Обсуждение аварии на ЧАЭС

Такого масштаба - да. Первая и надеюсь единственная. Подобные были. В ВМФ. И опыт у моряков в ликвидации ядерных аварий был очень большой.

Одна Чажма чего стоит.....

 

... и это.... вода в принципе не могла усилить реакцию. На скорость ядерной реакции температура и прочие физические факторы не влияют.

Мгновенно испаряясь вода стала основным переносчиком радиоактивного загрязнения.

А пожарников искренне жаль. Они выполнили свой долг до конца...

 

Чьи-то воспоминания об эвакуации http://mamasha-hru.livejournal.com/30358.html

 

я конечно не спец в ядерных реакторах, но тема была мне оч интересна, и некоторое время назад я много чего перечитал. ссылок увы, не приведу, тк было сие достаточно давно. но картинка произошедшего - в принципе сформировалась как имхо...

ну вот собственно это имхо.

1. у реактора снизили мощность для проведения экперимента по выбегу. и тем самым ввалили его в "йодную яму". http://bluesbag6.narod.ru/index19.html 4й абзац.

2. мощность по итогу упала меньше регламентой, и реактор стали вытягивать из "йодовой ямы" путём выведения стержней, т.е. его разгона. отравленый йодом реактор тугой на управление, и выведение даже большого числа стержней не приводит к существенному повышению его мощности.

3. выведение большого числа стержней-замедлителей привело к тому, что процентное содержание тепловых нейтронов снизилось в общем потоке, в то же время % и плотность потока быстрых и сверх-быстрых нейтронов, которые находятся вне сечения захвата урана существенно выросло. поскольку эти нейтроны обладали такой энергией, при которой они не могли быть захвачены ядром урана, в процессе деления они не участвовали. не уверен на 100%, но както-очень близко к теме. возможно эти нейтроны и захватывались другими изотопами,и участвовали в процессе деления, но процент энергоотдачи от них был ничтожно мал.

4. после лавинообразного нарастания можности реактора, которое хз почему возникло, забыл , операторы вводят стержни - замедлители. которые тут же тормознули быстрые и сверхбыстрые нейтроны до тепловых скоростей. естественно, плотность потока именно тепловых нейтронов, при этом существенно выросла, и была тут же захвачена ядрами урана. что привело к всплеску мощности.

занавес.

резюме. введение стержней не привело бы к таким катастрофическим последствиям, если бы реактор не был перед этим загнан в режим работы на быстрых и сверх быстрых нейтронах.

имхо конечно. звыняйте если где не прав.

 

Вы не вполне представляете себе процесс управления реактивностью реактора. Автоматика (на малой мощности это АР) стремится к поддержанию заданной мощности (в нашем случае 200 МВт т.) и сама управляет стержнями соответствующей группы. СИУР обеспечивал работу автоматики, "помогая" ей держать мощность. "Громадное" количество стержней - это сказано громко Имеются чёткие таблички расположения стержней СУЗ на определённые моменты времени.

Вы, видимо, имеете в виду снижение ОЗР ниже определённого регламентом значения 15 стержней. Однако данный показатель оставался в норме до включения четырёх ГЦН в дополнение к уже работавшим (получаем снижение паросодержания в активной зоне плюс увеличение расхода пит. воды), и уменьшение его было компенсировано снижением расхода по КМПЦ в процессе выбега. Цитирую Карпана: «в течение 40 секунд после
начала испытаний, ОЗР только возрастал, потому что параметры, которые привели ОЗР к резкому снижению перед началом работы по программе, стали меняться в обратную сторону. Уменьшение расхода по КМПЦ за счет уменьшения оборотов выбегающих ГЦН и увеличение температуры теплоносителя после снижения расхода питательной воды (Gпв)B до уровня 250 т/ч, вызвали освобождение такой же по величине
реактивности, которая была потеряна перед началом испытаний».

