| Jaderná havárie na Three Mile Island | |
|---|---|
| Americký prezident Jimmy Carter a guvernér Pennsylvánie Dick Thornberg kontrolují přístrojový panel radiační kontroly ve velínu jaderné elektrárny Three Mile Island . (1. dubna 1979) | |
| Typ | radiační havárii |
| Způsobit | lidský faktor, poruchy zařízení |
| Země | USA |
| Místo | Harrisburg , Pennsylvania , USA |
| datum | 28. března 1979 |
| mrtvý | 0 |
| Mediální soubory na Wikimedia Commons | |
Nehoda v jaderné elektrárně Three Mile Island Nuclear Power Plant ( angl. Three Mile Island Accident ) je největší havárií v historii komerční jaderné energetiky ve Spojených státech amerických , ke které došlo 28. března 1979 na druhém energetickém bloku stanice kvůli k včasnému nezjištěnému úniku primárního chladiva reaktorové elektrárny a tím ke ztrátě chlazení jaderného paliva . Při havárii došlo k roztavení asi 50 % [1] aktivní zóny reaktoru , po kterém již nebyla energetická jednotka obnovena. Areál jaderné elektrárny byl vystaven značné radioaktivní kontaminaci, ale radiační důsledky pro obyvatelstvo a životní prostředí se ukázaly jako nevýznamné. Nehoda byla zařazena do stupně 5 na stupnici INES [2] .
Nehoda zhoršila již existující krizi v jaderném průmyslu USA a způsobila prudký nárůst protijaderných nálad ve společnosti. I když to vše nezastavilo okamžitě růst amerického jaderného energetického průmyslu, jeho historický vývoj byl zastaven. Po roce 1979 a do roku 2012 nebyly vydány žádné nové licence na výstavbu jaderných elektráren a zprovoznění 71 dříve plánovaných elektráren bylo zrušeno.
Výsledky šetření havárie vedly k přehodnocení bezpečnostních standardů JE a role lidského faktoru v nich. Americká jaderná regulační komise byla reorganizována a dohled nad jadernými elektrárnami byl posílen.
V noci z 27. na 28. března 1979 pracovala pohonná jednotka č. 2 na 97 % výkonu. Bezprostředně před vypuknutím mimořádných událostí fungovaly systémy energetického bloku normálně, s výjimkou dvou personálem známých problémů [3] . Jednak se jedná o neustálý malý únik chladiva přes uzávěr [pozn.1] jednoho z ventilů kompenzátoru tlaku , díky kterému se ve výtlačném potrubí [4] udržovala zvýšená teplota , a přebytečné médium z probublávače . musel být vypuštěn přibližně jednou za 8 hodin [5] . Za druhé, během pravidelného postupu vykládání (výměny) iontoměničové pryskyřice z filtru kondenzátu druhého okruhu bylo vypouštěcí potrubí ucpáno (ucpáno) pryskyřicí a byly provedeny pokusy vyfouknout ho směsí stlačeného vzduchu a vody asi 11 hodin. S největší pravděpodobností se poruchy, které během této operace vznikly, staly prvním článkem celého následného řetězce mimořádných událostí [6] [7] .
Voda z jednoho z kondenzátních filtrů se pravděpodobně dostala přes vadný zpětný ventil do systému stlačeného vzduchu, který sloužil mimo jiné k ovládání pneumatických pohonů ventilů . Konkrétní mechanismus vlivu vody na fungování systému nebyl stanoven, je pouze známo, že v 04:00:36 (-0:00:01 - čas od referenčního bodu) došlo k neočekávané jednorázové aktivaci pneumatických pohonů a uzavření všech ventilů instalovaných na vstupu a výstupu kondenzátních filtrů [8] . Průtok pracovního média sekundárního okruhu se ukázal být zcela zablokován, postupně byla vypnuta kondenzátní a napájecí čerpadla a turbogenerátor . Rovnováha mezi tepelným výkonem spotřebovaným druhým okruhem stanice a výkonem vyrobeným v reaktorové elektrárně se okamžitě změnila , díky čemuž se v reaktoru začala zvyšovat teplota a tlak [9] .
S možností takové havarijní situace se počítalo při projektování stanice. Pro odvod tepla vzniklého uvolněním zbytkové energie z reaktorové stanice byl zajištěn samostatný systém nouzového zásobování parogenerátorů napájecí vodou ze zásobníků kondenzátu, obcházející hlavní zařízení sekundárního okruhu. Personál byl také speciálně vyškolen k obsluze stanice v takových podmínkách. Přechodný proces trval několik sekund, během kterých se automaticky, bez účasti operátorů, stalo následující [10] :
Operátorům zbývalo jen ujistit se, že automatika funguje, provést potřebná přepnutí v elektrické části elektrárny a přistoupit k řízenému ochlazování reaktoru. Potřeba posledně jmenovaného je způsobena přítomností uvolnění zbytkové energie : bezprostředně po odstavení dosahuje tepelný výkon reaktoru 160 MW [Poznámka 3] , po hodině klesá na 33 MW, po deseti hodinách - až 15 MW a pak klesá relativně pomalu [13] .
V typickém přechodném jevu spojeném s náhlým zastavením oběhu ve druhém okruhu stanice došlo tentokrát k několika odchylkám, o kterých si personál stanice ještě nebyl vědom. Jednak se ukázalo, že ventily na tlaku havarijních napájecích čerpadel byly chybně uzavřeny a došlo k dočasné ztrátě chlazení přes parogenerátory (chybný stav ventilů byl zjištěn po 8 minutách a neměl zásadní vliv na následky nehoda [14] ). Za druhé, a to je důležitější, elektromagnetický ventil kompenzátoru tlaku se z neznámého důvodu po odtlakování reaktorové elektrárny neuzavřel a docházelo k neustálému úbytku chladiva z primárního okruhu při průtoku přibližně 50 m³/h (v přepočtu kapaliny) [15] . Ve skutečnosti to znamenalo, že na stanici došlo k nehodě, kterou personál nerozpoznal, spojenou s „malým“ únikem chladicí kapaliny (na rozdíl od „velkého“ úniku, ke kterému dochází při prasknutí potrubí o maximálním průměru) [16] .
Operátoři standardním postupem při odstávce reaktoru [17] podnikli kroky ke kompenzaci očekávaného poklesu objemu primárního chladiva [6] [pozn. 4] : přívod vody (doplňování) do reaktoru zařízení bylo zvýšeno a jeho odběr pro čištění (proplachování) snížen. Přes nápravná opatření operátorů se do 04:01:25 (+00:00:48) hladina v kompenzátoru tlaku snížila z nominálních 6300 na 4000 mm a v 04:02:38 (+00:02: 01) tlak v reaktoru Blok klesl pod 11,3 MPa a automaticky se zapnula čerpadla systému havarijního chlazení reaktoru, dodávající do primárního okruhu vysokotlakou vodu o průtoku 230 m³/h a určený ke kompenzaci netěsností. [18] .
