Awaria reaktora w Harrisburgu

Zdzisław Celiński
docent doktor habilitowany nauk technicznych, Instytut Badań Jądrowych w Świerku

 (Tekst ze starych Problemów, szkoda by zniknął)

W końcu marca 1979 r. w elektrowni jądrowej Three Mile Island (TMI) pod Harrisburgiem w stanie Pensylwania, USA, wydarzyła się najcięższa z dotychczasowych awaria reaktora energetycznego. Jaki był jej przebieg i jaki będzie miała wpływ na dalszy rozwój energetyki jądrowej?

 

Elektrownia wyposażona jest w dwa reaktory (oznaczenie: TMI-1 i TMI-2). Pierwszy blok, TMI-1 pracuje bez większych kłopotów od września 1974 r., drugi – TMI-2 został uruchomiony w końcu grudnia 1978 r. Oba reaktory typu najbardziej dzisiaj w świecie rozpowszechnionego – PWR, zostały zbudowane przez jedną z trzech największych amerykańskich firm produkujących reaktory: Babcock and Wilcox Co. Ich właścicielem i eksploatatorem jest towarzystwo energetyczne Metropolitan Edison Co. Moc bloku TMI-2 wynosiła 900 MW. Z reaktorem (parametry wody: 320°C, 15,3 MPa) sprzężone są dwie wytwornice pary i turbina (297°C, 6,3 MPa). Obieg pierwotny jest zamknięty w powłoce bezpieczeństwa, składającej się ze szczelnej powłoki stalowej, obudowanej powłoką z betonu sprężonego. Rdzeń reaktora zawiera 82 t UO2 o średnim wzbogaceniu 2,57%, zamkniętego w prętach paliwowych, zgrupowanych w 177 kasetach (w każdej kasecie 208 prętów). Uproszczony schemat elektrowni przedstawiono na ryc. 1. Objaśnijmy krótko jej działanie.

 

Rys. 1. Uproszczony schemat elektrowni Three Mile Island 2: 1 – rdzeń reaktora, 2 – główna pompa cyrkulacyjna, 3 – generator pary, 4 – turbina parowa, 5 – stabilizator ciśnienia, 6 – zbiornik ciśnieniowy reaktora, 7 – zbiornik upustowy, 8 – membrana, 9 – akumulator wodny, 10 – zawór bezpieczeństwa, 11 – zawór upustowy, 12 – zawór odcinający, 13 – wysokociśnieniowa pompa wodna, 14 – nisko ciśnieniowa pompa wodna, 15 – pompa ścieków, 16 – zbiornik ścieków, 17 – zbiornik wodny, 18 – zawór odcinający, 19 – studzienka ściekowa, 20 – kondensator, 21 – pompa zasilająca, 22 – pompa zasilająca układu pomocniczego, 23 – zawór odcinający, 24 – wieża chłodnicza, 25 – para, 26 – woda zasilająca, 27 – obudowa bezpieczeństwa.

 

Wyzwalane w rdzeniu (1) w wyniku reakcji rozszczepienia ciepło podgrzewa wodę, w której jest zanurzony rdzeń. Chłodniejsza woda, napędzana główną pompą cyrkulacyjną (2), wpływa pod rdzeń; gorętsza woda wypływa znad rdzenia do generatora pary (3); na schemacie pokazano dla uproszczenia tylko jeden z dwóch generatorów pary. W obiegu pierwotnym (obieg I) musi panować tak duże ciśnienie (około 15 MPa), aby woda chłodząca nawet przy wysokiej temperaturze (około 320°C) nie odparowywała. W generatorze pary ciepło przekazywane jest wodzie obiegu wtórnego (obieg II), w którym panuje znacznie niższe ciśnienie (około 6 MPa) – stąd woda w nim odparowuje. Para napędza turbinę (4), następnie skrapla się w kondensatorze (dzięki specjalnemu obiegowi chłodzenia) i jako woda zasilająca przepompowywana jest z powrotem do wymiennika ciepła. Ciśnienie w I obiegu stabilizowane jest przez stabilizator ciśnienia (5). Poduszka pary nad wodą w stabilizatorze, której wielkością można sterować (przez dodatkowe podgrzewanie elektryczne wody lub wtrysk wody chłodniejszej) wyrównuje zmiany objętości wody w I obiegu.

