Чернобыльская АЭС расположена вблизи северной границы Украины, на расстоянии около 100 км на север от Киева, недалеко от нового, сравнительно крупного города Припять, в котором жили в основном сотрудники станции...

ЧАЭС им. В.И. Ленина - катастрофа

Неподалеку, в 10—15 км на север, проходит граница Белоруссии; в 150 км на северо-восток — граница России.

Чернобыльский реактор — реактор на тепловых нейтронах с графитовым замедлителем. Топливо представляет собой окись урана с 2% обогащением, оболочки твэлов изготовлены из ниобий-циркониевого сплава, охлаждение осуществляется легкой кипящей водой, циркулирующей снизу вверх в технологических каналах из ниобий-циркониевого сплава (рис. 1).

Управление мощностью и реактивностью обеспечивается приблизительно 200 поглощающими стержнями, размещенными по всей активной зоне в специально выделенные технологические каналы той же конструкции, что и остальные. Стержни приводятся в действие механизмами, расположенными над активной зоной под защитной плитой, образующей пол реакторного зала. Они состоят из колец углеродистого бора и заканчиваются в нижней части графитовой надставкой в 4,5 м. Начало ввода поглощающих стержней из крайнего положения приводит к тому, что такое перемещение вызывает в зонах высокого нейтронного потока замещение воды графитом, что характеризуется вводом положительной, а не отрицательной реактивности. Такой эффект уже наблюдался на Игналинской АЭС, но эта информация не была передана на другие станции, эксплуатирующие реакторы типа РБМК.

Ввод и извлечение стержней из активной зоны реактора осуществляется при помощи двигателей. Максимальная скорость движения составляет 0,4 м/с. Таким образом, на полное погружение стержня из наиболее высокого положения требуется 18—20 с.

Как и на западных установках, при определении проектных характеристик системы аварийного охлаждения реактора постулируется разрыв трубопроводов максимального диаметра, но исключается повреждение наиболее крупных емкостей, таких как барабаны-сепараторы. Напомним, что в реакторах такого типа нет корпуса под давлением, а имеются лишь индивидуальные технологические каналы.

Недостатками же служат трудоемкость и сложность контроля как уровня теплоносителя в барабанах-сепараторах, так и распределения мощности.

Последний факт требует особых комментариев

Активная зона реактора типа РБМК имеет очень большие размеры: 11,8 м в диаметре и 7 м в высоту. В активной зоне таких размеров под воздействием ксенона легко развиваются радиальные и осевые колебания мощности. Подавление этих колебаний требует большого количества контрольно-измерительной аппаратуры и участия большого количества регулирующих стержней.

Чувствительность датчиков, расположенных внутри активной зоны, позволяет получить подробную информацию о локальном распределении мощности лишь тогда, когда мощность превышает 10 % своего номинального значения. До этого момента доступна лишь общая информация, которая выдается датчиками, расположенными за пределами активной зоны посередине ее высоты.

Любой нагрев теплоносителя понижает его плотность и, следовательно, поглощающую способность. Более того, при закипании части теплоносителя при давлении 70 бар, его плотность уменьшается в 20 раз, что вызывает рост потока нейтронов. Мощность реактора будет нарастать, усиливая эффект.

Таким образом, коэффициент реактивности, связанный с температурой воды (температурный коэффициент реактивности), оказывается положительным в некоторых областях работы реакторной установки, как оказывается положительным и паровой коэффициент реактивности, обычно называемый «плотностным коэффициентом» и вызываемый тем же явлением.

Этот эффект компенсируется в определенных диапазонах другими и, в частности, эффектом температуры самого топлива, который, благодаря Доплер-эффекту, является отрицательным при всех значениях мощности, причем возрастает с увеличением мощности. В итоге, суммарный эффект реактивности отрицательный при больших значениях мощности и положительным при мощности менее 700 МВт(т). При этом он тем более положителен, чем больше регулирующих стержней извлечено из активной зоны.

Наконец, в плане теплогидравлики необходимо отметить, что, так как массовый расход теплоносителя практически пропорционален мощности, то равные приращения мощности дают тем большее увеличение количества пара, чем меньше был исходный уровень мощности.