Protože si nebyli vědomi přítomnosti netěsnosti a pozorovali rychlý nárůst hladiny vody v kompenzátoru tlaku (7400 mm do 04:04:05 (+00:03:28)), považovali provozovatelé takové doplňování za zjevně nadměrné [14 ] . Tak bylo v 04:05:15 (+00:04:38) vypnuto jedno z čerpadel nouzového chlazení a přívod vody do primárního okruhu snížen na 6 m³/h [15] , navíc byl pokus krátkodobě zvýšit odběr chladicí kapaliny odkalovacím potrubím až na 36 m³/h [19] . Tyto akce situaci jen zhoršily, tlak dále klesal a do 04:06:07 (+00:05:30) dosáhla voda v primárním okruhu nasycení ( varu ) při 9,2 MPa a 305 °C. Pára vytvořená v aktivní zóně vytlačila vodu do kompenzátoru tlaku a vytvořila tak iluzi úplného naplnění primárního okruhu kapalinou [20] .
Dlouhé vypouštění média primárního okruhu přes vadný elektromagnetický ventil způsobilo přetečení barbotážní nádrže, kvůli čemuž v 04:03:50 (+00:03:15) nejprve fungoval její pojistný ventil a poté v 04:15 :25 (+00 :14:48) došlo k destrukci ochranné průtržné membrány , po které začala do kontejnmentů proudit horká voda a pára [21] .
Přibližně v 04:26:00 (+00:25:00) dosáhl tlak v primárním okruhu hodnot cca 7 MPa. Z pohledu provozovatele se však stav reaktorového zařízení jevil jako poměrně stabilní, i když neobvyklý [22] [23] . Tento klamný dojem přetrvával do té doby, než se začal zhoršovat provoz hlavních oběhových čerpadel v důsledku čerpání nehomogenního média pára-voda, jehož hustota klesala v důsledku pokračujícího varu chladicí kapaliny. Silné vibrace donutily operátory v 05:14:06 (+01:13:29) vypnout čerpadla na straně „B“ parogenerátoru a v 05:41:22 (+01:40:45) ze stejného důvodu čerpadla ze strany parogenerátoru "A". Do této doby bylo ztraceno asi 120 m³ chladiva (více než 1/3 objemu primárního okruhu) [17] .
Po zastavení cirkulace v primárním okruhu došlo k oddělení kapalného a parního média, pára obsadila horní části okruhu a bod varu chladiva v reaktoru byl stanoven přibližně 1 metr nad horní rovinou AZ . . Následně v důsledku varu a vypouštění média přes elektromagnetický ventil hladina v reaktoru plynule klesala a již od 05:52:04 (+01:51:57) začala aktivní zóna odtékat [24] .
Současná situace s únikem chladiva z horního (parního) objemu kompenzátoru tlaku nebyla při projektování JE zohledněna a školení personálu elektrárny na ovládání reaktorové elektrárny za takových podmínek bylo nedostatečné [19] [25 ] . Operátoři se setkali s příznaky, kterým nerozuměli: kombinace klesajícího tlaku a zvyšující se hladiny tlakovače nebyla popsána v provozní dokumentaci a nebyla zohledněna při jejich školení. Na druhou stranu by podle komise, která prováděla šetření, správné pochopení základních informací poskytovaných zařízeními umožnilo operátorům situaci napravit [26] .
Hlavní podíl na rozvoji havarijního stavu měla jak neschopnost operátorů včas rozpoznat únik přes vadný ventil, tak jejich zásah do automatického provozu systému havarijního chlazení. Eliminace kteréhokoli z těchto faktorů by snížila nehodu na poměrně malý incident. Z bezpečnostního hlediska je vypínání čerpadel nouzového chlazení významnější chybou, neboť si vždy lze představit vznik netěsnosti, kterou nelze odstranit uzavřením ventilu [26] .
Analýza jednání personálu ukázala neuspokojivé pochopení základních principů provozu reaktorů PWR , z nichž jedním je udržování dostatečně vysokého tlaku v zařízení, aby nedocházelo k varu chladiva [27] . Školení operátorů bylo zaměřeno především na jejich práci za běžného provozu, proto personál při pozorování protichůdných příznaků upřednostnil regulaci hladiny v kompenzátoru tlaku [28] před zajištěním nepřetržitého provozu systému havarijního chlazení, schopného udržování vysokého tlaku v okruhu během netěsností [29] . Automatickou aktivaci zabezpečovacího systému nebrali operátoři vážně i proto, že na Three Mile Island tento systém za poslední rok fungoval čtyřikrát z důvodů nesouvisejících se ztrátou chladicí kapaliny [30] .
Nedostatky ovládacího panelu a dlouhý provoz stanice s neopravenými závadami neumožňovaly personálu rychle zjistit stav elektromagnetického ventilu kompenzátoru tlaku. Chyběl indikátor skutečné polohy uzavíracího ventilu a kontrolka na ovládacím panelu signalizovala pouze přítomnost napájení na jeho pohonu, respektive signál indikoval uzavření ventilu [16] . Nepřímé příznaky, jako zvýšená teplota v potrubí za ventilem a stav barbotážní nádrže, také nebyly vnímány jednoznačně.
Od října 1978, v rozporu s normami Komise pro jaderný dozor, energetický blok pracuje s únikem přes uzávěry elektromagnetických nebo pojistných ventilů asi 1,4 m³ / h (s povolenou hodnotou 0,2 m³ / h) [5] . A přestože instrukce v jaderné elektrárně přímo předepisovaly izolovat solenoidový ventil, když teplota za ním stoupne nad 90 °C [31] , nestalo se tak. Personál byl zvyklý na vysoké teploty [32] a intuitivně (ale mylně) se domníval, že v případě vážného úniku bude teplota za ventilem vyšší než 150 °C [15] , nicméně po celou dobu nehodě, nepřekročila tuto hodnotu. Činnost bezpečnostních zařízení barbotážní nádrže také nezůstala bez povšimnutí, personál však tuto událost nijak nespojoval s dlouhodobým únikem z primárního okruhu [33] , přisuzoval jej tlakovému skoku při krátkém -termínová činnost elektromagnetického ventilu na samém počátku havárie [34] .
V provozní dokumentaci byl stanoven seznam známek úniku z primárního okruhu [35] , k některým z nich skutečně došlo, např. pokles tlaku v reaktorovém zařízení, zvýšení teploty pod kontejnmentem a přítomnost vody na její spodní úrovni. Operátory však zneklidnil nedostatek příznaků, které považovali za klíčové: nedošlo k poklesu hladiny v kompenzátoru tlaku (ta naopak vzrostla), nebyl zaznamenán žádný alarm o zvýšené úrovni radiace v atmosféry kontejnmentu (možná byl nesprávně nastaven práh senzoru). I při znalosti přítomnosti vody v kontejnmentech tedy personál nemohl adekvátně určit zdroj jejího původu [36] [37] .
Personálu další směny, který dorazil v 6 hodin ráno, se díky čerstvému pohledu konečně podařilo zjistit stav elektromagnetického ventilu kompenzátoru tlaku [38] [25] . V 06:22:37 (+02:22:00) [39] byl uzavřen uzavírací ventil umístěný na stejném potrubí jako elektromagnetický ventil, čímž se únik zastavil. Po takto zjištěné skutečnosti delšího úbytku chladiva museli operátoři přistoupit k likvidaci havárie spuštěním systému havarijního chlazení, k tomuto úkonu však z neznámých důvodů ihned nedošlo [22] [40] [41 ] .
Shodou okolností současně s uzavřením uzavíracího ventilu v 06:22:37 (+02:22:00) zaznamenala zařízení pro sledování radiace umístěná pod utěsněným pláštěm první důkaz o destrukci palivového pláště a uvolnění vysoce aktivní produkty štěpení jaderného paliva mimo primární okruh. V tomto případě měla být teplota poškozených palivových článků v rozmezí od 760 do 870 °C [42] .
