Чернобыль: ч.1. Описание Чернобыльской АЭС с реакторами РБМК-1000.

Информация об аварии на Чернобыльской АЭС и её последствиях, подготовленная для МАГАТЭ Доклад №1 (INSAG-1)

С О Д Е Р Ж А Н И Е
Флешка
0. Введение
1. Описание Чернобыльской АЭС с реакторами РБМК-1000.
2. Хронология развития аварии.
3. Анализ процесса развития аварии на математической модели.
4. Причины аварии.
5. Предотвращение развития аварии и уменьшение её последствий.
6. Контроль за радиоактивным загрязнением окружающей среды и здоровьем населения.
7. Рекомендации по повышению безопасности ядерной энергетики.





1. ОПИСАНИЕ ЧЕРНОБЫЛЬСКОЙ АЭС С РЕАКТОРАМИ РБМК-1000

1.1. Проектные данные
1.2. Описание реакторной установки четвертого блока ЧАЭС
1.3. Основные физические характеристики реактора
1.4. Системы обеспечения безопасности
1.5. Описание площадки Чернобыльской АЭС и района её расположения


1.1. Проектные данные
Проектная мощность ЧАЭС 6 ГВт, на 1 января 1986 г. мощность четырех блоков АЭС 4 ГВт.

1.2. Описание реакторной установки четвертого блока ЧАЭС
Основными конструкционными особенностями реакторов РБМК являются:
- вертикальные каналы с топливом и теплоносителем, допускающие локальную перегрузку топлива при работающем реакторе;
- топливо в виде пучков цилиндрических твэлов из диоксида урана в циркониевых трубах-оболочках;
- графитовый замедлитель между каналами;
- легководный кипящий теплоноситель в контуре многократной принудительной циркуляции (КМПЦ) с прямой подачей пара в турбину.

Реактор РБМК-1000 тепловой мощностью 3200 МВт (рис. 1) оснащен двумя одинаковыми петлями охлаждении; к каждой петле подключено по 840 параллельных вертикальных каналов с ТВС. Петля охлаждения имеет четыре параллельных главных циркуляционных насоса (ГЦН): три работающих, подающих по 7000 т/ч воды с напором ~ 1,5 МПа, и один резервный.

Система управления и защиты (СУЗ) реактора основана на перемещении 211 твердых стержней-поглотителей в специально выделенных каналах, охлаждаемых водой автономного контура. Система обеспечивает: автоматическое поддержание заданного уровня мощности; быстрое снижение мощности стержнями автоматических регуляторов (АР) и ручных регуляторов (РР) по сигналам отказа основного оборудования; аварийное прекращение цепной реакции стержнями аварийной защиты (A3) по импульсам опасных отклонений параметров блока или отказов оборудования; компенсацию изменений реактивности при разогреве и выходе на мощность; регулирование энерговыделения по активной зоне.
РБМК оснащены большим количеством независимых регуляторов, которые при срабатывании AЗ вводятся в активную зону со скоростью 0,4 м/с. Небольшая скорость движения регуляторов компенсируется их количеством.

СУЗ включает подсистемы локального автоматического регулирования (ЛАР) и локальной аварийной защиты (ЛАЗ). Обе работают по сигналам внутриреакторных ионизационных камер. ЛАР автоматически стабилизирует основные гармоники радиально-азимутального распределения энерговыделения, а ЛАЗ обеспечивает A3 реактора от превышения заданной мощности ТВС в отдельных его зонах. Для регулирования высотных полей предусмотрены укороченные стержни-поглотители, вводимые в зону снизу (24 шт.).

Кроме СУЗ в РБМК-1000 предусмотрены следующие основные системы контроля и управления:
- физического контроля поля энерговыделения по радиусу (свыше 100 каналов) и по высоте (12 каналов) при помощи датчиков прямой зарядки;
- пускового контроля (реактиметры, пусковые выемные камеры);
- контроля расхода воды по каждому каналу шариковыми расходомерами;
- контроля герметичности оболочек твэлов по короткоживущей активности летучих продуктов деления в пароводяных коммуникациях на выходе из каждого канала; активность детектируется последовательно в каждом канале в соответствующих оптимальных энергетических диапазонах («окнах») фотоумножителей, перемещаемым специальной тележкой от одной коммуникации в другой;
- контроля целостности труб каналов по влажности и температуре газа, омывающего каналы.

