Катастрофа на ЧАЭС

СОДЕРЖАНИЕ

Введение           3

1.  Причины катастрофы         4

2.  Сценарий развития  катастрофы       9

3.  Ликвидация          12

4.  Последствия          18

Заключение           24

Список использованных источников       25

ВВЕДЕНИЕ

Примерно в 1:24 26 апреля 1986 года на 4-м энергоблоке Чернобыльской АЭС произошёл взрыв, который полностью разрушил реактор. Здание энергоблока частично обрушилось, при этом погибло 2 человека — оператор насосов ГЦН Валерий Ходемчук (тело до сих пор не найдено, завалено под обломками двух 130-тонных барабан-сепараторов), и сотрудника пуско-наладочного предприятия Владимира Шашенка (умер от перелома позвоночника и многочисленных ожогов в 6:00 в Припятской МСЧ, утром 26-го апреля). В различных помещениях и на крыше начался пожар. Впоследствии остатки активной зоны расплавились. Смесь из расплавленного металла, песка, бетона и частичек топлива растеклась по подреакторным помещениям. В результате аварии произошёл выброс в окружающую среду радиоактивных веществ, в том числе изотопов урана, плутония, йода-131 (период полураспада 8 дней), цезия-134 (период полураспада 2 года), цезия-137 (период полураспада 33 года), стронция-90 (период полураспада 28 лет).

1.  Причины катастрофы.

Пристальное внимание в докладе  ИНСАГ уделяется недостаточной (на момент аварии) «культуре безопасности»  на всех уровнях, включая проектирование, эксплуатацию, эксплуатационную поддержку  и надзор за безопасной эксплуатацией.

Постараемся четко выделить все основные причины катастрофы, собравшиеся в одно время воедино  и причинив тем самым не только локальный, но и глобальный урон всему  миру.

• «Можно сказать, что авария явилась следствием низкой культуры безопасности не только на Чернобыльской АЭС, но и во всех советских проектных, эксплуатирующих и регулирующих организациях атомной энергетики, существовавших в то время»,
• «Как указывается в INSAG-1, человеческий фактор следует по-прежнему считать основным элементом среди причин аварии»
• «Наибольшего осуждения заслуживает то, что неутверждённые изменения в программу испытаний были сразу же преднамеренно внесены на месте, хотя было известно, что установка находится совсем не в том состоянии, в котором она должна была находиться при проведении испытаний».
• установка фактически не соответствовала действовавшим нормам безопасности во время проектирования и даже имела небезопасные конструктивные особенности;
• недостаточный анализ безопасности;
• недостаточное внимание к независимому рассмотрению безопасности;
• регламенты по эксплуатации надлежащим образом не обоснованы в анализе безопасности;
• недостаточный и неэффективный обмен важной информацией по безопасности как между операторами, так и между операторами и проектировщиками;
• недостаточное понимание персоналом аспектов их станции, связанных с безопасностью;
• неполное соблюдение персоналом формальных требований регламентов по эксплуатации и программы испытаний;
• недостаточно эффективный режим регулирования, оказавшийся не в состоянии противостоять требованиям производственной необходимости;
• общая недостаточность культуры безопасности в ядерных вопросах как на национальном, так и на местном уровне.

Таким образом, основой аварии на ЧАЭС была признана «низкая культура безопасности не только на Чернобыльской  АЭС, но и во всех советских проектных, эксплуатирующих и регулирующих организациях атомной энергетики, существовавших в то время», таким образом под  критику МАГАТЭ попали все организации  задействованные в то время в  атомной энергетике, и входящие в  Министерство энергетики СССР, Среднего машиностроения СССР и Госатомнадзора СССР, и пр.

Итак, постараемся разобраться  во всем подробнее.

Первая и самая главная  ошибка – недостатки самого реактора. Проведённый непосредственно после  аварии анализ показал, что проектные  материалы не воспроизводят катастрофическое развитие событий. В то же время расчётным  путём было выявлено, что аварийный  разгон реактора воспроизводится при  введении дополнительной реактивности со скоростью ~1.5 β за каждые 3 секунды. Позже был выявлен механизм введения этой реактивности — положительный паровой эффект реактивности. В дальнейшем было указано и на реализацию «концевого эффекта» в режиме срабатывания аварийной защиты на фоне нерегламентного оперативного запаса реактивности.

