Глава втора. Аварията в АЕЦ Три Майл Айлънд

2.1                  Критерии за безопасност изработени след аварията в Три Майл Айлънд

Аварията на блок 2 в АЕЦ Три Майл Айлънд е типичен пример за тежка авария предизвикана от загуба на топлоносител, която довежда до частично разрушаване и стопяване на ядрено гориво в активната зона на реактора.

Аварии, свързани със загуба на топлоносител от първи контур могат да доведат до определена степен на разхерматизация на топлоотделящите елементи (ТОЕ). Критериите за приемливост са определени през 1973 г. от американския регулиращ орган (US. NRS) и са приети от повечето страни, експлоатиращи атомни електроцентрали. Критериите, които досега не са претърпели изменения, са четири:

 

2.1.1      Температурата на най-горещата точка на ТОЕ не трябва да превишава 1200° С за предотвратяване на протичане на неконтролируема пароциркониева реакция;

 

2.1.2      Локалната степен на окисляване на обвивките на ТОЕ не трябва да превишава 17% от тяхната дебелина за да запазят пластичните си качества, преди повторното заливане със студена вода;

 

 

2.1.3      Средната степен на окисление на циркония в активната зона не трябва да надхвърля 1 % за да се ограничи количеството отделян водород;

 

2.1.4      Активната зона трябва да запази своята геометрия, осигуряваща възможност за нейното охлаждане.

 

2.2   Кратко описание на централата в Три Майл Айлънд

За осигуряване на тези критерии, в съответствие с проектните хипотези, се приема, че при всички изходни събития поне по един канал от системата  за аварийно подхранване на I контур и един канал на  спринклерната система (СС) са работоспособни.

 

На 29 Март 1979 г. на блок 2 в АЕЦ Три Майл Айлънд възникнала тежка авария с разтапяне на активната зона на реактора и изхвърляне на големи количества радиоактивни продукти на делене в хермообвивката и технологичните помещения.

АЕЦ Три Майл Айлънд е проектирана и построена с два атомни блока. Общия вид на централа е представен на фигура 2.1.

 

Фиг. 2.1

 

2.1   Основни характеристики на блок №2 в АЕЦ Три Майл Айлънд

 

Блок 2 в АЕЦ Три Майл Айлънд е въведен в експлоатация през 1978 г. Реакторът е тип PWR, в който топлоносителят и забавителят са обикновена лека вода под налягане. Реакторът, като тип е аналогичен на водо-водните енергийни реактори работещи в Козлодуй с някой строго специфични разлики. Охлаждането на активната зона на реактора се е осъществявала, чрез принудителна циркулация на 4 броя Главни циркулационни помпи ( ГЦП). Реакторът е двуконтурен, като генерираната топлина се предава на втори контур, чрез два правоточни парогенератора ( ПГ). От реактора горещата вода постъпва в тръбните снопове на всеки парогенератор по един циркулационен тръбопровод и се връща в реактора по два студени циркулационни тръбопроводи. Образно казано реакторът има два горещи циркулационни тръбопровода и четири студени циркулационни тръбопровода, на които са монтирани 4-те Главни Циркулационни Помпи. В 3D изглед технологичната схема на реактора и I контур са показани на фиг.2.2

 

Фиг.2.2

 

 

При номинална работа на блока топлинната мощност на реактора е 2772 MW, което съответства на 956 MW електрически. Номиналното налягане на топлоносителя в I контур е 15,2 МPa, температура на вход в реактора  292°С , температура на изход 320°С с общ разход на охлаждаща вода през активната зона 14700 kg/s. Активната зона е с диаметър 3,3 m, височина 3,7 m с общ брой топлоотделящи касети 311. Всяка касета съдържала 208 топлоотделящи елементи (ТОЕ). От своя страна ТОЕ били изработени от циркониева сплав и съдържали горивни таблетки от UO2  . Общата принципна схема на блока е представена на фиг.2.3.

