Катастрофа на Чернобыльской АЭС

 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 

Содержание: 

1. Введение--------------------------------------------------------------------------------- 3
2. Характеристики атомного реактора четвертого энергоблока ЧАЭС-------- 4
3. Причины аварии на Чернобыльской АЭС---------------------------------------- 6
4. Последствия катастрофа на Чернобыльской АЭС------------------------------ 9
5. Информирование и эвакуация населения---------------------------------------- 11
6. Ликвидация последствий аварии на ЧАЭС-------------------------------------- 12
7. Долговременные последствия взрыва на ЧАЭС-------------------------------  14
8. Радиоактивное загрязнение после аварии на ЧАЭС--------------------------- 15
9. Влияние последствий аварии на проживающих

в зоне отчуждения людей-----------------------------------------------------------  16

10. Судьба ЧАЭС после аварии--------------------------------------------------------- 17
11. Заключение----------------------------------------------------------------------------- 18
12. Список использованной литературы---------------------------------------------- 19

 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 

Введение 

     Чернобыльская АЭС расположена на Украине вблизи города Припять, в 18 километрах от города Чернобыль, в 16 километрах от границы  с Белоруссией и в 110 километрах от Киева.

     Чернобыльская авария – 26 апреля 1986 года на четвертом  энергоблоке ЧАЭС прогремел взрыв, последствием которого стало полное разрушение атомного реактора станции. В окружающую среду было выброшено  огромное количество крайне опасных  радиоактивных веществ. Чернобыльская  атомная электростанция в то время  считалась самой мощной станцией в Советском Союзе. В течении  первых трех месяцев с момента  катастрофы от смертельной дозы радиации скончались 31 человек. В течении  последующих 15 лет от последствий  облучения погибли более 80 человек. 134 человека перенесли лучевую болезнь. В ликвидации последствий аварии принимали участие более 600 тысяч  человек, большинство которых состояло из военнослужащих.

     Главным поражающим фактором стало радиоактивное  загрязнение. В атмосферу было выброшено  огромное количество радиоактивных  веществ, среди которых изотопы  урана, плутония, иода-131, цезия-134, цезия-137, стронция-90 и радиоактивной пыли. Весь это коктейль напоминал «грязную бомбу». Радиоактивный шлейф протянулся над европейской частью СССР, Восточной  Европой и странами Скандинавии. Основное количество зараженных осадков  выпало на территории Белорусской ССР.

     Авария  была признана как самая крупная  в истории атомной энергетики. Она стала событием международного значения, что не могло не повлиять на ход расследования ее причин. Комиссия проанализировала множество  вариантов развития событий в  день аварии, но до сих пор эксперты не могут прийти к единому мнению. 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 

Характеристики  атомного реактора четвертого энергоблока ЧАЭС 

     К моменту катастрофы на Чернобыльской  атомной электростанции были установлены  четыре атомных реактора типа РБМК-1000 (реактор большой мощности канального типа) с электрической мощностью 1000 МВт (тепловая мощность 3200 МВт) каждый.

     Главными  конструкционными особенностями реакторов  РБМК-1000, установленных в момент аварии на Чернобыльской атомной  электростанции являются:

-вертикальные каналы с топливом и теплоносителем, допускающие локальную перегрузку топлива при работающем реакторе;

-топливо в виде пучков цилиндрических твэлов из диоксида урана в циркониевых трубах-оболочках;

-графитовый замедлитель между каналами;

-легководный кипящий теплоноситель в контуре многократной принудительной циркуляции с прямой подачей пара в турбину.

     Ядерный реактор РБМК-1000 обладает мощностью 3200 МВт и оборудован двумя одинаковыми  контурами охлаждения. К каждому  контуру подводится по 840 параллельных вертикальных каналов с ТВС. Контур охлаждения включает в себя 4 циркуляционных насоса, три из которых постоянно  находятся в работе и подающих по 7000 т/ч воды с напором ~ 1,5 МПа, и  один насос - резервный.