Во время работы реактора через активную зону прокачивается  вода, используемая в качестве теплоносителя. Внутри реактора она кипит, частично превращаясь в пар. Нейтронно-физическое состояние реактора зависит от плотности кипящего в реакторе теплоносителя . Эта зависимость была получена в проекте с использованием программы BPM, разработанной в ИАЭ и использовалась при разработке систем управления мощностью и систем аварийной остановки реактора. Особенностью этой зависимости был положительное значение парового коэффициента реактивности в области малых паросодержаний и отрицательное — в области больших. Суммарный эффект реактивности обезвоживания активной зоны (то есть реактивность, вводимая в реактор при полном обезвоживании активной зоны) при этом оказывался отрицательным. Кроме того, быстрый мощностной коэффициент реактивности также оказывался отрицательным, что в соответствие с нормативными документами отвечало требованиям по безопасности. Однако более тщательный анализ, выполненный после аварии на ЧАЭС, показал, что методика, используемая для оценки парового коэффициента реактивности, даёт неправильный результат в области малых паросодержаний, и коэффициент реактивности по паросодержанию положителен во всём диапазоне паросодержаний. Более того, специфические условия, созданные непосредственно перед экспериментом (малое теплосодержание в активной зоне реактора, а так же малое значение ОЗР) могли привести к дополнительному увеличению парового коэффициента реактивности. В итоге быстрый мощностной коэффициент реактивности так же оказался положительным, что означало, что увеличение мощности способствует дальнейшему разгону реактора (без учёта работы системы управления и защиты, то есть без учёта перемещения поглощающих стержней), и предопределило возможность катастрофического разгона реактора.

Специфическое состояние  реакторной установки, как оказалось  после аварии, создавало условия  для проявления «концевого эффекта» — положительного выбега реактивности в момент начала погружения поглощающих  стержней СУЗ в активную зону. Существование  концевого эффекта было обнаружено на ЧАЭС в 1983 году во время физического  пуска энергоблока. Выполненные  тогда же исследования показали, что  концевой эффект наблюдается при  погружении в активную зону одиночных  стержней с верхних концевиков, в  случае массового ввода стержней (более 15-18 стержней РР) концевой эффект отсутствовал. Анализ, проведённый непосредственно после аварии (по доаварийным методикам) показал, что для реализации концевого эффекта требуется сильный перекос поля (в 3 раза). Однако из анализа данных, зарегистрированных программой ПРИЗМА непосредственно перед началом эксперимента, следовало, что такого сильного перекоса перед аварией не было.

Однако более тщательное изучение «концевого эффекта» показало, что некоторые факторы, влияющие на возможность реализации «концевого эффекта», были недооценены. В частности, возможность введения положительной  реактивности возникала при M-образном виде нейтронного поля по высоте реактора. Выполненные оценки показали, что  при положительном эффекте обезвоживания 4—5 β, только концевой эффект не вызывает катастрофического роста реактивности. В то же время, анализ с изменённым в пределах погрешности измерения видом поля (подогнанным к наиболее неблагоприятной форме) показал осуществимость аварии.

Таким образом, концевой эффект мог способствовать катастрофическому  развитию аварии на ЧАЭС 26 апреля 1986 года, поскольку из зарегистрированных данных известно, что непосредственно до катастрофы реактор имел недопустимо  низкий оперативный запас реактивности, и, таким образом, большинство стержней СУЗ находились на верхних концевиках. В этом случае массовый ввод стержней СУЗ в активную зону мог привести к вводу некомпенсируемой реактивности (по разным оценкам от 0,3 до 1,1 β). Так  или иначе, концевой эффект препятствовал  заглушению реактора стержнями СУЗ  в течение первых секунд (до 5-6) после  формирования соответствующей команды.

В процессе подготовки и  проведения эксперимента эксплуатационным персоналом был допущен ряд нарушений  и ошибок, часть из которых не имела последствий, часть — предопределила катастрофу. Непосредственно после  аварии это позволило возложить  практически всю ответственность  за аварию на персонал, осуществлявший эксперимент, однако уже начиная  с конца 1986 года стали учитываться  и данные об описанных выше неудовлетворительных свойствах РБМК. Помимо нарушений  условий нормальной эксплуатации, отключения элементов систем безопасности и  нарушении технологических процедур (то есть нарушений документа «верхнего  уровня» для АЭС — технологического регламента), отмечается и опасное  ведение технологического процесса, которое можно охарактеризовать как работа «на грани фола».

Самыми значимыми нарушениями  персонала были:

• Снижение оперативного запаса реактивности существенно ниже допустимого значения;
• Провал мощности реактора существенно ниже запланированного программой;
• Включение в работу всех главных циркуляционных насосов (ГЦН) с превышением расхода через ГЦН выше регламентного значения;
• Блокировка защиты реактора по сигналу остановки двух турбогенераторов;
• Блокировка защиты по уровню воды в баках-сепараторах (БС);
• Блокировка защиты по давлению пара в БС;
• Отключение системы аварийного расхолаживания. ·  неудовлетворительная, с современной точки зрения, регламентация мер безопасности в программе испытаний;
• Высокий расход теплоносителя через реактор при низком расходе питательной воды, что приводило к малому недогреву теплоносителя до температуры кипения на входе в активную зону и низкому паросодержанию в активной зоне.

При анализе развития аварии на ЧАЭС большое внимание уделяется  оперативному запасу реактивности. Значение этого параметра указывает значение реактивности, вносимое в реактор  стержнями системы управления и  защиты. Высокое значение оперативного запаса реактивности означает «увеличенную»  долю нейтронов, поглощаемую поглощающими стрежнями, что неблагоприятно с  точки зрения их использования, поскольку  эти нейтроны могли бы осуществить  реакцию деления и произвести энергию. Кроме того увеличенное  значение ОЗР несёт и определённую потенциальную опасность, поскольку  означает достаточно высокое значение реактивности, которая может быть внесена в реактор из-за ошибочного извлечения СУЗ.