Не забывайте, что реальное значение парового коэффициента реактивности РБМК на малых мощностях исключительно сильно отличалось от расчётного. Этот факт самым прямым образом сказался на развитии аварии.

Вам необходимо также знать, что ни в ТР, ни в каких-либо иных документах данный параметр не рассматривался в качестве опасного. Процитирую В.М. Дмитриева:

«…возникнет недоумение. Что за абсурд, почему малый ОЗР ядерноопасен? Ведь чем меньше ОЗР, тем меньше положительной реактивности можно высвободить в реакторе и тем меньше шансов его взорвать (с помощью разгона на мгновенных нейтронах или как-то еще). И не на одном реакторе кроме РБМК такого чуда, как ядерная опасность малого ОЗР, нет.

Так в чем же дело, как такое происходит в реакторе РБМК, и почему, если малый ОЗР безопасен, регламент его запрещает?

Начнем с регламента. Регламент писал Главный конструктор. Поэтому открываем его книгу, "библию" по реактору РБМК и на стр. 34 читаем.

"…в зависимости от характера изменения нагрузки в энергосистеме и соответствующих требований, предъявляемых к изменению мощности реактора, должен поддерживаться тот или иной запас реактивности, который оказывает непосредственное влияния на глубину выгорания топлива. Все характеристики реактора РБМК рассчитаны в предположении, что оперативный запас реактивности равен 1%. В этом случае допустимо снижение мощности реактора до 50% от номинального уровня без попадания в иодную яму. Для расширения допустимого диапазона снижения мощности необходимо увеличивать оперативный запас реактивности, что либо уменьшит глубину выгорания топлива, либо потребует увеличения начального обогащения топлива для сохранения глубины выгорания."

И далее читаем на стр.35:

"Оперативный запас реактивности оказывает также влияние на допустимое время полной остановки реактора или снижения мощности или на время вынужденного простоя реактора в случае попадания его в иодную яму. Так, при изменении мощности реактора со 100%-ного уровня и оперативном запасе 1% допустимое время полной остановки реактора составляет ~1 ч, а время вынужденного простоя ~24 ч; для оперативного запаса 2% эти времена равны 3 и 18 ч соответственно."

И это все, больше о запасе реактивности ни слова. Ни о какой опасности малого ОЗР речи не идет, а только об экономической целесообразности. Вынужденное время простоя, выгорание, обогащение, это всё показатели эффективности данного типа реактора.

Обратим внимание на два узловых момента. Главный конструктор при выборе характеристик и режимов работы своего реактора рассматривает ОЗР не как некий порог для условий эксплуатации, а как некие желаемые значения. Как бы оптимальным является для ОЗР диапазон от 1% до 2%. Если меньше этого диапазона, то будут возникать слишком большие простои и будет низкая оперативность управления, если больше, то слишком дорого будет обходиться топливо.

1% и 2% - это и есть эти самые магические числа 15 ст.РР и 30 ст.РР. А как буднично они появились, без всякого трубного гласа и фанфар. Может у кого-то возникнет вопрос, а почему этих чисел два, а не одно. Ответ простой. ОЗР меняется в процессе работы реактора в широких пределах, никого не спрашивая (отравление, выгорание и т.д.), и не всегда легко с этим справиться одними лишь только органами регулирования. Поэтому и дается диапазон на все случаи жизни.

