| Three Mile Island atomulykke | |
|---|---|
| Den amerikanske præsident Jimmy Carter og Pennsylvanias guvernør Dick Thornberg inspicerer instrumentpanelet til strålingskontrol i kontrolrummet på Three Mile Island atomkraftværket . (1. april 1979) | |
| Type | strålingsulykke |
| årsag | menneskelig faktor, udstyrsfejl |
| Land | USA |
| Placere | Harrisburg , Pennsylvania , USA |
| datoen | 28. marts 1979 |
| død | 0 |
| Mediefiler på Wikimedia Commons | |
Ulykken ved Three Mile Island Nuclear Power Plant ( eng. Three Mile Island Accident ) er den største ulykke i historien om kommerciel atomenergi i USA , som fandt sted den 28. marts 1979 ved stationens anden kraftenhed pga. til en lækage af reaktoranlæggets primære kølevæske , som ikke blev opdaget rettidigt , og følgelig tab af kernebrændselskøling . Under ulykken smeltede omkring 50 % [1] af reaktorkernen , hvorefter kraftenheden aldrig blev genoprettet. Atomkraftværkets lokaler blev udsat for betydelig radioaktiv forurening, men strålingskonsekvenserne for befolkningen og miljøet viste sig at være ubetydelige. Ulykken blev tildelt niveau 5 på INES-skalaen [2] .
Ulykken forværrede en allerede eksisterende krise i den amerikanske atomindustri og forårsagede en stigning i anti-nuklear stemning i samfundet. Selvom alt dette ikke umiddelbart stoppede væksten i den amerikanske atomenergiindustri, blev dens historiske udvikling stoppet. Efter 1979 og frem til 2012 blev der ikke udstedt nye tilladelser til opførelse af atomkraftværker, og idriftsættelsen af 71 tidligere planlagte anlæg blev annulleret.
Resultaterne af ulykkesundersøgelsen førte til en nytænkning af NPP-sikkerhedsstandarder og den menneskelige faktors rolle i det. US Nuclear Regulatory Commission er blevet reorganiseret, og tilsynet med atomkraftværker er blevet styrket.
Natten mellem den 27. og 28. marts 1979 fungerede kraftaggregat nr. 2 med 97 % kapacitet. Umiddelbart før starten af nødbegivenhederne fungerede kraftenhedssystemerne normalt, med undtagelse af to problemer kendt af personalet [3] . For det første er der tale om en konstant lille lækage af kølevæsken gennem lukkeren [Note 1] på en af trykkompensatorventilerne , på grund af hvilken en forhøjet temperatur blev opretholdt i afgangsrørledningen [4] og det overskydende medium fra bobletanken skulle drænes cirka én gang hver 8. time [5] . For det andet, under den almindelige procedure med aflæsning (erstatning) af ionbytterharpiksen fra det andet kredsløbskondensatfilter, blev aflæsningsrørledningen blokeret (tilstoppet) af harpiksen, og der blev forsøgt at blæse den ud med en blanding af trykluft og vand i cirka 11 timer. Det er mest sandsynligt, at de fejl, der opstod under denne operation, blev det første led i hele den efterfølgende kæde af nødbegivenheder [6] [7] .
Formentlig er der kommet vand fra et af kondensatfiltrene gennem en defekt kontraventil ind i trykluftsystemet, som blandt andet blev brugt til at styre pneumatiske ventilaktuatorer . Den specifikke mekanisme for vands indvirkning på systemets funktion er ikke blevet fastslået, det er kun kendt, at kl. 04:00:36 (-0:00:01 - tid fra referencepunktet) en uventet engangsaktivering af pneumatiske aktuatorer fandt sted, og lukningen af alle ventiler installeret på indløb og udløb af kondensatfiltre [8] . Strømmen af arbejdsmediet i det sekundære kredsløb viste sig at være fuldstændig blokeret, kondensat- og fødepumperne og turbogeneratoren blev successivt slukket . Balancen mellem den termiske effekt, der forbruges af stationens andet kredsløb, og den strøm, der produceres i reaktoranlægget, ændrede sig øjeblikkeligt , hvorved temperaturen og trykket begyndte at stige i sidstnævnte [9] .
Muligheden for en sådan nødsituation blev taget i betragtning ved projekteringen af stationen. For at fjerne den varme, der produceres af den resterende energifrigivelse fra reaktoranlægget, blev der tilvejebragt et separat system til nødforsyning af fødevand til dampgeneratorerne fra kondensatopbevaringstankene, der omgår hovedudstyret i det sekundære kredsløb. Personalet var også specielt uddannet til at betjene stationen under sådanne forhold. Den forbigående proces tog flere sekunder, hvor følgende skete automatisk uden deltagelse af operatører [10] :
Det eneste, der var tilbage for operatørerne, var at sikre sig, at automatikken virkede, at foretage de nødvendige koblinger i den elektriske del af anlægget og at gå videre med den kontrollerede nedkøling af reaktoren. Behovet for sidstnævnte skyldes tilstedeværelsen af resterende energifrigivelse : umiddelbart efter nedlukning når reaktorens termiske effekt 160 MW [Note 3] , efter en time falder den til 33 MW, efter ti timer - op til 15 MW , og falder derefter relativt langsomt [13] .
I en typisk transient i forbindelse med et pludseligt ophør af cirkulation i stationens andet kredsløb var der denne gang flere afvigelser, som stationens personale endnu ikke var klar over. For det første viste det sig, at ventilerne på nødfødepumpernes tryk var fejlagtigt lukkede, og afkøling gennem dampgeneratorerne gik midlertidigt tabt (ventilernes fejltilstand blev konstateret efter 8 minutter og havde ikke væsentlig indflydelse på konsekvenserne af ulykken [14] ). For det andet, og endnu vigtigere, lukkede trykkompensatorens magnetventil af en eller anden ukendt årsag ikke, efter at reaktoranlægget var trykløst, og der var et kontinuerligt tab af kølemiddel fra det primære kredsløb ved en strømningshastighed på ca. 50 m³/h (i form af væske) [15] . Faktisk betød dette, at der skete en ulykke på stationen, som ikke blev genkendt af personalet, forbundet med en "lille" kølevæskelækage (i modsætning til en "stor" lækage, der opstår, når rørledninger med maksimal diameter går i stykker) [16] .
Ved at handle i overensstemmelse med standardproceduren under en reaktorlukning [17] tog operatørerne skridt til at kompensere for det forventede fald i volumen af det primære kølemiddel [6] [note 4] : vandforsyningen (efterfyldning) til reaktoren anlægget blev øget, og dets tilbagetrækning til rengøring (udrensning) reduceret. På trods af operatørernes korrigerende handlinger faldt niveauet i trykkompensatoren kl. 04:01:25 (+00:00:48) fra de nominelle 6300 til 4000 mm og kl. 04:02:38 (+00:02: 01) trykket i reaktoren Enheden faldt til under 11,3 MPa, og pumperne i nødreaktorens kølesystem tændte automatisk og leverede højtryksvand til det primære kredsløb med en flowhastighed på 230 m³/h og designet til at kompensere for lækager [18] .
