Чорнобиль: ч.3. АНАЛІЗ ПРОЦЕСУ РОЗВИТКУ АВАРІЇ НА МОДЕЛІ.

Інформація про аварію на Чорнобильській АЕС та її наслідки, підготовлена ​​для МАГАТЕ Доповідь №1 (INSAG-1)


З Про Д Е Р Ж А Н І Е
флешка
0. Введення
1. Опис Чорнобильської АЕС з реакторами РБМК-1000.
2. Хронологія розвитку аварії.
3. Аналіз процесу розвитку аварії на математичній моделі.
4. Причини аварії.
5. Запобігання розвитку аварії і зменшення її наслідків.
6. Контроль за радіоактивним забрудненням навколишнього середовища і здоров'ям населення.
7. Рекомендації щодо підвищення безпеки ядерної енергетики.





3. АНАЛІЗ ПРОЦЕСУ РОЗВИТКУ АВАРІЇ НА МОДЕЛІ

В системі централізованого контролю (СЦК) «Скала» РВМК -1000 передбачена програма діагностичної реєстрації параметрів (ДРЕГ), відповідно до якої періодично (мінімальний час циклу 1 с) опитується і запам'ятовується кілька сотень аналогових і дискретних параметрів.

У зв'язку з проведенням випробувань з великою частотою реєструвалися тільки ті параметри, які були важливі з точки зору аналізу результатів проведених випробувань. Тому процес розвитку аварії відновлювався розрахунковим шляхом на математичній моделі енергоблоку з використанням не тільки роздруківок програми ДРЕГ, а й показань приладів і результатів опитування персоналу.

При розрахунковому відновленні процесу розвитку аварії дуже важливо було переконатися, що математична модель енергоблоку правильно описує поведінку реактора, а також іншого обладнання та систем саме в тих умовах, в яких вони опинилися перед руйнуванням. Як уже зазначалося в попередньому розділі, реактор після 1 год 00 хв 26 квітня 1986 року працював хитке і оператори практично безперервно вносили «обурення» в об'єкт управління з метою стабілізації його параметрів. Це дозволило для досить великого інтервалу часу при різноманітних впливах на реакторну установку зіставити фактичні дані, досить надійно зафіксовані засобами реєстрації, з даними, отриманими при чисельному моделюванні. Результати зіставлення виявилися цілком задовільними, що свідчить про адекватність математичної моделі реальному об'єкту.

Для того щоб краще уявити вплив передісторії на характер розвитку аварії, були проаналізовані розрахункові дані починаючи з 1ч 19мін 00сек, т. Е. За 4 хв до початку випробування з вибігом ТГ (рис. 3).
Оператор почав підживлення БC з метою не допустити в них зниження рівня води. Через 30сек йому вдалося утримати рівень, збільшивши витрати живильної води більш ніж в 3 рази. Приблизно через хвилину він уже в 4 рази перевищував вихідний.
Як тільки більш холодна вода з БС дійшла до активної зони, генерація пара помітно зменшилася, викликавши зменшення об'ємного паросодержания, що призвело до переміщення вгору стрижнів АР. Приблизно через 30сек вони вийшли на верхні концевики, і оператор змушений був «допомогти» їм стержнями РР, зменшуючи тим самим оперативний запас реактивності. (Ця операція не була зафіксована в оперативному журналі, але без неї утримати потужність на рівні 200 МВт було б абсолютно неможливо.) Оператор, перемістивши стрижні РР вгору, домігся перекомпенсації і одна з груп стрижнів АР опустилася на 1,8 м.

Зменшення генерації пари привело до невеликого падіння тиску. Приблизно через хвилину в 1ч 19мін 58сек закрилося швидкодіюче редукционное пристрій (БРУ-К), через яке надлишки пара стравлювати в конденсатор. Це сприяло деякому зменшенню швидкості падіння тиску. Однак аж до початку випробування тиск продовжувало повільно падати. За цей період часу воно змінилося більш ніж на 0,5 МПа.

В 1ч 22мін 30сек на СЦК «Скала» була отримана роздруківка фактичних полів енерговиділення і положень всіх стрижнів регулювання. Саме до цього моменту часу була зроблена спроба «прив'язки» розрахункового та зареєстрованого нейтронних полів.

Загальна характеристика нейтронного поля в цей момент часу така: в радіально-азимутному напрямку воно практично опукле, а по висоті - в середньому двогорбий з більш високим еіерговиделеніем у верхній частині активної зони. Такий розподіл поля є цілком природним для того стану, в якому перебував реактор: вигоріла активна зона, майже всі стрижні регулювання нагорі, об'ємне паровміст у верхній частині активної зони значно більше, ніж внизу, отруєння 135Хе в центральних частинах реактора більше, ніж в периферійних.

