökning i inneslutningen över 0,03 MPa. Den här gången togs ett grundläggande beslut: att inte störa den automatiska driften av säkerhetssystem förrän det fanns en fullständig förståelse för reaktoranläggningens tillstånd [55] . Från det ögonblicket stoppades kärnförstöringsprocessen [48] .
Reaktoranläggningen var i ett tillstånd som inte beaktades när den skapades. Personalen hade inte verktygen för att kontrollera och eliminera sådana olyckor. Alla efterföljande åtgärder från den operativa organisationen var av improvisationskaraktär och baserades inte på förutberäknade scenarier.
De misslyckade försöken att starta huvudcirkulationspumparna ledde till förståelsen att det fanns områden upptagna av ånga i primärkretsen [56] , men i utformningen av reaktoranläggningen fanns det inga anordningar för fjärrutsläpp av dessa ånga- gasproppar. Utifrån detta beslutades att höja trycket i primärkretsen till 14,5 MPa för att kondensera den tillgängliga ångan. Om denna strategi var framgångsrik skulle, enligt driftpersonalen, kretsen fyllas med vatten och en naturlig cirkulation av kylvätskan skulle etableras i den [57] . Det faktum att reaktoranläggningen innehöll överhettad ånga med en temperatur på cirka 370 °C förbises, och dess kondensering skulle kräva ett tryck på 20 MPa, vilket översteg det tillåtna trycket för utrustningen [56] . Dessutom innehöll kretsen en stor mängd icke kondenserbara gaser, främst väte.
Från 09:18:37 (+05:18:00) till 09:43:43 (+05:43:06) höjdes trycket i enheten från 8,6 till 14,8 MPa och hölls sedan i två timmar på denna nivå med cyklisk öppning och stängning av avstängningsventilen och utmatning av ångvattenblandningen i volymen av det hermetiska skalet [58] . Bristen på bevis på effektiv värmeavlägsning genom ånggeneratorerna tvingade personalen att överge denna strategi. Å andra sidan gjorde driften av nödkylsystemets pumpar det möjligt att senast klockan 11:00 delvis fylla den första kretsen till en nivå över kärnan [59] . Teoretiskt sett kunde lanseringen av huvudcirkulationspumparna vid denna tidpunkt ha varit framgångsrik, eftersom kretsen redan hade en betydande tillgång på kylvätska, men personalen var imponerad av tidigare misslyckade lanseringar och inget nytt försök gjordes [57] .
Det enda effektiva sättet att kyla härden vid den tiden var att tillföra kallt borerat vatten till reaktorn med hjälp av nödkylningspumpar och tömma den uppvärmda kylvätskan genom tryckkompensatorns avstängningsventil. Denna metod kunde dock inte tillämpas permanent. Tillgången på borerat vatten var begränsad och frekvent användning av avstängningsventilen hotade att bryta den. Förutom allt, bland personalen fanns det inte längre förtroende för fullständig fyllning av kärnan med vatten. Allt detta fick driftsorganisationen att söka efter alternativa metoder för reaktorkylning [60] .
Vid 11:00-tiden föreslogs en ny strategi: minska trycket i reaktoranläggningen till lägsta möjliga. Det förväntades för det första att vid ett tryck under 4,2 MPa vatten från speciella hydraultankar skulle komma in i reaktorn och översvämma kärnan ; ] , och därigenom säkerställa en stabil värmeavledning från primärkretsen genom dess värmeväxlare [62] .
Klockan 11:39:31 (+07:38:54) öppnades avstängningsventilen och vid 13:10:37 (+09:10:00) var trycket i primärkretsen reducerat till 3 MPa [63 ] . Samtidigt kom endast 2,8 m³ vatten in i reaktorn från hydroreservoarerna, vilket är mindre än 5 % av dess reserv i hydroreservoarerna och motsvarar endast volymen som pumpas av en nödkylningspump på 1,5 minuter [64] . Personalen tog dock detta som ett bevis på att reaktorn var helt fylld med vatten. Även om i själva verket bara en volym vatten förträngdes från hydraultankarna, tillräckligt för att trycket i hydraultankarna skulle vara lika med trycket i reaktorn. För att förskjuta en betydande volym vatten från den hydrauliska reservoaren skulle det vara nödvändigt att minska trycket i primärkretsen till cirka 1 MPa [65] .
I ett försök att uppnå sitt andra mål (att koppla på ett planerat nedkylningssystem), fortsatte personalen sina försök att minska trycket [66] , men misslyckades med att minska det under 3 MPa. Tydligen berodde detta på att kylvätskan vid den tiden kokade i kärnan, ånga och eventuellt väte bildades [67] . På grund av dessa processer hölls trycket i primärkretsen vid cirka 3 MPa även vid kontinuerlig utmatning av mediet. I vilket fall som helst var det uppsatta målet fundamentalt felaktigt, eftersom det planerade nedkylningssystemet inte är utformat för att fungera med primärkretsen endast delvis fylld med vätska [62] .