Uvidende om tilstedeværelsen af en lækage og observerede en hurtig stigning i vandstanden i trykkompensatoren (7400 mm ved 04:04:05 (+00:03:28)), anså operatørerne en sådan påfyldning for at være klart overdreven [14 ] . Klokken 04:05:15 (+00:04:38) blev en af nødkølepumperne således slukket og vandtilførslen til det primære kredsløb reduceret til 6 m³/h [15] , desuden blev der forsøgt lavet til kortvarigt at øge kølevæskeudtaget gennem nedblæsningsledningen op til 36 m³/h [19] . Disse handlinger forværrede kun situationen, trykket fortsatte med at falde, og kl. 04:06:07 (+00:05:30) havde vandet i det primære kredsløb nået mætning ( kogende ) ved 9,2 MPa og 305 °C. Dampen dannet i kernen fortrængte vand ind i trykkompensatoren, hvilket skabte illusionen om fuldstændig fyldning af det primære kredsløb med væske [20] .
En lang udledning af det primære kredsløbsmedie gennem en defekt magnetventil forårsagede et overløb af boblebeholderen, hvorved dens sikkerhedsventil først virkede kl. 04:03:50 (+00:03:15) og derefter kl. 04:15. :25 (+00 :14:48) der skete en ødelæggelse af den beskyttende sprængende membran , hvorefter varmt vand og damp begyndte at strømme ind i indeslutningsrummene [21] .
Omtrent kl. 04:26:00 (+00:25:00) nåede trykket i det primære kredsløb værdier på omkring 7 MPa. Men fra operatørens synspunkt virkede reaktoranlæggets tilstand relativt stabil, omend usædvanlig [22] [23] . Dette vildledende indtryk vedblev, indtil driften af hovedcirkulationspumperne begyndte at forringes på grund af pumpningen af et inhomogent damp-vand-medium, hvis tæthed faldt som følge af den fortsatte kogning af kølevæsken. Kraftige vibrationer tvang operatørerne kl. 05:14:06 (+01:13:29) til at slukke for pumperne på "B"-siden af dampgeneratoren og kl. 05:41:22 (+01:40:45) af samme grund, pumperne fra siden af dampgeneratoren "A". På dette tidspunkt var omkring 120 m³ kølevæske gået tabt (mere end 1/3 af volumenet af det primære kredsløb) [17] .
Efter at cirkulationen i det primære kredsløb var stoppet, blev væske- og dampmediet adskilt, dampen optog de øvre dele af kredsløbet, og kogepunktet for kølevæsken i reaktoren blev etableret ca. 1 meter over kernens øvre plan . Efterfølgende, som følge af kogning og udledning af mediet gennem magnetventilen, faldt niveauet i reaktoren støt, og allerede fra 05:52:04 (+01:51:57) begyndte kernen at dræne [24] .
Den nuværende situation med kølevæskelækage fra det øvre (damp)volumen af trykkompensatoren blev ikke taget i betragtning ved udformningen af kernekraftværket, og uddannelsen af anlægspersonale til at kontrollere reaktoranlægget under sådanne forhold var utilstrækkelig [19] [25 ] . Operatørerne stødte på symptomer, de ikke forstod: Kombinationen af faldende tryk og stigende trykbeholderniveau blev ikke beskrevet i driftsdokumentationen og blev ikke taget i betragtning i deres træning. På den anden side, ifølge den kommission, der gennemførte undersøgelsen, ville en korrekt forståelse af de grundlæggende oplysninger, der leveres af udstyr, give operatørerne mulighed for at rette op på situationen [26] .
Hovedbidraget til udviklingen af nødsituationen kom både af operatørernes manglende evne til at genkende lækagen gennem den defekte ventil i tide og deres forstyrrelse af den automatiske drift af nødkølesystemet. Eliminering af nogen af disse faktorer ville have reduceret ulykken til en forholdsvis lille hændelse. Fra et sikkerhedssynspunkt er det en mere væsentlig fejl at slukke for nødkølepumperne, da man altid kan forestille sig, at der opstår en lækage, som ikke kan elimineres ved at lukke ventilen [26] .
En analyse af personalets handlinger viste en utilfredsstillende forståelse af de grundlæggende principper for drift af PWR-reaktorer , hvoraf den ene er at opretholde et tilstrækkeligt højt tryk i installationen til at forhindre kogning af kølevæsken [27] . Uddannelsen af operatørerne var primært fokuseret på deres arbejde under normal drift, derfor foretrak personalet, idet man observerede modstridende symptomer, at prioritere reguleringen af niveauet i trykbeholderen [28] frem for at sikre den kontinuerlige drift af nødkølesystemet, der kan at opretholde et højt tryk i kredsløbet under utætheder [29] . Operatørerne tog ikke alvorligt den automatiske aktivering af sikkerhedssystemet, også fordi dette system på Three Mile Island fungerede fire gange i løbet af det sidste år af årsager, der ikke var relateret til tabet af kølevæske [30] .
Manglerne ved kontrolpanelet og den lange drift af stationen med ikke-reparerede defekter tillod ikke personalet hurtigt at bestemme tilstanden af trykkompensatorens magnetventil. Der var ingen indikator for den faktiske position af afspærringsventilen, og lampen på kontrolpanelet signalerede kun tilstedeværelsen af strøm på dens drev, henholdsvis signalet indikerede, at ventilen var lukket [16] . Indirekte tegn, såsom øget temperatur i rørledningen efter ventilen og bobletankens tilstand, blev heller ikke opfattet entydigt.
Siden oktober 1978, i strid med standarderne fra Nuclear Regulatory Commission, har kraftenheden fungeret med en lækage gennem lukkerne på de elektromagnetiske eller sikkerhedsventiler på omkring 1,4 m³/t (med en tilladt værdi på 0,2 m³/h) [5] . Og selvom instruktionerne på atomkraftværket direkte foreskrev at isolere magnetventilen, når temperaturen bagved steg over 90 °C [31] , blev dette ikke gjort. Personalet var vant til høje temperaturer [32] og troede intuitivt (men fejlagtigt) at i tilfælde af en alvorlig lækage ville temperaturen bag ventilen være mere end 150 °C [15] , dog i hele tiden af ventilen. ulykke, oversteg den ikke denne værdi. Driften af sikkerhedsanordningerne i bobletanken gik heller ikke ubemærket hen, men personalet forbandt ikke på nogen måde denne hændelse med en langvarig lækage fra det primære kredsløb [33] , hvilket tilskrev et trykspring under en kort -term drift af den elektromagnetiske ventil helt i begyndelsen af ulykken [34] .
I driftsdokumentationen blev der bestemt en liste over tegn på lækage fra primærkredsløbet [35] , nogle af dem fandt faktisk sted, for eksempel et trykfald i reaktoranlægget, en stigning i temperaturen under indeslutningen og tilstedeværelsen vand på det lavere niveau. Operatørerne var imidlertid foruroligede over manglen på symptomer, som de anså for nøglen: der var ikke noget fald i niveauet i trykkompensatoren (det steg tværtimod), og der var ingen alarm om et øget strålingsniveau i indeslutningsatmosfære (måske var sensortærsklen forkert indstillet). Selv ved at vide om tilstedeværelsen af vand i indeslutningsrummene, kunne personalet således ikke i tilstrækkelig grad bestemme kilden til dets oprindelse [36] [37] .
Personalet på det næste skift, som ankom kl. 6 om morgenen, var takket være et frisk blik endelig i stand til at fastslå tilstanden af trykkompensatorens magnetventil [38] [25] . Klokken 06:22:37 (+02:22:00) [39] blev afspærringsventilen placeret på samme rørledning som magnetventilen lukket, hvilket stoppede lækagen. Efter at have fastslået kendsgerningen om et langvarigt tab af kølevæske, måtte operatørerne fortsætte med afviklingen af ulykken ved at starte nødkølesystemet, men af ukendte årsager blev denne handling ikke umiddelbart foretaget [22] [40] [41 ] .
