25.06.2020

Istota badań na 4 reaktorach w 1986 roku

Jaki był cel testów na czwartym bloku energetycznym w Czarnobylu w 1986 roku?

 

Zaplanowano zatrzymanie bloku nr 4 elektrowni jądrowej w Czarnobylu do planowych napraw w dniu 25 kwietnia 1986 r. W związku z tym podjęto decyzję o przeprowadzeniu testu, podczas którego można było zweryfikować zdolność urządzeń elektrowni do zapewnienia niezbędnej energii elektrycznej do obsługi układu chłodzenia rdzenia reaktora oraz urządzeń systemu ochrony od momentu włączenia głównych układów zasilania do momentu włączenia zasilania rezerwowego z jednostek diesla.

W wyniku nieskoordynowanych działań oraz niewystarczającego poziomu kultury bezpieczeństwa pracowników zakładu operatorzy wykonują szereg operacji, które nie były zgodne z ustalonymi instrukcjami bezpieczeństwa i stwarzały potencjalnie niebezpieczną sytuację.


Sytuację pogarszają poważne wady konstrukcji reaktora, które sprawiają, że instalacja jądrowa jest potencjalnie niestabilna i może łatwo prowadzić do wypadków w przypadku błędów operatora.

Połączenie tych czynników powoduje gwałtowny wzrost pola energetycznego, co prowadzi do prawie całkowitego zniszczenia reaktora. Konsekwencje tego zdarzenia komplikuje dodatkowo pożar, który pochłonął grafitowy mur reaktora i inne materiały, który rozpoczyna się w budynku i powoduje uwolnienie materiałów radioaktywnych do środowiska.


Awaria na bloku nr 4 elektrowni jądrowej w Czarnobylu miała miejsce 26 kwietnia 1986 r. o godzinie 01:23:40 podczas prób projektowych jednego z systemów bezpieczeństwa wchodzących w skład bloku energetycznego RBMK-1000. Ten system bezpieczeństwa przewidywał wykorzystanie mechanicznej energii rotacji zatrzymywania turbogeneratorów do wytwarzania energii elektrycznej w warunkach dwóch sytuacji awaryjnych. Jednym z nich jest całkowita utrata zasilania elektrowni jądrowych, w tym pomp chłodziwa i pomp awaryjnego chłodzenia reaktora; druga to maksymalna awaria podstawy projektowej, która jest uważana za pęknięcie rurociągu o dużej średnicy pętli cyrkulacyjnej reaktora.

 

Zgodnie z programem testowym, po wyłączeniu zasilania zewnętrznego, energia elektryczna generowana przez turbogeneratory w wyniku bicia jest dostarczana do uruchomienia pomp układu awaryjnego chłodzenia reaktora, co zapewnia gwarantowane chłodzenie reaktora. Propozycja zastosowania bicia generatora wyszła od głównego projektanta RBMK i została uwzględniona w projektach budowy elektrowni jądrowych z reaktorami tego typu. Jednak blok energetyczny nr 4 elektrowni jądrowej w Czarnobylu, podobnie jak inne bloki energetyczne z RBMK, został oddany do eksploatacji bez testowania tego trybu, chociaż testy takie powinny być integralną częścią testów przedoperacyjnych głównych trybów konstrukcyjnych jednostka mocy. Tylko elektrownia jądrowa w Czarnobylu z reaktorami RBMK-1000, po ich uruchomieniu przeprowadzono testy projektowe dotyczące wykorzystania mocy generatora.

Podobne testy przeprowadzone w 1982 r. na bloku nr 3 elektrowni jądrowej w Czarnobylu wykazały, że wymagania dotyczące charakterystyki prądu elektrycznego generowanego w wyniku bicia turbiny nie zostały zachowane przez określony czas i konieczne było dopracowanie układ regulacji wzbudzenia turbogeneratora. Dodatkowe testy zmodernizowanym systemem przeprowadzono w 1984 i 1985 roku. W tym przypadku przewidziano modelowanie awaryjne, gdy awaryjny system chłodzenia reaktora został wyłączony za pomocą zaworów ręcznych.


