Чернобыль

[Хохол]

Собственно готовлю доклад по Чернобылю поделитесь пожалуйста информацией по данной теме с химической точки зрение , что где как и из-за чего ....

Так же был бы благодарен если бы рассказали какие там были хим вещества , а также про их воздействие на организм человека . Заранее благодарен за вашу помощь

[Neiron]

Примерно в 1:24 26 апреля 1986 года на 4-м энергоблоке Чернобыльской АЭС произошёл выброс, который полностью разрушил реактор. Здание энергоблока частично обрушилось, при этом погибло 2 человека — оператор насосов ГЦН (Главный циркуляционный насос) Валерий Ходемчук (тело не найдено, завалено под обломками двух 130-тонных барабан-сепараторов), и сотрудник пуско-наладочного предприятия Владимир Шашенок (умер от перелома позвоночника и многочисленных ожогов в 6:00 в Припятской МСЧ, утром 26-го апреля). В различных помещениях и на крыше начался пожар. Впоследствии остатки активной зоны расплавились. Смесь из расплавленного металла, песка, бетона и частичек топлива растеклась по подреакторным помещениям[4][5]. В результате аварии произошёл выброс в окружающую среду радиоактивных веществ, в том числе изотопов урана, плутония, иода-131 (период полураспада 8 дней), цезия-134 (период полураспада 2 года), цезия-137 (период полураспада 33 года), стронция-90 (период полураспада 28 лет).

 

Государственная комиссия, сформированная в СССР для расследования причин катастрофы, возложила основную ответственность за катастрофу на оперативный персонал и руководство ЧАЭС. Для исследования причин аварии МАГАТЭ создало консультативную группу, известную как Консультативный комитет по вопросам ядерной безопасности (INSAG), которая, на основании материалов, предоставленных советской стороной, и устных высказываний специалистов (делегацию советских специалистов возглавил Легасов В. А., который не был «реакторщиком»), в своём отчёте 1986 года[16] также в целом поддержало эту точку зрения. Утверждалось, что авария явилась следствием маловероятного совпадения ряда нарушений правил и регламентов эксплуатационным персоналом, катастрофические последствия авария приобрела из-за того, что реактор был приведён в нерегламентное состояние[14][17].

 

В 1993 году INSAG опубликовал дополнительный отчёт[7], обновивший «ту часть доклада INSAG-1, в которой основное внимание уделено причинам аварии». Рассматривая новые источники информации, INSAG указал, что многие из них носят противоречивый характер, отметив, что «наиболее важными являются доклады двух советских комиссий, возглавляемых соответственно Н. А. Штейнбергом и А. А. Абагяном», которые включила в вышеназванный отчёт в виде приложений. Первая комиссия была составлена преимущественно из бывших работников ЧАЭС, вторая — из специалистов проектных организаций, а так же организаций осуществлявших эксплуатационную поддержку РБМК. В этом отчёте пересматриваются «некоторые детали сценария, представленного в INSAG-1»[7], а так же изменены некоторые «важные выводы»[7].

 

В том числе в INSAG-7 рассматривается эффект увеличения реактивности при аварийном останове реактора, информация по которому была подтверждена советской стороной в 1987 году[7][18]. Давая оценку своим взглядам, INSAG-7 отметил сочетание двух серьёзных проектных дефектов: неудачной конструкции стержней и положительной обратной связи по реактивности, отмечая при этом, что «вряд ли фактически имеет значение то, явился ли положительный выбег реактивности при аварийном останове последним событием, вызвавшим разрушение реактора. Важно лишь то, что такой недостаток существовал и он мог явиться причиной аварии»[7]. Также в INSAG-7 было отмечено, что некоторые обвинения в адрес персонала, проводившего эксперимент, отражённые в INSAG-1, не соответствуют действительности, отмечая однако «довольно легкомысленное отношение к блокировке защиты реактора как технологического регламента по безопасности, так и операторов»[7].

 

Как и в ранее выпущенном отчёте INSAG-1, пристальное внимание в докладе INSAG уделяется недостаточной (на момент аварии) «культуре безопасности» на всех уровнях, включая проектирование, эксплуатацию, эксплуатационную поддержку и надзор за безопасной эксплуатацией.

 

Окончательно, INSAG-7 сформировал осторожные выводы о причинах аварии, в том числе указывая на то, что:

«Можно сказать, что авария явилась следствием низкой культуры безопасности не только на Чернобыльской АЭС, но и во всех советских проектных, эксплуатирующих и регулирующих организациях атомной энергетики, существовавших в то время»,

«Как указывается в INSAG-1, человеческий фактор следует по-прежнему считать основным элементом среди причин аварии»

«Наибольшего осуждения заслуживает то, что неутверждённые изменения в программу испытаний были сразу же преднамеренно внесены на месте, хотя было известно, что установка находится совсем не в том состоянии, в котором она должна была находиться при проведении испытаний».