Эта совокупность физических данных должна была бы найти свое письменное отражение в Технологическом регламенте эксплуатации реакторов РБМК в виде следующих требований:

- длительная работа установки на мощности меньше 700 МВт (т) не допускается; в противоположность тому, что было заявлено первоначально. Это требование не было зафиксировано в этом документе;
- в нормальных условиях эксплуатации оперативный запас реактивности должен обеспечиваться за счет постоянною погружения эквивалента не менее 30 регулирующих стержней.

Это второе требование было занесено в Технологический регламент. Однако оно воспринималось не как правило, необходимое для общей безопасности блока, а только как средство контроля распределения мощности. Следует также отметить, что постоянное наличие погруженных регулирующих стержней предотвращает эффект ввода положительной реактивности, вызываемой начальной стадией погружения других стержней.

В целях проведения ремонтных работ, осуществление которых невозможно при эксплуатации, на 25 апреля 1986 г. была запланирована остановка реактора. Перед самой остановкой должен был быть проведен специальный эксперимент по проверке возможности подачи электропитания на систему аварийного расхолаживания реактора от работающего на выбеге турбогенератора во время потери внешнего электроснабжения энергоблока. Это электропитание необходимо на время, пока не осуществится запуск дизель-генератора и подключение их на секции надежного питания.

Эксперимент должен был проводиться при исходной мощности от 700 до 1000 МВт(т).

К снижению мощности приступили 25 апреля. В 13 ч реактор вышел на половинную мощность, т. е. 1600 МВт(т), и одни из турбогенераторов был отключен. В соответствии с программой испытаний и без каких-либо понятных оснований была отключена резервная система расхолаживания реактора.
В этот момент, диспетчер энергосистемы потребовал от станции, чтобы она остановила снижение мощности и продолжала снабжать электросеть на мощности 500 МВт(э).

Таким образом, реактор продолжал работать на половинной мощности в течение 9 ч. За это время отравление активной зоны ксеноном успело возрасти до своего максимального значения. В целях компенсации этого эффекта из активной зоны постепенно извлекались регулирующие стержни.

В отсутствии системы автоматического регулирования, отравление активной зоны ксеноном стало вновь повышаться. Парообразование в активной зоне было незначительным. Пришлось извлечь еще большее количество регулирующих стержней, чтобы хоть сколько-нибудь повысить мощность, которую 26 апреля, около часа ночи, удалось стабилизировать на уровне 200 МВт(т)

В 1 ч 23 мин были закрыты стопорные клапаны турбогенератора, но реактор продолжал работать. Циркуляционные насосы, электроснабжение которых осуществлялось турбогенератором на выбеге, стали работать медленнее, расход стал уменьшаться, а вода нагреваться до испарения. Плотностной эффект вызывал повышение реактивности. Мощность активной зоны повышалась, увеличивая количество образуемого пара. Начала развиваться ситуация с выходом реактора в критическое состояние.

В 1 ч 23 мин 40 с начальник оперативной смены отдал приказ быстрого погружения регулирующих стержней ручным способом, но результат получился обратный: нижняя часть регулирующих стержней, которая не содержит поглотителя и в первую очередь погружается в активную зону, выталкивает воду, содержащуюся в технологических каналах. Это вызывает существенное повышение реактивности. Поэтому погружение регулирующих стержней, наоборот, увеличило всплеск мощности, вызванный пустотным эффектом.

Расчеты показали, что мгновенная мощность реактора возросла за 4 с в 100 раз. Затем реактор остановился сам за счет отрицательной реактивности, вызванной нагревом топлива в результате Доплер-эффекта и его частичным разрушением.

Всплеск мощности вызвал сильное энерговыделение в топливных таблетках, которые стали взрываться и высвобождать распыленную окись урана. Быстрое взаимодействие между топливом и паром привело к дополнительному высвобождению энергии. В результате произошел взрыв, который вызвал разрыв нескольких каналов; верхняя плита — крышка реактора (2000 т) — приподнялась, разрушая технологические каналы и горизонтальные трубопроводы, направляющие пар в коллекторы, а также сминая регулирующие стержни.