Tilfældigvis, samtidig med lukningen af afspærringsventilen kl. 06:22:37 (+02:22:00), registrerede strålingsovervågningsenheder placeret under den forseglede beklædning det første bevis på ødelæggelsen af brændstofbeklædningen og frigivelsen af højaktive fissionsprodukter af nukleart brændsel uden for det primære kredsløb. I dette tilfælde skulle temperaturen på de beskadigede brændselselementer have ligget i området fra 760 til 870 °C [42] .
06:30 begyndte en hurtig oxidation af brændstofbeklædningen i den øvre del af kernen på grund af damp-zirconium-reaktionen med dannelse af brint. Under denne reaktion frigives yderligere varme , og temperaturen af brændselselementerne oversteg 1825 °C, deres beklædninger fra Tsirkaloy-4 begyndte at smelte. Den resulterende smeltede blanding af brændstof, stål og zirconium strømmede ned og størknede ved kølevæskens kogepunkt [43] . Tættere på klokken 7 om morgenen dækkede den kogende kølevæske allerede mindre end en fjerdedel af kernens højde [44] .
Da de ikke havde nogen instrumenter til deres rådighed til at bestemme væskeniveauet direkte i reaktorbeholderen [45] og ikke var klar over manglen på kølemiddel, forsøgte operatørerne at genoptage tvungen afkøling af kernen. Der blev gjort forsøg på at starte hver af de fire hovedcirkulationspumper. Et af forsøgene viste sig at være relativt vellykket: opsendt kl. 06:54:46 (+02:54:09) fangede MCP-2B vandet, der var i cirkulationsrørledningssløjfen og pumpede det ind i reaktortrykbeholderen, hvilket gjorde det muligt kortvarigt at bremse stigningen i brændstoftemperaturen. Injektion af omkring 28 m³ vand i den overhedede kerne forårsagede imidlertid dens øjeblikkelige kogning og en kraftig stigning i trykket i installationen fra 8,2 MPa til 15,2 MPa [46] , og den pludselige afkøling af det opvarmede brændsel førte til "termisk chok". og skørhed af strukturelle materialer. Som et resultat mistede den øverste del af kernen, bestående af alvorligt beskadigede brændstofstænger, sin stabilitet og sank ned og dannede en hule (tomt rum) under den beskyttende rørblok (PTU) [43] .
For at kompensere for forstyrrelsen i det primære kredsløb forårsaget af konsekvenserne af at tænde MCP-2B, åbnede operatørerne kl. 07:13:05 (+03:12:28) kortvarigt afspærringsventilen for at lette trykket. Derefter, tilsyneladende for at holde det inden for driftsområdet, kl. 07:20:22 (+03:19:45) blev nødkølesystemet [47] manuelt tændt i ca. 20 minutter (på dette tidspunkt dækkede kølevæsken ingen mere end 0,5 m af kernehøjden [48] ). Selvom kølevand kom ind i reaktoren, var kernens centrum praktisk talt ikke afkølet på grund af den omgivende skorpe af tidligere smeltet og størknet materiale [43] , smeltetemperaturen nåede 2500 °C [49] og kl. 07:47:00 (+ 03:46 :23) var der en skarp ændring i kernens geometri [47] [50] [51] : den flydende brændstofmasse fra kernens centrum, der indeholdt omkring 50 % af dens materialer, smeltede de omgivende strukturer og blev fordelt i de indre hulrum og i bunden af reaktoren, og det tomme rum under BZT'en steg i volumen til 9,3 m³ [52] . På trods af at smeltetemperaturen ikke nåede smeltepunktet for UO 2 (2875 °C), gik en del af det keramiske brændstof stadig over i væskefasen, når det interagerer med zirconium og dets oxider [53] [54] .
07:56:23 (+03:55:46) fandt endnu en automatisk aktivering af reaktorens nødkølesystem sted, denne gang på signalet om trykstigning i indeslutningen over 0,03 MPa. Denne gang blev der truffet en grundlæggende beslutning: ikke at forstyrre den automatiske drift af sikkerhedssystemer, før der var en fuldstændig forståelse af reaktoranlæggets tilstand [55] . Fra det øjeblik blev kernedestruktionsprocessen stoppet [48] .
Reaktoranlægget var i en tilstand, der ikke blev taget i betragtning, da det blev oprettet. Personalet havde ikke værktøjerne til at kontrollere og eliminere sådanne ulykker. Alle efterfølgende handlinger fra driftsorganisationen var af improvisationskarakter og var ikke baseret på forudberegnet scenarier.
De mislykkede forsøg på at starte hovedcirkulationspumperne førte til forståelsen af, at der var områder optaget af damp i det primære kredsløb [56] , men i designet af reaktoranlægget var der ingen anordninger til fjernudledning af disse damp- gaspropper. På baggrund af dette blev det besluttet at hæve trykket i primærkredsløbet til 14,5 MPa for at kondensere den tilgængelige damp. Hvis denne strategi var vellykket, ville kredsløbet ifølge driftspersonalet blive fyldt med vand, og der ville blive etableret en naturlig cirkulation af kølevæsken i det [57] . Det faktum, at reaktoranlægget indeholdt overophedet damp med en temperatur på omkring 370 °C , blev overset, og dets kondensering ville kræve et tryk på 20 MPa, hvilket oversteg det tilladte tryk for udstyret [56] . Derudover indeholdt kredsløbet en stor mængde ikke-kondenserbare gasser, primært brint.
Fra 09:18:37 (+05:18:00) til 09:43:43 (+05:43:06) blev trykket i enheden hævet fra 8,6 til 14,8 MPa og derefter holdt i to timer på dette niveau med cyklisk åbning og lukning af afspærringsventilen og udledning af damp-vand-blandingen i volumenet af den hermetiske skal [58] . Manglen på beviser for effektiv varmefjernelse gennem dampgeneratorerne tvang personalet til at opgive denne strategi. På den anden side gjorde driften af nødkølesystemets pumper det muligt inden kl. 11:00 delvist at fylde det første kredsløb til et niveau over kernen [59] . Teoretisk set kunne lanceringen af hovedcirkulationspumperne på dette tidspunkt have været vellykket, da kredsløbet allerede havde en betydelig forsyning af kølevæske, men personalet var imponeret over tidligere mislykkede lanceringer, og der blev ikke gjort noget nyt forsøg [57] .
Den eneste effektive måde at køle kernen på på det tidspunkt var at tilføre koldt boreret vand til reaktoren ved hjælp af nødkølepumper og udlede den opvarmede kølevæske gennem trykkompensatorens afspærringsventil. Denne metode kunne dog ikke anvendes permanent. Tilførslen af boreret vand var begrænset, og hyppig brug af afspærringsventilen truede med at bryde den. Ud over alt var der blandt personalet ikke længere tillid til den fuldstændige fyldning af kernen med vand. Alt dette fik driftsorganisationen til at søge efter alternative metoder til reaktorkøling [60] .
Ved 11.00-tiden blev der foreslået en ny strategi: Reducer trykket i reaktoranlægget til det lavest mulige. Det var forventet, at for det første, ved et tryk under 4,2 MPa, ville vand fra specielle hydrauliktanke trænge ind i reaktoren og oversvømme kernen ] , og derved sikre en stabil varmeafledning fra det primære kredsløb gennem dets varmevekslere [62] .
