Авария на Чернобльской АЭС

26.04.1986

Авария на Чернобыльской АЭС

В ночь на 26 апреля 1986 года на четвертом энергоблоке Чернобыльской атомной электростанции (ЧАЭС), расположенной на территории Украины (в то время Украинской ССР) на правом берегу реки Припять в 12 километрах от города Чернобыля Киевской области, произошла крупнейшая в истории мировой атомной энергетики авария.

Разрушение четвёртого энергоблока Чернобыльской атомной электростанции носило взрывной характер, реактор был полностью разрушен, а в окружающую среду 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. 134 человека перенесли лучевую болезнь той или иной степени тяжести. Более 115 тысяч человек из 30-километровой зоны были эвакуированы. Для ликвидации последствий были мобилизованы значительные ресурсы, более 600 тысяч человек участвовали в ликвидации последствий аварии.

В течение первых трёх месяцев после аварии погиб 31 человек, ещё 19 смертей с 1987 по 2004 год предположительно можно отнести к её прямым последствиям. Высокие дозы облучения людей, в основном из числа аварийных работников и ликвидаторов, послужили или могут послужить причиной четырёх тысяч дополнительных смертей от отдалённых последствий облучения.

Облако, образовавшееся от горящего реактора, разнесло различные радиоактивные материалы, прежде всего радионуклиды йода и цезия, по большей части Европы. Наибольшие выпадения отмечались на территориях вблизи реактора, относящихся теперь к Белоруссии, Украине и России.

Чернобыльская авария стала событием большого общественно-политического значения для СССР. Всё это наложило определённый отпечаток на ход расследования её причин. Подход к интерпретации фактов и обстоятельств аварии менялся с течением времени, и единого мнения нет до сих пор.

"Чернобыльская авария ведь не первая. До этого были события на комбинате "Маяк" (1957 год), на Белоярской АЭС (1960-70 годы). Были и другие опасные инциденты. Чернобыль – это первая катастрофа, которую не удалось скрыть, потому что радиоактивное облако накрыло не только часть территории Украины, России и Белоруссии, но и ряд европейских стран, вплоть до Италии."

– почетный главный конструктор ЦНИИ РТК Евгений Юревич

Хронология

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 и главных циркуляционных насосов в случае обесточивания электроснабжения собственных нужд станции. Однако данный режим не был отработан или внедрён на АЭС. 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—1985 годах, также по разным причинам заканчивались неудачно.

Испытания должны были проводиться 25 апреля 1986 года на мощности 700—1000 МВт (тепловых), 22—31 % от полной мощности реактора. Примерно за сутки до аварии (к 3:47 25 апреля) мощность реактора была снижена примерно до 50 % (1600 МВт).

В 14:00, в соответствии с программой, была отключена система аварийного охлаждения реактора. Однако дальнейшее снижение мощности было запрещено диспетчером Киевэнерго.

В 23:10 запрет был отменён диспетчером. 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 возрос практически до исходного значения и продолжал возрастать. При дальнейшем снижении мощности разотравление прекратилось и снова началось отравление.

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 на автоматический регулятор общей мощности оператор не смог удержать мощность реактора на заданном уровне, и она провалилась (тепловая — до 30 МВт, нейтронная — до нуля). Персонал, находившийся на посту управления, принял решение о восстановлении мощности реактора и (извлекая поглощающие стержни реактора) через несколько минут добился её роста и в дальнейшем — стабилизации на уровне 160—200 МВт (тепловых). При этом оперативный запас реактивности непрерывно снижался из-за продолжающегося отравления. Соответственно, операторы продолжили извлекать стержни ручного регулирования.

После достижения 200 МВт тепловой мощности были включены дополнительные главные циркуляционные насосы, и количество работающих насосов доведено до восьми. Согласно программе испытаний, четыре из них, совместно с двумя дополнительно работающими питательными насосами, должны были служить нагрузкой для генератора «выбегающей» турбины во время эксперимента. Дополнительное увеличение расхода теплоносителя через реактор привело к уменьшению парообразования. Кроме того, 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.

В 1:23:04 начался эксперимент. Из-за снижения оборотов насосов, подключённых к «выбегающему» генератору, и положительного парового коэффициента реактивности 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 заниженного (не регламентного) оперативного запаса реактивности реактор не был заглушен, а наоборот, начал разгоняться. Через 1—2 секунды был записан фрагмент сообщения, похожий на повторный сигнал АЗ-5. В следующие несколько секунд зарегистрированы различные сигналы, свидетельствующие об очень быстром росте мощности, затем регистрирующие системы вышли из строя.

