Чорнобиль. Як сталася аварія на ЧАЕС

Чорнобильська катастрофа — техногенна екологічно-гуманітарна катастрофа, спричинена двома тепловими вибухами й подальшим руйнуванням четвертого енергоблока Чорнобильської атомної електростанції, розташованої на території України (колишньої УРСР), в ніч на 26 квітня 1986 року.

"Ядерна енергетика стала звичною частиною нашого життя, і попереду - світле атомне майбутнє..."
В Радянському Союзі було п'ять АЕС з такими реакторами, але одна з них нам усім добре відома - Чорнобильська.
Цього вечора не було жодних натяків на катастрофу, яка насувалася, і яка вплине на СРСР та ядерну енергетику по всьому світу.
О 1:23 (першій годині двадцять три хвилини) в кінці випробування режиму вибігу було натиснуто кнопку АЗ-5.
Приблизно через 8-9 секунд реактор 4-го енергоблока вибухнув.
Чому аварійний захист призвів до вибуху реактора? Це головне запитання щодо причин аварії.
На момент катастрофи Україна була однією з 15 радянських республік.
ЧАЕС розташована на півночі України, біля кордону з Білоруссю.
Головним елементом цих електростанцій був реактор РБМК.
РБМК - це графітові реактори, який використовувалися з 1970 року.
Реактор блока № 4 був в експлуатації всього 2,5 (два з половиною) роки.
Це [показано] основні системи блока з РБМК.
Ядерний реактор виробляє велику кількість тепла.
Вода як теплоносій циркулює в контурі: вона проходить крізь канали реактора і частково перетворюється на пару.
В барабанах-сепараторах пара відділяється від рідкої води
і приводить в рух турбогенератор, який виробляє електроенергію.
Відпрацьована пара конденсується за допомогою води зі ставу-охолоджувача і подається назад в головний контур.
Реактор працює на повній потужності кілька місяців поспіль.
Споруди, необхідні для розміщення цих систем, були велетенськими.
Частини блока були розташовані всередині окремих бетонних приміщень.
Залізобетонний захист навколо реактора мав товщину 2,5 м.
Реактор розміщувався всередині сталевої конструкції - кожуха.
Всередині герметичного кожуха була графітова кладка.
Активна зона реактора РБМК містила велику кількість графіту, необхідного для протікання ланцюгової ядерної реакції.
В процесі розпаду ядра урану-235 утворюються нейтрони, швидкість яких близька до світлової.
Ці нейтрони рухаються надто швидко для ефективного захоплення ядрами урану.
Нейтрони сповільнюються під час руху в графіті, і в міру зменшення швидкості руху росте імовірність їхнього захоплення ядрами урану-235.
Графіт називають сповільнювачем, оскільки він зменшує швидкість нейтронів.
Кожен графітовий блок має внутрішній отвір для паливних каналів та каналів стрижнів управління і захисту (СУЗ).
Вода під високим тиском прокачується крізь ці канали.
Уранове "паливо" має вигляд циліндричних таблеток.
Кожна таблетка ядерного "палива" містить теплову енергію, еквівалентну вантажівці вугілля.
Реактор повинен мати своєрідний "вимикач" і засіб керування потужністю.
Це робиться за допомогою стрижнів управління і захисту (СУЗ).
Вони виготовлені з карбіду бору, який є хорошим поглиначем нейтронів.
Коли усі стрижні цілком перебувають в активній зоні, вони унеможливлюють ланцюгову реакцію.
Реактор працює на повній потужності при виведенні з активної зони приблизно 80% (вісімдесяти відсотків) стрижнів.
Якщо стрижні СУЗ витягти з активної зони, то їхнє місце в каналах займає вода.
До нижньої частини СУЗ були додані графітові витіснювачі, які заміщали воду в каналах.
Заміна води на графіт дозволяла знизити паразитне поглинання нейтронів водою,
і підвищити таким чином ефективність роботи реактора.
Вибух був наслідком помилки конструкції стрижнів СУЗ, яка називається "кінцьовим ефектом".
Він спричинив швидке короткочасне зростання реактивності (а отже і потужності),
тоді як стрижні з поглиначем нейтронів мали б цю реактивність знизити.
Графітові витіснювачі при повністю піднятому стрижні займали центральну частину активної зони.
Внизу і вгорі 1,25 м (одна ціла і двадцять п'ять сотих метра) були заповнені водою.
