4.3 Авария на Чернобыльской АЭС, 1986 год

Существует огромное количество версий причин аварии26 апреля 1986 г. на четвертом блоке Чернобыльской АЭС с реактором РБМК(рис. 4.3—4.5), начиная от диверсий и заканчивая обвинениями оперативного персонала энергоблока в нарушении технологических инструкций, что в большинстве случаев объясняется различной трактовкой одних и тех же событий.

РИС 4.3. СХЕМА ЭНЕРГОБЛОКА АЭС С РЕАКТОРОМ РБМК

РИС 4.4. ПОПЕРЕЧНЫЙ РАЗРЕЗ БЛОКА С РЕАКТОРОМ РБМК

55

РИС 4.5. СХЕМА ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩЕЙ СБОРКИ, ПРИМЕНЯЕМОЙ НА ЧЕРНОБЫЛЬСКОЙ АЭС

В конструкции РБМК—1000 было два слабых места, обусловивших возникновение и протекание аварии:

—положительный паровой коэффициент реактивности, . е. мощность реактора возрастает при увеличении паросодержания между ТВЭЛ(значение парового коэффициента реактивности увеличивалось при выгорании топлива и снижении запаса реактивности);

—конструктивные недостатки системы аварийной защиты— низкая скорость введения стержней аварийной защиты(максимальная скорость введения стержней составляет 0,4 м/с. Таким образом, на полное погружение стержня из наиболее высокого положения требуется 18—20 с, для ВВЭР — 4 с). В определенных условиях введение стержней аварийной

защиты (A3) могло вызвать кратковременное повышение мощности реактораиз-за вытеснения воды из нижней части технологических каналов(TK) звеньями вытеснителя. Величина кратковременно вводимой положительной реактивности составляла:ρ=(0,6-1,3)·βэфф.

Авария произошла при проведении испытаний режима выбега с нагрузкой собственных нужд турбогенератора 8№ 4—го блока Чернобыльской АЭС. По проекту в режиме обесточивания АЭС при максимальной проектной аварии(МПА) с разрывом контура многократной принудительной циркуляции(КМПЦ) электроснабжение питательных насосов должно обеспечиваться за счет выбега турбогенераторов. Опробование этого режима до пуска 4—го блока Чернобыльской АЭС не было проведено. Суть испытаний заключалась в том, что в случае МПА циркуляция теплоносителя прерывается; для охлаждения активной зоны включаются пассивные подсистемы САОР с подачей воды из гидробаллонов и продолжается подача воды от питательных насосов, получающих электроэнергию от«выбегающих» турбогенераторов. При этом питательные насосы должны работать в течение ,време необходимого для включения дизель-генераторов и трех каналов активной(«медленно действующей») части САОР.

Испытания должны были проходить на уровне	мощности	ниже	номина.
Первоначально планировалось проводить испытания при	уровне	тепловой	мощ

Npt = 700 МВт. Пониженный уровень мощности создавал условия для максимального парового

высвобождения	реактивности	топлива(созданное	перед	испытанием	минимально
паросодержание в активной зоне должно было быстро возрасти при испытаниях).

56

25 апреля в 01 ч 06 мин началась разгрузка 4—го энергоблока с целью проведения испытаний. Первоначально тепловая мощность была снижена 1500до МВт. Дальнейшее снижение мощности было запрещено диспетчером энергосистемы из-за задержки включения в сеть другой электростанции. Продолжение снижения мощности энергоблока было разрешено диспетчером 25 апреля в 23 ч 00 мин. (рис. 4.6)

РИС 4.6. МОЩНОСТЬ И ОПЕРАТИВНЫЙ ЗАПАС РЕАКТИВНОСТИ (ОЗР) РЕАКТОРА 4- ГО БЛОКА ЧЕРНОБЫЛЬСКОЙ АЭС

где

R — количество стержней регулирования в активной зоне, в которых измеряется ОЗР, шт.;

Nx— тепловая мощность реактора, МВт.