Вскоре произошел второй взрыв, возможно, вызванный вспышкой водорода, образовавшегося в результате реакции воды с цирконием оболочек твэлов и каналов и смешавшегося с воздухом после вскрытия активной зоны. Иной его причиной мог явиться эффект реактивности, вызванный всеобщим вскипанием воды в результате резкого падения давления при разрыве технологических каналов — от 70 бар до атмосферного давления.

Верхние конструкции реакторного отделения были разрушены. Никакая нормально спроектироваиная защитная оболочка не могла бы противостоять таким взрывам.

Очень быстро активную зону стали заливать водой, чтобы охладить ее и предупредить воспламенение графита, но эта попытка не увенчалась успехом.

Обрушилась часть активной зоны. Осколки топлива и графита рассыпались по нижней бетонной плите. Эрозия плиты толщиной 1,8 м достигла 1 м.

Чтобы затушить пожар и остановить выброс радиоактивных продуктов, с вертолетов на реактор сбрасывались песок, бор, глина, доломит, свинец. Таким образом, с 27 апреля по 10 мая было сброшено 5000 т различных материалов в надежде, что постепенной засыпкой реактора удастся сократить как поступление воздуха, поддерживающего горение графита, так и выброс продуктов деления. Вначале казалось, что частичная локализация активной зоны удалась, но отвод остаточной мощности оказался недостаточным, и затушить графит не удалось. Температура стала вновь повышаться и со 2 по 5 мая стало увеличиваться выделение продуктов деления. Часть засыпанных материалов смешалась с расплавленным ураном, образуя нечто вроде лавы, часть которой стала протекать по патрубкам в бассейны-барботеры.

С 5 мая, для охлаждения корриума и фундамента реактора под нижнюю его плиту стали подавать азот под давлением. Затем в этой зоне был установлен теплообменник.

Наконец, были предприняты работы для изоляции блока в бетонном «укрытии». Однако связанные с сооружением этого «саркофага» трудности снизили его герметичность и прочность во времени и с 1990 г. изучается возможность наложения на него второго предохранительного укрытия. В 1995 г. в качестве временного решения были начаты работы по внешней защите укрытия от проникновения дождевых вод.

По первой оценке были выброшены.

почти все благородные газы (6,5 • 106ТБк. т е. 200 МКи);
50—60% йода 131 (1,5—1,9 • 106ТБк.т.е. 40—50 МКи):
20 40% цезия 137(85 • 103ТБк,т.е. 2 МКи);
3—6 % других продуктов деления, актинидов и топлива, содержащихся в активной зоне (7 • 103 ТБк. т.с. 0.2 МКи).

Динамика выхода активности во времени показана на рис. 2.

Рис. 2. Выход радиоактивности без учета благородных газов

Причины аварии и извлеченные уроки

По первоначальным данным вся вина возлагалась на операторов с упором на несоблюдение правил эксплуатации. Как выясняется теперь, эти правила либо вообще не существовали, либо были неясными и непонятными н действительной причиной катастрофы служат недочеты проекта, скудность разработок по анализу безопасности и вытекающие из этого недостатки Технологического регламента эксплуатации и профподготовки персонала.

Выброшенная активность без учета благородных газов, МКи

Видимо операторы действовали, не отдавая себе отчета о возможных последствиях.
Вместе с этим, очевидно, такие действия не являлись исключением и допускались как руководством станции, так и постоянно присутствующими при них представителями регулирующих органов (отметим, что Госатомнадзор России в начале 1986 г. только развивал свою деятельность и методы работы).

Однако помимо этих эксплуатационных ошибок следует подчеркнуть и проектные недочеты, характерные для этого типа реакторов:

- нестабильность активной зоны прн малой мощности, вызванная сильно положительным плотностным коэффициентом охлаждающей воды; отсутствие системы аварийной защиты реактора, действующей действительно быстро и не влекущей за собой неблагоприятных явлений на первом этапе ее включения;
- недостаточная автоматизация защитных средств с предоставлением слишком больших возможностей отключения систем. В эпоху первых проектов оказывалось больше доверия операторам, чем автоматическим системам, надежность которых ставилась под сомнение.

В заключение - о наиболее крупных авариях читателю предлагается самому проанализировать, сколько отказов оборудования н сколько ошибок персонала произошло в каждой из рассмотренных аварий и связать это с основными концепциями безопасности, изложенными здесь.

***