Gaśnienie pożaru reaktora jądrowego – Wyzwania i metody

Awaria reaktora jądrowego, która może prowadzić do pożaru lub stopienia rdzenia, następuje, gdy ciepło generowane w rdzeniu reaktora przez reakcje jądrowe nie zostaje odprowadzone przez układ chłodzenia. W konsekwencji w przynajmniej jednym elemencie paliwowym reaktora temperatura osiąga punkt topnienia. Termiczna przyczyna awarii odróżnia ją od innych uszkodzeń elementów paliwowych, które mogą mieć inne źródła. Zrozumienie mechanizmów powstawania takich zdarzeń oraz metod ich zapobiegania i zwalczania jest kluczowe dla bezpieczeństwa jądrowego.

Przyczyny i mechanizmy awarii reaktorów jądrowych

Do stopienia rdzenia reaktora jądrowego może dojść w wyniku utraty chłodzenia, utraty parametrów pracy przez czynnik chłodniczy lub niekontrolowanego wzrostu mocy termicznej reaktora. W niektórych rodzajach reaktorów, przyczyną może być także bezpośredni pożar w rdzeniu. W elektrowniach jądrowych generatory prądu elektrycznego są napędzane parą wodną ogrzewaną ciepłem powstającym w rdzeniu reaktora jądrowego. Ciepło to jest odbierane z elementów paliwowych, w których zachodzi kontrolowana reakcja łańcuchowa, poprzez czynnik roboczy obiegu chłodzenia reaktora. Jeśli ciepło nie jest odbierane z reaktora w odpowiednim tempie, temperatura elementów paliwowych może osiągnąć ich temperaturę topnienia.

Utrata chłodzenia

W awarii utraty chłodziwa (AUCh) następuje fizyczna utrata czynnika chłodzącego (wody, gazu, ciekłego metalu) lub sposobu zapewnienia jego wystarczającego przepływu. W niektórych typach reaktorów taka awaria jest powiązana z awarią utraty ciśnienia. W reaktorach wodnych ciśnieniowych (PWR) awaria taka może spowodować także powstanie bąbli pary wodnej (blokady parowej) w rdzeniu, poprzez nadmierne ogrzewanie wody chłodzącej lub wcześniejszą awarię utraty ciśnienia chłodziwa. W reaktorach chłodzonych gazem (GCR, AGCR) awaria utraty wymuszonego obiegu (tzw. LOFC - loss of forced circulation) nie prowadzi do utraty ciśnienia, a chłodzenie reaktora jest zapewnione konwekcyjnym obiegiem gazu w układzie chłodzenia.

Utrata ciśnienia chłodziwa

W awarii utraty ciśnienia dochodzi do spadku ciśnienia chłodziwa bez możliwości jego powrotu do wartości nominalnej. Może to doprowadzić do zmniejszenia efektywności odbioru ciepła z reaktora (w przypadku chłodzenia gazem), a w reaktorach PWR - do powstania bąbli pary wodnej otaczających elementy paliwowe i posiadających właściwości izolacyjne. W takim wypadku ciśnienie wymagane do wywołania zapaści bąbla może przekraczać wartości ze specyfikacji projektowej reaktora, przynajmniej do czasu schłodzenia reaktora. W reaktorach z wodą wrzącą (BWR) zjawisko obniżenia ciśnienia może zostać wywołane celowo, aby umożliwić włączenie układu awaryjnego chłodzenia reaktora (**UACR**).

Niekontrolowany wzrost mocy

Jest to nagły impulsowy wzrost mocy cieplnej reaktora przekraczający wartości nominalne, spowodowany nagłym wzrostem reaktywności reaktora. Niekontrolowany wzrost mocy może nastąpić przy zmianie parametrów pracy reaktora prowadzących do wzrostu współczynnika powielania neutronów w reakcjach jądrowych zachodzących w elementach paliwowych. Do takiej sytuacji może doprowadzić niewłaściwa manipulacja prętami kontrolnymi reaktora albo nagłe zmiany właściwości moderatora, np. jego gwałtowne odparowanie.