Asi v 06:30 začala v horní části aktivní zóny rychlá oxidace palivového pláště v důsledku paro-zirkonové reakce za vzniku vodíku. Při této reakci se uvolňuje další teplo a teplota palivových článků přesáhla 1825 °C, jejich pláště z Tsirkaloy-4 se začaly tavit. Vzniklá roztavená směs paliva, oceli a zirkonia stékala dolů a tuhla při bodu varu chladicí kapaliny [43] . Blíže k 7. hodině ranní již vroucí chladivo pokrývalo méně než čtvrtinu výšky aktivní zóny [44] .
Protože operátoři neměli k dispozici žádné přístroje pro stanovení hladiny kapaliny přímo v nádobě reaktoru [45] a neuvědomovali si nedostatek chladiva, pokusili se obnovit nucené chlazení aktivní zóny. Byly provedeny pokusy spustit každé ze čtyř hlavních oběhových čerpadel. Jeden z pokusů se ukázal jako poměrně úspěšný: spuštěn v 06:54:46 (+02:54:09) MCP-2B zachytil vodu, která se nacházela ve smyčce cirkulačního potrubí a přečerpal ji do tlakové nádoby reaktoru, čímž je možné krátkodobě zpomalit nárůst teploty paliva. Vstřikování asi 28 m³ vody do přehřátého jádra však způsobilo jeho okamžitý var a prudký nárůst tlaku v zařízení z 8,2 MPa na 15,2 MPa [46] a náhlé ochlazení zahřátého paliva vedlo k „tepelnému šoku“ a křehnutí konstrukčních materiálů. V důsledku toho horní část aktivní zóny, tvořená vážně poškozenými palivovými tyčemi, ztratila stabilitu a klesla dolů a vytvořila kavernu (prázdný prostor) pod ochranným trubkovým blokem (PTU) [43] .
Aby se vyrovnala porucha v primárním okruhu způsobená následky zapnutí MCP-2B, operátoři v 07:13:05 (+03:12:28) krátce otevřeli uzavírací ventil, aby uvolnili tlak. Poté, zřejmě aby se udržela v provozním rozsahu, byl v 07:20:22 (+03:19:45) manuálně na cca 20 minut zapnut systém nouzového chlazení [47] (do této chvíle chladicí kapalina nepokryla více než 0,5 m výšky jádra [48] ). Přestože do reaktoru vstoupila chladicí voda, střed aktivní zóny prakticky nebyl chlazen kvůli okolní kůře dříve roztaveného a ztuhlého materiálu [43] , teplota taveniny dosáhla 2500 °C [49] a v 07:47:00 (+ 03:46 :23) došlo k prudké změně geometrie aktivní zóny [47] [50] [51] : hmota kapalného paliva ze středu aktivní zóny, obsahující asi 50 % materiálů, roztavila okolní struktury a byl distribuován v dutinách vnitřních částí a na dně reaktoru a objem prázdného prostoru pod BZT se zvětšil na 9,3 m³ [52] . Navzdory tomu, že teplota taveniny nedosáhla bodu tání UO 2 (2875 °C), část keramického paliva při interakci se zirkoniem a jeho oxidy stále přecházela do kapalné fáze [53] [54] .
V 07:56:23 (+03:55:46) proběhla další automatická aktivace systému havarijního chlazení reaktoru, tentokrát na signál zvýšení tlaku v kontejnmentu nad 0,03 MPa. Tentokrát padlo zásadní rozhodnutí: nezasahovat do automatického provozu bezpečnostních systémů, dokud nebude zcela pochopen stav reaktorové elektrárny [55] . Od tohoto okamžiku byl proces destrukce jádra zastaven [48] .
Reaktorovna byla ve stavu, se kterým se při jejím vzniku nepočítalo. Zaměstnanci neměli nástroje, jak takové nehody kontrolovat a eliminovat. Veškeré následné akce provozní organizace měly improvizační charakter a nevycházely z předem propočítaných scénářů.
Neúspěšné pokusy o spuštění hlavních oběhových čerpadel vedly k pochopení, že v primárním okruhu jsou plochy zabrané párou [56] , avšak v návrhu reaktorové elektrárny nebyla žádná zařízení pro dálkové vypouštění těchto par. plynové zátky. Na základě toho bylo rozhodnuto o zvýšení tlaku v primárním okruhu na 14,5 MPa za účelem kondenzace dostupné páry. Pokud by tato strategie byla úspěšná, pak by se podle provozního personálu okruh naplnil vodou a byla by v něm zavedena přirozená cirkulace chladiva [57] . Přehlížena byla skutečnost, že reaktorová stanice obsahovala přehřátou páru o teplotě asi 370 °C a její kondenzace by vyžadovala tlak 20 MPa, který překračoval tlak povolený pro zařízení [56] . Okruh navíc obsahoval velké množství nekondenzovatelných plynů, především vodíku.
Od 09:18:37 (+05:18:00) do 09:43:43 (+05:43:06) byl tlak v jednotce zvýšen z 8,6 na 14,8 MPa a poté udržován po dobu dvou hodin na této úrovni cyklické otevírání a zavírání uzavíracího ventilu a vypouštění směsi páry a vody do objemu hermetického pláště [58] . Nedostatek důkazů o účinném odvodu tepla pomocí parogenerátorů donutil personál opustit tuto strategii. Na druhou stranu provoz čerpadel systému havarijního chlazení umožnil do 11:00 částečně naplnit první okruh na úroveň nad AZ [59] . Teoreticky mohlo být spuštění hlavních oběhových čerpadel v této době úspěšné, protože okruh měl již značnou zásobu chladiva, ale na personál udělaly dojem předchozí neúspěšné spouštění a žádný nový pokus nebyl učiněn [57] .
Jediným efektivním způsobem chlazení aktivní zóny v té době bylo přivádět do reaktoru studenou borovanou vodu pomocí čerpadel nouzového chlazení a vypouštět ohřáté chladivo přes uzavírací ventil kompenzátoru tlaku. Tuto metodu však nebylo možné aplikovat trvale. Zásoba borované vody byla omezená a časté používání uzavíracího ventilu hrozilo jeho prasknutím. Ke všemu už mezi personálem nepanovala důvěra v úplné naplnění aktivní zóny vodou. To vše přimělo provozní organizaci k hledání alternativních metod chlazení reaktoru [60] .
Do 11:00 byla navržena nová strategie: snížit tlak v reaktorové elektrárně na nejnižší možnou hodnotu. Předpokládalo se, že za prvé při tlaku pod 4,2 MPa vnikne do reaktoru voda ze speciálních hydraulických nádrží a zaplaví aktivní zóny , ] a tím zajistí stabilní odvod tepla z primárního okruhu přes jeho výměníky [62] .
V 11:39:31 (+07:38:54) byl otevřen uzavírací ventil a do 13:10:37 (+09:10:00) byl tlak v primárním okruhu snížen na 3 MPa [63 ] . Do reaktoru přitom z vodních nádrží vstoupilo pouze 2,8 m³ vody, což je méně než 5 % její zásoby ve vodních nádržích a odpovídá pouze objemu přečerpanému jedním čerpadlem nouzového chlazení za 1,5 minuty [64] . Zaměstnanci to však vzali jako důkaz, že reaktor je zcela naplněn vodou. I když ve skutečnosti byl z hydraulických nádrží vytlačen pouze objem vody, dostatečný na to, aby se tlak v hydraulických nádržích vyrovnal tlaku v reaktoru. Pro vytlačení významného objemu vody z hydraulické nádrže by bylo nutné snížit tlak v primárním okruhu na cca 1 MPa [65] .