En positiv konsekvens av den antagna strategin var att en stor volym icke-kondenserbara gaser, främst väte, avlägsnades från primärkretsen till inneslutningsatmosfären [68] . Därmed reducerades innehållet av gaser i reaktoranläggningen avsevärt, även om detta inte krävde att ett lågt tryck hölls så länge [62] . Å andra sidan är det möjligt att det vid den tiden skedde en omtorkning av en del av härden [69] , tillförseln av kylvatten till reaktorn minskade [70] och i allmänhet var reaktoranläggningen nära det tillstånd som fanns innan avstängningsventilen stängde 06:22 [71] .
Med tanke på misslyckandet i försöken att minska trycket i primärkretsen till 2 MPa och risken för att tömma härden, beslutades det att återgå till strategin att återställa tvångscirkulationen i primärkretsen, som en metod för att kyla reaktorn välkänd till personal [72] . Klockan 17:23:41 (+13:23:04) startades ytterligare en nödkylpump och kl. 18:56:12 (+14:55:35) nådde trycket i reaktoranläggningen 15,6 MPa. Klockan 19:33:19 (+15:32:42) lanserades GTsN-1A [73] [74] en kort stund , och eftersom resultaten av provkörningen såg mycket uppmuntrande ut slogs pumpen slutligen på klockan 19:50 :13 (+ 15:49:36). Framgången med att återuppta den påtvingade cirkulationen av kylvätskan berodde på det faktum att kretsen redan var tillräckligt fylld med vatten, och gaslåsen reducerades avsevärt i det tidigare försöket att minska trycket. Stabil kylning av kärnan återställdes slutligen [75] .
Restenergiutsläppet i bränslet minskade gradvis och den 27 april stoppades den enda fungerande huvudcirkulationspumpen, varefter naturlig cirkulation etablerades i primärkretsen. Vid denna tidpunkt var värmen som producerades av pumpens drift två gånger den energi som frigjordes i kärnan [76] . På kvällen den 27 april hade kylvätskan svalnat så mycket att reaktorns tillstånd "kall avstängning" [not 5] nåddes. Först i november 1980 sjönk värmeavgivningen i kärnan till sådana obetydliga värden (cirka 95 kW), vilket gjorde det möjligt att överge användningen av ånggeneratorer. I januari 1981 isolerades reaktoranläggningen från sekundärkretsen och kyldes enbart genom värmeöverföring från utrustningens yta till inneslutningsatmosfären [77] .
I slutet av den 29 mars blev det uppenbart att den primära kylvätskan fortfarande innehåller en stor mängd gaser, främst väte, som bildades tidigare under ång-zirkoniumreaktionen [78] [79] . Enligt teoretiska beräkningar gjorda den 30 mars ackumulerades upp till 10 m³ väte under reaktorlocket [80] . Denna information orsakade en helt grundlös panik i media om möjligheten av en explosion inuti reaktorkärlet, samtidigt som det faktiskt inte fanns något syre i volymen av primärkretsen, vilket gjorde en sådan explosion omöjlig [81] . Ändå, på grund av risken för att störa cirkulationen i primärkretsen, beslutades det att göra sig av med väte [76] .
Vätets löslighet i vatten minskar när trycket minskar. Kylvätskan från den primära kretsen avlägsnades genom utblåsningsledningen till påfyllningstanken, där trycket är mycket lägre än i reaktorn, kylvätskan avgasades i tanken : gasen avlägsnades till gasreningssystemet och genom tillfälliga rörledningar under inneslutningen [82] [83] . En annan metod användes också: kylvätskan sprutades in i volymkompensatorn (i vilken en hög temperatur upprätthölls av elektriska värmare) med avstängningsventilen öppen, medan gaserna avlägsnades i volymen av det hermetiska skalet. Redan den 1 april visade mätningar på frånvaron av gasformigt väte under reaktorlocket [84] .
Den 30 mars började problemet med närvaron av löst och gasformigt väte i primärkretsen göra sig gällande, men en överenskommen strategi för att lösa detta problem fanns ännu inte. Faran var en okontrollerad tryckökning i påfyllningstanken, där väte släpptes ur kylvätskan och ackumulerades över vätskenivån. Genom beslut av skiftövervakaren för den andra kraftenheten släpptes trycket från tanken in i gasrengöringssystemet, även om allvarliga läckor redan hade upptäckts i det senare. Detta beslut var inte överenskommet i förväg med andra stationstjänstemän. Klockan 8 på morgonen, från en helikopter kallad för strålövervakning, erhölls mätningar av den joniserande strålningsdoshastigheten , uppgående till 1200 millirems per timme (12 mSv /h) 40 m ovanför stationens ventilationsstack [85] . Detta var det näst högsta uppmätta värdet under hela olyckan [86] .