 

Przebieg awarii

 

O godz. 4.00 (t=0, początek awarii; w dalszym ciągu czasy występowania kolejnych wydarzeń liczone będą od początku awarii) nad ranem w dniu 28 marca zostały wyłączone pompy w głównym systemie zasilania w wodę obiegu wtórnego wytwornicy pary (A – por. ryc. 1). Wyłączenie nastąpiło awaryjnie, prawdopodobnie w wyniku uszkodzenia systemu demineralizacji. W przypadku takiej awarii przewidziano automatyczne włączenie pomocniczego systemu zasilania w wodę. Okazało się jednak, że system ten nie może być uruchomiony, gdyż ręcznie uruchamiane zawory, w które jest on wyposażony (B – ryc. 1), zostały zamknięte w czasie sprawdzania systemu na kilka dni przed awarią. Przerwanie odbioru ciepła z reaktora w wyniku przerwy w dopływie wody do generatora pary w II obiegu wywołało natychmiastowy (w czasie kilku sekund) wzrost temperatury i ciśnienia (do 16,2 MPa) w obiegu pierwotnym. Dało to sygnał do otwarcia zaworu (t=9 sek.) upustowego w stabilizatorze ciśnienia (C) oraz do automatycznego wyłączenia reaktora (t=12 sek.). Woda z obiegu pierwotnego zaczęła się przelewać do zbiornika upustowego, umieszczonego również wewnątrz obudowy bezpieczeństwa (D). Zawór upustowy po spełnieniu swojej roli nie dał się zamknąć, doprowadzając do ciągłego ubytku wody z obiegu pierwotnego.

Uszkodzenie to przekształciło się w awarię wskutek jednoczesnego wypadnięcia pomp zasilających w wodę II obieg i niemożności uruchomienia pomocniczego systemu zasilania w wodę.

Ubytek wody doprowadził do spadku ciśnienia w I obiegu poniżej 11 MPa. Reakcja rozszczepienia w rdzeniu była już w tym czasie przerwana wskutek opuszczenia prętów bezpieczeństwa. Nadal jednak pozostało potężne źródło ciepła w postaci promieniowania pochodzącego z rozpadu krótkożyciowych produktów rozszczepienia i aktywizacji; nagromadziły się one w prętach paliwowych w czasie pracy reaktora. Tzw. ciepło powyłączeniowe musi być odprowadzane z rdzenia jeszcze przez stosunkowo długi czas po wyłączeniu reaktora. Bezpośrednio po wyłączeniu reaktora wynosi ono około 7% mocy cieplnej (tj. w reaktorze TMI-2, o mocy cieplnej 2770 MW, wynosiło około 200 MW). Zmniejsza się ono jednak bardzo szybko (ryc. 2); szczególnie w pierwszym okresie po wyłączeniu – po 10 sek. spada do około 5%, po 1 godzinie do około 1,5%, później przez wiele godzin wartość jego wynosi około 1%. Warto przy tym pamiętać, że dla odbierania 1 MW mocy cieplnej trzeba odparowywać 0,5 kg wody w każdej sekundzie.

 

Ryc. 2. Zmniejszanie się ciepła powyłączeniowego z czasem (ciepło powyłączeniowe wyrażone w procentach mocy cieplnej reaktora).

 

Po 2 minutach (t=2 min.) włączyły się automatycznie dwie wysokociśnieniowe pompy (E) układu awaryjnego zalewania rdzenia. Gdy personel zauważył gwałtowny wzrost wskaźnika poziomu wody w stabilizatorze, wyłączył ręcznie obie pompy (pierwszą t=4,5 min., drugą t=10,5 min.). Wzrost ten był jednak spowodowany głównie wrzeniem objętościowym w całym I obiegu (w wyniku obniżenia się ciśnienia) i wypychaniem wody do stabilizatora. Po upływie kilku minut, gdy obniżył się poziom wody w stabilizatorze ciśnienia, obsługa włączyła ponownie (t=12 min.) wysokociśnieniowe pompy układu awaryjnego zalewania rdzenia.