 

INSAG обозначил ряд проблем, внёсших вклад в возникновение аварии:

установка фактически не соответствовала действовавшим нормам безопасности во время проектирования и даже имела небезопасные конструктивные особенности;

недостаточный анализ безопасности;

недостаточное внимание к независимому рассмотрению безопасности;

регламенты по эксплуатации надлежащим образом не обоснованы в анализе безопасности;

недостаточный и неэффективный обмен важной информацией по безопасности как между операторами, так и между операторами и проектировщиками;

недостаточное понимание персоналом аспектов их станции, связанных с безопасностью;

неполное соблюдение персоналом формальных требований регламентов по эксплуатации и программы испытаний;

недостаточно эффективный режим регулирования, оказавшийся не в состоянии противостоять требованиям производственной необходимости;

общая недостаточность культуры безопасности в ядерных вопросах как на национальном, так и на местном уровне.

 

Таким образом, основой аварии на ЧАЭС была признана «низкая культура безопасности не только на Чернобыльской АЭС, но и во всех советских проектных, эксплуатирующих и регулирующих организациях атомной энергетики, существовавших в то время». Под критику МАГАТЭ попали все организации, задействованные в то время в атомной энергетике, и входившие в Министерство энергетики СССР, Среднего машиностроения СССР и Госатомнадзора СССР, и пр.

 

Ниже рассматриваются технические аспекты аварии, обусловленные в основном имевшими место недостатками реакторов РБМК, а так же нарушениями и ошибками, допущенными персоналом станции при проведении последнего для 4-го блока ЧАЭС эксперимента.

 

Недостатки реактора

 

Проведённый непосредственно после аварии анализ показал, что проектные материалы не воспроизводят катастрофическое развитие событий[6]. В то же время расчётным путём было выявлено, что аварийный разгон реактора воспроизводится при введении дополнительной реактивности со скоростью ~1.5 ? за каждые 3 секунды. Позже был выявлен механизм введения этой реактивности — положительный паровой эффект реактивности. В дальнейшем было указано и на возможность реализации «концевого эффекта» в режиме срабатывания аварийной защиты на фоне нерегламентного оперативного запаса реактивности.

 

После аварии эти недостатки были устранены (см. РБМК).

[править]

Положительный паровой коэффициент реактивности

 

Во время работы реактора через активную зону прокачивается вода, используемая в качестве теплоносителя. Внутри реактора она кипит, частично превращаясь в пар. Нейтронно-физическое состояние реактора зависит от плотности кипящего в реакторе теплоносителя. Эта зависимость была получена в проекте с использованием программы BPM, разработанной в ИАЭ [6] и использовалась при разработке систем управления мощностью и систем аварийной остановки реактора. Особенностью этой зависимости был положительное значение парового коэффициента реактивности в области малых паросодержаний и отрицательное — в области больших. Суммарный эффект реактивности обезвоживания активной зоны (то есть реактивность, вводимая в реактор при полном обезвоживании активной зоны) при этом оказывался отрицательным. Кроме того, быстрый мощностной коэффициент реактивности также оказывался отрицательным, что в соответствие с нормативными документами [19] отвечало требованиям по безопасности. Однако более тщательный анализ, выполненный после аварии на ЧАЭС, показал, что методика, используемая для оценки парового коэффициента реактивности, даёт неправильный результат в области малых паросодержаний, и коэффициент реактивности по паросодержанию положителен во всём диапазоне паросодержаний [6][7]. Более того, специфические условия, созданные непосредственно перед экспериментом (малое теплосодержание в активной зоне реактора, а так же малое значение оперативного запаса реактивности, ОЗР) могли привести к дополнительному увеличению парового коэффициента реактивности[20][21]. В итоге быстрый мощностной коэффициент реактивности также оказался положительным, что означало, что увеличение мощности способствует дальнейшему разгону реактора (без учёта работы системы управления и защиты, то есть без учёта перемещения поглощающих стержней), и предопределило возможность катастрофического разгона реактора.

 

Послеаварийный анализ, проведённый в ИАЭ с использованием более совершенного метода Монте-Карло показал, что эффект обезвоживания активной зоны реактора вместо отрицательных значений может достигать от +4 до +5 ?, что было подтверждено экспериментально в конце 1986 года при физическом пуске блоков Чернобыльской и Смоленской АЭС.