     Система управления и аварийной защиты РБМК-1000 основана на изменении положения 211-ти графитовых стержней-поглотителей в  специально предназначенных для  них пасах, которые постоянно  охлаждаются водой автономного  контура. Такая система позволяет  обеспечить контроль номинального уровня мощности в автоматическом режиме; быстрое снижение мощности стержнями-поглатителями  автоматических регуляторов и ручных регуляторов по сигналам отказа основного  оборудования; аварийное прерывание цепной реакции стержнями-поглатителями  аварийной защиты по сигналам недопустимых отклонений параметров блока или  выхода из строя приборов и оборудования; компенсацию изменений реактивности при разогреве и выходе на мощность; регулирование энерговыделения  по активной зоне.

     Реакторы  типа РБМК оборудованы огромным количеством  независимых друг от друга регуляторов, которые в случае срабатывании аварийной  защиты вводятся в активную зону реактора со скоростью 0,4 м/с. Низкая скорость перемещения  регуляторов компенсируется их количеством. 

Система управления и защиты содержит подсистемы локального автоматического регулирования (ЛАР) и локальной аварийной защиты (ЛАЗ). Обе системы работают по импульсам  внутриреакторных ионизационных камер. Система локального аварийного регулирования  в автоматическом режиме стабилизирует  основные гармоники радиально-азимутального  распределения энерговыделения, а  система локальной аварийной  защиты обеспечивает аварийную защиту атомного реактора от превышения допустимой мощности ТВС в отдельных его  зонах. Для управления высотными  полями предусмотрены укороченные  стержни-поглотители, которые вводятся в зону активную снизу. Таких стержней установлено 24 шт.

     Помимо  системы управления и защиты в  реакторах типа РБМК-1000 предусмотрены  и другие системы управления, среди  которых системы:

физического контроля поля энерговыделения по радиусу (свыше 100 каналов) и по высоте (12 каналов) при помощи датчиков прямой зарядки;

пускового контроля (реактиметры, пусковые выемные  камеры);

контроля  расхода воды по каждому каналу шариковыми расходомерами;

контроля  герметичности оболочек твэлов по короткоживущей активности летучих продуктов деления  в пароводяных коммуникациях  на выходе из каждого канала; активность детектируется последовательно  в каждом канале в соответствующих  оптимальных энергетических диапазонах («окнах») фотоумножителей, перемещаемым специальной тележкой от одной коммуникации в другой;контроля целостности труб каналов по влажности и температуре  газа, омывающего каналы.

     Все сигналы от датчиков обрабатываются с помощью ЭВM. Информация выдается операторам в виде сигналов отклонений, показаний (по вызову) и данных регистраторов.

     Энергоблоки PБMK-1000 работают преимущественно в  базовом режиме (при постоянной мощности). Из-за высокой мощности блока полная остановка атомного реактора происходит лишь при выходе показателей уровней  мощности, давления или воды в сепараторе за допустимые пределы, общем обесточивании, отключении сразу двух турбогенераторов или двух ГЦН, падении расхода  питательной воды более чем в 2 раза, разрыве на полное сечение  напорного коллектора ГЦН диаметром 900 мм. 
 
 
 
 

Версии  причинах аварии на Чернобыльской атомной  электростанции. 

