Incidentul Three Mile Island
| Accident nuclear din Three Mile Island | |
|---|---|
| Nivelul 5 al accidentului nuclear ( INES ) | |
 | |
| Tip | Eliberarea radiațiilor |
| Data | Miercuri , 28 martie 1979 4:00 |
| Loc | Three Mile Island, Londonderry |
| Stat |  Statele Unite |
| Coordonatele | 40 ° 09'12 "N 76 ° 43'31" W / 40,153333 ° N 76,725278 ° W |
| Urmări | |
| Mort | niciunul în momentul accidentului |
| Rănit | niciunul în momentul accidentului |
Accidentul din Three Mile Island a fost o prăbușire parțială a miezului care a avut loc lacentrala nucleară de pe insula cu același nume din comitatul Dauphin , Pennsylvania , la 28 martie 1979 . A fost cea mai gravă nucleare accident din Statele Unite ale Americii [1] , și a dus la eliberarea unor cantități mici de radioactive gaze și de iod radioactiv în mediul înconjurător.
Fabrica a fost atât deținută, cât și operată de General Public Utilities și Metropolitan Edison (Met Ed). Reactorul implicat în accident, Unitatea 2, a fost un reactor de apă sub presiune (PWR) fabricat de Babcock & Wilcox . [2]
Accidentul s-a produs exact la ora 04:00 miercuri, 28 martie 1979 , când reactorul avea 97% putere. Accidentul a început în circuitul secundar de refrigerare, cu blocarea fluxului de alimentare la generatoarele de abur. Acest bloc a condus, în principal de răcire circuitul miezului, la o creștere considerabilă a presiunii lichidului de răcire, determinând mai întâi deschiderea unei PORV eliberare supapă situat pe presurizare și apoi „ Scram “ (oprirea de urgență a reactorului de mijloace de inserare a barelor de control). În acest moment, supapa de deblocare nu s-a închis, iar operatorii nu și-au dat seama de problemă, de asemenea, deoarece nu a existat nicio indicație a poziției reale a supapei în instrumentație. Astfel, circuitul primar de răcire a fost golit parțial și căldura reziduală a miezului reactorului nu a putut fi eliminată. Ca urmare, nucleul radioactiv a fost grav deteriorat . Operatorii nu au putut diagnostica corect ce se întâmplă și să reacționeze corespunzător. Instrumentele slabe din camera de control și instruirea inadecvată s-au dovedit a fi principalele cauze ale accidentului.
În timpul accidentului a avut loc o topire parțială periculoasă a miezului și, prin urmare, au fost raportate unele daune foarte grave; unitatea 2 a fost închisă și este încă sub monitorizare astăzi, în așteptarea unor viitoare acțiuni de demontare .
Lanțul evenimentelor
În 10 secunde de la oprirea SCRAM, supapa de eliberare ar fi trebuit să se închidă din nou. Acest lucru nu s-a întâmplat și a existat o scurgere de agent frigorific, clasificabilă drept incident de scurgere mică a lichidului de agent frigorific LOCA . Operatorii au crezut din greșeală că PORV s-a închis, deoarece comanda de închidere a fost trimisă la supapă. Cu toate acestea, nu au existat dovezi reale ale închiderii supapei.
Pentru a răspunde la scurgerea agentului frigorific, pompele de înaltă presiune ale sistemelor frigorifice de urgență au injectat automat apă în circuitul primar, care în același timp a continuat să scurgă agent frigorific din PORV-ul deschis. În acest fel, însă, presiunea din circuitul primar a rămas ridicată, împreună cu nivelul din presurizor, în timp ce nivelul din miezul reactorului a continuat să scadă. Într-un reactor PWR , presiunea apei este foarte importantă, deoarece este menținută la niveluri ridicate pentru a preveni fierberea ; pe de altă parte, nivelul apei din presurizator este, de asemenea, fundamental pentru controlul reactorului: un nivel prea ridicat în presurizator nu ar permite controlul presiunii sistemului, care ar tinde să crească, determinând ruperea sistemului de răcire.
Operatorii au răspuns prin reducerea debitului de apă din sistemul de urgență de înaltă presiune. Antrenamentul lor a inclus că nivelul apei presurizatorului a fost singura indicație fiabilă a cantității de apă de răcire din sistem. Pe măsură ce nivelul presurizatorului crește, ei au presupus că primarul este prea plin cu apă. Antrenamentul lor a necesitat ca primarul să nu fie 100% complet sau să fi pierdut controlul asupra presiunii din sistem.
Aburul dinainte și apa de după au fost colectate într-un rezervor de scurgere. Când aceasta a atins presiunea de 13 bari, discul de rupere s-a rupt. În acest moment s-a pierdut integritatea circuitului primar. O parte din apă a început să curgă în sistemul de izolare și a fost îndepărtată automat de pompele de drenaj, trimitând lichidul către clădiri auxiliare care nu au fost concepute pentru a găzdui fluide contaminate. [3]
Ca urmare a scăderii presiunii, s-a format abur în sistemul primar de refrigerare al reactorului. Prezența aburului a provocat vibrații puternice în pompe ( cavitație ). Deoarece vibrațiile ar fi putut deteriora pompele și le-ar fi putut face inutilizabile, operatorii au decis să le oprească. Acest lucru a dus la supraîncălzirea miezului reactorului (operatorii credeau că sistemul de răcire este plin de apă datorită indicației de presiune ridicată din circuit). Cu toate acestea, deoarece apa de răcire a reactorului s-a evaporat din cauza scăderii presiunii și a fost pierdută și de PORV-ul deschis, miezul reactorului a fost expus, rezultând o supraîncălzire suplimentară. Tijele de combustibil au fost deteriorate și materialul radioactiv conținut în ele a contaminat apa din circuitul primar.