25 апреля в 7 ч 10 мин имели место два нарушения технологического регламента:

1)было произведено отключение САОР и

2)некоторый промежуток времени реактор работал с недопустимо малым количеством

стержней регулирования в активной зонеRon < 15 (с недопустимо малым оперативным запасом реактивности).

Комиссия по	расследованию	причин	аварии отметила, что	сами по себе	данные
нарушения не привели к аварии.
В технологическом регламенте и в проекте реактора РБМК-1000 значение оперативного
запаса реактивности	трактуется как	средство	управления полем	энерговыделения, а не	как

предел безопасной эксплуатации, нарушение которого может привести к аварии. В регламенте,

вчастности, указано:

—работа при запасеRon < 26 стержней допускается с разрешения главного инженера

станции;

—при снижении ОЗР до Ron = 15 стержней реактор должен быть немедленно заглушён;

—если при извлечении стержней ручного регулирования во время выхода реактора в критическое состояние запас реактивности уменьшился до15 стержней и будет продолжать падать — сбросить все стержни.

Вместе с тем, как было установлено на основании исследований, проводившихся после аварии на Чернобыльской АЭС, ОЗР должен был быть пределом безопасной эксплуатации. При значительном снижении ОЗР(большом выгорании топлива) положительный паровой коэффициент реактивности значительно возрастает. В этой ситуации любой незначительный

«толчок» (например, небольшой локальный прирост мощности или нарушение циркуляции теплоносителя) может привести к разгону реактора на мгновенных нейтронах, поскольку

ρ=(4÷5)·βэфф.

Для проведения испытаний необходимо было снизить мощность реактора. 26 апреля в 00 ч 28 мин, переходя в режим электротехнических испытаний, персонал допустил ошибку при

57

переключении управления с системы локального автоматического регулирования на систему автоматического регулирования мощности основного диапазона. Из-за этого тепловая мощность реактора упала ниже30 МВт, а нейтронная мощность— до нуля и оставалась такой в течение пяти минут. В реакторе начался процесс отравления короткоживущими продуктами деления. Сам по себе этот процесс никакой ядерной угрозы не представлял. По мере его развития способность реактора поддерживать цепную реакцию уменьшается вплоть до полной его остановки. Во всём мире в таких случаях реактор просто глушат, затем двое суток выжидают, пока реактор не восстановит свою работоспособность (пока не пройдет отравление), а затем запускают его снова. Процедура эта считается рядовой, и сама по себе никаких трудностей для опытного персонала 4-го блока не представляла.

Но на РБМК такая процедура более длительна, чем на других типах реакторов. А в этом случае она еще срывала выполнение программы электротехнических испытаний со всем вытекающими неприятностями. И тогда, стремясь «быстрее завершить испытания», как потом объяснял персонал, стали постепенно выводить из активной зоны реактора управляющие стержни. Такой вывод стержней должен был компенсировать снижение мощности реактора изза процессов отравления. Эта процедура на реакторах АЭС тоже обычная ядернуюи угрозу представляет только в том случае, если вывести их слишком много для данного состояния реактора. Когда количество оставшихся стержней достиглоRon = 15, оперативный персонал обязан был заглушить реактор (рис. 4.6).

Схема развития аварии на рис. 4.7.

РИС 4.7. СХЕМА РАЗВИТИЯ АВАРИИ НА ЧЕРНОБЫЛЬСКОЙ АЭС

58

Развитие аварии происходило в такой последовательности:

26 апреля в 01 ч 23 мин параметры реактора были стабильными.

26 апреля в 01 ч 23 мин 04 с были закрыты стопорно-регулирующие клапаны турбогенератора, начался выбег турбины - стартовали испытания.

26 апреля в 01 ч 23 мин 10 с была нажата кнопка МПА(в соответствии с программой испытаний) с обесточиванием механизмов нормальной эксплуатации и подключени питательного насоса к генератору выбегающей турбины.

26 апреля в 01 ч 23 мин 40 с оперативный персонал нажал кнопку A3. Причина, на основании которой было произведено это действие, не выяснена.

