Pokračujeme v opisoch nehôd na jadrových elektrárňach. V roku 1979 boli registrované dve nehody, obe sa stali v USA. Rád by som opäť chcel dať do zvýšenej pozornosti oblasť komunikácie medzi prevádzkovateľmi, ako to bolo spomenuté už v dvoch predchádzajúcich článkoch.
Incident v jadrovej elektrárni "Oconee" v Spojených štátoch spojený s chladením reaktora typu PWR
Podobná nehoda ako bola opísaná minule (JE Sancho Seco, USA, 20.3.1978) sa stala 10.11.1979 na 3 bloku JE "Oconee" (typ PWR, 887 MWe, uvedený do prevádzky v roku 1974), keď rýchlosť chladenia reaktora dosiahla 83 stupňov Celzia za 15 minút. Keď bola o 4 roky (v roku 1983) v USA vykonaná analýza udalostí súvisiacich s podchladzovaním reaktorovej nádoby, bolo zistených až 99 takýchto udalostí na 47 reaktoroch s celkovou životnosťou 329 reakto-rokov. Z nich bolo 34 prípadov klasifikovaných ako dostatočne závažné.
A ďalšia havária na 2 bloku JE Three Mile Island, ktorá navždy poznačila formovanie jadrovej energeticky v USA a neskôr aj vo svete. Havária bola kombináciou poruchy zariadenia, nedokonalou konštrukciou a projektom, ako aj chybou obslužného personálu. Bola to najvážnejšia nehoda za celú doterajšiu prevádzkovú históriu amerických jadrových elektrární, napriek tomu že na vplyv malého množstva rádioaktivity ktoré bolo uvoľnené do okolia JE nebolo možné zistiť prakticky žiadny (negatívny) vplyv na pracovníkov JE, či na verejnosť, mala obrovskú publicitu.
Havária na 2. bloku jadrovej elektrárni Three Mile Island (USA) spojená s roztavením aktívnej zóny.
JE Three Mile Island (TMI) má na ostrove (odtiaľ pochádza jej názov) v rieke Susquehanna dva reaktorové bloky, neďaleko mesta Harrisbourg, v štáte Pensylvánia. Obidva bloky majú tzv. plnotlaké kontajmenty tj. projektovo plánované na vydržanie prasknutia najväčšieho priemeru potrubia I.O. Pre laikov to môžeme prirovnať k oceľovo-betónovému obrovskému zvonu, ktorým je celý blok hermeticky zakrytý. Toto aj zohralo kľúčovú rolu v havárii.
Prvý blok (PWR, 819 MWe), bol spustený 19. apríla 1974 a komerčná prevádzka začala 2. septembra 1974. Licenciu na prevádzku mal od začiatku už na 40 rokov, a v roku 2009 bola predĺžená o 20 rokov, teda až do 19. apríla 2034. Bloky majú chladiaci systém s uzavretým cyklom pre hlavný kondenzátor pomocou dvoch chladiacich veží s prirodzeným ťahom. Z rieky čerpajú vodu nahrádzajúcu odpar vo vežiach. Jednorazové chladenie riečnou vodou sa používa pre systém údržby, ktorý ochladzuje pomocné komponenty. Keď sa stala nehoda na 2 bloku, bol 1 blok práve v režime výmeny paliva. Po opozícii verejnosti, viacerým súdnym príkazom federálnych súdov a niektorým technickým a regulačným komplikáciám bol 1 blok opätovne spustený až v októbri 1985.
2 blok je v podstate identický s prvým, rozdiel je iba vo väčšom výkone 906 MWe. Prevádzkovú licenciu dostal 8. februára 1978 a komerčnú prevádzku začal 30. decembra 1978 (teda v čase nehody pracoval cca iba tri mesiace!!) Po havárii v r. 1979 bol trvalo odstavený.