[править]

«Концевой эффект»

 

Специфическое состояние реакторной установки, как оказалось после аварии, создавало условия для проявления «концевого эффекта» — положительного выбега реактивности в момент начала погружения поглощающих стержней СУЗ в активную зону.

 

Существование концевого эффекта было обнаружено на ЧАЭС в 1983 году во время физического пуска энергоблока. Выполненные тогда же исследования показали, что концевой эффект наблюдается при погружении в активную зону одиночных стержней с верхних концевиков, в случае массового ввода стержней (более 15-18 стержней РР) концевой эффект отсутствовал [22].

 

Исследования были проведены на реакторе, в котором было более 200 ДП. Каким же будет «концевой эффект» на выгоревшем реакторе без ДП экспериментально не проверялось. Для предотвращения концевого эффекта организация Главного конструктора предложила ряд мер[23]. К сожалению, на момент аварии эти предложения не были реализованы.

 

Таким образом, к моменту аварии сущность «концевого эффекта», его причины и условия реализации были известны. Анализ, проведённый непосредственно после аварии (по доаварийным методикам) показал, что для реализации концевого эффекта требуется сильный перекос поля (в 3 раза). Однако из анализа данных, зарегистрированных программой ПРИЗМА непосредственно перед началом эксперимента, следовало, что такого сильного перекоса перед аварией не было.

 

Более тщательное изучение «концевого эффекта» показало, что некоторые факторы, влияющие на возможность реализации «концевого эффекта», были недооценены. В частности, возможность введения положительной реактивности возникала при M-образном виде нейтронного поля по высоте реактора. Выполненные оценки показали, что при положительном эффекте обезвоживания 4—5 ?, только концевой эффект не вызывает катастрофического роста реактивности. В то же время, анализ с изменённым в пределах погрешности измерения видом поля (подогнанным к наиболее неблагоприятной форме) показал осуществимость аварии [24].

 

Таким образом, концевой эффект мог способствовать катастрофическому развитию аварии на ЧАЭС 26 апреля 1986 года. Из зарегистрированных данных известно, что непосредственно до катастрофы реактор имел недопустимо низкий оперативный запас реактивности, и, таким образом, большинство стержней СУЗ находились на верхних концевиках. В этом случае массовый ввод стержней СУЗ в активную зону мог привести к вводу положительной некомпенсируемой реактивности (по разным оценкам от 0,3 до 1,1 ?). Так или иначе, концевой эффект препятствовал заглушению реактора стержнями СУЗ в течение первых секунд (до 5-6) после формирования соответствующей команды.

[править]

Ошибки операторов

 

В процессе подготовки и проведения эксперимента эксплуатационным персоналом был допущен ряд нарушений и ошибок, часть из которых не имела последствий, часть — предопределила катастрофу. Непосредственно после аварии это позволило возложить практически всю ответственность за аварию на персонал, осуществлявший эксперимент, однако уже начиная с конца 1986 года стали учитываться и данные об описанных выше неудовлетворительных свойствах РБМК. Помимо нарушений условий нормальной эксплуатации, отключения элементов систем безопасности и нарушения технологических процедур (то есть нарушений документа «верхнего уровня» для АЭС — технологического регламента), отмечается и опасное ведение технологического процесса, которое можно охарактеризовать как работа «на грани фола».

 

Так, первоначально отмечалось[25], что оперативный персонал допустил следующие наиболее значимые нарушения:

Снижение оперативного запаса реактивности существенно ниже допустимого значения;

Провал мощности реактора существенно ниже запланированного программой;

Включение в работу всех главных циркуляционных насосов (ГЦН) с превышением расхода через ГЦН выше регламентного значения;

Блокировка защиты реактора по сигналу остановки двух турбогенераторов;

Блокировка защиты по уровню воды в барабанах-сепараторах (БС);

Блокировка защиты по давлению пара в БС;

Отключение системы аварийного расхолаживания.

 

При работе над ИНСАГ-1 специалисты МАГАТЭ, рассмотрев материалы, предоставленные советской стороной, а также основываясь на устных высказываниях советских специалистов (делегацию советских специалистов возглавлял Легасов В. А., который не был специалистом по реакторным установкам), расширили список нарушений, дополнив его, в том числе, не подтверждёнными документально нарушениями.

