Чернобль

Географическое положение ЧАЭС

ЧАЭС до катастрофы

вид из Космоса

Чернобыльская атомная электростанция расположена в белорусско-украинской пограничной области в болотисто-лесистой местности на берегу реки Припять. В четырех километрах от атомного комплекса расположен город Припять, построенный специально для сотрудников атомной электростанции. На момент аварии там проживало 45 000 человек.

                                                                                    г. Припять

В радиусе 30 километров вокруг реактора располагалось в общей сложности 76 населенных пунктов. В 100-ти километрах южнее ЧАЭС находится столица Украины – город Киев.

Строительство Чернобыльской атомной электростанции было обусловлено стремительным развитием в этом регионе промышленности и гражданского строительства. Угроза нарушения энергетического баланса и, как следствие, возникновения дефицита электроэнергии в Центральном энергетическом районе (самом крупном в Объединенной энергетической системе (ОЭС) Юга) вызвала необходимость в кардинальных решениях на правительственном уровне.

                                                                                          История:

Июль 1966г. — постановлением Совета Министров СССР был утвержден план ввода атомных станций в 1966-1977 гг., согласно которому было запланировано ввести в действие энергетические мощности в размере 11,9 млн. кВт, в том числе с реакторами РБМК (реактор большой мощности канальный) –8 млн. кВт.

Январь 1967г.—  коллегией Госплана УССР было рекомендовано место размещения одной из атомных станций с реактором РБМК – с. Копачи Киевской области. Рекомендованная площадка была выбрана после обследования 16 пунктов в Киевской, Винницкой и Житомирской областях. Расположенная на малопродуктивных землях на правом берегу реки Припять в 12 км от г. Чернобыля, она отвечала всем требованиям водообеспечения, транспорта, санитарно – защитной зоны.

Февраль 1967г. — постановлением ЦК КПСС и СМ СССР утверждены рекомендации Госплана УССР о размещении АЭС возле с. Копачи Киевской области. Будущей станции было дано название Чернобыльская.

Июнь 1969 г.— применение на Чернобыльской АЭС реакторов РБМК-1000 было определено совместным решением Минэнерго СССР и Минсредмаша СССР на основании разработок Уральского отделения института Теплоэнергопроект с дальнейшим проектированием институтом Гидропроект.

Май 1970г.—  приступили к подготовке котлована под 1-й энергоблок.

Июль 1971г.—  закончено строительство ЛЭП 110 кВт подстанции Чернобыльская;

7 декабря 1971г.—  была создана постоянно действующая комиссия по принятию объектов Чернобыльской ГРЭС.
Январь 1973 г.— принято решение Минэнерго СССР. О вводе в действие 1 энергоблока ЧАЭС в 1975 году.

1977 г.— включены в сеть турбогенераторы №2 и №1.Подписан акт приема 1-го энергоблока ЧАЭС в эксплуатацию.

1978-1979 гг.— включены в сеть турбогенераторы №3 и №4.Энергоблок 2 ЧАЭС введен в строй действующих.

3 декабря 1981 г. — осуществлен энергопуск 3-го энергоблока.

25 ноября 1983 г. — на реакторе 4-го энергоблока загружена 1-я ТВС.

28 марта 1984 г. — 4-й энергоблок выведен на проектную мощность 1000 МВт на 3 месяца ранее намеченного срока.

                                                                Технические характеристики реактора

4-й энергоблок ЧАЭС относился к типу кипящих реакторов с графитовым замедлителем. В этом типе реакторов нейтроны, испускаемые при каждом делении ядер урана-235, тормозятся (замедляются) графитом. При этом нейтроны настолько замедляются, что они могут поддерживать цепную реакцию ядерного деления. Теплота, выделяющаяся при ядерном делении, заставляет в реакторах этого типа кипеть воду. Образовавшийся при этом пар приводит в движение турбины АЭС.

 
Западные эксперты-ядерщики критиковали в этом типе реакторов в первую очередь отсутствие защитной оболочки (Containment) и большое количество горючего графита в активной зоне реактора. (см. также Схему кипящего реактора с графитовым замедлителем в разрезе.)

