FTYaR_lektsii

101

Через 2 часа 20 минут, оператор из новой смены заметил, что датчик на вы-

ходе предохранительного клапана показывает необычно высокую температуру и закрыл резервный предохранительный клапан. К этому времени утечка составила более 950 000 литров. Часть радиоактивной воды вылилась в помещения станции,

так как ёмкость, в которой она накапливалась переполнилась. Через 2 часа 30 минут датчики впервые зафиксировали повышение уровня радиации в помещениях стан-

ции. Примерно через 7 часов, операторы включили подачу воды в первый контур.

Через 9 часов взорвался водород, накопившийся под контейнментом. Это не вызвало разрушений и даже не было замечено операторами. Через 15 часов

50 минут были включены насосы в первом контуре и температура активной зо-

ны стала снижаться. К этому времени примерно треть топлива расплавилась.

Причины аварии

Главной причиной была недостаточная компетенция специалистов, нахо-

дящихся в начале аварии в помещении щита управления реактором, которые длительное время не могли понять происходящего, и по существу были расте-

ряны. Причем, в самом начале аварии, когда автоматически включились ава-

рийные насосы высокого давления для подачи воды в первый контур, они их остановили, грубо нарушив инструкцию. Если бы они этой ошибки не сделали,

повреждения активной зоны реактора не было бы.

Тем не менее, первопричиной аварии были дефекты оборудования. Пре-

кращение подачи питательной воды и самопроизвольная остановка питатель-

ных насосов, вызвавшие начало аварии, по всей вероятности, произошли вслед-

ствие того, что при ремонтных работах в трубки пневматической (воздушной)

системы автоматики, управляющей задвижками на питательных трубопроводах к парогенераторам, попала влага, что в свою очередь привело к самопроизволь-

ному закрытию этих задвижек, и таким образом, к началу аварии.

Ненадежным в работе оказался также предохранительный клапан, который в начале аварии заклинило в отрытом положении, вследствие чего возникла непре-

рывная утечка воды из первого контура. Ситуация здесь аналогична предыдущей,

поскольку фирме Баб-кок-Вилькокс, изготовляющей эти клапаны, уже были из-

вестны девять случаев заклинивания этих клапанов на других установках. Но фир-

102

ма не только не приняла мер для устранения этого дефекта, но и не проинформиро-

вала использующие их АЭС о его наличии. Кроме того, было известно, что такая же авария с заклиниванием открытого предохранительного клапана произошла в сентябре 1977 г. на реакторе ВВЭР, изготовленном фирмой Бабкок-Вилькокс, на АЭС Дэвис-Бесе. Там все обошлось без серьезных последствий лишь потому, что реактор работал на мощности 9% номинальной, и блокировочный клапан был за-

крыт через 20 мин, поэтому утечка воды из первого контура была довольно быстро прекращена. Однако и в этом случае оператор ошибочно остановили аварийные насосы высокого давления, автоматически включившихся для подачи воды в пер-

вый контур. Эта авария была специально рассмотрена фирмой Бабкок-Вилькокс и

NRC - Комиссией ядерного регулирования (аналогичной атомному надзору в Рос-

сии), причем было признано, что при такой аварии и полной мощности реактора перед аварией могут произойти оголение активной зоны и повреждение твэлов. Но ни фирма, ни NRC об этом не информировала соответствующие АЭС.

Последствия

Хотя ядерное топливо частично расплавилось, оно не прожгло корпус ре-

актора и радиоактивные вещества, в основном, остались внутри. По разным оценкам, радиоактивность благородных газов, выброшенных в атмосферу со-

ставила от 2,5 до 13 миллионов кюри (480 × 1015 Бк), однако выброс опасных нуклидов, таких как иод-131, был незначительным. Территория станции, также,

была загрязнена радиоактивной водой, вытекшей из первого контура. Было ре-

шено, что в эвакуации населения, проживавшего рядом со станцией нет необ-

ходимости, однако губернатор Пенсильвании посоветовал покинуть пятимиль-

ную (8 км) зону беременным женщинам и детям дошкольного возраста. Сред-

няя эквивалентная доза радиации для людей живущих в 10-мильной (16 км)

зоне составила 8 миллибэр (80 мкЗв) и не превысила 100 миллибэр (1 мЗв) для любого из жителей. Для сравнения, восемь миллибэр примерно соответствуют дозе, получаемой при флюорографии, а 100 миллибэр равны одной трети от средней дозы, получаемой жителем США за год за счёт фонового излучения.