11:39:31 (+07:38:54) blev afspærringsventilen åbnet, og kl. 13:10:37 (+09:10:00) var trykket i primærkredsløbet reduceret til 3 MPa [63 ] . Samtidig kom der kun 2,8 m³ vand ind i reaktoren fra hydroreservoirerne, hvilket er mindre end 5 % af dets reserve i hydroreservoirerne og kun svarer til det volumen, der pumpes af én nødkølepumpe på 1,5 minutter [64] . Personalet tog dette dog som bevis på, at reaktoren var helt fyldt med vand. Selvom der faktisk kun blev fortrængt en mængde vand fra hydrauliktankene, tilstrækkeligt til at trykket i hydrauliktankene svarede til trykket i reaktoren. For at fortrænge en betydelig mængde vand fra det hydrauliske reservoir, ville det være nødvendigt at reducere trykket i det primære kredsløb til ca. 1 MPa [65] .
I et forsøg på at nå deres andet mål (at tænde for et planlagt nedkølingssystem), fortsatte personalet deres forsøg på at reducere trykket [66] , men det lykkedes ikke at reducere det til under 3 MPa. Tilsyneladende skyldtes det, at kølevæsken på det tidspunkt kogte i kernen, og der blev dannet damp og muligvis brint [67] . På grund af disse processer blev trykket i det primære kredsløb holdt på ca. 3 MPa selv ved kontinuerlig udledning af mediet. Under alle omstændigheder var målsætningen grundlæggende fejlagtig, da det planlagte nedkølingssystem ikke er designet til at fungere med det primære kredsløb kun delvist fyldt med væske [62] .
En positiv konsekvens af den vedtagne strategi var, at en stor mængde ikke-kondenserbare gasser, primært brint, blev fjernet fra det primære kredsløb til indeslutningsatmosfæren [68] . Således blev indholdet af gasser i reaktoranlægget væsentligt reduceret, selvom dette ikke krævede at holde et lavt tryk så længe [62] . På den anden side er det muligt, at der på det tidspunkt skete en eftertørring af en del af kernen [69] , tilførslen af kølevand til reaktoren blev reduceret [70] og generelt var reaktoranlægget tæt på den tilstand, der eksisterede før afspærringsventilen lukkede kl. 06:22 [71] .
I betragtning af de mislykkede forsøg på at reducere trykket i det primære kredsløb til 2 MPa og risikoen for at dræne kernen, blev det besluttet at vende tilbage til strategien med at genoprette tvungen cirkulation i det primære kredsløb, som en metode til at køle reaktoren velkendt til personale [72] . 17:23:41 (+13:23:04) blev en ekstra nødkølepumpe startet og kl. 18:56:12 (+14:55:35) nåede trykket i reaktoranlægget 15,6 MPa. 19:33:19 (+15:32:42) blev GTsN-1A [73] [74] kortvarigt lanceret , og da resultaterne af dens prøvekørsel så meget opmuntrende ud, blev pumpen endelig tændt kl. 19:50 :13 (+ 15:49:36). Succesen med at genoptage den tvungne cirkulation af kølevæsken skyldtes det faktum, at kredsløbet allerede var tilstrækkeligt fyldt med vand, og gaslåsene blev væsentligt reduceret i det tidligere forsøg på at reducere trykket. Stabil afkøling af kernen blev endelig genoprettet [75] .
Restenergiafgivelsen i brændstoffet faldt gradvist, og den 27. april blev den eneste fungerende hovedcirkulationspumpe stoppet, hvorefter naturlig cirkulation blev etableret i primærkredsløbet. På dette tidspunkt var den varme, der blev produceret ved driften af pumpen, det dobbelte af den energi, der blev frigivet i kernen [76] . Om aftenen den 27. april var kølevæsken afkølet i en sådan grad, at tilstanden "kold shutdown" [Note 5] af reaktoren blev nået. Først i november 1980 faldt varmeafgivelsen i kernen til så ubetydelige værdier (ca. 95 kW), hvilket gjorde det muligt at opgive brugen af dampgeneratorer. I januar 1981 blev reaktoranlægget isoleret fra det sekundære kredsløb og afkølet udelukkende ved varmeoverførsel fra udstyrsoverfladen til indeslutningsatmosfæren [77] .
Ved udgangen af 29. marts blev det klart, at det primære kølemiddel stadig indeholder en stor mængde gasser, primært brint, som blev dannet tidligere under damp-zirconium-reaktionen [78] [79] . Ifølge teoretiske beregninger foretaget den 30. marts akkumulerede op til 10 m³ brint under reaktorlåget [80] . Denne information forårsagede en fuldstændig grundløs panik i medierne om muligheden for en eksplosion inde i reaktorbeholderen, mens der faktisk ikke var ilt i volumenet af det primære kredsløb, hvilket gjorde en sådan eksplosion umulig [81] . Alligevel blev det på grund af risikoen for at forstyrre cirkulationen i det primære kredsløb besluttet at skille sig af med brint [76] .
Opløseligheden af brint i vand falder, når trykket falder. Kølevæsken fra det primære kredsløb blev fjernet gennem nedblæsningsledningen til efterfyldningstanken, hvor trykket er meget lavere end i reaktoren, kølevæsken blev afgasset i tanken : gassen blev fjernet til gasrensningssystemet og gennem midlertidige rørledninger under indeslutningen [82] [83] . En anden metode blev også brugt: kølevæsken blev sprøjtet ind i volumenkompensatoren (hvori en høj temperatur blev opretholdt af elektriske varmeapparater) med lukkeventilen åben, mens gasserne blev fjernet i volumenet af den hermetiske skal. Allerede den 1. april viste målinger fravær af gasformig brint under reaktorlåget [84] .
Den 30. marts begyndte problemet med tilstedeværelsen af opløst og gasformigt brint i det primære kredsløb at gøre sig gældende, men en aftalt strategi for at løse dette problem eksisterede endnu ikke. Faren var en ukontrolleret trykstigning i efterfyldningstanken, hvor brint blev frigivet fra kølevæsken og akkumuleret over væskeniveauet. Efter beslutning fra skiftlederen for den anden kraftenhed blev trykket frigivet fra tanken ind i gasrensningssystemet, selvom der allerede var blevet opdaget alvorlige lækager i sidstnævnte. Denne beslutning var ikke aftalt på forhånd med andre stationsembedsmænd. Klokken 8 om morgenen blev der fra en helikopter indkaldt til strålingsovervågning opnået målinger af dosishastigheden for ioniserende stråling , svarende til 1200 millirems i timen (12 mSv /t) 40 m over stationens ventilationsstabel [85] . Dette var den næsthøjeste målte værdi gennem hele ulykken [86] .
På dette tidspunkt var der en alvorlig bekymring i ledelsen af den nukleare reguleringskommission om sandsynligheden for store udslip af radioaktivitet fra atomkraftværker. Kilden til disse emissioner kunne være gasholdere , som opsamlede radioaktive gasser fra gasrensningssystemet. Ifølge de oplysninger, som Kommissionen havde til rådighed, var disse gastanke praktisk talt fyldte, og deres sikkerhedsanordninger kunne fungere når som helst. Teoretiske beregninger viste, at niveauet af radioaktiv baggrund med en sådan udledning ville stige til 1200 mrem/t ved jordoverfladen. Tilfældigvis faldt dette tal sammen med værdien opnået fra helikopteren. Kommissionen, efter at have lært dette tal, gjorde ingen forsøg på at kontakte stationen og afklare det specifikke målepunkt eller årsagen til udledningen. Oplysninger om overløb af gastanke var også upålidelige. Ikke desto mindre anså ledelsen af Nuclear Regulatory Commission det for nødvendigt at udstede en anbefaling til guvernøren i Pennsylvania om at evakuere befolkningen fra atomkraftværksområdet. Meningerne var meget delte, da dette direktiv gik gennem de forskellige berørte instanser, og midt i stærkt modstridende oplysninger annoncerede guvernør Thornberg en frivillig evakuering for gravide kvinder og førskolebørn fra et område inden for en radius på 8 km fra anlægget omkring kl. 12:30. den 30. marts [87] .