Ve snaze dosáhnout druhého cíle (zapnutí plánovaného ochlazovacího systému) pokračoval personál ve snaze snížit tlak [66] , ale nepodařilo se mu jej snížit pod 3 MPa. Zřejmě to bylo způsobeno tím, že v té době se v AZ vařilo chladivo, tvořila se pára a případně vodík [67] . Díky těmto procesům byl i při kontinuálním vypouštění média udržován tlak v primárním okruhu na cca 3 MPa. V každém případě byl stanovený cíl zásadně chybný, protože plánovaný systém ochlazování není navržen pro provoz s primárním okruhem naplněným pouze částečně kapalinou [62] .
Pozitivním důsledkem přijaté strategie bylo odstranění velkého objemu nekondenzovatelných plynů, především vodíku, z primárního okruhu do atmosféry kontejnmentu [68] . Obsah plynů v reaktorovém zařízení se tak výrazně snížil, i když to nevyžadovalo udržování nízkého tlaku po tak dlouhou dobu [62] . Na druhou stranu je možné, že v té době došlo k opětovnému vysušení části aktivní zóny [69] , byl omezen přívod chladící vody do reaktoru [70] a obecně byla reaktorovna blízko stavu, který existoval před uzavřením uzavíracího ventilu v 06:22 [71] .
Vzhledem k neúspěchu pokusů o snížení tlaku v primárním okruhu na 2 MPa a riziku odvodnění AZ bylo rozhodnuto vrátit se ke strategii obnovy nuceného oběhu v primárním okruhu, jako způsobu chlazení reaktoru dobře známého. na personál [72] . V 17:23:41 (+13:23:04) bylo spuštěno přídavné čerpadlo havarijního chlazení a v 18:56:12 (+14:55:35) dosáhl tlak v reaktoru 15,6 MPa. V 19:33:19 (+15:32:42) bylo krátce spuštěno GTsN-1A [73] [74] , a protože výsledky jeho zkušebního provozu vypadaly velmi povzbudivě, čerpadlo bylo nakonec zapnuto v 19:50. :13 (+ 15:49:36). Úspěch v obnovení nuceného oběhu chladiva byl způsoben tím, že okruh byl již dostatečně naplněn vodou a plynové uzávěry byly výrazně zredukovány při předchozím pokusu o snížení tlaku. Stabilní chlazení aktivní zóny bylo konečně obnoveno [75] .
Uvolňování zbytkové energie v palivu postupně klesalo a 27. dubna bylo zastaveno jediné funkční hlavní oběhové čerpadlo, načež byla v primárním okruhu zavedena přirozená cirkulace. Do této doby bylo teplo produkované provozem čerpadla dvojnásobkem energie uvolněné v aktivní zóně [76] . K večeru 27. dubna došlo k ochlazení chladiva natolik, že bylo dosaženo stavu „studeného odstavení“ [pozn. 5] reaktoru. Teprve v listopadu 1980 kleslo uvolňování tepla v aktivní zóně na tak nepatrné hodnoty (asi 95 kW), což umožnilo upustit od používání parogenerátorů. V lednu 1981 byla reaktorová elektrárna izolována od sekundárního okruhu a chlazena pouze přenosem tepla z povrchu zařízení do atmosféry kontejnmentu [77] .
Koncem 29. března se ukázalo, že primární chladivo stále obsahuje velké množství plynů, především vodíku, který vznikl dříve při paro-zirkonové reakci [78] [79] . Podle teoretických výpočtů provedených 30. března se pod víkem reaktoru nahromadilo až 10 m³ vodíku [80] . Tato informace vyvolala v médiích zcela neopodstatněnou paniku o možnosti výbuchu uvnitř reaktorové nádoby, přičemž ve skutečnosti v objemu primárního okruhu nebyl žádný kyslík, což takový výbuch znemožňovalo [81] . Přesto bylo kvůli riziku narušení cirkulace v primárním okruhu rozhodnuto vodíku se zbavit [76] .
Rozpustnost vodíku ve vodě klesá s poklesem tlaku. Chladivo z primárního okruhu bylo odváděno odkalovacím potrubím do doplňovací nádrže, v níž je tlak mnohem nižší než v reaktoru, chladivo bylo v nádrži odplyněno : plyn byl odváděn do systému čištění plynu a přes provizorní potrubí pod kontejnmentem [82] [83] . Byl použit i jiný způsob: chladivo bylo vstřikováno do kompenzátoru objemu (ve kterém byla udržována vysoká teplota elektrickými ohřívači) s otevřeným uzavíracím ventilem, přičemž plyny byly odváděny do objemu hermetického pláště. Již k 1. dubnu měření ukázala nepřítomnost plynného vodíku pod víkem reaktoru [84] .
30. března se začal projevovat problém s přítomností rozpuštěného a plynného vodíku v primárním okruhu, ale dohodnutá strategie řešení tohoto problému dosud neexistovala. Nebezpečí představovalo nekontrolované zvýšení tlaku v doplňovací nádrži, kde se vodík uvolňoval z chladicí kapaliny a hromadil se nad hladinou kapaliny. Rozhodnutím vedoucího směny druhého energetického bloku došlo k uvolnění tlaku z nádrže do systému čištění plynu, i když v něm již byly zjištěny vážné netěsnosti. Toto rozhodnutí nebylo předem dohodnuto s ostatními představiteli stanice. V 8 hodin ráno byla z vrtulníku přivolaného k radiačnímu monitoringu získána měření dávkového příkonu ionizujícího záření 1200 milirem za hodinu (12 mSv /h) 40 m nad ventilačním komínem stanice [85] . Jednalo se o druhou nejvyšší naměřenou hodnotu po celou dobu nehody [86] .
V této době existovaly ve vedení jaderné regulační komise vážné obavy z pravděpodobnosti velkých úniků radioaktivity z jaderných elektráren. Zdrojem těchto emisí mohou být zásobníky plynu , které akumulovaly radioaktivní plyny ze systému čištění plynů. Podle informací, které má komise k dispozici, byly tyto plynojemy prakticky plné a každou chvíli mohla fungovat jejich bezpečnostní zařízení. Teoretické výpočty ukázaly, že úroveň radioaktivního pozadí s takovým výbojem by stoupla na 1200 mrem / h na úrovni země. Náhodou se toto číslo shodovalo s hodnotou získanou z vrtulníku. Poté, co se komise dozvěděla tento údaj, neučinila žádné pokusy kontaktovat stanici a objasnit konkrétní místo měření nebo důvod vypouštění. Nevěrohodné byly i informace o přetečení plynových nádrží. Přesto vedení jaderné regulační komise považovalo za nutné vydat doporučení guvernérovi Pensylvánie k evakuaci obyvatel z oblasti jaderné elektrárny. Názory byly velmi rozdílné, protože tato směrnice procházela různými dotčenými agenturami, a uprostřed vysoce protichůdných informací guvernér Thornberg oznámil dobrovolnou evakuaci těhotných žen a předškolních dětí z oblasti v okruhu 8 km od elektrárny kolem 12:30. dne 30. března [87] .