Фиг.2.3

 

 

2.2   Развитие и хронология на аварията

До момента на аварията ядрения блок е работил на номинална мощност с натоварване от 983 MW.

04 часа и 00 минути на 29 Март 1979 г. – изключва помпа основен кондензат, подаваща вода от кондензатора на турбината към подгреватели ниско налягане. Промяната на разхода на основен кондензат през подгревателите обикновено предизвиква проиграване на нивата по вторичен кондензат на подгревателите, поради промяна на топлинното натоварване на топлообменниците и промяна на налягането в тях. При недостатъчно бързодействие на регулаторите или лоша настройка е възможно да се достигне до пределно високо ниво на вторичен кондензат в някой подгревател, което по блокировка изключва подгревателя или група подгреватели. Защитата на подгреватели ниско налягане от високо ниво е предназначена да защити турбината от воден удар по линията на греещата пара за съответния подгревател. Публикуваните източници съобщават, че след изключване на помпа основен кондензат е последвало изключване на подгреватели ниско налягане. Предполага се, че това изключване е от проиграване на ниво в някой подгревател и сработване на защита на един от подгревателите. До този момент няма нищо притеснително, защото това е стандартна ситуация с голяма повтаряемост. За съжаление при изключване на подгреватели ниско налягане, които се изолират по основен кондензат и по пара не е отворила байпасната запорна арматура предвидена да осигури разход по тракта при изключване на подгревател. Имаме изключване на подгреватели ниско налягане без отваряне на байпаса им. При тези два насложени отказа се прекъсва потока на вода от кондензатора към II контур.  Понижаването на налягането в смукателна страна на питателни помпи довежда до автоматичното им изключване от защита по кавитационен запас. Налице е загуба на питателна вода, фактор задействащ защитата на турбината. Последвало е автоматично изключване на турбината с цел недопускане на изпразване и осушаване на парогенераторите по II контур, което би довело до загуба на охлаждане на реактора. Отворили са редукционни устройства БРОУК, който са отвеждали генерираната пара в кондензаторите на турбината. Реакторът е все още на мощност. Аварийно заглушаване на реактора няма, защото не е предвидено по проект да се заглушава апарата при затваряне стопорни клапани на турбогенератора. Автоматиката на блока започва понижаване на мощността на блока, за да изравни баланса между генерирана и консумирана енергия. Двата парогенератора бързо понижават нивата си, поради отсъствие на питателна  вода. До тук всички откази са предвидени в проекта и не се случва нищо необичайно.

04 часа 00 минути и  30 секунди- по ниско ниво в един от двата парогенератора се включват трите аварийни подхранващи помпи по II контур, за да осигурят нужната вода за поддържане на нивата на парогенераторите и да гарантират надеждно отвеждане на генерираната топлина в реактора. Точно в този момент се проявява скрития до този миг отказ. Аварийните питателни помпи работят, но не подават вода към парогенераторите. Изолиращите арматури, които трябвало щатно да бъдат отворени при работа на мощност, се оказват затворени. Операторите не виждат сигнализацията за затворено положение на арматурите, защото те били скрити зад табелки „ Не включвай работят хора”. Предполага се, че арматурите са били затворени с цел обезопасяване на действащ наряд за ремонт на обезсолителна инсталация по II контур. Ето я първата фатална грешка на оперативния и ръководния екип на блока. Практически цяла система за безопасност е била изведена и тя е била в невъзможност да изпълни предназначението си при параметър изискващ нейната работа. Парогенераторите бързо губят нивата си по II контур и започват да се осушават. Работи БРОУК, което отвежда изпаряваната вода от парогенераторите към кондензаторите, а подпитка няма. Започва осушаване на тръбните снопове на парогенераторите по II контур. Охладителната мощност на парогенераторите се понижава пропорционално на осушената площ от тръбните снопове. Балансът между генериращата се топлина в I контур и отвеждането на тази топлина към вторичен поглътител е рязко нарушен. Топлината започва да се натрупва в I контур, което води до повишаване на средната температура на топлоносителя. Рязкото повишение на температурата в реактора и I контур довежда до скокообразно увеличаване на обема на топлоносител, а от там и до повишаване на налягането в I контур. Компенсаторът на обема не успява да овладее пиковото повишаване на налягането в системата. Предполага се, че студения впръск на компенсатора на обема не е имал автоматичен режим, а оперативния персонал е бил в ситуация на недостиг на време, за да предприеме дистанционно отваряне на впръска и удържане на налягането в I контур под стойност за отваряне на предпазните клапани на компенсатора на обема.

