Автор: Пользователь скрыл имя, 12 Марта 2012 в 21:07, реферат
Основание и существование города Чернобыль имеет насыщенную событиями древнейшую историю. Город находился на одном из важных кумуникативних путей средневековья, на перекрестке разных культур и религий. На территории чернобыльского района с древних времен была сформирована своеобразная культура, которая и до сих пор приковывает взгляды этнографов
История города Чернобыля
Основание
и существование города
Чернобыльская АЭС (51°23′22″ с. Ш . 30°05′59″ в. д. (G)) расположена на Украине вблизи города Припять, в 18 километрах от города Чернобыль, в 16 километрах от границы с Белоруссией и в 110 километрах от Киева. Ко времени аварии на ЧАЭС использовались четыре реактора РБМК-1000 (реактор большой мощности канального типа) с электрической мощностью 1000 МВт (тепловая мощность 3200 МВт) каждый. Ещё два аналогичных реактора строились. ЧАЭС производила примерно десятую долю электроэнергии Украины.
Авария
Фотография территории вокруг Чернобыльской АЭС со станции «Мир», 27 апреля 1997
Примерно в 1:24 26 апреля 1986 года на 4-м энергоблоке Чернобыльской АЭС произошёл взрыв, который полностью разрушил реактор. Здание энергоблока частично обрушилось, при этом погиб 1 человек - работник 4 энергоблока Валерий Ходемчук. В различных помещениях и на крыше начался пожар. Впоследствии остатки активной зоны расплавились. Смесь из расплавленного металла, песка, бетона и частичек топлива растеклась по под реакторным помещениям.[3][4] В результате аварии произошёл выброс радиоактивных веществ, в том числе изотопов урана, плутония, йода-131 (период полураспада 8 дней), цезия-134 (период полураспада 2 года), цезия-137 (период полураспада 33 года), стронция-90 (период полураспада 28 лет). Положение усугублялось тем, что в разрушенном реакторе продолжались неконтролируемые ядерные и химические (от горения запасов графита) реакции с выделением тепла, с извержением из разлома в течение многих дней продуктов горения высокорадиоактивных элементов и заражении ими больших территорий. Остановить активное извержение радиоактивных веществ из разрушенного реактора удалось лишь к концу мая 1986 года мобилизацией ресурсов всего СССР и ценой массового облучения тысяч ликвидаторов.
Хронология событий
На 25 апреля 1986 года была запланирована остановка 4-го энергоблока Чернобыльской АЭС для очередного обслуживания. Во время таких остановок обычно проводятся различные испытания оборудования. В этот раз цель одного из них заключалась в проверке проектного режима, предусматривающего использование инерции турбины генератора (т. н. «выбега») для питания систем реактора в случае потери внешнего электропитания. Испытания должны были проводиться на мощности 700 МВт (тепловых), но из-за оплошности оператора при снижении мощности она упала до величины менее 30 МВт (точное значение неизвестно). Было решено не поднимать мощность до запланированных 700 МВт, а ограничиться 200 МВт. При быстром снижении мощности и последующей работе на уровне 30 — 200 МВт стало усиливаться отравление активной зоны реактора изотопом ксенона-135 (см. « и одная яма»). Для того, чтобы поднять мощность, из активной зоны была извлечена часть регулирующих стержней (см. управление ядерным реактором).После достижения 200 МВт были включены дополнительные насосы, которые должны были служить нагрузкой для генераторов во время эксперимента. Величина потока воды через активную зону на некоторое время превысила допустимое значение. В это время для поддержания мощности операторам пришлось ещё сильнее поднять стержни. При этом оперативный запас реактивности оказался ниже разрешённой величины, но персонал реактора об этом не знал. В 1:23:04 начался эксперимент. В этот момент никаких сигналов о неисправностях или о нестабильном состоянии реактора не было. 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 система управления успешно этому противодействовала. В 1:23:40 оператор нажал кнопку аварийной защиты. Точная причина этого действия оператора неизвестна. Существует мнение , что это было сделано в ответ на быстрый рост мощности, однако А. С. Дятлов (заместитель главного инженера станции по эксплуатации, находившийся в момент аварии в помещении пульта управления 4-м энергоблоком) утверждает в своей книге, что это было сделано в штатном (а не аварийном) режиме, так как все испытания на этом заканчивались. По его словам, инструктаж перед испытаниями предусматривал глушение реактора с началом выбега, но по какой-то причине это было сделано на 40 секунд позже. Системы контроля реактора также не зафиксировали роста мощности вплоть до включения аварийной защиты. Регулирующие и аварийные стержни начали двигаться вниз, погружаясь в активную зону реактора, но через несколько секунд тепловая мощность реактора скачком выросла до неизвестной величины (мощность зашкалила по всем измерительным приборам). С интервалом в несколько секунд произошло два взрыва, в результате которых реактор был разрушен.