1.2.1. Авария на tmi
Эта авария произошла ранним утром 28.03.79 на корпусном реакторе водо-водяного типа под давлением электрической мощностью 905 МВт. Он имел два контура и две петли охлаждения.
Рис.1.1. Упрощенная технологическая схема энергоблока TMI
1-бак подпитки высокого давления (ПВД), 2-запорная арматура ПВД, 3-насос ПВД, 4-реактор, 5-бак системы регулирования высокого давления, 6-уровнемер, 7-предохранительный клапан высокого давления, 8-сливной бак, 9-мембрана, 10-ГЦН первого контура, 11-парогенератор, 12-турбина, 13-конденсатор, 14-насос основного конденсата, 15-емкость подпиточной воды, 16-ГЦН второго контура, 17-запорная арматура аварийной подпитки низкого давления (ПНД), 18-насос ПНД, 19-бак ПНД
На рис. 1.1. схематически изображены основные элементы оборудования, события с которыми так или иначе влияли на течение аварии.
Ошибкой проектировщиков было то, что система очистки конденсата оказалась общей для обеих петель.
Первопричиной аварии послужило нарушение в системе очистки конденсата. Это – рядовое явление, т.е. отказ, который не может считаться событием, неизбежно приводящим к катастрофе. Такое случается на всех ядерных энергоблоках, меры по устранению неполадок оговорены в соответствующих инструкциях. Из-за этой неисправности произошла остановка питательных насосов 16 и расход питательной воды через оба парогенератора (ПГ) 11 снизился. Автоматически отключился турбогенератор 12 и включились насосы 18 аварийной системы подачи питательной воды в ПГ. Хотя насосы этой системы функционировали нормально, вода к парогенераторам не поступала.
Во время последнего ППР и испытаний запорная арматура 17 ПНД была ошибочно оставлена в закрытом положении.
Это сначала не было замечено и ПГ, из-за их малого водосодержания, осушились за несколько минут. Уменьшение отбора тепла через ПГ привело к росту температуры воды в I-м контуре и соответствующему росту давления в нем. Это вызвало примерно через 3 сек. открытие предохранительного клапана высокого давления 7 и примерно через 8 сек. срабатывание аварийной защиты (A3) и глушение реактора 4. Давление в I-м контуре снова (как и положено) упало и примерно через 13 сек. достигло уровня, при котором предохранительный клапан должен закрыться.
А он не закрылся!
Контрольная лампа на пульте управления создала впечатление срабатывания клапана, хотя показывала не положение клапана, а команду на закрытие. Персонал неправильно проинтерпретировал показания приборов, и длительное время действовал, считая предохранительный клапан закрытым.
На пульте не было никаких приборов, показывающих состояние одной из важнейших систем безопасности.
Ошибка через некоторое время (почти 2.5 часа) была обнаружена и арматура была открыта, т.е. аварийная система питательной воды вновь стала работоспособной, но оба ПГ были повреждены.
Падение давления в I-м контуре из-за открытого положения предохранительного клапана вызвало автоматическое включение насосов подпитки высокого давления 3 системы аварийного охлаждения зоны (САОЗ). Уровень воды в компенсаторе давления сначала несколько понизился, но уже через 6 мин. достиг верхней границы показаний. Операторы решили (сделали вывод), что контур полностью заполнен водой и через несколько минут после включения выключили два насоса САОЗ 3 из трех. Персонал решил, что один насос будет подавать воду в контур быстрее, чем происходит ее потеря. Это было ошибочное решение.
Температура и давление в сливном баке 8, куда стравливалось давление из I-го контура от клапана высокого давления, увеличились. Примерно через 15 мин. лопнула разрывная предохранительная мембрана 9 этой емкости и теплоноситель начал протекать в контайнмент.
А в это время, т.к. предохранительный клапан был открыт, из-за уменьшения давления в I-м контуре, он примерно через 6 мин. оказался в состоянии насыщения, т.е. началось кипение теплоносителя в реакторе.
Именно поэтому, хотя теплоноситель стравливался в контайнмент, и происходило опустошение первого контура, уровнемер 6 показывал высокий уровень воды в компенсаторе высокого давления 5.
По всей видимости, персонал не понял, что происходило (этого явления). Операторы доверяли показаниям системы регулирования давления (следили за уровнем в компенсаторе). На остальные показания и сообщения, указывающие на потерю теплоносителя, либо вообще не обращали внимания, либо неверно их толковали.