Do dvou hodin odpoledne na žádost státních orgánů i samotného prezidenta Cartera dorazilo na stanici vedení jaderné regulační komise, aby vše na místě vyřídilo. V důsledku toho se do večera 30. března konala společná konference guvernéra Pensylvánie a zástupců komise. Na tomto jednání bylo oficiálně oznámeno, že není potřeba povinná evakuace obyvatel. Guvernér přesto svá dříve vydaná doporučení nezrušil [88] .
Kvůli rozporuplným informacím z médií a kvůli samotnému objevení se doporučení od guvernéra během několika dní po havárii dobrovolně opustilo 32kilometrovou zónu jaderné elektrárny asi 195 000 lidí. Většina z nich se usadila u svých příbuzných a přátel, jen malá část odešla do speciálních evakuačních center. Téměř všichni lidé se tři týdny po nehodě vrátili do svých domovů [89] [90] .
Nehoda v jaderné elektrárně měla široký ohlas veřejnosti a bylo provedeno několik nezávislých vyšetřování s cílem určit její příčiny a následky [91] . Za nejambicióznější z nich lze označit vyšetřování komise prezidenta Spojených států a speciální vyšetřování komise pro jadernou regulaci . Další zprávy o nehodách od amerického senátního výboru pro záležitosti životního prostředí , komise guvernéra Pennsylvánie a institutu pro výzkum elektrické energie (EPRI) byly omezeny na určitá témata. Aby se minimalizovaly potenciální střety zájmů, pověřila Nuclear Regulatory Commission své zvláštní vyšetřování Rogovin, Stern & Huge, nezávislé právnické firmě bez předchozího zapojení do jaderné energetiky [92] .
V rámci vyšetřování [93] [94] podalo oficiální svědectví několik stovek lidí a byl vyslechnut výrazně větší počet jednotlivců, a to i na veřejných slyšeních. Byla přezkoumána organizační struktura provozní organizace a rozhodovací mechanismy v mimořádných situacích. Byly analyzovány tisíce stran dokumentace jaderných elektráren. Vyšetřování se neomezilo jen na samotnou stanici. Zvláštní pozornost byla věnována práci Komise pro jaderný dozor USA a posuzovala se také připravenost různých vládních služeb na radiační havárie. Závěry byly vyvozeny z analýzy reakcí médií a spolehlivosti informací, které poskytují. Na příkaz komisí byly v souvislosti s havárií provedeny podrobné vědeckotechnické expertizy a výzkumy v oblastech jaderné fyziky, tepelné hydrauliky, ergonomie atd. Samotný materiál shromážděný prezidentskou komisí zabíral více než 90 běžných metrů knihovních regálů [94] . Zajímavé je, že řada přesných parametrů stavu reaktorového zařízení nezbytných pro analýzu toho, co se stalo, byla získána ze záznamů speciálního diagnostického zařízení, které jen náhodou nebylo po dokončení spouštěcích prací na stanici demontováno [95] .
Prezidentská komise USA formulovala své závěry velmi kriticky. K zamezení tak vážným haváriím jako na Three Mile Island jsou podle názoru komise nutné zásadní změny v organizaci, postupech a praxi, a kromě toho i v postavení jaderného dozoru, jakož i celého jaderného průmyslu. . Kořen bezpečnostních problémů komise spojovala především s lidmi, nikoli s technologií, i když ta hraje důležitou roli. „Lidé“ zde nemáme na mysli konkrétní jednotlivce, ale celý „systém“, který vyrábí, provozuje a řídí jaderné elektrárny. Komise uvedla, že v organizacích existuje mnoho strukturálních problémů, nedostatky v přijatých postupech a problémy s komunikací mezi klíčovými jednotlivci a organizacemi [96] .
Počátečními událostmi havárie byly poruchy zařízení, ale tyto poruchy samy o sobě nemohly vést k tak vážným následkům. Závažnost havárie byla nepochybně dána chybným jednáním operátorů, zejména jim bylo vytýkáno vypnutí systému nouzového chlazení. Komise prezidenta Spojených států, aniž by tuto skutečnost popírala, se pokusila najít zásadní důvody toho, co se stalo, a analyzovala motivy jednání personálu. Hlavní faktory, které vedly k neadekvátnímu jednání operátorů, byly pojmenovány [97] :
Komise konstatovala absenci „uzavřeného cyklu“ v provozu jaderných elektráren: ačkoli předchozí bezpečnostní incidenty, ačkoli byly známy a částečně studovány, jejich analýza nebyla dovedena k logickému závěru a zkušenosti získané v důsledku toho analýzy nebyly předány osobám a organizacím k tomu povinným. Fakta o chybném odstavení systému havarijního chlazení reaktoru personálem (událost v jaderné elektrárně Davis-Bess 24. září 1977) byla tedy výrobci reaktoru známa a 13 měsíců před nehoda na Three Mile Island, Babcock a Wilcox vedli interní korespondenci o nutnosti přinést provozovatelům JE jasná doporučení pro zacházení s tímto systémem [98] . Nebyly však vydány žádné nové pokyny [99] .
I přes vážnou kontaminaci samotné stanice se radiační důsledky pro obyvatelstvo a životní prostředí ukázaly jako krajně nevýznamné. Téměř všechny radioaktivní látky zůstaly v jaderné elektrárně [100] . Za hlavní škodlivý faktor pro obyvatelstvo byla označena psychická zátěž [101] způsobená protichůdnými informacemi z médií a doporučením guvernéra státu k dobrovolné evakuaci .
Nedostatky blokového ovládacího panelu (BCR) přispěly k dezorientaci řídícího personálu. Společnost Essex Corporation, která se podílela na vývoji ovládacích panelů raketoplánů , byla pověřena vyšetřováním . Essex identifikoval vážné problémy s rozhraním člověk-stroj v jaderných elektrárnách. Připomínky se týkaly jak logiky ovládání, tak fyzického uspořádání zařízení a kláves na panelech štítu. Takže v prvních minutách havárie na velínu se spustil alarm ve více než stovce parametrů [99] , které nebyly nijak řazeny z hlediska významnosti. Tiskárna, která vytiskla diagnostická data, dokázala vytisknout pouze jeden řádek každé čtyři sekundy a nakonec byla dvě hodiny za skutečnými událostmi [102] . V mnoha případech nebyly ovládací prvky a indikátory uspořádány v žádné logické sekvenci nebo seskupeny. Pro posouzení některých kritických parametrů bylo nutné projít hlavní panely a prohlédnout si rozvaděče za nimi. Společnost Essex Corporation také provedla zběžné vyhodnocení několika dalších jaderných elektráren a dospěla k závěru, že problémy s rozhraním člověk-stroj nejsou jedinečné pro Three Mile Island, a proto by se mohly týkat celého odvětví [103] .
Základní principy pro hodnocení bezpečnosti jaderných elektráren projektovaných v 70. letech byly kritizovány. Při bezpečnostní analýze těchto elektráren nebyla zpravidla věnována pozornost následkům malých poruch a chybného jednání personálu. Věřilo se, že stačí vzít v úvahu pouze nejzávažnější nouzové situace, například ty spojené se zničením potrubí o maximálním průměru. Zároveň bylo naznačeno, že jednání personálu může situaci pouze zlepšit, nikoli naopak. Těžké havárie jsou však pomíjivé a vyžadují odezvu automatizačních systémů, zatímco drobné poruchy jsou více závislé na činnosti personálu a pravděpodobnost jejich výskytu je mnohem vyšší [104] .
