ВУЗ: Не указан
Категория: Не указан
Дисциплина: Не указана
Добавлен: 26.12.2021
Просмотров: 1871
Скачиваний: 3
Чому відбулася чорнобильська катастрофа
16
Робота кожного з існуючих ядерних реакторів базується на процесі ланцю'
гової реакції розподілу важких ядер. Найчастіше для цих цілей використо'
вується ізотоп урану (
235
U). Якщо нейтрон поглинається ядром цього ізото'
пу, то утворене складене ядро виявляється нестабільним і може розвалити'
ся на уламки (в основному на два). При цьому випускається кілька ней'
тронів і вивільняється значна енергія.
Для забезпечення стаціонарного протікання ядерної реакції необхідно, щоб кількість
знову утворених нейтронів дорівнювала кількості нейтронів, що вилетіли з реактора і
були поглинені у ньому. Це співвідношення називається коефіцієнтом розмноження
нейтронів k. При k = 1 реактор знаходиться в критичному стані і може працювати в
стаціонарних умовах. Якщо k<1, реактор є підкритичним, і ланцюгова реакція згасає.
При k>1 у кожному новому поколінні утвориться більше нейтронів, ніж у попередньо'
му, і ланцюгова реакція наростає. Зрозуміло, що відхилення k від одиниці є дуже важ'
ливим параметром реактора. Для характеристики цього відхилення вводять поняття
реактивності b, обумовлене як b = (k'1)/k.
Для нормальної роботи реактора необхідно вміти керувати реактивністю. Досягається
це за допомогою системи стержнів'поглиначів. При опусканні стержнів'поглиначів в
активну зону реактора збільшується поглинання нейтронів, при висуванні – навпаки,
зменшується. При роботі реактора ядерне паливо поступове вигоряє, і запас реактив'
ності падає. Коли весь запас реактивності вичерпано, реакція припиняється (навіть
якщо стержні'поглиначі цілком виведено з активної зони реактора). При вигорянні па'
лива в ньому накопичуються продукти розподілу, більшість яких є радіоактивними.
Радіоактивність накопичених продуктів розподілу є джерелом тепловиділення в зупи'
неному реакторі.
Серед радіонуклідів, що утворюються в процесі роботи реактора відіграють значну
роль у деяких режимах його роботи, особливо виділяється ксенон (
135
Хе). Він
відрізняється величезним перетином захвату теплових нейтронів. Деяка кількість ксе'
нону утворюється безпосередньо під час розподілу ядер палива, але основна його час'
тина виходить під час розпаду радіоактивного йоду. У початковій стадії роботи реакто'
ра в ньому відсутні і йод, і ксенон. Через деякий час після початку роботи реактора
встановлюється рівновага між виробленням цих ізотопів та їхнім розпадом.
Під час зупинки реактора ксенон вже не вигоряє за рахунок поглинання нейтронів, а
навпаки, накопичується через розпад йоду. Концентрація ксенону якийсь час інтен'
сивно зростає, досягаючи максимуму через 12 годин (так зване "ксенонове отруєння"),
після чого починає зменшуватися. Тільки тоді, коли відбудеться розпад ксенону (чи
значне зниження його концентрації), можливий нормальний повторний підйом поту'
жності реактора.
Робота реактора в стані "ксенонової ями", чи "провалу" дуже нестабільна і небезпечна.
Під час ксенонового отруєння для підняття потужності реактора необхідно вводити ве'
ликий позитивний запас реактивності (через сильне поглинання нейтронів ксеноном).
Це досягається шляхом виведення з зони регулюючих поглинаючих стержнів, у дано'
му випадку – їх великої кількості, але іноді і це не допомагає запустити реактор. Регла'
ментом такі дії заборонені, і реактор повинен знаходитися десятки годин у непрацюю'
чому стані, поки ксенон не розпадеться до прийнятного рівня.
Які основні
фізичні прин!
ципи роботи
ядерного
реактора?
Загальні відомості про ядерні реактори, їх
типи та принцип роботи
Протягом 1966–1977 р.р. у СРСР планувалося побудувати атомні станції
електричною потужністю 11,9 млн. квт, у тому числі з реакторами нового
типу РВПК'1000 – потужністю 8 млн Квт.
Одну з нових АЕС було вирішено побудувати в центральних районах
України. Місцем розташування станції обрано східну частину регіону,
Білорусько'Українське Полісся, приблизно в 110 км на північ від Києва і в 12 км на за'
хід від Чорнобиля (Київська обл.). Будівництво Чорнобильської АЕС почалося у 1970 р.
Введення в експлуатацію чотирьох енергоблоків ЧАЕС відбулося в 1977, 1979, 1981 і
1983 р.р.
Коли
проектувалася і
будувалася
Чорнобильська
АЕС?
Чому відбулася чорнобильська катастрофа
17
Для Чорнобильської АЕС був прийнятий енергоблок з реактором РВПК'
1000 (реактор великої потужності, канальний) електричною потужністю
1000 МВт. Це канальний реактор на теплових нейтронах, у якому як
уповільнювач використовується графіт, а як теплоносій – вода.