реакторный зал

зал операторов

Взрыв реактора

Авария на четвертом энергоблоке Чернобыльской атомной электростанции произошла в ночь с 25-го на 26-е апреля 1986 года во время проведения испытаний. Эксплуатационный персонал должен был проверить, смогут ли турбины при перерыве в подаче электроэнергии выработать достаточное количество остаточной энергии для питания насосов охлаждения до включения аварийных источников питания.
Чтобы препятствовать прерыванию эксперимента, системы аварийной защиты были сознательно отключены. Для проведения эксперимента нужно было снизить мощность реактора до уровня 25% от номинальной. Однако этот процесс пошел не по плану. Внезапно, по до сих пор не выясненным причинам, мощность реактора упала до уровня ниже 1%. Реактор пришлось снова медленно разгонять. Однако спустя 30 секунд после начала эксперимента мощность вдруг резко возросла. Аварийное гашение реактора (остановка цепной ядерной реакции) не удалось.
В доли секунды мощность и температура возросли во много раз. Реактор вышел из-под контроля. Произошел мощнейший взрыв. Взрывом выбросило плиту, покрывавшую 4-й энергоблок, вес которой составлял 1000 тонн. При температурах свыше 2000С  тепловыделяющие элементы (твэлы) стали плавиться.

типы ТВЭЛ

 Затем загорелась графитовая оболочка реактора. В настоящем огневом шторме радиоактивные продукты деления из оплавляющейся активной зоны стали выбрасываться в атмосферу

При выяснении причин аварии не было возможности обратиться к опыту подобных случаев в истории. Приходилось полагаться на свидетельства очевидцев, а также на результаты замеров и экспериментов, проведенных после аварии. Причинами аварии сегодня считается роковое сочетание человеческой некомпетентности и несовершенства техники.
Эксперимент, во время которого произошла авария, проводился в условиях нехватки времени. Почти разу же после начала эксперимента, 25-го апреля 1986 г., его пришлось прервать на 9 часов. Нужно было поставить электроэнергию в столицу Украины – Киев. В результате эксперимент проводился ночью. Однако на сегодняшний день считается, что решающую роль сыграли многочисленные ошибки в конструкции реактора этого типа.
Сюда относят в первую очередь ручное управление регулирующими стержнями. Мощность реактора снижается при помощи так называемых регулирующих стержней: чем меньше регулирующих стержней находится между твэлами, тем большую мощность вырабатывает реактор. Однако такая система "торможения" в этом типе реактора имеет один роковой недостаток. Когда все стержни выведены, а затем снова вводятся между твэлами, в первый момент это ведет к обратному эффекту. Мощность реактора не снижается. Напротив, в первый момент она начинает возрастать.
Когда большое количество регулирующих стержней одновременно выводится, а затем одновременно вводится обратно, как это и происходило во время эксперимента на ЧАЭС, мощность реактора так сильно возрастает, что реактор разрушается. Подобная ошибка, которая, однако, не привела к таким серьезным последствиям, однажды уже была совершена в 1983 году на реакторе подобного типа в Литве. Однако этим опытом никто не поделился с операторами ЧАЭС

Управление катастрофами (технические аспекты)

В первые 10 часов после аварии, чтобы потушить пожар и таким образом остановить выброс радиоактивных материалов, в активную зону реактора пожарными закачивалась вода. После 10 часов безрезультатных попыток погасить реактор таким способом эти попытки были прекращены. С 27-го апреля по 5-е мая более 30 военных вертолетов постоянно вылетали к реактору. С вертолетов было сброшено среди прочих материалов 2400 тонн свинца и 1800 тонн песка. Это должно было потушить пожар и задержать излучение.

                                                                  МИ-26 проводит дезактивацию ЧАЭС

Но такого эффекта не было достигнуто. Вопреки ожиданиям, под сброшенными материалами теплота стала накапливаться. Температура в реакторе снова поднялась, а с этим увеличилось и количество выбрасываемой активности. Во время последней фазы тушения реактор охлаждали азотом. Только к 6-му мая пожар и радиоактивная эмиссия были взяты под контроль.
На работы по тушению реактора было привлечено 600 мужчин из пожарного подразделения станции и из состава персонала. Они получили наибольшую дозу облучения. 134 человека из них получили дозы облучения от 0,7 до 13 зиверт (Зв). Это означает, что они за несколько часов получили дозу облучения в 13 000 раз превышающую 1 мЗв: в Европейском Союзе 1 мЗв считается максимальным уровнем эффективной дозы, которую может получить человек в течение года из-за влияния атомной электростанции.

31 ликвидатор умер спустя непродолжительное время.

 Работники ЧАЭС, совершившие профессиональный и гражданский подвиг 26 апреля 1986 года во время локализации аварии на 4-м блоке и погибшие от лучевой болезни.