Было проведено тщательное расследование обстоятельств аварии. Было при-

знано, что операторы допустили ряд ошибок, которые серьёзно ухудшили ситуа-

103

цию. Эти ошибки были вызваны тем, что они были перегружены информацией,

часть которой не относилась к ситуации, а часть была просто неверной. После ава-

рии были внесены изменения в систему подготовки операторов. Если до этого главное внимание уделялось умению оператора анализировать возникшую ситуа-

цию и определять, чем вызвана проблема, то после аварии подготовка была скон-

центрирована на выполнении оператором заранее составленных технологических процедур. Были также улучшены пульты управления и другое оборудование стан-

ции. На всех атомных станциях США были составлены планы действий на случай аварии, предусматривающие быстрое оповещение жителей в 10-мильной зоне.

Работы по устранению последствий аварии были начаты в августе 1979 года и официально завершены в декабре 1993. Они обошлись в 975 миллионов долла-

ров США. Была проведена дезактивация территории станции, топливо было вы-

гружено из реактора. Однако, часть радиоактивной воды впиталась в бетон кон-

тейнмента и эту радиоактивность практически невозможно удалить. Эксплуата-

ция другого реактора станции (TMI-1) была возобновлена в 1985 году.

6.8. Авария с разрушением активной зоны на Чернобыльской АЭС

На четвертом блоке Чернобыльской АЭС с уран-графитовым реактором РБМК 26 апреля 1986 г. в 1 ч 23 мин произошла авария с разрушением активной зоны реакторной установки и части здания, в котором она располагалась.

Авария произошла перед остановкой блока на плановый ремонт при прове-

дении испытаний режимов работы одного из турбогенераторов. Мощность реак-

торной установки внезапно резко возросла, что привело к ее разрушению и вы-

бросу части накопившихся в активной зоне радиоактивных продуктов в атмосфе-

ру.

Основные физико-технические характеристики реактора. Ядерный энергетический реактор РБМК-1000 является гетерогенным канальным реакто-

ром на тепловых нейтронах, в котором в качестве топлива используется сла-

бообогащенный по 235U диоксид урана, в качестве замедлителя – графит и в ка-

честве теплоносителя – кипящая вода. Ниже приведены основные харак-

теристики реактора:
Тепловая мощность .................................................................	3200 МВт

	104
Обогащение топлива .............................................................	2,0 %
Масса урана в ТВС ................................................................	114,7 кг
Число/диаметр ТВЭЛ в ТВС.................................................	18/13,6 мм
Глубина выгорания топлива .................................................	20 МВт-сут/кг
Коэффициент неравномерности энерговыделения:
по радиусу .........................................................................	1,48
по высоте ...........................................................................	1,4
Предельная расчетная мощность канала ............................	3250 кВт
Паровой коэффициент реактивности....................................	2,0·10-4
Быстрый мощностной коэффициент реактивности.......	- 0,5·10-6
Температурный коэффициент топлива.............................	-1,2·10-5 ° С - 1
Температурный коэффициент графита ..........................	6·10-5 ° С - 1
Минимальная эффективность стержней СУЗ ..............	10,5%
Эффективность стержней РР ............................................	7,5%

Важной физической характеристикой с точки зрения управления и безопас-

ности реактора является величина, называемая оперативным запасом реактивно-

сти, т.е. определенное число погруженных в активную зону стержней СУЗ, нахо-

дящихся в области высокой дифференциальной эффективности. Она определяется пересчетом на полностью погруженные стержни СУЗ. Запас реактивности для РБМК-1000 принят равным 30 стержням ручных регуляторов (РР). При этом ско-

рость ввода отрицательной реактивности при срабатывании АЗ достаточна для компенсации положительных эффектов реактивности. Опыт работы реакторов этого типа составляет более 100 реакторо-лет.

Основными" конструкционными особенностями реакторов РБМК являются:

вертикальные каналы с топливом и теплоносителем, допускающие пере-

грузку топлива при работающем реакторе;

топливо в виде пучков цилиндрических твэлов из диоксида урана в цир-

кониевых трубах-оболочках;

графитовый замедлитель между каналами;

легководный кипящий теплоноситель в контуре многократной принуди-

тельной циркуляции (КМПЦ) с прямой подачей пара в турбину.

105

Реактор РБМК-1000 оснащен двумя одинаковыми петлями охлаждения; к

каждой петле подключено по 840 параллельных вертикальных каналов с ТВС. Петля охлаждения имеет четыре параллельных ГЦН: три работающих,

подающих по 7000 т/ч воды с напором 1,5 МПа, и один резервный.

Система управления и защиты реактора основана на перемещении 211

стержней-поглотителей в специально выделенных каналах, охлаждаемых во-

дой автономного контура. Система СУЗ обеспечивает: автоматическое под-

держание заданного уровня мощности; быстрое снижение мощности стержня-

ми 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.

