Участник:The Man in Black/Авария на Чернобыльской АЭС

Авария на Чернобыльской АЭС - крупнейшая техногенная катастрофа в истории человечества, произошедшая 26 апреля 1986 года. МАГАТЭ присвоило аварии седьмой, максимальный уровень опасности (авария с большими последствиями). До аварии на АЭС Фукусима это был единственный случай в истории.

Чернобыльская станция была построена в 1978 году (первая очередь), четвёртый энергоблок - в 1983 году. В период между 1980ым и 1986ым годом на станции случались мелкие аварии, о которых КГБ УССР уведомлял руководство страны.

Конструкционные особенности АЭС

Строение реактора РБМК-1000

Четвёртый реактор Чернобыля (реактор большой мощности канальный РБМК-1000)- был реактором кипящего типа.В них радиоактивное топливо (обогащённый 2%ный уран) используется для превращения воды в пар, который приводит в движение турбины, которые в свою очередь генерируют электроэнергию. На четвёртом энергоблоке было два турбогенратора - ТГ-7 и ТГ-8 мощностью по 500 электрических МВт (1600 тепловых МВт).

Реакторы такого же типа были установлены на Ленинградской, Курской, Игналинской и Смоленской АЭС.

Активная зона

Собственно реактор состоял из реакторного пространства (называемого активной зоной реактора) высотой 7 метров и диаметром 11,8 метров. Внутри активной зоны располагались тепловыделительные элементы (твэлы), которые осуществлялил ядерную цепную реакцию, сопровождавшуюся нагреванием воды. Кроме твэлов в реакторе находятся стержни системы управления защитой (СУЗ), которые могли быть полностью или частично погружены, или полностью изъяты из активной зоны. Стержни тормозили реактор при погружении в активную зону и разгоняли его при извлечении. Всего в реакторе находилось 211 стержней, часть из них была автоматического регулирования (АР), часть - ручного (РР). Также были стрежни УСП, которые двигались снизу вверх и т.н. "чёрные поглотители" - ДП. Однако персонал АЭС мог перепрограммировать стержень АР в РР и наоборот. Именно в активной зоне происходит процесс парообразования.

Эффективное число опущенных стержней СУЗ называется оперативным запасом реактивности. Согласно регламенту, в реакторе обязательно должно было находится 26-30 стрежней РР.

Йодная яма или ксеноновое отравление

При сокращении мощности происходит распад йода-135 на ряд веществ, среди которых ксенон (Xe¹³⁵ - период полураспада 9,14 часа) оказывает негативное воздействие на реактивность (появление отрицательной реактивности) из-за своих поглощающих свойств. В результате его химических преобразований мгновенное мощности в течение некоторого промежутка времени становится затруднительным. Эта ситуация называется ксеноновым отравлением реактора.

Регулирование мощности

На четвёртом энергоблоке существовало две системы регулирования мощности: СФКРЭ - система физического контроля распределения энерговыделения и СУЗ. СФКРЭ имела датчики, расположенные внутри активной зоны. СУЗ имела датчики расположенные как внутри активной зоны, так и по бокам во внешней зоне. СФКРЭ контролировала энергораспределение в дапозоне 10-120% и мощность в диапозоне 5-120% от номинальной мощности. Номинальная мощность четвёртого реактора составляла 3200 тепловых мегаватт или 1000 электрических МВт. Во время аварии реактор работал на мощности 200-530 мегаватт. Система управления защитой включала в себя систему локального автоматического регулирования и локальной автоматической защиты (ЛАР-ЛАЗ). Система ЛАР-ЛАЗ работала при мощности реактора, превышающей 10% от номинальной мощности (320 мегаватт).

Проектировочные недостатки АЭС

Для реакторов РБМК-1000 было характерно два конструкционных недостатка - положительный паровой коэффициент реактивности и концевой эффект стержней системы управления защитой (СУЗ).

Положительный паровой коэффициент реактивности

В реакторах кипящего типа между реактивностью и парообразованием может существовать различная по знаку и величине связь. Изменение мощности реактора приводит к изменению паросодержания, а также вызывает другие эффекты. Расчётный коээфициент реактивности РМБК-1000 изменялся в диапазоне от -1,3 х 10~4 %-1 (Sk/k) до +(2,0-2,5) X 10~ %~ (6k/k). Согласно правилам ядерной безопаности (ПБЯ) во избежания резкого скачка мощности паровой коэффициент должен быть отрицательным, но если в некоторых режимах он становится положительным, то в проекте должна быть оговорена работа при таком режиме. В проекте РМБК-1000 такие нормативы отсутствовали, что было признано несоответствием правилам безопасности.