04 часа 00 минути и  46 секунди - налягането в I контур достига стойност за сработване на аварийната защита на реактора по високо налягане в I контур. Аварийната защита на реакторът сработва и апарата е заглушен. Голямото остатъчно енергоотделяне в първите минути след сработване на аварийната защита продължава да генерира огромно количество топлинна енергия, която се поглъща единствено в топлоносителя по I контур. Налягането в реактора достига стойност за отваряне на предпазните клапани на компенсатора на обема.

04 часа 00 минути и  54 секунди -  достигнато е стойност на налягане по I контур за отваряне на предпазен клапан на компенсатора на обема 17,58 MPa. Предпазния клапан на компенсатора на обема отваря нормално и започва да понижава налягането в I контур. Отварянето на предпазния клапан все още е проектен режим. Парата от компенсатора на обема се изхвърля в барботажен бак, където се охлажда и кондензира. Налягането в I контур започва да се понижава.

04 часа 01 минути и  10 секунди – достигнато е налягане за затваряне на предпазния клапан на компенсатора на налягането.  При стойност 15,3 MPa отвореният клапан е трябвало да затвори. За съжаление това не се случва. Предпазния клапан заклинва в отворено състояние. Сигнализацията на пулта следи състоянието на електромагнита на импулсния клапан, който при отваряне разтоварва основния предпазен ( изпълнителен )  клапан и го отваря. Основният клапан е с достатъчна пропускателна способност за сваляне на налягането в I контур. При отваряне на малкия импулсен клапан се разтоварва надбуталното пространство на големия клапан , което предизвиква неговото отваряне и обратно при затваряне на малкия импулсен клапан се поставя под налягане надбуталното пространство на големия клапан и големия клапан се затваря. В случая импулсният клапан получава импулс за затваряне при налягане 15,3 MPa електромагнитите му се захранват, но той остава отворен, показвайки сигнализация на затворено положение, а големия изпълнителен клапан остава напълно отворен. Първи контур остава разхерметизиран, налице е голям парен теч от компенсатора на обема. Налягането в I контур продължава да пада до опасно ниски стойности. Падането на налягането до стойност по ниска от налягането на насищане за температура на изход от активната зона, ще предизвика кипване на реактора. Ето защо в тази ситуация с цел запазване на запаса до кипене и надеждно охлаждане на активната зона се включва система за аварийно охлаждане на активната зона високо налягане.

04 часа и 03 минути – при налягане в I контур 11,25 MPa стартират 2 броя високо напорни и високо разходни поми от системата за аварийно охлаждане на зоната САОЗ, които за яснота ще наричаме помпи за аварийна подпитка ( ПАП ). Започва подаване на студен борен разтвор в студените циркулационни кръгове. Главните циркулационни помпи   все още работят, като се подава допълнителен студен топлоносител към активната зона на реактора, но предпазния клапан на компенсатора на обема продължава да е отворен. Обема подаваната вода от аварийните помпи за подпитка за съжаление е по-малък от обема на изтичащата пара през отворения предпазен клапан. Нивото в компенсатора на обема започва да расте. За съжаление то расте по две причини:

- помпите за аварийна подпитка инжектират допълнителен обем топлоносител, който е по-малък от обема на изтичащата пара от предпазния клапан на компенсатора на обема;

- налягането в реактора се е понижило до налягане на насищане за температура на активната зона и в горната част на реактора топлоносителя кипи, като натрупаната пара непрекъснато изтласква вода към компенсатора на обема.