Klokken to om eftermiddagen ankom ledelsen af den nukleare reguleringskommission efter anmodning fra statsmyndighederne og præsident Carter selv til stationen for at håndtere alt på stedet. Som et resultat blev der om aftenen den 30. marts afholdt en fælles konference mellem guvernøren i Pennsylvania og repræsentanter for kommissionen. På dette møde blev det officielt meddelt, at der ikke var behov for obligatorisk evakuering af befolkningen. Ikke desto mindre annullerede guvernøren ikke sine tidligere udstedte anbefalinger [88] .
På grund af modstridende oplysninger fra medierne og på grund af selve fremkomsten af en anbefaling fra guvernøren, forlod omkring 195.000 mennesker frivilligt atomkraftværkets 32-kilometer zone inden for få dage efter ulykken. De fleste af dem bosatte sig med deres slægtninge og venner, kun en lille del gik til særlige evakueringscentre. Næsten alle mennesker vendte tilbage til deres hjem tre uger efter ulykken [89] [90] .
Ulykken på atomkraftværket havde en bred offentlig reaktion, og flere uafhængige undersøgelser blev udført for at fastslå dens årsager og konsekvenser [91] . Den mest ambitiøse af dem kan kaldes undersøgelsen af den amerikanske præsidents kommission og den særlige undersøgelse af kommissionen for nuklear regulering . Andre ulykkesrapporter fra US Senat Committee on Environmental Affairs , Pennsylvanias guvernørkommission og Electric Power Research Institute (EPRI) var begrænset til visse emner. For at minimere potentielle interessekonflikter overdrog Nuclear Regulatory Commission sin særlige undersøgelse til Rogovin, Stern & Huge, et uafhængigt advokatfirma uden tidligere involvering i atomkraft [92] .
Som led i efterforskningen [93] [94] afgav flere hundrede personer officielt vidneforklaring, og et betydeligt større antal personer blev interviewet, herunder ved offentlige høringer. Den organisatoriske struktur af driftsorganisationen og beslutningsmekanismer i nødsituationer blev gennemgået. Tusindvis af siders dokumentation for atomkraftværker er blevet analyseret. Undersøgelsen var ikke begrænset til selve stationen. Der blev lagt særlig vægt på arbejdet i US Nuclear Regulatory Commission, og forskellige regeringstjenesters beredskab til strålingsulykker blev også vurderet. Konklusionerne blev draget ud fra analysen af mediernes reaktion og pålideligheden af de oplysninger, de giver. Efter ordre fra kommissionerne blev der udført detaljeret videnskabelig og teknisk ekspertise og forskning inden for områderne kernefysik, termisk hydraulik, ergonomi osv. i relation til ulykken. Alene det materiale, der blev indsamlet af præsidentkommissionen, optog mere end 90 løbemeter bibliotekshylder [94] . Det er interessant, at mange af de nøjagtige parametre for reaktoranlæggets tilstand, der er nødvendige for analysen af, hvad der skete, blev opnået fra optegnelserne fra en speciel diagnostisk enhed, som kun tilfældigt ikke blev demonteret efter afslutningen af idriftsættelsesarbejdet på stationen [95] .
Den amerikanske præsidentkommission formulerede sine konklusioner meget kritisk. For at forhindre så alvorlige ulykker som på Three Mile Island er det efter kommissionens mening nødvendige grundlæggende ændringer i organisationen, procedurerne og praksisserne, og derudover i den nukleare regulators stilling såvel som hele den nukleare industri . Kommissionen knyttede roden til sikkerhedsproblemer primært med mennesker og ikke med teknologi, selvom sidstnævnte spiller en vigtig rolle. Med "mennesker" mener vi her ikke specifikke individer, men hele det "system", der producerer, driver og kontrollerer atomkraftværker. Kommissionen udtalte, at der er mange strukturelle problemer i organisationer, mangler i accepteret praksis og problemer med kommunikation mellem nøglepersoner og organisationer [96] .
De første hændelser i ulykken var udstyrsfejl, men disse fejl kunne ikke i sig selv føre til så alvorlige konsekvenser. Ulykkens alvor blev utvivlsomt bestemt af operatørernes fejlagtige handlinger, især blev de beskyldt for at slukke for nødkølesystemet. Den amerikanske præsidents kommission forsøgte uden at benægte denne kendsgerning at finde de grundlæggende årsager til, hvad der skete, og analyserede motiverne for personalets handlinger. De vigtigste faktorer, der førte til utilstrækkelige handlinger fra operatører, blev navngivet [97] :
Kommissionen erklærede fraværet af en "lukket cyklus" i driften af atomkraftværker: selv om de tidligere sikkerhedshændelser, selv om de var kendte og delvist undersøgte, blev deres analyse ikke bragt til sin logiske konklusion, og erfaringerne som følge heraf af analysen ikke blev overført til personer og organisationer, der var forpligtet til at tage hensyn til. Fakta om den fejlagtige nedlukning af reaktorens nødkølesystem af personale (hændelsen på Davis-Bess atomkraftværket den 24. september 1977) var kendt af producenten af reaktoranlægget, og 13 måneder før ulykke på Three Mile Island, Babcock og Wilcox gennemførte intern korrespondance om behovet for at bringe NPP-operatører klare anbefalinger til håndtering af dette system [98] . Der blev dog ikke udstedt nye instruktioner [99] .
Trods den alvorlige forurening af selve stationen viste strålingskonsekvenserne for befolkningen og miljøet sig at være yderst ubetydelige. Næsten alle radioaktive stoffer forblev inden for atomkraftværket [100] . Psykologisk stress [101] forårsaget af modstridende informationer fra medierne og anbefaling fra statsguvernøren om frivillig evakuering blev nævnt som den vigtigste skadelige faktor for befolkningen .
Manglerne ved blokkontrolpanelet (BCR) bidrog til desorienteringen af ledelsespersonalet. Essex Corporation, som var involveret i udviklingen af rumfærgens kontrolpaneler, blev udliciteret til undersøgelsen . Essex har identificeret alvorlige menneske-maskine-grænsefladeproblemer på atomkraftværker. Kommentarerne vedrørte både operationslogikken og den fysiske placering af enheder og taster på skjoldets paneler. Så i de første minutter af ulykken i kontrolrummet gik der en alarm i mere end hundrede parametre [99] , som ikke var rangeret på nogen måde med hensyn til betydning. Den printer, der udskrev de diagnostiske data, kunne kun udskrive én linje hvert fjerde sekund og endte med at være to timer efter de faktiske hændelser [102] . I mange tilfælde var kontrollerne og indikatorerne ikke arrangeret i nogen logisk rækkefølge eller grupperet. For at vurdere nogle kritiske parametre var det nødvendigt at gå rundt om hovedpanelerne og inspicere styreskabene bag dem. Essex Corporation foretog også en overfladisk evaluering af adskillige andre atomkraftværker og konkluderede, at menneske-maskine-grænsefladeproblemer ikke var unikke for Three Mile Island og derfor kunne være industridækkende [103] .
