Wypadek w elektrowni jądrowej Three Mile Island – wypadek jądrowy, który wydarzył się 28 marca 1979 r., kiedy to nastąpiło częściowe stopienie rdzenia w drugim reaktorze (TMI-2) elektrowni jądrowej Three Mile Island, na wyspie o tej samej nazwie. Przypadek ten opisywany jest jako najpoważniejszy wypadek w Stanach Zjednoczonych w historii komercyjnych reaktorów jądrowych. Jest to też najpoważniejszy wypadek w historii, jakiemu uległ reaktor typu PWR.
Elektrownia atomowa jest położona na sztucznej wyspie o powierzchni 3,29 km² 16 km od miasta Harrisburg (stolicy stanu Pensylwania), zamieszkanego przez 50 tys. osób. W odległości 8 km od elektrowni mieszkało w czasie wypadku 25 tys. osób.
Wypadkiem zajmowały się różne agencje (federalne, stanowe i lokalne), które usiłowały określić stopień zagrożenia, wyjaśnić przyczyny awarii (przez dłuższy czas nie zostały rozwikłane wszystkie niejasności) oraz orzec, czy pobliska ludność powinna była zostać ewakuowana.
Obsługa zdołała utrzymać kontrolę nad reaktorem, a żadna z osób nie została napromieniowana w stopniu zagrażającym zdrowiu. Wypadek miał jednak poważne ekonomiczne i społeczne konsekwencje, na co nałożył się – oprócz awarii – proces dekontaminacji, który okazał się powolny i kosztowny.
Wypadek TMI-2, zwany potocznie Three Mile Island, przyczynił się do spadku publicznego poparcia wykorzystania energii jądrowej, a w wyniku późniejszej awarii w Czarnobylu obawy przed podobnym przypadkiem w USA i w innych krajach wzrosły. Od tego zdarzenia aż do roku 2013 (Vogtle) w Stanach nie podjęto budowy nowych elektrowni jądrowych (o zastosowaniach komercyjnych). Elektrownie zbudowane wcześniej (po pewnych usprawnieniach) nadal są w użyciu.
Budowa Reaktory TMI, z których jeden uległ uszkodzeniu, były reaktorami typu PWR, w których chłodziwem i moderatorem jest zwykła woda pod wysokim ciśnieniem. Wskutek wysokiego ciśnienia wody w reaktorze (15 MPa) temperatura wrzenia wynosi około 340 °C. Woda w obiegu pierwotnym ma temperaturę mniejszą od jej temperatury wrzenia i pozostaje w stanie ciekłym. Chłodziwo jest kierowane do generatora pary, w którym ogrzewa obieg główny (wtórny) – wodę pod mniejszym ciśnieniem zmieniając ją w parę. Standardowo w reaktorach tego typu stosowano ciśnienie około 6 MPa (około 60 at) i temperaturę 275 °C. Para wodna kierowana jest do turbiny, gdzie rozpręża się, następnie do kondensatora pary, w którym skrapla się, po czym w formie ciekłej jest zawracana do wytwornicy pary.
thumb|380px|Uproszczona budowa bloku energetycznego TMI-21. Reaktor, 2. Rdzeń, 3. Stabilizator ciśnienia, 4. Zawór bezpieczeństwa, 5. Generator pary, 6. Pompa, 7. Osłona biologiczna, 8. Turbina, 9. Generator, 10. Skraplacz, 11. Pompa rezerwowa
Przebieg awarii – skrót Zawór bezpieczeństwa, po swej aktywacji i doprowadzeniu do spadku ciśnienia do prawidłowego poziomu, nie zamyka się; zdarzenie to nie jest też rejestrowane przez czujniki, Niezamknięcie zaworu powoduje dalsze obniżanie ciśnienia, co wywołuje intensywne wrzenie wody, Powstająca para wodna powoduje silnie egzotermiczną reakcję cyrkonu z parą; reaktor nagrzewa się do temperatury 2760 °C i zaczyna się topić; wydziela się wodór i tlen, Gromadzący się w osłonie biologicznej wodór ulega samozapłonowi, następuje pożar niszczący urządzenia elektrowni.
Szczegóły wypadku Wypadek dotyczył reaktora TMI-2 (TMI-1 był w tym czasie wyłączony w celu załadowania paliwa) i rozpoczął się, gdy główna pompa systemu tłoczącego kondensat do generatora pary uległa awarii dokładnie o 4:00 nad ranem 28 marca 1979.