Точно втората причина не се отчита от операторите, които остават с впечатление, че теча е компенсируем. Те извършват своята поредната грешка.

04 часа 7 минути и 30 секунди – при показания на приборите за високо ниво в компенсатора на обема операторите спират една от работещите помпи за аварийна подпитка. Действие което предизвиква допълнителен дисбаланс между количеството на изтичащия топлоносител и добавяния топлоносител. Операторите нарушават основен принцип при наличие на парен теч от компенсатора на обема, а именно привеждане на реактора в режим на работа на твърд контур. В тази ситуация правилното решение е било запълване на компенсатора на обема на 100% и повишаване на налягането в реактора до стойност превишаваща налягането на насищане за съответната температура на активната зона. Действията трябвало да бъдат насочени в посока създаване на запас до кипене, с цел осигуряване условия за работа на главните циркулационни помпи  . Главните циркулационни помпи   не биват да работят при налягане равно на налягането на насищане, защото са изложени на кавитация, която предизвиква силни вибрации и хидроудари.

04 часа 14 минути и 30 секунди – открита е причината за осушаването на парогенераторите, отворени са изолиращите арматури на вспомагателните подхранващи помпи и е започнато подаване на питателна вода към парогенераторите. Възстановяването на подаването на вода по II контур успокоява операторите, които до този момент все още не знаят за отворения предпазен клапан на компенсатора на обема. При неправилна диагностика на ситуацията операторите извършват следваща грешка.

04 часа и 25 минути -  при показания на приборите за ниво в компенсатора на обема стойности далеч над номиналните, операторите спират втората все още работеща помпа за аварийно подхранване на реактора. При пълно спиране на системата за аварийно подхранване на реактора, операторите са забелязали падане на нивото в компенсатора на обема. В случая този ефект се обяснява с това, че прегрятата вода в компенсатора на обема се изпарява и водната част непрекъснато намалява. Понижаващото се ниво в компенсатора на обема принуждава операторите отново да пуснат помпите за аварийно подхранване на реактора, но при частично притворени напорните арматури на помпите. Използвайки арматурите като дроселиращи органи, те отрегулират разход около 200 м3/ч. Междувременно налягането в барботажния бак е достига до налягане на късане на предпазната мембрана и в херметичния обем е започва да постъпва пара изхвърлена от компенсатора на обема. Късането на мембраната довежда до рязко покачване на концентрациите на радиоактивни газове в херметичния обем, което е още една  причина операторите да оставят в работа помпите за аварийно подхранване, но за съжаление с ограничен разход. В този момент най-вероятно те са смятали, че имат малък компенсируем теч от I контур.

Параметрите на реактора се стабилизират при температура на топлоносителя 287,8 °С , налягане в I контур  7,136 MPa , отворен предпазен клапан на компенсатора на обема и работещи помпи за аварийна подпитка с ограничен разход. Това е състояние на реактора без запас до кипене, при което активната зона кипи и постепенно се осушава. В тази ситуация все още няма заплаха за деструкция на активната зона, защото главните циркулационни помпи все още работят и създават циркулация на пароводна смес през активната зона. Парният мехур, образуващ се в горната част на реактора, все още не се е разширил достатъчно и не е достигнал до студените циркулационни тръбопроводи. Моментът в който парния обем достига геодезичната кота на студените циркулационни тръбопроводи следва неминуемо тотално прекъсване на циркулацията. Понижаващото се ниво в реактора започва да оказва влияние върху работата на главните циркулационни помпи  , които неминуемо изпаднат в режим на кавитация. Този режим е съпроводен със силни разрушаващи вибрации, които могат да доведат до фатално нарушаване целостта на I контур.