De grundlæggende principper for vurdering af sikkerheden ved atomkraftværker designet i 1970'erne er blevet kritiseret. Som regel blev der i sikkerhedsanalysen af disse anlæg ikke taget hensyn til konsekvenserne af små fejl og fejlagtige handlinger fra personalet. Det blev antaget, at det var nok kun at tage højde for de mest alvorlige nødsituationer, for eksempel dem, der er forbundet med ødelæggelse af rørledninger med maksimal diameter. Samtidig blev det underforstået, at personalets handlinger kun kunne forbedre situationen, men ikke omvendt. Alvorlige ulykker er dog flygtige og kræver reaktion fra automatiseringssystemer, mens mindre funktionsfejl er mere afhængige af personalets handlinger, og sandsynligheden for forekomsten af sidstnævnte er meget højere [104] .
I 1994 viste en international undersøgelse af prøver skåret fra bunden af reaktorbeholderen, at et lokalt område af bunden blev opvarmet til en temperatur på 1100 °C i løbet af cirka 30 minutter under ulykken. Mest sandsynligt skete dette som et resultat af spredningen af den brændstofholdige smelte fra reaktorkernen. Ifølge teoretiske beregninger var der, når en smelte med en temperatur på op til 2500 °C kom i kontakt med reaktortrykbeholderen, en reel fare for, at sidstnævnte blev ødelagt under trykstigningen i installationen (som blev udført af operatører, når de forsøger at eliminere ulykken). Situationen blev reddet af, at bunden af reaktoren var dækket af et lag af brændselsfragmenter, allerede før smelten strømmede ned, samt ved inklusion og stabil drift af nødkølesystemet kort efter denne hændelse. Disse faktorer bidrog til afkølingen af reaktorbeholderen og bevarelsen af dens styrke [105] .
Efter ødelæggelsen af brændstofbeklædningerne kom radioaktive elementer fra brændstoffet ind i kølevæsken i det primære kredsløb (dets aktivitet var 20.000 μCi/cm³ mod 0,4 μCi/cm³ før ulykken [106] ), som derefter gik ud over indeslutningen gennem rørledningerne af purge-make-up-systemet og cirkulerede gennem udstyret placeret i hjælpereaktorbygningen [107] . Behovet for at dette system virker direkte under ulykken er ikke helt indlysende [108] , men så blev det uundgåeligt at bruge det for at fjerne brint fra det primære kredsløbsvolumen [109] . Designet af Three Mile Island NPP sørgede for automatisk isolering af den hermetiske skal ved at lukke alle rørledninger, der krydser den. Men for det første virkede isoleringen kun på et signal om overtryk under skallen, uanset aflæsningerne af strålingsovervågningsanordningerne (indeslutningen blev automatisk isoleret kun 4 timer efter starten af ulykken, da kølevæsken allerede var stærkt forurenet ). For det andet blev indeslutningsisoleringen manuelt afbrudt af operatørerne, da driften af renseopfyldningssystemet efter deres mening var nødvendig for at kontrollere reaktoranlægget [110] .
Radioaktive materialer, primært xenon - 133 og jod-131 gasser , kom gennem adskillige utætheder i skylletilførsels- og gasrensningssystemerne (ubetydelige under normal drift) ind i hjælpereaktorbygningens lokaler, hvor de blev opfanget af ventilationssystemet og smidt ud gennem ventilationsrøret. Da ventilationssystemet er udstyret med specielle adsorberende filtre, blev der kun frigivet en lille mængde radioaktivt jod til atmosfæren [111] , mens de radioaktive ædelgasser praktisk talt ikke blev frafiltreret [106] . Emissionen af jod-131 kunne være fem gange mindre, hvis filterelementerne blev udskiftet på atomkraftværket i tide (filterpatroner blev først udskiftet efter ulykken i april 1979) [112] .
Lækager af væsker forurenet med radioaktive materialer uden for NPP-bygningerne i væsentlige mængder blev ikke opdaget [107] .
Aktiviteten af radioaktive jod-emissioner beregnet for perioden 28. marts til 8. maj var omkring 15 Ci. Disse data blev opnået fra analysen af adsorberfilterpatroner, som periodisk blev udskiftet i løbet af det angivne tidsrum. Lækager af radioaktivt jod efter 8. maj kunne ikke være signifikant på grund af dets korte halveringstid (8 dage) [113] . Mængden af frigivne radioaktive ædelgasser var omkring 2,37 millioner Curies (hovedsageligt 133 Xe) [106] .
Inden for få uger efter ulykken blev kontrollen over strålingssituationen omkring stationen styrket. De maksimale strålingseffektværdier på 3 R/h (30 mSv/h) blev registreret den 29. marts direkte over stationens ventilationsstabel. Når man bevægede sig væk fra atomkraftværket, forsvandt sporet hurtigt, og under efterfølgende målinger på jordniveau fra 2. april til 13. april ud af 37 kontrolpunkter var det kun i tre, der oversteg strålingseffekten baggrundsværdierne (maksimalt 1 mR/ h eller 10 μSv/h) [114] . Hovedparten af det radioaktive udslip skete i de første par dage efter ulykken [115] .
Siden den 28. marts er der indsamlet hundredvis af prøver af luft, vand, mælk, planter og jord. Selvom der blev fundet spor af cæsium-137 , strontium-90 , xenon - 133 og jod-131 i prøverne , kan kun ekstremt små mængder jod og xenon tilskrives konsekvenserne af ulykken. Den fundne mængde cæsium og strontium skyldtes snarere resultaterne af verdensprøver af atomvåben. Mængden af alle radionuklider i de undersøgte prøver var signifikant under de tilladte koncentrationer [116] .
Som et alternativ til instrumentel måling blev der gjort et meget besynderligt forsøg på at estimere strålingsdoser: Kodak fjernede pakker med ny fotografisk film fra lokale butikker, som blev tjekket for mistænkelig flare. Teoretisk set burde flare have vist sig, når filmen modtog en dosis på mere end 5 millirem (0,05 mSv). Analyse af filmene afslørede ingen abnormiteter [117] .
Værdien af den maksimale individuelle dosis fra ekstern eksponering, opnået ved teoretiske beregninger og analyse af strålingsovervågningsdata, oversteg ikke 100 millirems (1 mSv) (for at modtage en sådan dosis skulle en person konstant være i umiddelbar nærhed af nuklearen kraftværk i retning af det radioaktive udslip). Intern eksponering fra 133 Xe og 131 I blev betragtet som ubetydelig på grund af inertiteten af den første isotop og den lille mængde af den anden isotop [118] .
Den gennemsnitlige dosis fra stråling modtaget af befolkningen (ca. 2 millioner mennesker) som følge af ulykken på Three Mile Island atomkraftværket var ikke mere end 1 % af den årlige dosis modtaget som følge af baggrundseksponering og medicinsk behandling [ 119] .
En række undersøgelser udført i 1985-2008 bekræftede generelt de første konklusioner om ulykkens ubetydelige indvirkning på folkesundheden. Selvom undersøgelser har afsløret en vis stigning i antallet af kræftsygdomme i nogle områder i nærheden af atomkraftværket, kan det ikke direkte relateres til konsekvenserne af ulykken [120] [121] .
Begyndende i midten af 1970'erne begyndte anti-atombevægelsen i USA at få en massekarakter. Problemerne med atomenergi blev bredt diskuteret og tiltrak sig mediernes opmærksomhed. Protestaktioner begyndte ofte at finde sted på steder af atomkraftværker under opførelse [122] . Samfundet var i stigende grad bekymret over de risici, der er forbundet med placeringen af atomkraftværker i tætbefolkede områder, mulige ulykker, radioaktivt affald og miljøforurening [123] .
Den 16. marts 1979, et par dage før Three Mile Island-ulykken, blev filmen " China Syndrome " udgivet i biograferne, hvis plot var bygget op omkring sikkerhedsproblemer på det fiktive Ventana-atomkraftværk. Tilfældigvis udtrykte en af karaktererne i filmen den opfattelse, at en ulykke på et atomkraftværk kunne føre til radioaktiv forurening af et område "på størrelse med Pennsylvania" [124] .