      Версий  о причинах аварии выдвигалось множество. Специалисты рассматривали различные  версии о причинах резкого скачка мощности реактора. Причины рассматривались  следующие: срыв циркуляционных насосов (нарушение их работы в результате кавитации), причинами которого стало  превышение нормативного расхода воды, порыв трубопроводов большого сечения  и прочие. Расследовались также всевозможные сценарии того, как могли развиваться  процессы внутри реактора, которые  привели к его разрешению после  скачка мощности, и что могло случиться  с атомным топливом после этого. Некоторые версии были развеяны испытаниями, которые проводились в последующие  годы, другие версии и по сей день остаются вполне реальными. Тем не менее  специалистам удалось придти к единому  мнению по вопросу о главных причинах катастрофы, но некоторые обстоятельства до сих пор остаются не выясненными. Значимость этих обстоятельств обуславливается  оценками выброшенного в окружающую среду огромного количеств радиоактивных  веществ, а следовательно, и необходимыми масштабами работ по ликвидации. Выяснение  первопричин катастрофы осложняется  и некоторыми моральными принципами: как указала INSAG, авария могла произойти  вследствие низкой культуры безопасности всех организаций СССР, так или  иначе относимых к энергетике. Отсюда следует, что выяснять причины  и следствия аварии приходится экспертам, чьи прямо или косвенно несут  часть ответственности за произошедшую аварию.

     Самой вероятной версией, по мнению экспертов  является следующая: “причиной аварийного разгона является нажатие кнопки АЗ-5 и начало введения стержней управления и защиты в активную зону‘‘. При таких стечениях обстоятельств одной реактивности, вводимой за счёт концевого эффекта, могло хватить на аварийный разгон и взрыв атомного реактора. Расчёты экспертов не подтверждали подобное развитие событий в злополучный день. Комиссия ГПАН выразила свое недоверие этой версии. Проведенные расчёты ВНИИАЭС допускают вероятность подобного развития событий. По данным свидетельских показаний, такая версия вполне имеет право на жизнь.

     Очень интересной является дискуссия о  причине аварийного разгона реактора. Главным конструктором Чернобыльской  атомной электростанции высказываются  несколько возможных версий:

Кавитация ГЦН, вызвавшая отключение ГЦН и  интенсификацию процесса парообразования  с введением положительной реактивности;

Кавитация на ЗРК, вызвавшая поступление дополнительного  пара в активную зону с введением  положительной реактивности;

Отключение  ГЦН собственными защитами, вызвавшее  интенсификацию процесса парообразования  с введением положительной реактивности;

Срабатывание  аварийной защиты, вызвавшее введение положительной реактивности;

     Версия  о кавитации теплоносителя на ЗРК базируется на расчетах, доказывающих, что при определенной температуре теплоносителя на входе в реактор, приближающейся к температуре кипения, возможно подкипание теплоносителя в бороздках ЗРК, и образующийся пар, увлекаемый расходом теплоносителя, мог попадать в активную зону, значительно искажая поля энерговыделения в самый опасный период аварии.

Кавитация или выход из строя главного циркуляционного  насоса привело бы к мгновенному  спаду расхода теплоносителя  через атомный реактор, что, с  учётом подходящего фронта более  горячей, могло явиться причиной активного парообразования в  активной зоне, послужившее «запалом»  аварийного разгона.

     Так же существуют предположения, что взрыв  является причиной спланированной диверсионной акции, скрытой правительством. Сторонники этой версии говорят о том, что  взорвавшийся энергоблок был сфотографирован  военным спутником, принадлежащим  Соединенным Штатам, подозрительно  находившемся над ЧАЭС точно во время  аварии. «Теорию заговора» очень  сложно подтвердить или опровергнуть как и любые факты, которые  в неё не укладываются. Вследствие катастрофы был выведен из строя секретный объект Чернобыль-2 или Загоризонтная РЛС Дуга-1 (объект был выведен из строя из-за приближенности к АЭС и высокого уровня радиации после аварии).

     Рассматривалась также версия, которая называет причинами  аварии землятресение, произошедшее в  окрестностях станции. В качестве доказательств  ссылаются на сейсмический толчок, который был записан сейсмографами  незадолго до аварии. Сторонники этой версии заявляют, что толчок произошел  до аварии, а значительная вибрация, которая зафиксирована непосредственно  перед аварией могла быть вызвана  не процессами внутри атомного реактора, а землетрясением. Однако остается странным тот факт, что соседний, третий энергоблок, на котором никаких  испытаний не проводилось не пострадал  и никаких сейсмических толчков  его операторами до момента взрыва зафиксировано не было.