До 1989 года на работы по расчистке в Чернобыле в общей сложности было привлечено около 800 000 мужчин, которые по сегодняшний день ощущают последствия участия в этих работах для их здоровья. 300 000 из них получили дозы облучения свыше 0,5 Зв. Вопрос о том, какое число ликвидаторов на сегодняшний день умерло от последствий облучения, остается спорным. По сведениям, предоставленным официальными инстанциями трех наиболее пострадавших стран-правопреемниц бывшего СССР к настоящему времени умерло 25 000 ликвидаторов

 Управление катастрофами (первая помощь населению)

Лишь только 27-го апреля, спустя 36 часов после аварии, на автобусах были эвакуированы 45 000 жителей города Припять, расположенного в 4 километрах от Чернобыльской АЭС. Этот город до сих пор остается выселенным. В 30-километровой зоне вокруг реактора люди должны были покинуть свои дома до 5-го мая. В течение 10 дней было эвакуировано 130 000 человек из 76 населенных пунктов этой зоны.

                                                                                         покинутый город

Эту территорию объявили запретной зоной. С этого момента для нахождения в зоне нужно было иметь специальное разрешение. Это должно было также препятствовать распространению радиации по другим территориям.

Несмотря на официальный запрет на проживание в запретной зоне, на сегодняшний день в свои прежние деревни возвратилось, по меньшей мере, 800 человек, в основном пожилые люди.

С 1 мая 1986 года на зараженных территориях начал проводиться радиометрический контроль молока и питьевой воды.

                                              ВТС “ Ладога “ ( высокозащищённое транспортное средство )

                                                                                радиационный дозор

Только 23 мая 1986 года началось официальное распространение среди населения йодсодержащих препаратов, которые должны были препятствовать поглощению щитовидной железой радиоактивного йода. С медицинской точки зрения было уже слишком поздно, т.к. основной выброс радиоактивного йода произошел еще в первые 10 дней после аварии.

За прошедшее десятилетие были сделаны многочисленные попытки разобраться с сущностью Чернобыльской аварии и причинами, приведшими к ней. Законченной и экспериментально подтвержденной версии Чернобыльской аварии до настоящего времени не создано.

                                                      Версии возникновения и развития аварии .

  Объективное изучение событий, связанных с возникновением и развитием аварии на 4-м энергоблоке Чернобыльской АЭС, началось 27-28 апреля 1986г., когда специалистам стала доступна информация об основных параметрах работы 4-го энергоблока перед аварией и в ее первой фазе, зарегистрированная системами измерения до момента их разрушения.                               

                                Версия Межведомственной комиссии .

  Версия, разработанная на месте происшествия, состояла в том, что авария произошла вследствие запаривания технологических каналов активной зоны из-за срыва циркуляции в контуре МПЦ. Срыв циркуляции произошел из-за несоответствия расхода питательной воды и расхода теплоносителя в контуре МПЦ. Последующий углубленный анализ теплогидравлического режима работы ГЦН, выполненный в конце мая 1986 года разработчиком ГЦН, не подтвердил предположения о срыве и кавитации ГЦН. Было установлено, что наименьший запас до кавитации имел место за 40 секунд до аварии, но был выше того, при котором мог произойти срыв ГЦН.

                  Версия Минэнерго СССР на основе расчетов ВНИИАЭС  .

 В конце мая 1986 г. после изучения имевшихся данных и проведения расчетов во Всесоюзном НИИ атомных электростанций (ВНИИАЭС) группа специалистов Минэнерго СССР сделала дополнения к акту, в котором причинами аварии были названы: - принципиально неверная конструкция стержней СУЗ - положительный паровой и быстрый мощностной коэффициент реактивности - большой расход теплоносителя при малом расходе питательной воды - нарушение персоналом регламентного значения оперативного запаса реактивности (ОЗР), малый уровень мощности - недостаточность средств защиты и оперативной информации для персонала - отсутствие указаний в проекте и технологическом регламенте об опасности нарушения установленного уровня ОЗР.                                     

                                        Версия Межведомственного НТС .

  На заседаниях Межведомственного научно-технического совета (НТС), проведенных 02.06.86 и 17.06.86 , результатам расчетов ВНИИАЭС, продемонстрировавшим, что недостатки конструкции реактора в значительной мере явились причиной катастрофы, не было уделено серьезного внимания. По существу, все причины аварии были сведены исключительно к ошибкам в действиях персонала.

                                       Версия экспертов СССР к сессии МАГАТЭ.

   В июле 1986 г. в ходе подготовки к специальной сессии МАГАТЭ был выполнен первый расчетный анализ аварии на упрощенной схеме модели. В докладе, предоставленном советскими экспертами на этой сессии в августе 1986 г., первопричиной аварии было названо "крайне маловероятное сочетание нарушений порядка и режима эксплуатации, допущенных персоналом энергоблока". Отмечалось также, что "катастрофические размеры авария приобрела в связи с тем, что реактор был приведен персоналом в такое нерегламентное состояние, в котором существенно усилилось влияние положительного коэффициента реактивности на рост мощности". В этом же докладе были указаны следующие допущенные нарушения: - снижение оперативного запаса реактивности существенно ниже допустимой величины; - подключение к реактору всех ГЦН с превышением расхода по отдельным ГЦН, установленного регламентом; - блокировка защиты реактора по сигналу остановки двух ТГ; - блокировка защит реактора по уровню воды и давлению пара в барабане-сепараторе ; - отключение системы защиты реактора от МПА (максимальной проектной аварии) (отключение САОР).

