Файл: Катастрофа на Чернобыльской аэс, Чернобыльская авария, Чернобыльская катастрофа.docx

Скачать файл
Заказать решение

ВУЗ: Не указан

Категория: Не указан

Дисциплина: Не указана

Добавлен: 06.12.2023

Просмотров: 16

Скачиваний: 1

ВНИМАНИЕ! Если данный файл нарушает Ваши авторские права, то обязательно сообщите нам.

Ава́рия на Черно́быльской АЭС 26 апреля 1986 года (также известна как катастрофа на Чернобыльской АЭС, Чернобыльская авария, Чернобыльская катастрофа или просто Чернобыль) — разрушение реактора четвёртого энергоблока Чернобыльской атомной электростанции, расположенной около города Припять (Украинская ССР, ныне — Украина). Разрушение носило взрывной характер, активная зона реактора была полностью разрушена, а в окружающую среду выброшено большое количество радиоактивных веществ. Авария расценивается как крупнейшая в своём роде за всю историю атомной энергетики, как по предполагаемому количеству погибших и пострадавших от её последствий людей, так и по экономическому ущербу.

В течение первых трёх месяцев после аварии скончался 31 человек, ещё 19 смертей с 1987 по 2004 год предположительно можно отнести к её прямым последствиям. 134 человека из числа ликвидаторов перенесли острую лучевую болезнь той или иной степени тяжести. Высокие дозы облучения людей, в основном из числа аварийных работников и ликвидаторов, послужили или могут послужить причиной четырёх тысяч дополнительных смертей от отдалённых последствий облучения[1][2]. Тем не менее эти цифры существенно меньше того количества жертв, которое приписывается чернобыльской катастрофе общественным мнением[3].

В отличие от бомбардировок Хиросимы и Нагасаки, взрыв напоминал очень мощную «грязную бомбу» — основным поражающим фактором стало радиоактивное загрязнение. Облако, образовавшееся от горящего реактора, разнесло различные радиоактивные материалы, прежде всего радионуклиды йода и цезия, по большей части Европы. Наибольшие выпадения вблизи реактора отмечались на территориях, относящихся к Белоруссии, Российской Федерации и Украине[4]. Из 30-километровой зоны отчуждения вокруг АЭС было эвакуировано всё население — более 115 тысяч человек[2]. Для ликвидации последствий были мобилизованы значительные ресурсы, более 500 тысяч человек участвовали в ликвидации последствий аварии[5].

Чернобыльская авария стала событием большого общественно-политического значения для СССР. Всё это наложило определённый отпечаток на ход расследования её причин[6]. У специалистов нет единого мнения о точных причинах аварии, версии разных специалистов-атомщиков сходны в общих чертах и различаются в конкретных механизмах возникновения и развития аварийной ситуации
[⇨].

На 25 апреля 1986 года была запланирована остановка 4-го энергоблока Чернобыльской АЭС для очередного планово-предупредительного ремонта. Во время таких остановок обычно проводятся различные испытания оборудования, как регламентные, так и нестандартные, проводящиеся по отдельным программам. В этот раз целью одного из них было испытание режима выбега ротора турбогенератора, предложенного генеральным проектировщиком (московским институтом «Гидропроект») в качестве дополнительной системы аварийного электроснабжения. Режим «выбега» позволял бы использовать кинетическую энергию, запасённую во вращающемся роторе турбогенератора, для обеспечения электропитанием питательных (ПН) и главных циркуляционных насосов (ГЦН) в случае обесточивания электроснабжения собственных нужд станции. Данный режим не был отработан или внедрён на АЭС с РБМК. Это были уже четвёртые испытания режима, проводившиеся на ЧАЭС. Первая попытка в 1982 году показала, что напряжение при выбеге падает быстрее, чем планировалось. Последующие испытания, проводившиеся после доработки оборудования турбогенератора в 1983—1985 годах, также по разным причинам заканчивались неудачно[12].

