Атомные электростанции Физический пуск реактора Атомные электростанции Параллельная работа генераторов Авария на Чернобыльской АЭС Ведомственный метрологический надзор Приборы для измерения давления, разрежения


 Авария на Чернобыльской АЭС своими страшными последствиями серьезно повлияла на мировое общественное мнение в отношении безопасности и экологической чистоты  атомной энергетики. Замораживание строительства новых энергоблоков, сокращение финансирования программ атомной промышленности, свертывание научных исследований  в этой области - закономерная реакция общественности, обеспокоенной будущим своих детей.

 Анализ серьезных специалистов в области энергетики доказывает невозможность в обозримом будущем обеспечения жизнедеятельности человечества только лишь за счет использования источников органического топлива, энергии ветра, солнца и т.п.

  Поэтому практически во всех странах, в той или иной мере использующих атомную энергию, после шока, вызванного аварией на ЧАЭС вновь наблюдается повышение интереса к проблемам эксплуатации действующих и перспективным проектам будущих атомных энергоустановок. Показательно в этом смысле положение дел в Украине. После детального обсуждения истинных и мнимых опасностей для населения и окружающей среды со стороны украинских АЭС и получения реалистической оценки возможностей использования импортных энергоносителей из России Верховной Радой Украины снят действовавший в течение четырех лет мораторий на ввод в действие новых атомных энергоблоков и полноценное обеспечение эксплуатации действующих энергоблоков.

 Судя по всему, общество подходит к пониманию роли атомной энергетики в экономике и экологии государства. Однако, общество при этом вправе требовать от специалистов-атомщиков определенных гарантий по недопущению ситуаций по своим последствиям схожим с чернобыльской катастрофой. Эти требования предъявляются как к человеку (оперативному персоналу АЭС), так и к технике, им обслуживаемой, как никогда жестко. Очевидно, что именно недостаток внимания к этим обоим факторам, обеспечивающим необходимый уровень безопасности АЭС, и привел к трагедии в Чернобыле. Это подтверждается и заключением экспертов [1] о причинах аварии: "Разработчики реакторной установки не предусмотрели создания защитных систем безопасности способных, предотвратить аварию при имевшем место наборе преднамеренных отключений технических средств защиты и нарушений регламента эксплуатации, так как считали такое сочетание событий невозможным.  Таким образом, первопричиной аварии явилось крайне маловероятное сочетание нарушений порядка и режима эксплуатации, допущенных персоналом энергоблока...". Здесь особый упор делается на вине оперативного персонала. Однако никто не снимает ответственности и с разработчика реакторной установки.

 Главной целью приведенного ниже анализа причин аварии на ЧАЭС представляется попытка воссоздания непротиворечивой  картины основных физических явлений и процессов, совместное действие которых привело к катастрофическому развитию событий. Подобная картина, опирающаяся на конкретные численные характеристики конструктивных и эксплуатационных параметров реакторной  установки с РБМК-1000 должна стать хорошим подспорьем для изучения и понимания физических основ безопасной эксплуатации ЯЭУ, прежде всего - для оперативного персонала ЧАЭС. В соответствии с поставленной целью в данной работе не рассматриваются некоторые несущественные, по мнению автора, события и детали, нашедшие отражение в "Хронологии развития аварии"

Особенности физического состояния реактора 4-го энергоблока, способствовавшие аварийному развитию технологического процесса

Паровой эффект и эффект обезвоживания активной зоны РБМК

В соответствии с заключением экспертов [1] авария на 4-м блоке ЧАЭС относится к классу аварий, связанных с вводом избыточной реактивности. В период времени, непосредственно предшествующий аварии, операторы не производили целенаправленных действий по высвобождению реактивности. Напротив, одним из последних управ-ляющих воздействий оператора было нажатие на кнопку АЗ-5 аварийной остановки реактора. Таким образом, быстрый рост реактивности и лавинообразное нарастание мощности реактора можно объяснить только внутренне присущими активной зоне данного типа реактора физическими свойствами.  Основным таким свойством, сыгравшим роковую роль, стал "паровой эффект реактивности".

  Особенность ядерных реакторов канального типа, одним из представителей которых является реактор РБМК-1000, состоит в том, что свойства замедлителя нейтронов (графита, тяжелой воды) в различных режимах работы практически не изменяются.  То-есть, с увеличением или уменьшением мощности замедлитель работает с прежней эффективностью. В реакторах типа ВВЭР наброс нагрузки ведет к росту температуры теплоносителя-замедлителя, снижению плотности последнего, ухудшению вследствие этого замедляющих и размножающих свойств активной зоны, главным образом, за счет прироста утечки нейтронов, потере реактивности, снижению мощности. Это существенное достоинство водо-водяных реак-торов, обеспечивающее их саморегулирование и самозащищенность.