 

В 1991 году комиссия Госатомнадзора, возглавляемая бывшим сотрудником ЧАЭС Штейнбергом и включавшая в себя в основном бывших работников ЧАЭС, пересмотрела некоторые вопросы о нарушениях, допущенных персоналом, отмеченных в ИНСАГ-1. Как указывалось выше, данная работа была включена в виде приложения в ИНСАГ-7, и известна как доклад «комиссии Штейнберга». По мнению комиссии Штейнберга некоторые нарушения, приписываемые персоналу, либо не являлись таковыми, либо не могли повлиять на развитие аварии:

Одновременное включение восьми ГЦН, блокировка защиты по сигналу остановки двух ТГ не нарушали действовавших на момент аварии инструкций. Превышение расхода через ГЦН было подтверждено, но было отмечено, что оно не привело к их отказу (так называемому кавитационному срыву).

Защита по давлению в БС не отключалась, была изменена уставка её срабатывания (одно из двух значений уставки может быть выбрано оператором)

Блокировка системы аварийного расхолаживания (не повлияла на протекание аварии).

Было подтверждено, что отключение защиты по уровню воды в БС являлось нарушением, но, по мнению комиссии, оно не повлияло на развитие аварии.

 

Кроме того, комиссия возглавляемая Штейнбергом, указала, что значение ОЗР не выводилось оперативно на БЩУ. Требовалось осуществить несколько операций, чтобы рассчитать и получить этот параметр, поэтому оперативный персонал мог не заметить вовремя его снижение ниже разрешённого значения. Отметила комиссия и то, что проект не предусматривал ОЗР в качестве параметра, по которому должна быть обеспечена «сигнализация, не говоря уже об аварийной защите при достижении этим параметром предельных значений».

 

Кроме того, по мнению комиссии Штейнберга, технологические защиты (по уровню в барабан-сепараторах и другие) не следует рассматривать как имеющие отношения к непосредственно реактору: «Операции со значениями уставок и отключением технологических защит и блокировок не явились причиной аварии, не влияли на её масштаб. Эти действия не имели никакого отношения к аварийным защитам собственно реактора (по уровню мощности, по скорости её роста), которые персоналом не выводились из работы»[26].

 

Так же в доклад ИНСАГ-7 был включен доклад комиссии, включавшей в себя сотрудников ВНИИАЭС, а также НИКИЭТ, ИАЭ и других организаций (в ИНСАГ-7 она позиционируется как комиссия, возглавляемая директором ВНИИАЭС Агобяном). Этот доклад, нацеленный в основном на технические аспекты аварии, в отличие от комиссии Штейнберга, не содержит анализа действий оперативного персонала. Тем не менее, этот доклад указывает на следующие примеры опасной работы:

неудовлетворительная, с современной точки зрения, регламентация мер безопасности в программе испытаний;

высокий расход теплоносителя через реактор при низком расходе питательной воды, что приводило к малому недогреву теплоносителя до температуры кипения на входе в активную зону и низкому паросодержанию в активной зоне. Комиссией указывается, что оба этих фактора напрямую влияли на масштаб проявившихся при испытаниях эффектов.

 

Таким образом, наиболее существенными ошибками оперативного персонала следует назвать:

трактовка предполагаемых испытаний как электрических [27];

ненадлежащая подготовка программы испытаний, в том числе в части регламентации мер безопасности [28];

существенные отклонения от программы на стадии подготовки к эксперименту и его проведения[7];

отключение систем безопасности, в том числе аварийных защит реактора[7];

нарушение условий нормальной эксплуатации реактора в процессе подготовки и проведения эксперимента[7];

проведение эксперимента на незаглушенном реакторе, находящемся в нерегламентном состоянии[7

 

информация из википедии

[Хохол]

Примерно в 1:24 26 апреля 1986 года на 4-м энергоблоке Чернобыльской АЭС произошёл выброс, который полностью разрушил реактор. Здание энергоблока частично обрушилось, при этом погибло 2 человека — оператор насосов ГЦН (Главный циркуляционный насос) Валерий Ходемчук (тело не найдено, завалено под обломками двух 130-тонных барабан-сепараторов), и сотрудник пуско-наладочного предприятия Владимир Шашенок (умер от перелома позвоночника и многочисленных ожогов в 6:00 в Припятской МСЧ, утром 26-го апреля). В различных помещениях и на крыше начался пожар. Впоследствии остатки активной зоны расплавились. Смесь из расплавленного металла, песка, бетона и частичек топлива растеклась по подреакторным помещениям[4][5]. В результате аварии произошёл выброс в окружающую среду радиоактивных веществ, в том числе изотопов урана, плутония, иода-131 (период полураспада 8 дней), цезия-134 (период полураспада 2 года), цезия-137 (период полураспада 33 года), стронция-90 (период полураспада 28 лет).

