Чернобыльская АЭС

ПЛАН 

 

 

1. Введение 

 

2. Чернобыльская атомная электростанция 

 

3. Основные принципы работы АЭС 

 

4. Основные причины аварии 

 

5. Ликвидация последствий аварии 

 

6. Распространение радиации 

 

7. Медицинские аспекты аварии 

 

8. Заключение 

 

9. Список литературы

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Чернобыльская атомная электростанция

 

Чернобыльская АЭС (ЧАЭС) расположена  в восточной части большого географического  региона, именуемого белорусско-украинским Полесьем, на берегу реки Припяти, впадающей  в Днепр, в 18 км от районного центра - г. Чернобыль. Местность здесь отличается относительно плоским рельефом. Работы по сооружению станции были начаты в 1970 году.

 

Для белорусско-украинского Полесья  характерная сравнительно невысокая  плотность населения - примерно 70 человек на квадратный километр. До аварии на ЧАЭС общая численность населения в 30-ти километровой зоне вокруг станции составляла около 100 тысяч человек.

 

Строительство Чернобыльской АЭС  велось очередями. Каждая из них включала 2 энергоблока, имевшие общие системы спецводоочистки и вспомогательные сооружения на площадке. В их состав входят: хранилище жидких и твердых радиоактивных отходов, открытые распределительные устройства, газовое хозяйство, резервные дизель-генераторные электростанции, гидротехнические и иные сооружения. Источником технического водоснабжения первых четырех энергоблоков является наливной пруд-охладитель площадью 22 квадратных километра. Предусмотрены также отдельные насосные станции для 3-го и 4-го блоков. Имеется резервное электроснабжение от дизель-генераторов. Даже неполное перечисление сооружений ЧАЭС говорит о том, насколько это был крупный энергетический объект.

 

28 сентября 1977 года включен в  электрическую сеть 1-й турбогенератор. Чернобыльская АЭС дала стране  первую электрическую энергию. 24 января 1978 года на электростанции выработан первый миллиард киловатт-часов электроэнергии. 21 декабря 1978 года осуществлен пуск 2-го энергоблока. 22 апреля 1979 года ЧАЭС выработала первые 10 миллиардов киловатт-часов электроэнергии. 3 декабря 1981 года осуществлен пуск 3-го блока электростанции. 31 декабря 1983 года дал первую электроэнергию 4-й энергоблок. 21 августа 1984 года Чернобыльская АЭС выработала 100 миллиардов киловатт-часов электроэнергии.

 

Таким образом, на 1 января 1986 года мощность четырех блоков станции составляла 4 миллиона киловатт, что соответствовало ее проектной мощности.

 

 

Основные принципы работы АЭС 

 

На Чернобыльской АЭС установлены  ядерные реакторы РБМК-1000. Реактор  этого типа был спроектирован  более 30 лет назад и использовался в СССР на нескольких электростанциях. Тепловая мощность каждого реактора составляет 3200 МВт. Имеется два турбогенератора электрической мощностью по 500 МВт каждый (общая электрическая мощность энергоблока - 1000 МВт).

 

Топливом для РМБК служит слабо обогащенная по урану-235 двуокись урана. В исходном для начала процесса состоянии каждая ее тонна содержит примерно 20 кг. ядерного горючего - урана-235. Стационарная загрузка двуокиси урана в один реактор равно 180 тонн. Ядерное горючее засыпается в реактор не навалом, а помещается в виде тепловыделяющих элементов - твэлов. Твэл представляет собой трубку из циркониевого сплава, куда помещаются таблетки цилиндрической формы двуокиси урана. Твэлы размещают в активной зоне реактора в виде так называемых тепловыделяющих сборок, объединяющих по 18 твэлов. Эти сборки, а их около 1700 шт., помещаются в графитовую кладку, для чего в ней сделаны технологические каналы. По ним же циркулирует и теплоноситель. В РМБК это вода, которая в результате теплового воздействия от происходящей в реакторе цепной реакции доводится до кипения, и пар, через технологические магистрали подается на турбогенераторы, непосредственно вырабатывающие электроэнергию. Круговорот воды в реакторе осуществляется главными циркуляционными насосами. Их восемь - шесть работающих и два резервных.

 

Сам реактор помещен внутри бетонной шахты, которая является средством  биологической защиты. Графитовая кладка заключена в цилиндрический корпус толщиной 30 мм. Размер активной зоны реактора - 7м. по высоте и 12 м. в диаметре. Весь аппарат опирается на бетонное основание, под которым располагается бассейн-барботер системы локализации аварии.

 

Цепная реакция и тепловыделение в реакторной зоне в общих чертах протекают следующим образом: ядро урана под воздействием нейтрона делится на два осколочных ядра. При этом выделяются новые нейтроны. Они в свою очередь вызывают деление других ядер урана.