Stručná charakteristika bloku ТМI-2
Blok má (mal) jadrový reaktor typu PWR. Primárny okruh má 4 hlavné cirkulačné čerpadlá (HCČ), a 2 prietokové parogenerátory (PG). V normálnom režime práce mal reaktor výkon 2772 MWt, výkon bloku bol 956 MWe. Tlak v primárnom okruhu - 15,2 MPa, vstupná teplota do reaktora - 292°С, výstupná - 320°С, prietok chladiacej vody cez aktívnu zónu (AZ) - 1.74*104 l/s.
Priemer AZ – 3,3 m, výška AZ – 3,7 m. Obsahovala 311 palivových kaziet, každá z nich má 208 „tvelov“ – palivových prútikov. V danom prípade palivové tvely obsahovali tabletky UO2 s priemerom 9,4 mm a hrúbkou 17,7 mm, umiestnené v trúbkach zo Zirkaloy-4 (Zr s prímesou -1,3 váh. % Sn, - 0,22 váh. % Fe, 0,1 váh. % Cr) s vnútorným/vonkajším priemerom - 9.6/10.9 mm a dĺžkou 3.9 m. Rôzne palivové kazety mali obohatenie U-235: 1,98; 2,64 a 2,96 váh. % (stredné obohatenie bolo 2,54 váh. %). Celkovo obsahovala AZ 94 ton UO2 a 35,5 ton konštrukčných materiálov.
Dúfam, že mi čitatelia, hlavne tí ktorí nie sú z energetiky prepáčia, snažil som sa to zostručniť a zjednodušiť, ale pre skutočne kvalitné pochopenie problému sú niektoré pasáže popisu nehody nevyhnutné.
Priebeh havárie
V čase, keď sa nehoda začala, ráno o 04:00 hodín 29. marca 1979, pracoval blok na plnom výkone (983 MWe). Nehoda sa začala vypnutím čerpadla na sekundárnom okruhu. Keďže to spôsobilo prerušenie dodávky vody do parogenerátorov (PG), odvod tepla z primárneho okruhu (I.O.) sa znížil, a podľa projektu k bola odstavená turbína a boli spustené všetky tri pomocné napájacie čerpadlá sekundárneho okruhu, aby sa zabránilo rastu teploty a tlaku v 1. okruhu. Čerpadlá nabehli v priebehu 30 sekúnd, ale (ako sa ukázalo neskôr) ich výstupné armatúry (ktoré mali byť otvorené) boli naopak zavreté! Údržbári, ktorí pár dní predtým na systéme pracovali, ich po ukončení prác „zabudli“ otvoriť. Takže vodu do PG nedodávali. Ale aj takáto situácia je v projekte predpokladaná, a na to sú tam osadené bezpečnostné (havarijné) systémy, ktoré zatiaľ fungovali podľa plánu. V systéme reaktora typu PWR(VVER) je objem a tlak chladiacej vody primárneho okruhu regulovaný v kompenzátore objemu (KO). Je to robené pomerom vody (ako kvapalina) a pary (ako para) kde je to v normálnom režime približne pol na pol objemu v KO. Po zastavení odvodu tepla v PG začala teplota vody I.O. rásť, vplyvom zmeny teploty aj jej objem – a teda aj hladina v KO, a následne k veľmi rýchlemu nárastu tlaku n I.O. Už za 3-6 sekúnd tlak prevýšil úroveň 15,65 MPa, a automatika otvorila impulzný poistný ventil (IPV) KO. Tlak v I.O. však ešte určitý čas narastal, čo spôsobilo, že za 9-12 sekúnd automatická ochrana havarijne odstavila reaktor od výšky tlaku 16,34 MPa. Toto bolo stále v norme a podľa projektu. Vzhľadom k „odfuku“ parovodnej zmesi cez IPV za 12-15 sekúnd sa tlak znížil na 15,3 MPa, kedy sa IPV mal zatvoriť, a potom by malo pokračovať dochladzovanie reaktora a I.O. Lenže nie je jasné prečo, ale IPV sa nezatvoril. A práve toto sa stalo hlavnou príčinou ťažkého rozvinutia ďalších udalostí, pretože operátori na velíne nevedeli o jeho pootvorenom stave (signalizácia im ukazovala že je zavretý). Treba tu spomenúť že sa IPV nezavrel napriek tomu, že elektrické napájanie na jeho zatvorenie bol podaný. Ako jedno z okamžitých nápravných opatrení bolo preto okamžité