 

Государственная комиссия, сформированная в СССР для расследования причин катастрофы, возложила основную ответственность за катастрофу на оперативный персонал и руководство ЧАЭС. Для исследования причин аварии МАГАТЭ создало консультативную группу, известную как Консультативный комитет по вопросам ядерной безопасности (INSAG), которая, на основании материалов, предоставленных советской стороной, и устных высказываний специалистов (делегацию советских специалистов возглавил Легасов В. А., который не был «реакторщиком»), в своём отчёте 1986 года[16] также в целом поддержало эту точку зрения. Утверждалось, что авария явилась следствием маловероятного совпадения ряда нарушений правил и регламентов эксплуатационным персоналом, катастрофические последствия авария приобрела из-за того, что реактор был приведён в нерегламентное состояние[14][17].

 

В 1993 году INSAG опубликовал дополнительный отчёт[7], обновивший «ту часть доклада INSAG-1, в которой основное внимание уделено причинам аварии». Рассматривая новые источники информации, INSAG указал, что многие из них носят противоречивый характер, отметив, что «наиболее важными являются доклады двух советских комиссий, возглавляемых соответственно Н. А. Штейнбергом и А. А. Абагяном», которые включила в вышеназванный отчёт в виде приложений. Первая комиссия была составлена преимущественно из бывших работников ЧАЭС, вторая — из специалистов проектных организаций, а так же организаций осуществлявших эксплуатационную поддержку РБМК. В этом отчёте пересматриваются «некоторые детали сценария, представленного в INSAG-1»[7], а так же изменены некоторые «важные выводы»[7].

 

В том числе в INSAG-7 рассматривается эффект увеличения реактивности при аварийном останове реактора, информация по которому была подтверждена советской стороной в 1987 году[7][18]. Давая оценку своим взглядам, INSAG-7 отметил сочетание двух серьёзных проектных дефектов: неудачной конструкции стержней и положительной обратной связи по реактивности, отмечая при этом, что «вряд ли фактически имеет значение то, явился ли положительный выбег реактивности при аварийном останове последним событием, вызвавшим разрушение реактора. Важно лишь то, что такой недостаток существовал и он мог явиться причиной аварии»[7]. Также в INSAG-7 было отмечено, что некоторые обвинения в адрес персонала, проводившего эксперимент, отражённые в INSAG-1, не соответствуют действительности, отмечая однако «довольно легкомысленное отношение к блокировке защиты реактора как технологического регламента по безопасности, так и операторов»[7].

 

Как и в ранее выпущенном отчёте INSAG-1, пристальное внимание в докладе INSAG уделяется недостаточной (на момент аварии) «культуре безопасности» на всех уровнях, включая проектирование, эксплуатацию, эксплуатационную поддержку и надзор за безопасной эксплуатацией.

 

Окончательно, INSAG-7 сформировал осторожные выводы о причинах аварии, в том числе указывая на то, что:

«Можно сказать, что авария явилась следствием низкой культуры безопасности не только на Чернобыльской АЭС, но и во всех советских проектных, эксплуатирующих и регулирующих организациях атомной энергетики, существовавших в то время»,

«Как указывается в INSAG-1, человеческий фактор следует по-прежнему считать основным элементом среди причин аварии»

«Наибольшего осуждения заслуживает то, что неутверждённые изменения в программу испытаний были сразу же преднамеренно внесены на месте, хотя было известно, что установка находится совсем не в том состоянии, в котором она должна была находиться при проведении испытаний».

 

INSAG обозначил ряд проблем, внёсших вклад в возникновение аварии:

установка фактически не соответствовала действовавшим нормам безопасности во время проектирования и даже имела небезопасные конструктивные особенности;

недостаточный анализ безопасности;

недостаточное внимание к независимому рассмотрению безопасности;

регламенты по эксплуатации надлежащим образом не обоснованы в анализе безопасности;

недостаточный и неэффективный обмен важной информацией по безопасности как между операторами, так и между операторами и проектировщиками;

недостаточное понимание персоналом аспектов их станции, связанных с безопасностью;

неполное соблюдение персоналом формальных требований регламентов по эксплуатации и программы испытаний;

недостаточно эффективный режим регулирования, оказавшийся не в состоянии противостоять требованиям производственной необходимости;

общая недостаточность культуры безопасности в ядерных вопросах как на национальном, так и на местном уровне.

 

Таким образом, основой аварии на ЧАЭС была признана «низкая культура безопасности не только на Чернобыльской АЭС, но и во всех советских проектных, эксплуатирующих и регулирующих организациях атомной энергетики, существовавших в то время». Под критику МАГАТЭ попали все организации, задействованные в то время в атомной энергетике, и входившие в Министерство энергетики СССР, Среднего машиностроения СССР и Госатомнадзора СССР, и пр.