Саме в нижній частині активної зони й розвивався аварійний процес. Ми повернемося до цього пізніше.
Метою випробування була експериментальна перевірка можливості використання енергії механічного вибігу турбогенератора
для забезпечення власних потреб в режимі їхнього повного знеструмлення, доки не ввімкнуться в роботу резервні дизель-генератори.
3 (три, на ЧАЕС) попередні спроби були невдалими.
Випробування повинно було проводитися під час зупинки реактора.
Але цього дня зупинка блока була відкладена через вказівку диспетчера "Київенерго".
І реактор лишався на 50% (половині) потужності протягом більшої частини дня.
Це призвело до двох найважливіших факторів катастрофи:
1. Отруєння реактора ксеноном.
2. Випробування проводила менш досвідчена нічна зміна, яка не була належним чином обізнана з програмою випробування.
О 1-й годині ночі 25 квітня було розпочате зниження потужності енергоблока, але процес був перерваний о 7-й ранку
забороною диспетчера на подальше зниження потужності, яка лишилася на рівні 50%.
Дозвіл на розвантаження енергоблока був отриманий о 23 годині після 16-годинної паузи.
Вже о 00:05 теплова потужність реактора досягла запланованих 700 (семисот) МВт (мегават), тобто 22% від повної потужності.
При переході з однієї системи керування (АР) на іншу (ЛАР) оператор допустив падіння потужності практично до нуля.
Під час роботи на половинній потужності в активній зоні реактора розвинувся процес під назвою "ксенонове отруєння".
Ксенон-135 дуже добре поглинає нейтрони.
І після потрапляння реактора в такий стан його впродовж певного часу неможливо вивести на номінальну потужність
через зменшення кількості нейтронів, здатних підтримувати ланцюгову реакцію.
Ксенон-135 має період напіврозпаду 9 годин.
І він накопичується на малій потужності.
Заступник головного інженера станції Анатолій Дятлов вирішив продовжувати підготовку до випробування в цих умовах.
Дятлов після провалу потужності дозволив (чи вимагав) підняти її до рівня 200 (двісті) МВт замість 700 МВт (семисот), вказаних у програмі.
Процес підняття потужності певною мірою нагадував натискання на педаль газу в автомобілі, в якому задіяні ручні гальма.
Через 1 годину оператори підняли потужність до 200 (двохсот) МВт.
Випробування почалося о 1:23 (першій двадцять три) ночі й тривало 40 секунд.
Згідно з програмою реактор повинен був бути "заглушений" кнопкою АЗ-5 (а-зе-п'ять) на початку випробування,
проте кнопка з невідомих причини була натиснута пізніше.
Випробування режиму вибігу відбувалося в спокійній обстановці.
Можливо, ви бачили нову конструкцію у формі вимикача із захисною кришкою. Але тоді це була кнопка.
Кнопка АЗ-5, яку натиснув старший інженер Леонід Топтунов, мала приблизно такий вигляд [показано].
В момент натискання АЗ-5 стрижні керування і захисту були в такій конфігурації [показано].
В активній зоні було менше, ніж 8 стрижнів ручного регулювання (РР), про що персонал не знав.
Згідно з регламентом, в активній зоні повинно було бути не менше 15 РР.
Цей показник називається оперативним запасом реактивності (або ОЗР).
Але через стан реактора цей показник - ОЗР - був дуже малим.
Сигнал АЗ-5 викликає одночасний рух усіх стрижнів СУЗ в активну зону.
В нижню частину активної зони, почали заходити графітові витіснювачі, які замінили в каналах воду на графіт.
Сам по собі малий ОЗР не був небезпечним.
Аварійний захист через кінцьовий ефект при малому ОЗР став спусковим гачком.
Графіт у порівнянні з водою має суттєво меншу здатність поглинати нейтрони.
Тож, коли графіт витіснив воду, в нижній частині активної зони різко зросла реактивність, а отже і потужність.
Карбід бору був розташований вище і ніяк не впливав на перебіг реакції унизу.
Швидке зростання потужності спричинило утворення бульбашок пари, тобто пустот,
а отже і послаблення здатності води поглинати нейтрони через зменшення її середньої густини.
Паровий коефіцієнт реактивності в РБМК був позитивним, тобто поява пари в каналах викликала зростання енерговиділення.
