Лет прошло со взрыва на Чернобыльской АЭС

Версия для печати Код для вставки в блог

Сегодня годовщина крупнейшей техногенной катастрофы в истории человечества. 25 лет назад на 4-м энергоблоке Чернобыльской АЭС произошел взрыв, который стал в 500 раз более губительным, чем бомбардировка Хиросимы.

Сегодня годовщина крупнейшей техногенной катастрофы в истории человечества. 25 лет назад на 4-м энергоблоке Чернобыльской АЭС произошел взрыв, который стал в 500 раз более губительным, чем бомбардировка Хиросимы.

В воздух попали тысячи тонн радиоактивной пыли, несущей изотопы цезия, стронция, урана и плутония. Общая площадь заражения достигла почти 200 тысяч квадратных километров. Основной удар приняли на себя Украина, Россия и Белоруссия. Только в нашей стране в той или иной степени пострадали 19 регионов, с населением около 30 миллионов человек. Наибольшую дозу облучения получили ликвидаторы аварии. Тех, кого теперь называют "Чернобыльцами", было в общей сложности около 800 тысяч. Большинству эта миссия стоила здоровья или жизни. Сегодня погибших вспоминают на Украине, в Белоруссии. Их память почтят в храмах по всей России. К мемориалам возложат цветы.

В Киеве этой ночью в 1.23 - это время взрыва - прозвучали 25 ударов колокола, по числу лет, минувших с момента аварии. В храме Архистратига Михаила молебен в память о погибших при ликвидации катастрофы отслужил патриарх Московский и Всея Руси Кирилл.

"Трудно сказать, чем закончилась бы эта катастрофа если бы не люди - пожарные, ликвидаторы, - сказал Патриарх. - Они оставили след среди нас живущих".

Сегодня в Чернобыль почтить память погибших приедет Президент России Дмитрий Медведев. Со своим украинским коллегой Виктором Януковичем он также обсудит вопросы ядерной безопасности, вновь ставшие актуальными после ЧП на японской АЭС "Фукусима".

Вокруг Чернобыльской атомной станции до сих пор сохраняется 30-километровая зона отчуждения. 4-й энергоблок АЭС накрыт бетонным саркофагом, под которым около 200 тонн спекшегося ядерного топлива и высокорадиоактивных отходов. Поверх конструкции, рассчитанной всего на 20 лет, к 2015 году планируется возвести новое укрытие. Средства на это собирают 28 стран-доноров, в числе которых и Россия. Уже выделены сотни миллионов евро.

Это один из самых знаменитых пациентов института радиационной медицины в Киеве - Александр Нехаев. В 1986 году он был инженером на Чернобыльской АЭС и одним из первых, кто оказался в здании разрушенного четвертого энергоблока.

Врачи были уверены - Нехаев не выживет. Полученная им доза 600 бэр до сих пор считается смертельной. После его пребывания в палате в 1986 году там меняли все - полы, плитку, мебель - все "фонило", входить было опасно. Но он выжил.

"Раньше по нашим канонам это считалась смертельная доза. Но мы шли и понимали, куда мы шли", - говорит Александр Нехаев.

Несколько автобусов в неделю - теперь разрушенный реактор привлекает туристов не хуже раскрученного отеля на побережье. Накануне годовщины аварии все места заняты прессой. Пол-автобуса - журналисты из Японии. С дозиметрами в руках.

Даже спустя 25 лет после аварии счетчик Гейгера здесь истерично разрывается. Но самые высокие уровни радиации внутри, за свинцовой оболочкой. Там, внутри саркофага радиационный фон достигает 1200, и даже 1800 рентген в час.

Саркофаг и труба над ним, ставшие символом чернобыльской катастрофы. Скоро это все исчезнет. Навсегда. Саркофаг над четвертым энергоблоком строили в самых экстремальных условиях летом 86-го. Даже за многометровой свинцовой перегородкой, отделявшей строителей от взорвавшегося реактора, работавшие здесь получали годовую дозу облучения примерно за час. Строили на 20 лет. Теперь нужно возводить второй объект "Укрытие". Первый саркофаг уже разрушается - одна из стен отклонилась, и если укрытие рухнет, в воздух поднимутся тысячи тонн радиоактивной пыли.

"Если саркофаг рухнет, Украина получит вторую чернобыльскую катастрофу, которая будет ничем не легче первой", - говорит экс-министр охраны окружающей среды Украины Сергей Курыкин.