 

Но не все нейтроны участвуют  в цепной реакции. Некоторые из них  поглощаются материалами конструкции реактора или выходят за пределы активной зоны. Цепная реакция начинается только тогда, когда хотя бы один из образовавшихся нейтронов принимает участие в последующем делении атомных ядер. Это условие характеризуется коэффициентом эффективности размножения (Кэф), который определяется как отношение числа нейтронов данного поколения к числу нейтронов предыдущего поколения. При значении этого коэффициента равном 1 в реакторе происходит самоподдерживающаяся цепная реакция деления постоянной интенсивности. Это состояние реактора называется критическим. При значении Кэф меньше 1 процесс деления ядер урана будет затухающим (подкритичное состояние), а при Кэф больше 1 интенсивность деления и мощность реактора будут нарастать ( надкритичное состояние). Осколки атомных ядер, разлетаясь с большой скоростью, взаимодействуют с другими ядрами и тормозятся в своем движении. При потери кинетической энергии осколков и происходит выделение тепла.

 

 

При нахождении реактора в надкритичном состоянии нарастание цепной реакции  происходит неуправляемом режиме, что может привести к ядерному взрыву. Для регулирования скорости протекания цепной реакции применяются стержни из материалов поглощающих нейтроны - бористой стали или карбида бора. Они вводятся (или выводятся) из активной зоны реактора увеличивая или уменьшая количество нейтронов и соответственно ускоряя или замедляя течение цепной реакции.

 

Конструкторами РМБК предусматривалось, что реактор должен иметь ряд  противоаварийных систем. Это система  управления и защиты реактора, включающая в себя 211 твердых стержней-поглотителей и аппаратура контроля за уровнем и распределением нейтронного потока. Она обеспечивает пуск, ручное и автоматическое регулирование мощности, плановую и аварийную остановке реактора. Последняя автоматически осуществляется по сигналам аварийной защиты или при нажатии кнопки.

 

Кроме того, на ЧАЭС были предусмотрены  защитные системы на случай если авария все-таки произойдет. В случае разрыва  труб контура циркуляции теплоносителя, включалась система аварийного охлаждения реактора (САОР) подававшая воду из гидроемкостей в технологические каналы для экстренного охлаждения рабочей зоны реактора. Конструкторы и средства информации утверждали, что система аварийной защиты РМБК на Чернобыльской АЭС такова, что в состоянии без вмешательства человека, то есть автоматически предотвратить серьезные последствия предусмотренных проектом отказов. Следовательно любая крупная авария, по их мнению могла быть локализована не принося ощутимого вреда здоровью людей, окружающей среде. Однако дальнейшие события доказали мягко говоря несостоятельность подобных утверждений.

 

Так что же произошло на Чернобыльской  АЭС ?

 

 

Основные причины аварии

 

День 25 апреля 1986 года на 4-м энергоблоке  ЧАЭС планировался не совсем как обычный. Предполагалось остановить реактор на планово-предупредительный ремонт. Но перед заглушением ядерной установке руководство ЧАЭС планировало провести некоторые эксперименты. Перед остановкой были запланированы испытания одного из турбогенераторов станции в режиме выбега с нагрузкой собственных нужд блока. Суть этого эксперимента заключается в моделировании ситуации, когда турбогенератор может остаться без своей движущей силы, то есть без подачи пара. Для этого был разработан специальный режим, в соответствии с которым при отключении пара за счет инерционного вращения ротора генератор какое-то время продолжал вырабатывать электроэнергию, необходимую для собственных нужд, в частности для питания главных циркуляционных насосов. Обратимся к хронологии событий Итак 25 апреля 1986 года

 

1ч. 00 мин. - согласно графику остановки  реактора на планово-предупредительный  ремонт персонал приступил к  снижению мощности аппарата работавшего  на номинальных параметрах.

 

13ч. 05 мин. - при тепловой мощности 1600 МВт. отключен от сети  турбогенератор №7, входящий в систему 4-го энергоблока. Электропитание собственных нужд перевели на турбогенератор №8

 

14ч. 00 мин. - в соответствии с программой  испытаний отключается система  аварийного охлаждения реактора. Поскольку реактор не может  эксплуатироваться без системы аварийного охлаждения, его необходимо было остановить. Но разрешение на глушение аппарата не было дано. И реактор продолжал работать без системы аварийного охлаждения (САОР).

 

23ч. 10 мин. - получено разрешение  на остановку реактора. Началось снижение его тепловой мощности до 1000-700 МВТ в соответствии с программой испытаний. Но оператор не справился с управлением, в результате чего мощность аппарата упала почти до 0. В таких случаях реактор должен глушиться. Но персонал не посчитался с этим требованием. Начали подъем мощности.