Pożar w rdzeniu reaktora

W niektórych typach reaktorów może dojść do zapłonu elementów rdzenia i stopienia elementów paliwowych. Pożar może nastąpić w reaktorach z moderatorem grafitowym (w kontakcie z powietrzem) lub w reaktorach chłodzonych ciekłym sodem. Grafit gromadzi również **energię Wignera**, która może doprowadzić do przegrzania i zapalenia się grafitu, tak jak miało to miejsce w przypadku pożaru w Windscale. Reaktory typu PWR są niewrażliwe na taką awarię.

Proces stopienia rdzenia - Etapy i zagrożenia

Aby mogło dojść do uszkodzenia reaktora lekkowodnego, tj. wykorzystującego zwykłą wodę jako chłodziwo i moderator, musi nastąpić jedna lub wiele awarii prowadzących do zatrzymania odprowadzania ciepła z reaktora, czyli dojść do awarii utraty chłodzenia i odsłonięcia rdzenia. Następuje wówczas awaria (lub ręczne wyłączenie, jeśli istnieje taka możliwość) **Układu Awaryjnego Chłodzenia Reaktor**a (**UACR**). Układ ten ma za zadanie szybko schłodzić rdzeń do bezpiecznej temperatury i nie dopuścić do maksymalnej awarii projektowej. W każdym bloku reaktora istnieje od 2 do 4 kopii takiego systemu, niezależnych od siebie, a każdy z osobna jest w stanie spełnić zadanie stawiane UACR. Przykładem wystąpienia pierwszej okoliczności była awaria w Three Mile Island w 1979 roku, gdzie obsługa wyłączyła UACR, nie wiedząc, że zawór bezpieczeństwa stabilizatora parowego zaciął się w pozycji otwartej, doprowadzając do upustu pary i wody chłodzącej.

W przypadku awarii reaktory lekkowodne zaprojektowane są do automatycznego przeprowadzenia, tzw. operacji **SCRAM**, czyli natychmiastowego pełnego włożenia prętów kontrolnych do rdzenia reaktora (zatrzymanie reakcji jądrowych) i włączenia UACR. Czynności te drastycznie obniżają moc termiczną reaktora i opóźniają ewentualne odkrycie rdzenia, definiowanego jako niecałkowite zanurzenie elementów paliwowych w czynniku chłodzącym. W przypadku małego wycieku i AUCh, gdy nie dochodzi do awaryjnego zalania rdzenia, do odkrycia rdzenia może dojść po około 1 godzinie od zaistnienia uszkodzenia.

Jeśli pompy chłodziwa nie działają, górna część rdzenia znajdzie się w środowisku pary wodnej i zacznie się rozgrzewać. Jeśli pompy działają, rdzeń będzie chłodzony mieszaniną dwufazową (woda i para wodna) do momentu, aż cała woda chłodząca ulegnie odparowaniu. Gdy zabraknie mieszaniny woda-para wodna, lub ubytek wody nie będzie kompensowany, pręty paliwowe będą nagrzewały się w środowisku pary wodnej, w tempie 0,3-1 °C/s. Ciepło to pochodzi głównie z pastylek paliwa jądrowego. W temperaturze 600 °C zaczyna dochodzić do reakcji pary wodnej z cyrkonem: Zr + 2H₂O → ZrO₂ + 2H₂ + 6420 kJ/kgZr. Tylko przy krótkich czasach utleniania (10-20 minut) warstwa ZrO₂ działa jako warstwa ochronna blokująca dalsze utlenianie. Przepisy bezpieczeństwa wymagają, by układy bezpieczeństwa zapewniały, że temperatura koszulki nie przekroczy 1200 °C w żadnej sytuacji awaryjnej. W ciągu następnych 30 minut szczytowa temperatura rdzenia może osiągnąć około 1100 °C. Gdy zniekształcenia paliwa i koszulki doprowadzą do zetknięcia się koszulki z pastylką paliwową, dochodzi także do reakcji ditlenku uranu (UO₂) z cyrkonem (Zr).

