На бирже курсовых и дипломных проектов можно найти готовые бесплатные и платные работы или заказать написание уникальных курсовых работ, дипломов, лабораторных работ, контрольных работ, диссертаций, рефератов по самым низким ценам. Добавив заявку на написание требуемой для вас работы, вы узнаете реальную стоимость ее выполнения.

ЛИЧНЫЙ КАБИНЕТ 

 

Здравствуйте гость!

 

Логин:

Пароль:

 

Запомнить

 

 

Забыли пароль? Регистрация

Быстрая помощь студентам

 

Результат поиска


Наименование:


реферат Аварии на АЭС

Информация:

Тип работы: реферат. Добавлен: 16.11.2012. Сдан: 2012. Страниц: 6. Уникальность по antiplagiat.ru: < 30%

Описание (план):


Аварии  на АЭС
 
Авария на  Чернобыльской  АЭС  по  своим  долговременным  последствиям
явилась крупнейшей катастрофой современности.
Были и другие аварии связанные  с атомной энергетикой.
В США самая большая авария, которая  называется сегодня предупреждением
о Чернобыле, случилась в 1979 году в  штате Пенсильвания на  АЭС  в  «Тримайл
Айленд». До нее и после - еще 11 более мелких аварий на ядерных реакторах.
В Советском Союзе в какой-то мере предтечей  Чернобыля  можно  считать
три аварии, начиная с 1949 года, в  производственном  объединении  «Маяк»  на реке Теча.
После нее еще более десяти аварий на АЭС страны.
Масштабы глобальной Чернобыльской  катастрофы, поражают воображение.
5.1  Хронология развития и  причины аварии на 4-м блоке  ЧАЭС.
Испытания на 4-м энергоблоке были задуманы с целью проверки возможности
электроснабжения механизмов собственных  нужд за счет  энергии  механического
выбега ротора турбогенератора (когда  частота и  напряжение  тока  генератора
непрерывно уменьшаются) при  полной  потере  связи  с  энергосистемой  и  не
включении автономных источников электроснабжения.  В качестве  эквивалентной
нагрузки были выбраны по два  ГЦН на каждой половине контура МПЦ.
В реальных ситуациях потеря связи  с энергосистемой обязательно приводит
к   останову   блока   и   за глушению   реактора.     Энергия    выбегающего
турбогенератора может быть  использована  для продления работы  механизмов
собственных нужд,  у частвующих  в аварийном расхолаживании  остановленного
реактора.  Главные циркуляционные насосы от выбегающего  турбогенератора  не
запитываются, поскольку после обесточения они могу  поддерживать  циркуляцию
в контуре МПЦ  в  течение  4-5  мин.  за  счет  механической  инерции  своих
вращающихся частей, для  чего  они  снабжаются  специальным  маховиком.   По
истечении этого времени аварийный отвод остаточных  выделений заглушенного
реактора может производиться  при естественной циркуляции воды в  КМПЦ.
       Днем 25 апреля  ситуация развивалась следующим  образом.
    1ч.00 мин. - 1ч.30 мин.  Перед  планируемым остановом блока  на  плановый
ремонт тепловая мощность реактора снижена до 1600 МВт.   Запас  реактивности
до разгрузки составлял около  30  стержней  ручного  регулирования  мощности
(РР).  Максимальная потеря запаса  реактивности в переходном  процессе  после
разгрузки составляет 15-16  стержней  РР.   В  соответствии  с  требованиями
"Технологического регламента",  действовавшего  в  то  время,  при  снижении
оперативного запаса реактивности до 26 стержней РР  можно  было  работать  с
разрешения главного инженера станции, а при снижении до 15 ст.РР  необходимо
заглушить реактор кнопкой АЗ-5.
  Отключен от  сети  турбогенератор  номер  7.   Питание  собственных   нужд
переведено на трансформатор собственных  нужд турбогенератора №8.
    14ч.00 мин.  В соответствии  с  программой  испытаний   закрытием  ручных
задвижек отключается баллонная  подсистема  аварийного  охлаждения  реактора
(САОР), чтобы при прохождении  сигналов, требующих ее срабатывания,  холодная
вода не  попала  в  реактор.   Это  отключение  САОР  не  являлось  ключевым
нарушением,  поскольку  САОР  предназначена  для   исключения   расплавления
активной зоны при разрывах  трубопроводов КМПЦ.
   Однако диспетчер Киевэнерго не дает разрешение на заглушение аппарата  и
начало испытаний, и блок работает без САОР, что технологическим  регламентом
не допускается.
    23ч.10 мин.   Получено  разрешение  на  остановку   реактора.   Мощность
снижена до 700 МВт (тепловых). Запас реактивности до снижения был около 26
ст.РР.   После снижения  началось  уменьшение  запаса  реактивности   из-за
отравления ксеноном.
    Смена, заступившая с  0,00 часов 26 апреля, приняла реактор  на  мощности
700 МВт.
    В результате  выхода  стержней  локального  автоматического   регулятора
(ЛАР),  компенсирующего  отравление,   на   верхние   концевые   выключатели
произошло отключение ЛАР и переход  на автоматический регулятор  интегральной
мощности (АР)  основного  диапазона.  Однако  ведущему  инженеру  управления
реактором (ВИУР) не удалось удержать его в работе и реактор был заглушен.  В
таких случаях нужно ждать разотравления реактора,  но  вместо  этого начали
подъем мощности.
    1ч.00 мин.  Персоналу, наконец,  удалось  поднять  мощность  реактора  и
стабилизировать  её  на  уровне  200   МВт   (тепловых)   вместо   700-1000,
определённых программой испытаний.
    1ч.03 мин.-1ч.07мин.  К 6  работающим  главным  циркуляционным  насосам
(ГЦН) дополнительно подключили  еще 2, чтобы повысить  надежность  охлаждения
активной  зоны.   С  другой  стороны,  это  подключение  снижает  запас   до
температуры  насыщения  на  всасе  ГЦН,  а  следовательно,  и на  входе   в
технологические канаты (ТК).
    Ввиду значительных  колебаний  давления  и  уровня  воды  в  барабанах-
сепараторах, чтобы исключить останов блока по  этим  параметрам,  персонал
отключил защиту по давлению и уровню, что запрещено регламентом.
    1ч.  20  мин.   В   результате  отравления  ксеноном  стержни   рабочего
регулятора вышли почти на верхние  концевые выключатели.  Чтобы не  допустить
отключения  АР  и  удержать  его  в  зоне  регулирования,   ВИУРу   пришлось
интенсивно извлекать стержни  ручного регулирования  и  укороченные  стержни-
поглотители (УСП).
    В результате включения   двух  ГЦН  в  дополнение  к  шести  работающим,
уровень в барабанах-сепараторах  стал уменьшаться.   Для  поддержания  уровня
ведущий инженер управления блоком (ВИУБ) резко увеличил  подачу  питательной
воды в реактор, с 0,75 первоначального  расхода (если за  1  принять  среднее
значение расхода питательной  воды на мощности 200МВт) до трех, а затем  и  4-
х кратного.  Вследствие этого технологические  каналы оказались  заполненными
водой по всей высоте активной зоны, в  то время как  до  увеличения  подпитки
паровая фаза занимала верхнюю часть  канала  на  участке  1,5-2  м  от  верха
активной зоны.
    При положительном   паровом  коэффициенте  реактивности  в  этом  случае
выделяется  отрицательная  реактивность,  аппарат  начинает  глохнуть.   Для
удержания его на мощности необходимо извлекать стержни РР  и  УСП,  что  еще
больше уменьшает запас реактивности.
    Сочетание двух факторов: отравления и  увеличения  расхода   питательной
воды, - привело к тому,  что  в 1ч.  22мин.  30  сек,  по  данным  распечатки
программы  "ПРИЗМА",  в  активной  зоне  находилось  всего  6-8  стержней  в
пересчете на полностью погруженные.
    После стабилизации уровня  в барабанах-сепараторах  ВИУБ  резко  снижает
расход питательной воды до исходного.
    В технологических каналах  начинает образовываться паровая  фаза, начиная
от верхних участков активной зоны и распространяясь вниз.  Аппарат  начинает
разгоняться.   Включение  дополнительных  двух  ГЦН   способствовало   этому
разгону, поскольку уменьшило запас  до  температуры  насыщения  на  входе  в
активную  зону.   Работающий   регулятор   стремится   подавить   увеличение
мощности, идет вниз, доходит до нижнего  концевого  выключателя,  происходит
автоматический  переход  на  резервный  регулятор,  который  также  начинает
движение вниз, что  было  зафиксировано  программой  быстрой  диагностики  и
регистрации  параметров  (ДРЕГ).   Однако  эффективности  четырех   стержней
регулятора   не   хватает,   и   мощность   реактора   продолжает   медленно
увеличиваться.
    Задачей ведущего инженера  управления реактором  в   этой  ситуации  было
"помогать" регулятору в подавлении  растущей мощности путем ввода  в  активную
зону стержней РР и УСП.  Но, очевидно, выбор стержней для ввода  в  активную
зону был неудачным.
  Удачный выбор стержней на  управление и их быстрый ввод  в  активную  зону
(по 4 или по 2) смогли бы остановить  рост мощность  и  предотвратить   аварию
даже в этот момент.
    1ч.  23  мин.   После   стабилизации  давления  и   уровня  в  барабанах-
сепараторах испытания на выбеге начались.
    1ч.   23   мин.   04   сек.    Закрыт   стопорно-регулирующий    клапан
турбогенератора номер 8. Начался режим  выбега.
    В этом случае должна  была сработать еще одна защита - останов  реактора
по  отключению  последнего  оставшегося  в   работе   турбогенератора.    Но
персонал, зная это, отключил заблаговременно  эту защиту, по-видимому,  чтобы
иметь возможность повторить испытания, если первая попытка не удастся.
    Поскольку на  каждой  из  сторон  контура  многократной  принудительной
циркуляции (КМПЦ) 2 ГЦН были запитаны от  системы,  а  2  -  от  выбегающего
турбогенератора,  в  процессе  испытаний  расход  через   КМПЦ   уменьшался,
увеличивалось парообразование, а  это  способствовало  ускорению  нарастания
мощности.
    В 1ч.23 мин. 40 сек. на  мощности примерно 500 МВт (тепловых)  начальник
смены 4-го блока, поняв опасность  ситуации, дал команду ВИУРу нажать  кнопку
АЗ-5.  Стержни СУЗ пошли в  зону, но дошли только  до  3-3,5  м.  Тогда  ВИУР
обесточил  муфты  сервоприводов,  чтобы  стержни  опустились  в   зону   под
действием собственной тяжести, но  большинство  из  них  так  и  остались  в
верхней половине активной зоны.
 