 

Ниже рассматриваются технические аспекты аварии, обусловленные в основном имевшими место недостатками реакторов РБМК, а так же нарушениями и ошибками, допущенными персоналом станции при проведении последнего для 4-го блока ЧАЭС эксперимента.

 

Недостатки реактора

 

Проведённый непосредственно после аварии анализ показал, что проектные материалы не воспроизводят катастрофическое развитие событий[6]. В то же время расчётным путём было выявлено, что аварийный разгон реактора воспроизводится при введении дополнительной реактивности со скоростью ~1.5 ? за каждые 3 секунды. Позже был выявлен механизм введения этой реактивности — положительный паровой эффект реактивности. В дальнейшем было указано и на возможность реализации «концевого эффекта» в режиме срабатывания аварийной защиты на фоне нерегламентного оперативного запаса реактивности.

 

После аварии эти недостатки были устранены (см. РБМК).

[править]

Положительный паровой коэффициент реактивности

 

Во время работы реактора через активную зону прокачивается вода, используемая в качестве теплоносителя. Внутри реактора она кипит, частично превращаясь в пар. Нейтронно-физическое состояние реактора зависит от плотности кипящего в реакторе теплоносителя. Эта зависимость была получена в проекте с использованием программы BPM, разработанной в ИАЭ [6] и использовалась при разработке систем управления мощностью и систем аварийной остановки реактора. Особенностью этой зависимости был положительное значение парового коэффициента реактивности в области малых паросодержаний и отрицательное — в области больших. Суммарный эффект реактивности обезвоживания активной зоны (то есть реактивность, вводимая в реактор при полном обезвоживании активной зоны) при этом оказывался отрицательным. Кроме того, быстрый мощностной коэффициент реактивности также оказывался отрицательным, что в соответствие с нормативными документами [19] отвечало требованиям по безопасности. Однако более тщательный анализ, выполненный после аварии на ЧАЭС, показал, что методика, используемая для оценки парового коэффициента реактивности, даёт неправильный результат в области малых паросодержаний, и коэффициент реактивности по паросодержанию положителен во всём диапазоне паросодержаний [6][7]. Более того, специфические условия, созданные непосредственно перед экспериментом (малое теплосодержание в активной зоне реактора, а так же малое значение оперативного запаса реактивности, ОЗР) могли привести к дополнительному увеличению парового коэффициента реактивности[20][21]. В итоге быстрый мощностной коэффициент реактивности также оказался положительным, что означало, что увеличение мощности способствует дальнейшему разгону реактора (без учёта работы системы управления и защиты, то есть без учёта перемещения поглощающих стержней), и предопределило возможность катастрофического разгона реактора.

 

Послеаварийный анализ, проведённый в ИАЭ с использованием более совершенного метода Монте-Карло показал, что эффект обезвоживания активной зоны реактора вместо отрицательных значений может достигать от +4 до +5 ?, что было подтверждено экспериментально в конце 1986 года при физическом пуске блоков Чернобыльской и Смоленской АЭС.

[править]

«Концевой эффект»

 

Специфическое состояние реакторной установки, как оказалось после аварии, создавало условия для проявления «концевого эффекта» — положительного выбега реактивности в момент начала погружения поглощающих стержней СУЗ в активную зону.

 

Существование концевого эффекта было обнаружено на ЧАЭС в 1983 году во время физического пуска энергоблока. Выполненные тогда же исследования показали, что концевой эффект наблюдается при погружении в активную зону одиночных стержней с верхних концевиков, в случае массового ввода стержней (более 15-18 стержней РР) концевой эффект отсутствовал [22].

 

Исследования были проведены на реакторе, в котором было более 200 ДП. Каким же будет «концевой эффект» на выгоревшем реакторе без ДП экспериментально не проверялось. Для предотвращения концевого эффекта организация Главного конструктора предложила ряд мер[23]. К сожалению, на момент аварии эти предложения не были реализованы.

 

Таким образом, к моменту аварии сущность «концевого эффекта», его причины и условия реализации были известны. Анализ, проведённый непосредственно после аварии (по доаварийным методикам) показал, что для реализации концевого эффекта требуется сильный перекос поля (в 3 раза). Однако из анализа данных, зарегистрированных программой ПРИЗМА непосредственно перед началом эксперимента, следовало, что такого сильного перекоса перед аварией не было.

 

Более тщательное изучение «концевого эффекта» показало, что некоторые факторы, влияющие на возможность реализации «концевого эффекта», были недооценены. В частности, возможность введения положительной реактивности возникала при M-образном виде нейтронного поля по высоте реактора. Выполненные оценки показали, что при положительном эффекте обезвоживания 4—5 ?, только концевой эффект не вызывает катастрофического роста реактивности. В то же время, анализ с изменённым в пределах погрешности измерения видом поля (подогнанным к наиболее неблагоприятной форме) показал осуществимость аварии [24].