Во время аварии паровой коэффициент оказался положительным.

Неудачная конструкция стержней СУЗ

Конструкция стержней СУЗ была одим из недостатков, приведших к аварии

Плотность энерговыделения по высоте стержней. При движении стержней вниз энерговыделение в нижней части АЗ сильно растёт

211 стержней СУЗ вводятся в активную зону сверху, кроме 24 укороченных стержней, которые вводятся снизу. Каждый конец поглощающего стержня представлял собой графитовой вытеснитель. Внутри стержня находилась вода. При получении сигнала введения стержня в активную зону происходило введение вода в реактор и кратковременное введение положительной реактивности (хотя по замыслу должна была вводятся отрицательная реактивность). Этот эффект получил название "концевого эффекта" и являлся конструкционным недостатком. Масштаб концевого эффекта зависел от числа одновременно опускаемых стержней.

Кроме того, присутствие воды тормозило движение стержня вниз, в результате время, требуемое для полного погружения стержня составляло 18 секунд. Псоле аварии на ЧАЭС был принят ряд улучшений, в числе которых было удаление концевого эффекта и сокращение времени полного снижения до 12 секунд.

При опускании стержней в нижней части активной зоны увеличивалась мощность из-за нарастающего давления, причём он как не мог быть отрегулирован, ни определён.

Авария

Авария произошла в 1 час 23 минуты 26 апреля во время запланированных испытаний по выбегу двух турбогенераторов. Суть эксперимента заключался в проверке того, могут ли выбегающие турбины обеспечивать питание главных циркуляционных насосов, подающих охлаждающую воду в реактор. Сами ГЦН питались из внешнего источника. На случай отключения питания на энергоблоке существовали запасные дизель-генераторы, но они могли начать давать питание только через 40 секунд после включения. Единственным источником питания после отключения ГЦН и до включения дизель-генераторов являлась замедляющаяся турбина (турбинные генераторы ТГ-7 и ТГ-8). Этот эффект называется "выбегом" турбины и тем больше, чем развитая мощность блока на момент отключения питания.

На ЧАЭС было всего 8 ГЦН по 4 с каждой стороны. Два из них (ГЦН-7 и ГЦН-8) были резервными.

Во время эксперимента предполагалось снижение мощности до уровня 700-1000 мегаватт. Испытание должно было быть проведено днём, однако диспетчер Киевэнерго запретил снижать мощность, так как основным потребителем электричества, вырабатываемого ЧАЭС был Киев.

Однако согласно полученным после аварии результатам, испытание началось при мощности в 200 мегаватт.

Хронология

Расход теплоносителя в 01:22:30 (за полторы минуты до аварии)

Данная хронология построена на основе данных программы ДРЕГ. Достоверность этих данных не оспаривается, однако, поскольку ДРЕГ является малоприоритетной программой, её данные могут запаздывать на 1 секунду.

25 апреля

01 час 06 мин. - начало разгрузки энергоблока. ОЗР составлял 31 стержень ручного регулирования

03 час 47 мин. - тепловая мощность блока снизилась до 1600 мегаватт.

07 час 10 мин. - оперативный запас реактивности (ОЗР) равен 13,2 стержня РР

13 час 05 мин. - отключение турбогенератора ТГ-7

14 час 00 мин. - отключение системы автоматического охлаждения реактора

14 час 00 мин. - отсрчка выполнения испытаний по требованию диспетчера Киевэнерго

15 час 20 мин. - ОЗР равен 16,8 стержням РР

23 час 10 мин. - продолжено снижение мощности реактора, ОЗР равен 26 стержням РР

26 апреля

00 час 05 мин. - тепловая мощность реактора составила 720 мегаватт

00 час 28 мин. - тепловая мощность 500 мегаватт

00 час 28 мин - переход с системы ЛАР (локальное автоматическое регулирование мощности) на автоматический регулятор мощности АР1 и АР2. В процессе снижения СИУР "упустил мощность". Произошло непредусмотренное программой снижение тепловой мощности до 30 мегаватт и нейтронной до нуля. Персонал был вынужден поднять мощность

00 час 34 мин. - аварийные отклонения уровня воды в барабан-сепараторах (БС)

00 час 43 мин. - персоналом заблокирован сигнал АЗ по останову двух турбин. Поскольку турбины являются потребителями пара, их остановка может привести к росту давления в реакторе.