Vid denna tidpunkt fanns det en allvarlig oro i ledningen av kärnkraftstillsynskommissionen om sannolikheten för stora utsläpp av radioaktivitet från kärnkraftverk. Källan till dessa utsläpp kan vara gashållare , som samlat radioaktiva gaser från gasreningssystemet. Enligt den information som kommissionen hade tillgång till var dessa gastankar praktiskt taget fulla och när som helst kunde deras säkerhetsanordningar fungera. Teoretiska beräkningar visade att nivån av radioaktiv bakgrund med ett sådant utsläpp skulle stiga till 1200 mrem/h på marknivå. Av en slump sammanföll denna siffra med värdet som erhölls från helikoptern. Efter att ha lärt sig denna siffra gjorde kommissionen inga försök att kontakta stationen och klargöra den specifika mätpunkten eller orsaken till utsläppet. Information om översvämning av gastankar var också opålitlig. Ändå ansåg ledningen för Nuclear Regulatory Commission det nödvändigt att utfärda en rekommendation till guvernören i Pennsylvania att evakuera befolkningen från kärnkraftverksområdet. Åsikterna var mycket delade då detta direktiv passerade de olika berörda myndigheterna, och mitt i mycket motstridiga uppgifter tillkännagav landshövding Thornberg en frivillig evakuering för gravida kvinnor och förskolebarn från ett område inom en radie på 8 km från anläggningen runt 12:30. den 30 mars [87] .
Vid tvåtiden på eftermiddagen, på begäran av de statliga myndigheterna och president Carter själv, anlände ledningen för den nukleära regleringskommissionen till stationen för att ta itu med allt på plats. Som ett resultat, på kvällen den 30 mars, hölls en gemensam konferens för Pennsylvanias guvernör och representanter för kommissionen. Vid detta möte tillkännagavs officiellt att det inte fanns något behov av obligatorisk evakuering av befolkningen. Ändå avbröt guvernören inte sina tidigare utfärdade rekommendationer [88] .
På grund av motstridiga uppgifter från media och på grund av själva det faktum att en rekommendation från guvernören dök upp, inom några dagar efter olyckan, lämnade cirka 195 000 människor frivilligt kärnkraftverkets 32 kilometer långa zon. De flesta av dem bosatte sig med sina släktingar och vänner, bara en liten del gick till särskilda evakueringscenter. Nästan alla människor återvände till sina hem tre veckor efter olyckan [89] [90] .
Olyckan vid kärnkraftverket fick en bred allmänhetens reaktion och flera oberoende undersökningar genomfördes för att fastställa dess orsaker och konsekvenser [91] . Den mest ambitiösa av dem kan kallas utredningen av USA:s presidents kommission och den särskilda utredningen av kommissionen för kärnkraftsreglering . Andra olycksrapporter från US Senats Committee on Environmental Affairs , Pennsylvanias guvernörskommission och Electric Power Research Institute (EPRI) var begränsade till vissa ämnen. För att minimera potentiella intressekonflikter tilldelade Nuclear Regulatory Commission sin särskilda utredning till Rogovin, Stern & Huge, en oberoende advokatbyrå utan tidigare inblandning i kärnkraft [92] .
Som en del av utredningen [93] [94] gav flera hundra personer officiellt vittnesmål och ett betydligt större antal personer intervjuades, bland annat vid offentliga utfrågningar. Den operativa organisationens organisatoriska struktur och beslutsmekanismer i nödsituationer sågs över. Tusentals sidor med dokumentation för kärnkraftverk har analyserats. Utredningen var inte begränsad till själva stationen. Särskild uppmärksamhet ägnades åt det arbete som utförts av US Nuclear Regulatory Commission, och olika statliga tjänsters beredskap för strålolyckor bedömdes också. Slutsatserna drogs från analysen av mediernas reaktion och tillförlitligheten hos den information de tillhandahåller. På uppdrag av kommissionerna har detaljerad vetenskaplig och teknisk expertis och forskning utförts inom områdena kärnfysik, termisk hydraulik, ergonomi etc. i samband med olyckan. Bara materialet som samlades in av presidentkommissionen upptog mer än 90 löpmeter av bibliotekshyllor [94] . Det är intressant att många av de exakta parametrarna för reaktoranläggningens tillstånd som är nödvändiga för analysen av vad som hände erhölls från journalerna för en speciell diagnostisk anordning, som bara av en slump inte demonterades efter avslutad driftsättning vid stationen [95] .
USA:s presidentkommission formulerade sina slutsatser mycket kritiskt. För att förhindra sådana allvarliga olyckor som vid Three Mile Island krävs enligt kommissionens uppfattning grundläggande förändringar i organisationen, förfarandena och praxis, och, utöver detta, i ställningen för kärnkraftstillsynsmyndigheten, såväl som hela kärnkraftsindustrin. . Kommissionen kopplade roten till säkerhetsproblem i första hand med människor och inte med teknik, även om den senare spelar en viktig roll. Med "människor" menar vi här inte specifika individer, utan hela "systemet" som producerar, driver och kontrollerar kärnkraftverk. Kommissionen konstaterade att det finns många strukturella problem inom organisationer, brister i accepterad praxis och problem med kommunikation mellan nyckelpersoner och organisationer [96] .
