Авария на Чернобыльской АЭС

1. АВАРИЯ НА ЧЕРНОБЫЛЬСКОЙ АЭС

• Чернобыльская ава́рия — разрушение 26 апреля 1986 года
четвёртого энергоблока Чернобыльской атомной
электростанции, расположенной на территории Украины
(в то время — Украинской ССР).
• Разрушение носило взрывной характер, реактор был
полностью разрушен, и в окружающую среду было
выброшено большое количество радиоактивных веществ.
• Авария расценивается как крупнейшая в своём роде за
всю историю ядерной энергетики, как по
предполагаемому количеству погибших и пострадавших
от её последствий людей, так и по экономическому
ущербу.

2. Хронология событий

На 25 апреля 1986 года была запланирована остановка 4-го энергоблока
Чернобыльской АЭС для очередного ППР (планово-предупредительного ремонта). Во
время таких остановок обычно проводятся различные испытания оборудования, как
регламентные, так и нестандартные.
В этот раз целью было испытание так называемого режима «выбега ротора
турбогенератора». Режим «выбега» позволял бы использовать кинетическую энергию
ротора турбогенератора для обеспечения электропитанием питательных (ПЭН) и
главных циркуляционных насосов (ГЦН) в случае обесточивания электроснабжения
собственных нужд станции.
Однако данный режим не был отработан или внедрён на АЭС с РБМК. Это были уже
четвёртые испытания режима, проводившиеся на ЧАЭС. Первая попытка в 1982 году
показала, что напряжение при выбеге падает быстрее, чем планировалось.
Последующие испытания, проводившиеся после доработки оборудования
турбогенератора в 1983, 1984 и 1985 годах также по разным причинам заканчивались
неудачно.
• Испытания должны были проводиться на мощности 700—1000 МВт (тепловых).
Примерно за сутки до аварии (к 3ч 47 мин. 25 апреля) мощность реактора была
снижена до 50 % (1600 МВт). Во время длительной работы реактора на мощности
1600 МВт происходило нестационарное ксеноновое отравление. В течение 25 апреля
пик отравления был пройден, началось разотравление реактора. К моменту получения
разрешения на дальнейшее снижение мощности оперативный запас реактивности
(ОЗР) возрос практически до исходного значения и продолжал возрастать.

3. ХРОНОЛОГИЯ СОБЫИЙ

• При дальнейшем снижении мощности снова начался процесс отравления.
• В течение примерно двух часов мощность реактора была снижена до уровня,
предусмотренного программой (около 700 МВт тепловых), а затем, по
неустановленной причине, до 500 МВт. В 0:28 при переходе с системы
локального автоматического регулирования (ЛАР) на автоматический
регулятор общей мощности (АР) оператор (СИУР) не смог удержать
мощность реактора на заданном уровне, и мощность провалилась (тепловая
до 30 МВт и нейтронная до нуля). Персонал БЩУ-4, принял решение о
восстановлении мощности реактора и (извлекая поглощающие стержни
реактора) через несколько минут добился её роста и в дальнейшем —
стабилизации на уровне 160—200 МВт (тепловых). При этом ОЗР
непрерывно снижался из-за продолжающегося отравления. Соответственно,
стержни ручного регулирования (РР) продолжали извлекаться.
• В соответствии с программой, отключена система аварийного
охлаждения реактора. В 23:10 получено разрешение на остановку
реактора.

4.

В 0:28 при переходе с системы локального автоматического
регулирования (ЛАР) на автоматический регулятор общей мощности
(АР) оператор (СИУР) не смог удержать мощность реактора на заданном
уровне, и мощность провалилась (тепловая до 30 МВт и нейтронная
до нуля). Персонал, БЩУ-4, принял решение о восстановлении
мощности реактора и (извлекая поглощающие стержни реактора) через
несколько минут добился её роста и в дальнейшем — стабилизации на
уровне 160—200 МВт (тепловых). При этом ОЗР непрерывно снижался
из-за продолжающегося отравления. Соответственно, стержни ручного
регулирования (РР) продолжали извлекаться.
После достижения 200 МВт тепловой мощности были включены
дополнительные главные циркуляционные насосы, и количество
работающих насосов было доведено до восьми. Согласно программе
испытаний, четыре из них, совместно с двумя дополнительно
работающими насосами ПЭН, должны были служить нагрузкой для
генератора «выбегающей» турбины во время эксперимента.
Дополнительное увеличение расхода теплоносителя через реактор
привело к уменьшению парообразования. Кроме этого, расход
относительно холодной питательной воды оставался небольшим,
соответствующим мощности 200 МВт, что вызвало повышение
температуры теплоносителя на входе в активную зону, и она
приблизилась к температуре кипения

5.