05 часа и 15 минути – реакторът е загубил такова количество топлоносител, че главните циркулационни помпи   започват да кавитират. При силни вибрации на помпите и тръбопроводите, операторите спират Главните циркулационни помпи  . Това е моментът в който параметрите поемат във фатална посока. Започва да се повишава температурата на активната зона. Реакторът не може да премине в режим на естествена циркулация, защото парогенераторите по I контур вече са празни. По втори контур парогенераторите са запълнени, но по I контур те са празни. В тръбните им снопове има само пара. Отново няма условия за отвеждане на топлината на остатъчното енергоотделяне към краен поглътител.

05 часа и 29 минути – температурата на активната зона превишава допустимите стойности. Започва прегряване на осушените участъци на касетите в активната зона, което задейства пароциркониевата реакция. Започва окисление, разрушаващо циркониевите стени на топлоотделящите елементи и опасно натрупване на високи концентрации на водород в корпуса на реактора. Температурата на осушените касети бързо нараства и се приближава до температура на топене на конструкционните материали.

Поради прекратената подпитка на 1 контур нивото в корпуса на реактора е продължава да се понижава, което е довежда до оголване на активната зона. Охлаждането на горивото е става все по-неефективно и температурата на обвивките на ТОЕ е бързо да се увелича, достигайки първоначално 850° С, а след това и 1300° С. Започва интензивна пароциркониева реакция, съпроводена с бурно отделяне на топлина. След достигане на температурата до точката на топене на обвивките на ТОЕ е налице засилващо се освобождаване на продуктите на делене от горивото в топлоносителя. През отворения предпазен клапан силно радиоактивните продукти на делене постъпват в  хермообема.

06 часа и 14 минути, съответстващо на 2 часа и 14 минути след началото на аварията излиза авариен сигнал за силно увеличение на активността под защитната обвивка. Операторите възприемат този симптом, като възможна неплътност на сработвалия вече предпазен клапан на компенсатора на обема. Едва в този момент те правят вярна диагностика, но за съжаление в действията си допускат отново грешка. Операторите затварят отвореният предпазен клапан. С това си действие те прекратяват загубата на топлоносител от първи контур, но губят и последната възможност за отвеждане на топлина от реактора. До този момент през отворения клапан изтичаща пара, която отнася със себе си и част от остатъчното енергоотделяне на реактора. С затваряне на предпазния клапан налягането в реактора е започва да се повишава и това е предопределя следващата грешка на персонала. Операторите включват една главна циркулационна помпа, която започва да подава охладената и кондензирала от тръбните снопове на ПГ вода, върху силно загрятото гориво в АЗ. Прегрятото гориво временно бива залято с относително студена вода. Това действие е предизвиква механично разрушаване на част от намиращото се над нивото на водата гориво.

07 часа и 12 минути, съответстващо на 3 часа и 12 минути след началото на аварията се наблюдава рязко повишаване на налягането  в 1 контур. Пуснатата Главна Циркулационна Помпа изпомпва насъбралата се кондензирала вода в тръбните снопове на парогенератора и я хвърля върху прегрятата зона. Водата незабавно се изпарява и увеличава обема си, което автоматично предизвиква скок в налягането в реактора.   Операторите отново отварят предпазен клапан на компенсатора на обема, през който  започва изхвърляне на силно радиоактивни газове и пара, в това число и големи количества водород произведен от пароциркониевата реакция. Изхвърлената пара кондензира в по студените части на хермообема и предизвиква автоматично включване на дренажните помпи, които от своя страна са изпомпват водата, подавайки я в резервоари, разположени извън контейнмента. Скоро тези обеми са се препълват и изпаряващата се радиоактивна вода под формата на пара и радиоблагородни газове безпрепятствено се разпространява, замърсявайки технологични помещения извън границите на херметичния обем. В тази ситуация операторите е трябвало да изведат дренажните помпи от автоматичен режим на работа, но те не са го направили, като по този начин са пренесли радиоактивното замърсяване в обслужваните технологични помещения. Появяват се аварийни сигнали, показващи, че нивото на активност се увеличава не във всички помещения на реакторно отделение.