De första händelserna vid olyckan var utrustningsfel, men dessa fel kunde i sig inte leda till så allvarliga konsekvenser. Utan tvekan bestämdes svårighetsgraden av olyckan av operatörernas felaktiga handlingar, i synnerhet fick de skulden för att stänga av nödkylsystemet. Förenta staternas presidents kommission försökte, utan att förneka detta faktum, hitta de grundläggande orsakerna till vad som hände och analyserade motiven för personalens agerande. De viktigaste faktorerna som ledde till otillräckliga åtgärder från operatörerna namngavs [97] :
Kommissionen konstaterade att det inte finns ett "slutet kretslopp" i driften av kärnkraftverk: även om de tidigare säkerhetsincidenterna, även om de var kända och delvis studerade, drogs deras analys inte till sin logiska slutsats, och de erfarenheter som vunnits som ett resultat av analysen inte överfördes till personer och organisationer som var skyldiga att ta hänsyn till. Således var fakta om den felaktiga avstängningen av reaktorns nödkylsystem av personal (incidenten vid kärnkraftverket Davis-Bess den 24 september 1977) kända för tillverkaren av reaktoranläggningen och 13 månader före olycka på Three Mile Island, Babcock och Wilcox genomförde intern korrespondens om behovet av att ge NPP-operatörer tydliga rekommendationer för hantering av detta system [98] . Men inga nya instruktioner utfärdades [99] .
Trots den allvarliga föroreningen av själva stationen visade sig strålningskonsekvenserna för befolkningen och miljön vara ytterst obetydliga. Nästan alla radioaktiva ämnen fanns kvar inom kärnkraftverket [100] . Psykologisk stress [101] orsakad av motstridig information från media och rekommendationen från delstatsguvernören för frivillig evakuering utnämndes som den främsta skadliga faktorn för befolkningen .
Bristerna i blockkontrollpanelen (BCR) bidrog till att desorientera ledningspersonalen. Essex Corporation, som var involverat i utvecklingen av kontrollpaneler för rymdfärjor , anlitades för utredningen . Essex har identifierat allvarliga problem med gränssnitt mellan människa och maskin vid kärnkraftverk. Kommentarerna gällde både funktionslogiken och det fysiska arrangemanget av enheter och nycklar på sköldens paneler. Så under de första minuterna av olyckan i kontrollrummet gick ett larm i mer än hundra parametrar [99] , som inte rangordnades på något sätt vad gäller betydelse. Skrivaren som skrev ut diagnostikdata kunde bara skriva ut en rad var fjärde sekund och hamnade två timmar efter de faktiska händelserna [102] . I många fall var kontrollerna och indikatorerna inte ordnade i någon logisk följd eller grupperade. För att bedöma några kritiska parametrar var det nödvändigt att gå runt huvudpanelerna och inspektera kontrollskåpen bakom dem. Essex Corporation gjorde också en översiktlig utvärdering av flera andra kärnkraftverk och drog slutsatsen att gränssnittsproblem mellan människa och maskin inte var unika för Three Mile Island och därför kunde vara industriomfattande [103] .
De grundläggande principerna för bedömning av säkerheten i kärnkraftverk konstruerade på 1970-talet har kritiserats. I säkerhetsanalysen av dessa anläggningar ägnades som regel ingen uppmärksamhet åt konsekvenserna av små misslyckanden och felaktiga åtgärder från personalen. Man trodde att det var tillräckligt att bara ta hänsyn till de mest allvarliga nödsituationerna, till exempel de som är förknippade med förstörelsen av rörledningar med maximal diameter. Samtidigt antyddes det att personalens agerande bara kunde förbättra situationen, men inte vice versa. Emellertid är allvarliga olyckor flyktiga och kräver svar från automatiseringssystem, medan mindre funktionsfel är mer beroende av personalens agerande, och sannolikheten för att det senare inträffar är mycket högre [104] .
1994 visade en internationell studie av prover skurna från botten av reaktorkärlet att ett lokalt område av botten värmdes upp till en temperatur på 1100 °C under cirka 30 minuter under olyckan. Troligtvis skedde detta som ett resultat av spridningen av den bränslehaltiga smältan från reaktorhärden. Enligt teoretiska beräkningar, när en smälta med en temperatur på upp till 2500 ° C kom i kontakt med reaktorns tryckkärl, fanns det en verklig risk för att det senare förstördes under tryckökningen i installationen (som utfördes av operatörer när de försöker eliminera olyckan). Situationen räddades av det faktum att reaktorns botten täcktes med ett lager av bränslefragment redan innan smältan rann ner, samt genom införandet och stabil drift av nödkylsystemet kort efter denna händelse. Dessa faktorer bidrog till kylningen av reaktorkärlet och bevarandet av dess styrka [105] .
Efter förstörelsen av bränslekapslingarna kom radioaktiva element från bränslet in i kylvätskan i primärkretsen (dess aktivitet var 20 000 μCi/cm³ mot 0,4 μCi/cm³ före olyckan [106] ), som sedan gick bortom inneslutningen genom rörledningarna av reningssystemet och cirkulerade genom utrustningen som finns i hjälpreaktorbyggnaden [107] . Behovet av att detta system ska fungera direkt under olyckan är inte helt uppenbart [108] , men sedan blev användningen oundviklig för att ta bort väte från primärkretsvolymen [109] . Utformningen av Three Mile Island NPP tillhandahöll automatisk isolering av det hermetiska skalet genom att stänga av alla rörledningar som korsar det. Men för det första fungerade isoleringen endast på en signal om övertryck under skalet, oavsett avläsningarna av strålningsövervakningsanordningarna (inneslutningen isolerades automatiskt endast 4 timmar efter olyckans början, när kylvätskan redan var kraftigt förorenad ). För det andra kopplades inneslutningsisoleringen bort manuellt av operatörerna, eftersom, enligt deras åsikt, driften av reaktorsystemet var nödvändigt för att kontrollera reaktoranläggningen [110] .