      В 1ч. 23 мин. 49 сек.  произошел взрыв.
 
      Ночью с 25 на 26 апреля  на  4  блоках  АЭС   работало  176  человек  -
дежурный персонал и ремонтные  службы.
      На двух стоящих  блоках 5 и 6  находилось 268 строителей  и монтажников.
Несколько десятков человек рыбачили на берегах пруда охладителя.
      Все они стали  очевидцами того, как в 1 час  23 мин 49  с.  раздались  2
взрыва . Над четвертым энергоблоком  на  фоне  черного неба  стали видны
раскаленные куски ,икры, всполохи пламени.
      Вздрогнули и прогнулись  толстые железобетонные стены,  в  потоке  пара
рванули ввысь лопнули  трубопроводы,  на  крыше во  многих  местах  начался
пожар.
      Над реактором  возникло оранжевое свечение .
 
 
      5.2 Причины аварии  на 4-м энергоблоке ЧАЭС.
 
    Анализируя  данные  хронологии  развития  аварии,  а  также   расчётные
исследования по определению эффективности  СУЗ  в  предаварийном  состоянии,
можно сформулировать следующие причины  аварии.
      Технические причины:
   а) недостаток конструкций  стержней РР, ПКАЗ, АЗ - наличие положительного
выбега реактивности при погружении этих стержней с верхних концевиков.   Как
показывают результаты  расчётных  исследований  при  варьировании  исходного
высотного распределения  плотности  потока  тепловых  нейтронов  в  пределах
точности показаний датчиков СФКРЭ  вводимая положительная реактивность  лежит
в пределах 0,5-1,15(,
   б) недостатком системы   аварийной  защиты.   Как   показывают  результаты
расчётов, если  бы  стержни  УСП  были  задействованы  в  аварийную  защиту,
отсутствовал бы положительный  выбег реактивности,
   в) положительный паровой  коэффициент реактивности.
      Ошибки персонала:
   а) снижение запаса реактивности  ниже допустимой величины;
   б) провал мощности до  нуля во время её снижения, а затем подъём и работа
на уровне меньшем, чем записано  в  программе  эксперимента  (200  МВт);  на
малой  мощности  аппарат  менее  устойчив,  поскольку,  во-первых,  точность
поддержания мощности автоматическим  регулятором  в  диапазоне  0,25-20%Wном
равна (3%, в то время  как  в  диапазоне  (20-100)(Wном=(1%;  во-вторых,  на
малой мощности небольшие её колебания  приводят  к  значительным  изменениям
реактивности Это объясняется небольшим запасом  температуры  теплоносителя
на входе в активную зону  до  температуры  насыщения  из-за  малого  расхода
питательной воды;
   в) подключение к  реактору  всех  восьми  ГЦН  с  превышением   расходов,
установленных регламентом, по отдельным ГЦН;
   г) блокировка персоналом  защиты по повышению давления  и снижению  уровня
в барабанах-сепараторах;
   д) блокировка защиты  по отключению двух турбогенераторов;
   е) отключение САОР.
      К ключевым нарушениям  персонала следует отнести а)  и б).
 