Ученые до сих пор изучают ту катастрофу и до сих пор спорят, почему она произошла. Версий множество. Есть официальная, утвержденная правительственной комиссией и МАГАТЭ: мол, из-за неудачного эксперимента и ошибок персонала сначала начали плавиться топливные стержни, потом разорвались трубы первого контура реактора, и вследствие химической реакции произошел взрыв водорода и начался пожар в активной зоне реактора. Но ее многие опровергают. Константин Чечеров - старший научный сотрудник Курчатовского института - первый человек, побывавший в реакторном зале после взрыва. Он считает, что выводы МАГАТЭ ошибочны. На ЧАЭС в 1986 году взорвался не водород. Это был атомный взрыв, разбросавший сотни тонн радиоактивного топлива вокруг станции.

"Произошло незаурядное событие, вы его не можете интерпретировать сразу легко. Вот графитовые блоки валяются на асфальте вокруг 4-го блока, люди их видят, а поверить, что активная зона разрушена и выброшена на улицу не могут", - говорит старший научный сотрудник НИЦ "Курчатовский Институт" Константин Чечеров.

Если выводы ученого верны, то получается, ликвидация аварии на ЧАЭС могла быть проведена гораздо меньшими силами и с меньшим риском для жизни людей: не надо было, например, сбрасывать песок и свинец в реактор, и не надо было копать тоннель под станцией для отвода раскаленных топливных масс, потому что к тому времени они давно застыли.

"Я на вертолете летал и проводил измерение температуры в шахте реактора - там температуры не было никакой, 24 градуса. А по факту действительно не надо было делать ничего", - считает К.Чечеров.

В музее Чернобыля катастрофа превращается из технологической в гуманитарную. Зал за залом - тысячи искалеченных аварией человеческих судеб. И экспонаты из 30-километровой, которые удалось отмыть от радиоактивной пыли.

У входа в главный зал - портреты ликвидаторов. Те, которые удалось найти. Значок радиационной опасности в углу снимка - вместо черной ленты. Списки рисковавших жизнью в 86-м составляют до сих пор.

Смотрите оригинал материала наhttp://www.1tv.ru/news/about/175391

1. ОПИСАНИЕ ЧЕРНОБЫЛЬСКОЙ АЭС С РЕАКТОРАМИ РБМК-1000

1.1. Проектные данные
Проектная мощность ЧАЭС 6 ГВт, на 1 января 1986 г. мощность четырех блоков АЭС 4 ГВт.

1.2. Описание реакторной установки четвертого блока ЧАЭС
Основными конструкционными особенностями реакторов РБМК являются:
- вертикальные каналы с топливом и теплоносителем, допускающие локальную перегрузку топлива при работающем реакторе;
- топливо в виде пучков цилиндрических твэлов из диоксида урана в циркониевых трубах-оболочках;
- графитовый замедлитель между каналами;
- легководный кипящий теплоноситель в контуре многократной принудительной циркуляции (КМПЦ) с прямой подачей пара в турбину.

Реактор РБМК-1000 тепловой мощностью 3200 МВт (рис. 1) оснащен двумя одинаковыми петлями охлаждении; к каждой петле подключено по 840 параллельных вертикальных каналов с ТВС. Петля охлаждения имеет четыре параллельных главных циркуляционных насоса (ГЦН): три работающих, подающих по 7000 т/ч воды с напором ~ 1,5 МПа, и один резервный.

Система управления и защиты (СУЗ) реактора основана на перемещении 211 твердых стержней-поглотителей в специально выделенных каналах, охлаждаемых водой автономного контура. Система обеспечивает: автоматическое поддержание заданного уровня мощности; быстрое снижение мощности стержнями автоматических регуляторов (АР) и ручных регуляторов (РР) по сигналам отказа основного оборудования; аварийное прекращение цепной реакции стержнями аварийной защиты (A3) по импульсам опасных отклонений параметров блока или отказов оборудования; компенсацию изменений реактивности при разогреве и выходе на мощность; регулирование энерговыделения по активной зоне.
РБМК оснащены большим количеством независимых регуляторов, которые при срабатывании AЗ вводятся в активную зону со скоростью 0,4 м/с. Небольшая скорость движения регуляторов компенсируется их количеством.

СУЗ включает подсистемы локального автоматического регулирования (ЛАР) и локальной аварийной защиты (ЛАЗ). Обе работают по сигналам внутриреакторных ионизационных камер. ЛАР автоматически стабилизирует основные гармоники радиально-азимутального распределения энерговыделения, а ЛАЗ обеспечивает A3 реактора от превышения заданной мощности ТВС в отдельных его зонах. Для регулирования высотных полей предусмотрены укороченные стержни-поглотители, вводимые в зону снизу (24 шт.).