О точной последовательности процессов, которые привели к взрывам, не существует единого представления. Общепризнанно, что сначала произошёл неконтролируемый разгон реактора, в результате которого разрушились несколько Тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ), и затем вызванное этим нарушение герметичности технологических каналов (см. РБМК), в которых эти Т В Э Л ы находились. Пар из повреждённых каналов пошёл в межканальное реакторное пространство. В результате там резко возросло давление, что вызвало отрыв и подъём верхней плиты реактора, сквозь которую проходят все технологические каналы. Это чисто механически привело к массовому разрушению каналов, вскипанию одновременно во всем объёме активной зоны и выбросу пара наружу — это был первый взрыв (паровой).Относительно дальнейшего протекания аварийного процесса и природы второго взрыва, полностью разрушившего реактор, нет объективных зарегистрированных данных и возможны только гипотезы. По одной из них, это был взрыв химической природы, то есть взрыв водорода, который образовался в реакторе при высокой температуре в результате паро циркониевой реакции и ряда других процессов. По другой гипотезе, это взрыв ядерной природы,[5][6] то есть тепловой взрыв реактора в результате его разгона на мгновенных нейтронах, вызванного полным обезвоживанием активной зоны. Большой положительный паровой коэффициент реактивности делает такую версию аварии вполне вероятной. Наконец, существует версия, что второй взрыв — тоже паровой, то есть продолжение первого; 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 паро циркониевой и других химических экзотермических реакций».[7][8]
Причины аварии
Существует по крайней мере два различных подхода к объяснению причины чернобыльской аварии, которые можно назвать официальными, а также несколько альтернативных версий разной степени достоверности. Первоначально вину за катастрофу возлагали исключительно, или почти исключительно, на персонал. Такую позицию заняли Государственная комиссия, сформированная в СССР для расследования причин катастрофы, суд, а также КГБ СССР, проводивший собственное расследование. МАГАТЭ в своём отчёте 1986 года[9] также в целом поддержало эту точку зрения. Значительная часть публикаций в советских и российских СМИ, в том числе и недавних, основана именно на этой версии. На ней же основаны различные художественные и документальные произведения, в том числе, известная книга Григория Медведева «Чернобыльская тетрадь».Грубые нарушения правил эксплуатации АЭС, совершённые персоналом ЧАЭС, по этой версии, заключались 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 бы в опасный режим; замалчивание масштаба аварии в первые дни руководством ЧАЭС. Однако в последующие годы объяснения причин аварии были пересмотрены, в том числе и МАГАТЭ. Консультативный комитет по вопросам ядерной безопасности (INSAG) в 1993 году опубликовал новый отчёт[10], уделявший большее внимание серьёзным проблемам в конструкции реактора. В этом отчёте многие выводы, сделанные в 1986 году, были признаны неверными . В современном изложении, причины аварии следующие: реактор был неправильно спроектирован и опасен; персонал не был проинформирован об опасностях; персонал допустил ряд ошибок и неумышленно нарушил существующие инструкции, частично из-за отсутствия информации об опасностях реактора; отключение защит либо не повлияло на развитие аварии, либо не противоречило нормативным документам.
Недостатки реактора
Реактор РБМК-1000 обладал рядом конструктивных недостатков, которые, по мнению специалистов МАГАТЭ, стали главной причиной аварии. Считается также, что из-за неправильной подготовки к эксперименту по «выбегу» генератора и ошибок операторов, возникли условия, в которых эти недостатки проявились в максимальной степени. Отмечается, в частности, что программа не была должным образом согласована и в ней не отводилось достаточного внимания вопросам ядерной безопасности. После аварии были приняты меры для устранения этих недостатков (см. РБМК).Положительный паровой коэффициент реактивност .Во время работы реактора через активную зону прокачивается вода, используемая в качестве теплоносителя. Внутри реактора она кипит, частично превращаясь в пар. Реактор имел положительный паровой коэффициент реактивности, то есть чем больше пара, тем больше мощность, выделяющаяся за счёт ядерных реакций. На малой мощности, на которой работал энергоблок во время эксперимента, воздействие положительного парового коэффициента не компенсировалось другими явлениями, влияющими на реактивность, и реактор имел положительный мощностной коэффициент реактивности. 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 опасным. Кроме того, операторы не был проинформированы о том, что на низких мощностях может возникнуть положительная обратная связь.