 
      Авария на ЧАЭС  привела к выбросу из  активной  зоны  реактора  50  МКи
радионуклидов и 50 МКи  радиоактивных благородных газов , что составляет  3-
4% от исходного количества радионуклидов  в реакторе,   которые  поднялись   с
током  воздуха  на  высоту  1200  м.  Выброс   радионуклидов   в   атмосферу
продолжался до 6 мая,  пока разрушенную  активную зону реактора не  забросали
мешками с доломитом, песком, глиной и свинцом. И все это время  в  атмосферу
поступали радионуклиды, которые развеялись ветром по всему  миру.  Отдельные
мелкодисперсные  частицы  и  радиоактивные  газы  были  зарегистрированы  на
Кавказе, в Средней Азии, Сибири, Китае, Японии, США. 27  апреля  в Хойниках
радиационный фон составлял 3 Р/ч ! Хватит и пяти дней, чтобы чтоб  заболеть
хронической лучевой болезнью. 28 апреля на большей части северной Европы,  в
частности в  Дании  наблюдалось  повышение  радиационного  фона  на  10%  от
исходного уровня . Сложные метеорологические условия и высокая летучесть
радионуклидов привели к тому, что  радиационный  след  сформировался  в  виде
отдельных пятен.
      Наряду  с  сильным   загрязнением   попадались   участки   совсем   не
загрязненные.  Выпадение   радиоактивности   наблюдалось   даже   в   районе
Балтийского моря в  виде  длинного  узкого  следа.  Сильному  радиоактивному
загрязнению  подверглись  Гомельская  и  Могилевская   области   Белоруссии,
некоторые районы Киевской и Житомирской  областей  Украины,  часть  Брянской
области России. Но основная часть  радионуклидов осела в так называемой  30-
километровой зоне и к северу от неё.
            В выбросах было выделено 23 основных  радионуклида. Большая часть
из них распалась в течении нескольких месяцев, облучая при этом  все вокруг
дозами, в несколько десятков и  сотен  раз  превосходящих  фоновые.  Из  этих
нуклидов наиболее  опасен  йод-131,  имеющий  период  полураспада  8  сут  и
обладающий высокой способностью  включаться  в пищевые цепи.  Однако  его
воздействие кратковременно, и заражения  им  человеку  легко  избежать  путем
проведения йодопрофилактики (т.е. в молекулы  организма включается  только
«нормальный» йод, а радиоактивному как бы уже и  места  нет  и  он  спокойно
выводится  из  организма)  и  снижения  потребления  продуктов,  превышающих
санитарные  нормы  содержания  его.  В  первые  месяцы  после  аварии   было
категорически  запрещено  вести  какую-либо  хозяйственную  деятельность  на
загрязненной  территории,  поэтому  со  стороны  йода  опасности   заражения
продуктов питания не возникло, она  заключалась  лишь  в  альфа-   и   бета-
излучении.
            Из долгоживущих изотопов, которые  лучше назвать  среднеживущими,
наиболее значимыми являются стронций-90 и цезий-137 с периодами  полураспада
соответственно 29 и 30 лет. Они  обладают  рядом  особенностей  поведения  в
организме, путей поступления и способов  выведения из  организма,   разные
продукты обладают различной способностью концентрировать их в себе.  Так,  в
90 г. в Хойническом районе Гомельской области Белоруссии  содержание  цезия-
137 в мясе в 400 раз; в картофеле  – в 60 раз; в зерне –   в  40-7000  раз  (в
зависимости от вида и  места  произрастания);  в  молоке  –  в  700  раз,  а
стронция – в 40 раз было выше нормы .
      Что же можно  сказать о  таких  долгоживущих  изотопах,  как  калий-40,
плутоний-239  и  других,  выбросы  которых  также   имели   место,   периоды
полураспада которых исчисляются тысячами и миллионами лет, об их  участии в
загрязнении окружающей среды сказано достаточно мало.  Можно лишь  сказать,
что радиоактивный  калий  так  же  активно  вступает  в  метаболизм,  как  и
стабильный его изотоп, а плутоний, попадая в  легкие,  даже  в  очень  малых
концентрациях, способен вызвать рак их.
            Но что же  было  сделано   для  того,  чтоб  очистить  зараженные
территории  от  радионуклидов,  чтоб  больше  не   подвергать   людей   этой
опасности? Ведь  отдаленные  последствия  хронического  действия  малых  доз
радиации – малоизученная область  знания, почти ничего не известно о  влиянии
этого фактора на потомство. Одно можно  сказать, что сколь  угодно  малой  не
была доза, она обязательно даст о себе знать.
             Дезактивация   территорий   заключалась   в   одном   –   смыве
радиоактивной  пыли  с  поверхностей  предметов.  Это,  конечно,   важно   и
необходимо, но кто подумал о  том, куда это всё смывалось,  о  земле,  и  так
уже заражённой? Даже более того,  30-ти  километровая  зона  была  объявлена
своеобразной «лабораторией», полигоном  научных  исследований  для  изучения
влияния радиации на природу, следовательно не  принималось никаких попыток
по дезактивации почв. За пределами 30-километровой зоны  таких  работ  также
не проводилось, хотя  науке  известны  способы  выведения  радионуклидов  из
почв. Основным  принципом  таких  работ  является  перевод  радионуклидов  в
растения с последующим их  выкосом  и  захоронением.  Ионы  в  почвах  могут
существовать  в  двух  видах  :   в   растворимом   и   адсорбированном.   В
адсорбированном виде они недоступны для растений.  Сорбционная способность
почв зависит от типа почв, наличия  в них тех или иных веществ,  оводненности
и многих других факторов. Сорбция  велика при наличии органических веществ  в
почве. Она значительно  снижается  при  низких  значениях  рН,  при  наличии
комплексонов, а также атомов-аналогов, которыми авляются для Со,Y и Се – Fe
и Al, для Sr и Cs – Са и К. Адсорбированные же  ионы  легко вытесняют друг
друга в соответствии  с  рядом  активности  металлов.  Стронций  вытесняется
ионами железа и меди, к тому же  сам  обладает  достаточной  подвижностью  в
почвах. Цезий практически не вытесняется, но по данным Куликова И.В.  и др.
[7] десорбируется водными растительными экстрактами и ЭДТА. Его подвижность
увеличивается в почвах с высоким  содержанием К и Са.  Эта проблема  требует
дополнительных исследований.
 