Кроме СУЗ в РБМК-1000 предусмотрены следующие основные системы контроля и управления:
- физического контроля поля энерговыделения по радиусу (свыше 100 каналов) и по высоте (12 каналов) при помощи датчиков прямой зарядки;
- пускового контроля (реактиметры, пусковые выемные камеры);
- контроля расхода воды по каждому каналу шариковыми расходомерами;
- контроля герметичности оболочек твэлов по короткоживущей активности летучих продуктов деления в пароводяных коммуникациях на выходе из каждого канала; активность детектируется последовательно в каждом канале в соответствующих оптимальных энергетических диапазонах («окнах») фотоумножителей, перемещаемым специальной тележкой от одной коммуникации в другой;
- контроля целостности труб каналов по влажности и температуре газа, омывающего каналы.

Все данные поступают в ЭВM. Информация выдается операторам в виде сигналов отклонений, показаний (по вызову) и данных регистраторов.
Энергоблоки PБMK-1000 работают преимущественно в базовом режиме (при постоянной мощности). Ввиду большой мощности блока полное автоматическое выключение реактора происходит лишь при выходе показателей уровней мощности, давления или воды в сепараторе за допустимые пределы, общем обесточивании, отключении сразу двух турбогенераторов или двух ГЦН, падении расхода питательной воды более чем в 2 раза, разрыве на полное сечение напорного коллектора ГЦН диаметром 900 мм.

Рис. 1. Разрез по главному корпусу АЭС с РБМК-1000, включая зону локализации.
Перечень основного оборудования главного корпуса АЭС

1.3. Основные физические характеристики реактора
Ядерный энергетический реактор РБМК-1000 является гетерогенным канальным реактором на тепловых нейтронах, в котором в качестве топлива используется слабообогащенный по 235U диоксид урана, в качестве замедлителя — графит и в качестве теплоносителя — кипящая легкая вода.
Ниже приведены основные характеристики реактора:

Тепловая мощность, МВт ....................................................................................... 3200
Обогащение топлива, % ...........................................................................................2.0
Масса урана в ТВС, кг ............................................................................................. 114.7
Число / диаметр твэлов в ТВС, мм ......................................................................... 18/13.6
Глубина выгорания топлива, МВт-сут/кг .............................................................. 20
Коэффициент неравномерности энерговыделения:
по радиусу …………………………………………………………………………..1.48
по высоте ……………………………………………………………………………1.4
Предельная расчетная мощность канала, кВт .........................................................3250
Паровой коэффициент реактивности p в рабочей точке, %-1 по объему пара ... 2.0-10-4
Быстрый мощностной коэффициент реактивности аw в рабочей точке, МВт-1..-0,5 10-6
Температурный коэффициент топлива аt , С -1 ....................................................-1,2 10 -4
Температурный коэффициент графита ас , С -1..................................................... 6 10 -5
Минимальная эффективность стержней СУЗ, % …………………………….......10.5
Эффективность стержней РР, % …………………………………………………..7.5
Эффект замены (в среднем) выгоревшей ТВС на свежую, % ……………………0.02

Важной физической характеристикой с точки зрения управления и безопасности реактора является величина, называемая оперативным запасом реактивности, т. е. определенное число погруженных в активную зону стержней СУЗ, находящихся в области высокой дифференциальной эффективности. Он определяется пересчетом на полностью погруженные стержни СУЗ. Запас реактивности для РБМК-1000 принят равным 30 стержням PP. При этом скорость ввода отрицательной реактивности при срабатывании A3 составляет в / с ( в - доля запаздывающих нейтронов), что достаточно для компенсации положительных эффектов реактивности.

Зависимость эффективного коэффициента размножения от плотности теплоносителя в РБМК в большой степени определяется наличием в активной зоне разного рода поглотителей. При начальной загрузке активной зоны, в которую входит ~ 240 борсодержащих дополнительных поглотителей, обезвоживание приводит к отрицательному эффекту реактивности. В то же время небольшое увеличение паросодержания на номинальной мощности при запасе реактивности 30 стержней приводит к росту реактивности ( р = 2-10 -40 % -1 по объему пара).

Для кипящего водографитового реактора основными параметрами, определяющими его работоспособность и безопасность в теплотехническом отношении, являются: температура твэлов, запас до кризиса теплоотдачи и температура графита.