В канальных реакторах теплоноситель - обычная вода обладает худшими по сравнению с графитом или тяжелой водой замедляющими свойствами по причине более интенсивного  поглощения тепловых нейтронов. Надо сказать, что ее в таких реакторах относительно немного, что позволяет применять в них ядерное топливо с низким обогащением. Однако, поглощающие свойства обычной воды оказывают существенное влияние на безопасность  эксплуатации канальных реакторов. Так, наброс нагрузки в РБМК-1000 вызывает повышение паросодержания воды в технологических каналах, что равносильно удалению части воды. Это, в свою очередь, равносильно удалению из активной зоны части поглотителей нейтронов, ведет к высвобождению реактивности и еще большему росту мощности реактора. Такую зависимость размножающих свойств ЯР от наличия воды в активной зоне и называют "паровым эффектом реактивности" или "эффектом обезвоживания"  активной зоны реактора.

 Указанное явление не было новостью для Научного руководителя или Главного конструктора реакторной установки. Так в работе [2] с довольно представительным разделом по физике реактора РБМК обсуждаются варианты расчетного и экспериментального уточнения величины эффекта обезвоживания в различных  ситуациях: при аварии с потерей теплоносителя в контуре многократной принудительной циркуляции (КМПЦ) или в контуре охлаждения стержней системы управления и защиты реактора (КОСУЗ) в горячем и холодном состоянии, при вскипании воды в технологических каналах в результате всплеска энерговыделения и т.п. На основе накопленного опыта физических пусков энергоблоков отмечается, что наибольшей реактивностью обладает система с заполненным водой КМПЦ и обезвоженным КО СУЗ. Например, в период физпуска  1-го энергоблока Ленинградской АЭС для компенсации эффекта заполнения КО СУЗ водой потребовалось извлечение 16-ти стержней СУЗ, суммарная эффективность которых примерно равна 0.8% или около 1.2 bЭФ ( bЭФ – эффективная доля запаздывающих нейтронов. При увеличении реактивности ЯР до величины, равной bЭФ, происходит разгон реактора на мгновенных нейтронах – взрывообразный рост мощности в десятки тысяч раз... ). Это является подтверждением возможности неконтролируемого разгона мощности ЯР при быстром удалении охлаждающей воды из каналов стержней СУЗ.

 Надо сказать, что паровой эффект реактивности - не единственный из эффектов воздействующих на реактивность реактора РБМК. Например, эффект, связанный с изменением температуры графитовой кладки, т.е. с изменением замедляющих и поглощающих свойств графитового замедлителя. Однако, он существенно меньше по абсолютной величине и, главное, действует очень медленно, в соответствии с инерционным процессом прогрева массивных графитовых блоков. Поэтому в динамич-ном переходном или аварийном процессе интереса не представляет и здесь не рассматривается.

 Более влиятельным и интересным, безусловно, является мощностной эффект реактивности, часто называемый доплер-эффектом, обусловленный изменением поглощающих  свойств урана-238 с ростом температуры топливного сердечника. Он обеспечивает отрицательную обратную связь по температуре, исполняя тем самым самозащитную функцию в реакторе. Вдобавок, он является и более "быстрым", чем паровой эффект реактивности. В момент аварии только доплер-эффект, частично компенсируя нарастание положительной реактивности, реально препят-ствовал  слишком быстрому нарастанию мощности. Экстраполируя зависи-мость, приведенную в [9] можно оценить величину доплер-эффекта при температуре 3000°К примерно в -(4.6 ¸ 4.8) bЭФ . Другое дело, что по абсолютному значению  доплер-эффект в нынешнем состоянии реактора уступал паровому эффекту и в сложившейся ситуации выручить не мог.

Влияние состава активной зоны на безопасность реакторной установки энергоблока АЭС с РБМК

Отравление реактора ксеноном-135, его влияние на динамику аварийного процесса

Меры по повышению безопасности РБМК

Инструкция по эксплуатации КМПЦ и его вспомогательных систем блоков 1, 2 ЧАЭС № 12Э-РЦ-1. 1993 г.


Прогнозирование повреждений теплообменных трубок парогенератора