Из-за неудовлетворительной конструкции стержней СУЗ их ввод в активную зону вызвал деформации энерговыделения. Из-за этого и исходного недопустимо малого ОЗРRon=8 практически все энерговыделение сместилось в нижнюю часть активной зоны высотой около двух метров, и за время порядка5 с произошел рост интегральной мощности реактора в несколько десятков раз от исходного.

26 апреля в 01 ч 23 мин 43 с появились сигналыA3 по периоду разгона(20 с) и по превышению мощности (более 530 МВт). Расчетным путем было показано, что к этому времени оболочки ТВЭЛ были повреждены. Повреждение оболочек привело к выбросу топлива в теплоноситель. Высокотемпературные осколки топлива смешались с теплоносителем. Это привело к быстрому дополнительному парообразованию и вытеснению оставшейся воды из технологических каналов. Последний эффект (вследствие положительного коэффициента реактивности РБМК) был равносилен вводу дополнительной положительной реактивности в активную зону. Это привело к дальнейшему росту мощности.

26 апреля в 01 ч 24 мин одновременно с сильными ударами остановились стержни СУЗ, не дойдя до нижних концевиков. Активная зона была разрушена.

Неуправляемая цепная реакция в реакторе началась в не очень большой части активной зоны и вызвала местный перегрев охлаждающей воды. Скорее всего, она началась в правой нижней части активной зоны на высоте от 1 до 2,5 м от основания реактора (рис. 4.8).

1 — активная зона; 2— стальной кожух;

3 — бак биологической защиты;

4 — плита верхней биологической защиты;

5 — настил центрального зала. БС — барабан-сепаратор

РИС 4.8. НАЧАЛЬНЫЙ ПЕРИОД РАЗВИТИЯ АВАРИИ НА 4-БЛОКЕ

59

Возникшее первоначальное увеличение реактивности	сразу привело к	значительному
росту мощности, поскольку реактор обладал сильной	положительной	связью ме

реактивностью и парообразованием в активной зоне. Проявлению этого эффекта в немалой степени способствовала низкая исходная мощность реактора и значительные неравномерности энерговыделений по объему активной зоны(реактор долго работал, и активная зона была значительно выгоревшей). Проведение испытаний при первоначально запланированном уровне тепловой мощности 700 МВт, возможно, не привело бы к аварии.

Когда давление пароводяной смеси превысило пределы прочности циркониевых труб ТК, они разорвались. Разрыв труб нескольких ТК привел к повышению давления в реакторном пространстве, частичному отрыву верхней несущей плиты реактора от кожуха и заклиниванию по этой причине всех стержней СУЗ, которые к этому моменту прошли только около половины всего пути.

Перегретая вода (при температуре теплоносителя в активной зоне порядка280 °С и разгерметизации КМПЦ теплоноситель в первый момент переходит в состояние перегрева) почти мгновенно превратилась в пар довольно высокого давления. Этот пар, расширяясь, подтолкнул массивную 2500-тонную крышку реактора вверх. Для этого, как подтвердили впоследствии расчеты, вполне достаточно разрыва всего нескольких ТК.

Двигаясь вверх, крышка разорвала остальную часть ТК. Тонны перегретой воды почти мгновенно превратились в пар, и сила его давления уже довольно легко подбросила крышку на несколько метров. В образовавшееся жерло ринулась смесь пара, обломков графитовой кладки, ядерного топлива, технологических каналов и других конструкционных элементов активной зоны реактора. Крышка реактора развернулась в воздухе и упала обратно ребром, раздавив верхнюю часть активной зоны и вызвав дополнительный выброс радиоактивных веществ в атмосферу.

После отрыва верхней несущей плиты реактора в образовавшийся проем выбросил осколки графита, топлива, куски металла и бетона. Выброшенные материалы реактора упали на верхнюю часть здания и на территорию АЭС и вызвали пожары в30-ти местах. Воздух проник в реакторное пространство и вызвал загорание графита, по-видимому, вследствие повышения температуры из-за экзотермической реакции окисления.