Когда реактор работает в режиме начальной загрузки и запас реактивности у него более 20%, для его компенсации используются дополнительные поглотители (ДП). Эти ДП постепенно извлекаются (по мере выгорания топлива) так, чтобы оперативный запас реактивности поддерживался на уровне порядка 2% и выше (экономика здесь вся съедена дополнительными поглотителями, и на неё внимания можно особо не обращать). Когда все ДП извлечены, реактор переходит в режим стационарной перегрузки топлива (на ходу). Кассеты (топливные сборки) с выгоревшим топливом выгружаются, а со свежим топливом загружаются, одновременно производится перестановка и других касет для достижения равномерности выгорания. В этом режиме запас реактивности реактора поддерживается на уровне 2% за счет подпитки свежим топливом, и весь этот запас - оперативный (т.е. он компенсируется только стержнями регулирования). Стоит поработать на постоянной 100%-ной мощности 1 месяц без перегрузок и ОЗР за счет эфекта выгорания уменьшится с 30 ст.РР до 15 ст.РР, ну а если нужен будет переход на разные уровни мощности, то тут вступит отравление и другие эффекты, и может не хватить даже диапазона в 30-15 ст.РР для ОЗР.» Конец цитаты.

В условиях отсутствия контроля за текущим показателем ОЗР (ну не было такого прибора на БЩУ!) ситуация с пониженным ОЗР могла возникать на переходных режимах не раз.

Вот вам ситуация: допустим, вы СИУР на РБМК (до 1986 года). Вы работаете на малой мощности и (что уже само по себе редкость) вдруг увидели на распечатке ДРЕГ показатель ОЗР менее 15 стержней. Что Вы делаете? Принимаете решение глушить реактор? А каким образом? У вас только кнопка АЗ-5. Нажатие АЗ-5 -> взрыв. Вам не кажется, что это ненормальная логика системы управления?

Ещё раз. Для заглушения реактора имеется только одно устройство – АЗ. На мощностях ниже 20% это только АЗ-5. Так что тут опять не «прихоть» оператора. Он действует теми механизмами, которые предоставлены ему конструктором.

Совершенно неверно. Во-первых, «проектировщики» РУ должны предусмотреть ВСЕ режимы работы реактора, и в особенности опасные. Во-вторых, как уже было сказано, если данный режим опасен, почему об этом нет чёткого упоминания? В отношении всех остальных «опасностей» у СИУРа были чёткие предупреждения, отражённые в ТР. И, в-третьих, сконструированная в соответствии с ПБЯ АЗ должна уверенно глушить реактор в ЛЮБЫХ условиях. Это требование непреложное. Однако оно соблюдено не было и, более того, АЗ была спроектирована диаметрально наоборот.

Если интересно, могу дать ссылки на описание аварии на ЛАЭС 1974 года (локальный всплеск мощности привёл к разрушению нескольких ТВЭЛ и ТК). А также на заключения инженеров ИАЭС и ЧАЭС, отмечавших «концевой эффект» и докладывавших о нём проектировщику. Об отсутствии приборов контроля за ОЗР см. выше.

Подчеркну ещё раз, что такое «свойство» АЗ – ГРУБЕЙШЕЕ нарушение действовавших (и действующих) норм безопасности.

Цитирую Карпана:

«Правила ядерной безопасности допускали возникновение на реакторе ядерноопасных режимов. Пункт 5.7 ПБЯ-04-74 гласил: «В случае возникновения ядерноопасного режима должны быть приняты меры к восстановлению нормальных условий эксплуатации АЭС, или приведена в действие система аварийной защиты реактора». Персонал привел в действие систему аварийной защиты реактора, выполнил данное требование Правил и не его вина, что реактор этой защитой был взорван.

Авария могла быть предотвращена, или могла иметь значительно меньшие последствия, если бы стержни УСП на 4 блоке ЧАЭС были введены в состав аварийной защиты. По этой проблеме имелось давнее предписание Госатомнадзора СССР (п. 5.3 Акта Комиссии ГАН от 04.12.76, инв. № 29-ЭП, «О проверке готовности 1-го блока Курской АЭС к проведению первого этапа энергопуска»), по которому Научному руководителю и Главному конструктору было дано всего шесть месяцев на устранение этого
недостатка СУЗ. Но, по неизвестным причинам, головные организации логику АЗ не пересмотрели и станции были вынуждены исправлять ошибки проекта самостоятельно.
Вывод: Оперативный персонал действительно нарушил требование технологического регламента, неумышленно допустив снижение запаса реактивности ниже 15 стержней. Но СИУР не видел этого снижения, поскольку Главным конструктором не были созданы технические средства для непрерывного контроля ОЗР. И самое главное, персонал не был предупрежден Научным руководителем о том, что нажатие кнопки АЗ-5, в состоянии реактора с малым запасом реактивности, приводит к разгону его мощности и взрыву.»