Все данные поступают в ЭВM. Информация выдается операторам в виде сигналов отклонений, показаний (по вызову) и данных регистраторов.
Энергоблоки PБMK-1000 работают преимущественно в базовом режиме (при постоянной мощности). Ввиду большой мощности блока полное автоматическое выключение реактора происходит лишь при выходе показателей уровней мощности, давления или воды в сепараторе за допустимые пределы, общем обесточивании, отключении сразу двух турбогенераторов или двух ГЦН, падении расхода питательной воды более чем в 2 раза, разрыве на полное сечение напорного коллектора ГЦН диаметром 900 мм.

Рис. 1. Разрез по главному корпусу АЭС с РБМК-1000, включая зону локализации.
Перечень основного оборудования главного корпуса АЭС


1.3. Основные физические характеристики реактора
Ядерный энергетический реактор РБМК-1000 является гетерогенным канальным реактором на тепловых нейтронах, в котором в качестве топлива используется слабообогащенный по 235U диоксид урана, в качестве замедлителя — графит и в качестве теплоносителя — кипящая легкая вода.
Ниже приведены основные характеристики реактора:

Тепловая мощность, МВт ....................................................................................... 3200
Обогащение топлива, % ...........................................................................................2.0
Масса урана в ТВС, кг ............................................................................................. 114.7
Число / диаметр твэлов в ТВС, мм ......................................................................... 18/13.6
Глубина выгорания топлива, МВт-сут/кг .............................................................. 20
Коэффициент неравномерности энерговыделения:
по радиусу …………………………………………………………………………..1.48
по высоте ……………………………………………………………………………1.4
Предельная расчетная мощность канала, кВт .........................................................3250
Паровой коэффициент реактивности p в рабочей точке, %-1 по объему пара ... 2.0-10-4
Быстрый мощностной коэффициент реактивности аw в рабочей точке, МВт-1..-0,5 10-6
Температурный коэффициент топлива аt , С -1 ....................................................-1,2 10 -4
Температурный коэффициент графита ас , С -1..................................................... 6 10 -5
Минимальная эффективность стержней СУЗ, % …………………………….......10.5
Эффективность стержней РР, % …………………………………………………..7.5
Эффект замены (в среднем) выгоревшей ТВС на свежую, % ……………………0.02


Важной физической характеристикой с точки зрения управления и безопасности реактора является величина, называемая оперативным запасом реактивности, т. е. определенное число погруженных в активную зону стержней СУЗ, находящихся в области высокой дифференциальной эффективности. Он определяется пересчетом на полностью погруженные стержни СУЗ. Запас реактивности для РБМК-1000 принят равным 30 стержням PP. При этом скорость ввода отрицательной реактивности при срабатывании A3 составляет в / с ( в - доля запаздывающих нейтронов), что достаточно для компенсации положительных эффектов реактивности.

Зависимость эффективного коэффициента размножения от плотности теплоносителя в РБМК в большой степени определяется наличием в активной зоне разного рода поглотителей. При начальной загрузке активной зоны, в которую входит ~ 240 борсодержащих дополнительных поглотителей, обезвоживание приводит к отрицательному эффекту реактивности. В то же время небольшое увеличение паросодержания на номинальной мощности при запасе реактивности 30 стержней приводит к росту реактивности ( р = 2-10 -40 % -1 по объему пара).

Для кипящего водографитового реактора основными параметрами, определяющими его работоспособность и безопасность в теплотехническом отношении, являются: температура твэлов, запас до кризиса теплоотдачи и температура графита.

Для РБМК разработан комплекс программ, позволяющий на станционных ЭВМ проводить оперативные расчеты для обеспечения теплотехнической надежности блока в режиме непрерывных перегрузок топлива при любых положениях запорно-регулирующих клапанов на входе в каждый канал. Тем самым обеспечивается возможность определения теплотехнических параметров реактора при различной частоте регулирования поканальных расходов, различных законах регулирования (по выходному паросодержанию или по запасу до критической мощности), а также при различной степени предварительного дросселирования активной зоны.