Едва тогава се обявява аварийна готовност и защитната обвивка се изолира. Затварят се всички арматури към контейнмента, Изключват се всмукателните вентилатори от хермообема и се затварят всички вентилационни клапани. Действие с което практически се прекратява разнасянето на радиоактивни продукти От началото на аварията са били изминали 3 часа и 20 минути.

07 часа и 20 минути, съответстващо на 3 часа и 20 минути от началото на аварията - операторите отново пускат в работа системата за аварийна подпитка (САП ) на първи контур, отначало с малък, а след това - с нормален разход. Това действие първоначално отново предизвиква термичен удар от попадането на студена вода върху горещото гориво.

08 часа, съответстващо на 4 часа след изходното събитие активната зона започва да се охлажда. Започва бавно и трудно запълване на активната зона с вода. Процесът е бавен и се води борба за всеки сантиметър по височина на активната зона. Леко покачване на нивото в реактора предизвиква рязко изпарение и повишаване на налягането. В зоната са отделени големи количества радиоактивни не кондензиращи газове, което изисква търсене на метод за тяхното изхвърляне от корпуса на реактора, който в момента играе роля на хидрозатвор. В тази ситуация е необходимо отваряне на обезвъздушаването на реактора с цел изгонване на не кондензиращите газове. Тъй като парогенераторите са практически без вода по I контур и не могат ефективно да охлаждат топлоносителя в този режим те трябва да бъдат разхладени по II контур до температура чувствително по ниска от температурата на парата в реактора. Ако парогенераторите останат не разхладени по II контур, то те се превръщат в допълнителен енергоизточник за реактора и вместо да предизвикват кондензация на парата по първи контур, те обратно на идеята за запълване, изпаряват всяка капка вода, която попада в тръбните им снопове и повишават налягането в реактора. Тъй като не кондензиращите газове се отделят по всички високи точки на I контур, в тази ситуация се препоръчва отваряне на всички въздушници по I контур.

За отстраняване на отделеният водород и не кондензиралите газообразни продукти на делене от 1 контур, които са препятствали  запълването, са били необходими още 12 часа. За целта са последователно са отваряни и затваряни предпазни клапани на компенсатора на обема и пускани помпи на системата за аварийна подпитка ( САП )  на 1 контур и главни циркулационни помпи.

9 часа и петдесет минути след началото на аварията се наблюдава рязко покачване на налягането в контейнмента до 2 Bаг. Задействана е автоматично спринклерна система, която впръсква студен разтвор в херметичния обем и овладява налягането спасявайки целостта на  контейнмента. Причината за рязкото повишаване на налягането в херметичния обем е самозапалване на 320 kg натрупан водород в резултат на пароциркониева реакция. Сработването на спринклерна система запазва целостта на контейнмента без особени повреди на обвивката.

След този взрив се счита, че аварията е била окончателно овладяна, макар, че още няколко дена в централата е имало опасения от нови взривове на водород.

2.3   Последици от аварията

Последствията за активната зона се оказват много по-тежки от повредите, предвидени в проекта, за случай с най-сериозно изходно събитие, а именно гилотинно скъсване на тръбопровод с максимален диаметър и двустранно изтичане на топлоносител.

Окончателните последици от аварията са установени едва 6 години по-късно, през 1985 г., когато между вътрешно-корпусните устройства и корпуса на реактора е било възможно да се спусне телевизионна камера. Установило се е, че се разтопило 45% от горивото, което заедно с обвивките на ТОЕ и вътрешно - реакторните структури е образувало 62 тона стопилка или т.н. “кориум”. Част от кориума, около 20 тона, образувал се в горната част на активната зона, си е прокарал път между периферните горивни касети и разтопявайки вътрешно-корпусните устройства, е попаднал на самото дъно на реактора, но не е успял да разтопи корпуса.