Radioaktiva material, främst xenon - 133 och jod-131- gaser , kom genom ett flertal läckor i reningsmatnings- och gasreningssystem (oväsentliga under normal drift) in i hjälpreaktorbyggnadens lokaler, där de fångades upp av ventilationssystemet och kastas ut genom ventilationsröret. Eftersom ventilationssystemet är försett med speciella adsorberande filter släpptes endast en liten mängd radioaktivt jod ut i atmosfären [111] medan de radioaktiva ädelgaserna praktiskt taget inte filtrerades bort [106] . Utsläppen av jod-131 skulle kunna bli fem gånger mindre om filterelementen byttes vid kärnkraftverket i tid (filterpatroner byttes först efter olyckan under april 1979) [112] .
Läckor av vätskor kontaminerade med radioaktiva material utanför kärnkraftverksbyggnaderna i några betydande mängder upptäcktes inte [107] .
Aktiviteten för utsläpp av radioaktivt jod beräknad för perioden 28 mars till 8 maj var cirka 15 Ci. Dessa data erhölls från analysen av adsorberfilterpatroner, som periodiskt byttes ut under den angivna tiden. Läckor av radioaktivt jod efter 8 maj kunde inte vara signifikanta på grund av dess korta halveringstid (8 dagar) [113] . Mängden radioaktiva ädelgaser som frigjordes var cirka 2,37 miljoner Curies (främst 133 Xe) [106] .
Inom några veckor efter olyckan stärktes kontrollen över strålningssituationen runt stationen. De maximala strålningseffektvärdena på 3 R/h (30 mSv/h) registrerades den 29 mars direkt ovanför stationens ventilationsstapel. När man flyttade bort från kärnkraftverket försvann spåret snabbt och under efterföljande mätningar på marknivå från 2 april till 13 april, av 37 kontrollpunkter, överskred bara i tre strålningseffekten bakgrundsvärdena (max 1 mR/ h eller 10 μSv/h) [114] . Huvuddelen av det radioaktiva utsläppet inträffade under de första dagarna efter olyckan [115] .
Sedan den 28 mars har hundratals prover av luft, vatten, mjölk, växter och jord samlats in. Även om spår av cesium-137 , strontium-90 , xenon - 133 och jod-131 hittades i proverna , kan endast extremt små mängder jod och xenon hänföras till konsekvenserna av olyckan. Den hittade mängden cesium och strontium berodde snarare på resultaten av världstest av kärnvapen. Mängden av alla radionuklider i de studerade proverna var signifikant under de tillåtna koncentrationerna [116] .
Som ett alternativ till instrumentell mätning gjordes ett mycket märkligt försök att uppskatta stråldoser: Kodak tog bort paket med ny fotografisk film från lokala butiker, som kontrollerades för misstänkt flamma. Teoretiskt sett borde flare ha uppstått när filmen fick en dos på mer än 5 millirem (0,05 mSv). Analys av filmerna avslöjade inga abnormiteter [117] .
Värdet på den maximala individuella dosen från extern exponering, erhållen genom teoretiska beräkningar och analys av strålningsövervakningsdata, översteg inte 100 millirems (1 mSv) (för att få en sådan dos måste en person ständigt vara i närheten av kärnkraften kraftverk i riktning mot det radioaktiva utsläppet). Intern exponering från 133 Xe och 131 I ansågs vara försumbar på grund av trögheten hos den första isotopen och den lilla mängden av den andra isotopen [118] .
Den genomsnittliga dosen från strålning som fick befolkningen (cirka 2 miljoner människor) till följd av olyckan vid kärnkraftverket Three Mile Island var högst 1 % av den årliga dosen som erhölls som ett resultat av bakgrundsexponering och medicinsk vård [ 119] .
Ett antal studier som genomfördes 1985-2008 bekräftade generellt de första slutsatserna om olyckans obetydliga inverkan på folkhälsan. Även om studier har avslöjat en viss ökning av antalet cancersjukdomar i vissa områden som ligger nära kärnkraftverket, kan det inte direkt relateras till konsekvenserna av olyckan [120] [121] .
Med början i mitten av 1970-talet började anti-kärnkraftsrörelsen i USA få en masskaraktär. Kärnenergiproblemen diskuterades flitigt och uppmärksammades av media. Protestaktioner började ofta äga rum på platserna för kärnkraftverk under uppbyggnad [122] . Samhället var alltmer bekymrat över riskerna i samband med placering av kärnkraftverk i tätbefolkade områden, möjliga olyckor, radioaktivt avfall och miljöföroreningar [123] .