V roce 1994 mezinárodní studie vzorků vyříznutých ze dna reaktorové nádoby ukázala, že místní část dna byla během havárie asi 30 minut zahřátá na teplotu 1100 °C. S největší pravděpodobností k tomu došlo v důsledku šíření taveniny obsahující palivo z aktivní zóny reaktoru. Podle teoretických výpočtů při kontaktu taveniny o teplotě až 2500 °C s tlakovou nádobou reaktoru reálně hrozilo její zničení při zvyšování tlaku v zařízení (které prováděla operátory při snaze odstranit nehodu). Situaci zachránilo to, že dno reaktoru bylo ještě před stékáním taveniny pokryto vrstvou úlomků paliva, a také zařazení a stabilní provoz systému havarijního chlazení krátce po této události. Tyto faktory přispěly k chlazení nádoby reaktoru a zachování její pevnosti [105] .
Po destrukci palivových plášťů se radioaktivní prvky z paliva dostaly do chladiva primárního okruhu (jeho aktivita byla 20 000 μCi/cm³ proti 0,4 μCi/cm³ před havárií [106] ), které se následně dostalo mimo kontejnment potrubím. systému čištění a doplňování a cirkulovaly přes zařízení umístěné v budově pomocného reaktoru [107] . Potřeba, aby tento systém fungoval přímo během havárie, není zcela zřejmá [108] , ale pak se jeho použití stalo nevyhnutelným pro odstranění vodíku z objemu primárního okruhu [109] . Projekt JE Three Mile Island počítal s automatickou izolací hermetického pláště uzavřením všech potrubí, která ho protínají. Za prvé však izolace fungovala pouze na signál přetlaku pod pláštěm, bez ohledu na údaje zařízení pro sledování radiace (kontejnment byl automaticky izolován pouze 4 hodiny po začátku havárie, kdy již bylo chladivo silně kontaminováno ). Za druhé, izolace kontejnmentu byla ručně odpojena operátory, protože podle jejich názoru byl provoz systému čištění a doplňování nezbytný pro řízení reaktorové elektrárny [110] .
Radioaktivní materiály, především plyny xenon - 133 a jód-131 , se četnými netěsnostmi v systémech proplachování a čištění plynů (za normálního provozu nevýznamné) dostaly do prostor budovy pomocného reaktoru, kde byly zachyceny ventilačním systémem a vyhozen ventilačním potrubím. Vzhledem k tomu, že ventilační systém je vybaven speciálními adsorpčními filtry, do atmosféry se uvolnilo pouze malé množství radioaktivního jódu [111] , zatímco radioaktivní vzácné plyny prakticky nebyly odfiltrovány [106] . Emise jódu-131 by mohly být pětkrát nižší, pokud by byly v jaderné elektrárně včas vyměněny filtrační vložky (filtrační vložky byly vyměněny až po havárii v dubnu 1979) [112] .
Úniky kapalin kontaminovaných radioaktivními materiály mimo budovy JE ve významnějším množství nebyly zjištěny [107] .
Aktivita emisí radioaktivního jódu vypočtená za období od 28. března do 8. května byla asi 15 Ci. Tato data byla získána z analýzy adsorbérových filtračních vložek, které byly periodicky vyměňovány během stanovené doby. Úniky radioaktivního jódu po 8. květnu nemohly být významné kvůli jeho krátkému poločasu rozpadu (8 dní) [113] . Množství uvolněných radioaktivních vzácných plynů bylo asi 2,37 milionů Curies (hlavně 133 Xe) [106] .
Během několika týdnů po nehodě byla posílena kontrola nad radiační situací v okolí stanice. Maximální hodnoty radiačního výkonu 3 R/h (30 mSv/h) byly zaznamenány 29. března přímo nad ventilačním komínem stanice. Při vzdalování se od jaderné elektrárny se stopa rychle rozplynula a při následných měřeních na úrovni terénu od 2. dubna do 13. dubna z 37 kontrolních bodů pouze ve třech překročil výkon radiace hodnoty pozadí (maximálně 1 mR/ h nebo 10 μSv/h) [114] . K velkému množství radioaktivního úniku došlo v prvních dnech po havárii [115] .
Od 28. března byly odebrány stovky vzorků vzduchu, vody, mléka, rostlin a půdy. Přestože byly ve vzorcích nalezeny stopy cesia-137 , stroncia-90 , xenonu - 133 a jódu-131 , následkům havárie lze přičíst jen extrémně malá množství jódu a xenonu. Nalezené množství cesia a stroncia bylo dáno spíše výsledky světových testů jaderných zbraní. Množství všech radionuklidů ve studovaných vzorcích bylo výrazně pod přípustnými koncentracemi [116] .
Jako alternativa k přístrojovému měření byl proveden velmi kuriózní pokus o odhad radiačních dávek: Kodak odstranil balíčky nového fotografického filmu z místních obchodů, které byly zkontrolovány na podezřelé vzplanutí. Teoreticky se vzplanutí mělo objevit, když film dostal dávku vyšší než 5 miliremů (0,05 mSv). Analýza filmů neodhalila žádné abnormality [117] .
Hodnota maximální individuální dávky z vnějšího ozáření, získaná teoretickými výpočty a analýzou dat z radiačního monitoringu, nepřesáhla 100 miliremů (1 mSv) (k přijetí takové dávky se člověk musel neustále nacházet v těsné blízkosti jaderné elektrárny ve směru úniku radioaktivních látek). Vnitřní expozice z 133 Xe a 131 I byla považována za zanedbatelnou kvůli inertnosti prvního izotopu a malému množství druhého izotopu [118] .
Průměrná dávka záření obdržená obyvatelstvem (asi 2 miliony lidí) v důsledku havárie v jaderné elektrárně Three Mile Island nebyla vyšší než 1 % roční dávky obdržené v důsledku ozáření a lékařské péče [ 119] .
Řada studií provedených v letech 1985-2008 vesměs potvrdila prvotní závěry o nevýznamném dopadu havárie na veřejné zdraví. Přestože studie odhalily určitý nárůst počtu rakovin v některých oblastech nacházejících se v blízkosti jaderné elektrárny, nelze to přímo souviset s následky havárie [120] [121] .
Od poloviny 70. let 20. století začalo protijaderné hnutí ve Spojených státech nabývat masového charakteru. Problémy jaderné energetiky byly široce diskutovány a přitahovaly pozornost médií. V místech rozestavěných jaderných elektráren se často začaly konat protestní akce [122] . Společnost byla stále více znepokojena riziky spojenými s umístěním jaderných elektráren v hustě obydlených oblastech, možnými nehodami, radioaktivním odpadem a znečištěním životního prostředí [123] .
16. března 1979, několik dní před havárií na Three Mile Island, byl v kinech uveden film „ Čínský syndrom “, jehož děj byl postaven na bezpečnostních problémech ve fiktivní jaderné elektrárně Ventana. Shodou okolností jedna z postav filmu vyslovila názor, že havárie jaderné elektrárny by mohla vést k radioaktivní kontaminaci oblasti „o velikosti Pensylvánie“ [124] .