Фигури от 2.4 до 2.8 визуализират някои от етапите на деградация на активната зона в резултат на прегряване:

Фиг. 2.4

Фиг. 2.5

Фиг. 2.6

 

 

Фиг.2.7

Фиг. 2.8

                Благодарение на отличното поведение на защитната обвивка на херметичния обем, преки радиологически последствия за околната среда не са допуснати. Поради разпространение на радиоактивните продукти извън реакторното здание, оперативният персонал е получил известни повишени дози и е бил принуден в продължение на няколко часа да носи маски. Общата колективна доза, получена от персонала от началото до края на аварията се е равнявала на 60 човеко-сиверта. Аварията не е довела нито до ранения, нито до смъртни случаи.

 

2.4   Основните причини, предизвикали неадекватните действия на операторите

-       Несъвършено техническо изпълнение на сигнализацията за положение на ПК на ПИКК и липса на информация за такова техническо решение.

 

Операторите са се ръководили от сигнала, че клапанът е затворен, но сигнализацията се е задействала от състоянието на електромагнита, а не от фактическото положение на клапана, фирмата производител е избрала такъв подход от икономически съображения и не оборудвала клапана с крайни изключватели, които трудно се настройват и трудно се подържат. Тази особеност не е била сведена до знанието на операторите. Те са могли да определят положението на клапана по косвени методи, като температура на тръбопроводите след предпазния клапан и по нивото в барботажния бак. Операторите са отчели тези параметри, но известният от дълго време факт, че предпазния клапан има съществен вътрешен пропуск  е бил о причина да не обърнат необходимото внимание на повишените стойности.

-       Неразбиране на физическите процеси касаещи парен теч от компенсатора на обема и изменението на нивото в компенсатора на обема в тази ситуация.

 

Операторите са били обучавани, че винаги при теч от 1 контур, понижаването на налягането се съпровожда с намаляване на нивото в КО. Единственото изключение, което за нещастие се е оказало причина за тази авария, е при парен теч от КО, когато потокът пара, излизащ от мястото на теча, предизвиква показания на приборите за увеличено ниво в КО, при намаляващо налягане в 1 контур. По такъв начин оперативният персонал не е имал нито достатъчни знания, нито необходимите процедури за правилна диагностика на ситуацията. Трябва също да се отбележи, че засядане в отворено положение на сработилия Предпазен Клапан не може да се счита за изключително събитие. Само година и половина по-рано подобно засядане е било регистрирано в друга подобна АЕЦ, където операторите са забелязали несъответствието след 20 мин. и за щастие, до подобни катастрофални последици не се е стигнало. Поуките от това събитие не са били оповестени, операторите в други АЕЦ не са били информирани, а съответните аварийни процедури не са били коригирани.

-       Несвоевременно спиране на системата за аварийна подпитка на първи контур.

 

Не разбирайки правилно протичащите топло-физически процеси в I контур операторите са извели от работа системата за аварийно подхранване на реактора само по фактор увеличение на нивото в КО. Подобно решение трябва да се вземе едва след анализиране на комплекс параметри, касаещи не само нивото в КО, но и налягането  в I контур и запас до кипене. За съжаление към този момент такъв комплекс от параметри в аварийните процедури не е бил разработен.

 

-       Слабости в интерфейса човек машина и слабости в аварийната документация.

 

Измервателният диапазон на приборите, показващи температурата в активната зона е бил недостатъчен и те са показвали максималната си стойност по скалата, с което са лишили операторите от реална оценка за случващите се процеси в активната зона. Операторите са решили, че приборите са излезли от строя. Изчислителната машина, препълнена с информация, е блокирала и повече от 2 часа не е подавала никакъв сигнал. Преминаването на реактора от номинална мощност до аварийно спиране е довело до промяна на състоянието на много устройства, всяко от което е подало свои аварийни сигнали. Липсата на система за приоритет, позволяваща да се различи първопричината от последствията, както и на аварийни инструкции, канализиращи действията на операторите в сложна обстановка също е спомогнало за объркването и избора на погрешна посока на действия по ликвидиране на аварията.