Alt dette banede vejen for, at protestbevægelsen fik en national dimension efter ulykken ved Three Mile Island [125] . Demonstrationer og protestmarcher fandt sted over hele Amerika, hvor prominente personer som Ralph Nader og Jane Fonda også deltog . Så i maj 1979 samlede en anti-nuklear demonstration i Washington 65 tusinde mennesker [126] , og to hundrede tusinde [127] kom til protestdemonstrationen i New York, som fandt sted i september samme år, hvilket gjorde den til den den største protest på det tidspunkt. Et sådant sving viste sig dog at være ret forbigående. Den skærpelse af tilsynet med atomkraftværker, der fulgte efter ulykken, det faktiske ophør med indsættelsen af nye anlæg og følgelig den langsomme udryddelse af atomindustrien reducerede hurtigt protestbevægelsen til næsten ingenting. Fokus for offentlighedens opmærksomhed er flyttet fra at modsætte sig væksten af atomenergi til andre spørgsmål relateret, især til bortskaffelse af radioaktivt affald [125] .
Ulykken på Three Mile Island-atomkraftværket forstærkede den krise, der allerede eksisterede i atomindustrien. I slutningen af 1970'erne blev byggeriet af nye atomkraftværker mindre og mindre rentabelt for investorer med et overskud af elektricitet på markedet og stadigt stigende konkurrence fra kul- og gasværker. Et vist antal atomkraftværker under opførelse blev frosset allerede før 1979. Siden 1978 har der ikke været planlagt nye atomkraftværker, og mellem 1979 og 2001 blev byggeriet af 71 værker, der var påbegyndt tidligere, aflyst [128] .
Erfaringerne fra Three Mile Island-ulykken tvang US National Nuclear Regulatory Commission til at ændre sine prioriteter [129] . Hvor kommissionens aktiviteter tidligere var fokuseret på udstedelse af tilladelser, begyndte man efter ulykken at være meget opmærksom på det løbende tilsyn på driftsanlæg. En systematisk vurdering af niveauet for drift, vedligeholdelse og ingeniørstøtte af atomkraftværker begyndte at blive udført. Der blev oprettet en separat afdeling til centraliseret indsamling og analyse af driftsdata. Ulykken på Three Mile Island var endnu en milepæl i historien om udviklingen af tilgangen til at retfærdiggøre sikkerheden ved atomkraftværker, hvorefter der begyndte at blive mere og mere opmærksomhed på driften af anlæg ud over designanalyse og kvalitetssikring af bygge- og udstyrsfremstilling [130] .
I selve atomindustrien blev der oprettet flere nye organisationer [131] . Disse er Nuclear Safety Centre (NSAC) og Institute for Nuclear Power Plant Operations (INPO). Deres opgaver var udvikling og implementering af metoder til forbedring af sikkerheden på atomkraftværker og opretholdelse af et højt kvalifikationsniveau af driftspersonale.
Som et resultat af Three Mile Island-undersøgelsen blev driftsanlæg beordret til at implementere mere end 6.400 foranstaltninger for at forbedre deres sikkerhed (i gennemsnit 90 for hvert specifikt atomkraftværk) [132] relateret til både udstyr og tilrettelæggelse af driften. Derudover var hver virksomhed, der driver et atomkraftværk, nu forpligtet til i samarbejde med lokale og føderale myndigheder at udvikle detaljerede planer for evakuering af befolkningen inden for en radius af 16 km omkring atomkraftværket. Dette krav var årsagen til forbuddet mod driften af Shoreham atomkraftværket [133] : regeringen i staten New York annoncerede umuligheden af at evakuere Long Island i tilfælde af en ulykke på dette værk.
For overtrædelse af driftsreglerne, som på den ene eller anden måde påvirkede udviklingen og udfaldet af ulykken, blev driftsorganisationen af atomkraftværket - Metropolitan Edison - idømt en bøde af den nukleare reguleringskommission. Beløbet kan være $725.000, men ifølge loven må bøderne for hver 30-dages periode ikke overstige $25.000. De resulterende $155.000 blev betalt til Metropolitan Edison i februar 1980 og blev betragtet som den største bøde udstedt af en nuklear regulator på det tidspunkt. Producenten af reaktoranlægget, Babcock og Wilcox, blev også anklaget, men denne gang for manglende evne til at identificere, behandle og overføre sikkerhedskritiske oplysninger til ejeren af atomkraftværket. Babcock og Wilcox var uenige i anklagerne, men betalte frivilligt en bøde på $100.000 for at undgå omkostningerne ved at anfægte anklagerne i retten .
Anlæggets ejer, General Public Utilites (GPU), har anlagt en retssag på $500 millioner mod Babcock og Wilcox, hvor de anklager reaktoranlæggets producent for udstyr af dårlig kvalitet og skjuler oplysninger om sikkerhedsproblemer på lignende atomkraftværker, især om hændelsen ved atomkraftværket. Davis-Bess atomkraftværk [135] . Retssagen endte i 1983 med underskrivelsen af en forligsaftale, hvorefter Babcock og Wilcox blev enige om at betale $37 millioner i servicerabatter for dekontaminerings- og brændstoffjernelsesarbejde ved nødstrømsenheden [136] . Derudover blev GPU'en sagsøgt for fire milliarder dollars mod selve den amerikanske nuklearreguleringskommission. Den nukleare regulator blev anklaget for at undlade at identificere relevante mangler ved godkendelsen af anlæggets design, såvel som for at undlade at bringe erfaringerne fra Davis-Bess-hændelsen til administrationen af de resterende anlæg med Babcock- og Wilcox-reaktorer [137] [138] . Denne påstand blev afvist af domstolene i alle instanser [139] .
NPP-ejeres ansvar for skader forårsaget som følge af mulige ulykker er reguleret af amerikansk lovgivning. I henhold til Price-Anderson Act af 1957 betaler hvert selskab, der ejer et atomkraftværk, forsikringspræmier til den amerikanske nuklear forsikringspulje , hvorfra betalinger foretages til ofrene [140] . I alt blev der i forbindelse med ulykken på Three Mile Island-atomkraftværket udbetalt 71 millioner dollars både til erstatning til ofrene selv og til betaling af relaterede erstatningsomkostninger [141] . Heraf var de største betalinger i henhold til mindelige aftaler (forudgående). Dette er 20 millioner dollars betalt i 1981 på krav fra iværksættere og enkeltpersoner, der led tab på grund af evakuering eller tvungen nedetid; 5 millioner dollars til at etablere en fond til forskning i de medicinske og psykologiske virkninger af ulykken; 14,25 millioner dollars betalt i 1985 til ofre, der rapporterede psykisk eller fysisk skade fra stråling [142] [143] [144] [145] . Omtrent 2.000 yderligere krav, for hvilke der ikke var nogen forlig, blev endeligt afvist i 2002 af den amerikanske appeldomstol for det tredje kredsløb på grund af manglen på afgørende beviser for sundhedsskade som følge af en radioaktiv udslip [146] [ 146] 147] .
Som et resultat af ulykken blev nukleart brændsel smeltet, og stationens lokaler og udstyr var betydeligt forurenet med radioaktive stoffer. For at bringe stationen til en sikker stabil tilstand var det nødvendigt:
Efter det naturlige henfald af de kortlivede isotoper af xenon og jod, var den eneste radioaktive gas til stede i betydelige mængder (ca. 46.000 Ci) under indeslutningen krypton-85 (halveringstid er 10 år). Baseret på inertiteten af krypton-85, som ikke er involveret i biologiske kæder, og manglen på tilstrækkeligt effektive metoder til at fange det, blev det besluttet at sprede det i atmosfæren, hvilket blev udført i løbet af juni 1980 ved ventilation af de forseglede skal [148] .