inštalovanie na všetkých analogických reaktorových blokoch nezávislých ukazovateľov skutočnej polohy IPV. Ako môžeme vidieť, rozvoj nehody bol spočiatku spôsobený tromi faktormi = výpadkom čerpadiel, zatvorenými výstupnými armatúrami čerpadiel, a nedosadnutím IPV. Tento stav technických problémov už viedol k vzniku situácie nad rámec konceptu jediného zlyhania, podľa ktorého systém musí vykonávať špecifikované funkcie pri každej počiatočnej udalosti a nezávisle od neho riešiť zlyhanie iného aktívneho alebo pasívneho prvku. Navyše okrem už zisteného zlyhania, sa po 7 min a 30 sekundách automaticky spustilo drenážne čerpadlo, ktoré čerpalo kontaminovanú vodu do nádrže pre kvapalné odpady, z čoho vzniklo dokonca i podozrenie na možnosť úmyselných krokov nejakými narušiteľmi so zlým úmyslom.
Únik z I.O. cez pootvorený IPV pokračoval, a množstvo chladiacej vody ako aj tlak v I.O. sa rapídne znižovali a za následne sa za 2 minúty pri tlaku v I.O cca – 11,4 MPa bezpečnostný systém naštartoval čerpadlá vysokotlakého havarijného doplňovania, ktoré doplňovali vodu cez chladnú časť slučky priamo medzi teleso reaktorovej nádoby a (vnútornej) šachty reaktora. V tomto momente sa prejavil vážny faktor, ktorý bol operátormi nesprávne vyhodnotený. Z dôvodu hlbokého poklesu tlaku v I.O. sa (hlavne v oblasti AZ) začali vytvárať z chladiacej vody bubliny pary, ktoré v období cca štvrtej až jedenástej minúty spôsobili umelé zdvihnutie hladiny vody v KO až za úroveň merania. Lenže úplné vytlačenie parného objemu mení I.O. na hydraulicky tvrdý systém, kde už nie je možné regulovať parametre, čo je z pohľadu bezpečnostných kritérií pre prevádzku JE absolútne neprijateľné! Preto operátori, ktorí stále ešte nevedeli o pootvorenom IPV a o tvorení sa bublín z pary v reaktore predpokladali, že v I.O. voda narastá, podľa predpisu o 4 minúty a 30 sekúnd odstavili prvé, a o 10 minút a 30 sekúnd druhé vysokotlaké čerpadlo havarijného napájania I.O. Následne za 11-12 minút tieto čerpadlá opäť spustili, ale zregulovali ich prietok a v tomto režime čerpadlá pracovali cca 3 hodiny a 20 minút (200 minút) od začiatku nehody. Analýza, vykonaná po havárii ukázala, že na odvrátenie obnaženia AZ by bolo úplne postačujúce doplňovať do reaktora (I.O.) cez tento systém havarijného doplňovania - 13 litrov (kg) vody za sekundu, čo je iba cca - 25% projektovaného výkonu. Lenže v skutočnosti doplňovali iba 1/3 až 2/3 tejto úrovne, a z času na čas bolo doplňovanie nulové z dôvodu hydraulických nárazov v I.O. čoho dôsledkom bolo obnaženie a roztavenie sa časti AZ asi počas dve a pol hodiny keď úroveň zostatkového výkonu v zóne bola ešte cca - 1% (z plného tepelného výkonu) tj. cca - 31 MWt. V dôsledku dlhodobého odfukovania pary cez IPV do barbotážnej nádrže (BN), sa po zvýšení tlaku na nastavenú medzu spočiatku otvoril poistný ventil, a po štvrť hodine pri tlaku 1,48 MPa praskla poistná membrána (to všetko bolo podľa projektu). Lenže otvorením BN sa otvorila aj priama cesta spočiatku „čistej“ pary z I.O. a neskôr aj s obsahom produktov rádioaktívneho rozpadu! V priebehu 20 minút, resp. jeden hodiny sa parametre I.O. stabilizovali na úrovni sýtosti (pri tlaku 7,1 MPa a teplote 288°С), keď bolo chladenie AZ zabezpečované dvojfázovou masou (vody). Dôsledkom toho sa vytvára silná vibrácia HCČ, a operátori sú