Испытания должны были проводиться 25 апреля 1986 года на мощности 700—1000 МВт (тепловых), 22—31 % от полной мощности[13]. Примерно за сутки до аварии (к 3:47 25 апреля) мощность реактора была снижена примерно до 50 % (1600 МВт)[14]. В 14:00, в соответствии с программой, была отключена система аварийного охлаждения реактора. Однако дальнейшее снижение мощности было запрещено диспетчером Киевэнерго. Запрет был отменён диспетчером в 23:10. Во время длительной работы реактора на мощности 1600 МВт происходило нестационарное ксеноновое отравление. В течение 25 апреля пик отравления был пройден, началось разотравление реактора. К моменту получения разрешения на дальнейшее снижение мощности оперативный запас реактивности (ОЗР) возрос практически до исходного значения и продолжал возрастать. При дальнейшем снижении мощности разотравление прекратилось и снова началось отравление.

В течение примерно двух часов мощность реактора была снижена до уровня, предусмотренного программой (около 700 МВт тепловых), а затем, по неустановленной причине, до 500 МВт. В 0:28 при переходе с системы локального автоматического регулирования на автоматический регулятор общей мощности оператор (СИУР) не смог удержать мощность реактора на заданном уровне, и она провалилась (тепловая — до 30 МВт, нейтронная — до нуля)
[12][14]. Персонал, находившийся на БЩУ-4, принял решение о восстановлении мощности реактора (извлекая поглощающие стержни реактора)[12][15] и через несколько минут добился её роста, а в дальнейшем и стабилизации на уровне 160—200 МВт (тепловых). При этом ОЗР непрерывно снижался из-за продолжающегося отравления. Соответственно, операторы продолжили извлекать стержни ручного регулирования (РР)[14].

После достижения 200 МВт тепловой мощности были включены дополнительные главные циркуляционные насосы, и количество работающих насосов доведено до восьми. Согласно программе испытаний, четыре из них, совместно с двумя дополнительно работающими питательными насосами, должны были служить нагрузкой для генератора «выбегающей» турбины во время эксперимента. Дополнительное увеличение расхода теплоносителя через реактор привело к уменьшению парообразования. Кроме того, расход относительно холодной питательной воды оставался небольшим, соответствующим мощности 200 МВт, что вызвало повышение температуры теплоносителя на входе в активную зону, и она приблизилась к температуре кипения[14].

В 1:23:04 начался эксперимент. Из-за снижения оборотов насосов, подключённых к выбегающему генератору, и положительного парового коэффициента реактивности (см. ниже)  реактор испытывал тенденцию к увеличению мощности (вводилась положительная реактивность), однако в течение почти всего времени эксперимента поведение мощности не внушало опасений.

В 1:23:39 зарегистрирован сигнал аварийной защиты АЗ-5[16] от нажатия кнопки на пульте оператора. Поглощающие стержни начали движение в активную зону, однако вследствие их неправильной конструкции и низкого оперативного запаса реактивности реактор не был заглушён, а наоборот, начал разгоняться. В следующие несколько секунд зарегистрированы различные сигналы, свидетельствующие об очень быстром росте мощности, затем регистрирующие системы вышли из строя.

Произошло, по различным свидетельствам, от одного до нескольких мощных взрывов (большинство свидетелей указали на два мощных взрыва), и к 1:23:47—1:23:50 реактор был полностью разрушен[12][14][15][17][18].

Причины аварии[править | править код]

Существуют по крайней мере два различных подхода к объяснению причин чернобыльской аварии, которые можно назвать официальными, а также несколько альтернативных версий разной степени достоверности.


Государственная комиссия, сформированная в СССР для расследования причин катастрофы, возложила основную ответственность за неё на оперативный персонал и руководство ЧАЭС. МАГАТЭ создало свою консультативную группу, известную как Консультативный комитет по вопросам ядерной безопасности  (англ.)рус. (англ. INSAG; International Nuclear Safety Advisory Group), который на основании материалов, предоставленных советской стороной, и устных высказываний специалистов (среди которых группу консультировали Калугин А. К. и Дёмин В. Ф., а делегацию советских специалистов возглавил Валерий Легасов, первый заместитель директора ИАЭ имени И. В. Курчатова) в своём отчёте 1986 года[19] также в целом поддержал эту точку зрения. Утверждалось, что авария явилась следствием маловероятного совпадения ряда нарушений правил и регламентов эксплуатационным персоналом, а катастрофические последствия приобрела из-за того, что реактор был приведён в нерегламентное состояние[20].

