ЛЕКЦИЯ №8

Чернобыльская  катастрофа. Причины, оценки, последствия.

            8.1. Хроника развития аварии. В ночь с 25 на 26 апреля 1986 г. На Чернобыльской атомной станции произошла крупнейшая во Всемирной истории авария, связанная с деятельностью человека. Авария произошла при проведении проектных  испытаний одной из систем обеспечения безопасности. Целью испытаний было исследовать возможность использования энергии останавливающихся турбогенераторов (т.н. выбега) для производства электроэнергии в условиях наложения двух типов аварийных ситуаций:

– полной потери электрообеспечения АЭС;

– максимальной проектной аварии, при которой происходит разрыв трубопровода большого диаметра циркуляционного контура реактора. Ниже представлен по минутам расписанный ход этих испытаний.

25 апреля

01.06. Начало снижения мощности энергоблока (оперативный запас реактивности равен 31 стержню).

03.47. Тепловая мощность реактора снижена и застабилизирована на уровне 50 % (1600 МВт).

07.10. ОЗР (Оперативный запас реактивности ) равен 13,2 стержня.

13.05. Отключен от сети ТГ-7 (турбогенератор) (первый из двух ТГ, входящих в состав энергоблока)

14.00. САОР (система аварийного охлаждения реактора ) отключена от контура циркуляции. Отсрочка выполнения программы испытаний по требованию диспетчера Киевэнерго (САОР в работу введена не была, реактор продолжал работать на тепловой мощности 1600 МВт).

15.20 - 23.10. Начата подготовка энергоблока к проведению испытаний.  Продолжено снижение мощности энергоблока. Тепловая мощность реактора снижена до 720 МВт, равномерная разгрузка энергоблока продолжается. Происходит смена оперативного персонала управления реактором. 

26 апреля

00.28. При тепловой мощности реактора около 500 МВт в процессе перехода с системы локального регулирования мощности на автоматический регулятор мощности основного диапазона было допущено не предусмотренное программой снижение тепловой мощности приблизительно до 30 МВт. Начат подъем мощности.

00.39.32' - 00.43.35'. Персонал в соответствии с регламентом испытаний заблокировал сигнал аварийной защиты по остановку двух ТГ 

00.41 - 01.16. Отключение от сети ТГ-8 для снятия вибрационных характеристик на холостом ходу (второй ТГ, входящий в состав энергоблока) 

01.03. Тепловая мощность реактора поднята до 200 МВт и застабилизирована (испытание было решено проводить на этой мощности) 

01.03. В дополнение к работающим шести ГЦН (Главные циркуляционные насосы (ГЦН) предназначены для поддержания надежной устойчивой циркуляции теплоносителя через реактор) включен в работу седьмой ГЦН 

01.07. Включен в работу восьмой ГЦН (последний из обеспечивающих циркуляцию в реакторе).

01.09. Резко снижен расход воды до 90 т/ч по правой стороне и до 180 т/ч по левой при общем расходе по контуру 5600-5800 т/ч. В результате температура на всосе ГЦН составила 280 градусов по Цельсию. 

01.22.30'. Системой "Скала" произведена запись параметров реактора на магнитную ленту.

01.23.04'. Начало испытаний. На ТГ-8 закрыты стопорно-регулирующие клапаны турбины, начался выбег четырех ГЦН

01.23.10'. Нажата кнопка МПА, специально смонтированная для проведения испытаний с целью имитации сигнала МПА 

01.23.40'. Нажата кнопка АЗ-5 аварийной защиты реактора, стержни аварийной защиты начали движение в активную зону 

01.23.43'. Появились аварийные сигналы по периоду разгона, а также по превышению мощности реактора 

01.23.46'. Отключена первая пара "выбегающих" ГЦН

01.23.46,5'. Отключена вторая пара "выбегающих" ГЦН

01.23.47'. Резкое (на 40 %) снижение расходов ГЦН, не участвующих в выбеге, и недостоверное показание расходов ГЦН, участвующих в выбеге, резкое увеличение давления и подъем уровня в барабанах-сепараторах; сигналы "Неисправность измерительной части" в обоих автоматических регуляторах основного диапазона (1АР, 2АР) 