For første gang efter ulykken varierede strålingsdosishastigheden i stationens hjælpelokaler fra 50 mR/h til 5 R/h, og i en lukket indkapsling fra 225 mR/h til 45 R/h [149] . Mange rum kunne ikke kommes ind uden åndedrætsværn , og indeslutningsbypass krævede et autonomt åndedrætssystem og flere lag beskyttelsesbeklædning. Hovedmålet med dekontaminering var at reducere niveauet af eksponering for skadelige strålingsfaktorer til rimeligt opnåelige værdier, hvilket gjorde det muligt sikkert at udføre arbejde med at fjerne brændsel fra reaktoren [150] . Det meste af arbejdet blev udført efter traditionelle metoder - ved at vaske og fjerne radioaktive stoffer fra overflader. Men overfladerne på lokalerne, der var forurenet med et højaktivt kølemiddel, skulle dekontamineres ved at afhugge et lag beton og vakuum fjerne det resulterende støv. I nogle rum, hvis forurening ikke tillod folk at arbejde i dem, blev der brugt fjernstyret udstyr - robotter, der udførte lignende arbejde [151] .
En af lektionerne af det udførte arbejde var, at dekontamineringen i en forseglet skal mislykkedes. På trods af alle anstrengelser var strålingseffekten i 1982 kun faldet med 22% sammenlignet med 1980, med 17% på grund af isotopers naturlige henfald. I de store mængder af indeslutningen var det praktisk talt umuligt at kontrollere genkontaminering af tidligere rensede overflader på grund af luftbåren transport af radioaktive stoffer, der blev genvundet fra arbejdet på de nye lokaliteter. Som et resultat blev der vedtaget en strategi for at reducere personaledoser ved at afskærme de mest forurenede genstande og bedre planlægning af ruter og omhyggelig tilrettelæggelse af arbejdet [152] .
Da reaktorkernen blev ødelagt, var det umuligt at bruge standardmidlerne til at udvinde brændstof. En speciel drejeskive blev bygget over reaktoren, hvorpå der var installeret manipulatorer, som gjorde det muligt at udføre forskellige operationer for at fjerne kernematerialer. Disse spændte fra simple gribere til mere komplekse mekanismer til skæring, boring eller hydraulisk opsamling af brændstoffragmenter. Arbejdet med udvinding af kernematerialer begyndte den 30. oktober 1985 [153] , efter at reaktordækslet var fjernet.
En af overraskelserne var den høje og hurtigt voksende turbiditet af vandet i det primære kredsløb (i februar 1986 oversteg sigtbarheden ikke 5 centimeter). Dette fænomen skyldtes den hurtige stigning i antallet af mikroorganismer efter fjernelse af reaktorlåget og følgelig udluftningen af vandet og tilstedeværelsen af skarp belysning. En anden kilde til forurening var kolloid suspension , primært dannet af metalhydroxider . Denne gylle indeholdt partikler så fine, at de ikke kunne renses effektivt med eksisterende filtre. Først i januar 1987, takket være brugen af hydrogenperoxid til at dræbe mikroorganismer og brugen af koagulanter til at kontrollere suspensionen, var det muligt at reducere vandets turbiditet til under 1 MU ( turbiditetsenhed ) [154] .
Først bestod arbejdet i at samle og fjerne affald fra toppen af kernen. Dette fortsatte indtil april 1986, hvor den øverste blokering blev demonteret og en fast skorpe af størknet smelte blev fundet under den. Yderligere arbejde blev udført ved hjælp af en borerig, som gjorde det muligt at ødelægge brændstofmassen i fragmenter egnet til transport [155] . I november 1987 var stort set alle rester af brændstofpatronerne blevet fjernet [156] . Imidlertid akkumulerede en betydelig mængde smelte og affald under de nedre distributionsgitre i reaktorens indre. Det blev besluttet at afskære alle ristene helt til bunden af reaktorbeholderen. Arbejdet blev udført under en 12 meter lang vandsøjle ved hjælp af plasmaskæring [157] . Fjernelsen af brændstof fra stationen blev officielt afsluttet i 1990 [158] . Alt udvundet brændstof blev pakket i specielle beholdere og sendt til Idaho National Laboratory til bortskaffelse.
Under ulykken og under dens afvikling blev der dannet store mængder (op til 8700 m³) radioaktivt vand. Dette vand blev renset for radionuklider ved hjælp af ionbytter- og zeolitfiltre , hvorefter det opfyldte alle standarder og kunne udledes i Susquehanna-floden. Dette blev dog forbudt på grund af protesterne fra befolkningen i de byer, der ligger nedstrøms for floden [159] . Som en alternativ løsning blev der bygget et to-trins vandfordampningsanlæg , ren damp (inklusive 1020 Ci eller 37.740 GBq [160] [Note 6] tritium, som er praktisk talt umulig at adskille) blev spredt i atmosfæren, og den resulterende rest indeholdende 99,9% urenheder, opløst i vand, størknet og bortskaffet som lavaktivt affald [162] .
Fast radioaktivt affald genereret under afviklingen af ulykken, såsom for eksempel filtermaterialer, der absorberede al den radioaktive forurening fra det behandlede vand, blev hovedsageligt begravet i US Ecology ( Richland, Washington ) [163] og EnergySolutions ( Barnwell, South Carolina ) [164] .
De samlede omkostninger for hele komplekset af værker beløb sig til omkring en milliard amerikanske dollars [165] . Dette beløb blev indsamlet fra flere kilder: fra bidraget fra ejeren af anlægget - holding General Public Utiles ($367 millioner), forsikringsbetalinger ($306 millioner), bidraget fra andre virksomheder i nuklearindustrien ($171 millioner), føderale offentlige finanser (76 millioner dollars) og skatter fra staterne New Jersey og Pennsylvania (42 millioner dollars) [128] .
Siden 1993 har enhed 2 af Three Mile Island NPP været i den såkaldte "bevarelse under overvågning"-tilstand. Det betyder, at [166] :
I stationens lokaler er der stadig en øget strålingsbaggrund, hovedsagelig på grund af resterne af forurening i form af langlivede isotoper af strontium-90 og cæsium-137 , der er tilbage på overfladerne af udstyr og bygningsstrukturer. Også en lille mængde brændstofpartikler forblev i dele af udstyret, der var svære at fjerne, og i tykkelsen af betonen, hvor de trængte ind med det primære vand [167] .
Den endelige afvikling af kraftenheden var planlagt sammen med den første NPP-enhed efter afslutningen af dens drift i 2034 [168] . Men på grund af urentabiliteten af den videre drift af stationen og Pennsylvanias myndigheders afvisning af at subsidiere atomkraftværket, blev den endelig stoppet i september 2019 [169] [170] [171] . I december 2020 blev enhed 2 overdraget [172] til EnergySolutions, et atomkraftværks dekommissioneringsvirksomhed, der allerede har gjort betydelige fremskridt med at nedlukke Zion NPP . Omkostningerne ved arbejdet med at fjerne den anden kraftenhed i Three Mile Island NPP er anslået til $1,26 milliarder [173] .
Kommentarer
Kilder
| Strålingsulykker | |
|---|---|
| INES 7 | |
| INES 6 |
|
| INES 5 |
|
| INES 4 |
|
| Andet |
|