      Сильно пострадала  территория, находящаяся в непосредственной  близости
от 4-го блока. От мощного облучения  короткоживущими изотопами погибла  часть
хвойного леса. Умершая хвоя была  рыжего  цвета,  а  сам  лес  таил  в  себе
смертельную опасность для всех, кто в нем находился. После  осыпания хвои  из
голых ветвей проглядывали редкие зеленые  листья  березы  –  это  говорило  о
большей устойчивости лиственных деревьев  к  радиации.  У  выживших  хвойных
деревьев летом 86 г. наблюдалось  ингибирование роста,  некроз  точек  роста,
рост спящих почек, уплощение хвои, иголки ели по длине  напоминали  сосновые
.   Вместе   с   тем   наблюдались   компенсаторные   реакции:    увеличение
продолжительности жизни хвои в  ответ на снижение митотической  активности  и
рост спящих почек в связи  со смертью точек роста.
       Весь мертвый  лес площадью в несколько   га  был  вырублен,  вывезен   и
навсегда  погребен  в бетоне.  В оставшихся  лесах предполагается  замена
хвойных деревьев на лиственные. В результате катастрофы погибли все мелкие
грызуны. Исчез с лица земли целый  биоценоз хвойного леса,  а  сейчас  там  –
буйное разнотравье случайной  растительности.
 
      Вода так же  подвержена радиоактивному загрязнению,  как и земля. Водная
среда способствует  быстрому  распространению  радиоактивности  и  заражению
больших территорий до океанических просторов.
      В  Гомельской  области  стали  непригодными  для  использования   7000
колодцев, ещё из 1500 пришлось несколько  раз откачивать воду.
      Пруд-охладитель  подвергся облучению свыше 1000 бэр.  В  нем  скопилось
огромное  количество  продуктов  деления  урана.   Большинство   организмов,
населяющих его, погибли, покрыли дно сплошным слоем биомассы. Сумели  выжить
лишь несколько видов простейших. Уровень воды  в  пруде  на  7  метров  выше
уровня  воды  в  реке  Припять,  поэтому  и  сегодня   существует  опасность
попадания радиоактивности в Днепр.
      Стоит конечно сказать, что усилиями  многих  людей удалось избежать
загрязнения Днепра  путем  осаждения  радиоактивных  частиц  на  построенных
многокилометровых земляных дамбах на пути следования  зараженной  воды  реки
Припять.  Было  также  предотвращено  загрязнение  грунтовых   вод   –   под
фундаментом  4-го  блока  был  сооружен   дополнительный   фундамент.   Были
сооружены глухие дамбы и стенка в грунте, отсекающие  вынос  радиоактивности
из ближней зоны ЧАЭС. Это  препятствовало  распространению  радиоактивности,
но способствовало концентрации её на самой ЧАЭС и вокруг неё.  Радиоактивные
частицы и сейчас  остаются  на  дне  водоемов  бассейна  Припяти.  В  88  г.
принимались попытки очистки дна  этих рек, но в связи  с  развалом  союза  не
были закончены. А сейчас такую  работу вряд ли кто-нибудь будет делать.
 
                                6 Заключение
 
      Ученые считают,  что при нескольких крупномасштабных  ядерных  взрывах,
повлекших за собой сгорание лесных массивов, городов,  огромные  слоя  дыма,
гари  поднялись  бы  к  стратосфере,  блокируя  тем  самым  путь   солнечной
радиации.  Это  явление  носит  название  “ядерная  зима”.  Зима   продлится
несколько лет, может даже всего  пару месяцев, но за это  время  будет  почти
полностью  уничтожен  озоновый  слой   Земли.   На   Землю   хлынут   потоки
ультрафиолетовых лучей. М оделирование  данной  ситуации  показывает,  что в
результате взрыва мощностью в 100  Кт  температура понизится в среднем у
поверхности  Земли  на  10-20  градусов.  После  ядерной   зимы   дальнейшее
естественное продолжение жизни  на Земле будет довольно проблематичным:
      . возникнет  дефицит   питания  и  энергии.  Из-за  сильного  изменения
        климата   сельское  хозяйство  придет   в   упадок,   природа   будет
        уничтожена, либо  сильно изменится.
      . произойдет радиоактивное  загрязнение участков местности,  что  опять
        же приведет  к истребление живой природы
      .  глобальные  изменения окружающей  среды (загрязнение,   вымирание
        множества  видов, разрушение дикой природы).
      Ядерное оружие - огромная угроза всему человечеству. Так, по  расчетам
американских специалистов, взрыв  термоядерного заряда мощностью 20 Мт  может
сравнять с землей все жилые  дома в радиусе 24 км и уничтожить все  живое  на
расстоянии 140 км от эпицентра.
      Учитывая накопленные  запасы ядерного оружия и его  разрушительную силу,
специалисты  считают,  что  мировая  война  с  применением  ядерного  оружия
означала  бы  гибель  сотен  миллионов  людей,  превращение  в  руины   всех
достижений мировой цивилизации  и культуры.
      К счастью, окончание  холодной войны  немного   разрядило  международную
политическую обстановку.  Подписаны  ряд договоров о прекращении ядерных
испытаний и ядерном разоружении.
      Также  важной  проблемой  на  сегодняшний   день  является   безопасная
эксплуатация атомных электростанций. Ведь  самая  обыкновенное  невыполнение
техники безопасности  может привести к таким же последствиям что  и  ядерная
войны.
      Сегодня люди должны  подумать о своем будущем, о  том в каком  мире  они
будут жить уже в ближайшие десятилетия.
 
      Список использованной  литературы.
 
1. Абатуров Ю.Д. и др. Некоторые особенности радиационного поражения сосны
   в районе аварии на  ЧАЭС.- Экология, 1991, №5, с.14-17.
2. Антонов  В.П.  Уроки  Чернобыля:  радиация,  жизнь,  здоровье.-К.:  О-во
   «Знание» УССР, 1989. - 112 с.
3. Возняк В.Я. и др. Чернобыль:  события и уроки.  Вопросы   и  ответы/Возняк
   В.Я., Коваленко А.П., Троицкий  С.Н.-М.:Политиздат, 1989. - 278 с.:ил.
4. Григорьев Ал.А.Экологические уроки прошлого и современности.-  Л.:Наука,
   1991. - 252 с.
5. Лупадин В.М. Чернобыль: оправдались ли прогнозы? – Природа, 1992, №9,  с
   22-24.
6. Климов А.Н. Ядерная физика  и ядерные реакторы: Учебник   для  вузов.  2-е
   изд., перераб. и доп. – М.:Энергоатомиздат, 1985.  352 с., ил.
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
1 Характеристики АЭС
2 Авария 
2.1 Хронология событий
3 Причины аварии и расследование 
3.1 Недостатки реактора 
3.1.1 Положительный паровой коэффициент  реактивности
3.1.2 «Концевой эффект»
3.2 Ошибки операторов
3.3 Роль оперативного запаса  реактивности
3.4 Версии причин аварии
3.5 Альтернативные версии
4 Последствия аварии 
4.1 Последствия
4.2 Информирование и эвакуация  населения
4.3 Ликвидация последствий аварии
4.4 Правовые последствия
4.5 Долговременные последствия
5 Влияние аварии на здоровье  людей 
5.1 Дозы облучения
5.2 Острая лучевая болезнь
5.3 Онкологические заболевания
5.4 Наследственные болезни
5.5 Другие болезни
6 Дальнейшая судьба станции
7 Чернобыльская авария в массовой  культуре 
7.1 Фильмография
8 См. также
9 Примечания
10 Литература
11 Ссылки 
11.1 Описание событий
11.2 Официальная информация 
11.2.1 Документы
 