 

Таким образом, концевой эффект мог способствовать катастрофическому развитию аварии на ЧАЭС 26 апреля 1986 года. Из зарегистрированных данных известно, что непосредственно до катастрофы реактор имел недопустимо низкий оперативный запас реактивности, и, таким образом, большинство стержней СУЗ находились на верхних концевиках. В этом случае массовый ввод стержней СУЗ в активную зону мог привести к вводу положительной некомпенсируемой реактивности (по разным оценкам от 0,3 до 1,1 ?). Так или иначе, концевой эффект препятствовал заглушению реактора стержнями СУЗ в течение первых секунд (до 5-6) после формирования соответствующей команды.

[править]

Ошибки операторов

 

В процессе подготовки и проведения эксперимента эксплуатационным персоналом был допущен ряд нарушений и ошибок, часть из которых не имела последствий, часть — предопределила катастрофу. Непосредственно после аварии это позволило возложить практически всю ответственность за аварию на персонал, осуществлявший эксперимент, однако уже начиная с конца 1986 года стали учитываться и данные об описанных выше неудовлетворительных свойствах РБМК. Помимо нарушений условий нормальной эксплуатации, отключения элементов систем безопасности и нарушения технологических процедур (то есть нарушений документа «верхнего уровня» для АЭС — технологического регламента), отмечается и опасное ведение технологического процесса, которое можно охарактеризовать как работа «на грани фола».

 

Так, первоначально отмечалось[25], что оперативный персонал допустил следующие наиболее значимые нарушения:

Снижение оперативного запаса реактивности существенно ниже допустимого значения;

Провал мощности реактора существенно ниже запланированного программой;

Включение в работу всех главных циркуляционных насосов (ГЦН) с превышением расхода через ГЦН выше регламентного значения;

Блокировка защиты реактора по сигналу остановки двух турбогенераторов;

Блокировка защиты по уровню воды в барабанах-сепараторах (БС);

Блокировка защиты по давлению пара в БС;

Отключение системы аварийного расхолаживания.

 

При работе над ИНСАГ-1 специалисты МАГАТЭ, рассмотрев материалы, предоставленные советской стороной, а также основываясь на устных высказываниях советских специалистов (делегацию советских специалистов возглавлял Легасов В. А., который не был специалистом по реакторным установкам), расширили список нарушений, дополнив его, в том числе, не подтверждёнными документально нарушениями.

 

В 1991 году комиссия Госатомнадзора, возглавляемая бывшим сотрудником ЧАЭС Штейнбергом и включавшая в себя в основном бывших работников ЧАЭС, пересмотрела некоторые вопросы о нарушениях, допущенных персоналом, отмеченных в ИНСАГ-1. Как указывалось выше, данная работа была включена в виде приложения в ИНСАГ-7, и известна как доклад «комиссии Штейнберга». По мнению комиссии Штейнберга некоторые нарушения, приписываемые персоналу, либо не являлись таковыми, либо не могли повлиять на развитие аварии:

Одновременное включение восьми ГЦН, блокировка защиты по сигналу остановки двух ТГ не нарушали действовавших на момент аварии инструкций. Превышение расхода через ГЦН было подтверждено, но было отмечено, что оно не привело к их отказу (так называемому кавитационному срыву).

Защита по давлению в БС не отключалась, была изменена уставка её срабатывания (одно из двух значений уставки может быть выбрано оператором)

Блокировка системы аварийного расхолаживания (не повлияла на протекание аварии).

Было подтверждено, что отключение защиты по уровню воды в БС являлось нарушением, но, по мнению комиссии, оно не повлияло на развитие аварии.

 

Кроме того, комиссия возглавляемая Штейнбергом, указала, что значение ОЗР не выводилось оперативно на БЩУ. Требовалось осуществить несколько операций, чтобы рассчитать и получить этот параметр, поэтому оперативный персонал мог не заметить вовремя его снижение ниже разрешённого значения. Отметила комиссия и то, что проект не предусматривал ОЗР в качестве параметра, по которому должна быть обеспечена «сигнализация, не говоря уже об аварийной защите при достижении этим параметром предельных значений».

 

Кроме того, по мнению комиссии Штейнберга, технологические защиты (по уровню в барабан-сепараторах и другие) не следует рассматривать как имеющие отношения к непосредственно реактору: «Операции со значениями уставок и отключением технологических защит и блокировок не явились причиной аварии, не влияли на её масштаб. Эти действия не имели никакого отношения к аварийным защитам собственно реактора (по уровню мощности, по скорости её роста), которые персоналом не выводились из работы»[26].

