ЧАЭС: Авария 1986

User Rating:  / 15

Details

Parent Category: ЧАЭС

Category: Причины и последствия катастрофы

Авария произошла перед остановкой блока на плановый ремонт при проведении испытаний режимов работы одного из турбогенераторов. Разрушение реакторной установки было вызвано резким ростом мощности, что привело к выбросу части радиоактивных веществ из активной зоны реактора в атмосферу. 

Ночью, в 1 ч 23 мин 26 апреля 1986 г. произошла авария на четвертом блоке Чернобыльской АЭС. Авария сопровождалась разрушением активной зоны реакторной установки и части здания.

ЧАЭС: Конструкционные особенности реактора 

Ядерный энергетический реактор РБМК-1000, установленный на ЧАЭС, является гетерогенным канальным реактором на тепловых нейтронах, в котором в качестве топлива используется слабообогащенный по – ²³⁵U диоксид урана, в качестве замедлителя графит и в качестве теплоносителя — кипящая вода.
Важной физической характеристикой с точки зрения управления и безопасности реактора является величина, называемая оперативным запасом реактивности. т. е. определенное число погруженных в активную зону стержней СУЗ. находящихся в области высокой дифференциальной эффективности. Она определяется пересчетом на полностью погруженные стержни СУЗ. Запас реактивности для РБМК-1000 принят равным 30 стержням ручных регуляторов. Опыт работы реакторов этого типа составляет более 100 реакторолет. 
Реактор РБМК-1000 тепловой мощностью 3200 МВт оснащен двумя одинаковыми петлями охлаждения; к каждой петле подключено по 840 параллельных вертикальных каналов с ТВС. Петля охлаждения имеет четыре параллельных ГЦН (главный циркуляционный насос): три работающих, подающих по 7000 т/ч вода с напором 1,5 МПа, и один резервный. 
Основными конструкционными особенностями реакторов РБМК являются: 
— вертикальные каналы с топливом и теплоносителем, допускающие 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 (КМПЦ) с прямой подачей пара в турбину. 
Система управления и защиты реактора основана на перемещении 211 стержней-поглотителей в специально выделенных каналах, охлаждаемых водой автономного контура. Система обеспечивает: автоматическое поддержание заданного уровня мощности; быстрое снижение мощности стержнями автоматических регуляторов (АР) и ручных регуляторов по сигналам отказа основного оборудования; аварийное прекращение цепной реакции стержнями аварийной защиты по импульсам опасных отклонений параметров блока или отказов оборудования; компенсацию изменений реактивности при разогреве и выходе на мощность; регулирование энерговыделения по активной зоне.

ЧАЭС: развитие аварии 

Авария произошла перед остановкой блока на плановый ремонт. Перед остановкой были запланированы испытаний турбогенератора в режиме выбега с нагрузкой собственных нужд. Цель этих испытаний — экспериментально проверить возможности использования механической энергии ротора отключенного по пару турбогенератора для поддержания производительности механизмов собственных нужд блока в условиях обесточивания.
Когда мощность составляла половину номинальной, в соответствии с программой испытаний, но в нарушение регламента была отключена система аварийного охлаждения реактора. 
Программой было предусмотрено, что испытания будут проводиться на тепловой мощности 700-1000 МВт. Но операторам не удалось удержаться на этом уровне, и она упала до 30-40 МВт. 
При работе на этом уровне мощности происходит отравление реактора ксеноном. В этой ситуации регламент требовал остановить реактор примерно на сутки и только потом продолжить эксперимент. Персонал АЭС, вместо того чтобы остановить реактор, решил вернуть его на уровень мощности, необходимый для проведения испытаний. для этого операторы начали выводить стержни из активной зоны реактора. А так как он был отравлен, то персонал нарушил еще один запрет: реактор должен быть немедленно остановлен, если число эффективных стержней в его активной зоне меньше пятнадцати. Их оставалось существенно меньше, а уровень мощности реактора при этом не поднялся выше 200 МВт. 
Дополнительно к шести ГЦН в соответствии с программой испытаний было подключено еще два. А так как мощность реактора в это время была существенно ниже запланированной (200 вместо 700 - 1000 МВт), то суммарный расход воды через реактор значительно превысил допустимый предел, при котором обеспечивается нормальная эксплуатация. Эта ошибка персонала привела к уменьшению парообразования, падению давления пара в барабанах-сепараторах, изменению других параметров реактора. Чтобы исправить ее, операторы пытались поддерживать основные параметры реактора вручную. Но в полной мере этого сделать не удалось. Вновь стали резко меняться параметры соотношения пар — вода, а приборы зафиксировали падение давления пара и уровня воды ниже аварийных пределов. Чтобы не останавливать реактор и в этих условиях, персонал заблокировал сигналы АЗ по этим параметрам, т. е. снял еще одну систему обеспечения безопасности. 
В 1 ч 22 мин 30 с запас реактивности составлял всего 6 - 8 стержней. Это по крайней мере вдвое меньше предельно допустимого запаса, установленного технологическим регламентом эксплуатации. Реактор находился в необычном, нерегламентном состоянии. 
В создавшихся условиях допущенные персоналом нарушения привели к существенному снижению эффективности АЗ. Суммарная положительная реактивность, появившаяся в активной зоне, начала расти. Через З с мощность превысила 530 МВт, а период разгона стал намного меньше 20 с. Положительный паровой эффект реактивности способствовал ухудшению ситуации. 
Частично компенсировал вводимую в это время реактивность только эффект доплера. 
И только тут персонал блока забил тревогу. В 1 ч 23 мин 40 с начальник смены дал команду ввести в активную зону все регулирующие стержни и стержни аварийной защиты. Но было уже поздно. Мощность реактора за 1 секунду возросла в 13 раз. Произошло разуплотнение первого контура. Снижение расхода воды в условиях роста мощности привело к интенсивному парообразованию, а затем к кризису теплоотдачи, разогреву топлива, его разрушению, бурному вскипанию теплоносителя, в который попали частицы разрушенного топлива, резкому повышению давления в ТК, их разрушению и тепловому взрыву. Взрыв разрушил реактор и часть конструкций здания и привел к выбросу активных продуктов деления во внешнюю среду.