11.3 Альтернативные версии о причинах  и последствиях
Авария на Чернобыльской АЭС, Катастрофа на Чернобыльской АЭС, Черно?быльская авария — разрушение 26 апреля 1986 года четвёртого энергоблока Чернобыльской атомной электростанции, расположенной на территории Украинской ССР (ныне — Украина). 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 атомной энергетики, как по предполагаемому количеству погибших и пострадавших от её последствий людей, так и по экономическому ущербу. 31 человек погиб в течение первых трех месяцев после аварии; отдалённые последствия облучения, выявленные за последующие 15 лет, стали причиной гибели от 60 до 80 человек[1][2]. 134 человека перенесли лучевую болезнь той или иной степени тяжести, более 115 тыс. человек из 30-километровой зоны были эвакуированы[2]. Для ликвидации последствий были мобилизованы значительные ресурсы, более 600 тыс. человек участвовали в ликвидации последствий аварии[3].
 
В отличие от бомбардировок Хиросимы и Нагасаки, взрыв напоминал очень  мощную «грязную бомбу» — основным поражающим фактором стало радиоактивное  заражение.
 
Облако, образовавшееся от горящего реактора, разнесло различные радиоактивные  материалы, и прежде всего радионуклиды йода и цезия, по большей части  территории Европы. Наибольшие выпадения  отмечались на значительных территориях  в Советском Союзе, расположенных  вблизи реактора и относящихся теперь к территориям Белоруссии, Российской Федерации и Украины[4].
 
Чернобыльская авария стала событием большого общественно-политического  значения для СССР, и это наложило определённый отпечаток на ход расследования  её причин[5]. Подход к интерпретации  фактов и обстоятельств аварии менялся  с течением времени, и полностью  единого мнения нет до сих пор.
Характеристики АЭС
 
Чернобыльская АЭС (51°23?22? с. ш. 30°05?59?  в. д. (G) (O)) расположена на территории Украины в 3 км от города Припять, в 18 км от города Чернобыль, в 16 км от границы  с Белоруссией и в 110 км от Киева.
 
Ко времени аварии на ЧАЭС действовали  четыре энергоблока на базе реакторов  РБМК-1000 (реактор большой мощности канального типа) с электрической  мощностью 1000 МВт (тепловая мощность — 3200 МВт) каждый. Ещё два аналогичных  энергоблока строились. ЧАЭС производила  примерно десятую долю электроэнергии УССР
Авария
 
 Фотография территории вокруг  Чернобыльской АЭС со станции  «Мир», 27 апреля 1997 года
 
В 01:24 [6] 26 апреля 1986 года на 4-м энергоблоке  Чернобыльской АЭС произошёл  взрыв, который полностью разрушил реактор. Здание энергоблока частично обрушилось, при этом погибли два  человека — оператор ГЦН (главных  циркуляционных насосов) Валерий Ходемчук (тело не найдено, завалено под обломками двух 130-тонных барабан-сепараторов) и сотрудник пусконаладочного предприятия Владимир Шашенок (умер от перелома позвоночника и многочисленных ожогов в 6:00 в Припятской МСЧ №126 утром 26 апреля). В различных помещениях и на крыше начался пожар. Впоследствии остатки активной зоны расплавились, смесь из расплавленного металла, песка, бетона и фрагментов топлива растеклась по подреакторным помещениям[7][8]. В результате аварии произошёл выброс в окружающую среду радиоактивных веществ, в том числе изотопов урана, плутония, йода-131 (период полураспада — 8 дней), цезия-134 (период полураспада — 2 года), цезия-137 (период полураспада — 30,17 лет), стронция-90 (период полураспада — 28 лет).
Хронология событий
 
На 25 апреля 1986 года была запланирована  остановка 4-го энергоблока Чернобыльской  АЭС для очередного планово-предупредительного ремонта. Во время таких остановок  обычно проводятся различные испытания  оборудования, как регламентные, так  и нестандартные, проводящиеся по отдельным программам. В этот раз целью одного из них было испытание так называемого режима «выбега ротора турбогенератора», предложенного генеральным проектировщиком (институтом Гидропроект) в качестве дополнительной системы аварийного электроснабжения. 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[9].
 
Испытания должны были проводиться 25 апреля 1986 года на мощности 700—1000 МВт (тепловых), 22-31% от полной мощности[10]. Примерно за сутки до аварии (к 3:47 25 апреля) мощность реактора была снижена примерно до 50 % (1600 МВт)[11]. В соответствии с программой, отключена система аварийного охлаждения реактора. Однако дальнейшее снижение мощности было запрещено диспетчером  Киевэнерго. Запрет был отменён диспетчером в 23:10. 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. При дальнейшем снижении мощности разотравление прекратилось, и 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)[9][11]. Персонал, находившийся на БЩУ-4, принял решение  о восстановлении мощности реактора и (извлекая поглощающие стержни  реактора)[9][12] 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[11].
 
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[11].
 
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 1:23:39 зарегистрирован сигнал аварийной  защиты АЗ-5 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.
 
По различным свидетельствам, произошло  от одного до нескольких мощных ударов (большинство свидетелей указали  на два мощных взрыва), и к 1:23:47—1:23:50 реактор был полностью разрушен[9][11][12][13][14].
 
 
Характеристики АЭС
 
Чернобыльская АЭС (51°23?22? с. ш. 30°05?59?  в. д. (G) (O)) расположена на территории Украины в 3 км от города Припять, в 18 км от города Чернобыль, в 16 км от границы  с Белоруссией и в 110 км от Киева.
 