В 1:23:04 начался эксперимент. Из-за снижения оборотов насосов, подключённых к
«выбегающему» генератору, и положительного парового коэффициента реактивности (см.
ниже) реактор испытывал тенденцию к увеличению мощности (вводилась
положительная реактивность), однако в течение почти всего времени эксперимента
поведение мощности не внушало опасений.
В 1:23:38 зарегистрирован сигнал аварийной защиты АЗ-5[13] от нажатия кнопки на пульте
оператора. Поглощающие стержни начали движение в активную зону, однако вследствие
их неудачной конструкции и заниженного (не регламентного) оперативного запаса
реактивности реактор не был заглушён. Через 1—2 с был записан фрагмент сообщения,
похожий на повторный сигнал АЗ-5. В следующие несколько секунд зарегистрированы
различные сигналы, свидетельствующие о быстром росте мощности, затем регистрирующие
системы вышли из строя.

6. Суммарная положительная реактивность, появившаяся в активной зоне, начала расти

В создавшихся условиях допущенные персоналом
нарушения привели к существенному снижению
эффективности
аварийной
защиты.
Суммарная
положительная реактивность, появившаяся в активной
зоне, начала расти. Через 3 с мощность превысила 530
МВт, а период разгона стал намного меньше 20 с.
Положительный
паровой
эффект
реактивности
способствовал
ухудшению
ситуации.
Частично
компенсировал вводимую в это время реактивность
только Доплер-эффект.

7. кризис теплоотдачи

Продолжающееся снижение расхода воды
через технологические каналы реактора в условиях
роста
мощности
привело
к
интенсивному
парообразованию, а затем к кризису теплоотдачи,
разогреву топлива, его разрушению, бурному
вскипанию теплоносителя, в который попали
частицы
разрушенного
топлива,
резкому
повышению давления в технологическом канале,
их
разрушению
и
тепловому
взрыву,
разрушившему реактор и часть конструкций здания
и приведшему к выбросу активных продуктов
деления во внешнюю среду.

8.

Парообразование и резкое повышение температуры
в активной зоне создали условия для возникновения
пароциркониевой и других химических экзотермических
реакций. Их проявление в виде фейерверка
вылетающих раскаленных и горячих фрагментов
наблюдали очевидцы.
В
результате
этих
реакций
образовалась
содержащая водород и оксид углерода смесь газов,
способная к тепловому взрыву при смешении с
кислородом воздуха. Это смешение могло произойти
после разгерметизации реакторного пространства.

9. Наиболее опасные нарушения режима эксплуатации, совершенные персоналом четвертого блока ЧАЭС (часть 1)

Нарушение
Мотивация
Последствия
Снижение оперативного
запаса реактивности
существенно ниже
допустимого значения
Стремление выйти из
«йодной ямы»
АЗ реактора оказалась
неэффективной
Ошибка оператора при
отключении ЛАР
Реактор оказался в
трудноуправляемом
состоянии
Провал мощности ниже
предусмотренного
программой испытаний
Подключение к реактору всех
ГЦН с превышением
расходов, но отдельным ГЦН,
установленных регламентом
Выполнение требований
программы испытаний
Температура теплоносителя
КМПЦ стала близкой к
температуре насыщения

10. Наиболее опасные нарушения режима эксплуатации, совершенные персоналом четвертого блока ЧАЭС (часть 2)

Нарушение
Мотивация
Последствия
Блокировка защиты реактора
по сигналу остановки двух ТГ
Намерение при
необходимости повторить
эксперимент с отключением
ТГ
Потеря возможности
автоматической остановки
реактора
Блокировка защит по уровню
воды и давлению пара в БС
Стремление провести
испытания, несмотря на
неустойчивую работу
реактора
Защита реактора по тепловым
параметрам была полностью
отключена
Отключение системы защиты
от максимальной проектной
аварии (отключение САОР)
Стремление избежать ложного
срабатывания САОР во время
проведения испытания
Потеря возможности
снижения масштаба аварии

11.

12.

13.

14.

15.

16.

17.

18.

Непосредственно во время взрыва на четвёртом
энергоблоке погиб только один человек, ещё один
скончался утром от полученных травм.
Впоследствии, у 134 сотрудников ЧАЭС и членов
спасательных команд, находившихся на станции во
время взрыва, развилась лучевая болезнь, 28 из них
умерли в течение следующих нескольких месяцев .
В 1:24 ночи на пульт дежурного по охране ЧАЭС
поступил сигнал о возгорании. . Всего принимало
участие в тушении пожара 69 человек личного
состава и 14 единиц техники. Наличие высокого
уровня радиации было достоверно установлено
только к 3:30, так как из двух имевшихся приборов на
1000 рентген в час один вышел из строя, а другой
оказался недоступен из-за возникших завалов.
Поэтому в первые часы аварии были неизвестны
реальные уровни радиации в помещениях блока и
вокруг него. Неясным было и состояние реактора.

19.

20.

