Содержание материала

Глава из книги Крупные радиационные аварии: последствия и защитные меры.

ГЛАВА 3
АВАРИЯ НА ЧЕРНОБЫЛЬСКОЙ АТОМНОЙ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ
3.1.     Характеристика аварии
3.1.1.  Описание аварии
Авария на Чернобыльской АЭС произошла 26 апреля 1986 г. в 1 час 24 мин по местному времени. Эта авария как по количеству выброшенных радиоактивных веществ, так и по площади загрязненных территорий является наиболее тяжелой в истории ядерной энергетики. Авария произошла во время плановой остановки реактора IV энергоблока при проведении испытаний турбогенератора. Целью испытаний являлась проверка возможности использования механической энергии ротора для внутренних нужд энергоблока в условиях обесточивания. Однако программа испытаний не была должным образом подготовлена и согласована, в ней не предусматривались дополнительные меры безопасности и, более того, предписывалось отключение системы аварийного охлаждения реактора. В результате персонал оказался не готов к обеспечению безопасности проведения испытаний [1,2].
Снижение мощности реактора началось 25 апреля в 1 ч 00 мин. В 14 ч в соответствии с программой испытаний была отключена система аварийного охлаждения реактора, что существенно снизило безопасность реактора. Однако дальнейший вывод энергоблока из работы по требованию диспетчера энергосети был задержан. В нарушение регламента эксплуатация энергоблока продолжалась с отключенной системой аварийного охлаждения.
В 23 ч 10 мин снижение мощности было продолжено. Программой предусматривалось проведение испытаний турбогенератора при тепловой мощности реактора 700-1000 МВт. Однако при отключении системы локального автоматического регулирования реактора его тепловая мощность упала до значения ниже 30 МВт. Только к 1 ч 00 мин 26 апреля тепловую мощность реактора удалось стабилизировать на уровне 200 МВт за счет подъема поглощающих стержней и значительного снижения оперативного запаса реактивности. Следует заметить, что при остановке реактора происходит накопление ксенона (135Хе), характеризующегося большим сечением захвата тепловых нейтронов. Работа реактора в состоянии “ксенонового отравления” крайне неустойчива и опасна. Для поднятия мощности реактора из-за сильного поглощения нейтронов ксеноном необходимо вводить большой положительный запас реактивности. Регламентом такие действия запрещены, и реактор должен находиться десятки часов в неработающем состоянии, для распада ксенона до приемлемого уровня. Пренебрегая требованиями регламента, операторы продолжали попытки по подъему мощности реактора в условиях “ксенонового отравления”. Это привело к снижению запаса реактивности в 2-3 раза по сравнению с предусмотренным регламентом минимальным уровнем. Несмотря на серьезные нарушения требований безопасности, подготовка к испытаниям продолжалась.
В 1 ч 03 мин и 1 ч 07 мин дополнительно к шести работавшим главным циркуляционным насосам были подключены еще два, для того чтобы четыре насоса могли использоваться для проведения испытаний, а другие четыре обеспечивали бы охлаждение активной зоны. Однако при низком уровне мощности реактора эти действия привели к существенному увеличению суммарного расхода воды до величины, при которой появилась угроза срыва подачи насосов и возможность развития вибраций вследствие кавитации. Подключение дополнительных насосов и увеличение расхода воды привели к уменьшению парообразования, падению давления пара в барабанах-сепараторах и опасному изменению других параметров реактора. Попытки операторов вручную поддерживать основные параметры реактора оказались неэффективными. Наблюдались провалы по давлению пара и уровню воды в барабанах-сепараторах. Чтобы избежать остановки реактора, персоналом были заблокированы сигналы аварийной защиты по этим параметрам. Тем временем реактивность реактора продолжала медленно снижаться.
В 1 ч 22 мин 30 с распечатка программы быстрой оценки запаса реактивности показала, что требуется немедленная остановка реактора. Несмотря на это испытания продолжались. В 1 ч 23 мин 04 с при тепловой мощности реактора 200 МВт была заблокирована аварийная защита по закрытию стопорно-регулирующих кранов турбогенераторов, чтобы иметь возможность повторить испытание, если первая попытка окажется неудачной. Вскоре после начала испытания началось медленное повышение мощности. В 1 ч 23 мин 40 с начальник смены энергоблока дал команду нажать кнопку АЗ-5, по сигналу которой в активную зону вводятся все регулирующие стержни и стержни аварийной защиты. Стержни пошли вниз, однако через несколько секунд раздались удары и стержни-поглотители остановились. Оператор обесточил муфты сервоприводов, чтобы стержни упали в активную зону под действием собственной тяжести. По свидетельству очевидцев, находившихся вне IV блока, примерно в 1 ч 24 мин раздались последовательно два взрыва, над энергоблоком взлетели горящие куски и искры, часть из которых упала на крышу машинного зала и вызвала пожар. Подсчитано, что пик в процессе критического возрастания мощности, превышающей в 100 раз обычную мощность, был достигнут за 4 с [3]. Высвободившаяся энергия сдвинула 1000-тонную плиту - крышку реактора. Повреждение реактора открыло доступ воздуху, что привело далее к горению графита.
Описанные выше события показывают, что в процессе подготовки и проведения испытаний турбогенератора персонал отключил ряд технических средств защиты и нарушил регламент эксплуатации реактора в части безопасного ведения технологического процесса. Основным мотивом в поведении персонала было стремление быстрее закончить испытания. Нарушение установленного порядка при подготовке и проведении испытаний, “творческое” отношение к программе испытаний и регламенту работ на реакторной установке, небрежность в управлении реактором явились одной из причин аварии на IV энергоблоке Чернобыльской АЭС. Между тем разработчиками реакторной установки не было предусмотрено создание защитных систем безопасности, способных предотвратить аварию при преднамеренных отключениях технических средств защиты и нарушениях регламента эксплуатации. Катастрофические размеры авария приобрела в связи с тем, что реактор был переведен персоналом в нерегламентное неустойчивое состояние. При этом существенно усилилось влияние положительного коэффициента реактивности на рост мощности. Непосредственными физическими причинами разгона реактора явились положительный паровой коэффициент реактивности и положительный ввод реактивности на начальном этапе погружения стержней, сыгравший роль спускового механизма в развитии аварии [1,2].
Первоочередной задачей после аварии на реакторе была борьба с начавшимся пожаром. В результате взрывов в реакторе и выброса раскаленных фрагментов его активной зоны возникло свыше 30 очагов горения. В 1 ч 30 мин на место аварии выехали дежурные подразделения пожарной части по охране АЭС из Припяти и Чернобыля. Первоочередные меры были направлены на ликвидацию пожара на покрытии машинного зала, поскольку существовала угроза распространения пожара на III энергоблок. Было также организовано тушение очагов горения внутри помещений с использованием огнетушителей и стационарных внутренних пожарных кранов. К 2 ч 10 мин были подавлены основные очаги пожара на крыше машинного зала, а к 2 ч 30 мин - на крыше реакторного отделения. К 5 ч пожар был ликвидирован. Работы по ликвидации пожара происходили в тяжелых условиях, характеризующихся высокими уровнями излучения и сильного задымления. Героические действия пожарных и оперативного персонала станции предотвратили развитие событий, которые могли оказаться еще более катастрофическими.