Для определения полей энерговыделения по активной зоне реактора используются показания системы физического контроля, основанной на внутриреакторных измерениях нейтронного потока по радиусу и высоте активной зоны. Наряду с показаниями системы физического контроля в станционную ЭВМ вводятся также данные, характеризующие состав активной зоны, энерговыработку каждого ТК, положение регулирующих стержней, распределение, расходов воды по каналам активной зоны, а также показания датчиков давления и температуры теплоносителя.
Опыт эксплуатации действующих РБМК показывает, что при имеющихся на этих реакторах средствах контроля и регулирования поддержание температурного режима топлива, графита и запаса до кризиса теплоотдачи на допустимом уровне не вызывает затруднений.


1.4. Системы обеспечения безопасности (рис. 2)
1.4.1. Защитные системы безопасности.
Система аварийного охлаждения реактора (САОР) является защитной системой безопасности и предназначена для обеспечения отвода остаточного тепловыделении посредством своевременной подачи требуемого количества воды в каналы реактора при авариях, сопровождающихся нарушениями охлаждения активной зоны. К таким авариям относятся: разрывы трубопроводов КМПЦ большо¬го диаметра, паропроводов и трубопроводов питательной воды.
Система защиты от превышения давления в основном контуре теплоносителя предназначена для обеспечения допустимого значения давления в контуре за счет отвода пара в бассейн-барботер для его конденсации.
Система защиты реакторного пространства предназначена для поддержания давления в нем на уровне не выше допустимого при аварийной ситуации с разрывом одного ТК за счет отвода парогазовой смеси из реакторного пространства в выгородку парогазовых сбросов бассейна-барботера и далее в бассейн-барботер при одновременном гашении цепной реакции средствами A3. САОР и система охлаждения реакторного пространства могут использоваться для введения соответствующих нейтронных поглотителей (соли бора и 3Не).

1.4.2. Локализующие системы безопасности.
Система локализации аварий (СЛА), реализованная на четвертом блоке ЧАЭС, предназначена для локализации радиоактивных выбросов при авариях с разуплотнением любых трубопроводов контура охлаждения реактора, кроме пароводяных коммуникаций, верхних трактов ТК и той части опускных труб, которая находится в помещении БC и трубопроводов парогазовых сбросов из реакторного пространства.
Основным компонентом СЛА является система герметичных помещений, включающая следующие помещения реакторного отделения:
- прочноплотные боксы, расположенные симметрично относительно оси реактора и рассчитанные на избыточное давление 0,45 МПа;
- помещения раздаточных групповых коллекторов и нижних водяных коммуникаций (эти помещения по условиям прочности элементов конструкции реактора не допускают роста избыточного давления выше 0,08 МПа и рассчитаны на это значение).
Помещения прочноплотных боксов и парораспределительного коридора соединяются с водным объемом барботажно-конденсационного устройства пароотводящими каналами.
Система отсечной и герметизирующей арматуры предназначена для обеспечения герметичности зоны локализации аварий путем отсечения коммуникаций, связывающих герметичные и негерметичные помещения.
Барботажно-конденсационное устройство предназначено для конденсации пара, образующегося в процессе аварии с разуплотнением реакторного контура, при срабатывании главных предохранительных клапанов и при протечках через них в режиме нормальной эксплуатации.

1.4.3. Обеспечивающие системы безопасности. Электроснабжение АЭС.
Потребители электроэнергии на АЭС в зависимости от требований, предъявляемых к надежности электроснабжения, подразделяются на три группы:
- потребители, не допускающие перерыва питания от долей секунды до нескольких секунд в любых режимах, включая режим полного исчезновения напряжения переменного тока от рабочих и резервных трансформаторов собственных нужд, и требующие обязательного питания после срабатывания A3 реактора;
- потребители, допускающие в тех же режимах перерыв питания от десятков секунд до десятков минут и требующие обязательного питания после срабатывания A3 реактора;
- потребители, не требующие питания в режимах исчезновения напряжения от рабочих и резервных трансформаторов собственных нужд, а в нормальном режиме работы блока допускающие перерыв питания на время перевода с рабочего на резервный трансформатор собственных нужд.

1.4.4. Управляющие системы безопасности.
Управляющие системы безопасности предназначены для автоматического включения устройств защитных, локализующих и обеспечивающих систем безопасности и контроля за их работой.