Развал 4-го блока Чернобыльской АЭС после аварии 26 апреля 1986 г. 

Парообразование и резкое повышение температуры в активной зоне создали условия для возникновения паро-циркониевой и других химических экзотермических реакций. Их проявление в виде фейерверка вылетающих раскаленных и горячих фрагментов наблюдали очевидцы. В результате этих реакций образовалась содержащая водород и оксид углерода смесь газов, способная к взрыву при смешении с кислородом воздуха. 
В аварии на ЧАЭС можно выделить две фазы: мгновенную (взрывную) и продолжительную, закончившуюся по уточненным данным 25 мая. При взрыве мелкодисперсная фракция достигла тропосферы и была зарегистрирована почти во всех странах северного полушария. Грубодисперсная фракция топливных частиц выпала в основном в ближайшей зоне АЭС, и в том числе в пределах промплощадки, включая кровли зданий ЧАЭС, где к топливным частицам добавились фрагменты разрушенной активной зоны. За 26 апреля суточный выброс составил около 20 — 25% от всей активности, выброшенной в атмосферу, но именно продукты взрыва являются главным фактором поверхностного загрязнения на промплощадке и кровлях зданий.

• Стадия 1. 26 апреля — было выброшено диспергированное топливо, в котором состав радионуклидов соответствовал таковому в облученном топливе, но был обогащен летучими изотопами йода, теллура, цезия и благородных газов. Они выделялись из перегретого до 1600 — 1800°К (1327 —1527°С) топлива, оставшегося в зоне реактора.
• Стадия 2. 26 апреля — 2 мая — благодаря предпринимаемым мерам по прекращению горения графита и фильтрации выброса, мощность выброса значительно уменьшилась. Потоками горячего воздуха из реактора выносилось радиоактивное мелкодиспергированное топливо и продукты горения графита. Температура топлива в это время меньше 1600°К (1327°С) и состав выброса близок к выбросу на первой стадии при относительном уменьшении количества летучих составляющих.
• Стадия 3. 2 — 5 мая — характерным было быстрое нарастание мощности выхода продуктов деления за пределы реакторного блока. За счет остаточного тепловыделения и разогрева топлива температура топлива в активной зоне достигала (2500 — 2800 ок (2227 — 2527 °С), что в свою очередь обусловливало температурно-зависимую миграцию продуктов деления и химические превращения оксида урана, которые из топливной матрицы выносились в аэрозольной форме на продуктах сгорания графита.

• Стадия 4. После 5 мая утечка продуктов деления быстро начала уменьшаться, что возможно явилось следствием специальных мер, хотя до конца причина резкого спада до сих пор не ясна. 

Однако в течение мая 1986 г. продолжали наблюдаться мощные залповые выбросы. К этому времени суммарный выброс продуктов деления (без радиоактивных благородных газов) составил около 1,9 ЭБк (50 МКи), что соответствовало примерно 3,5 % общего количества радионуклидов в реакторе к моменту аварии. Оценка по выброшенному количеству тугоплавких радионуклидов, близкая к той, которая была передана Правительством бывшего СССР в МАГАТЕ, т.е. 3,5 %. если считать, что топливо, находящееся на промплощадке и в зоне отчуждения, не попало в окружающую среду. 
О том, что из реактора было выброшено больше половины ядерного горючего говорит тот факт, что к настоящему времени в бывшем 4-ом энергоблоке найдено около 50 т урана, который заключен в застывшей лаве силикатного состава. проплавившей два железобетонных перекрытия. Авария на 4-ом блоке Чернобыльской АЭС, существенно повлияла на темпы развития атомной энергетики, как в Украине так и в странах бывшего СССР и мира, вызвал а острые приступы радиофобии и атомной идеосинкразии практически во всех странах мира.

Источники литературы:

• Радиоактивные отходы АЭС и методы обращения с ними / Ключников А.А., Пазухин Э. М., Шигера Ю. М., щигера В. Ю. — К.: Институт проблем безопасности АЭС НАН Украины, 2005. — 487 с.: ил.