Utlenianie się cyrkonu w parze wodnej i w kontakcie z ditlenkiem uranu powoduje zmiany struktury koszulki i wzrost jej kruchości, bezpośrednią przyczyną tego jest przemiana fazowa cyrkonu, z β-Zr na α-Zr(O), czyli stabilizowaną tlenem. W temperaturze 1200 °C do osiągnięcia pełnej kruchości wystarcza około 30 minut. Odkształcenia osłon elementów paliwowych, tzw. wydymanie, mogą powodować zburzenie lub zablokowanie przepływu chłodziwa w części rdzenia. Na tym etapie dostarczenie odpowiedniej ilości wody do rdzenia powstrzyma postępowanie uszkodzeń. Jednak nadkruszone koszulki mogą zostać zniszczone w momencie zalewania rdzenia wodą na skutek szoku temperaturowego. Przy wydzielaniu energii powyżej około 1600 J/g (UO₂) dominuje proces topnienia i miejscowego odparowania dwutlenku uranu, a następnie szybki wzrost ciśnienia gazów pod koszulką, powodujący jej rozerwanie i wyrzucenie fragmentów paliwa do chłodziwa. Zjawisko to może spowodować gwałtowne odparowanie wody chłodzącej, gwałtowny wzrost jej ciśnienia, w skrajnym przypadku prowadzące do uderzenia wodnego, o sile mogącej zniszczyć elementy reaktora. Taki scenariusz miał miejsce w awariach reaktorów SL-1 i w Czarnobylu.

Kolejny etap rozpoczyna się po przekroczeniu temperatury około 1500 °C, gdy następuje gwałtowne utlenianie się zircaloyu w parze wodnej. W procesie tym wydziela się wodór i znaczne ilości ciepła. Ogólna reguła mówi, że na każdy megawat mocy elektrycznej reaktora może wydzielić się z niego 1 kilogram wodoru. Przy temperaturze powyżej 1500 °C ciepło wydzielające się z procesu utleniania przekracza ciepło powyłączeniowe reaktora, chyba że tempo utleniania zostanie ograniczone dostępnością zircaloyu lub pary wodnej. Przy około 1600 °C, w ciągu 2-3 minut, dochodzi do niemal całkowitego uwolnienia gazowych produktów rozszczepienia z przestrzeni między ziarnami paliwa jądrowego. Gdy temperatura w rdzeniu osiąga około 1700 °C, dochodzi do topnienia elementów kontrolnych reaktora. W temperaturze około 1850 °C cała metaliczna część koszulki paliwowej ulega stopieniu. Wzrost temperatury przyspiesza proces utleniania się cyrkonu, co może doprowadzić do jej wzrostu do wartości temperatury topnienia zircaloyu (około 2150-2600 °C). Dochodzi wtedy do powstania nacieku eutektyki o większej zawartości tlenu, która spływając, rozpuszcza koszulki metaliczne i eutektyki na powierzchni paliwa.

Gdy koszulki rozpadną się, roztopione stopy cyrkonu spływają i zastygają w dolnych częściach rdzenia, wraz z rozpuszczonym UO₂. Do topienia się rdzenia dochodzi zwykle w jego geometrycznym środku (największa wydzielana moc w osi pionowej i poziomej) albo od góry, która to część zostaje odsłonięta jako pierwsza, w przypadku powolnego ubytku chłodziwa. Różnice w tempie topnienia wynikają z różnego nagrzewania się różnych materiałów rdzenia. Skutki upadku bądź spłynięcia rdzenia na dno zbiornika reaktora w reaktorze lekkowodnym są trudne do przewidzenia. W jedynej zbliżonej do takiego scenariusza awarii w Three Mile Island częściowe stopienie rdzenia nie doprowadziło do uszkodzenia zbiornika ciśnieniowego reaktora, mimo oddziaływania na siebie przez ponad 6 godzin. Niemniej, niektórzy eksperci uważają, że roztopiony rdzeń mógłby przepalić zbiornik ciśnieniowy, osłonę biologiczną, obudowę bezpieczeństwa i dostać się do gruntów pod reaktorem, narażając na skażenie wody zaskórne. Szacuje się, że w takim wypadku fundament reaktora zostałby przepalony w ciągu około kilku dni. Jeśli roztopione elementy rdzenia opadną do wody, zawsze pociąga to za sobą wygenerowanie dużych ilości pary wodnej. Jeśli zetknięcie się z wodą będzie miało charakter rozległy i gwałtowny, może dojść do **eksplozji pary wodnej**.