01.23.48'. Восстановление расходов на ГЦН, не участвующих в выбеге, до значений, близких к исходным; на выбегающих ГЦН левой стороны восстановление расходов на 15% ниже исходного; на выбегающих ГЦН правой стороны восстановление расходов на 10 % ниже от исходного для ГЦН-24 и "недостоверность" для ГЦН-23; дальнейший рост давления и уровня в барабанах - сепараторах; срабатывание быстродействующих редукционных устройств сброса пара в конденсатор турбины

01.23.49'. Сигнал аварийной защиты "Повышение давления в реакторном пространстве (разрыв технологического канала)"; сигнал "Нет напряжения=48В" (снято питание с муфт сервоприводов стержней системы управления и защиты реактора; сигналы "Неисправность исполнительной части автоматических регуляторов 1АР, 2АР"

01.24. (Из записи в оперативном журнале старшего инженера управления реактором). "Сильные удары, стержни системы управления и защиты остановились, не дойдя до нижних концевиков. Выведен ключ питания муфт".

По свидетельствам очевидцев, в это время произошло два мощных взрыва с разрушением части реакторного блока и машинного зала, на энергоблоке № 4 ЧАЭС возник пожар. К 15 ч. 26 апреля 1986г. было достоверно установлено, что реактор разрушен, а из его развала в атмосферу поступают огромные количества радиоактивных веществ.

8.2. Предпосылки аварии. Авария на энергоблоке № 4 Чернобыльской АЭС произошла 26 апреля 1986 года в 01 ч. 23 мин. 40 с. (время московское) в ходе проведения проектных испытаний одной из систем обеспечения безопасности. Данная система безопасности предусматривала использование механической энергии вращения останавливающихся турбогенераторов (так называемого выбега) для выработки электроэнергии в условиях наложения двух аварийных ситуаций. Одна из них - полная потеря электроснабжения АЭС, в том числе главных циркуляционных насосов (ГЦН) и насосов системы аварийного охлаждения реактора (САОР); другая - максимальная проектная авария (МПА), в качестве которой в проекте рассматривается разрыв трубопровода большого диаметра циркуляционного контура реактора. Проектом предусматривалось, что при отключении внешнего электропитания электроэнергия, вырабатываемая турбогенераторами за счет выбега, подается для запусков насосов, входящих в САОР, что обеспечило бы гарантированное охлаждение реактора. Предложение об использовании выбега ТГ исходило в 1976 году от главного конструктора реактора РБМК. Эта концепция была признана и включена в проекты строительства АЭС с реакторами такого типа.

Однако энергоблок № 4 ЧАЭС, как и другие энергоблоки с РБМК, был принят в эксплуатацию без опробования этого режима, хотя такие испытания должны быть составной частью предэксплуатационных испытаний основных проектных режимов энергоблока. Кроме Чернобыльской, ни на одной АЭС с реакторами РБМК – 1000 после ввода их в эксплуатацию, проектные испытания по использованию выбега ТГ не проводились. Такие испытания были проведены на энергоблоке № 3 Чернобыльской АЭС в 1982 г. Они показали, что требования по характеристикам электрического тока, вырабатываемого за счет выбега ТГ, в течение заданного времени не выдерживались и необходима доработка системы регулирования возбуждения ТГ.

Программами испытаний 1982-1984 гг. предусматривалось подключение к выбегающему ТГ по одному ГЦН каждой из двух петель циркуляции реактора, а программами 1985 г. и апреля 1986 г. - по два ГЦН. При этом моделирование аварийной ситуации предусматривалось при отключенной ручными задвижками САОР. Испытание на 4-м энергоблоке было намечено провести днем 25 апреля 1986г. при тепловой мощности реактора 700 МВт, после чего реактор планировалось остановить для проведения плановых ремонтных работ. Следует отметить, что программа испытаний соответствовала действовавшим на тот момент требованиям. Таким образом, испытания должны были проводиться в режиме пониженной мощности, для которого характерны повышенный, относительно номинального, расход теплоносителя через реактор, незначительный недогрев теплоносителей до температуры кипения на входе в активную зону и минимальное паросодержание. Эти факторы оказали прямое влияние на масштаб аварии.