ich nútení odstaviť v čase 1 hod. 15 minút prvé dva na cirkulačnej slučke „B“ a za ďalších 25 minút ďalšie dva na slučke „A“. Odstavenie nútenej cirkulácie v I.O. okamžite spôsobilo rozdelenie vody a pary v okruhu, pričom reaktorová nádoba zostala zaplnená iba o niečo vyššie hornej časti AZ, nakoľko ako sme už spomenuli doplňovanie vody systémom vysokotlakých havarijných čerpadiel nestačilo na kompenzovanie úniku cez pootvorený IPV, čo spôsobilo že za 10 hodín sa začalo vysušovanie AZ. V priebehu ďalšej pol hodiny sa hladina vody v reaktore znížila do polovice AZ (dokonca je možné, že až do 1/3 - 1/5 výšky AZ), k rýchlemu náhrevu obnaženej časti AZ, kde (podľa analýz vykonaných z častí materiálov podrobených testom po havárii), teplota TVELov (palivových prútikov) dosiahla okolo 826 stupňov Celzia, a cca po 150 minútach od začiatku sa začalo rýchle okysličovanie pokrytia paliva (Zirkaloy-4), teplota paliva prevýšila teplotu tavenia pokrytia (1826 stupňov Celzia), a spolu s roztopeným materiálom pokrytia sa začalo roztápať už aj priamo jadrové palivo (UO2). Teplota vo vysušenej časti AZ prevýšila aj teploty tavenia materiálov riadiacich a havarijných tyčí zo zliatiny As, In a Cd, ako aj obalov týchto tyčí z nerezu.
Vedecké metalurgické skúmanie zostatkov z reaktora a AZ ukázalo, že tam prebiehalo niekoľko interakcií. Zdokumentovali široké spektrum tepelných reakcií, začínajúcich – z relatívne nízkej teploty oxidácií (<1000K); cez – rôzne stredné teplotné reakcie pre tvrdé ako aj kvapalné skupenstvá a to medzi obalovým materiálom paliva Zircaloy, nehrdzavejúcou oceľou, zliatinami Inconel, Ag-In-Cd pre regulačné tyče a tiež ich špeciálny materiál A1203-B4C l (1000 to 2000 K); - až do vysokých teplôt , predtým roztavené keramické fázy (včítane U02 topiaceho sa pri 3100 K). Roztopená zmes začala pretekať do priestranstva medzi poškodenými TVELami (palivom) a vytvrdzovať v oblasti hornej vrchnej hranici tlakovej nádoby reaktora. V priebehu 174 minút sa vytvorila väčšia časť čiastočne roztopených materiálov zóny, ktorá pozostávala z komponentov spomenutých už vyššie (palivo UO2, oceľ, Zirkónium, Аg ako aj trochu In a Cd. Vážnou skutočnosťou tiež bolo, že sa vytvorilo cca 450 kg vodíka ako dopad vzájomných reakcií Zr + 2H2О - ZrО2 + 2Н2. Tvorenie (vodíka) bolo s rýchlosťou - 25 kg/minútu, a jeho objem dovoľuje zhodnotiť množstvo okysličeného a spečeného Zirkaloya-4, ktoré bolo až - 50%. Ďalším faktorom je že exotermická paro-zirkóniová reakcia okysličenia Zirkaloya-4 určite doplňujúco zvyšovala miestu teplotu paliva, ktorá ako sme už spomenuli prevýšila hranicu tavenia tvrdého materiálu U-Zr-O (- 3100 К). Asi po 10 hodinách bol zaregistrovaný nárast tlaku 193 kPa pod kontajmentom, vytvorený zrejme vzbĺknutím vodíkovo-vzdušnej zmesi. Keďže bol však menší ako 413 kPa, na ktorý bol projektovaný kontajment, tak z toho nevznikli žiadne dodatočné ťažkosti, ale táto skutočnosť poslúžila v budúcich výskumoch s cieľom odvrátiť požiare z vodíkového vzplanutia resp. umožniť ich bezpečnú lokalizáciu (cestou riadeného spaľovania vodíka). Schopnosť vzplanúť vodíkovo-vzdušnej zmesi rýchlo narastá pri koncentrácii Н2 nad 8 %, ale táto zmes sa ľahko zapáli od elektrickej iskri aj pri menších koncentráciách. Ale ak je pary viac ako 50 %, tak sa vodíková zmes stáva inertnou (nehorí).