21.

22.

23.

24.

Для уменьшения выброса и предотвращения
ядерного взрыва на горящий реактор было сброшено 5000 тонн различных материалов (песок, глина,
свинец, доломит, карбид бора). Пытались охлаждать реактор снизу, построив под землей туннель.
В итоге вокруг реактора были возведены мощные
бетонные стены, которые накрыли стальной крышей. Строительство «саркофага» продолжалось 7
месяцев, и было закончено к середине ноября.
Пожарные и сотрудники, находившиеся ночью 26
апреля на станции – примерно 400 человек - получили очень большие дозы облучения. 237 человек
сразу были помещены в лечебные учреждения с
диагнозом «острая лучевая болезнь». В течение
суток их разместили в областных больницах и специализированных центрах. Диагноз подтвердился у
134 пострадавших. 106 человек после лечения поправились, 28 врачам спасти не удалось.

25. ПРИЧИНЫ АВАРИИ И РАССЛЕДОВАНИЕ .

• Существуют по крайней мере два
различных подхода к объяснению
причин чернобыльской аварии, которые
можно назвать официальными, а также
несколько альтернативных версий
разной степени достоверности

26.

• Государственная комиссия, сформированная в СССР для
расследования причин катастрофы, возложила основную
ответственность за катастрофу на оперативный персонал и
руководство ЧАЭС.
• Для исследования причин аварии МАГАТЭ создало консультативную
группу, известную как Консультативный комитет по вопросам
ядерной безопасности (INSAG), которая на основании материалов,
предоставленных советской стороной, и устных высказываний
специалистов (делегацию советских специалистов возглавил Легасов
В. А., который не был «реакторщиком») в своём отчёте 1986 года[
также в целом поддержало эту точку зрения.
• Утверждалось, что авария явилась следствием маловероятного
совпадения ряда нарушений правил и регламентов эксплуатационным
персоналом, катастрофические последствия авария приобрела из-за
того, что реактор был приведён в нерегламентное состояние .

27. комиссия Госатомнадзора в 1991 заново рассмотрела этот вопрос

пришла к заключению, что «начавшаяся из-за действий оперативного
персонала Чернобыльская авария приобрела неадекватные им
катастрофические масштабы вследствие неудовлетворительной
конструкции реактора» .
комиссия проанализировала действовавшие на момент аварии
нормативные документы и не подтвердила некоторые из ранее
выдвигавшихся в адрес персонала станции обвинений.
В 1993 году INSAG опубликовал дополнительный отчёт, обновивший «ту
часть доклада INSAG-1, в которой основное внимание уделено причинам
аварии», и уделивший большее внимание серьёзным проблемам в
конструкции реактора. Он основан, главным образом, на данных
Госатомнадзора а также на новых данных, полученных в результате
моделирования аварии.
В этом отчёте многие выводы, сделанные в 1986 году, признаны
неверными и пересматриваются «некоторые детали сценария,
представленного в INSAG-1», а также изменены некоторые «важные
выводы». Согласно отчёту, наиболее вероятной причиной аварии
являлись ошибки проекта и конструкции реактора, эти конструктивные
особенности оказали основное влияние на ход аварии и её
последствия .

28. Основными факторами, возникновение аварии, INSAG-7 считает следующее

• реактор не соответствовал нормам безопасности и имел
опасные конструктивные особенности;
• низкое качество регламента эксплуатации в части обеспечения
безопасности;
• неэффективность режима регулирования и надзора за
безопасностью в ядерной энергетике, общая недостаточность
культуры безопасности в ядерных вопросах как на
национальном, так и на местном уровне;
• отсутствовал эффективный обмен информацией по
безопасности как между операторами, так и между операторами
и проектировщиками, персонал не обладал достаточным
пониманием особенностей станции, влияющих на безопасность;
• персонал допустил ряд ошибок и нарушил существующие
инструкции и программу испытаний.

29. INSAG-7 достаточно осторожно сформулировал свои выводы о причинах аварии

• «в большинстве аналитических исследований тяжесть аварии
связывается с недостатками конструкции стержней системы
управления и защиты (СУЗ) в сочетании с физическими
проектными характеристиками», и, не высказывая при этом
своего мнения, говорит про «другие ловушки для
эксплуатационного персонала. Любая из них могла бы в равной
мере вызвать событие, инициирующее такую или почти
идентичную аварию», например, такое событие, как «срыв или
кавитация насосов» или «разрушение топливных каналов».
Затем задаётся риторический вопрос: «Имеет ли в
действительности значение то, какой именно недостаток явился
реальной причиной, если любой из них мог потенциально
явиться определяющим фактором?».