8.3. Версии возникновения и развития аварии. За прошедшие десятилетия были сделаны многочисленные попытки разобраться с сущностью Чернобыльской аварии и причинами, приведшими к ней. Законченной и экспериментально подтвержденной версии Чернобыльской аварии до настоящего времени не создано. Объективное изучение событий, связанных с возникновением и развитием аварии на 4-м энергоблоке Чернобыльской АЭС, началось 27-28 апреля 1986г., когда специалистам стала доступна информация об основных параметрах работы 4-го энергоблока перед аварией и в ее первой фазе, зарегистрированная системами измерения до момента их разрушения.  Ниже представлены версии нескольких компетентных организаций, разбиравшихся с причинами возникновения аварии.

- Версия Межведомственной комиссии Версия, разработанная на месте происшествия, состояла в том, что авария произошла вследствие запаривания технологических каналов активной зоны из-за срыва циркуляции в контуре МПЦ. Срыв циркуляции произошел из-за несоответствия расхода питательной воды и расхода теплоносителя в контуре МПЦ. Последующий углубленный анализ теплогидравлического режима работы ГЦН, выполненный в конце мая 1986 года разработчиком ГЦН, не подтвердил предположения о срыве и кавитации ГЦН. Было установлено, что наименьший запас до кавитации имел место за 40 секунд до аварии, но был выше того, при котором мог произойти срыв ГЦН.

– Версия Минэнерго СССР на основе расчетов ВНИИАЭС В конце мая 1986 г. после изучения имевшихся данных и проведения расчетов во Всесоюзном НИИ атомных электростанций (ВНИИАЭС) группа специалистов Минэнерго СССР сделала дополнения к акту, в котором причинами аварии были названы:

 - принципиально неверная конструкция стержней СУЗ  - положительный паровой и быстрый мощностной коэффициент реактивности

- большой расход теплоносителя при малом расходе питательной воды

- нарушение персоналом регламентного значения оперативного запаса реактивности (ОЗР), малый уровень мощности 

- недостаточность средств защиты и оперативной информации для персонала - отсутствие указаний в проекте и технологическом регламенте об опасности нарушения установленного уровня ОЗР.

– Версия экспертов СССР к сессии МАГАТЭ В июле 1986 г. в ходе подготовки к специальной сессии МАГАТЭ был выполнен первый расчетный анализ аварии на упрощенной схеме модели. В докладе, предоставленном советскими экспертами на этой сессии в августе 1986 г., первопричиной аварии было названо "крайне маловероятное сочетание нарушений порядка и режима эксплуатации, допущенных персоналом энергоблока". Отмечалось также, что "катастрофические размеры авария приобрела в связи с тем, что реактор был приведен персоналом в такое нерегламентное состояние, в котором существенно усилилось влияние положительного коэффициента реактивности на рост мощности". В этом же докладе были указаны следующие допущенные нарушения:  - снижение оперативного запаса реактивности существенно ниже допустимой величины; 

- подключение к реактору всех ГЦН с превышением расхода по отдельным ГЦН, установленного регламентом; 

- блокировка защиты реактора по сигналу остановки двух ТГ; - блокировка защит реактора по уровню воды и давлению пара в барабане-сепараторе ;

- отключение системы защиты реактора от МПА (максимальной проектной аварии) (отключение САОР).

