Для сравнения, расчетное тепловое потребление города Нововоронеж составляет 135 МВт

4. Например при изменении температуры с 300 до 250°C и давлении 15 МПа удельный объём воды уменьшается на 11 %.

5. «Холодный останов» — специфический термин, обозначающий состояние реакторной установки, при которой реактор подкритичен, а теплоноситель находится при температуре исключающей его кипение при атмосферном давлении (например, ниже 90°C).

6. Для сравнения годовой сброс трития в результате нормальной эксплуатации первого блока АЭС Три-Майл-Айленд в 1993 году составил 6 780 ГБк через атмосферу и 13 900 ГБк через водные источники

 

Вопрос 3. Авария на Чернобыльской АЭС.

 

Тяжелая авария, приравненная но своим последствиям для окружающей среды и населения к ката­строфе, произошла на IV энергоблоке Чернобыльской АЭС в ночь с 25 на 26 апреля 1986 г. при проведении испытания режима выбега турбогенераторов с нагрузкой собственных нужд в условиях полного обесточивания энергоблока.

Суть испытаний сводилась к проверке обеспечения охлаждения активной зоны реактора насосами, электропривод которых получал питание от «выбегающих» турбогенераторов. Основными причинами аварии являются:

1)проектные конструкционные и физические недостатки реакторной установки РБМК-1000;

2)проектные недостатки системы контроля мощности реактора;

3)нарушение принципа глубокоэшелонированной защиты - отсутствие как такового 4-го барьера безопасности (гермообъема) в надреакторном пространстве;

3) наличие только организационных мер, направленных на ос­лабление известных конструкционных недостатков, которые сами по себе не являются гарантом безопасности;

4) отсутствие у операторов подготовки и опыта работы в пере­ходных режимах на низких уровнях мощности реактора.

Причины аварии в большей степени носят комплексный характер и не определены только действиями персонала.

Основными недостатками конструкции реакторных установок ти­па РБМК-1000 на тот момент были следующие:

-положительный паровой коэффициент реактивности (ПКР), который при регламентном оперативном запасе реактивности 26— 30 стержней приближался к 5β_эфф;

-конструкционный недостаток органов регулирования СУЗ: на­личие графитовых вытеснителей в нижних частях стержней СУЗ, ввод в активную зону которых приводил к обратному эффекту - вводу положительной реактивности;

-недостаточно быстрое глушение реактора при срабатывании АЗ реактора (время ввода стержней СУЗ в активную зону составляло 18-21 с).

Проектные недостатки системы контроля мощности реактора сводились к низкой чувствительности ионизационных камер при ма­лых уровнях мощности реактора, в результате чего в случае нерав­номерно отравленного реактора режим управления реактором стано­вился «слепым» и был связан с риском появления больших переко­сов поля энерговыделения в активной зоне.

Последовательность основных событий в ходе аварии.

Определенная совокупность факторов, приведшая к катастрофи­ческим последствиям, «сработала» в определенной цепочке причин­но-следственных связей.

В процессе выполнения подготовительных операций, начатых 25.04.86, тепловая мощность реактора была снижена до 200 МВт с отключением от энергосистемы одного из турбогенераторов (ТГ-8). Длительная задержка испытаний по указанию диспетчера энергосистемы «Киевэнерго» привела к заметному ксеноновому отравлению реактора и необходимости извлечения операторами большей части стержней СУЗ, в результате чего, реактор стал переходить в нерегламентное нестабильное (кинетически неустойчивое) состояние, при котором аварийная защита уже не могла выполнить свои функции.

Последовательное включение дополнительных, ранее неработаю­щих, ГЦН привело к малому недогреву теплоносителя до состояния насыщения на входе в активную зону (около 3°С) и, в связи с малой мощностью реактора, к незначительному паросодержанию на выхо­де из активной зоны.

Закрытие, согласно программе, стопорных клапанов последней работающей турбины привело к снижению частоты вращения и со­ответственно производительности работающих ГЦН, электропита­ние которых производилось от выбегающего турбогенератора.

Поскольку мощность реактора оставалась достаточно значитель­ной (операторы предварительно вывели защиту по отключению по­следней работающей турбины), снижение расхода через активную зону вызвало увеличение паросодержания в активной зоне и, как следствие, высвобождение некоторой паровой реактивности.

В этот момент времени оператором реактора была нажата кнопка аварийного останова реактора (предположительно из-за понимания того, что реактор находился в нестабильном состоянии).

Движение стержней СУЗ вниз привело к дополнительной дефор­мации энерговыделения и дополнительному вводу положительной реактивности в нижнюю часть активной зоны. Практически все энерговыделение сместилось в нижнюю часть зоны, что привело к резкому росту интегральной мощности реактора в несколько раз от исходного. Наложение указанных факторов привело к повреждению оболочек ТВЭЛ и выбросу топлива в теплоноситель. Высокотемпературные капли и осколки топлива смешались с теплоносителем. Это привело к быстрому дополнительному парообразованию и вытеснению оставшейся воды из технологических каналов (ТК). Последний эффект был равносилен вводу дополнительной положительной реактивности, а в итоге к образованию локальной критично­сти в нижней части активной зоны, которая привела к разгону реактора на мгновенных нейтронах.

По истечении определенного (проектного) времени произошло отключение «выбегающих» ГЦН и резкое уменьшение расхода через активную зону, что привело к резкому ухудшению теплоотвода от топлива, росту давления в ТК и взаимодействию топлива с тепло­носителем. Избыточное давление в ТК обусловило, предположитель­но, ускоренное движение оставшейся части теплоносителя и гидравлический удар, что привело к разрушению (разрыву) части ТК в пределах активной зоны.