Ко времени аварии на ЧАЭС действовали  четыре энергоблока на базе реакторов  РБМК-1000 (реактор большой мощности канального типа) с электрической  мощностью 1000 МВт (тепловая мощность — 3200 МВт) каждый. Ещё два аналогичных  энергоблока строились. ЧАЭС производила  примерно десятую долю электроэнергии УССР.
[править]
Авария
 
 Фотография территории вокруг  Чернобыльской АЭС со станции  «Мир», 27 апреля 1997 года
 
В 01:24 [6] 26 апреля 1986 года на 4-м энергоблоке  Чернобыльской АЭС произошёл  взрыв, который полностью разрушил реактор. Здание энергоблока частично обрушилось, при этом погибли два  человека — оператор ГЦН (главных  циркуляционных насосов) Валерий Ходемчук (тело не найдено, завалено под обломками двух 130-тонных барабан-сепараторов) и сотрудник пусконаладочного предприятия Владимир Шашенок (умер от перелома позвоночника и многочисленных ожогов в 6:00 в Припятской МСЧ №126 утром 26 апреля). В различных помещениях и на крыше начался пожар. Впоследствии остатки активной зоны расплавились, смесь из расплавленного металла, песка, бетона и фрагментов топлива растеклась по подреакторным помещениям[7][8]. В результате аварии произошёл выброс в окружающую среду радиоактивных веществ, в том числе изотопов урана, плутония, йода-131 (период полураспада — 8 дней), цезия-134 (период полураспада — 2 года), цезия-137 (период полураспада — 30,17 лет), стронция-90 (период полураспада — 28 лет).
[править]
Хронология событий
 
На 25 апреля 1986 года была запланирована  остановка 4-го энергоблока Чернобыльской  АЭС для очередного планово-предупредительного ремонта. Во время таких остановок  обычно проводятся различные испытания  оборудования, как регламентные, так  и нестандартные, проводящиеся по отдельным программам. В этот раз целью одного из них было испытание так называемого режима «выбега ротора турбогенератора», предложенного генеральным проектировщиком (институтом Гидропроект) в качестве дополнительной системы аварийного электроснабжения. 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[9].
 
Испытания должны были проводиться 25 апреля 1986 года на мощности 700—1000 МВт (тепловых), 22-31% от полной мощности[10]. Примерно за сутки до аварии (к 3:47 25 апреля) мощность реактора была снижена примерно до 50 % (1600 МВт)[11]. В соответствии с программой, отключена система аварийного охлаждения реактора. Однако дальнейшее снижение мощности было запрещено диспетчером  Киевэнерго. Запрет был отменён диспетчером в 23:10. 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. При дальнейшем снижении мощности разотравление прекратилось, и 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)[9][11]. Персонал, находившийся на БЩУ-4, принял решение  о восстановлении мощности реактора и (извлекая поглощающие стержни  реактора)[9][12] 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[11].
 
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[11].
 
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 1:23:39 зарегистрирован сигнал аварийной  защиты АЗ-5 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.
 
По различным свидетельствам, произошло  от одного до нескольких мощных ударов (большинство свидетелей указали  на два мощных взрыва), и к 1:23:47—1:23:50 реактор был полностью разрушен[9][11][12][13][14].
[править]
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.
 
Государственная комиссия, сформированная в СССР для расследования причин катастрофы, возложила основную ответственность  за неё на оперативный персонал и  руководство ЧАЭС. МАГАТЭ создало свою консультативную группу, известную как Консультативный комитет по вопросам ядерной безопасности (INSAG; International Nuclear Safety Advisory Group), который на основании материалов, предоставленных советской стороной, и устных высказываний специалистов (делегацию советских специалистов возглавил В. А. Легасов, первый заместитель директора ИАЭ имени И. В. Курчатова) в своём отчёте 1986 года[15] также в целом поддержал эту точку зрения. Утверждалось, что авария явилась следствием маловероятного совпадения ряда нарушений правил и регламентов эксплуатационным персоналом, а катастрофические последствия приобрела из-за того, что реактор был приведён в нерегламентное состояние[16].
 
Грубые нарушения правил эксплуатации АЭС, совершённые её персоналом, согласно этой точке зрения[16], заключаются в следующем:
проведение эксперимента «любой ценой», несмотря на изменение состояния  реактора;
вывод из работы исправных технологических  защит, которые просто остановили бы реактор ещё до того, как он попал  в опасный режим;
замалчивание масштаба аварии в  первые дни руководством ЧАЭС.
 
Однако в 1991 году комиссия Госатомнадзора СССР заново рассмотрела этот вопрос и пришла к заключению, что «начавшаяся  из-за действий оперативного персонала  Чернобыльская авария приобрела  неадекватные им катастрофические масштабы вследствие неудовлетворительной конструкции  реактора» ([17], c. 35). Кроме того, 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[11], 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 СССР и на докладе «рабочей группы экспертов СССР» (эти два доклада  включены в качестве приложений), 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 ([11], c. 17—19).
 
Основными факторами, внесшими вклад  в возникновение аварии, INSAG-7 считает  следующее ([11], c. 29—31):
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.
 
В целом INSAG-7 достаточно осторожно  сформулировал свои выводы о причинах аварии. Так, например, при оценке различных  сценариев ([11], c. 17—19) INSAG отмечает, что  «в большинстве аналитических исследований тяжесть аварии связывается с  недостатками конструкции стержней 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?». При изложении взглядов на конструкцию реактора ([11], c. 17—19) INSAG признаёт «наиболее вероятным окончательным вызвавшим аварию событием» «ввод стержней СУЗ в критический момент испытаний» и замечает, что «в этом случае авария явилась бы результатом применения сомнительных регламентов и процедур, 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». INSAG вообще предпочитает говорить не о причинах, а о факторах, способствовавших развитию аварии. Так, например, в выводах ([11], c. 29—31) причина аварии формулируется так: «Достоверно не известно, с чего начался скачок мощности, приведший к разрушению реактора Чернобыльской АЭС. Определённая положительная реактивность, по-видимому, 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».
 
Ниже рассматриваются технические  аспекты аварии, обусловленные в  основном имевшими место недостатками реакторов РБМК, а также нарушениями  и ошибками, допущенными персоналом станции при проведении последнего для 4-го блока ЧАЭС эксперимента.
[править]
Недостатки реактора
 
Реактор РБМК-1000 обладал рядом конструктивных недостатков и по состоянию на апрель 1986 года имел десятки нарушений  и отступлений от действующих  правил ядерной безопасности[17]. 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[17].
[править]
Положительный паровой коэффициент  реактивности
 
В процессе работы реактора через  активную зону прокачивается вода, используемая в качестве теплоносителя. Внутри реактора она кипит, частично превращаясь в пар. Реактор был  спроектирован таким образом, что  паровой коэффициент реактивности был положительным, то есть, повышение  интенсивности парообразования  способствовало высвобождению положительной  реактивности (вызывающей возрастание  мощности реактора). 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, и реактор  имел положительный быстрый мощностной коэффициент реактивности ([11], c. 4). 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 ([17], с. 45—47).
[править]
«Концевой эффект»
 
«Концевой эффект» в реакторе РБМК возникал из-за неудачной конструкции  стержней СУЗ и впоследствии был  признан ошибкой проекта[17] и, как  следствие, одной из причин аварии. 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 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 графитовый стержень. Таким образом, в активной зоне реактора остается пятиметровый стержень, и под стержнем, находящимся в крайнем верхнем положении, в канале СУЗ остаётся столб воды. Замещение графитом нижнего столба воды при движении стержня вниз 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.
 