– Версия института атомной энергии (ИАЭ) им. Курчатова К октябрю 1986 г. в ИАЭ был проведен анализ версий, объяснявших взрывной характер аварии: 

1. Взрыв водорода в бассейне-барботере 

2. Взрыв водорода в нижнем баке контура охлаждения СУЗ 

3. Диверсия (взрыв заряда с разрушением трубопроводов контура циркуляции) 

4. Разрыв напорного коллектора ГЦН или раздаточного группового коллектора 

5. Разрыв барабана-сепаратора или пароводяных коммуникаций 

6. Эффект положительного выбега реактивности от вытеснителей стержней СУЗ

7. Неисправность автоматического регулятора 

8. Грубая ошибка оператора при управлении стержнями ручного регулирования

9. Кавитация ГЦН, приводящая к подаче пароводяной смеси в технологические каналы

10. Кавитация на дроссельно-регулирующих клапанах

11. Захват пара из барабана-сепаратора в опускные турбоприводы

12. Пароциркониевая реакция и взрыв водорода в активной зоне

13. Попадание в реактор сжатого газа из баллонов САОР

Анализ был построен на выявлении противоречий между ожидаемым эффектом рассматриваемой версии аварии с имеющимися объективными данными, зафиксированными программой ДРЕГ. В результате проведенных исследований стало очевидно, что единственной гипотезой, не противоречащей объективным данным, является версия, связанная с эффектом вытеснителей стержней СУЗ.

            Особенность аварии на ЧАЭС – выброс радионуклидов произошел не мгновенно, а продолжался  около двух недель. Обычно выделяют четыре стадии в процессе развития аварии.

1. 26.04.86 – механический выброс диспергированного топлива. Взрыв. Состав выброшенных радионуклидов соответствовал составу продуктов деления и активации отработанного топлива.
2. 26.04.86-02.-5.86. Интенсивность выбросов снизилась в несколько раз. Состав радионуклидов практически не изменился. Произошел вынос остатков диспергированного топлива из разрушенного реактора потоком горячего воздуха и потоком графитовой пыли, образовавшейся в результате горения графита.
3. 02.05.86-05.05.86. Быстрый рост мощности выбросов. Сразу в составе выброшенных радионуклидов преобладал J-131, а затем состав вновь приблизился к первоначальному. Согласно оценкам экспертов температура в реакторе к концу этой стадии превысила 2000⁰ С.
4. 05.05.86-06.05.86 К концу этой стадии произошел очень быстрый спад выбросов – почти в 100 раз на протяжении суток.

            С 27 апреля по 10 мая с помощью вертолетов производилась засыпка защитных материалов с вертолетов в развал 4-го энергоблока.  10 мая реактор был заглушен. Из вертолетов в жерло разрушенного реактора было сброшено 1760 т песка и гравия, 1400 т свинца, 800 т доломита, 40 т соединений бора.

Уже 20 мая началось проектирование укрытия или по-другому саркофага над разрушенным реактором. Уже к ноябрю 1986 г. саркофаг был построен.

            8.4. Последствия аварии. Согласно выводам правительственной комиссии суммарно выброшено из реактора 50 млн. Ки, не считая благородных газов. Поэлементный состав выброса приведен в табл. 8.1

Таблица 8.1

* Погрешность оценки — ±50%, объяснение см. в примечании к табл. 1.
** Приведены данные по активности основных радионуклидов, измеряемых при радиометрических анализах.

*** Суммарный выброс к 06.05.86.

 Представление о распределение выбросов на территориях тогда союзных республик, а сегодня независимых государств дает табл. 8.2

Таблица 8.2

Распределение радионуклидов на территории Беларуси по областям представлено в таблице 8.3

Таблица 8.3

Чтобы представить картину заряженности необходимо привести цифру содержания Cs-137 в почвах Беларуси до аварии – 1,5 кБк/м², что соответствует 0,0405 Ки/км²_.

            Радиоактивная обстановка на территории Беларуси сразу после аварии была по разным городам была: Чечерск – 10 мР/час, Гомель, Славгород – 2 мР/час, Мозырь, Пинск – 1 мР/час. Даже в Минске в начале июня МЭД была около 1мР/час. С распадом J-131 МЭД снизилась повсеместно в несколько десятков раз. Тем не менее, данные таблиц 8.2 и 8.3 говорят о серьезном заряжении территории стран. Учитывая изотопный состав выпавших радионуклидов (не считая “горячих” частиц – это в основном Cs-137 и Sr-90) последствия катастрофы для нашей страны будут сказываться многие десятилетия, а то и несколько столетий.