Zapobieganie pożarom i awariom - Międzynarodowe Standardy Bezpieczeństwa

Ryzyko radiacyjne może wykraczać poza granice państwa, dlatego współpraca międzynarodowa jest kluczowa dla promowania i zwiększania bezpieczeństwa jądrowego w skali globalnej. Międzynarodowa Agencja Energii Atomowej (**MAEA**) jest samodzielną organizacją działającą w strukturach Organizacji Narodów Zjednoczonych, której działalność opiera się na trzech filarach: weryfikacji jądrowej, bezpieczeństwie jądrowym oraz promocji nauki i pokojowych zastosowaniach technik jądrowych. Ważnym elementem aktywności MAEA w zakresie bezpieczeństwa jądrowego jest wydawanie publikacji, a wśród nich standardów bezpieczeństwa, uwzględniających podstawowe zasady, wymagania i zalecenia niezbędne dla zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego. Według MAEA regulowanie kwestii szeroko pojętego bezpieczeństwa jest obowiązkiem państwa, a odpowiedzialność za bezpieczeństwo jądrowe spoczywa na osobach lub organizacjach odpowiedzialnych za różne aspekty atomistyki, które muszą podlegać standardom bezpieczeństwa.

Wymagania projektowe i ochrona przeciwpożarowa

Normy bezpieczeństwa przedstawione są w trzech publikacjach MAEA: „Podstawy bezpieczeństwa” (The Safety Fundamentals), „Wymogi bezpieczeństwa” (The Safety Requirements) oraz „Przewodniki bezpieczeństwa” (The Safety Guides). Chcąc zapewnić odpowiedni poziom bezpieczeństwa w takim obiekcie, jak elektrownia jądrowa (również bezpieczeństwa pożarowego), należy sięgnąć po te zestawy standardów. W pierwszej kolejności trzeba zapoznać się z dokumentem „Fundamental Safety Principles. Safety Fundamentals No.”, w którym ustanowiono podstawowe cele bezpieczeństwa oraz związane z nimi zasady. MAEA, aby określić wymagania ogólne, które muszą zostać spełnione przy zapewnieniu bezpieczeństwa (w tym **bezpieczeństwa pożarowego**) w elektrowni jądrowej, odsyła do „Safety of Nuclear Power Plants: Design. Specific Safety Requirements”. W standardzie tym opisano wymagania projektowe dotyczące konstrukcji, systemów i elementów elektrowni jądrowych.

W części dokumentu poświęconej projektowaniu systemów specjalnych, w podrozdziale zatytułowanym „Requirement 74: Fire protection systems”, przedstawiono cele, które powinny realizować systemy ochrony przeciwpożarowej. Dotyczą one przede wszystkim systemów wykrywania pożaru, systemów gaśniczych, barier (przegród ogniowych) ograniczających rozprzestrzenianie się ognia i systemów kontroli dymu. Jednym z dokumentów szczegółowych określającym sposoby spełnienia wskazanych wyżej wymagań jest standard MAEA z serii poradników „Safety Guides: Protection against internal fires and explosions in the design of Nuclear Power Plants. Safety Guides. No. NS-G-1.7”. Rozwiązania w zakresie bezpieczeństwa pożarowego zostały w nim opisane w taki sposób, że konstrukcja, systemy i komponenty ważne z punktu widzenia bezpieczeństwa powinny być zaprojektowane i rozmieszczone tak, aby zminimalizować skutki pożaru oraz wybuchu, zarówno spowodowanych czynnikami zewnętrznymi, jak i wewnętrznymi.