Характеристика ядерного топлива IV блока ЧАЭС

Ядерный реактор РБМК-1000 (реактор большой мощности канальный) является гетерогенным на тепловых нейтронах. Его электрическая мощность составляет 1000 МВт, тепловая - 3200 МВт. Реактор РБМК IV блока ЧАЭС был введен в эксплуатацию в декабре 1983 г. и к 26 апреля 1986 г. проработал 865 сут. Отличительными чертами реакторов РБМК являются: большие размеры активной зоны (радиус - 6 м, высота -7м); большое число рабочих каналов; наличие двух типов замедлителя (графит и пароводяная смесь); наличие в активной зоне каналов с разным выгоранием топлива. Все это приводит к пространственной неоднородности характеристик реактора и отражается на распределении радионуклидов в активной зоне.
К моменту аварии активная зона реактора содержала 1659 тепловыделяющих сборок (ТВС), один дополнительный поглотитель (ДП) и один незагруженный канал [1, 2]. Большая часть ТВС представляла собой кассеты первой загрузки с выгоранием 12-14 МВт сут кг1. Средняя по зоне расчетная глубина выгорания составляла 10,9 МВт сут кг1 [4]. Масса урана в каждой кассете равнялась 114,7 кг. Полная масса топлива, загруженного в активную зону, составляла примерно 190 т.
Оценки содержания радионуклидов в активной зоне реактора перед аварией (табл. 3.1) включали в себя расчет зависимости удельного количества радионуклидов от глубины выгорания топлива. Затем на основе данных о глубине выгорания каждой из 1659 ТВС рассчитывалось количество наработанных радионуклидов в каждой кассете. Массы этих радионуклидов покассетно суммировались, и таким образом было оценено содержание радионуклидов для всей активной зоны. Суммарная активность содержащихся в активной зоне радионуклидов составляла около 1020 Бк. В среднем, для большинства радионуклидов различия в значениях активности не превышают 10-20 %, т.е. с учетом неопределенности расчетных оценок эти различия не являются существенными. Наиболее значителен разброс в оценках активности 106Ru, 110Ag, 132Те и 239Np. Содержание короткоживущих изотопов йода в активной зоне оценивается следующими величинами: 4,5х1018 Бк 132I; 6,7х1018Бк 133I [5].

Таблица 3.1
Содержание радионуклидов в активной зоне реактора IV блока ЧАЭС перед аварией, Бк