Массовый выход из строя ТК с взрывоопасным накоплением пара и реакторном пространстве привел к двум последовавшим один за другим взрывам и катастрофическому разрушению реактора. Тя­желовесная верхняя металлоконструкция, составляющая верхнюю часть герметичного реакторного пространства, была приподнята и практически перпендикулярно развернута, разрушив большую часть ТК и пароводяных коммуникаций над активной зоной. Стерж­ни СУЗ остановились, не дойдя до нижнего положения. Крыша зда­ния блока была сорвана. Через образовавшийся разлом выбросило осколки графита, топлива, куски металлоконструкций и бетона. Вы­брошенные горячие материалы упали на верхнюю часть прилегаю­щих зданий и на территорию АЭС и вызвали пожары. Проникший в реакторное пространство воздух вызвал загорание графита вслед­ствие повышения температуры из-за экзотермической реакции окис­ления циркония.

Выброшенные из реактора тяжелые осколки выпали вблизи пло­щадки АЭС. Радиоактивное облако, состоящее из легких частиц, бы­ло поднято на высоту до 2 км и начало распространяться над запад­ными районами СССР в направлении Восточной и Западной Европы. По оценкам, из активной зоны было выброшено (25—50) • 10⁶ Ки ра­диоактивных элементов, из которых 10- 10⁶ и 2 10⁶ Ки составила общая активность йода и цезия соответственно.

Сильные разрушения оборудования, здания и сооружений стали причиной гибели двух работников из числа оперативного персонала АЭС. Сильное радиоактивное загрязнение и большой радиоактив­ный фон в районе аварийного блока стали причиной острой лучевой болезни у многих пожарных и участников ликвидации аварии.

Через 36 ч после аварии началась эвакуация населения из г. При­пять, а впоследствии и из 30-километровой зоны вокруг аварийного блока, которая в последствии стала именоваться «запретной зоной». Эвакуация населения была также проведена из районов, где уровни радиации превысили 50 мЗв/ч (5 мбэр/ч).

В первые дни после аварии в разрушенный реактор с вертолетов было сброшено несколько тысяч тонн различных материалов, вклю­чая борный концентрат и свинец, для предотвращения возможности образования критической массы при перемещении расплавленных топливных и конструкционных материалов и улучшения теплоотво­да и уменьшения прямого контакта реактора с атмосферой. Для уве­личения несущей способности основания реактора и предотвраще­ния возможного контакта расплавленных радиоактивных материалов с почвой под реактором была сооружена бетонная плита толщиной 2 м с разветвленной системой охлаждения. Одновременно для блоки­рования горения графита под реактор закачивался азот. В результате принятых мер через 10 дней после начала аварии температура реак­тора значительно понизилась. Достаточно стабильная изоляция реактора от окружающей среды была достигнута в конце 1986 г. путем сооружения специального саркофага - бетонного укрытия вокруг разрушенного реактора.

Некоторые выводы, сделанные из аварии.

1. Авария на IV энергоблоке Чернобыльской АЭС по своим по­следствиям — условиям повреждения активной зоны реактора, боль­шому радиоактивному загрязнению окружающей среды и поражению персонала и населения - относится к тяжелым запроектным авариям 7-го уровня по Международной шкале ядерных событий ИНЕС.

2. Целостность корпуса реактора и прилегающего надреакторного пространства была полностью нарушена. Катастрофический ха­рактер разрушения реактора исключает возможность его восста­новления.

3. В результате аварии были значительно разрушены все имею­щиеся физические барьера на пути распространения радиоактивно­сти в окружающую среду — матрица и оболочки ТВЭЛ, 1-й контур (реактор). Отсутствие в надреакторном пространстве четвертого барьера безопасности — защитной гермооболочки — не позволило локализовать радиоактивные продукты деления и ограничить их вы­брос в окружающую среду.

4. Анализ аварии на ЧАЭС-4 определил необходимость соблюде­ния основополагающих принципов глубокоэшелонированной защиты:

-в рамках 1-го уровня: необходимость исправления и совершенст­вования конструктивных и физических особенностей реакторных ус­тановок типа РБМК;

-в рамках 2-го уровня: совершенствование организации эксплуата­ции, административного контроля, подготовки и аттестации персо­нала, в частности — необходимость предоставления полной инфор­мации оперативному персоналу о характере поведения реактора во всем диапазоне возможных состояний реакторной установки;

-в рамках 3-го уровня: реализация дополнительных инженерных решений, используемых при ликвидации аварий, в частности необходимость дополнительного уровня физической защиты в надреакторном пространстве (гермооболочки), недопустимость пере­кладывания функций безопасности с соответствующих систем на че­ловека, поскольку поведение человека-оператора в сложных аварий­ных ситуациях не может быть заранее однозначно описано;

-в рамках 4-го уровня: реализация более оптимальных, точных и отработанных методов управления авариями, в частности — со­вершенствование эксплуатационной документации используемой в процессе управления и ликвидации аварий;

-в рамках 5-го уровня: реализация более детализированных и всеобъемлющих мероприятий по защите населения и окружающей сре­ды в случае разрушения барьеров с привлечением всех возможных сил и средств, включая создание и функционирование центров под­держки эксплуатационного персонала во время аварий - внутрен­них и внешних кризисных центров.