30. INSAG признаёт «наиболее вероятным окончательным вызвавшим аварию событием» «ввод стержней СУЗ в критический момент испытаний»

• которые привели к проявлению и сочетанию двух серьёзных
проектных дефектов конструкции стержней и положительной
обратной связи по реактивности».
• Далее говорится: «Вряд ли фактически имеет значение то, явился
ли положительный выбег реактивности при аварийном останове
последним событием, вызвавшим разрушение реактора. Важно
лишь то, что такой недостаток существовал и он мог явиться
причиной аварии».
• Определённая положительная реактивность, повидимому, была внесена в результате роста
паросодержания при падении расхода теплоносителя.
Внесение дополнительной положительной реактивности
в результате погружения полностью выведенных
стержней СУЗ в ходе испытаний явилось, вероятно,
решающим приведшим к аварии фактором».

31. Недостатки реакторов РБМК

• Два из этих недостатков имели непосредственное
отношение к причинам аварии. Это положительная
обратная связь между мощностью и реактивностью,
возникавшая при некоторых режимах эксплуатации
реактора, и наличие так называемого концевого
эффекта, проявлявшегося при определённых условиях
эксплуатации.
• Эти недостатки не были должным образом отражены в
проектной и эксплуатационной документации, что во
многом способствовало ошибочным действиям
эксплуатационного персонала и созданию условий для
аварии.
• После аварии в срочном порядке (первичные — уже в мае
1986 года) были осуществлены мероприятия по устранению
этих недостатков.

32. Реактор имел положительный быстрый мощностной коэффициент реактивности

Реактор имел положительный
быстрый мощностной коэффициент реактивности
В тех условиях, в которых работал энергоблок во время
эксперимента (малая мощность, большое выгорание,
отсутствие дополнительных поглотителей в активной зоне),
воздействие положительного парового коэффициента не
компенсировалось другими явлениями, влияющими на
реактивность.
Это значит, что существовала положительная обратная
связь — рост мощности вызывал такие процессы в
активной зоне, которые приводили к ещё большему росту
мощности. Это делало реактор нестабильным и
ядерноопасным. Кроме того, операторы не были
проинформированы о том, что на низких мощностях может
возникнуть положительная обратная связь

33. «Концевой эффект» в реакторе РБМК возникал из-за неудачной конструкции стержней СУЗ и впоследствии был признан ошибкой проекта

• Суть эффекта заключается в том, что при определённых
условиях в течение первых секунд погружения стержня в
активную зону вносилась положительная реактивность вместо
отрицательной.
• Конструктивно стержень состоял из двух секций: поглотитель
(карбид бора) длиной на полную высоту активной зоны и
вытеснитель (графит), вытесняющий воду из части канала
СУЗ при полностью извлечённом поглотителе.
• Проявление данного эффекта стало возможным благодаря
тому, что стержень СУЗ, находящийся в крайнем верхнем
положении, оставляет внизу семиметровый столб воды, в
середине которого находится пятиметровый графитовый
вытеснитель.

34.

• Таким образом, в активной зоне реактора остаётся
пятиметровый графитовый вытеснитель, и под стержнем,
находящимся в крайнем верхнем положении, в канале СУЗ
остаётся столб воды.
• Замещение при движении стержня вниз нижнего столба
воды графитом с более низким сечением захвата
нейтронов, чем у воды, и вызывало высвобождение
положительной реактивности.
• При погружении стержня в активную зону реактора вода
вытесняется в её нижней части, но одновременно в верхней
части происходит замещение графита (вытеснителя)
карбидом бора (поглотителем), а это вносит отрицательную
реактивность.
• Что перевесит и какого знака будет суммарная реактивность,
зависит от формы нейтронного поля и его устойчивости (при
перемещении стержня). А это, в свою очередь, определяется
многими факторами исходного состояния реактора.

35. Для того чтобы концевой эффект вызвал внесение достаточно большой положительной реактивности необходимо довольно редкое

сочетание исходных условий
такие условия существовали к моменту нажатия кнопки АЗ-5 в
1:23:39. , нет никаких сведений о том, что эксплуатационный
персонал АЭС знал о концевом эффекте.
• Между проявлением концевого эффекта и
оперативным запасом реактивности нет жёсткой
связи.
• Угроза ядерной опасности возникает, когда большое
количество стержней СУЗ находится в крайних
верхних положениях. Это возможно только если ОЗР
мал,
• однако при одном и том же ОЗР можно расположить
стержни по-разному — так что различное количество
стержней окажется в опасном положении .

36. Ошибки операторов

• Персонал поддерживал работу
реактора в опасном режиме.
• Работа на малом уровне мощности с
повышенным расходом теплоносителя
и при малом ОЗР была ошибкой
независимо от того, как эти режимы
были представлены в регламенте
эксплуатации и независимо от наличия
или отсутствия ошибок в конструкции
реактора .