1.4.5. Система радиационного контроля.
Система радиационного контроля АЭС является составной частью (подсистемой) автоматизированной системы управления АЭС и предназначена для сбора, обработки и представления информации о радиационной обстановке в помещениях АЭС и во внешней среде, о состоянии технологических сред и контуров, о дозах облучения персонала в соответствии с действующими нормами и законодательством.

1.4.6. Пункты управления АЭС.
Управление АЭС осуществляется на двух уровнях: станционном и блочном. Все устройства, обеспечивающие безопасность АЭС, управляются на блочном уровне.


1.5. Описание площадки Чернобыльской АЭС и района её расположения
1.5.1. Чернобыльская АЭС расположена в восточной части большого региона, именуемого белорусско-украинским Полесьем, на берегу р. Припять, впадающей в Днепр.
На начало 1986 г. общая численность населения в 30-километровой зоне вокруг АЭС составляла ~ 100 тыс. человек, из которых 49 тыс. проживали в г. Припять, расположенном к западу от трехкилометровой санитарно-защитной зоны АЭС, и 12,5 тыс. - в районном центре г. Чернобыль, расположенном в 15 км к юго-востоку от АЭС.

Рис. 2. Разрез по реакторному отделению АЭС с РБМК-1000, включал зону локализации (обозначения позиций см. на рис. 1)


1.5.2. Описание площадки АЭС и ее сооружении.
Первая очередь ЧАЭС (два энергоблока с РБМК-1000) была построена в 1970-1977гг., а к концу 1983г. на этой же площадке было завершено строительство двух энергоблоков второй очереди. В 1,5 км к юго-востоку от этой площадки в 1981г. было начато строительство еще двух энергоблоков с такими же реакторами (третья очередь АЭС).
К юго-востоку от площадки АЭС непосредственно в долине р. Припять построен наливной пруд-охладитель площадью 22 км2, который обеспечивает охлаждение конденсаторов турбин и других теплообменников первых четырех энергоблоков. Нормальный уровень воды в пруду-охладителе принят на 3,5 м ниже отметки планировки площадки АЭС.

1.5.3. Данные о количестве персонала на площадке АЭС во время аварии.
В ночь с 25 на 26 апреля 1986 г. па площадке первой и второй очередей ЧАЭС находились 176 человек — дежурный эксплуатационный персонал, а также работники различных цехов и ремонтных служб.
Кроме того, на площадке третьей очереди АЭС в ночной смене работали 268 строителей и монтажников.

1.5.4. Данные об оборудовании на площадке, действовавшем в комплексе с поврежденным реактором, и об оборудовании, использовавшемся в процессе ликвидации аварии.
Каждая очередь ЧАЭС состоит из двух энергоблоков, имеющих общие системы спецводоочистки и вспомогательные сооружения на промышленной площадке, в состав которых входят: хранилище жидких и твердых радиоактивных отходов; открытые распределительные устройства; газовое хозяйство; резервные дизель-генераторные электростанции; гидротехнические и другие сооружения.

Хранилище жидких радиоактивных отходов, построенное в составе второй очереди АЭС, предназначено для приема и временного хранения жидких радиоактивных отходов, образующихся при работе третьего и четвертого блоков, а также приема вод эксплуатационных промывок и возврата их на переработку. Жидкие радиоактивные отходы поступают из главного корпуса по трубопроводам, проложенным на нижнем ярусе эстакады, а твердые радиоактивные отходы подаются в хранилище по верхнему коридору эстакады электрокарами.

Резервная дизельная электростанция (РДЭС) является автономным аварийным источником электроснабжения систем, важных для безопасности каждого блока. На каждой РДЭС третьего и четвертого блоков установлены по три дизель-генератора единичной мощностью 5,5 МВт. Для обеспечения работы РДЭС предусмотрены промежуточный и базовый склады дизельного топлива, насосные перекачки топлива, баки аварийного слива топлива и масла.

Для обеспечения технической водой ответственных потребителей, требующих бесперебойной подачи воды, предусмотрены отдельные насосные станции третьего и четвертого блоков с резервным электроснабжением от дизель-генераторов.

25 апреля 1986 г. работали все четыре энергоблока первой и второй очередей и связанные с их нормальной эксплуатацией вспомогательные системы и объекты промышленной площадки.