Den 16 mars 1979, några dagar före Three Mile Island-olyckan, släpptes filmen " China Syndrome " på bio, vars handling byggdes kring säkerhetsproblem vid det fiktiva kärnkraftverket Ventana. Av en slump uttryckte en av karaktärerna i filmen åsikten att en olycka vid ett kärnkraftverk skulle kunna leda till radioaktiv kontaminering av ett område "stort med Pennsylvania" [124] .
Allt detta banade väg för proteströrelsen att få en nationell dimension efter olyckan på Three Mile Island [125] . Demonstrationer och protestmarscher ägde rum över hela Amerika, med framstående personer som Ralph Nader och Jane Fonda som också deltog . Så i maj 1979 samlade ett anti-kärnkraftsmöte i Washington 65 tusen människor [126] och tvåhundratusen [127] kom till protestdemonstrationen i New York, som ägde rum i september samma år, vilket gjorde det till den största protesten på den tiden. En sådan svängning visade sig dock vara ganska övergående. Den skärpning av tillsynen över kärnkraftverken som följde efter olyckan, det faktiska upphörandet av utplaceringen av nya anläggningar och följaktligen den långsamma utrotningen av kärnkraftsindustrin reducerade snabbt proteströrelsen till nästan ingenting. Fokus för allmänhetens uppmärksamhet har flyttats från att motsätta sig tillväxten av kärnenergi till andra frågor som är relaterade, särskilt till bortskaffande av radioaktivt avfall [125] .
Olyckan vid kärnkraftverket Three Mile Island förstärkte den kris som redan fanns inom kärnkraftsindustrin. I slutet av 1970-talet blev byggandet av nya kärnkraftverk allt mindre lönsamt för investerare med ett överskott av el på marknaden och en ständigt ökad konkurrens från kol- och gasanläggningar. Ett visst antal kärnkraftverk under uppförande frystes redan före 1979. Sedan 1978 har inga nya kärnkraftverk planerats och mellan 1979 och 2001 avbröts bygget av 71 anläggningar som hade påbörjats tidigare [128] .
Lärdomarna från Three Mile Island-olyckan tvingade US National Nuclear Regulatory Commission att ändra sina prioriteringar [129] . Medan kommissionens verksamhet tidigare var inriktad på utfärdande av tillstånd, började efter olyckan stor uppmärksamhet ägnas åt kontinuerlig tillsyn vid anläggningar i drift. En systematisk bedömning av nivån på drift, underhåll och ingenjörsstöd för kärnkraftverk började genomföras. En separat avdelning skapades för centraliserad insamling och analys av verksamhetsdata. Olyckan på Three Mile Island var en annan milstolpe i historien om utvecklingen av strategin för att motivera säkerheten för kärnkraftverk, varefter mer och mer uppmärksamhet började ägnas åt driften av anläggningar förutom designanalys och kvalitetssäkring av konstruktion och utrustningstillverkning [130] .
Inom själva kärnkraftsindustrin skapades flera nya organisationer [131] . Dessa är Nuclear Safety Centre (NSAC) och Institutet för kärnkraftverksdrift (INPO). Deras uppgifter var att utveckla och implementera metoder för att förbättra säkerheten vid kärnkraftverk och upprätthålla en hög kvalifikationsnivå för driftpersonalen.
Som ett resultat av Three Mile Island-utredningen beordrades driftanläggningar att genomföra mer än 6 400 åtgärder för att förbättra sin säkerhet (i genomsnitt 90 för varje specifikt kärnkraftverk) [132] relaterade till både utrustning och organisation av driften. Dessutom var varje företag som driver ett kärnkraftverk nu skyldigt att i samarbete med lokala och federala myndigheter utveckla detaljerade planer för evakuering av befolkningen inom en radie av 16 km runt kärnkraftverket. Detta krav var anledningen till förbudet mot driften av kärnkraftverket i Shoreham [133] : regeringen i delstaten New York tillkännagav omöjligheten att evakuera Long Island i händelse av en olycka vid denna anläggning.
För brott mot driftreglerna, som på ett eller annat sätt påverkade utvecklingen och utgången av olyckan, bötfälldes kärnkraftverkets driftsorganisation - Metropolitan Edison - av kärnkraftskommissionen. Beloppet kan vara 725 000 USD, men enligt lag får straffavgifterna inte överstiga 25 000 USD för varje 30-dagarsperiod. De resulterande $155 000 betalades till Metropolitan Edison i februari 1980 och ansågs vara den största bötesbeloppet som utfärdades av en kärnkraftsregulator vid den tiden. Tillverkaren av reaktoranläggningen, Babcock och Wilcox, anklagades också, men denna gång för oförmåga att identifiera, bearbeta och överföra säkerhetskritisk information till kärnkraftverkets ägare. Babcock och Wilcox var inte överens om anklagelserna, men betalade frivilligt 100 000 USD i böter för att undvika kostnaderna för att ifrågasätta anklagelserna i domstol .