Концепцію таких реакторів розроблено на початку 60'х років. До цього
часу в країні вже був досвід створення й експлуатації уран'графітових
реакторів з водяним теплоносієм (Обнінська, Білоярська, Білібінська, Сибірська АЕС).
До якого типу
відносяться
реактори
енергоблоків
ЧАЕС?
Принциповою особливістю конструкції канальних реакторів є відсутність
спеціального міцного корпуса, властивого реакторам типу ВВЕР (водо'
водяний енергетичний реактор). Крім того, на реакторах РВПК
перевантаження ядерного палива здійснюється без їхньої зупинки, що
дозволяє підвищити коефіцієнт використання потужності.
Вже в ході попереднього слідства після ядерної аварії на Чорнобильській
АЕС було встановлено, що реактори типу РВПК'1000 мають деякі
недосконалості конструкції. Для підвищення безпеки і надійності реактора потрібно
було зменшити паровий коефіцієнт реактивності і створити швидкодіючу систему
аварійного захисту. Було відзначено, що під час зупинки реактора стержні аварійного
захисту при початку руху донизу протягом перших п'яти секунд вносили до реактора
не негативну, а позитивну реактивність (так званий ефект позитивної зупинки), тобто
очевидним є дефект конструкції стержнів – потенційний фактор аварії.
Після чорнобильської аварії більшість недоліків було усунено. Зокрема, на всіх діючих
у СРСР реакторах РВПК'1000 початкове збагачення урану було підвищено до 2,4%, час
спрацьовування системи управління захистом знижено приблизно в 10 разів, що
дозволило поліпшити нейтронно'фізичні характеристики реактора, зробити його
більш стійким на всіх рівнях потужності.
Які принципові
особливості та
конструкційні
недоліки
реакторів
РВПК!1000?
До моменту зупинки 4'го енергоблоку ЧАЕС, що була запланована на
25 квітня 1986 р., активна зона реактора містила 1650 тепловиділяючих
зборок (ТВЗ). До цього часу в активній зоні реактора 4'го енергоблоку
накопичилося 1500 МКі радіоактивних продуктів розподілу й активації. До
моменту аварії реактор 4'го енергоблоку експлуатувався вже протягом
трьох років. Катастрофа відбулася до кінця робочого циклу активної зони
реактора, коли накопичення радіоактивних продуктів розподілу було максимальним.
У таблиці 1 наведено дані щодо активності радіонуклідів у реакторі на момент аварії.
Таблиця 1. Активність радіонуклідів у реакторі 4!го енергоблоку ЧАЕС на момент аварії
Скільки
радіоактивності
було в реакторі
до моменту
аварії?
Чому відбулася чорнобильська катастрофа
18
Продовження таблиці 1.
Чому відбулася чорнобильська катастрофа
19
Аварія на енергоблоці № 4 Чорнобильської АЕС відбулася 26 квітня
1986 року о 1 год. 23 хв. 40 сек. (час московський) у ході проведення
проектних випробувань однієї з систем забезпечення безпеки.
Ця система передбачала використання механічної енергії обертання
турбогенераторів, що зупиняються, для вироблення електроенергії в
умовах накладення двох серйозних аварійних ситуацій.
Випробування було призначено на 25 квітня 1986р. при тепловій потужності реактора
700 МВт, після чого реактор планувалося зупинити для проведення планових
ремонтних робіт.
Випробування повинні були проводитися в режимі зниженої потужності, незначного
недогріву теплоносія до температури кипіння на вході до активної зони та
мінімального паровмісту. Ці фактори вплинули на масштаб аварії.
Які події
передували
аварії на
4 блоці?
Хронологія розвитку і причини
аварії
25 квітня о 1 год. ночі почалося зниження потужності реактора і через
5 хвилин турбогенератор №7 було відключено від мережі, але подальше
виведення енергоблоку з роботи було затримано за вимогою диспетчера
енергосистеми. О 23 год. 10 хв. зниженння потужності було продовжено.
Програмою передбачалося проведення випробувань турбогенератора при тепловій
потужності реактора 700–1000 Мвт, але при переході від однієї системи регулювання
потужності реактора до іншої, потужність реактора різко впала до величини, меншої
за 30 МВт. За рахунок підйому поглинаючих стержнів, що впливають на запас
реактивності реактора, до 1 години ночі 26 квітня потужність реактора вдалося
стабілізувати на рівні 200 МВт.
Але ксенонове отруєння реактора продовжувалося, і під час спроб підняти потужність
реактора до необхідного рівня, оператори зменшили кількість поглинаючих стержнів
в активній зоні (АЗ) реактора до 6–8 замість передбаченого за регламентом їхньої
мінімальної кількості 16–20.