Для РБМК разработан комплекс программ, позволяющий на станционных ЭВМ проводить оперативные расчеты для обеспечения теплотехнической надежности блока в режиме непрерывных перегрузок топлива при любых положениях запорно-регулирующих клапанов на входе в каждый канал. Тем самым обеспечивается возможность определения теплотехнических параметров реактора при различной частоте регулирования поканальных расходов, различных законах регулирования (по выходному паросодержанию или по запасу до критической мощности), а также при различной степени предварительного дросселирования активной зоны.

Для определения полей энерговыделения по активной зоне реактора используются показания системы физического контроля, основанной на внутриреакторных измерениях нейтронного потока по радиусу и высоте активной зоны. Наряду с показаниями системы физического контроля в станционную ЭВМ вводятся также данные, характеризующие состав активной зоны, энерговыработку каждого ТК, положение регулирующих стержней, распределение, расходов воды по каналам активной зоны, а также показания датчиков давления и температуры теплоносителя.
Опыт эксплуатации действующих РБМК показывает, что при имеющихся на этих реакторах средствах контроля и регулирования поддержание температурного режима топлива, графита и запаса до кризиса теплоотдачи на допустимом уровне не вызывает затруднений.

1.4. Системы обеспечения безопасности(рис. 2)
1.4.1. Защитные системы безопасности.
Система аварийного охлаждения реактора (САОР) является защитной системой безопасности и предназначена для обеспечения отвода остаточного тепловыделении посредством своевременной подачи требуемого количества воды в каналы реактора при авариях, сопровождающихся нарушениями охлаждения активной зоны. К таким авариям относятся: разрывы трубопроводов КМПЦ большого диаметра, паропроводов и трубопроводов питательной воды.
Система защиты от превышения давления в основном контуре теплоносителя предназначена для обеспечения допустимого значения давления в контуре за счет отвода пара в бассейн-барботер для его конденсации.
Система защиты реакторного пространства предназначена для поддержания давления в нем на уровне не выше допустимого при аварийной ситуации с разрывом одного ТК за счет отвода парогазовой смеси из реакторного пространства в выгородку парогазовых сбросов бассейна-барботера и далее в бассейн-барботер при одновременном гашении цепной реакции средствами A3. САОР и система охлаждения реакторного пространства могут использоваться для введения соответствующих нейтронных поглотителей (соли бора и 3Не).

1.4.2. Локализующие системы безопасности.
Система локализации аварий (СЛА), реализованная на четвертом блоке ЧАЭС, предназначена для локализации радиоактивных выбросов при авариях с разуплотнением любых трубопроводов контура охлаждения реактора, кроме пароводяных коммуникаций, верхних трактов ТК и той части опускных труб, которая находится в помещении БC и трубопроводов парогазовых сбросов из реакторного пространства.
Основным компонентом СЛА является система герметичных помещений, включающая следующие помещения реакторного отделения:
- прочноплотные боксы, расположенные симметрично относительно оси реактора и рассчитанные на избыточное давление 0,45 МПа;
- помещения раздаточных групповых коллекторов и нижних водяных коммуникаций (эти помещения по условиям прочности элементов конструкции реактора не допускают роста избыточного давления выше 0,08 МПа и рассчитаны на это значение).
Помещения прочноплотных боксов и парораспределительного коридора соединяются с водным объемом барботажно-конденсационного устройства пароотводящими каналами.
Система отсечной и герметизирующей арматуры предназначена для обеспечения герметичности зоны локализации аварий путем отсечения коммуникаций, связывающих герметичные и негерметичные помещения.
Барботажно-конденсационное устройство предназначено для конденсации пара, образующегося в процессе аварии с разуплотнением реакторного контура, при срабатывании главных предохранительных клапанов и при протечках через них в режиме нормальной эксплуатации.

1.4.3. Обеспечивающие системы безопасности. Электроснабжение АЭС.
Потребители электроэнергии на АЭС в зависимости от требований, предъявляемых к надежности электроснабжения, подразделяются на три группы:
- потребители, не допускающие перерыва питания от долей секунды до нескольких секунд в любых режимах, включая режим полного исчезновения напряжения переменного тока от рабочих и резервных трансформаторов собственных нужд, и требующие обязательного питания после срабатывания A3 реактора;
- потребители, допускающие в тех же режимах перерыв питания от десятков секунд до десятков минут и требующие обязательного питания после срабатывания A3 реактора;
- потребители, не требующие питания в режимах исчезновения напряжения от рабочих и резервных трансформаторов собственных нужд, а в нормальном режиме работы блока допускающие перерыв питания на время перевода с рабочего на резервный трансформатор собственных нужд.