Грубые нарушения правил эксплуатации АЭС, совершённые её персоналом, согласно этой точке зрения, заключаются в следующем[20]:

  • проведение эксперимента «любой ценой», несмотря на изменение состояния реактора;

  • вывод из работы исправных технологических защит, которые просто остановили бы реактор ещё до того, как он попал в опасный режим;

  • замалчивание масштаба аварии в первые дни руководством ЧАЭС.

Однако в 1990 году комиссия Госатомнадзора СССР заново рассмотрела этот вопрос и пришла к заключению, что «начавшаяся из-за действий оперативного персонала Чернобыльская авария приобрела неадекватные им катастрофические масштабы вследствие неудовлетворительной конструкции реактора» ([21], с. 35). Кроме того, комиссия проанализировала действовавшие на момент аварии нормативные документы и не подтвердила некоторые из ранее выдвигавшихся в адрес персонала станции обвинений. Несмотря на широко распространённое ошибочное мнение о том, что авария произошла из-за испытаний выбега турбогенератора, на самом деле испытания лишь облегчили проведение расследования, так как вместе со штатными системами контроля работала ещё и внешняя, с высоким временным разрешением ([21], с. 68).

В 1993 году INSAG опубликовал дополнительный отчёт[14], обновивший «ту часть доклада INSAG-1, в которой основное внимание уделено причинам аварии», и уделивший большее внимание серьёзным проблемам в конструкции реактора. Он основан, главным образом, на данных Госатомнадзора СССР и на докладе «рабочей группы экспертов СССР» (эти два доклада включены в качестве приложений), а также на новых данных, полученных в результате моделирования аварии. В этом отчёте многие выводы, сделанные в 1986 году, признаны неверными и пересматриваются «некоторые детали сценария, представленного в INSAG-1», а также изменены некоторые «важные выводы». Согласно отчёту, наиболее вероятной причиной аварии являлись ошибки проекта и конструкции реактора, эти конструктивные особенности оказали основное влияние на ход аварии и её последствия
[22].

Основными факторами, внёсшими вклад в возникновение аварии, INSAG-7 считает следующее[23]:

  • реактор не соответствовал нормам безопасности и имел опасные конструктивные особенности;

  • низкое качество регламента эксплуатации в части обеспечения безопасности;

  • неэффективность режима регулирования и надзора за безопасностью в ядерной энергетике, общая недостаточность культуры безопасности в ядерных вопросах как на национальном, так и на местном уровне;

  • отсутствовал эффективный обмен информацией по безопасности как между операторами, так и между операторами и проектировщиками, персонал не обладал достаточным пониманием особенностей станции, влияющих на безопасность;

  • персонал допустил ряд ошибок и нарушил существующие инструкции и программу испытаний.

В целом INSAG-7 достаточно осторожно сформулировал свои выводы о причинах аварии. Так, например, при оценке различных сценариев INSAG отмечает, что «в большинстве аналитических исследований тяжесть аварии связывается с недостатками конструкции стержней системы управления и защиты (СУЗ) в сочетании с физическими проектными характеристиками», и, не высказывая при этом своего мнения, говорит про «другие ловушки для эксплуатационного персонала. Любая из них могла бы в равной мере вызвать событие, инициирующее такую или почти идентичную аварию», например, такое событие, как «срыв или кавитация насосов» или «разрушение топливных каналов». Затем задаётся риторический вопрос: «Имеет ли в действительности значение то, какой именно недостаток явился реальной причиной, если любой из них мог потенциально явиться определяющим фактором?». При изложении взглядов на конструкцию реактора INSAG признаёт «наиболее вероятным окончательным вызвавшим аварию событием» «ввод стержней СУЗ в критический момент испытаний» и замечает, что «в этом случае авария явилась бы результатом применения сомнительных регламентов и процедур, которые привели к проявлению и сочетанию двух серьёзных проектных дефектов конструкции стержней и положительной обратной связи по реактивности». Далее говорится: «Вряд ли фактически имеет значение то, явился ли положительный выбег реактивности при аварийном останове последним событием, вызвавшим разрушение реактора. Важно лишь то, что такой недостаток существовал и он мог явиться причиной аварии»[22]

Смотрите также файлы