-       Слабости в проекта на централата по отношение на предотвратяване на възможността за разпространяване на радиоактивни продукти извън контейнмента.

 

По проект не е било предвидено автоматично изолиране на контейнмента при стартиране на системата за аварийно подхранване на реактора, чрез затваряне на всички входящи и изходящи тръбопроводи, нямащи отношение към системите за безопасност.

-       Сериозни пропуски в експлоатационната и ремонтна дейност.

 

Съществен принос в развитието на аварията има неправилното положение на арматурата на системата за аварийно подхранване на  парогенераторите, останала в затворено състояние след  извършен ремонт на агрегатите.

2.5   Важните изводи от аварията в АЕЦ Три Майл Айлънд

Възможни са много по-тежки аварии от така наречената максимално проектната авария и то предизвикани от много по дребни първопричини. За максимално проектна авария в момента се приема авария предизвикана от  двустранно изтичане на топлоносител от 1 контур, вследствие на гилотинно скъсване на тръбопровод с максимален размер. Такива аварии могат да възникнат вследствие на маловажни, но многочислени откази или наслагване на човешки грешки.

Принципът на дълбоко ешелонираната защита изисква задълбочено изучаване на “тежките аварии”. Особено значение придобива наличието на надеждна система за локализация. Човешкият фактор се явява най-важното звено при осигуряване на ядрената и радиационна безопасност.

Аварията в АЕЦ Три Майл Айлънд постави, като нетърпящи за отлагане, следните въпроси:

·                                         Как да се избегне разтапянето на АЗ, което може да бъде предизвикано в резултат на неизучен предварително сценарий?

·                                         Как най-добре да се подготвим за кризисна ситуация? Този въпрос е важен както за експлоатиращата организация, така и за държавните органи.

·                                         Как най-добре да защитим защитната обвивка, която представлява последна физическа бариера срещу разпространяване на радиоактивни продукти?

·                                         Как най-точно да определим сценариите, явяващи се иницииращи за “тежки аварии” и своевременно да предприемем необходимите коригиращи  мерки?

Отговорите на тези въпроси доведе до следните радикални промени, насочени към подобряване на условията за експлоатация на атомни централи:

-                                              Специален подбор на оперативния персонал;

-       Задължително първоначално и поддържащо обучение на операторите на пълнономащабни тренажори, като в програмата се включват както въпроси на нормална експлоатация, така и инциденти и аварии.

-       Въвеждане в някои страни на длъжността инженер по безопасност, осигуряващ в аварийни ситуации “функционално презастраховане”, контролирайки критичните функции на безопасност .

-       Радикална промяна на аварийните инструкции, които първоначално в САЩ, а след това във всички развити страни, експлоатиращи атомни реактори (включително в България) постепенно преминаха от “събитиен” към “подход по състояние” (или “симптомно-ориентиран подход”). Аварията даде ясно да се разбере, че събитийните инструкции не могат да обхванат огромният брой практически възможни съчетания на събития, откази на оборудване и човешки грешки, още повече, че колкото по- голям става броят инструкции, толкова по-трудно е тяхното използване. Симптомно-ориентираният подход  използва факта, че ако броят аварийни последователности е безкраен, то възможните състояния на реакторната установка (от нормални условия на експлоатация до възможно най- неблагоприятните) са твърде ограничени. Или, ако за всяко анормално състояние е възможно да се определят действия, позволяващи на оператора да върне реакторната установка в по-благоприятно положение, тогава оперативният персонал ще е в състояние да изпълни тези действия, даже ако не знае последователността на предишните събития.