Дым и пары с большим количеством радиоактивных веществ образовали горячее облако, поднявшееся на высоту до 2 км.

Авария произошла вследствие наложения трех ключевых причин.

Причина 1 — неверный регламент эксплуатации реакторной установки при отсутствии

оперативной	информации о величине ,ОЗРруководствуясь которым				персонал допустил
аварийно опасный режим работы реактора,			именно вывел слишком много стержней
регулирования,	доведя ОЗР до Ron = 8,	что увеличило		положительный паровой коэффициент
реактивности.
Причина	2 — конструкционные	недостатки		стержней СУЗ. При	срабатывании A3

стержни СУЗ вводили небольшую положительную реактивность в нижнюю часть активной зоны при ОЗР Ron < 15 (конструкция стержней имела графитовые вытеснители, которые вытесняли воду под стержнями; кроме того, скорость погружения была низкой).

Причина 3 положительная связь между реактивностью и парообразованием в активной зоне реактора, которая проявилась в максимальной степени из-за введения небольш положительной реактивности в условиях низкого уровня мощности реактора(малый недогрев до кипения в нижней части активной зоны) и низкого оперативного запаса реактивности.

В доаварийный период радиационная обстановка в районе расположения ЧАЭС была обусловлена в основном радионуклидами глобального и естественного происхождения.

Формирование аварийного радиоактивного загрязнения Cs-137 территории Европы, карта загрязнения Украины, России Белоруссии, а также вклад различных радионуклидов загрязнение показаны на рис. 4.9—4.11.

60

РИС 4.9. СХЕМА РАСПРОСТРАНЕНИЯ РАДИОАКТИВНОГО ОБЛАКА, ОБРАЗОВАВШЕГОСЯ В РЕЗУЛЬТАТЕ АВАРИЙНОГО ВЫБРОСА

РИС 4.10. КАРТА РАДИОАКТИВНОГО ЗАГРЯЗНЕНИЯ НУКЛИДОМ ЦЕЗИЯ—137

61

РИС 4.11. ОТНОСИТЕЛЬНЫЙ ВКЛАД РАЗЛИЧНЫХ ИЗОТОПОВ В РАДИОАКТИВНОЕ ЗАГРЯЗНЕНИЕ ПОСЛЕ АВАРИИ

В послеаварийный период(в 1986 г. и в 1991 – 1992 г.г.) сотрудниками лаборатории кафедры АЭС Одесского политехнического института изучалосьрадиационное загрязнение почвенного покрова в районе расположения Чернобыльской АЭС в радиусе50 км и 10 км. Основное внимание уделялось изучению поведения основных дозообразующих и биологически значимых РН Cs-137, Cs-134, Sr-90 и Ce-144, как наиболее подвижного в почвенном слое радионуклида, а также Pu-239+240, как топливным нуклидам.

Основные результаты, полученные после проведении радиоэкологического мониторинга территории расположения Чернобыльской АЭС в послеаварийный период(поздняя фаза коммунальной аварии):

–Основным фактором, формирующим радиационную обстановку на местности начальный период аварии(острая фаза аварии), является атмосферный перенос выброшенных РН и их осаждение на поверхность земли.

–Начальное перераспределение осажденных из радиоактивного облака РН происходит в результате действия вторичного загрязнения местности (ветровой перенос, смыв, стоки),

действие которого,	если не	принять	соответствующих	, мерможет проявляться
достаточно продолжительное время.
– Послеаварийное	загрязнение	почвы	определяется	сложным	взаимодей

атмосферных явлений с рельефом местности и ландшафтами и характеризуется малой динамикой.

После аварии на ЧАЭС.

–До конца 1986 года из 188 н.п. было вывезено 116 тыс. человек.

–Эвакуация позволила предотвратить дозу облучения населения порядка10000 чел.-Зв. и избежать массового проявления детерминистических эффектов.

–Переселено (тыс. чел.): Россия — 500; Украина — > 200; Беларусь — 131.

–На оздоровление вывезено200 тыс. детей, что позволило предотвратить до20% ожидаемой за 1986 г. дозы облучения.

62