Системы обеспечения безопасности. Система аварийного охлаждения реактора (САОР) является защитной системой безопасности и предназначена для обеспечения отвода остаточного тепловыделения посредством своевремен-

ной подачи требуемого количества воды в технологические каналы (ТК) реак-

тора при авариях, сопровождающихся нарушениями охлаждения активной зоны. К таким авариям относятся: разрывы трубопроводов КМПЦ большого диаметра, паропроводов и трубопроводов питательной воды.

Система защиты от превышения давления в основном контуре теплоноси-

теля предназначена для обеспечения допустимого значения давления в контуре путем отвода пара в бассейн-барбатер для его конденсации. САОР может ис-

пользоваться для введения соответствующих нейтронных поглотителей.

Система локализации аварий, реализованная на четвертом блоке АЭС,

предназначена для локализации радиоактивных выбросов при авариях с разуплотнением любых трубопроводов контура охлаждения реактора, кроме пароводяных коммуникаций верхних трактов ТК в той части опускных труб,

которая находится в помещении барабанов-сепараторов (БС) и трубопроводов парогазовых сбросов из реакторного пространства.

106

Основным компонентом СЛА является система герметичных помещений.

Барботажно-конденсационное устройство предназначено для конденсации па-

ра, образующегося в процессе аварии с разуплотнением реакторного контура,

при срабатывании главных предохранительных клапанов и при протечках через них в режиме нормальной эксплуатации.

Развитие аварии. Авария произошла перед остановкой блока на плановый ремонт. Перед остановкой были запланированы испытания турбогенератора

(ТГ) в режиме выбега с нагрузкой собственных нужд. Цель этих испытаний

– экспериментально проверить возможности использования механической энер-

гии ротора отключенного по пару турбогенератора для поддержания произво-

дительности механизмов собственных нужд блока в условиях обесточивания.

Безопасности этих испытаний не было уделено должного внимания, пер-

сонал к ним готов не был, не знал о возможных опасностях. Кроме того, персо-

нал допускал отклонения от выполнения программы, создавая тем самым усло-

вия для возникновения аварийной ситуации.

Когда мощность составляла половину номинальной, в соответствии с про-

граммой 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 требо-

вал остановить реактор примерно на сутки и только потом продолжить экспери-

мент. Персонал АЭС, вместо того чтобы остановить реактор, решил вернуть его на уровень мощности, необходимый для проведения испытаний. Для этого опе-

раторы 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.

107

Дополнительно к шести ГЦН в соответствии с программой испытаний бы-

ло подключено еще два. А так как мощность реактора в это время была су-

щественно ниже запланированной (200 вместо 700÷1000 МВт), то суммар-

ный 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. Исправить ее операто-

ры пытались, поддерживая 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 реак-

тивность, появившаяся в активной зоне, начала расти. Через 3 с мощность пре-

высила 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 начальник смены дал команду ввести в активную зону все регулирующие стержни и стержни аварийной защиты. Но было уже поздно. Мощность реактора за 1 с возросла в

13 раз. Произошло разуплотнение первого контура.

Снижение расхода воды в условиях роста мощности привело к интенсив-

ному 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

108

тепловому взрыву, разрушившему реактор и часть конструкций здания и при-

ведшему к выбросу активных продуктов деления во внешнюю среду.

Парообразование и резкое повышение температуры в активной зоне со-

здали условия для возникновения пароциркониевой 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, спо-

собная к взрыву при смешении с кислородом воздуха.

Причины аварии. Как показал анализ, авария на четвертом блоке ЧАЭС относится к классу аварий, связанных с вводом избыточной реактивности.

Конструкция реакторной установки предусматривала защиту от подобного типа аварий с учетом физических особенностей реактора, включая положительный паровой коэффициент реактивности.

В процессе подготовки и проведения испытаний с нагрузкой собственных нужд блока персонал отключил ряд технических средств защиты и нарушил важнейшие положения регламента эксплуатации в части безопасности ведения технологического процесса. Ниже представлены опасные нарушения режима эксплуатации, совершенные персоналом четвертого блока Чернобыльской АЭС.