00 час 34 мин. - аварийные отклонения уровня воды в БС

01 час 03 мин. - тепловая мощность поднята до 200 мегаватт и застабилизирована

01 час 03 мин. - включение седьмого ГЦН (резервного)

01 час 07 мин. - включение восьмого ГЦН (резервного). Произошёл перерасход теплоносителя (воды) приведший к увеличению воды в реакторе и её недогреву. В случае прекращения подачи воды относительно большое количество воды, уже попавшей в реактор, превратилось бы в относительно большое количество пара, которое разрушает реактор из-за давления.

Вид на разрушенный реактор. Хорошо виден разрушенный реакторый зал, повреждённый потолок машзала и верхняя часть (круг) реактора

01 час 22 мин. - запись параметров ТГ-8 на магнитную ленту

01 час 22 мин. - ОЗР составил 8 стержней РР

01 час 23 мин. 04 сек - закрыты стопорно-регулирующие клапаны (СРК) восьмой турбины (начало "выбега" ГЦН)

01 час 23 мин. 10 сек - нажата пнопка МПА. Начинается опускание стержней автоматического регулирования.

01 час 23 мин 40 сек - нажатие кнопки аварийной защиты АЗ-5. Стержни СУЗ начали входить в активную зону с целью торможения реактора, однако из-за концевого эффекта ещё больше разгоняют реактор

01 час 23 мин. 40 сек - мощность составила 530 МВт

01 час 23 мин. 43 сек - аварийные сигналы по периоду разгона реактора и по превышению мощности

01 час 23 мин. 47 сек - резкое увеличение давления в барабанах-сепараторах; сигналы о неисправности измерительной части обоих регуляторов основного диапозона (1АР, 2АР)

01 час 23 мин. 48 сек - рост давления в БС

01 час 23 мин. 49 сек - сигнал АЗ "повышение давления в реакторном пространстве (разрыв ТК)"; сигнал "нет напряжения=48 в"

01 час 23 мин. 49 сек - сигнал АЗ "неисправность исполнительной части 1АР и 2АР"

01 час 24 мин. 00 сек - происходит два взрыва; реактор полностью разрушен

Последствия аварии

Согласно сведениям дозиметрической разведки, проведённой в течение часа после аварии, доза облучения составляла 500 мкР/c на БЩУ-4 и 1000 - в машзале. Однако это были предельные показания приборов, реальный уровень был в сотни раз выше.

Персонал ЧАЭС и сотрудники других организаций

Из 30 погибших от взрыва и острой лучевой болезни 18 человек - сотрудники ЧАЭС. Ещё двое являлись сотрудниками Харьковского Турбинного Завода, которые присутствовали во время испытаний турбины. Среди задействованных пожарников шестеро погибли.

Персоналия	Дата смерти	Комментарий
Перчук К.Г	20 мая	Машинист
Бражник В.С	14 мая	Машинист, при тушении пожара стоял рядом с ТВЭЛом
Новик А.В.	26ое июля	Машинист, обходчик паротурбин
Вершинин Ю. А.	21ое июля	Машинист, обходчик паротурбин
Акимов А.Ф.	11 мая	Начальник смены блока, формальный руководитель смены, во время которой произошла авария
Ситников А. А.	30 мая	Зам. главного инженера 1ой очереди
Лелеченко А. Г.	7 мая	Зам. начальника цеха
Баранов А. И.	19 мая	старший электромонтёр
Шаповалов А. И.	19 мая	старший электромонтёр
Коновал Ю. И.	28 мая	старший электромонтёр
Лопатюк В. И.	18 мая	старший электромонтёр
Дягтеренко В. М.	19 мая	оператор ГЦН
Ходемчук В.И.	26 апреля	оператор ГЦН, тело не было найдено
Кургуз А. Х.	12 мая	оператор ГЦН
Проскуряков В. В.	17 мая	старший инженер-механик
Перевозченко В.И.	13 июня	начальник смены цеха
Кудрявцев А.Г.	14 мая	страший инженер управления реактором
Топтунов Л. Ф.	14 мая	страший инженер управления реактором, непосредственно управлял реактором в ночную смену

Сотрудники прочих организаций:

Персоналия	Дата смерти	Комментарий
Шашенок В. Н.	26 апреля	инженер "Смоленскатомэнерго", при тушении пожара стоял рядом с ТВЭЛом
Тытенок Н. И.	16 мая	старший пожарник
Правик В.П.	11 мая	пожарник, начальник караула
Кибенок В. Н.	21ое июля	пожарник, начальник караула
Игнатенко В. И.	13 мая	пожарник
Ващук Н. В.	16 мая	пожарник
Пицура В. И.	10 мая	пожарник
Иваненко Е. А.	25 мая	охранник припятского ГОВД
Лузганова К. И.	31 июля	охранник припятского ГОВД
Попов Г. И.	12 июня	инженер Харьковского ТЗ, был командирован
Савенков В. И.	21 июня	инженер Харьковского ТЗ, был командирован
Орлов И. Л.	86 год	сотрудник "Чернобыльэнергозащита"

Из персонала станции, находившегося 26 апреля на IV блоке, выжили машинисты Киршенбаум и Корнеев, начальник машинного цеха Давлебаев, заместитель начальника главного инженера Дятлов, начальник смены турбинного цеха Бусыгин, машинист-обходчик Тормозин.

Расследование

Расследованием занимались две советские комиссии под руководством Штейнберга и Абагяна. На международном уровне расследованием занималась созванная при МАГАТЭ International Nuclear Safety Group (сокращённо INSAG).

Существует несколько точек зрения на аварию: две научные и несколько ненаучных (диверсия, шаровая молния). Сторонники научных версий разделились на два лагеря: одна группа (возглавляемая учёными-проектировщиками) указывала на нарушения персонала регламента, другая (эксплутанционщики и одна из комиссий по расследованию аварии) указывала на недостатки реактора. Обе стороны были заинтересованы в результатах расследования. Первоначально официальной версией была первая, озвученная советской комиссией в Вене в августе 1986 года на заседании комиссии МАГАТЭ. Однако, после появления дополнительных данных в 90ые годы INSAG в новом отчёте в 1993 году сняла ряд обвинений против персонала станции и указала на недостатки реактора. В частности, были сняты следующие обвинения:

- отключение системы аварийного охлаждения реактора (САОР). INSAG уставновил, что отключение были допустимо и предусмотрено программой. Кроме того, оно не оказало воздействие ни на последствия, ни на масштаб аварии и не могло её предотвратить.

- работа реактора на уровне ниже 700 МВт (тепловых). Как оказалось, такого запрета не существовало и он был введён после аварии.

- провал мощности в 00:28. Это событие не было вызвано действиями оператора, причину установить не удалось. Дятлов, в своих воспоминаниях посчитал это неисправностью АР, возможно вызванную большим разбалансом мощности.

- вывод автоматической защиты по останову двух турбогенераторов. Это было произведено согласно технической документации и не повлияло на аварийный процесс.

Тем не менее, имел место ряд нарушений персонала. Во-первых, был не соблюден минимальный оперативный запас реактивности (ОЗР), что являлось первым и основным событием, приведшим к аварии. Регламент предустматривал остановку реактора в случае, если ОЗР<15 единиц. Перед началом эксперимента ОЗР составлял 13,2 стержня, причём 25 апреля это требование было тоже нарушено. Однако, нигде такое ограничение не считалось нормативом безопасности. Дятлов, руководивший испытанием, заъявляет, что требуемый уровень соблюдался, так как программа, рассчитывающая ОЗР не приняла в расчёт положение стержней АР, за счёт которых, ОЗР был выше 15 стержней.

Снижение ОЗР до опасного минимума привело к аварии, так как именно в таких условиях проявилась ошибка конструирования стержней, которые вместо остановки реактора разгоняли его. Этот эффект был обнаружен в 1983 году на Игналинской АЭС, однако практических последствий этот случай не имел.

Вторым нарушением персонала считается блокировка сигналов аварийной защиты по уровню и давлению в барабанах-сепараторах. Это являлось нарушением регламента, однако не повлияло на аварию.

После распада СССР вопросы анализа причин аварии на государственном уровне не поднимались.

Литература

• Доклад Комиссии МАГАТЭ INSAG-1 и INSAG-7
• Доклад коммиссии Государственного Комитета СССР по надзору за безопасным ведением работ в промышленности и атомной энергетике (комиссия под председательством Штенйнберга)
• Доклад рабочей группы экспертов СССР (комиссия под председательством Агабяна)