Произошло, по различным свидетельствам, от одного до нескольких мощных ударов (большинство свидетелей указали на два мощных взрыва).

К 1:23:47—1:23:50 реактор был полностью разрушен.

По принятому сигналу о пожаре на станцию выдвинулись два пожарных расчета, один из них был направлен из города Припять.

По прибытию на место аварии пожарные были разделены на две команды. Первая команда занималась тушением пожара, к 4:00 удалось стабилизировать возгорание и исключить переход пламени на третий реактор.

К 6:00 пожар был полностью потушен. Вторая часть команды занималась расчисткой доступа к измерительному прибору, который имел большую точность и был необходим для проведения измерительных работ по произошедшему загрязнению.

До момента проведения измерительных работ считалось, что реактор уцелел. Однако по окончанию работ по тушению пожара был установлен факт его полного разрушения.

Первично в Москву был направлен рапорт о стабилизации обстановки после Чернобыльской аварии, однако полученные данные с измерительных приборов свидетельствовали о большом уровне радиоактивных веществ, выброшенных в атмосферу.

В 23:00 было принято решение об эвакуации населения с территории в 30 километров. Эвакуации подлежал 81 населенный пункт.

Эвакуация была проведена 27 апреля 1986 года, в эвакуации города Припять были задействованы 1200 автобусов и более ста единиц военизированной техники высокой проходимости.

После эвакуации мирного населения город Припять был использован для размещения штаба комиссии по ликвидации аварии.

С 29 апреля по 6 мая с вертолетов (было больше 1 800 вылетов) стали забрасывать реактор поглощающими материалами, в итоге в развал на ЧАЭС было сброшено порядка 5 000 тонн материалов со свойствами поглощения, это позволило в тысячи раз снизить выброс радиоактивных веществ в окружающую среду.

Также начали деактивировать здания и промплощадки, и временно разрешили допустимое в воде и пищевых продуктах содержание йода- 131. После взрыва в Чернобыле была введена временная предельная доза индивидуального облучения в 10 бэр/год.

Первое время проводимые работы были направлены на снижение радиоактивных выбросов из разрушенного реактора и предотвращение ещё более серьёзных последствий.

Была вероятность, что из-за остаточного тепловыделения в топливе, остающемся в реакторе, произойдёт расплавление активной зоны ядерного реактора.

Расплавленное вещество могло бы проникнуть в затопленное помещение под реактором и вызвать ещё один взрыв с большим выбросом радиоактивности.

Вода из этих помещений была откачана. Также были приняты меры для предотвращения проникновение расплава в грунт под реактором.

Был вырыт 136-метровый тоннель под реактор. Для предотвращения заражения грунтовых вод (а вместе с тем и реки Днепр) в грунте вокруг станции была сооружена защитная стена, глубина которой местами доходила до 30 метров.

В течение 10 дней инженерными войсками были отсыпаны дамбы на реке Припять.

Затем начались работы по очистке территории и захоронению разрушенного реактора.

Вокруг 4-го блока был построен бетонный «саркофаг». Так как было принято решение о запуске 1-го, 2-го и 3-го блоков станции, радиоактивные обломки, разбросанные по территории АЭС и на крыше машинного зала были убраны внутрь саркофага или забетонированы.

В помещениях первых трёх энергоблоков проводилась дезактивация.

Также была введена временная предельная доза индивидуального облучения в 10 бэр/год.

28 июня завершили сооружение защитной плиты под разваленным реактором.

В сентябре закончили самые необходимые защитные работы бассейна реки Припять.

Что интересно, авария в Чернобыле произошла в апреле, в октябре ввели в строй 1-й энергоблок, а в ноябре и 2-й блок ЧАЭС.

Проводимые работы смогли снизить уровень загрязнения территории, однако воды реки Припять все равно произвели разнос радиоактивных веществ, в виду чего территория загрязнения значительно увеличилась.

Расследование причин аварии

Государственная комиссия, сформированная в СССР для расследования причин катастрофы, возложила основную ответственность за неё на оперативный персонал и руководство ЧАЭС. 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.

Грубые нарушения правил эксплуатации АЭС, совершённые её персоналом, согласно этой точке зрения, 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». Кроме того, комиссия проанализировала действовавшие на момент аварии нормативные документы и не подтвердила некоторые из ранее выдвигавшихся в адрес персонала станции обвинений.