«Концевой эффект»
Ещё более опасной была ошибка в конструкции управляющих стержней. Для управления мощностью ядерной реакции в активную зону вводятся стержни, содержащие вещество, поглощающее нейтроны. Когда стержень выведен из активной зоны, в канале остаётся вода, которая тоже поглощает нейтроны. Для того, чтобы устранить нежелательное влияние этой воды, в РБМК под стержнями были помещены вытеснители из не поглощающего материала (графита). Но при полностью поднятом стержне под вытеснителем оставался столб воды высотой 1,5 метра. При движении стержня из верхнего положения, в верхнюю часть зоны входит поглотитель и вносит отрицательную реактивность, а в нижней части канала графитовый вытеснитель замещает воду и вносит положительную реактивность. В момент аварии нейтронное поле имело провал в середине активной зоны и два максимума — в верхней и нижней её части. При таком распределении поля, суммарная реактивность, вносимая стержнями, в течение первых трёх секунд движения была положительной. Это так называемый «концевой эффект», вследствие которого срабатывание аварийной защиты в первые секунды увеличивало мощность, вместо того чтобы немедленно остановить реактор.
Ошибки операторов
Первоначально утверждалось,
что операторы допустили
После отключения системы аварийного охлаждения реактора (САОР) 25 апреля от диспетчера « Киевэнерго » было получено указание отложить остановку энергоблока, и реактор несколько часов работал с отключённой САОР. У персонала не было возможности вновь привести САОР в состояние готовности (для этого нужно было вручную открыть несколько клапанов, а это заняло бы несколько часов[11]), однако с точки зрения культуры безопасности, как её понимают сейчас, реактор следовало остановить, несмотря на требование « Киевэнерго ».25 апреля в течение нескольких часов оперативный запас реактивности (ОЗР), по измерениям, был меньше разрешённого (в этих измерениях, возможно, была ошибка, о которой персонал знал; реальное значение было в разрешённых пределах[12]). 26 апреля, непосредственно перед аварией, ОЗР также (на короткое время) оказался меньше разрешённого. Последнее стало одной из главных причин аварии. Эксперты МАГАТЭ отмечают, что операторы реактора не знали о важности этого параметра. До аварии считалось, что ограничения, установленные в регламенте эксплуатации, связаны с необходимостью поддержания равномерного энерговыделения во всей активной зоне. Хотя разработчикам реактора было известно (из анализа данных, полученных на Игналинской АЭС), что при малом запасе реактивности, срабатывание защиты может приводить к росту мощности, соответствующие изменения так и не были внесены в инструкции. Кроме того, не было средств для оперативного контроля этого параметра. Значения, нарушающие регламент, были получены из расчётов, сделанных уже после аварии на основании параметров, записанных регистрирующей аппаратурой. После падения мощности персонал отклонился от утверждённой программы и по своему усмотрению принял решение не поднимать мощность до предписанных 700 МВт. По словам А. С. Дятлова[12] это было сделано по предложению начальника смены блока Акимова. Дятлов, как руководитель испытаний, согласился с предложением, так как в действовавшем в то время регламенте не было запрета на работу на такой мощности, а для испытаний бо́льшая мощность была не нужна. Эксперты МАГАТЭ считают, что любое отклонение от заранее составленной программы испытаний, даже в рамках регламента, недопустимо. Несмотря на то, что в новом докладе акценты были смещены и основными причинами аварии названы недостатки реактора, эксперты МАГАТЭ считают, что недостаточная квалификация персонала, его плохая осведомлённость об особенностях реактора, влияющих на безопасность, и неосмотрительные действия также явились важными факторами, приведшими к аварии.
Роль оперативного запаса реактивности
Для поддержания постоянной мощности реактора (то есть нулевой реактивности) при малом оперативном запасе реактивности необходимо почти полностью извлечь из активной зоны управляющие стержни. Такая конфигурация (с извлечёнными стержнями) на реакторах РБМК была опасна по нескольким причинам: затруднялось обеспечение однородности энерговыделения по активной зонеувеличивался паровой коэффициент реактивности создавались условия для увеличения мощности в первые секунды после срабатывания аварийной защиты из-за «концевого эффекта» стержней .Персонал станции, по-видимому, знал только о первой из них; ни об опасном увеличении парового коэффициента, ни о концевом эффекте в действовавших в то время документах ничего не говорилось. Следует отметить, что нет прямой связи между проявлением концевого эффекта и оперативным запасом реактивности. Угроза этого эффекта возникает, когда большое количество управляющих стержней находится в крайних верхних положениях. Это возможно только когда ОЗР мал, однако, при одном и том же ОЗР можно расположить стержни по-разному — так что различное количество стержней окажется в опасном положении. В регламенте отсутствовали ограничения на максимальное число полностью извлечённых стержней.