Anläggningens ägare, General Public Utiles (GPU), har lämnat in en stämningsansökan på 500 miljoner dollar mot Babcock och Wilcox, där de anklagar reaktoranläggningstillverkaren för utrustning av dålig kvalitet och döljer information om säkerhetsproblem vid liknande kärnkraftverk, särskilt om incidenten vid anläggningen. Davis-Bess kärnkraftverk [135] . Tvisten slutade 1983 med undertecknandet av ett förlikningsavtal enligt vilket Babcock och Wilcox gick med på att betala 37 miljoner USD i servicerabatter för sanerings- och bränsleavlägsnande arbete vid nödkraftsenheten [136] . Dessutom stämdes GPU på fyra miljarder dollar mot den amerikanska kärnkraftskommissionen själv. Kärnkraftsregulatorn anklagades för att ha misslyckats med att identifiera relevanta brister när han godkände anläggningskonstruktionen, såväl som för att inte föra erfarenheten från Davis-Bess-incidenten till administrationen av de återstående anläggningarna med Babcock- och Wilcox-reaktorer [137] [138] . Detta påstående avslogs av domstolarna i alla instanser [139] .
NPP-ägares ansvar för skador som orsakas till följd av möjliga olyckor regleras av amerikansk lag. Enligt Price-Anderson Act från 1957 betalar varje företag som äger ett kärnkraftverk försäkringspremier till den amerikanska kärnkraftsförsäkringspoolen , från vilken betalningar görs till offren [140] . Totalt, i samband med olyckan vid kärnkraftverket Three Mile Island, betalades 71 miljoner dollar ut både för ersättning till offren själva och för betalning av relaterade kostnader för skadestånd [141] . Av dessa var de största betalningar enligt godkända överenskommelser (förprövning). Detta är 20 miljoner dollar som betalades 1981 på anspråk från entreprenörer och individer som led förluster på grund av evakuering eller påtvingad driftstopp; 5 miljoner dollar för att inrätta en fond för att undersöka de medicinska och psykologiska effekterna av olyckan; 14,25 miljoner dollar betalades 1985 till offer som rapporterade psykisk eller fysisk skada från strålning [142] [143] [144] [145] . Ungefär 2 000 ytterligare anspråk, för vilka det inte fanns någon uppgörelse, avvisades slutligen 2002 av den amerikanska appellationsdomstolen för den tredje kretsen, på grund av bristen på avgörande bevis för hälsoskador till följd av ett radioaktivt utsläpp [146] [ 147] .
Som ett resultat av olyckan smältes kärnbränsle och stationens lokaler och utrustning var avsevärt förorenade med radioaktiva ämnen. För att få stationen till ett säkert stabilt tillstånd var det nödvändigt:
Efter det naturliga sönderfallet av de kortlivade isotoper av xenon och jod, var den enda radioaktiva gasen som fanns i betydande mängder (cirka 46 000 Ci) under inneslutningen krypton-85 (halveringstid är 10 år). På grund av trögheten hos krypton-85, som inte är involverad i biologiska kedjor, och avsaknaden av tillräckligt effektiva metoder för att fånga det, beslutades det att sprida det i atmosfären, vilket genomfördes under juni 1980 genom ventilation av de förseglade skal [148] .
För första gången efter olyckan varierade stråldoshastigheten i stationens hjälplokaler från 50 mR/h till 5 R/h, och i en sluten inneslutning från 225 mR/h till 45 R/h [149] . Många rum kunde inte komma in utan andningsskydd , och förbiledningar av inneslutning krävde ett autonomt andningssystem och flera lager av skyddskläder. Huvudmålet med saneringen var att minska exponeringsnivån för skadliga strålningsfaktorer till rimligt uppnåbara värden, vilket gjorde det möjligt att på ett säkert sätt utföra arbete med att avlägsna bränsle från reaktorn [150] . Det mesta av arbetet utfördes med traditionella metoder – genom att tvätta och ta bort radioaktiva ämnen från ytor. De ytor på lokalerna som var förorenade med ett högaktivt kylmedel måste dock saneras genom att ett lager av betong flisas av och det resulterande dammet avlägsnas med vakuum. I vissa rum, vars föroreningar inte tillät människor att arbeta i dem, användes fjärrstyrd utrustning - robotar som utförde liknande arbete [151] .
En av lärdomarna av det utförda arbetet var misslyckandet med dekontaminering i ett förseglat skal. Trots alla ansträngningar hade strålningseffekten 1982 bara minskat med 22 % jämfört med 1980, med 17 % på grund av isotopers naturliga förfall . I de stora volymerna av inneslutningen var det praktiskt taget omöjligt att kontrollera återförorening av tidigare rengjorda ytor på grund av den luftburna transporten av radioaktiva ämnen som återvunnits från arbetet på de nya platserna. Som ett resultat antogs en strategi för att minska personaldoserna genom att skärma av de mest förorenade objekten och bättre planera rutter och noggrann organisation av arbetet [152] .