La 6:22, operatorii au închis supapa de blocare între supapa de aerisire și presurizator. Această acțiune a oprit scurgerea agentului frigorific. Cu toate acestea, prezența aburului și a gazelor supraîncălzite a împiedicat fluxul lin al apei prin sistemul de răcire al reactorului.
În cursul dimineții, operatorii au încercat să mărească fluxul de apă în sistemul de răcire al reactorului pentru a condensa bulele de vapori care împiedicau fluxul lin al apei de răcire. După-amiaza, operatorii au încercat să scadă presiunea din sistemul de răcire pentru a încerca să stabilizeze situația.
Seara, operatorii au început să injecteze apă de înaltă presiune în sistemul de răcire al reactorului pentru a crește presiunea și pentru a reduce bulele de abur și hidrogen . La 19:50 pe 28 martie, răcirea forțată a reactorului a fost restabilită. Condensaseră vaporii astfel încât pompele să funcționeze fără vibrații excesive.
Gazele radioactive din sistemul de răcire a reactorului se acumulaseră în partea superioară a vasului (primul container al miezului reactorului).
Hidrogenul acumulat, fiind extrem de ușor, se colectase în partea superioară a reactorului. În perioada 30 martie - 1 aprilie, operatorii au eliminat periodic hidrogenul prin deschiderea supapei de aerisire de pe presurizatorul sistemului de răcire a reactorului. O vreme, oficialii Autorității de Reglementare (NRC) au crezut că balonul de hidrogen ar putea reprezenta un pericol de explozie, cu efecte dezastruoase evidente asupra integrității sistemului de izolare.
Oprire la rece
După o lună de așteptare, pe 27 aprilie operatorii au stabilit circulația lichidului de răcire prin convecție naturală: miezul reactorului a fost astfel răcit prin mișcarea convecției naturale a apei, mai degrabă decât prin pompare mecanică. Centrala a intrat în faza de „ oprire la rece ”.
Demontarea plantei
Au fost necesari 13 ani de muncă pentru finalizarea recuperării unității 2. Începute în august 1979 , acestea s-au încheiat în decembrie 1993 , la 3 ani de la sfârșitul planului de recuperare a zonei elaborat în 1979 . În faza finală, combustibilul și coriul estimat la peste 100 de tone au fost îndepărtate și tratate complet din octombrie 1985 până în aprilie 1990 la un cost de aproximativ 975 milioane de dolari: acum sunt depozitate în containere de oțel ( canistre ) la laboratoare. sub proprietatea și controlul Departamentului SUA pentru Energie [4] . Partea rămasă a site-ului este monitorizată activ de la siguranța sa și nu sunt prevăzute alte modificări cel puțin până în 2034, anul în care este planificată oprirea definitivă a celeilalte unități încă în funcțiune, numărul unu, inactivă pentru întreținerea obișnuită. ( realimentare) în fazele agitate ale accidentului din martie 1979. Nu există în prezent operațiuni semnificative la fața locului, doar supravegherea și întreținerea: demontarea unității 1 a fost inițial planificată pentru 2014 la sfârșitul celor patruzeci de ani de activități, dar deja în 2009 , CNR, în acord cu operatorul uzinei, a decis să o amâne până în 2034, la 55 de ani de la accidentul unității 2, pentru a putea fi realizat împreună cu cel al celui de-al doilea cost (2036) recalculat ca din 31 decembrie 2009 de 836,9 milioane USD, în timp ce fondul disponibil în prezent este de 576,8 milioane USD [4] .
Notă
- ^ (EN) Backgrounder on the Three Mile Island Accident on nrc.gov. Adus la 31 martie 2014 ( arhivat la 25 ianuarie 2019) .
- ^ Giovanni Zagni, The Three Mile Island Incident , pe ilpost.it , il Post , 29 martie 2014. Adus 31 martie 2014 ( arhivat 2 aprilie 2014) .
- ^ Lombardi .
- ^ A b (EN) Three Mile Island - Unit 2 , pe nrc.gov, USNRC, 19 iulie 2018. Accesat la 30 septembrie 2019 ( depus la 11 ianuarie 2015).
Bibliografie
- Carlo Lombardi, Centrale nucleare , Milano, CUSL, 2007, ISBN 978-88-8132-479-8 .
Elemente conexe
- Sindromul chinezesc
- Raportul Rasmussen
- Reactor nuclear cu apă sub presiune
- Dezastrul de la Cernobîl
- Fukushima Dai-ichi dezastru
Alte proiecte
-
Wikimedia Commons conține imagini sau alte fișiere despre incidentul Three Mile Island
linkuri externe
- ( EN ) Three Mile Island Incident , în Encyclopedia Britannica , Encyclopædia Britannica, Inc.