Wskutek ciągłego dopływu wody do zbiornika upustowego zaczęło wzrastać w nim ciśnienie; przy ciśnieniu 1,3 MPa nastąpiło przerwanie (t=15 min.) membrany zamykającej zbiornik i wylanie około 800 m3 radioaktywnej wody I obiegu do obudowy bezpieczeństwa. Zebrała się ona w studzienkach ściekowych w podłodze budynku. Samoczynnie włączona już wcześniej (t=7,5 min.) pompa (F) zaczęła ją przepompowywać do zbiornika w budynku pomocniczym. W czasie awarii typu LOCA[1] przewiduje się automatyczne odcięcie przez zawory wszystkich połączeń między urządzeniami wewnątrz obudowy bezpieczeństwa a układami zewnętrznymi. Odcięcie następuje po przekroczeniu we wnętrzu obudowy bezpieczeństwa określonego poziomu ciśnienia. Ze względu na ograniczony przelew ze zbiornika upustowego (odpowiadający „małej” awarii typu LOCA) ciśnienie nie wzrosło na tyle, żeby wyzwolić sygnał do „odcięcia” obudowy bezpieczeństwa. Wypełnienie i przelanie zbiornika w budynku pomocniczym spowodowało uwolnienie rozpuszczonych w wodzie radioaktywnych gazów poprzez system wentylacyjny budynku do atmosfery (filtry zatrzymały większość jodu, ale nie były w stanie zatrzymać ksenonu i kryptonu).

Po około 1,5 godz. (t=1,5 h) operator wyłączył główne pompy cyrkulacyjne I obiegu w obawie przed ich uszkodzeniem wskutek wibracji wywołanych kawitacją. Pracujące pompy przepompowywały wodę z dolnej części generatora pary (usytuowanej poniżej rdzenia reaktora) do zbiornika reaktora. Po ich wyłączeniu część wody ze zbiornika reaktora spłynęła do generatora pary, zbierając się w jego dolnej części – rdzeń reaktora został przy tym częściowo odkryty. Para wytwarzana z zebranej w dolnej części rdzenia wody chłodziła górą część rdzenia w stopniu wystarczającym, żeby nie dopuścić do jego stopnienia, zbyt słabo jednak, żeby zapobiec jego przegrzaniu. Przegrzanie części elementów paliwowych doprowadziło do ich rozszczelnienia i uwolnienia części radioaktywnych produktów rozpadu.

Rozpoczęła się reakcja chemiczna między cyrkonem (zawartym w materiale koszulki prętów paliwowych) a wodą (parą wodną). Polega ona na intensywnym utlenianiu cyrkonu tlenem odebranym z cząstek wody, z jednoczesnym uwalnianiem wodoru. Tworzenie się poduszki wodorowej w najwyżej położonych punktach obwodu pierwotnego (w górnej części generatora pary i kolanach rurociągów doprowadzających do niego wodę – G) utrudniało coraz bardziej wypływ pary ze zbiornika reaktora do generatora pary. Naturalny obieg chłodzący para-woda uległ przerwaniu. W wytworzonym obiegu naturalnym woda w rdzeniu odparowywała, para przechodziła do generatora, gdzie skraplała się; kondensat przepływał znów do zbiornika reaktora (pomocniczy system zasilania w wodę II obiegu został uruchomiony w czasie t = 8 min.) W ten sposób ciepło było odbierane z rdzenia. Po przerwaniu tego obiegu jedyną drogę odbioru ciepła z reaktora stanowił wypływ pary przez stabilizator ciśnienia.

Dopiero po upływie około 2,3 godz. (t=2,3 h) zamknięto wypływ wody ze stabilizatora przez zamknięcie zaworu odcinającego. Wskutek braku naturalnego obiegu chłodzenia ciśnienie w I obiegu wzrosło tak, że zawór bezpieczeństwa na stabilizatorze ciśnienia wielokrotnie się otwierał, upuszczając parę do wnętrza obudowy bezpieczeństwa, a wraz z nią produkty rozszczepienia, które dostały się do wody chłodzącej z uszkodzonych elementów paliwowych.

Dopiero po około 5 godz. (t=5 h) ciśnienie w obudowie bezpieczeństwa wzrosło na tyle (do 0,13 MPa), że nastąpiło „odcięcie” budynku reaktora (zawór H został zamknięty i przerwane zostało odpompowywanie wody).

Po około 10,5 godziny (t=10,5 h) ciśnienie w zbiorniku reaktora spadło dostatecznie, aby akumulator wodny (K) mógł zostać opróżniony do zbiornika reaktora. Akumulator zawiera zimną wodę pod ciśnieniem poduszki azotowej 4 MPa. Gdy w obiegu pierwotnym ciśnienie spada poniżej 4 MPa, woda ze zbiornika automatycznie zalewa rdzeń. W następnych godzinach próbowano uruchomić niskociśnieniowy system zalewania rdzenia (L). Wysiłki nie zostały uwieńczone powodzeniem z powodu zbyt wysokiego jeszcze ciśnienia w zbiorniku reaktora. Po około 16 godzinach (t=16 h) uruchomiono jedną z głównych pomp cyrkulacyjnych w obiegu jednego z generatorów pary (drugi został już wcześniej wyłączony z powodu stwierdzonego powstania nieszczelności). Od tej chwili obieg cieplny został ustabilizowany.