Eftersom reaktorhärden förstördes var det omöjligt att använda standardmetoderna för att utvinna bränsle. En speciell skivspelare byggdes ovanför reaktorn, på vilken manipulatorer installerades, vilket gjorde det möjligt att utföra olika operationer för att avlägsna kärnmaterial. Dessa sträckte sig från enkla gripdon till mer komplexa mekanismer för skärning, borrning eller hydraulisk uppsamling av bränslefragment. Arbetet med utvinning av härdmaterial påbörjades den 30 oktober 1985 [153] , efter att reaktorlocket tagits bort.
En av överraskningarna var den höga och snabbt växande grumligheten i vattnet i primärkretsen (i februari 1986 översteg sikten inte 5 centimeter). Detta fenomen berodde på den snabba ökningen av antalet mikroorganismer efter avlägsnandet av reaktorlocket och följaktligen luftningen av vattnet och närvaron av stark belysning. En annan föroreningskälla var kolloidal suspension , huvudsakligen bildad av metallhydroxider . Denna slurry innehöll så fina partiklar att de inte kunde rengöras effektivt med befintliga filter. Först i januari 1987, tack vare användningen av väteperoxid för att döda mikroorganismer och användningen av koagulanter för att kontrollera suspensionen, var det möjligt att minska grumligheten i vattnet under 1 MU ( turbiditetsenhet ) [154] .
Till en början bestod arbetet i att samla och ta bort skräp från toppen av kärnan. Detta fortsatte till april 1986, då den övre blockeringen demonterades och en fast skorpa av stelnad smälta hittades under den. Ytterligare arbete utfördes med hjälp av en borrigg, vilket gjorde det möjligt att förstöra bränslemassan till fragment lämpliga för transport [155] . I november 1987 hade praktiskt taget alla rester av bränslepatronerna tagits bort [156] . En betydande mängd smälta och skräp ackumulerades emellertid under de nedre distributionsnäten i reaktorns inre delar. Det beslutades att skära av alla galler till botten av reaktorkärlet. Arbetet utfördes under en 12 meter lång vattenpelare med plasmaskärning [157] . Borttagningen av bränsle från stationen slutfördes officiellt 1990 [158] . Allt utvunnet bränsle packades i speciella behållare och skickades till Idaho National Laboratory för bortskaffande.
Under olyckan och under dess avveckling bildades stora volymer (upp till 8700 m³) radioaktivt vatten. Detta vatten renades från radionuklider med jonbytes- och zeolitfilter , varefter det uppfyllde alla standarder och kunde släppas ut i Susquehannafloden. Detta förbjöds dock på grund av protesterna från befolkningen i städerna nedströms floden [159] . Som en alternativ lösning byggdes en tvåstegs vattenindunstningsanläggning , ren ånga (inklusive 1020 Ci eller 37 740 GBq [ 160] [Not. 6] tritium, vilket är praktiskt taget omöjligt att separera) försvann i atmosfären, och den resulterande återstod som innehöll 99,9 % föroreningar, löst i vatten, stelnade och kasserades som lågaktivt avfall [162] .
Fast radioaktivt avfall som genererades under avvecklingen av olyckan, som till exempel filtermaterial som absorberade all radioaktiv förorening från det behandlade vattnet, grävdes ner huvudsakligen i US Ecology ( Richland, Washington ) [163] och EnergySolutions ( Barnwell, South Carolina ) [164] .
Den totala kostnaden för hela komplexet av verk uppgick till cirka en miljard US-dollar [165] . Detta belopp samlades in från flera källor: från bidraget från ägaren till anläggningen - innehavet General Public Utiles (367 miljoner USD), försäkringsbetalningar (306 miljoner USD), bidrag från andra företag inom kärnkraftsindustrin (171 miljoner USD), federala statliga finanser (76 miljoner dollar) och skatter från delstaterna New Jersey och Pennsylvania (42 miljoner dollar) [128] .
Sedan 1993 har enhet 2 i Three Mile Island NPP varit i det så kallade "bevarande under övervakning"-tillståndet. Detta betyder att [166] :
I stationens lokaler finns det fortfarande en ökad strålningsbakgrund, främst på grund av resterna av föroreningar i form av långlivade isotoper av strontium-90 och cesium-137 , som finns kvar på ytorna av utrustning och byggnadsstrukturer. Dessutom fanns en liten mängd bränslepartiklar kvar i svårborttagna delar av utrustningen och i betongens tjocklek, där de trängde in med det primära vattnet [167] .
Den slutliga likvidationen av kraftenheten planerades tillsammans med den första NPP-enheten efter att dess drift slutförts 2034 [168] . Men på grund av olönsamheten i den fortsatta driften av stationen och Pennsylvanias myndigheters vägran att subventionera kärnkraftverket, stoppades den slutligen i september 2019 [169] [170] [171] . I december 2020 överlämnades enhet 2 [172] till EnergySolutions, ett företag för avveckling av kärnkraftverk som redan har gjort betydande framsteg med att avveckla Zion NPP . Kostnaden för arbetet med att eliminera den andra kraftenheten i Three Mile Island NPP uppskattas till 1,26 miljarder dollar [173] .
Kommentarer
Källor
| Strålningsolyckor | |
|---|---|
| INES 7 | |
| INES 6 |
|
| INES 5 |
|
| INES 4 |
|
| Övrig |
|