Тиск в технологічних каналах через інтенсивне пароутворення різко зріс, тепловиділяючі збірки почали руйнуватися, а за ними і самі канали.
Це пришвидшило зневоднення активної зони, зростання потужності й збільшення тиску в реакторному просторі.
Руйнування усього 4 каналів достатньо, щоб підняти верхню захисну плиту. Це був перший (паровий)- вибух.
Після цього відбулося повне осушення активної зони й розгін реактора на миттєвих нейтронах, а отже його цілковите руйнування.
Часто цю подію називають "другим" вибухом.
Верхню захисну плиту реактора масою 2000 тонн було підкинуто вгору.
Вибух зруйнував перекриття і частину стін центрального залу.
Північна стіна блока внаслідок вибуху частково обвалилася, відкривши барабани-сепаратори та головні циркуляційні насоси.
Пожежники, які гасили пожежу біля стін блока, бачили розпечені шматки графіту, що лежали повсюди.
Вони не підозрювали, що отримують смертельні дози йонізуючого випромінювання.
Це був тепловий або паровий вибух. Це не був ядерний вибух в такому вигляді, яким ми його знаємо на прикладі ядерних бомб.
Але фізична природа другого теплового вибуху у своїй основі була ядерною.
Це [показано] блочний щит управління (БЩУ) четвертого блока приблизно через 25 років.
Частина обладнання була повторно використана, а решта була розтягнута як сувеніри тими, хто мав доступ до цього приміщення.
Радянським вченим було відомо про кінцьовий ефект при малому ОЗР.
Інциденти на аналогічних реакторах були й раніше.
Зокрема, у 1975 році на 1 блоці Ленінградської АЕС після натискання АЗ-5 при малому ОЗР були пошкоджені канали реактора.
А на Іґналінській АЕС під час фізичного пуску реактора спостерігався кінцьовий ефект.
Ці та інші аварії на РБМК зумовили внесення незначних змін до регламенту, але про небезпеку деяких з режимів ніде не було сказано.
Реактори РБМК вважалися цілком безпечними.
Але конструкційні недоліки приховувалися конструктором (НИКИЭТ) реактора.
Якби оператори знали про небезпеку роботи з малим ОЗР і поведінку аварійного захисту, вони могли б уникнути цієї ситуації.
Оператори були впевнені, що кнопка аварійного захисту п'ятого рівня (АЗ-5) в будь-якій ситуації заглушить реактор.
Але виявилося, що за певних умов аварійний захист міг викликати неконтрольоване зростання потужності.
Комісія МАГАТЕ встановила, що при потужності нижче 50% (п'ятдесяти відсотків) контрольні прилади не забезпечували повноцінний зворотний зв'язок.
Небезпека роботи на малій потужності й при малому ОЗР не була добре описана в експлуатаційній документації.
Оператори не могли бачити деяких важливих параметрів, і їм часто доводилося покладатися на власний досвід та інтуїцію.
Безпечніші реактори інших конструкцій використовують воду і як теплоносій, і як сповільнювач нейтронів.
Використання вода в ролі сповільнювача дозволило підвищити керованість і унеможливити подібні аварії,
а також зробити активну зону набагато меншою.
Коли вода перетворюється на пару, її здатність сповільнювати нейтрони знижується, і реактивність падає.
Для таких реакторів використовується уран з вищим збагаченням.
Графіт вважався найкращим сповільнювачем через можливість використовувати дешевий низькозбагачений уран.
Перехід на воду відбувся, коли вдосконалені технології збагачення урану дозволили виробляти його в достатній кількості.
Озираючись назад, легко критикувати той час, коли рівень науки й комп’ютерного моделювання був набагато нижчим, ніж зараз.
Люди можуть мріяти про найдивовижніші речі, але люди також несуть відповідальність за все, що відбувається.
Ми ніколи не дізнаємося усіх подробиць того, що відбувалося на БЩУ-4 тієї ночі.
Більшість тих, хто там був, поклали своє життя, героїчно виконуючи свої обов'язки,
щоб попередити іще страшніші наслідки й врятувати світ від імовірної більш глобальної катастрофи.
Можна багато говорити про помилки конструкції реактора, непоінформованість оперативного персоналу і порушення програми.
Але ця історія також - про неймовірну хоробрість і самопожертву.
Іноді люди зазнають невдач, але набагато частіше нам вдається досягати успіху.

Автор: Цікава наука
ОСТАННІ КОМЕНТАРІ