 

Так же в доклад ИНСАГ-7 был включен доклад комиссии, включавшей в себя сотрудников ВНИИАЭС, а также НИКИЭТ, ИАЭ и других организаций (в ИНСАГ-7 она позиционируется как комиссия, возглавляемая директором ВНИИАЭС Агобяном). Этот доклад, нацеленный в основном на технические аспекты аварии, в отличие от комиссии Штейнберга, не содержит анализа действий оперативного персонала. Тем не менее, этот доклад указывает на следующие примеры опасной работы:

неудовлетворительная, с современной точки зрения, регламентация мер безопасности в программе испытаний;

высокий расход теплоносителя через реактор при низком расходе питательной воды, что приводило к малому недогреву теплоносителя до температуры кипения на входе в активную зону и низкому паросодержанию в активной зоне. Комиссией указывается, что оба этих фактора напрямую влияли на масштаб проявившихся при испытаниях эффектов.

 

Таким образом, наиболее существенными ошибками оперативного персонала следует назвать:

трактовка предполагаемых испытаний как электрических [27];

ненадлежащая подготовка программы испытаний, в том числе в части регламентации мер безопасности [28];

существенные отклонения от программы на стадии подготовки к эксперименту и его проведения[7];

отключение систем безопасности, в том числе аварийных защит реактора[7];

нарушение условий нормальной эксплуатации реактора в процессе подготовки и проведения эксперимента[7];

проведение эксперимента на незаглушенном реакторе, находящемся в нерегламентном состоянии[7

 

информация из википедии

 

Скажите было ли эффективно использовать песок и посыпать им?

Еще остается вопрос воздействия веществ на организм человека

[Neiron]

на счет воздействия веществ на организм человека,все что произошло на чернобыле имело характер воздействия радиации от распада остатков радиактивного топлива, мутации среди новорожденных,бесконечные смерти от радиоактивного излучения+ожоги которые тоже привели к летальному исходу и это далеко не конец проблем связанных с распадоп радиоактивных веществ

 

Скажите было ли эффективно использовать песок и посыпать им?

посыпать что,землю или реактор?

[Хохол]

на счет воздействия веществ на организм человека,все что произошло на чернобыле имело характер воздействия радиации от распада остатков радиактивного топлива, мутации среди новорожденных,бесконечные смерти от радиоактивного излучения+ожоги которые тоже привели к летальному исходу и это далеко не конец проблем связанных с распадоп радиоактивных веществ

 

Скажите было ли эффективно использовать песок и посыпать им?

посыпать что,землю или реактор?

 

 

Реактор Вы случайно не в курсе чем вообще реактор посыпали я вот только такое нашел :"Один за другим вылетали огромные военные вертолеты, до отказа загруженные песком, свинцом, барием, всем тем, что на максимальной скорости доставлялось туда и летело в черное жерло развороченного реактора. "

[Neiron]

Первоочередной задачей по ликвидации последствий аварии было осуществление комплекса работ, направленных на прекращение выбросов радиоактивных веществ в окружающую среду из разрушенного реактора. С помощью военных вертолетов очаг аварии забрасывался теплоотводящими и фильтрующими материалами, что позволило существенно снизить, а затем и прекратить выброс радиоактивности в окружающую среду.

[Хохол]

Первоочередной задачей по ликвидации последствий аварии было осуществление комплекса работ, направленных на прекращение выбросов радиоактивных веществ в окружающую среду из разрушенного реактора. С помощью военных вертолетов очаг аварии забрасывался теплоотводящими и фильтрующими материалами, что позволило существенно снизить, а затем и прекратить выброс радиоактивности в окружающую среду.

цезия-137 (период полураспада 33 года) является изотопом с наибольшим периодом полураспада или могло быть еще чтото похлеще?

 

Чем еще могли абсорбировать ?

[pauk]

"Один за другим вылетали огромные военные вертолеты, до отказа загруженные песком, свинцом, барием, всем тем, что на максимальной скорости доставлялось туда и летело в черное жерло развороченного реактора. "

Бором, как мне кажется. А, может, и некоторыми его соединениями. Но тут нужны ядерные химики, а мы простые.

[Хохол]

Бором, как мне кажется. А, может, и некоторыми его соединениями. Но тут нужны ядерные химики, а мы простые.

 

 

Как правильно сформулировать запрос по поводу абсорбентов в гугле ?

[Хохол]

В докладе написал что выделилось и в каких количествах написал болезны вызванные радиацией , что еще можно добавить ?