To vše vydláždilo cestu k tomu, aby protestní hnutí po nehodě na Three Mile Island [125] dostalo národní rozměr . Po celé Americe se konaly demonstrace a protestní pochody, kterých se účastnili také prominentní lidé jako Ralph Nader a Jane Fonda . V květnu 1979 se tedy na protijaderném shromáždění ve Washingtonu shromáždilo 65 tisíc lidí [126] a dvě stě tisíc [127] přišlo na protestní demonstraci v New Yorku, která se konala v září téhož roku, čímž se stala nejmasivnější protest té doby. Takový švih se ale ukázal jako spíše pomíjivý. Zpřísnění dozoru nad jadernými elektrárnami, které následovalo po havárii, faktické zastavení nasazování nových elektráren a tím i pomalý zánik jaderného průmyslu rychle zredukovalo protestní hnutí téměř na nic. Těžiště pozornosti veřejnosti se přesunulo z odporu proti růstu jaderné energetiky k jiným otázkám souvisejícím zejména s ukládáním radioaktivního odpadu [125] .
Nehoda v jaderné elektrárně Three Mile Island umocnila již existující krizi v jaderném průmyslu. Koncem 70. let se výstavba nových jaderných elektráren pro investory stávala stále méně rentabilní s přebytkem elektřiny na trhu a stále rostoucí konkurencí uhelných a plynových elektráren. Určitý počet rozestavěných jaderných elektráren byl zmrazen ještě před rokem 1979. Od roku 1978 se neplánují žádné nové jaderné elektrárny a v letech 1979 až 2001 byla zrušena výstavba 71 elektráren, která byla zahájena dříve [128] .
Poučení z nehody na Three Mile Island donutila americkou Národní jadernou regulační komisi změnit své priority [129] . Zatímco dříve byla činnost komise zaměřena na vydávání licencí, po havárii začala být značná pozornost věnována nepřetržitému dozoru na provozních závodech. Začalo se provádět systematické hodnocení úrovně provozu, údržby a inženýrské podpory jaderných elektráren. Pro centralizovaný sběr a analýzu provozních dat byla vytvořena samostatná divize. Havárie na Three Mile Island byla dalším milníkem v historii vývoje přístupu k odůvodňování bezpečnosti jaderných elektráren, po kterém se kromě projektové analýzy a zajištění kvality začala věnovat stále větší pozornost provozu elektráren. výroby konstrukcí a zařízení [130] .
V samotném jaderném průmyslu bylo vytvořeno několik nových organizací [131] . Jedná se o Středisko jaderné bezpečnosti (NSAC) a Institut pro provoz jaderných elektráren (INPO). Jejich úkolem byl vývoj a implementace metod pro zvyšování bezpečnosti jaderných elektráren a udržování vysoké úrovně kvalifikace provozního personálu.
V důsledku šetření Three Mile Island bylo provozním elektrárnám nařízeno zavést více než 6 400 opatření ke zlepšení jejich bezpečnosti (v průměru 90 na každou konkrétní jadernou elektrárnu) [132] souvisejících jak s vybavením, tak s organizací provozu. Kromě toho byla nyní každá společnost provozující jadernou elektrárnu povinna ve spolupráci s místními a federálními úřady vypracovat podrobné plány evakuace obyvatel v okruhu 16 km kolem jaderné elektrárny. Tento požadavek byl důvodem zákazu provozu jaderné elektrárny Shoreham [133] : vláda státu New York oznámila nemožnost evakuace Long Islandu v případě havárie této elektrárny.
Za porušení provozního řádu, které tak či onak ovlivnilo vývoj a výsledek havárie, byla od jaderné regulační komise pokutována provozní organizace jaderné elektrárny – Metropolitan Edison. Částka by mohla být 725 000 USD, nicméně podle zákona za každé 30denní období nesměly sankce přesáhnout 25 000 USD. Výsledných 155 000 $ bylo vyplaceno Metropolitanu Edisonovi v únoru 1980 a bylo považováno za největší pokutu, kterou v té době udělil jaderný regulátor. Obviněn byl i výrobce reaktorové elektrárny Babcock a Wilcox, tentokrát však z neschopnosti identifikovat, zpracovat a předat informace důležité pro bezpečnost vlastníkovi jaderné elektrárny. Babcock a Wilcox s obviněními nesouhlasili, ale dobrovolně zaplatili pokutu 100 000 dolarů, aby se vyhnuli nákladům na zpochybnění obvinění u soudu .
Vlastník elektrárny, General Public Utilites (GPU), podal žalobu ve výši 500 milionů dolarů na Babcock a Wilcox, obvinil výrobce reaktorové elektrárny z nekvalitního zařízení a zatajil informace o bezpečnostních problémech v podobných jaderných elektrárnách, zejména o incidentu v jaderné elektrárně. Jaderná elektrárna Davis-Bess [135] . Soudní spor skončil v roce 1983 podepsáním dohody o urovnání, podle níž Babcock a Wilcox souhlasili, že zaplatí 37 milionů dolarů ve slevách na služby za dekontaminaci a odstranění paliva v nouzové energetické jednotce [136] . Kromě toho byl GPU žalován o čtyři miliardy dolarů proti samotné americké jaderné regulační komisi. Jaderný regulátor byl obviněn z toho, že při schvalování projektu elektrárny nezjistil relevantní nedostatky, stejně jako nedonesl zkušenosti z Davis-Bessova incidentu do správy zbývajících elektráren s reaktory Babcock a Wilcox [137] [138]. . Tento nárok byl zamítnut soudy všech stupňů [139] .
Odpovědnost vlastníků JE za škody způsobené v důsledku možných havárií je upravena zákony USA. Podle zákona Price-Anderson Act z roku 1957 platí každá společnost vlastnící jadernou elektrárnu pojistné americkému fondu jaderného pojištění , ze kterého jsou vypláceny platby obětem [140] . Celkem bylo v souvislosti s havárií v jaderné elektrárně Three Mile Island vyplaceno 71 milionů dolarů jak na odškodnění samotným obětem, tak na úhradu souvisejících nákladů na pojistná plnění [141] . Největší z nich byly platby na základě smírných (předsoudních) dohod. Jedná se o 20 milionů dolarů zaplacených v roce 1981 za nároky podnikatelů a jednotlivců, kteří utrpěli ztráty v důsledku evakuace nebo nucené odstávky; 5 milionů dolarů na zřízení fondu pro výzkum lékařských a psychologických dopadů nehody; 14,25 milionu dolarů vyplacených v roce 1985 obětem, které nahlásily psychickou nebo fyzickou újmu z radiace [142] [143] [144] [145] . Přibližně 2 000 dalších nároků, u kterých nedošlo k žádnému urovnání, bylo nakonec v roce 2002 zamítnuto americkým odvolacím soudem pro třetí okruh kvůli nedostatku přesvědčivých důkazů o poškození zdraví v důsledku úniku radioaktivní látky [146] [ 147] .
V důsledku havárie došlo k roztavení jaderného paliva a značnému zamoření prostor a zařízení stanice radioaktivními látkami. K uvedení stanice do bezpečného stabilního stavu bylo nutné:
Po přirozeném rozpadu izotopů xenonu a jódu s krátkou životností byl jediným radioaktivním plynem přítomným ve významných množstvích (asi 46 000 Ci) pod kontejnmentem krypton-85 (poločas rozpadu je 10 let). Na základě inertnosti kryptonu-85, který se nepodílí na biologických řetězcích, a nedostatku dostatečně účinných metod pro jeho zachycení bylo rozhodnuto o jeho rozptýlení v atmosféře, což bylo provedeno v průběhu června 1980 ventilací uzavřeného prostoru. skořápka [148] .