Następnego dnia stwierdzono obecność poduszki gazowej pod kopułą zbiornika reaktora (M). Dalsze obniżanie ciśnienia w I obiegu mogło grozić rozdęciem poduszki gazowej i przerwaniem przez nią obiegu wody chłodzącej, a nawet odsłonięciem rdzenia. Jednocześnie istniała obawa, że powstający w wyniku radiolizy w zbiorniku reaktora tlen wytworzy z wodorem zawartym w poduszce gazowej mieszaninę wybuchową. Ta ostatnia obawa była – jak się później okazało – bezpodstawna, gdyż powstający tlen natychmiast rekombinował z wodorem, tworząc cząstki wody. Poduszkę gazową, składającą się głównie z wodoru, usuwano stopniowo przez wtryskiwanie wody z obiegu pierwotnego do stabilizatora ciśnienia. Wodór, który przy wysokim ciśnieniu dobrze rozpuszcza się w wodzie, uwalniany był w stabilizatorze ciśnienia i stopniowo upuszczany do obudowy bezpieczeństwa. Po kilkudziesięciu godzinach stężenie wodoru w obudowie bezpieczeństwa sięgało 2,3%. Zmniejszano je stopniowo za pomocą specjalnych rekombinatorów (urządzenia do kontrolowanej rekombinacji wodoru i tlenu w cząstki wody) do 1% przez około 2 tygodnie. Ilość wytworzonego wodoru pozwalała przypuszczać, że duża część rdzenia przez stosunkowo długi czas była chłodzona parą zamiast wodą.

Po kilku dniach ustabilizowały się warunki cieplne w rdzeniu przy parametrach: temperatura nieco ponad 200°C, ciśnienie około 7 MPa. 11 kwietnia pompy zostały wyłączone – obieg przeszedł do naturalnego systemu chłodzenia.

 

Skutki awarii

 

Dotychczasowa analiza przebiegu awarii i związanych z nią wydarzeń wykazała, że awaria została wywołana jednoczesnym wystąpieniem splotu nieszczęśliwych okoliczności – niesprawności urządzeń technicznych, błędnych decyzji operatorskich, niedostatków kierownictwa. Niektórzy wyrażają opinię, że była ona skutkiem sabotażu i domagają się wdrożenia śledztwa prowadzonego pod tym kątem widzenia – są to jednak opinie odosobnione, dotychczasowy przebieg dochodzeń ich nie potwierdza.

Skutki awarii należy rozpatrywać w wielu płaszczyznach: radiologicznych, politycznych, prawnych, ekonomicznych, technicznych.

Awaria w TMI-2, podobnie i jak inne dotychczasowe awarie reaktorów energetycznych, nie pociągnęła za sobą ofiar w ludziach. Dotyczy to zarówno personelu elektrowni, jak i mieszkańców okolic reaktora,

Sumaryczne radiacyjne oddziaływanie na otoczenie było stosunkowo niewielkie, gdyż przeważająca część radioaktywności została zatrzymana przez obudowę bezpieczeństwa, a uwolniony jod zatrzymany został w większej części przez filtry powietrza. Według danych amerykańskiego Departamentu Zdrowia i rządowych instytucji nadzorujących pracę reaktorów (Nuclear Regulatory Commission) oszacowano, że jedna osoba spoza personelu elektrowni otrzymała sumaryczną dawkę w wysokości około 80 mrem w ciągu 5 dni (co w przybliżeniu odpowiada dawce uzyskiwanej przez pacjenta w czasie dwóch prześwietleń rentgenowskich płuc). W okolicach Harrisburga dawka roczna od naturalnego promieniowania („tła”) wynosi ponad 100 mrem. Te same oficjalne źródła oszacowały, że wśród ludności zamieszkałej w okolicy reaktora (w promieniu 80 km) w wyniku uwolnień podczas awarii substancji radioaktywnych do atmosfery należy się liczyć z jednym dodatkowym przypadkiem raka w ciągu następnych 40 lat. W warunkach normalnych w tym samym czasie na tym obszarze statystyka pozwala spodziewać się 200 000 przypadków raka.

Trzy osoby z zatrudnionego w elektrowni personelu otrzymały dawki nieco wyższe od 3 rem, gdy próbowały odwodnić budynek pomocniczy. Jest to dawka niższa od dopuszczalnej sumarycznej rocznej dawki dla personelu elektrowni (5 rem).