В то же время, на реакторах  РБМК низкое значение ОЗР приводило  к снижению пространственной устойчивости реактора и увеличению положительного парового коэффициента реактивности. Кроме этого создались условия  для увеличения мощности в первые секунды после срабатывания аварийной  защиты из-за «концевого эффекта» стержней.

Начиная со снижения мощности со 100 % до 50 % началось отравление активной зоны ксеноном, в результате которого оперативный персонал регистрировал снижение ОЗР. В оперативном журнале было указано разрешение главного инженера станции на работу со значением ОЗР ниже 26 ст. РР. Однако после стабилизации мощности на уровне 50 % ОЗР продолжил своё снижение, достигнув на несколько часов значений ≈13 ст. РР. Несмотря на указанное в Техническом регламенте требование немедленного заглушения реактора, реактор заглушен не был — в течение 25-го числа пик отравления был пройден и ОЗР возрос до значений в диапазоне 15-26 ст. РР.

Дальнейшее снижение мощности до 700 МВт 26 апреля, кратковременная  остановка, и последующая работа на 200 вновь увеличили отравление, что существенно снижало ОЗР. Увеличенный расход теплоносителя через реактор так же приводил к снижению оперативного запаса реактивности. В результате непосредственно перед проведением эксперимента значение ОЗР, рассчитанное по «стандартному» полю энерговыделения составило ≈2 эфф. стержня РР (≈7 эфф. стержня РР при расчёте по полю, восстановленному по данным, записанными незадолго до аварии).

2.  Сценарий развития  катастрофы

На 25 апреля 1986 года была запланирована остановка 4-го энергоблока Чернобыльской АЭС для очередного планово-предупредительного ремонта. Во время таких остановок обычно проводятся различные регламентные процедуры, испытания оборудования, а также могут проводиться не предусмотренные регламентом (но обязательно согласованные с другими организациями) эксперименты. В этот раз целью одного из них была экспериментальная проверка возможности использования кинетической энергии ротора турбогенератора для обеспечения электропитанием питательных и главных циркуляционных насосов до запуска аварийных источников электропитания (дизель-генераторов) в случае аварийного обесточивания. Дело в том, что в случае обесточивания основных потребителей электротока станции происходит отключение питательных насосов (подающих питательную воду в реактор) и главных циркуляционных насосов (обеспечивающих циркуляцию теплоносителя через активную зону), в течение 1/2 секунды отсекается поступление пара в турбину. Несмотря на прекращение подачи пара на турбину, её ротор продолжает некоторое время вращаться по инерции, что позволяет, в принципе, некоторое время генератору турбины давать электроток, которым можно поддерживать работу насосов, избежав, таким образом, их немедленного отключения. Такой режим работы не был штатным для АЭС, не был отработан и нигде не применялся. Более того, аналогичные эксперименты, проведённые на ЧАЭС в 1982, 1984 и 1985 годах, заканчивались неудачно — существовавшие характеристики системы возбуждения генераторов не позволяли удерживать магнитное поле, возникавшее на длительное время в процессе выбега турбогенератора. Испытания считались руководством ЧАЭС чисто электрическими, поэтому не согласовывались с генеральным проектировщиком, главным конструктором и научным руководителем.

Испытания должны были проводиться  на мощности 700—1000 МВт (тепловых) 25-го апреля 1986 года. Примерно за сутки до аварии (около 3-4 часов 25.04.86) мощность реактора была снижена примерно до 50 % (1600 МВт), однако дальнейшее снижение мощности было запрещено диспетчером КиевЭнерго из-за поломки на Южно-Украинской АЭС. Продолжение снижения мощности энергоблока было разрешено диспетчером в 23 часа 25.04.86, таким образом, длительное время активная зона находилась в режиме отравления ксеноном. В течение примерно двух часов мощность реактора была снижена до уровня, предусмотренного программой (около 700 МВт тепловых), однако по неустановленной причине оперативный персонал продолжил снижать мощность и, достигнув примерно 500 МВт (тепловых), допустил ошибку, в результате которой мощность реактора начала быстро снижаться. При этом тепловая мощность снизилась до 30 МВт (по другим приборам — до нулевой отметки). Персонал, находившийся на БЩУ-4, принял решение о восстановлении мощности реактора и (извлекая поглощающие стержни реактора) через несколько минут добился начала её роста и в дальнейшем — стабилизации на уровне 160—200 МВт (тепловых). При этом большинство стержней СУЗ оказались на верхних концевиках, пониженное значение оперативного запаса реактивности препятствовало дальнейшему подъёму мощности реактора. При быстром снижении мощности и последующей работе на уровне менее 200 МВт усиливалось отравление активной зоны реактора изотопом ксенона-135 (см. «иодная яма»), что приводило к необходимости дополнительно извлекать регулирующие стержни из активной зоны.