37. Выводы INSAG-7

• Окончательно INSAG-7 сформировал осторожные
выводы о причинах аварии, в том числе указывая на
то, что:
• «Наибольшего осуждения заслуживает то, что
неутверждённые изменения в программу испытаний
были сразу же преднамеренно внесены на месте,
хотя было известно, что установка находится совсем
не в том состоянии, в котором она должна была
находиться при проведении испытаний».

38. Ошибки операторов

Снижение оперативного запаса реактивности существенно ниже
допустимого значения;
-- Провал мощности реактора существенно ниже
запланированного программой;
-- Включение в работу всех главных циркуляционных насосов
(ГЦН) ;
-- Блокировка защиты реактора по сигналу остановки двух
турбогенераторов;
-- Блокировка защиты по уровню воды в барабанах-сепараторах
(БС);
-- Блокировка защиты по давлению пара в БС;
-- Отключение системы аварийного расхолаживания

39. Ошибки операторов

Таким образом, наиболее существенными ошибками оперативного персонала
следует назвать:
трактовка предполагаемых испытаний как электрических
ненадлежащая подготовка программы испытаний, в том числе в части
регламентации мер безопасности
существенные отклонения от программы на стадии подготовки к
эксперименту и его проведения
отключение систем безопасности, в том числе аварийных защит реактора

40. Версии причин аварии

Научно обоснованных причин две.
Первая из них появилась в августе 1986 г. Суть её сводится к тому, что в
ночь на 26 апреля 1986 г. персонал 4-го блока ЧАЭС в процессе подготовки
и проведения чисто электротехнических испытаний шесть раз грубо
нарушил регламент, т.е. правила безопасной эксплуатации реактора.
Причём в шестой раз вывел из его активной зоны не менее 204
управляющих стержней из 211 штатных, т.е. более 96%. А до этого
преднамеренно отключили почти все средства аварийной защиты. В
результате этих действий реактор попал в неуправляемое состояние, и
в какой-то момент в нём началась неуправляемая цепная реакция,
которая закончилась тепловым взрывом.
Кроме этого, были указаны некоторые особенности конструкции
реактора РБМК, которые «помогли» персоналу довести крупную
аварию до размеров катастрофы. И в заключение сделан вывод, что
«первопричиной аварии явилось крайне маловероятное сочетание
нарушений порядка и режима эксплуатации, допущенных персоналом
энергоблока».

41. Версии причин аварии

• Единой версии причин аварии, с которой было бы
согласно всё экспертное сообщество специалистов в
области реакторной физики и техники, не существует.
• Обстоятельства расследования аварии были таковы,
что (и тогда, и теперь) судить о её причинах и
следствиях приходится специалистам, чьи
организации прямо или косвенно несут часть
ответственности за неё. В этой ситуации радикальное
расхождение во мнениях вполне естественно.
• Единым в авторитетных версиях является только
общее представление о сценарии протекания
аварии

42. Версии принципиально расходятся по вопросу о том, какие именно физические процессы запустили этот сценарий и что явилось

исходным событием аварии:
• произошёл ли первоначальный перегрев и разрушение твэлов
• из-за резкого возрастания мощности реактора
вследствие появления в нём большой положительной
реактивности
• или наоборот, появление положительной
реактивности — это следствие разрушения твэлов,
которое произошло по какой-либо другой причине;
• было ли нажатие кнопки аварийной защиты АЗ-5
непосредственно перед неконтролируемым возрастанием
мощности исходным событием аварии или нажатие кнопки АЗ5 не имеет никакого отношения к аварии ?
• И что тогда следует считать исходным событием: начало
испытаний выбега или незаглушение реактора при провале по
мощности за 50 минут до взрыва ?

43. ОБЩЕЕ ПРЕДСТАВЛЕНИЕ О СЦЕНАРИИ ПРОТЕКАНИЯ АВАРИИ

неконтролируемое возрастание мощности реактора,
перешедшее в тепловой взрыв ядерной природы.
Разрушающая фаза аварии началась с того, что от перегрева ядерного
топлива разрушились тепловыделяющие элементы (твэлы) в
определённой области в нижней части активной зоны реактора. Это
привело к разрушению оболочек нескольких каналов, в которых
находятся эти твэлы, и пар под давлением около 7 МПа получил
выход в реакторное пространство, в котором нормально
поддерживается атмосферное давление (0,1 МПа). Давление в
реакторном пространстве (РП) резко возросло, что вызвало
дальнейшие разрушения уже реактора в целом, в частности отрыв
верхней защитной плиты (т. н. «схемы Е») со всеми закреплёнными
в ней каналами.
Герметичность корпуса реактора и вместе с ним контура циркуляции
теплоносителя (КМПЦ) была нарушена, и произошло обезвоживание активной
зоны реактора. При наличии положительного парового (пустотного) эффекта
реактивности 4—5 β, это привело к разгону реактора на мгновенных нейтронах
(аналог ядерного взрыва) и наблюдаемым масштабным разрушениям со всеми
вытекающими последствиями

