Головна

Аварія на АЕС Three Mile Island

  1. A house on Long Island
  2. Actress in England. There are only three people who bring money into the
  3. At three in the afternoon, and to pick him up with his own car, nothing hot. Now
  4. B) Complete the sentences, using the words from Ex. 3. a). Three of them are used twice. The first one is done for you.
  5. C) Match the words in three columns to make complete sentences.
  6. CHAPTER V. THREE BROKEN THREADS
  7. D) Find homonyms in Text of Unit Three.

Аварія на АЕС Three Mile Island є найбільшою аварією на реакторах водоводяного типу. Вона також є запроектної аварією, пов'язаної з руйнуванням активної зони реактора.

28 березня 1979 року приблизно о 4 год. Сталася зупинка конденсаторного насоса, що подає воду з конденсаторів в турбінний зал (тобто стався збій в системі відводу тепла в другому контурі реактора). Це призвело до зупинки головних живильних насосів парогенератора, які в іншому випадку були б зневоднені, за чим, в свою чергу, пішла зупинка турбіни. Ця ситуація є звичайним порушенням нормального режиму, для ліквідації якого необхідно виконати відповідні процедури, передбачені регламентом. Щоб зрозуміти, чому цього не сталося, необхідно розглянути всі фази аварії.

Фаза 1. Зупинка турбіни (0-6 хв.). Згідно з інструкцією були відкриті клапани для скидання пари в конденсатор і включені допоміжні живильні насоси. Порушення режиму подачі живильної води в парогенератори призвело до зменшення тепла, що відводиться від першого контуру. Головні циркуляційні насоси продовжували працювати і підтримувати потік теплоносія через активну зону. Але тиск теплоносія в першому контурі реактора почала зростати, оскільки тепло, що виділяється в активній зоні (ланцюгова реакція поділу в якій ще тривала) вже не могло повністю відводитися через парогенератори. Це призвело до відкриття запобіжного клапана з механічним приводом, так званого розвантажувального клапана, встановленого у верхній частині компенсатора тиску. Однак цього виявилося недостатньо, щоб відразу знизити тиск, і воно продовжувало зростати. Спрацьовування клапана відбулося між 4-й і 6-й секундами після зупинки турбіни, а підвищення тиску тривало до 8-ї секунди. У цей момент по сигналу системи захисту реактора, відбулося автоматичне введення стрижнів регулювання в активну зону, в результаті чого ланцюгова реакція негайно припинилася. Всі дії автоматичної системи регулювання на цьому етапі аварії були штатними і реактор був зупинений. Однак в активній зоні тривало виділення тепла за рахунок залишкового тепловиділення.

На 13-й секунді тиск, тепер уже знижується, зменшилася до величини, при якій має відбуватися автоматичне закриття розвантажувального клапана. Однак клапан не закрите. Це стало наступним відмовою, що привів до розвитку аварії. Подальший розвиток подій нагадував проектну аварію при малому розриві трубопроводу. Через залишився відкритим розвантажувальний клапан почала відбуватися втрата теплоносія першого контуру. Всі три допоміжних насоса другого контуру продовжували працювати, але не дивлячись на це рівень води в парогенераторах падав і вони почали осушуватися. Це пояснювалося тим, що в дійсності вода не надходила в парогенертори, оскільки вентилі на трубопроводах, що з'єднують парогенератори з допоміжними насосами, були перекриті. Вони були закриті за деякий час до початку аварії для планових випробувань і ненавмисно залишені в цьому положенні. Контрольні лампочки на пульті управління, які сигналізують про закриття клапанів, були завішені табличками.