 

Спасибо за вполне мотивированный комментарий. Видно, что Вы действительно занимались изучением вопроса.

После того, как мощность была снижена утром 25-го (до 50%), реактор уже успел разотравиться, и к вечеру 26-го "иодная яма" была уже пройдена. Другое дело, что после провала мощности, случившегося после полуночи, ксеноновое отравление опять стало играть существенную роль.

Мощность критически упала в момент перехода с ЛАР на АР (по свидетельству А. Фатахова, работавшего инструктором ВИУРов, управление РБМК обр. 1986 года на данных режимах чрезвычайно сложно, вследствие опять же его конструктивных особенностей, и ставить в вину Л. Топтунову данный провал нельзя). Далее - отчасти верно, но всё же к 01.10 (за 12 мин до выбега) ОЗР составлял около 17 стержней РР.

Тут немного напутано. Во-первых, "режима работы на быстрых нейтронах" не существует. Есть понятие "разгон на мгновенных нейтронах" (подробности, например, тут: http://ru.wikipedia.org/wiki/Период_реактора) Он возникает в случае введения в реактор положительной реактивности, которая превышает число "бета" (т.е. долю тепловых нейтронов, то есть отношение числа запаздывающих нейтронов к числу всех вторичных нейтронов деления). Стержни СУЗ являются не замедлителями, а поглотителями нейтронов. А вот их продолжение - вытеснители, "висящие" в акт. зоне (из экономических соображений) в то время, как стержни выведены из неё, заполнены графитом и поглощают нейтроны менее эффективно, чем вода. Поэтому по мере вытеснения воды, находящейся в КОСУЗ, в нижней части зоны вводилась положительная реактивность в течение первых 3 секунд движения стержней СУЗ с верхних концевиков.

 

и судя по всему этих 3х секунд хватило реактору, который к тому времени уже был на пределе.

вопрос немного не в тему, но всё таки. на ввэр-1000, при проведении подобного экперимента по выбегу, с аналогичными действия персонала - возможен такой же исход событий, или нет ?

 

Имеется небольшая тонкость. Не хотел пока об этом, пока не разобрали более "грубые" вопросы до конца.

Ряд знающих "на ты" реактор людей считают, что взрыв вызвал не просто "концевой эффект" во время движения стержней СУЗ после нажатия кнопки АЗ-5. На телетайпе есть недопечатанный сигнал "авар з..." в 01.23.41, спустя 2 секунды после первого сигнала АЗ-5. Исходя из логики систем управления, этот "недопечатанный" сигнал АЗ не может быть ничем иным, кроме как АЗ-5. И вот тут начинается самое интересное: предполагается, что СИУР после нажатия АЗ-5 и первоначального снижения реактивности отпустил кнопку. И вот это самое отпускание её и кратковременная остановка стержней и повлекла такие последствия - "концевой эффект" разыгрался в полную силу. Телетайп зафиксировал спустя 2 секунды повторное нажатие кнопки, которое уже ничего изменить не могло.

На форуме pripyat.com есть серьёзная разработка этой теории. Я не смогу адекватно всё пересказать, я всё же ещё не специалист; думаю, желающие найдут сами. Отмечу только, что подтверждением такой версии может быть тот факт, что во всех предыдущих случаях, на других станциях и на ЧАЭС "концевой эффект" хоть и проявлял себя, но нигде прежде не давал таких катастрофических результатов.