44. Реактор РБМК-1000. Реактор состоит из набора вертикальных каналов, вставленных в цилиндрические отверстия графитовых колонн, и

верхней и нижней
защитных плит. Легкий цилиндрический корпус (кожух) замыкает полость
графитовой кладки.
Графитовая кладка РБМК-1000.
Кладка состоит из собранных в колонны графитовых блоков
квадратного сечения с цилиндрическими отверстиями по оси. Кладка
опирается на нижнюю плиту, которая передает вес реактора на
бетонную шахту. Топливные каналы и каналы регулирующих стержней
проходят через нижние и верхние металлоконструкции. Приводы
регулирующих стержней расположены над активной зоной в районе
верхней защитной конструкции реакторного зала.
Реактор размещен в центральной части блока “А” в бетонной шахте
квадратного сечения размером 21 6 21 6 25 5 м (оси 27-31 ряды И-Н).
По обе стороны ЦЗ симметрично вертикальной плоскости проходящей
через центр реактора и направленной в сторону БВ расположены
помещения основного оборудования петель ГЦН БС шахты опускных
трубопроводов помещения коллекторов ГЦН.
Над сепараторами размещены паровые коллекторы. Под плитным
настилом расположены коммуникации трубопроводов ПВК. Под БС
между рядами труб ПВК размещены короба кареток системы КГО.

45. Реакторный зал установки РБМК-1000

45

46.

46

47.

• Перегрузка топлива в реакторах РБМК осуществляется с
помощью разгрузочно-загрузочной машины (РЗМ),
обеспечивающей возможность замены топлива без остановки
реактора (рис. 3). В РЗМ имеется окруженный биологической
защитой (контейнером) герметичный пенал-скафандр,
снабженный поворотным магазином с четырьмя гнездами для
ТВС и других устройств. Скафандр оборудован специальными
механизмами для выполнения работ по перегрузке и
установлен на тележке мостового крана с пролетом 21 м,
перемещающегося по рельсам, проложенным вдоль стен
реакторного зала. При перегрузке топлива скафандр
уплотняется по наружной поверхности стояка канала, и в нем
создается давление воды, равное давлению теплоносителя в
каналах. В таком состоянии разуплотняется запорная пробка,
извлекается отработавшая ТВС с подвеской, устанавливается
новая ТВС и уплотняется пробка. Во время всех этих операций
вода из РЗМ поступает в верхнюю часть канала и, смешиваясь
с основным теплоносителем, выводится из канала по
отводящему трубопроводу чем обеспечивается непрерывная
циркуляция теплоносителя через перегружаемый канал, при
этом вода из канала не попадает в РЗМ.

48. А вот так РЗМ выглядит с близкого расстояния:

48

49. Принципиальная схема энергоблока

49

50.

50

51.

• Одноконтурной она называется потому, что и
через реактор, и через паротурбинную установку
циркулирует одно и то же рабочее тело.
• Питательная вода с помощью ГЦН с параметрами
80 ат и 265 °С из раздаточного коллектора
подводится к многочисленным (в РБМК-1000 их 1693)
параллельным технологическим каналам,
размещенным в активной зоне реактора. На
выходе из каналов пароводяная смесь с паросодержанием 14—17 % собирается в коллекторе и
подается в барабан-сепаратор (у РБМК-1000 их
четыре). Барабан-сепаратор служит для разделения
пара и воды. Образующийся пар с параметрами
6,4 МПа (65 ат) и 280 °С направляется прямо в
паровую турбину (реактор РБМК-1000 в
номинальном режиме питает две одинаковые
паровые турбины мощностью по 500 МВт каждая).

52. Основные принципы и критерии обеспечения безопасности.

• Основным принципом обеспечения безопасности,
положенным в основу проекта реакторной установки
РБМК-1000, является непревышение
установленных доз по внутреннему и внешнему
облучению обслуживающего персонала и
населения, а также нормативов по содержанию
радиоактивных продуктов в окружающей среде
при нормальной эксплуатации и
рассматриваемых в проекте авариях.

53. Комплекс технических средств обеспечения безопасности реакторной установки РБМК-1000 осуществляет выполнение функций:

надежного контроля и управления
энергораспределением по объему активной зоны;
диагностики состояния активной зоны для
своевременной замены потерявших
работоспособность конструктивных элементов;
автоматического снижения мощности и останова
реактора в аварийных ситуациях;
надежного охлаждения активной зоны при выходе
из строя различного оборудования;

54. (Продолжение) Комплекс технических средств обеспечения безопасности реакторной установки РБМК-1000 осуществляет выполнение