Таким чином, на першому етапі аварії, відбулося вихідне подія і два паралельних відмови. Реактор позбувся ефективних засобів охолодження і енергія могла приділятися тільки за рахунок викиду води і пара через незакритий клапан. Такий спосіб відведення тепла можна вважати задовільним. Через хвилину після початку аварії різниця температур теплоносія в гарячому і холодному трубопроводах продовжувала швидко зменшуватися, бо свідчить про осушенні парогенераторів. Тиск в контурі реактора також продовжувало падати. Приблизно в цей же времяч рівень води в компенсаторі тиску почав швидко зростати. Через 2 хв. 4 с. Тиск в першому контурі впало до рівня аварійної позначки і сталося автоматичне включення системи аварійного охолодження активної зони, яка почала подавати в перший контур холодну борованої воду. Тим часом рівень води в компенсаторі тиску продовжував зростати. У зв'язку з цим було висловлено занепокоєння, що в результаті триваючого збільшення рівня води в першому контурі за рахунок подачі її системою аварійного охолодження над рівнем води в компенсаторі тиску може не залишитися пара і буде втрачено ефективний засіб регулювання тиску в системі. Фактично, в такому випадку перший контур мав би повністю заповнитися водою. Подальший аналіз показав, що підвищення рівня води в компенсаторі тиску було викликано двома причинами - спочатку через розширення води при її розігріві, а потім внаслідок кипіння в деяких частинах контуру. Однак під час аварії оператори, стурбовані підвищенням рівня води в компенсаторі тиску і впевнені, що відбувається його заповнення системою аварійного охолодження, через 4 хв. 38 з відключили один з насосів системи аварійного охолодження; інші ж насоси продовжували працювати з неповною продуктивністю.

Фаза 2. Втрата теплоносія (6-20-а хв.). На 6-й хвилині компенсатор тиску повністю заповнився водою. Тиск в дренажному резервуарі реактора почало швидко зростати і через 7 хв. 43 з насос дренажної системи реакторного будівлі був переключений на перекачування води з дренажної системи в різні резервуари для рідких відходів, розташовані в допоміжних будівлях. Таким чином, вода з незначним рівнем радіоактивності була перекочений з-під захисної оболонки під допоміжні будівлі. Ця процедура характерна для конструкції реактора на цій станції, в більшості інших конструкторських розробок така перекачування автоматично блокується при включенні аварійної системи охолодження.

На 8-й хвилині оператори виявили, що парогенератори осушені. Перевірка показала, що хоча допоміжні живильні насоси працюють, проте вентилі на відповідних трубопроводах перекриті. Оператори відкрили вентилі, і живильна вода почала надходити в парогенератори, в результаті чого температура води в першому контурі почала падати. Хоча подальший аналіз аварії показав, що основну роль у розвитку аварії відіграло заїдання розвантажувального клапана.

Аварійна з система охолодження на 10-й хв 24 с включалася на повну потужність, однак потім знову була зупинена і включена на 11-й хв., Але не на повну потужність. Кількість води, що подається в реактор системою аварійного охолодження, не компенсував витік через розвантажувальний клапан, так що загальна кількість води в першому контурі продовжувала зменшуватися. Прмерно на 11-й хв. показник рівня води в компенсаторі тиску знову повернувся на шкалу і почав показувати зменшення рівня. На 15-й хв вилетів запобіжний диск дренажного резервуара реактора і гаряча вода хлинула в оболонку реактора, що призвело до підвищення в ній тиску. Тепер теплоносій випливав з першого контуру під оболонку, надходив в дренажну систему оболонки і перекачувався продовжують працювати насосами дренажної системи у допоміжну будівлю.

На 18-й хв. Датчики вентиляційної системи зафіксували різке збільшення радіоактивності. Це збільшення активності відбулося в результаті викиду слаборадіоактивних теплоносія першого контуру, а не через пошкодження палива. У цей час тиск в реакторі продовжувало падати.

Фаза 2. Продовження падіння тиску (20 хв. - 2 год.). Між 20-й хв. і 1 ч. З початку аварії параметри реакторних систем стабілізувалися. На 38-й хвилині було зупинено насоси дренажної системи реакторного будівлі, перекачати до цього моменту у допоміжну будівлю приблизно 30 м3 води. Перенесення радіоактивних речовин в зв'язку з цим був, однак, відносно малий, оскільки відкачування припинили до того, як відбулося серйозне пошкодження палива.