Ponieważ do atmosfery uwalniane były przede wszystkim radioaktywne gazy szlachetne (ksenon i krypton) nie ma niebezpieczeństwa, aby mogły się one gromadzić w organizmach i oddziaływać na nie przez długi czas. Gazy szlachetne nie oddziałują z organizmami ani chemicznie, ani biologicznie i dawka uzyskiwana przez organizmy powstaje głównie przez bezpośrednie napromieniowanie z przepływającego obłoku gazu. Po jego przejściu promieniowanie znika; aktywność obłoku zmniejsza się szybko w wyniku jego rozcieńczenia w powietrzu oraz wskutek rozpadu radioaktywnego. Wykryto wprawdzie w próbkach mleka ślady radioaktywnego jodu, ale wartości radioaktywności były tu 600-krotnie niższe niż dopuszczone w USA, a 10-krotnie niższe niż wartości mierzone w USA po ostatnich chińskich próbach z bronią jądrową.

Wewnątrz obudowy bezpieczeństwa stwierdzono bardzo wysoki poziom radioaktywności (do 30 000 rem/h), który jednak nie wywołał żadnych efektów w okolicy elektrowni, gdyż substancje radioaktywne zamknięte były wewnątrz szczelnej obudowy. Pomiary wykonane bezpośrednio na zewnątrz obudowy bezpieczeństwa wykazały stosunkowo niski poziom radioaktywności (1 do 5 mrem/h). Pomiary wykonane 10 i 11 kwietnia w kilkunastu punktach na obszarze o promieniu 4 km wokół elektrowni wykazały poziom radioaktywności 0,01 do 0,03 mrem/h, przy czym średnia dawka od tła wynosiła w tej okolicy 0,01 mrem/h. Wysoki poziom radioaktywności wewnątrz obudowy bezpieczeństwa wywołany był głównie krótkożyciowymi radionuklidami. Po kilku tygodniach główną rolę grały jod-131 i ksenon- 133, których okresy półrozpadu wynoszą 8 i 5 dni.

Wstępne oceny przewidują, że dekontaminacja, wymiana rdzenia i ponowne uruchomienie reaktora TMI-2 potrwa rok do dwóch lat. Koszty odkażenia budynku i urządzeń, rzędu kilku milionów dolarów, nie będą dużą pozycją w porównaniu z kosztami elektrowni (około 1 miliarda dolarów) i strat, jakie ponosi firma w wyniku postoju reaktora (około 0,4 miliona dolarów dziennie).

Najbardziej poważne ujemne skutki awarii dadzą się odczuć w sferze politycznej i społecznej. Sądząc po reakcjach dotknąć one mogą najbardziej Europę Zachodnią i Japonię, w nieco mniejszej mierze Stany Zjednoczone. Społeczeństwo amerykańskie wydaje się zbyt przywiązane do swego standardu życiowego, jest bardziej otwarte na nowoczesną technikę i bardziej świadome konieczności rozwojowych i potrzeb społecznych. Dowodzą tego -wyniki referendów sprowokowanych przed kilku laty przez przeciwników energetyki jądrowej, które wypadły na ich niekorzyść (około ⅔ głosów za energetyką jądrową). Interesujące, że pomimo ogromnego rozgłosu, jaki środki masowego przekazu nadały awarii w Harrisburgu, oraz ogromnego nasilenia kampanii propagandowej ze strony przeciwników energetyki jądrowej, społeczeństwo amerykańskie „wie swoje”. Instytut Gallupa przeprowadził w dniach 6-9 kwietnia br. sondaż opinii publicznej (1322 osoby) i dorównał z wynikami podobnego sondażu z roku 1976: 63% zapytanych uważało dalszą budowę elektrowni jądrowych za potrzebną (w roku 1976 – 71%), 65% było przeciwnych zamknięciu wszystkich elektrowni jądrowych w Stanach Zjednoczonych, jak domagali się tego przeciwnicy energetyki jądrowej.

Pomimo to należy się liczyć z poważnymi utrudnieniami w dalszym rozwoju energetyki jądrowej w Stanach Zjednoczonych. Nie zostanie na pewno zahamowana tendencja do wydłużania czasu budowy elektrowni jądrowych (w Stanach Zjednoczonych od 5 lat w przeszłości do 10-12 lat obecnie). Tak długi okres budowy powodują głównie trwające latami procesy uzgadniania i uzyskiwania zezwoleń od władz lokalnych i instytucji odpowiedzialnych za bezpieczeństwo i ochronę środowiska. Przed awarią w Harrisburgu prezydent Carter zaangażował się w akcję na rzecz skrócenia tego procesu. Dzisiaj wydaje się, że trudności z uzyskiwaniem zezwoleń powiększą się, a czas ich uzyskiwania raczej się wydłuży, niż skróci.