Rzeczywisty powód wystąpienia usterki nie został precyzyjnie określony. Przypuszcza się, iż woda dostała się do przewodów pneumatycznych kontrolujących przepływ wody przez pompę poprzez filtry. W pierwszym momencie próbowano przywrócić pompę do pracy, jednak bez rezultatu.
Zatrzymanie obiegu wody w systemie wymiany ciepła spowodowało, iż generator pary nie mógł oddawać ciepła z obiegu pierwotnego do wtórnego. Z powodu braku dopływu pary turbina wyłącza się.
Momentalnie, wskutek nieodbieranego z układu ciepła, w układzie reaktora nastąpiło podgrzanie chłodziwa do temperatury przekraczającej punkt wrzenia. Wydzielająca się para wodna zwiększała ciśnienie w układzie reaktora.
Aby zabezpieczyć układ przed przekroczeniem dopuszczalnego ciśnienia, zawór bezpieczeństwa położony na szczycie stabilizatora ciśnienia otworzył się. Zawór ten powinien ulec zamknięciu, gdy ciśnienie spadnie do dopuszczalnego poziomu, co jednak nie nastąpiło.
Po spadku ciśnienia do poziomu optymalnego czujniki w centrali wykazały, iż zawór jest zamknięty. Ale czujnik nie wskazywał rzeczywistego stanu zaworu, a jedynie obecność impulsu elektrycznego zamykającego zawór, co zostało zinterpretowane jako fakt zamknięcia się zaworu. Bezpośredni czujnik stanu zaworu bezpieczeństwa został wyeliminowany z oryginalnego projektu z powodów oszczędnościowych. Po incydencie w TMI został on dodany do wszystkich podobnego typu elektrowni. W rezultacie tego błędu konstrukcyjnego zawór pozostał otwarty, powodując dalszy spadek ciśnienia w wodnym systemie chłodzenia reaktora. Operatorzy nie rozpoznali usterki jako „przypadek utraty chłodziwa” (utrata ciśnienia była równoważna utracie optymalnych warunków chłodziwa), ponieważ wskazania dotyczące poziomu wody w reaktorze były niejednoznaczne – jednoczesny spadek ciśnienia oraz wysoki poziom chłodziwa w reaktorze. Tymczasem wystąpił problem z rezerwowym systemem obiegu wody (rezerwa systemu głównego). Trzy pomocnicze pompy rozpoczęły pracę automatycznie po zatrzymaniu pompy głównej obiegu kondensatu, lecz dwa z trzech zaworów umożliwiających obieg były zamknięte, tym samym wciąż uniemożliwiły zaopatrzenie generatora pary w odpowiednią ilość wody.
System rezerwowy był testowany 42 godziny przed wypadkiem. Część procedury testowej wymagała zamknięcia zaworów pomp rezerwowych, lecz miały one zostać otwarte po zakończeniu procedury, czego nie zrobiono.
W późniejszym czasie komisja prezydencka zażądała od FBI śledztwa, mającego wyjaśnić, czy pozostawienie zaworów zamkniętych nie było aktem sabotażu.
Zamknięcie zaworów pomp rezerwowych wykryto 8 minut od zaistnienia pierwszej awarii. Po ich otwarciu obieg rezerwowy natychmiast uzupełnił braki wody w generatorze pary. Brak zaopatrzenia w wodę obiegiem rezerwowym przez 8 minut nie spowodował nasilenia się skutków awarii, a jedynie wprowadził zamieszanie wśród operatorów centrali. Przywrócenie obiegu wody pomocniczej nie unormowało sytuacji. Ciśnienie w obiegu głównym dalej ulegało obniżaniu w wyniku otwartego zaworu bezpieczeństwa, co spowodowało również spadek temperatury wrzenia wody. Tym samym w układzie reaktora zaczęła pojawiać się para wodna pochodząca od wrzącego radioaktywnego chłodziwa pod niższym (niż robocze) ciśnieniem. Zbiornik pomocniczy, mający za zadanie skraplać wydzielające się pary radioaktywnego chłodziwa z wciąż otwartego zaworu bezpieczeństwa, powoli wypełniał się skroplinami, a po jego przepełnieniu skropliny zalały studzienki ściekowe w budynku reaktora, powodując alarm o 4:11.
Alarm ten, wyższe wskazania temperatury i ciśnienia niż normalne w przewodzie spustowym zaworu bezpieczeństwa oraz nienormalnie wysoka temperatura i ciśnienie wewnątrz osłony budynku zostały zignorowane przez operatorów reaktora.