На 1 ч. 14 хв. через сильну вібрацію, низького тиску в системі і малої витрати теплоносія були зупинені головні циркуляційні насоси (ГЦН) однієї з двох петель реактора. Це створило сприятливі умови для поділу рідкої і парової фази теплоносія в петлі, щов подальшому ускладнило циркуляцію. О 1 год. 40 хв. з тих же причин були зупинені ГЦН другої петлі. Оператори очікували, що встановиться природна циркуляція. Однак, через наявність в обох петлях порожнин цього не сталося. Подальший аналіз показав, що до цього моменту було втрачено близько двох третин запасу води в першому контурі. Коли були зупинені ГЦН, то рівень води знаходився приблизно на 30 см над верхньою частиною активної зони. В результаті залишкового тепловиділення вода швидко випаровувалася і почалося оголення і розігрів активної зони, що створило умови для її пошкодження.

Фаза 4. Розігрів активної зони (2-3 ч. 30 хв.). Через 2 год. 18 хв. після початку аварії оператори закрили запірний вентиль, розташований послідовно з розвантажувальним клапаном, положення якого було для операторів неясним. Хоча сигнальна лампочка на пульті управління показувала на спрацьовування соленоїда, який повинен був закрити клапан, однак безпосередніх вказівок на те, що він знаходиться в закритому стані, не було. Можна сказати, що характерною особливістю даної аварії була нездатність персоналу з'ясувати, що в результаті залишився в відкритому стані розвантажувального клапана відбувається великий витік теплоносія з реактора. Однак навіть в цей момент, використовуючи систему інжекції високого тиску для підвищення тиску в реакторі, ймовірно, можна було б покласти край аварійному розвитку подій.

Слідом за закриттям запірного вентиля, тиск в першому контурі реакторв почала зростати. На 2 ч. 55 хв. після виявлення в трубопроводі, яка з'єднує контур реактора з системою очищення, високої радіоактивності, на АЕС було оголошено аварійний стан. До цього моменту значна частина активної зони оголилася і перебувала при високій температурі. Це призвело до пошкодження палива, виходу летких продуктів поділу та утворення водню в результаті викликаного при високих температурах взаємодії ціркалоевих оболонок паливних елементів і пара.

Приблизно в цей же час були зроблені спроби запустити головні циркуляційні насоси. Один з насосів пропрацював 19 хв., Проте був знову виключений внаслідок кавітації і вібрації. Максимальна температура палива була досягнута незабаром після 3 ч. З початку аварії. На 3 год. 20 хв. повторне включення системи інжекції високого тиску дозволило швидко припинити розігрів активної зони, і почалося її одночасне затоплення і охолодження.

Приблизно через 3 год. 30 хв. після початку аварії було оголошено загальне аварійне становище, оскільки в реакторному будівлі, допоміжному приміщенні і будівлі перевантаження палива швидко підвищувався рівень радіоактивності.

Фаза 5. Припинення аварії. (4 ч.-16 ч.) Наступні 12 ч. Оператори, за допомогою системи інжекції води високого, низького тисків і ГЦН, займалися відновленням охолодження активної зони, що вдалося повноцінно виконати лише до 15 год. 51 хв. з початку подій.

Фаза 6. Видалення водневого міхура. (1-8 днів). В результаті реакції цирконію з парою утворилося близько 100 кг водню над активною зоною. Це створило вибухонебезпечну обстановку. Однак за допомогою системи очищення теплоносія газ вдалося відвести в зливний резевруар і поступово (протягом 30 днів) випустити в атмосферу через систему вентиляції.




АЕС з реактором БН-600 | перспективні АЕС | Вибір місця для розташування АЕС | Екологічний контроль за діяльністю АЕС | Джерела надходження радіоактивних продуктів АЕС в навколишнє середовище | Тритій, вуглець-14 і криптон | Аварії на АЕС | Гіпотетична аварія на реакторі ВВЕР | Типова послідовність подій для аварії на водоохолоджуваному реакторі з розплавленням АЗ | Важка аварія на швидкому реакторі, охлаждаемом жідкометалліческім теплоносієм |

© 2016-2022  um.co.ua - учбові матеріали та реферати