Zmniejszenie tempa rozwoju energetyki jądrowej w wielu krajach zachodnich, a – być może – w niektórych krajach nawet całkowite jej zahamowanie, stworzy tym krajom poważne problemy gospodarcze odbijające się negatywnie na całej ich ekonomice. Najbardziej jednak dotknięte będą prawdopodobnie najbiedniejsze kraje. Trzeciego Świata, pozbawione surowców paliwowych. Przy ograniczonej podaży ropy naftowej zmniejszenie tempa rozwoju energetyki jądrowej zwiększy popyt na ropę i spowoduje wzrost jej ceny. Ropa wykupywana będzie przez najbogatsze kraje rozwinięte, które mogą sobie jeszcze na to pozwolić. Zacofanie techniczne i bankructwo gospodarcze najbiedniejszych krajów Trzeciego Świata ulegnie dalszemu pogłębieniu.

W ocenie przebiegu awarii z technicznego punktu widzenia, szczególną satysfakcją może napawać fakt, że pomimo splotu niekorzystnych okoliczności, niesprawności technicznej urządzeń, niedoskonałości rozwiązań projektowych, oczywistych błędów operatorskich – system bezpieczeństwa funkcjonował właściwie i nie dopuścił do stopienia rdzenia. Reaktor został schłodzony, nikt nie poniósł szkody na zdrowiu. Dla projektantów systemów bezpieczeństwa reaktorów awaria była bardzo „pożyteczna”, gdyż pozwoliła na sprawdzenie w praktyce, w szczególnie niekorzystnych okolicznościach, wszystkich systemów bezpieczeństwa reaktora. Wymyślone przez projektantów systemy bezpieczeństwa mogą być najbardziej skutecznie ulepszane i rozwijane w konfrontacji z praktyką. Nikt jednak nie odważyłby się przeprowadzić celowo podobnych testów. Okazało się bowiem, że dotychczasowe systemy bezpieczeństwa można jeszcze i należy ulepszyć i poprawić. Reaktory jądrowe po doświadczeniach awarii w Harrisburgu będą więc pracowały bezpieczniej.

Dzisiaj już wiemy, że wypadek w elektrowni TMI-2, chociaż był najpoważniejszym w historii energetyki jądrowej, nie był nawet w przybliżeniu tak groźny, jak przedstawiły go środki masowego przekazu. Skrupulatne badania przebiegu awarii wykazały, że w żadnej chwili nie groziło niebezpieczeństwo ani stopienia rdzenia, ani wybuchu gazowego. Rozgłos, jaki awarii nadały środki masowego przekazu, przeciwnicy energetyki jądrowej i niektórzy politycy, nie pozostaje w żadnej proporcji do technicznej wagi tego incydentu.

Zdzisław Celiński


[1] Loss Of Coolant Accident – najcięższy z branych pod uwagę typ awarii, który może prowadzić do stopienia rdzenia; wywołany jest rozerwaniem rurociągu w I obiegu reaktora.

Reklamy
Ten wpis został opublikowany w kategorii Uncategorized. Dodaj zakładkę do bezpośredniego odnośnika.

Jedna odpowiedź na „Awaria reaktora w Harrisburgu

  1. Jerzy M pisze:

    Koszt wydobycia i przetransportowania stopionego rdzenia reaktora (na teren rzadowego laboratorium) i zabezpiecznia bloku do 1994 roku wyniosł ponad 970 mln dolarow. Z tym stopionym rdzeniem trzeba bedzie predzej czy pozniej cos zrobic co znow bedzie kosztowało….

Skomentuj

Wprowadź swoje dane lub kliknij jedną z tych ikon, aby się zalogować:

Logo WordPress.com

Komentujesz korzystając z konta WordPress.com. Wyloguj / Zmień )

Zdjęcie z Twittera

Komentujesz korzystając z konta Twitter. Wyloguj / Zmień )

Facebook photo

Komentujesz korzystając z konta Facebook. Wyloguj / Zmień )

Google+ photo

Komentujesz korzystając z konta Google+. Wyloguj / Zmień )

Connecting to %s