Kluczowe założenia bezpieczeństwa pożarowego

Według poradnika „Safety Guides” właściwe przygotowanie obiektu elektrowni jądrowej pod względem ochrony przeciwpożarowej powinno opierać się na określonych założeniach. Należy przewidzieć, że pożar może pojawić się tylko tam, gdzie stale lub przejściowo może być usytuowany materiał palny. Zakłada się także, że w danym momencie może wystąpić tylko jeden pożar, a każde dodatkowe zarzewie ognia oraz jego rozprzestrzenianie się, powinno być uznane za następstwo pierwszego wykrytego pożaru. W standardzie tym wskazano wymagania, które powinny być zrealizowane w celu zapewnienia bezpieczeństwa pożarowego elektrowni jądrowej:

• Elementy konstrukcyjne elektrowni powinny być zaprojektowane w taki sposób, aby ich uszkodzenie lub zniszczenie nie spowodowało możliwości powstawania pożaru. Należy przewidzieć zapewnienie prawidłowego składowania przejściowych materiałów palnych.
• Systemy wykrywania dymu oraz systemy gaśnicze powinny być dostosowane do przeprowadzonej uprzednio analizy zagrożeń.
• Standard zaleca podział systemów przeciwpożarowych na sektory. Każdy powinien obejmować swoim zasięgiem wydzieloną pożarowo przestrzeń w sposób umożliwiający efektywną i niezależną pracę systemów.
• Systemy i urządzenia przeciwpożarowe należy zaprojektować w taki sposób, aby zachowały one swoją funkcjonalność pomimo negatywnych skutków zdarzenia losowego (np. sejsmicznego, awarii turbiny).
• Instalacje i systemy powinny być zaprojektowane tak, aby oddziaływanie pożarów zewnętrznych nie wpływało na infrastrukturę zapewniającą bezpieczeństwo obiektu.
• Zagrożenia wybuchem należy wyeliminować w sposób możliwie najbardziej praktyczny. Należy rozważyć zapewnienie wyposażenia obiektu w automatyczne systemy wykrywania pożaru łatwopalnych gazów i automatycznych systemów gaśniczych.

Szczegółowe rozwiązania dotyczące zastosowanych w elektrowni jądrowej systemów bezpieczeństwa określają załączniki do standardu MAEA „Protection against internal fires and explosions in the design of Nuclear Power Plants. Safety Guides. No. NS-G-1.7”. Standardy MAEA określają minimalne poziomy bezpieczeństwa, które powinny być zachowane podczas projektowania, budowy i użytkowania elektrowni jądrowej. Uzupełnieniem wymagań powinny być uregulowania krajowe, które uwzględniają specyfikę danego regionu.

Historyczne przypadki pożarów i awarii reaktorów

Pytanie o awarię czarnobylską to także pytanie o to, jakie doświadczenia można wynieść z tej sytuacji. W atomistyce na całym świecie stosuje się zasadę zapobiegania nawet wydarzeniom, które wydarzyć się nie mogą. Dlatego nad reaktorami buduje się bariery, które mają zatrzymać efekty najbardziej nieprawdopodobnych awarii. To część strategii, którą określa się jako **"obronę w głąb"**, a która polega na analizowaniu wszystkich, teoretycznie nawet niemożliwych scenariuszy i projektowaniu rozwiązań zabezpieczających przed ich skutkami. Rozwiązaniem zainspirowanym awarią czarnobylską jest obecnie budowanie pod nowymi reaktorami piwnic wyprofilowanych w kształt wachlarza.

Katastrofa w Czarnobylu (1986)

W kwietniu 1986 roku w elektrowni w Czarnobylu prowadzono eksperyment, którego celem było sprawdzenie, jak długo wirnik turbiny, która nagle zostaje wyłączona, jest w stanie dostarczyć prądu na potrzeby technologiczne. Reaktor został doprowadzony do stanu, który odbiegał od normalnych warunków eksploatacji. Wciśnięto przycisk zrzutu prętów, które zatrzymują reaktor. Operatorzy nie zdawali sobie sprawy, że błąd w konstrukcji reaktora (zakończenia prętów zawierały grafitowy element, który moderował neutrony) spowoduje wydzielenie się ogromnych ilości ciepła. Sytuacja wymknęła się spod kontroli, prowadząc do tragicznych konsekwencji.