Нарушение	Последствие
Снижение оперативного запаса реак-	СУЗ реактора оказалась неэффектив-
тивности существенно ниже допусти-	ной
мого значения
Провал мощности ниже предусмот-	Реактор оказался в трудноуправляе-
ренного программой испытаний	мом состоянии
Подключение к реактору всех ГЦН с	Температура теплоносителя КМПЦ
превышением расходов по отдельным	стала близкой к температуре насыще-
ГЦН, установленных регламентом	ния
Блокировка защиты реактора по сиг-	Потеря возможности автоматической
налу остановки двух ТГ	остановки реактора
Блокировка защит по уровню воды и	Защита реактора по тепловым пара-
давлению пара в БС	метрам была полностью отключена
Отключение системы защиты от мак-	Потеря возможности снижения мас-
симальной проектной аварии (отклю-	штаба аварии
чение САОР)

Кроме ошибок персонала развитию аварии способствовали недостатки

конструкции реактора РБМК-1000, среди которых следует выделить два, име-

109

ющих непосредственное отношение к причинам аварии. Это положительные коэффициенты реактивности (прежде всего паровой) и наличие так называемо-

го концевого эффекта, проявлявшегося при определённых условиях эксплуата-

ции. Эти недостатки не были должным образом отражены в проектной и экс-

плуатационной документации, что во многом способствовало ошибочным дей-

ствиям эксплуатационного персонала и созданию условий для аварии. Коротко рассмотрим указанные недостатки

В процессе работы реактора через активную зону прокачивается вода, ис-

пользуемая в качестве теплоносителя. Внутри реактора она кипит, частично превращаясь в пар. Реактор был спроектирован таким образом, что паровой ко-

эффициент реактивности был положительным, то есть повышение интенсив-

ности парообразования способствовало высвобождению положительной реак-

тивности (вызывающей возрастание мощности реактора). В тех условиях, в ко-

торых работал энергоблок во время эксперимента (прежде всего, отсутствие дополнительных поглотителей в активной зоне), воздействие положительного парового коэффициента не компенсировалось. Это значит, что существовала положительная обратная связь – рост мощности вызывал такие процессы в ак-

тивной зоне, которые приводили к ещё большему росту мощности. Это делало реактор нестабильным.

«Концевой эффект» в реакторе РБМК возникал из-за неудачной конструк-

ции стержней СУЗ и впоследствии был признан ошибкой проекта и, как след-

ствие, одной из причин аварии. Суть эффекта заключается в том, что при опре-

делённых условиях в течение первых секунд погружения стержня в активную зону вносилась положительная реактивность вместо отрицательной. Конструк-

тивно стержень состоял из двух секций: поглотитель (карбид бора) длиной на полную высоту активной зоны и вытеснитель (графит), вытесняющий воду из части канала СУЗ при полностью извлечённом поглотителе. Проявление данно-

го эффекта стало возможным благодаря тому, что стержень СУЗ, находящийся в крайнем верхнем положении, оставляет внизу семиметровый столб воды, в

середине которого находится пятиметровый графитовый вытеснитель. Таким образом, в активной зоне реактора остается пятиметровый графитовый вытес-

110

нитель, и под стержнем, находящимся в крайнем верхнем положении, в канале СУЗ остаётся столб воды. Замещение при движении стержня вниз нижнего столба воды графитом с более низкой способностью поглощать нейтроны, чем у воды, и вызывало высвобождение положительной реактивности. С другой стороны при погружении стержня в активную зону реактора вода вытесняется в её нижней части, но одновременно в верхней части происходит замещение гра-

фита (вытеснителя) карбидом бора (поглотителем), а это вносит отрицательную реактивность. Что перевесит и какого знака будет суммарная реактивность, за-

висит от формы нейтронного поля и его устойчивости (при перемещении стержня). А это, в свою очередь, определяется многими факторами исходного состояния реактора. Для проявления концевого эффекта в полном объёме (вне-

сение достаточно большой положительной реактивности) необходимо довольно редкое сочетание исходных условий.

Независимые исследования зарегистрированных данных по чернобыль-

ской аварии, выполненные в различных организациях, в разное время и с ис-

пользованием разных математических моделей, показали, что такие условия существовали к моменту нажатия кнопки АЗ-5 в 1:23:39. Таким образом, сраба-

тывание аварийной защиты АЗ-5 могло быть, за счёт концевого эффекта, ис-

ходным событием аварии на ЧАЭС 26 апреля 1986 года. Существование конце-

вого эффекта было обнаружено в 1983 году во время физических пусков 1-го энергоблока Игналинской АЭС и 4-го энергоблока Чернобыльской АЭС. Об этом главным конструктором были разосланы письма на АЭС и во все заинте-

ресованные организации. На особую опасность обнаруженного эффекта обра-

тили внимание в организации научного руководителя, и был предложен ряд мер по его устранению и нейтрализации, включая проведение детальных исследо-

ваний. Но эти предложения не были осуществлены, и нет никаких сведений о том, что какие-либо исследования были проведены, как и о том, что эксплуата-

ционный персонал АЭС знал о концевом эффекте.

Оценка состояния топлива после аварии. Авария привела к частичному разрушению активной зоны реактора и полному разрушению системы ее охлажде-

ния. Изучение динамики истечения продуктов деления из реактора в первые дни