функций:
аварийного охлаждения активной зоны при
разрывах трубопроводов циркуляционного контура,
паропроводов и питательных трубопроводов.
обеспечения сохранности конструкций реактора
при любых исходных событиях;
оснащения реактора защитными, локализующими,
управляющими системами безопасности и отвода
выбросов теплоносителя при разгерметизации
трубопроводов из реакторных помещений в
систему локализации;
обеспечения ремонтопригодности оборудования в
процессе эксплуатации реакторной установки и при
ликвидации последствий проектных аварий.
54

55. Последствия аварии на ЧАЭС

В результате аварии на ЧАЭС в атмосферу из разрушенного реактора было
выброшено около 450 радиоактивных веществ, основными из которых являются:
Состав выброса в атмосферу
йод-131
20%
цезий-134
цезий-137
10%
13%
1% 4%
стронций-89
стронций-90
445 остальных
элементов
Радиационная обстановка после аварии была обусловлена:
продолжительностью выброса (10 суток);
дисперсионным составом;
высотой радиоактивного выброса (1,5 км);
метеорологическими условиями, которые определялись направлением ветра
(северным, северо-западным, северо-восточным) и его скоростью ( 10 м/с).

56. Первые последствия аварии на ЧАЭС

Основной вклад в начальный период внёс короткоживущий
изотоп йода-131, который благодаря своей летучести
распространялся на большие расстояния и попадал в организм
человека при вдыхании, с пищей и водой. Являясь активным
элементом йод-131 соединяясь с белковыми молекулами
потоком крови распространялся по всему организму человека и
60% его оседало в щитовидной железе.
В этот период облучение щитовидной железы получили
1,5 млн. человек. Из них 160 тыс. детей. В связи с тем, что
период полураспада йода-131 составляет 8 суток, то его
активность через 2 месяца уменьшилась в 250 раз.

57.

В настоящее время наибольшую
опасность для человека
представляют долгоживущие
радионуклиды
стронций 90 и цезий 137:
Загрязнение стронцием-90 было
обнаружено в основном в
пределах 30 км зоны. На
оставшейся
территории
загрязнённость
стронцием
составляла менее 1Ku/км2.
Кроме
загрязнения
почвы,
радиоактивному загрязнению
были подвержены реки Днепр,
Сож и Припять. Так, например,
в
доаварийный
период
концентрация цезия-137 в реке
Припять составляла 0,006 Бк/л,
то после аварии этот показатель
составлял 3000 Бк/л.
Радионуклид
Йод-131
Стронций-89
Стронций-90
Цезий-134
Цезий-137
T1/2
8 суток
52 суток
29 лет
2 года
30 лет
Содержание
60%
4-6%
4-6%
20-40%
20-40%
А, пБк
1700
115
10
54
85
Карта загрязнения цезием-137
<1Ku/км2
1-5 Ku/км2
170 Ku/км2
60-70 Ku/км2
5-10 Ku/км2
40-50 Ku/км2
60-70 Ku/км2

58. Ликвидация последствий аварии

Для локализации очага аварии шахту
реактора стали забрасывать с
вертолётов
нейтроннопоглощающими, теплоотводящими и
фильтрующими
материалами,
состоящими из соединения бора,
доломита, песка, глины и свинца. В
результате принятых мер уже 11 мая
активность уменьшилась в 100 раз.
Однако радиационная обстановка
при этом не стабилизировалась, так
как за счёт ветра и атмосферных
осадков
началось
вторичное
перераспределение
активности.
Поэтому
конечная
картина
радиационного
загрязнения
местности является сложной и
неравномерной.

59. Состояние остановленного реактора

К
числу
важнейших
мер
по
ликвидации
последствий
аварии
относится строительство укрытия.
Основная
часть
укрытия,
представляющая собой аварийный
блок, была построена в 1986 году, а
весь объект был завершён в 1988 году.
Расчётное
время
эксплуатации
укрытия составляет 30 лет.
Основное назначение укрытия:
1. Предотвращение выброса в
окружающую среду радиоактивных
веществ.
2. Предотвращение возникновения
самопроизвольной цепной реакции.
3. Поддержание постоянного
температурного режима охлаждения
остатков ядерного топлива.
4. Предотвращение образования
взрывоопасных концентраций
водорода.
Установленная аппаратура измеряет:
1. температуру в контрольных точках
объекта;
2. мощность гамма-излучения;
3. тепловой поток, излучаемый с
поверхности реактора;
4. уровень вибраций внутри объекта;
5. нейтронный поток.

60. Состояние остановленного реактора

За состоянием разрушенного реактора
постоянно
наблюдает
комиссия,
созданная при Институте Атомной
Энергетики им. Курчатова. На основе
анализа измерений комиссией были
сделаны выводы, что ни при каких
реальных перемещениях топлива в
реакторе,
возникновение
самопроизвольной цепной реакции не
возможно.
Поэтому
главными
опасностями при неконтролируемых
разрушениях
внутри
укрытия
являются разогрев топлива при
изменении условий его охлаждения и
наличие
вибраций.
Реальная
обстановка,
сложившаяся
при
эксплуатации
укрытия
требует
дальнейшего его усовершенствования.
Макет нового саркофага
Варианты реконструкции укрытия:
1.Разобрать объект до основания.
2.Насыпать на объект курган.
3.Строительство нового более
совершенного укрытия-саркофага.