V etape poškodenia obalu jadrového paliva veľká časť produktov jadrového štiepenia úplne prešlo do vody a pary, a s nimi cez roztrhnutú membránu BN do rozličných systémov a priestorov bloku. To bolo potvrdzované narastaním radiačnej aktivity cez signalizáciu ako aj dozimetrickým meraním. Plynové produkty delenia spolu s parou a vodíkom sa zoskupovali pod kupolou kontajmentu, kde za 5 hodín narástol tlak na 0.13 MPa, a za 10 hodín 0.29 MPa, čo spôsobilo naštartovanie sprchového systému, ktorý to ochladil a znížil tlak. Až to skoro dve a pol hodiny (140 minút) pochopili operátori, že IPV je neuzavretý a zavreli ho ručne. Následne IPV pracoval normálne, a dokonca bol neskôr aj opäť otváraný a zatváraný (aj automaticky, ako aj operátormi) úplne bez problémov, v súčinnosti s nutnosťou reagovania na zložitú dynamiku tlaku v I.O.. Ale napriek tomu (že sa operátorom podarilo zatvoriť IPV), vtedy ešte stále nechápali že je AZ čiastočne obnažená, vysušená a že nutne dochádza k jej silnému poškodeniu (ktoré sa stále dialo v rozmedzí od 140 až 225 minútou). V čase 174 minúty (stále hovoríme o čas od začatia havárie) operátori spustili jedno HČČ, ktoré sa však po 10 sekundách odstavilo. To však predsa stačilo na to, aby dodalo do reaktora, ktorý bol v podstate prázdny cca - 30 m3 vody, čo stačilo na zakrytie AZ. Termo-mechanické vzájomné reakcie medzi tlakovou nádobou (reaktora) s okysličenými a chrupkavými časťami paliva v silne prehriatej časti hornej časti (2/3 výšky) zóny došlo k jej fragmentácii na úlomky s rozmermi od <1 cm, až do veľkých, ktoré vyzvárali závaly. Následné inšpekcie plne potvrdili tieto vytvorené formy ako korelujúce s očakávanou geometriou prietokov prúdov vody a pary s braním do úvahy rozloženia nátrubkov. Podľa všetkého, v tomto čase bolo ukončené tvrdnutie vrchných častí závalu, pričom však vo vnútri pokračovalo topenie (paliva) v dôsledku zostatkového tvorenia tepla a neexistujúceho chladenia. Výpočty, vykonané po havárii sú v súlade s rozdelením stvrdnutých častí zóny a poukazujú na to že k 224 minútam roztopený objem vnútra obsahoval cca 20-45% z pôvodného množstva zóny. V čase približne 200 minút operátori naštartovali systém vysokotlakého havarijného doplňovania I.O., ktorý v priebehu 10-15 minút zaplnil celý reaktor a tým zlepšil podmienky chladenia AZ. V čase medzi 224 až 226 minút podľa ukazovateľov merania tlaku v I.O., detektorov neutrónov, ako aj dozimetrických meraní, prišlo k zlomeniu stvrdnutej kôrky závalu, čo umožnilo k pretekaniu cca - 20 ton roztaveného materiálu do dolnej časti reaktora. Podľa výsledkov inšpekcií a obhliadok sa zdá, že po tomto čase už nedošlo k významnému prerozdeleniu roztavených materiálov. Tu je vhodné tiež spomenúť, že ďalším priaznivým faktorom pre stabilizáciu materiálov (v reaktore) bola skutočnosť, že v spodnej časti reaktora TMI-2 neboli špeciálne priechodky, ktoré v iných reaktoroch tohto typu boli nainštalované. Keby boli bývali aj tu, zrejme by bol priebeh havárie a proces tavenia AZ zložitejší. V čase medzi siedmou a pol hodinou – až štrnástou hodinou operátori cieľavedome znižovali parametre v primárnom okruhu s cieľom možnosti nabehnutia pomocného systému napájania sekundárneho okruhu (2.86 MPa), pričom k 16 hodinám bol dosiahnutý tlak v I.O. 15.96 MPa, a následne bolo spustené jedno HCČ na cirkulačnej slučke «А», a samozrejme sa objavila cirkulácia cez parogenerátor, a para z neho išla do kondenzátora.