Wbrew popularnym mitom, które przedstawiały błąd obsługi jako przyczynę eksplozji i zawalenia się pokrywy reaktora, rzeczywistość była bardziej złożona. Wielu fizyków jądrowych uważa tę wersję za absurdalną, ponieważ nie było wystarczającej siły do wysadzenia pokrywy. Poza tym, kilku operatorów było w stanie wejść na płytę reaktora, aby ręcznie opuścić pręty, co byłoby niemożliwe, gdyby pokrywa była nachylona pod kątem 55 stopni, a pod nią znajdowało się roztopione paliwo o temperaturze 2600 stopni.

40 sekund po wyłączeniu reaktora nastąpił wstrząs. W hali turbin w efekcie wstrząsu zerwał się jeden z przewodów hydraulicznych, tryskający olej chlusnął na tablicę rozdzielczą, powodując zwarcie, od którego olej się zapalił. Do tego pożaru wezwano straż pożarną. Pozbawione chłodzenia elementy paliwowe - pomimo fizycznego wygaszenia reaktora - wydzielały ciepło, rozgrzewały się do wysokich temperatur, a część zaczęła pękać. Uwalniane z tych pęknięć produkty rozszczepienia razem z parą były przenoszone rurociągami na turbiny w hali turbin. Z pękających elementów uwalniały się też lotne i palne produkty rozszczepienia, które po wielu godzinach nad zaworami bezpieczeństwa na górnej płycie reaktora zaczęły tworzyć gejzery płomieni. Ogień zaczął się rozprzestrzeniać dopiero 27 kwietnia koło godziny 19. Akcja gaszenia na początku dotyczyła dachu nad halą turbin. Sama pokrywa reaktora została naruszona dopiero po wielu dobach zrzutów bloków ołowiu, piasku, boru, dolomitu i gliny.

W celu opanowania sytuacji wysłano specjalistów, w tym profesora Walerija Legasowa i wicepremiera Borysa Szczerbinę. Z helikopterów zrzucano mieszaninę piasku, boru, ołowiu, dolomitu i gliny. Specjaliści podeszli do tego jak do gaszenia każdego pożaru - zasypać piaskiem, odciąć dopływ powietrza. Ołów miał stworzyć plombę nad rdzeniem, dolomit wydzielać dwutlenek węgla, a bor pochłaniać neutrony. Jednak materiały te, tworząc izolację termiczną, spowodowały wzrost temperatury, co doprowadziło do przetapiania się rozgrzanego paliwa.

W serialu o Czarnobylu postawiono sensacyjną tezę, że jeśli uran dostanie się do zbiornika wody, który znajdował się pod spodem, to dojdzie do eksplozji o sile 4-5 megaton. Taki scenariusz jest absurdalny, ponieważ do produkcji bomby korzysta się z zupełnie innych izotopów pierwiastków, a paliwo w reaktorze było "zatrute" produktami rozszczepienia. Tak zwana "samobójcza misja" trzech ochotników, którzy mieli zamknąć zawory pod reaktorem, również jest mitem. Dwóch z nich żyje do dziś, a trzeci zmarł w 2005 roku po przejściu na emeryturę. W wyniku choroby popromiennej zmarło 28 osób, a bezpośrednio w wyniku awarii 31 osób. Należy zaznaczyć, że w energetyce zachodniej oraz w radzieckich reaktorach WWER nie ma możliwości doprowadzenia do takiego wypadku, ponieważ reaktor czarnobylski był nieprzewidywalny, a jego wady konstrukcyjne zostały ukryte przed pracownikami.