Также один из основных доводов в пользу - это то, что в числе первых мер доработки РБМК, принятых после аварии, было введение "запоминания" сигнала с кнопки - после её нажатия в течение 40 секунд сохранялась команда на движение СУЗ вниз. До аварии эта кнопка являлась именно выключателем: нажал - стержни пошли, отпустил - остановились.

Сейчас такой исход невозможен ни на одном из наших энергетических реакторов. РБМК после всех мер по доработке его, предпринятых после аварии (их больше десятка, ЕМНИП), и, особенно, введения уран-эрбиевого топлива (эрбий играет роль выгорающего поглотителя) стал совершенно другим реактором - физика его коренным образом изменилась.

 

супер! всё логично, понятно и пазлы складываются в завершенную картинку.

при обсуждении с камрадами (имевшими в прошлом некий опыт работы с ввэр-1000) возможностей разложения ввэр-1000 аки рбмк - они мотивировали невозможность сего ввиду конструктивных различий этих типов реакторов. дескать на ввэр этого не может быть из за его компактности - твэлы и поглотители упакованы очен плотно. его размеры сопоставимы с размерами автоцистерны. а на крышке рбмк можно ездить велосипедом. здоровенный реактор. и именно пространственный разнос стержней-поглотителей и твэлов сделал возможным такой ход событий на рбмк.
возможно это версия, возможно - домыслы.
а с физической точки зрения - какая разница, насколько плотно упакована эта чудо-мозаика из твэлов и поглотителей ?
имхо воздух нейтрону совсем не помеха, рассеивать/тормозить нейтроны он сколь-нибудь существенно не в состоянии. в чом же фокус ?

 

Мужики, ну русским языком и поэтапно опишите, что же все же произошло...

 

Светлана, для первоначального (на "русском языке" ) чтения я бы посоветовал книгу А.С. Дятлова "Чернобыль. Как это было". Хоть ей и присущ ряд недостатков, свойственных мемуарной литературе, но, во-первых, она написана достаточно просто, и все технические подробности изложены очень доходчиво. Во-вторых, то, как подаёт свои воспоминания покойный Анатолий Степанович, очень захватывает. Всё очень сдержанно описано. И, в-третьих, несмотря на личную заинтересованность автора (правда, за свои "грехи" он отсидел "положенное", пережив ОЛБ - его понять можно), книга получилась очень честной, за исключением небольшого числа моментов, в основном психологического характера. Не всё стоит принимать на веру, но для общего ознакомления с темой (если есть интерес) это лучше всего.

Вот ссылочка в .rtf: http://lib.aldebaran.ru/author/dyatlov_anatolii/dyatlov_anatolii_chernobyl_kak_yeto_bylo

Вот в .pdf (мне так больше нравится): http://pripyat.com/sm/site/fileslibrary/version/how_it_was.pdf

Ув. Фантому обязательно отвечу, как появится время.

 

ВВР имеют абсолютно другой конструктив. Если простыми словами РБМК собирается по принципу пирамиды - из "кирпичиков", в ВВР - стержни в пароварке из нержавейки.

Как разтаки воздух самая главная помеха нейтрону. Его задерживают легкими воздухэквивалентными материалами, в отличие от гамма излучения, которое поглощается тяжелыми металлами.

 

Нууу, Светик. Что удалось вычленить из всего что тут представили, надергав кусочками. В общем и целом, если русским языком, это звучит примерно так.
Для проведения ремонтных работ на 4-м энергоблоке была снижена мощность реактора. И начались испытания намеренно созданной аварийной ситуации. Но что-то пошло не так, то ли конструктивные недоработки, то ли человеческий фактор (о чем собственно и спорят и будут спорить ) но произошел резкий скачок мощности, нарастание которой не удалось остановить. Реактор стал практически не контролируемым.

 

Проработал в зоне ЧАЭС 14 лет,что интересно спрашивайте.Что знаю-расскажу.