В 1ч 22мін 30сек запас реактивності становив всього 6-8 стрижнів. Це принаймні вдвічі менше гранично допустимого запасу, встановленого технологічним регламентом експлуатації. Реактор був у незвичайному, нерегламентними стані, і для оцінки подальшого розвитку подій вкрай важливо було визначити диференційну ефективність стрижнів регулювання та A3 при реальних нейтронних полях і розмножуючих характеристиках активної зони. Чисельний аналіз показав високу чутливість похибки визначення ефективності стрижнів регулювання до похибки відновлення висотного поля енерговиділення. Якщо до того ж врахувати, що на таких малих рівнях потужності (~ 6 & # 247; 7%) відносна похибка вимірювання поля істотно вище, ніж при номінальних умовах, то стає зрозумілою необхідність аналізу досить великого числа розрахункових варіантів, щоб переконатися в достовірності або помилковості тієї чи іншої версії.

До 1 год 23 хв параметри реактора були найбільш близькі до стабільних за розглянутий проміжок часу, і випробування почалися. За хвилину до цього оператор різко знизив витрата живильної води, що призвело до збільшення температури води на вході в реактор з запізненням, рівним часу проходу теплоносія від БС до реактора. О 1 год 23 хв 04 сек оператор закрив СРК ТГ № 8 і почався вибіг турбогенератора. Через зменшення витрати пари з БС його тиск початок слабо рости (у середньому зі швидкістю 6 кПа / с). Сумарна витрата води через реактор почав падати через те, що чотири з восьми ГЦН працювали від «вибігає» турбогенератора.

Підвищення тиску пари, з одного боку, і зниження витрати води через реактор, а також подачі живильної води в БС, з іншого, є конкуруючими чинниками, що визначають об'ємне паровміст, а отже, потужність реактора. Слід особливо підкреслити, що в тому стані, в яке потрапив реактор, невелика зміна потужності призводить до того, що об'ємне паровміст, прямо впливає на реактивність, збільшується в багато разів сильніше, ніж на номінальній потужності. Конкуренція цих факторів в кінцевому підсумку привела до зростання потужності. Саме ця обставина могла бути причиною натискання кнопки АЗ-5.


Мал. 3. Розрахункове відновлення процесу аварії на математичній моделі:
А, D - нейтронна потужність,%;
В - реактивність реактора;
З - тиск в барабані-сепараторі, атм;
Е, G, І - положення стрижнів АР-1, АР-2 та АР-3 відповідно;
К, L, М - витрата теплоносія (m3 / c), живильної води (кг / с) і пара (кг / с) в одній петлі відповідно;
N - температура палива, оС;
О, Р - масове і об'ємне паровміст на виході із зони;
S - рівень води в барабані-сепараторі, мм;
Про - точки з роздруківки ДРЕГ



Кнопка А3-5 була натиснута в 1 год 23 хв 40 сек. Почався введення стрижнів A3. До цього часу стрижні АР, частково компенсуючи попередній зростання потужності, вже знаходилися в нижній частині активної зони, а робота персоналу з неприпустимо малим оперативним запасом реактивності привела до того, що практично всі інші стрижні-поглиначі знаходилися у верхній частині активної зони.

В умовах, що склалися допущені персоналом порушення призвели до істотного зниження ефективності A3. Сумарна позитивна реактивність, що з'явилася в активній зоні, почала зростати. Через 3сек потужність перевищила 530 МВт, а період розгону став набагато менше 20 сек. Позитивний паровий ефект реактивності сприяв погіршенню ситуації. Частково компенсував вводиться в цей час реактивність тільки Доплер-ефект.

Зниження витрат води через ТК реактора в умовах зростання потужності призвело до інтенсивного паротворення, а потім до кризи тепловіддачі, розігріву палива, його руйнування, бурхливому закипання теплоносія, в який потрапили частки зруйнованого палива, різкого підвищення тиску в ТК, їх руйнування і тепловому вибуху , зруйнував реактор і частина конструкцій будівлі і призвів до викиду активних продуктів поділу в зовнішнє середовище.

Випаровування і різке підвищення температури в активній зоні створили умови для виникнення паро цирконієвої і інших хімічних екзотермічних реакцій. Їх прояв у вигляді феєрверку вилітають розпечених і гарячих фрагментів спостерігали очевидці.

В результаті цих реакцій утворилася містить водень і оксид вуглецю суміш газів, здатна до теплового вибуху при змішуванні з киснем повітря. Це змішання могло статися після розгерметизації реакторного простору.