Pożar w Windscale (1957)

10 października 1957 roku w brytyjskim reaktorze w miejscowości Windscale (obecnie w hrabstwie Kumbria) doszło do pożaru grafitowego rdzenia. Reaktory Windscale, zbudowane w celu produkcji plutonu, wykorzystywały grafit jako moderator i były chłodzone powietrzem. Podczas budowy niewiele wiedziano o zachowaniu się grafitu poddanego działaniu neutronów. Węgierski fizyk Eugene Wigner odkrył, że pod wpływem neutronów grafit zmienia swą strukturę krystaliczną, gromadząc energię potencjalną, zwaną **energią Wignera**, która może samorzutnie wydzielić się w formie ciepła. Stos nr 1 doświadczał tajemniczych wzrostów temperatury, będących objawami wydzielającej się energii Wignera. Brytyjczycy próbowali bezpiecznie pozbyć się tej energii poprzez proces wyżarzania, w którym rdzeń grafitowy był ogrzewany do temperatury 250 °C.

7 października 1957 roku operatorzy stosu nr 1 rozpoczęli cykl wyżarzania. Następnego dnia zwiększali moc reaktora, jednak okazało się, że wydzielająca się energia Wignera nie rozproszyła się wewnątrz rdzenia, lecz zanikła przedwcześnie. Termopary nie znajdowały się w najsilniej ogrzanym odcinku rdzenia, stąd nie było wiadomo, że niektóre fragmenty grafitu były bardziej rozgrzane od innych. Wczesnym rankiem 10 października stało się jasne, że stos nie pracuje prawidłowo. Operatorzy próbowali zbadać stos, używając zdalnego skanera, ale bezskutecznie. Ostatecznie, Tom Hughes, zastępca operatora, zaproponował osobiste zbadanie stosu, co ujawniło, że reaktor palił się już od 48 godzin. Główny operator, Tom Tuohy, wyposażony w ubranie ochronne, zbadał tylną część reaktora, która świeciła ciemnoczerwonym światłem od rozpalonych prętów paliwowych.

Operatorzy nie byli pewni, jak zareagować. W pierwszym odruchu włączono dmuchawy na pełną moc, co jednak tylko podsyciło pożar, dostarczając płonącemu grafitowi tlenu z powietrza. Próbowano usunąć paliwo, ale okazało się to niemożliwe - pręty paliwowe były białe z gorąca, a jedna próba zakończyła się rozlaniem stopionego paliwa. Następnie operatorzy próbowali ugasić pożar za pomocą dwutlenku węgla, wprowadzając 25 ton ciekłego CO₂ do czoła stosu Windscale nr 1, jednak bez rezultatu. 11 października 11 ton uranu znajdowało się w płomieniach. Temperatura osiągnęła 1300 °C, grożąc zawaleniem się biologicznej osłony nad reaktorem, co mogłoby doprowadzić do uwolnienia radionuklidów.

W obliczu zagrożenia operatorzy zdecydowali się na użycie wody, co było skrajnie niebezpieczne, gdyż stopione metale w kontakcie z wodą ulegają utlenieniu, uwalniając wodór, który w połączeniu z powietrzem może spowodować eksplozję. Główny operator, Tom Tuohy, zdecydował o odcięciu reaktora od wszystkich źródeł powietrza i ciągłym dopływie wody, nakazując obsłudze nasłuchiwanie, czy nie nastąpi eksplozja wodoru. Pożar uwolnił do otoczenia materiał radioaktywny o mocy około 20 000 kiurów, w tym radioaktywny izotop **jodu-131**, który gromadzi się w tarczycy. Nikt z rejonu skażonego nie został ewakuowany, jednak mleko uznano za produkt silnie skażony. Reaktor nie dało się uratować, jednak jego osłona biologiczna pozostała nienaruszona. Z reaktora usunięto około 6700 uszkodzonych prętów paliwowych i 1700 elementów zawierających izotopy. Strefa Windscale została zdekontaminowana i jest wciąż zamieszkana. Pożar w Windscale był opisywany jako najgorszy wypadek w historii zastosowania atomu aż do incydentu stopienia rdzenia w 1979 roku w Three Mile Island.

tags: #jak #ugasic #pozar #reaktora