Tento moment je možné považovať za ukončenie havárie, nakoľko bolo zabezpečené stále dlhodobé chladenie aktívnej zóny, ktoré bolo následne udržiavané mnoho dní........
Krátke zhrnutie havárie na 2 bloku JE Three Mile Island:
Čo sa stalo:
Po odstavení kontrolovanej, riadenej jadrovej štiepnej reakcie bolo jadrové palivové v AZ reaktora TMI-2 čiastočne obnažené, vysušené a viac ako jedna tretina paliva sa roztavila.
Nedostatočné prístrojové vybavenie a vzdelávacie programy používané dovtedy obmedzili schopnosť operátorov správne reagovať na nehodu.
Nehoda bola sprevádzaná komunikačnými problémami, ktoré viedli ku konfliktným informáciám prístupným verejnosti a zbytočne prispeli k neoprávneným obavám verejnosti.
Z reaktorového bloku bolo vypustené malé množstvo rádioaktivity. Množstvo uvoľnenia nebolo vážne a neboli z toho zdravotné riziká. Bolo to neskôr potvrdené tisíckami environmentálnych a iných vzoriek ako aj meraní vykonaných počas nehody.
Kontajnerová budova fungovala tak, ako bola projektom navrhnutá.
Napriek tomu, že sa približne jedna tretina palivového jadra roztopila, reaktorová nádoba si však zachovala svoju celistvosť a poškodené palivo z nej nevytieklo.
Čo sa nestalo:
Neexistoval a nestal sa žiadny "Čínsky syndróm". („Čínsky syndróm“ je fantazmagória o tom že sa v USA roztaví v JE aktívna zóna reaktora, a cez stred celej zemegule sa pretaví až na opačnú stranu do Číny).
V dôsledku nehody nedošlo k žiadnym zraneniam ani zisteným zdravotným následkom, okrem počiatočného stresu.
Dlhodobé vplyvy:
Využitie výsledkov vyšetrovania ako poučenie z nehody prinieslo dôležité, neustále zlepšovanie spôsobu prevádzkovania všetkých (ale spočiatku hlavne amerických) jadrových elektrární.
Nehoda prispela k lepšiemu pochopeniu procesu topenia paliva vrátane nepravdepodobnosti zlyhania tzv. "Čínskeho Syndrómu", ktorý podľa predpokladu porušuje reaktorovú nádobu ako aj konštrukciu kontajmentu.
Dôvera verejnosti po havárii na 2 bloku JE Three Mile Island v jadrovú energiu, (najmä v USA), prudko klesla. Bola to hlavná príčina poklesu jadrovej výstavby v 80. a 90. rokoch minulého storočia.
O ďalších vážnych opatreniach ako aj dlhodobých následkoch (a nebolo ich málo) tejto havárie na 2. bloku JE TMI si povieme v nasledujúcom článku.