В начальной фазе аварии, в основном, думали о давлении и температуре в сливном баке, разрыве мембраны и увеличении давления в контайнменте. На тот факт, что в течение длительного времени было насыщенное состояние теплоносителя, могло указать наличие пара в I-м контуре.
Но наличие условий насыщения нельзя было распознать непосредственно по показаниям приборов. Поскольку аварийная подпитка высокого давления была отключена, тяжелым последствием всего происшедшего было интенсивное опустошение первого контура.
Чтобы избежать повреждения ГЦН из-за кавитации, примерно через полчаса после начала аварии были отключены ГЦН I-го контура, а затем и ГЦН II-го контура. Однако естественная циркуляция не установилась, на выходе из зоны температура теплоносителя быстро увеличивалась и вскоре достигла критического значения – 327°С.
Такие изменения, происшедшие после отключения насосов, также должны были указать на недостаток теплоносителя в первом контуре. Но и в этой ситуации не последовало увеличения подпитки реактора через ПВД.
Наконец, только через 2 ч. 20 мин. было обнаружено открытое состояние предохранительного клапана и он был закрыт. Для верности закрыли и всю запирающую арматуру, находящуюся на одной линии с этим клапаном.
Вследствие происшедшего, в течение длительного времени охлаждение активной зоны было недостаточным. Оболочки твэлов из сплава циркония достигли температур, при которых началась бурная реакция металла с водой. В результате в первом контуре оказалось определенное количество водорода, препятствующее восстановлению циркуляции теплоносителя. В итоге примерно 1/4 часть активной зоны была разрушена. Позже концентрация водорода возросла и в контайнменте, что привело к возгоранию водорода под оболочкой контайнмента и дополнительным разрушениям.
Автоматическая герметизация контайнмента осуществляется на TMI при давлении в контайнменте 1+0.28 атм. Это значение было достигнуто только через 4 часа после начала аварии.
Более ранняя (ручная) герметизация контайнмента не была сделана, т.е. последний из барьеров безопасности не был задействован.
В результате большие количества радиоактивной воды через систему дренажа попали во вспомогательные помещения. Оттуда активность через систему вентиляции попала на окружающую территорию.
В последующие часы были предприняты попытки восстановления стабильного охлаждения активной зоны. Для этого предпринимались неоднократные переключения, открывания, закрывания различных систем, клапанов и вентилей. Здесь не следует (по-видимому) рассматривать это подробно. Необходимо, однако, отметить, что только через ~11 часов была восстановлена естественная циркуляция в контуре. Через ~16 часов началась принудительная циркуляция с помощью ГЦН. Удаление газов и полное заполнение I контура водой заняло еще несколько дней.
Общие выводы по аварии
Причинами аварии явились отказы оборудования и ошибки персонала в процессе ликвидации последствий исходного события. К наиболее существенным ошибкам относятся следующие.
Реакторная установка эксплуатировалась практически на номинальной мощности при закрытых клапанах аварийной подачи питательной воды на парогенераторы. Это является серьезным нарушением технических инструкций, принятых на современных АЭС.
Определяющее значение для возникновения и развития аварии имело то, что персоналом не было правильно понято состояние установки и ее систем. Операторы отключили САОЗ в то время, когда ей полагалось нормально функционировать. Были отключены ГЦН первого контура. Не была своевременно обнаружена открытая позиция предохранительного клапана в контуре ПВД, что повлекло за собой длительную потерю теплоносителя, а это, в свою очередь, – недостаточное охлаждение твэлов. Если бы это обстоятельство было вовремя обнаружено, то своевременно были бы приняты меры к устранению нарушения. Однако, даже если бы этого сделать не удалось по какой-либо причине, то, если бы ПВД не была отключена, можно было бы иметь контур заполненным достаточное время, чтобы не повредить твэлы и при открытом клапане.
Авария такого типа была ранее детально проанализирована в США. Но в расчетах рассматривались АЭС с реакторами, в которых парогенераторы способны без подачи питательной воды, т.е. в аварийных режимах, работать до 30 минут. Именно эта характеристика и обеспечила в расчетах малую вероятность такой аварии. На АЭС TMI были установлены парогенераторы другого типа, способные работать без воды не более нескольких минут.