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. 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.

Положительный паровой коэффициент реактивности

В процессе работы реактора через активную зону прокачивается вода, используемая в качестве теплоносителя, но являющаяся также замедлителем и поглотителем нейтронов, что существенно влияет на реактивность. Внутри реактора она кипит, частично превращаясь в пар, который является худшим замедлителем и поглотителем, чем вода. 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. 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.

"Концевой эффект"

«Концевой эффект» в реакторе РБМК возникал из-за неудачной конструкции стержней управления и защиты и впоследствии был признан ошибкой проекта и, как следствие, одной из причин аварии. Суть эффекта заключается в том, что при определённых условиях в течение первых нескольких секунд погружения стержня в активную зону вносилась положительная реактивность вместо отрицательной. Конструктивно стержень состоял из двух секций: поглотитель (карбид бора) длиной на полную высоту активной зоны и вытеснитель (графит), вытесняющий воду из части канала стержня при полностью извлечённом поглотителе. Проявление данного эффекта стало возможным благодаря тому, что стержень, находящийся в крайнем верхнем положении, оставляет внизу семиметровый столб воды, в середине которого находится пятиметровый графитовый вытеснитель. Таким образом, в активной зоне реактора остаётся пятиметровый графитовый вытеснитель, и под стержнем, находящимся в крайнем верхнем положении, в канале СУЗ остаётся столб воды. Замещение при движении стержня вниз нижнего столба воды графитом с более низким сечением захвата нейтронов, чем у воды, и вызывало высвобождение положительной реактивности.

При погружении стержня в активную зону реактора вода вытесняется в её нижней части, но одновременно в верхней части происходит замещение графита (вытеснителя) карбидом бора (поглотителем), а это вносит отрицательную реактивность. Что перевесит и какого знака будет суммарная реактивность, зависит от формы нейтронного поля и его устойчивости (при перемещении стержня). А это, в свою очередь, определяется многими факторами исходного состояния реактора.

Для проявления концевого эффекта в полном объёме (внесение достаточно большой положительной реактивности) необходимо довольно редкое сочетание исходных условий.

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. Существование концевого эффекта было обнаружено в 1983 году во время физических пусков 1-го энергоблока Игналинской АЭС и 4-го энергоблока Чернобыльской АЭС. 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 о том, что эксплуатационный персонал АЭС знал о концевом эффекте.

Ошибки персонала

Нарушением регламента, существенно повлиявшим на возникновение и протекание аварии, была, несомненно, работа реактора с малым оперативным запасом реактивности. В то же время не доказано, что авария не могла бы произойти без этого нарушения.

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 оперативным запасом реактивности была ошибкой независимо от того, как эти режимы были представлены в регламенте эксплуатации и независимо от наличия или отсутствия ошибок в конструкции реактора.

Роль оперативного запаса реактивности

Оперативному запасу реактивности при анализе развития аварии на ЧАЭС уделяется большое внимание. Оперативный запас реактивности — это положительная реактивность, которую имел бы реактор при полностью извлечённых стержнях управления и защиты. В реакторе, работающем на постоянном уровне мощности, эта реактивность всегда скомпенсирована (до нуля) отрицательной реактивностью, вносимой стержнями управления и защиты. 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 оперативного запаса реактивности несёт и определённую потенциальную опасность, поскольку означает достаточно высокое значение реактивности, которая может быть внесена в реактор из-за ошибочного извлечения стержней.

В то же время на реакторах РБМК низкое значение оперативного запаса реактивности фатальным образом влияло на безопасность реактора. 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 РБМК была опасна по нескольким причинам:

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, 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.

Между проявлением концевого эффекта и оперативным запасом реактивности нет жёсткой связи. Угроза ядерной опасности возникает, когда большое количество стержней находится в крайних верхних положениях. Это возможно, только если оперативный запас реактивности мал, однако при одном и том же оперативном запасе реактивности можно расположить стержни по-разному — так что различное количество стержней окажется в опасном положении.

В регламенте отсутствовали ограничения на максимальное количество полностью извлечённых стержней. Кроме того, проектом не были предусмотрены адекватные средства для измерения оперативного запаса реактивности. 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. Таким образом, оперативный запас реактивности не может рассматриваться как оперативно управляемый параметр, тем более что погрешность его оценки зависит от формы нейтронного поля.