                  Версия института атомной энергии (ИАЭ) им. Курчатова .

  К октябрю 1986 г. в ИАЭ был проведен анализ версий, объяснявших взрывной характер аварии: 1. Взрыв водорода в бассейне-барботере 2. Взрыв водорода в нижнем баке контура охлаждения СУЗ 3. Диверсия (взрыв заряда с разрушением трубопроводов контура циркуляции) 4. Разрыв напорного коллектора ГЦН или раздаточного группового коллектора 5. Разрыв барабана-сепаратора или пароводяных коммуникаций 6. Эффект положительного выбега реактивности от вытеснителей стержней СУЗ 7. Неисправность автоматического регулятора 8. Грубая ошибка оператора при управлении стержнями ручного регулирования 9. Кавитация ГЦН, приводящая к подаче пароводяной смеси в технологические каналы 10. Кавитация на дроссельно-регулирующих клапанах 11. Захват пара из барабана-сепаратора в опускные турбоприводы 12. Пароциркониевая реакция и взрыв водорода в активной зоне 13. Попадание в реактор сжатого газа из баллонов САОР Анализ был построен на выявлении противоречий между ожидаемым эффектом рассматриваемой версии аварии с имеющимися объективными данными, зафиксированными программой ДРЕГ. В результате проведенных исследований стало очевидно, что единственной гипотезой, не противоречащей объективным данным, является версия, связанная с эффектом вытеснителей стержней СУЗ.

       Версия первой международной рабочей группы по тяжелым авариям и их последствиям  .

 В октябре-ноябре 1989 г. различные аспекты чернобыльской аварии были детально обсуждены на первой международной рабочей группе по тяжелым авариям и их последствиям (Дагомыс, СССР). Причиной аварии была единодушно признана '"нестабильность реактора, вызванная как недостатками конструкции реактора, так и режимом его работы". Катастрофических масштабов авария достигла из-за положительного парового эффекта реактивности и недостатков конструкции поглощающих стержней. Действия персонала перед аварией были таковы, что способствовали проявлению этих недостатков реактора. Нарушив некоторые регламентные ограничения (по величине ОЗР и расходу теплоносителя), персонал практически вывел реактор в область "белого пятна", где поведение реактора не было изучено и оказалось ядерно-неустойчивым.

Саркофаг и закрытие ЧАЭС

За 7 месяцев разрушенное здание реактора и его расплавившаяся активная зона были укрыты под сооружением из стали и бетона. Это укрытие или "саркофаг", должен был защитить прилегающую территорию от излучения и локализировать оставшееся ядерное топливо."Саркофаг" считается временным сооружением. Его долговечность обеспечена на срок от 20-ти до 30-ти лет. Самой серьезной проблемой считается его стабильность: его строили в большой спешке и его несущие конструкции могут проржаветь.
В 1997 году странами Большой семерки, Россией, Европейским сообществом и Украиной, совместно с Европейским Банком Реконструкции и Развития (EBRD), была принята Программа по введению в строй оболочки (Shelter Implementation Plan). Новая защитная оболочка предоставит возможность надежно изолировать радиоактивные материалы сроком как минимум на 100 лет .
Новая оболочка, весом в 20 000 тонн, покроет оставшиеся отходы в 4-м реакторе Чернобыльской АЭС. Согласно официальным сообщениям, этот проект, стоимостью в 768 млн евро, будет окончательно завершен к 2008-му году
Через 3 года после аварии Советское правительство заморозило строительство 5-го и 6-го энергоблоков на территории ЧАЭС. В 2000 г., после длительных международных переговоров, Чернобыльский атомный комплекс был полностью выведен из эксплуатации.

Ядерная политика Советского Союза в 1986 г.
План ввода в СССР электростанций к 1986 г. в основном базировался на двух различных типах реакторов: реакторы, охлаждаемые водой под давлением, и кипящие реакторы с графитовым замедлителем. Последние называются также реакторами большой мощности канального типа (РБМК). Четыре реактора Чернобыльского комплекса были построены в 1978/79 годах.
Чернобыльская АЭС на Украине считалась в Советском Союзе образцовой, и ее собирались расширять. В 1986 г. на ЧАЭС эксплуатировалось 4 энергоблока типа РБМК мощностью в 1000 мегаватт каждый, шло строительство еще двух энергоблоков