61. Государственная программа ликвидации последствий аварии на ЧАЭС

В ноябре 1991 г. Верховным Советом Республики Беларусь был принят Закон
«О правовом режиме территорий, подвергшихся радиоактивному загрязнению в результате
катастрофы на ЧАЭС».
При классификации территорий и зон радиоактивного загрязнения были приняты
следующие критерии:
а) возможность проживания населения (величина эффективной эквивалентной дозы
облучения);
б) уровень загрязненности территории и отдельных экологических систем;
в) возможность получения экологически чистой продукции (сельскохозяйственной,
лесохозяйственной, торфа, вод и других видов).
Вся территория по плотностям загрязнения почв цезием-137 разделена на пять зон:
а) зона эвакуации (отчуждения) – территория в пределах 30-километровых границ с
плотностью загрязнения почв от 100 и более Ки/км2 ;
б) зона первоочередного отселения –с плотностью загрязнения от 40 до 100 Ки/км2;
в) зона последующего отселения - с плотностью загрязнения почв от 15 до 40 Ки/км2;
г) зона с правом на отселение - с плотностью загрязнения почв от 5 до 15 Ки/км2;
д) зона проживания с периодическим радиационным контролем - с плотностью загрязнения
почв от 1 до 5 Ки/км2.
Характеристика зон произведена не только по цезию-137, но и по стронцию-90 и
плутонию-239.
Принято решение о том, что если доза облучения населения не превышает 1мЗв в год,
то население не подлежит отселению.

62. Государственная программа ликвидации последствий аварии на ЧАЭС

В период с апреля 1986 г. по 1989 г. правительством бывшего
СССР и пострадавших республик был принят ряд решений о мерах по
охране здоровья населения, которых оказалось недостаточно.
В ноябре 1991 г. Верховным Советом Республики Беларусь был принят
закон «О правовом режиме территорий, подвергшихся радиоактивному
загрязнению в результате катастрофы на ЧАЭС».
Настоящий закон направлен на снижение радиационного воздействия на
население и экологические системы, на проведение природовосстановительных и защитных мероприятий. Закон регулирует правовой
режим территорий радиоактивного загрязнения, условия проживания,
осуществление хозяйственной, научно-исследовательской и другой
деятельности на этих территориях.
При классификации территорий и зон радиоактивного загрязнения были
приняты следующие критерии:
а) возможность проживания населения (величина эффективной
эквивалентной дозы облучения);
б) уровень загрязненности территории и отдельных экологических систем;
в) возможность получения экологически чистой продукции
(сельскохозяйственной, лесохозяйственной, торфа, вод и других видов).

63. БЛАГОДАРЮ ЗА ВНИМАНИЕ

ПРОСКУРЯКОВ КОНСТАНТИН НИКОЛАЕВИЧ
д.т.н.,профессор кафедры АЭС НИУ ”МЭИ”

64.

• для производственного облучения: rE = 5,6ґ 10-2
1/чел.-Зв при Е < 200 мЗв/год;
rE = 1,1ґ 10-1 1/чел.-Зв при Е і 200 мЗв/год; для
облучения населения: rE = 7,3 ґ 10-2 1/чел.-Зв при Е <
200 мЗв/год;
rE = 1,5 ґ 10-1 1/чел.-Зв при Е і 200 мЗв/год.

65. Дозы излучения и единицы измерения

Действие ионизирующих излучений представляет собой сложный
процесс. Эффект облучения зависит от величины поглощенной дозы,
ее мощности, вида излучения, объема облучения тканей и органов.
Активность нуклида, А
Кюри (Ки, Ci) Беккерель (Бк, Bq) 1 Ки = 3.7·1010Бк 1 Бк = 1 расп/с
1 Бк=2.7·10-11Ки
Экспозиционная доза, X
Рентген (Р, R) Кулон/кг
(Кл/кг, C/kg) 1 Р=2.58·10-4 Кл/кг
1 Кл/кг=3.88·103 Р
Поглощенная доза, D
Рад (рад, rad) Грей (Гр, Gy) 1 рад-10-2 Гр
1 Гр=1 Дж/кг
Эквивалентная доза, Н
Бэр (бэр, rem) Зиверт (Зв, Sv) 1 бэр=10-2 Зв
1 Зв=100 бэр
Интегральная доза излучения Рад-грамм (рад·г, rad·g) Грей- кг (Гр·кг,
Gy·kg) 1 рад·г=10-5 Гр·кг
1 Гр·кг=105 рад·г