Для проявления концевого эффекта  в полном объёме (внесение достаточно большой положительной реактивности) необходимо довольно редкое сочетание  исходных условий[18].
 
Независимые исследования зарегистрированных данных по чернобыльской аварии, выполненные  в различных организациях, в разное время и с использованием разных математических моделей, показали, что  такие условия существовали к  моменту нажатия кнопки АЗ-5 в 1:23:39. Таким образом, срабатывание аварийной  защиты АЗ-5 могло быть, за счёт концевого  эффекта, исходным событием аварии на ЧАЭС 26 апреля 1986 года ([17], с. 81). Существование  концевого эффекта было обнаружено в 1983 году во время физических пусков 1-го энергоблока Игналинской АЭС  и 4-го энергоблока Чернобыльской  АЭС ([17], c. 54). Об этом главным конструктором  были разосланы письма на АЭС и  во все заинтересованные организации. На особую опасность обнаруженного  эффекта обратили внимание в организации  научного руководителя, и был предложен ряд мер по его устранению и нейтрализации, включая проведение детальных исследований. Но эти предложения не были осуществлены, и нет никаких сведений о том, что какие-либо исследования были проведены, как и (кроме письма ГК) о том, что эксплуатационный персонал АЭС знал о концевом эффекте.
[править]
Ошибки операторов
 
В процессе подготовки и проведения эксперимента эксплуатационным персоналом был допущен ряд нарушений  и ошибок. Первоначально утверждалось[15], что именно эти действия и стали  главной причиной аварии. Однако затем  такая точка зрения была пересмотрена и выяснилось[11], что большинство из указанных действий нарушениями не являлись, либо не повлияли на развитие аварии ([11], c. 22—23). Так, длительная работа реактора на мощности ниже 700 МВт не была запрещена действовавшим на тот момент регламентом, как это утверждалось ранее, хотя и являлась ошибкой эксплуатации и фактором, способствовавшим аварии. Кроме того, это было отклонением от утверждённой программы испытаний. Точно так же включение в работу всех восьми главных циркуляционных насосов (ГЦН) не было запрещено эксплуатационной документацией. Нарушением регламента было лишь превышение расхода через ГЦН выше предельного значения, но кавитации (которая рассматривалась как одна из причин аварии) это не вызвало. Отключение системы аварийного охлаждения реактора (САОР) допускалось, при условии проведения необходимых согласований. Система была заблокирована в соответствии с утверждённой программой испытаний, и необходимое разрешение от главного инженера станции было получено. Это не повлияло на развитие аварии: к тому моменту, когда САОР могла бы сработать, активная зона уже была разрушена. Блокировка защиты реактора по сигналу остановки двух турбогенераторов не только допускалась, но, наоборот, предписывалась при разгрузке энергоблока перед его остановкой ([17], c. 90).
 
Таким образом, это не было нарушением регламента эксплуатации; более того, высказываются обоснованные сомнения в том, что это действие как-то влияло на возникновение аварии в  тех условиях, которые сложились  до него ([17], c. 78). Также признано, что  «операции со значениями уставок и отключением технологических защит и блокировок не явились причиной аварии, не влияли на её масштаб. Эти действия не имели никакого отношения к аварийным защитам собственно реактора (по уровню мощности, по скорости её роста), которые персоналом не выводились из работы» ([17], c. 92). При этом нарушением регламента было только непереключение уставки защиты по уровню воды в барабане сепараторе (с ?1100 на ?600 мм), но не изменение уставки по давлению пара (с 55 на 50 кгс/см?).
 
Нарушением регламента, существенно  повлиявшим на возникновение и протекание аварии, была, несомненно, работа реактора с малым оперативным запасом  реактивности (ОЗР). В то же время  не доказано, что, не будь этого нарушения, авария не могла бы произойти ([11], c. 17—19).
 
Вне зависимости от того, какие  именно нарушения регламента допустил эксплуатационный персонал и как  они повлияли на возникновение и  развитие аварии, персонал поддерживал  работу реактора в опасном режиме. Работа на малом уровне мощности с  повышенным расходом теплоносителя  и при малом ОЗР была ошибкой ([19], с. 121) независимо от того, как эти  режимы были представлены в регламенте эксплуатации и независимо от наличия  или отсутствия ошибок в конструкции  реактора ([11], с. 29—31).
[править]
Роль оперативного запаса реактивности
 
 Глубины погружения управляющих  стержней (в сантиметрах) на 1:22:30 ([19], с. 130)
 
Оперативному запасу реактивности (ОЗР) при анализе развития аварии на ЧАЭС уделяется большое внимание. ОЗР — это положительная реактивность, которую имел бы реактор при полностью  извлечённых стержнях СУЗ. В реакторе, работающем на постоянном уровне мощности, эта реактивность всегда скомпенсирована (до нуля) отрицательной реактивностью, вносимой стержнями СУЗ. Большая  величина оперативного запаса реактивности означает «увеличенную» долю избыточного  ядерного топлива (урана-235), расходуемого на компенсацию этой отрицательной  реактивности, вместо того чтобы этот уран-235 тоже использовался для деления  и производства энергии. Кроме того, увеличенное значение ОЗР несёт  и определённую потенциальную опасность, поскольку означает достаточно высокое  значение реактивности, которая может  быть внесена в реактор из-за ошибочного извлечения стержней СУЗ.
 
В то же время, на реакторах РБМК низкое значение ОЗР фатальным образом  влияло на безопасность реактора. Для  поддержания постоянной мощности реактора (то есть нулевой реактивности) при  малом ОЗР необходимо почти полностью  извлечь из активной зоны управляющие  стержни. Такая конфигурация (с извлечёнными стержнями) на реакторах РБМК была опасна по нескольким причинам ([17], с. 49, 94—96):
усиливалась пространственная неустойчивость нейтронного поля, и затруднялось обеспечение однородности энерговыделения по активной зоне;
увеличивался положительный паровой  коэффициент реактивности;
существенно уменьшалась эффективность  аварийной защиты, и в первые секунды  после её срабатывания, из-за «концевого эффекта» стержней СУЗ, мощность могла  даже увеличиваться, вместо того чтобы  снижаться.
 
Персонал станции, по-видимому, знал только о первой из этих причин; ни об опасном увеличении парового коэффициента, ни о концевом эффекте в действовавших  в то время документах ничего не говорилось. Персоналу не было известно об истинных опасностях, связанных  с работой при низком запасе реактивности ([17], с. 54).
 
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 ([11], с. 18).
 