Poprvé po havárii se dávkový příkon radiace v pomocných prostorách stanice pohyboval od 50 mR/h do 5 R/h a v uzavřeném prostoru od 225 mR/h do 45 R/h [149] . Do mnoha místností nebylo možné vstoupit bez respirátorů a bypassy kontejnmentu vyžadovaly autonomní dýchací systém a několik vrstev ochranného oděvu. Hlavním cílem dekontaminace bylo snížit úroveň expozice škodlivým radiačním faktorům na rozumně dosažitelné hodnoty, které umožnily bezpečně provádět práce na vyjmutí paliva z reaktoru [150] . Většina prací byla prováděna tradičními metodami – mytím a odstraňováním radioaktivních látek z povrchů. Povrchy prostor, které byly kontaminovány vysoce aktivním chladivem, však musely být dekontaminovány odštípnutím vrstvy betonu a odsáváním vzniklého prachu. V některých místnostech, jejichž znečištění neumožňovalo lidem v nich pracovat, byla použita dálkově ovládaná zařízení – roboti, kteří vykonávali podobnou práci [151] .
Jedním z ponaučení z vykonané práce bylo selhání dekontaminace v utěsněném obalu. Přes veškerou snahu se do roku 1982 snížila radiační síla pouze o 22 % ve srovnání s rokem 1980, z toho o 17 % v důsledku přirozeného rozpadu izotopů. Ve velkých objemech kontejnmentu bylo prakticky nemožné kontrolovat rekontaminaci dříve vyčištěných povrchů kvůli leteckému transportu radioaktivních látek získaných z prací na nových lokalitách. V důsledku toho byla přijata strategie ke snížení dávek personálu stíněním nejvíce kontaminovaných objektů a lepším plánováním tras a pečlivou organizací práce [152] .
Vzhledem k tomu, že aktivní zóna reaktoru byla zničena, nebylo možné použít standardní způsoby těžby paliva. Nad reaktorem byla vybudována speciální točna, na které byly instalovány manipulátory, které umožňovaly provádět různé operace při odstraňování materiálů aktivní zóny. Ty sahaly od jednoduchých chapadel až po složitější mechanismy pro řezání, vrtání nebo hydraulické shromažďování úlomků paliva. Práce na těžbě materiálů aktivní zóny byly zahájeny 30. října 1985 [153] po odstranění krytu reaktoru.
Jedním z překvapení bylo vysoké a rychle rostoucí zakalení vody v primárním okruhu (do února 1986 viditelnost nepřesáhla 5 centimetrů). Tento jev byl způsoben rychlým nárůstem počtu mikroorganismů po odstranění víka reaktoru a v důsledku toho provzdušňováním vody a přítomností jasného osvětlení. Dalším zdrojem kontaminace byla koloidní suspenze tvořená převážně hydroxidy kovů . Tato kaše obsahovala částice tak jemné, že je nebylo možné účinně vyčistit stávajícími filtry. Teprve v lednu 1987 se díky použití peroxidu vodíku k hubení mikroorganismů a použití koagulantů ke kontrole suspenze podařilo snížit zákal vody pod 1 MU ( zákalová jednotka ) [154] .
Nejprve práce spočívaly ve sběru a odstraňování trosek z horní části jádra. To pokračovalo až do dubna 1986, kdy byla rozebrána horní blokáda a pod ní byla nalezena pevná krusta ztuhlé taveniny. Další práce probíhaly za pomoci vrtné soupravy, která umožnila rozložit hmotu paliva na úlomky vhodné pro transport [155] . Do listopadu 1987 byly odstraněny prakticky všechny zbytky palivových kazet [156] . Pod spodními distribučními mřížkami vnitřních částí reaktoru se však nahromadilo značné množství taveniny a úlomků. Bylo rozhodnuto odříznout všechny mřížky až na samé dno nádoby reaktoru. Práce probíhaly pod 12metrovým vodním sloupcem pomocí řezání plazmou [157] . Odvoz paliva ze stanice byl oficiálně dokončen v roce 1990 [158] . Veškeré vytěžené palivo bylo zabaleno do speciálních kontejnerů a odesláno do Idaho National Laboratory k likvidaci.
Při havárii a při její likvidaci se vytvořily velké objemy (až 8700 m³) radioaktivní vody. Tato voda byla vyčištěna od radionuklidů pomocí iontoměničových a zeolitových filtrů, poté splnila všechny normy a mohla být vypouštěna do řeky Susquehanna. To však bylo zakázáno kvůli protestům obyvatel měst ležících po proudu řeky [159] . Jako alternativní řešení byla vybudována dvoustupňová odparka vody , čistá pára (včetně 1020 Ci nebo 37 740 GBq [160] [pozn. 6] tritia, které je prakticky nemožné oddělit) byla rozptýlena do atmosféry a výsledná zbytek obsahující 99,9 % nečistot, rozpuštěný ve vodě, ztuhlý a likvidován jako nízkoaktivní odpad [162] .
Pevný radioaktivní odpad vzniklý při likvidaci havárie, jako například filtrační materiály, které absorbovaly veškerou radioaktivní kontaminaci z upravované vody, byl pohřben především v US Ecology ( Richland, Washington ) [163] a EnergySolutions ( Barnwell, South Karolína ) [164] .
Celkové náklady na celý komplex prací činily zhruba jednu miliardu amerických dolarů [165] . Tato částka byla vybrána z několika zdrojů: z příspěvku vlastníka elektrárny - holdingu General Public Utilites (367 milionů USD), plateb pojištění (306 milionů USD), příspěvku dalších společností v jaderném průmyslu (171 milionů USD), federálního vládní finance (76 milionů dolarů) a daně ze států New Jersey a Pennsylvania (42 milionů dolarů) [128] .
Od roku 1993 je 2. blok JE Three Mile Island ve stavu tzv. „preservation under surveillance“. To znamená, že [166] :
V prostorách stanice je stále zvýšené radiační pozadí, zejména v důsledku zbytků znečištění v podobě dlouhodobých izotopů stroncia-90 a cesia-137 , které zůstávají na površích zařízení a stavebních konstrukcí. Také malé množství částic paliva zůstalo v těžko odstranitelných částech zařízení a v tloušťce betonu, kam pronikly s primární vodou [167] .
Konečná likvidace energetického bloku byla plánována společně s prvním blokem JE po ukončení jeho provozu v roce 2034 [168] . Kvůli nerentabilnosti dalšího provozu stanice a odmítnutí pensylvánských úřadů jadernou elektrárnu dotovat byla ale nakonec v září 2019 zastavena [169] [170] [171] . V prosinci 2020 byl 2. blok předán [172] EnergySolutions, společnosti na vyřazování jaderných elektráren z provozu, která již výrazně pokročila ve vyřazování JE Zion z provozu . Náklady na práce na odstranění druhého energetického bloku JE Three Mile Island se odhadují na 1,26 miliardy $ [173] .
Komentáře
Prameny
| Radiační havárie | |
|---|---|
| INES 7 | |
| INES 6 |
|
| INES 5 |
|
| INES 4 |
|
| jiný |
|