1.4.4. Управляющие системы безопасности.
Управляющие системы безопасности предназначены для автоматического включения устройств защитных, локализующих и обеспечивающих систем безопасности и контроля за их работой.

1.4.5. Система радиационного контроля.
Система радиационного контроля АЭС является составной частью (подсистемой) автоматизированной системы управления АЭС и предназначена для сбора, обработки и представления информации о радиационной обстановке в помещениях АЭС и во внешней среде, о состоянии технологических сред и контуров, о дозах облучения персонала в соответствии с действующими нормами и законодательством.

1.4.6. Пункты управления АЭС.
Управление АЭС осуществляется на двух уровнях: станционном и блочном. Все устройства, обеспечивающие безопасность АЭС, управляются на блочном уровне.

1.5. Описание площадки Чернобыльской АЭС и района её расположения
1.5.1. Чернобыльская АЭС расположена в восточной части большого региона, именуемого белорусско-украинским Полесьем, на берегу р. Припять, впадающей в Днепр.
На начало 1986 г. общая численность населения в 30-километровой зоне вокруг АЭС составляла ~ 100 тыс. человек, из которых 49 тыс. проживали в г. Припять, расположенном к западу от трехкилометровой санитарно-защитной зоны АЭС, и 12,5 тыс. - в районном центре г. Чернобыль, расположенном в 15 км к юго-востоку от АЭС.

Рис. 2. Разрез по реакторному отделению АЭС с РБМК-1000, включал зону локализации (обозначения позиций см. на рис. 1)

1.5.2. Описание площадки АЭС и ее сооружении.
Первая очередь ЧАЭС (два энергоблока с РБМК-1000) была построена в 1970-1977гг., а к концу 1983г. на этой же площадке было завершено строительство двух энергоблоков второй очереди. В 1,5 км к юго-востоку от этой площадки в 1981г. было начато строительство еще двух энергоблоков с такими же реакторами (третья очередь АЭС).
К юго-востоку от площадки АЭС непосредственно в долине р. Припять построен наливной пруд-охладитель площадью 22 км2, который обеспечивает охлаждение конденсаторов турбин и других теплообменников первых четырех энергоблоков. Нормальный уровень воды в пруду-охладителе принят на 3,5 м ниже отметки планировки площадки АЭС.

1.5.3. Данные о количестве персонала на площадке АЭС во время аварии.
В ночь с 25 на 26 апреля 1986 г. па площадке первой и второй очередей ЧАЭС находились 176 человек — дежурный эксплуатационный персонал, а также работники различных цехов и ремонтных служб.
Кроме того, на площадке третьей очереди АЭС в ночной смене работали 268 строителей и монтажников.

1.5.4. Данные об оборудовании на площадке, действовавшем в комплексе с поврежденным реактором, и об оборудовании, использовавшемся в процессе ликвидации аварии.
Каждая очередь ЧАЭС состоит из двух энергоблоков, имеющих общие системы спецводоочистки и вспомогательные сооружения на промышленной площадке, в состав которых входят: хранилище жидких и твердых радиоактивных отходов; открытые распределительные устройства; газовое хозяйство; резервные дизель-генераторные электростанции; гидротехнические и другие сооружения.

Хранилище жидких радиоактивных отходов, построенное в составе второй очереди АЭС, предназначено для приема и временного хранения жидких радиоактивных отходов, образующихся при работе третьего и четвертого блоков, а также приема вод эксплуатационных промывок и возврата их на переработку. Жидкие радиоактивные отходы поступают из главного корпуса по трубопроводам, проложенным на нижнем ярусе эстакады, а твердые радиоактивные отходы подаются в хранилище по верхнему коридору эстакады электрокарами.

Резервная дизельная электростанция (РДЭС) является автономным аварийным источником электроснабжения систем, важных для безопасности каждого блока. На каждой РДЭС третьего и четвертого блоков установлены по три дизель-генератора единичной мощностью 5,5 МВт. Для обеспечения работы РДЭС предусмотрены промежуточный и базовый склады дизельного топлива, насосные перекачки топлива, баки аварийного слива топлива и масла.

Для обеспечения технической водой ответственных потребителей, требующих бесперебойной подачи воды, предусмотрены отдельные насосные станции третьего и четвертого блоков с резервным электроснабжением от дизель-генераторов.

25 апреля 1986 г. работали все четыре энергоблока первой и второй очередей и связанные с их нормальной эксплуатацией вспомогательные системы и объекты промышленной площадки.