В регламенте отсутствовали ограничения  на максимальное количество полностью  извлечённых стержней. ОЗР не упоминался в числе параметров, важных для  безопасности, технологический регламент  не заострял внимание персонала на том, что ОЗР есть важнейший параметр, от соблюдения которого зависит эффективность  действия аварийной защиты (A3). Кроме  того, проектом не были предусмотрены  адекватные средства для измерения  ОЗР. Несмотря на огромную важность этого  параметра, на пульте не было индикатора, который бы непрерывно его отображал. Обычно оператор получал последнее  значение в распечатке результатов  расчёта на станционной ЭВМ, два  раза в час, либо давал задание  на расчёт текущего значения, с доставкой  через несколько минут. То есть ОЗР  не может рассматриваться как  оперативно управляемый параметр, тем  более что погрешность его  оценки зависит от формы нейтронного  поля ([17], с. 85—86).
[править]
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. Также вполне естественно, что в этих условиях помимо признанных «авторитетных» версий появилось множество  маргинальных, основанных больше на домыслах, нежели на фактах.
 
Единым в авторитетных версиях  является только общее представление  о сценарии протекания аварии. Её основу составило 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 определенной 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. Давление в реакторном пространстве (РП) резко возросло, что вызвало дальнейшие разрушения уже реактора в целом, в частности отрыв верхней защитной плиты (схема Е) со всеми закрепленными в ней каналами. Герметичность корпуса (обечайки) 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 ?, это привело к разгону реактора на мгновенных нейтронах (аналог ядерного взрыва) и наблюдаемым масштабным разрушениям со всеми вытекающими последствиями.
 
Версии принципиально расходятся по вопросу о том, какие именно физические процессы запустили этот сценарий и что явилось исходным событием аварии:
произошел 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 ([9], с. 556, 562, 581—582)?
было ли нажатие кнопки аварийной  защиты АЗ-5 непосредственно перед  неконтролируемым возрастанием мощности исходным событием аварии или нажатие  кнопки АЗ-5 не имеет никакого отношения  к аварии ([9], с. 578)? И что тогда  следует считать исходным событием: начало испытаний выбега ([17], с. 73) или  незаглушение реактора при провале по мощности за 50 минут до взрыва ([9], с. 547)?
 
Помимо этих принципиальных различий версии могут расходиться в некоторых  деталях сценария протекания аварии, её заключительной фазы (взрыв реактора).
 
Из основных, признаваемых экспертным сообществом, версий аварии ([11], с. 17—19) более или менее серьёзно рассмотрены  только те, в которых аварийный  процесс начинается с быстрого неконтролируемого  роста мощности, с последующим  разрушением твэлов. Наиболее вероятной считается версия ([11], с. 17), согласно которой «исходным событием аварии явилось нажатие кнопки АЗ-5 в условиях, которые сложились в реакторе РБМК-1000 при низкой его мощности и извлечении из реактора стержней РР сверх допустимого количества» ([17], с. 97). Из-за наличия концевого эффекта при паровом коэффициенте реактивности величиной +5? и в том состоянии, в котором находился реактор, аварийная защита, вместо того чтобы заглушить реактор, запускает аварийный процесс согласно вышеописанному сценарию. Расчёты, выполненные в разное время разными группами исследователей, показывают возможность такого развития событий[17][20].
 
Записи системы контроля и показания  свидетелей подтверждают эту версию. Однако не все с этим согласны, есть расчёты, выполненные в НИКИЭТ, которые  такую возможность отрицают[9].
 
Главным конструктором высказываются  другие версии начального неконтролируемого  роста мощности, в которых причиной этого является не работа СУЗ реактора, а условия во внешнем контуре  циркуляции КМПЦ, созданные действиями эксплуатационного персонала. Исходными  событиями аварии в этом случае могли  бы быть:
кавитация главного циркуляционного  насоса (ГЦН), вызвавшая отключение ГЦН и интенсификацию процесса парообразования  с введением положительной реактивности;
кавитация на ЗРК, вызвавшая поступление  дополнительного пара в активную зону с введением положительной  реактивности;
отключение ГЦН собственными защитами, вызвавшее интенсификацию процесса парообразования с введением  положительной реактивности.
 
Версии о кавитации основываются на расчётных исследованиях, выполненных  в НИКИЭТ, но по собственному признанию  авторов этих расчётов, «детальные исследования кавитационных явлений не выполнялись» ([9], с. 561). Версия отключения ГЦН, как исходного события аварии, не подтверждается зарегистрированными данными системы контроля ([17], с. 64—66). Кроме того в адрес всех трёх версий высказывается критика, состоящая в том, что речь идёт по существу не об исходном событии аварии, а о факторах, способствующих её возникновению. Нет количественного подтверждения версий расчётами, моделирующими произошедшую аварию ([17], с. 84).
 
Существуют также различные  версии, касающиеся заключительной фазы аварии, собственно взрыва реактора. Высказывались  предположения, что взрыв, разрушивший  реактор, имел химическую природу, то есть это был взрыв водорода, который  образовался в реакторе при высокой  температуре в результате пароциркониевой реакции и ряда других процессов. Существует версия, что взрыв был исключительно паровым. По этой версии все разрушения вызвал поток пара, выбросив из шахты значительную часть графита и топлива. А пиротехнические эффекты в виде «фейерверка вылетающих раскалённых и горящих фрагментов», которые наблюдали очевидцы, — результат «возникновения пароциркониевой и других химических экзотермических реакций»[16].
 
По версии, предложенной К. П. Чечеровым[21], взрыв, имевший ядерную природу, произошёл не в шахте реактора, а в пространстве реакторного зала, куда активная зона вместе с крышкой реактора была выброшена паром, вырывающимся из разорванных каналов. Эта версия хорошо согласуется с характером разрушения строительных конструкций реакторного здания и отсутствием заметных разрушений в шахте реактора, она включена главным конструктором в его версию аварии ([9], с. 577). Первоначально версия была предложена для того, чтобы объяснить отсутствие топлива в шахте реактора, подреакторных и других помещениях (присутствие топлива оценивалось как не более 10 %). Однако последующие исследования и оценки дают основание считать, что внутри построенного над разрушенным блоком «саркофага» находится около 95 % топлива[22].
[править]
Альтернативные версии
 
Причины чернобыльской аварии невозможно понять без того, чтобы вникнуть в тонкости физики ядерных реакторов  и технологии работы энергоблоков АЭС  с РБМК-1000. В то же время первичные  данные об аварии не были известны широкому кругу специалистов. В этих условиях помимо версий, признанных экспертным сообществом, появилось много других, не требую
и т.д.................


Перейти к полному тексту работы


Скачать работу с онлайн повышением уникальности до 90% по antiplagiat.ru, etxt.ru или advego.ru


Смотреть полный текст работы бесплатно


Смотреть похожие работы


* Примечание. Уникальность работы указана на дату публикации, текущее значение может отличаться от указанного.