O 4:15 membrana przepełnionego zbiornika pomocniczego pękła, a skropliny radioaktywnego chłodziwa (ponad 11 m³) zaczęły wylewać się do osłony budynku. Skażone chłodziwo było odpompowywane do pomieszczeń pomocniczych, aż do zatrzymania pomp ściekowych o 4:39. Po około 8 minutach od wzrostu temperatury (5:20 rano), z uwagi na niskie ciśnienie pompowanej wody uległa ona kawitacji w pompie głównego obiegu. W wyniku tego pompa została wyłączona, a obieg wody w systemie – według założeń operatorów reaktora – miał się odbywać naturalnie (grawitacyjnie).
Woda, przestając cyrkulować w obiegu reaktora, zaczęła szybko odparowywać. Po 130 minutach od pierwszej usterki, górna część rdzenia reaktora została odsłonięta przez obniżający się w wyniku odparowywania poziom wody.
Ilość produkowanego ciepła gwałtownie się zwiększała wskutek postępującej reakcji między parą powstającą w reaktorze a cyrkonowymi okładzinami prętów paliwowych. Reakcja ta, uszkadzając osłonę, spowodowała zwiększenie radioaktywności krążącego chłodziwa, a pod wpływem wydzielającego się ciepła rdzeń reaktora osiągnął temperaturę 2760 °C i zaczął się topić. Wysoka temperatura w reaktorze spowodowała też rozkład pary wodnej na tlen i wodór.
Około 6 rano nastąpiła zmiana robocza w elektrowni. Nowa grupa zauważyła, iż temperatura w stabilizatorze ciśnienia jest za wysoka. Technicy otworzyli zawór rezerwowy w celu odpowietrzenia chłodziwa i zamknęli zawór bezpieczeństwa, ale w wyniku przecieku na zaworze około 950 m³ radioaktywnego chłodziwa dostało się już do budynku reaktora.
Po 165 minutach czujniki promieniowania wykrywają znaczne podwyższenie radioaktywności – poziom promieniowania wody w układzie reaktora przekroczył 350 razy dopuszczalny dla normalnych środowisk, cały budynek reaktora (blok TMI-2) został poważnie skażony. O 7:00 ogłoszono lokalny alarm w elektrowni, a o 7:24 stan zagrożenia. Radio w Harrisburgu podało wiadomość o problemach w elektrowni o 8:25, a prasa podała stan zagrożenia o godzinie 9:00. Obsługa nie zdawała sobie sprawy, iż poziom wody obiegu głównego jest zbyt niski, a rdzeń reaktora w ponad połowie jest odsłonięty. Kilku pracowników odczytało dane bezpośrednio z termopar reaktora, a po około siedmiu godzinach od alarmu do obiegu głównego wpompowano wodę, uzupełniając jej ilość do bezpiecznego poziomu. Zawór bezpieczeństwa otworzył się, obniżając ciśnienie gazów w obiegu.
Po około dziewięciu godzinach, prawdopodobnie w wyniku zamykania się zaworu bezpieczeństwa, zgromadzony wodór w osłonie budynku uległ samozapłonowi, fakt ten jednak pozostał niemal niezauważony przez obsługę, która huk eksplozji utożsamiła ze spięciem.
Po około 16 godzinach pompa obiegu głównego chłodziwa podjęła pracę, a temperatura rdzenia zaczęła się obniżać. Znaczna część rdzenia uległa stopieniu, a całe pomieszczenie reaktora pozostało silnie radioaktywne. W następnym tygodniu niwelowania skutków awarii para wodna i pozostały wodór zostały usunięte z pomieszczenia reaktora poprzez odpowietrzenie bezpośrednio do atmosfery.
Do środowiska przedostało się 13 milionów kiurów (około 480*1015 bekereli) w formie radioaktywnych wyziewów. W gazach odlotowych stwierdzono niewielką ilość niebezpiecznego jodu-131, mogącego kumulować się w tarczycach. Stopione paliwo jądrowe nie wydostało się na zewnątrz reaktora, jak to jest pokazane w Chińskim syndromie. Mimo stopienia około 1/3 rdzenia, sama obudowa reaktora nie uległa stopieniu czy rozszczelnieniu, a stopione paliwo w całości pozostało wewnątrz reaktora.
Następstwa Przeciętna dawka, jaką w wyniku napromieniowania otrzymała ludność w obrębie 16 km od elektrowni wynosiła około 8 mR, a dla pojedynczych przypadków 100 mR. Dla porównania dawka 8 mR (milirentgen) odpowiada dawce otrzymanej podczas prześwietlenia rentgenowskiego. 100 mR odpowiada 1/3 rocznej dawki naturalnego promieniowania podłoża.