Незважаючи на це, підготовка до випробувань продовжувалася. О 1 год. 03 хв. та
о 1 год. 07 хв. до шести головних циркуляційних насосів, що працювали, було
підключено ще два для того, щоб чотири з них могли використовуватися для
проведення випробувань, а інші чотири забезпечували б надійне охолодження
активної зони реактора. Збільшення витрати води через реактор призвело до
зменшення пароутворення, падіння тиску пари в барабанах'сепараторах і
небезпечної зміни інших параметрів реактора. Оператори намагалися вручну
підтримати основні параметри реактора, але ці дії виявилися малоефективними.
Спостерігалися провали за тиском пари і рівнем води в барабанах'сепараторах. Щоб
уникнути зупинки реактора в таких умовах, персоналом було заблоковано сигнали
аварійного захисту за цими параметрами. Тим часом реактивність реактора
продовжувала повільно падати. О 1 год. 22 хв. 30 сек. "роздруківка програми швидкої
оцінки запасу реактивності" показала, що потрібна негайна зупинка реактора. Проте,
незважаючи на відступи від наміченої програми, випробування почалися.
О 1 год. 23 хв. 04 сек. при тепловій потужності реактора 200 МВт було закрито
стопорно'регулюючі крани (СРК) турбогенератора №8 і заблоковано аварійний захист
закриття СРК обох турбогенераторів, щоб мати можливість повторити випробування,
якщо перша спроба виявиться невдалою. Через деякий час після початку
випробування потужність реактора стала повільно зростати. О 1 год. 23 хв. 40 сек.
начальник зміни енергоблока дав команду натиснути кнопку аварійного захисту АЗ'5,
за сигналом якої до A3 уводяться всі регулюючі стержні та стержні аварійного захисту.
Стержні пішли донизу, однак почулися удари і стержні'поглиначі зупинилися, не
дійшовши до нижніх концевиків. Оператор знеструмив муфти сервоприводів, щоб
стержні впали до активної зони реактора під дією власної ваги. Через кілька секунд
один за одним пролунали два вибухи…
У якій хронології
проводилися
випробування?
Чому відбулася чорнобильська катастрофа
20
У результаті вибухів з будівлі реакторного відділення четвертого блоку
зірвано дах, викинуто будівельні конструкції, графітові блоки та різні
уламки, оголено активну зону реактора. Дим і пара з великою кількістю
радіоактивних продуктів реактора утворили "гарячу хмару", що піднялася
на висоту до двох кілометрів. Палаючі фрагменти активної зони реактора,
що випали на покрівлю реакторного і турбінного відділень, викликали
численні пожежі.
Оцінюючи ситуацію та дії експлуатаційного персоналу після вибуху, можна сказати,
що безумовний героїзм і самовідданість виявили персонал машинного залу і пожежні
на покрівлі. Вони запобігли подальшому розвитку катастрофи як усередині, так і
ззовні машинного залу і врятували в такий спосіб станцію.
Після вибуху персонал станції в повній темряві знеструмив усі розподільні щитки – у
противному разі пожежні, що гасили машинний зал, загинули б від ураження
електричним струмом.
Персонал, що працював на станції тієї ночі, окрім касок, бахил, захисної маски та
звичайного спецодягу, не мав ніяких додаткових засобів захисту. Всі вони були
професіоналами і знали, що працюють при дуже високих рівнях радіації, про що
свідчила поява симптомів гострого променевого ураження, але, незважаючи на це,
люди йшли і виконували свої обов'язки.
Оперативний персонал центрального щита управління (ЦЩУ) станції, що одержав
інформацію про пожежу, викликав пожежну охорону ВПЧ'2.
Чергова телефоністка станції викликала адміністративно'технічне керівництво
станції. Начальник зміни станції передав повідомлення про аварію черговому
диспетчеру Київенерго і відповідальному черговому ВВО Союзатоменерго.
Третій енергоблок за розпорядженням начальника зміни станції було аварійно
зупинено приблизно о 5 год. 26 квітня 1986 р.
Перший і другий блоки продовжували працювати в нормальному режимі, хоча в їхніх
виробничих приміщеннях уже був високий рівень радіації за рахунок роботи
приточної вентиляції, яку не відключили (і не могли відключити через працюючі
блоки).
Оперативний персонал за розпорядженням керівництва ЧАЕС подав воду на
охолодження четвертого реактора, використовуючи аварійну схему.
До медпрацівників інформація про аварію на четвертому блоці надійшла вже через
15 хв. Допомогу потерпілим у перші години надав черговий медичний персонал
медпункту і лікарі швидкої медичної допомоги на АБК'1. Потерпілих з яскраво
вираженими ознаками променевої хвороби відразу ж відправили до лікарні
м. Прип'яті. Там їм було надано первинну медичну допомогу. Працюючому на
проммайданчику персоналу ЧАЕС було видано препарати йоду.
Адміністративно'технічне керівництво ЧАЕС на чолі з директором зібралося в
"бункері" – (приміщення цивільної оборони на АБК'1) і взяло керівництво ліквідацією
аварії четвертого блоку на себе.
Як діяв
оперативний
персонал в
аварійній
ситуації?