 

1ч. 00 мин. 26 апреля - персоналу удалось  поднять мощность до уровня 200 МВт (тепловых) вместо положенных 1000-700.

 

1ч. 03 мин. - К шести работающим  насосам подключили еще два,  для повышения надежности  охлаждения реактора после испытаний.

 

1ч. 20 мин. - Для удержания мощности  реактора из него были выведены  стержни автоматического регулирования,  нарушив строжайший запрет работать  на реакторе без определенного  запаса стержней - поглотителей нейтронов.  В тот момент в реакторе находилось только шесть стержней, что примерно вдвое меньше предельно допустимой величины.

 

1ч. 23 мин. - Оператор закрыл клапана  турбогенератора. Подача пара  прекратилась. Начался выбег турбины.  В момент отключения второго  турбогенератора должна была сработать еще одна система защиты по остановке реактора. Но персонал отключил ее, чтобы повторить испытания если первая попытка не удастся. В результате возникшей ситуации реактор попал в неустойчивое состояние, что привело к появлению положительной радиоактивности и разогреву реактора.

 

1ч. 23 мин. 40 сек. -начальник смены  4-го энергоблока поняв опасность  ситуации дал команду нажать  кнопку самой эффективной аварийной  защиты. Поглощающие стержни пошли  вниз, но через несколько секунд  остановились. Попытки ввести их в реакторную зону не удались. Реактор вышел из под контроля. Произошел взрыв.

 

Таким образом, можно кратко определить шесть основных причин аварии на 4-м  энергоблоке:

 

Первое - снижение оперативного запаса радиоактивности, то есть уменьшение количества стержней-поглотителей в активной зоне реактора ниже допустимой величины.

 

Второе - неожиданный провал мощности реактора, а затем работа аппарата при мощности меньшей, чем было установлено  программой испытаний.

 

Третье - подключение к реактору всех восьми насосов с превышением расходов по ЦГН.ё

 

Четвертое - блокировка защиты реактора по уровню воды и давлению пара в барабане-сепараторе.

 

Пятое - блокировка защиты реактора по сигналу отключения пара от двух турбогенераторов.

 

Шестое - отключение системы защиты, предусмотренной на случай возникновения максимальной проектной аварии, - системы аварийного охлаждения реактора.

 

В результате теплового взрыва произошедшего  в реакторе произошло разрушение активной зоны реакторной установки и части здания 4-го энергоблока, а также произошел выброс части накопившихся в активной зоне радиоактивных продуктов в атмосферу. Взрывы в 4-м реакторе ЧАЭС сдвинули со своего места металлоконструкции верха реактора, разрушили все трубы высокого давления, выбросили некоторые регулирующие стержни и горящие блоки графита, разрушили разгрузочную сторону реактора, подпиточный отсек и часть здания. Осколки активной зоны и испарительных каналов упали на крышу реакторного и турбинного зданий. Была пробита и частично разрушена крыша машинного зала второй очереди станции. При взрыве часть панелей перекрытия упала на турбогенератор №7 повредив маслопроводы и электрические кабели, что привело к их загоранию, а большая температура внутри реактора вызвала горение графита.

 

Наибольшую опасность, связанную с аварией представляло то, что, разрушение реакторной зоны вызвало выброс в атмосферу и на территорию АЭС большого количества радиоактивных деталей, графита, ядерного топлива. Выброс радионуклидов (вид неустойчивых атомов, которые при самопроизвольном превращении в другой нуклид испускают ионизирующее излучение - это и есть собственно радиоактивность) представлял собой растянутый во времени процесс, состоящий из нескольких стадий.

 

27 апреля 1986 года высота загрязненной  радионуклидами воздушной струи,  выходящая из поврежденного энергоблока, превышала 1200 метров, уровень радиации в ней на удалении 5-10 км. от места аварии составляли 1000 миллирентген в час. Выброс радиоактивности в основном завершился к 6 мая 1986г.

 

В первые часы после аварии, когда  еще не были точно определены ее размеры и тяжесть, а также вследствие недостаточного радиационного контроля, часть лиц работавших на наиболее опасных участках, получили большие дозы облучения, а также ожоги при участии в тушении пожара. Всем пострадавшим была оказана первая медицинская помощь. К 6 часам утра 26 апреля было госпитализировано 108 человек, а в течение дня еще 24-х из число обследованных. На основе диагностики лучевой болезни, 237 человек, у кого развитие острой лучевой болезни прогнозировалось с наибольшей вероятностью были срочно госпитализированы в клинические учреждения Киева и Москвы. Общее число людей погибших вследствие аварии на Чернобыльской АЭС от ожогов и острой лучевой болезни на 1 января 1988 года составило 30 человек, причем 28 - от лучевой болезни .