Próby na 4 bloku energetycznym zaplanowano na 25 kwietnia 1986 r. w porze dziennej, przy mocy cieplnej reaktora 700 MW, aż do przerwania prac remontowych reaktora. Należy zauważyć, że program badań spełniał obowiązujące wówczas wymagania. Powinny być prowadzone w trybie zmniejszonej mocy, który charakteryzuje się zwiększonym (w stosunku do nominalnego) natężeniem przepływu chłodziwa przez reaktor, lekkim podgrzaniem chłodziwa do temperatury wrzenia na wejściu do rdzenia oraz minimalna zawartość pary. Czynniki te miały bezpośredni wpływ na skalę wypadku.


Zgodnie z zaplanowanym programem konieczne było wyłączenie awaryjnego systemu chłodzenia rdzenia reaktora, który dostarczał wodę do chłodzenia paliwa jądrowego w sytuacjach awaryjnych. W miarę trwania procedury wyłączania reaktora, ten ostatni pracował na około połowie mocy, a dyspozytor systemu elektroenergetycznego nie wyraził zgody na dalsze zmniejszanie mocy reaktora. Zgodnie z programem testowym po około godzinie wyłączono awaryjny system chłodzenia rdzenia reaktora. Podczas gdy reaktor nadal działał na poziomie 50 procent mocy. Dopiero około 23:00 25 kwietnia kierownik systemu elektroenergetycznego wydał zgodę na dalszą redukcję mocy reaktora.
Aby przeprowadzić test, reaktor musiał się ustabilizować przy mocy cieplnej ok. 1000 MW, jednak na skutek błędu, który pojawił się podczas pracy, moc reaktora spadła do 30 MW. Operatorzy próbowali podnieść moc do 700 - 1000 MW wyłączając automatyczne regulatory i ręcznie zwalniając wszystkie drążki sterujące. Dopiero około godziny 1 w nocy 26 kwietnia reaktor ustabilizował się na poziomie około 200 MW. Choć w warunkach pracy reaktora jądrowego przepisy technologiczne wymagały, aby w jego rdzeniu znajdowało się co najmniej 30 prętów sterujących, w trakcie eksperymentu brało udział tylko 6 do 8 prętów sterujących. Większość prętów usunięto z rdzenia, aby zrekompensować zatrucie reaktora. Mimo to zapada decyzja o kontynuacji programu testowego.

W wyniku wzrostu przepływu chłodziwa spada ciśnienie pary. Wyłączono automatyczny system, który wyłącza reaktor przy zbyt niskim ciśnieniu pary. Aby utrzymać moc reaktora, operatorzy są zmuszeni usunąć prawie wszystkie pozostałe pręty kompensacyjne, po czym reaktor staje się wyjątkowo niestabilny, a operatorzy muszą dokonywać korekt co kilka sekund, aby utrzymać stałą moc. Mniej więcej w tym samym czasie operatorzy zmniejszają przepływ chłodziwa, aby utrzymać ciśnienie pary. Jednocześnie pompy zasilane z zatrzymanej turbiny zaczynają podawać przez reaktor mniejszą ilość chłodziwa. Utrata chłodziwa pogorszyła niestabilny stan reaktora i zwiększyła wydajność pary w kanałach chłodzących, a operatorzy nie mogli już zapobiegać skokom energii, co według szacunków. przekroczyła moc znamionową reaktora o 100 razy. Nieoczekiwany wzrost produkcji ciepła niszczy część paliwa jądrowego, a najmniejsze cząsteczki gorącego paliwa reagują z wodą, co prowadzi do wybuchu pary, który zniszczył rdzeń reaktora, a także do zniszczenia dachu budynku reaktora.

 

O godzinie 01 h 23 min 40 s operator sterowania reaktorem wciska ręczny przycisk awaryjnego zatrzymania reaktora (przyczyna wciśnięcia przycisku nie została wiarygodnie ustalona), a po trzech sekundach w trakcie przyspieszania reaktora pojawiają się sygnały alarmowe, jak również przy przekroczeniu mocy. W ciągu około trzech sekund wypychacze prętów awaryjnych układu sterowania i ochrony reaktora z prędkością projektową prętów 0,4 m/s przemieszczają się o 1,2 mi całkowicie wypierają znajdujące się pod nimi słupy wody. Wywoływany jest „efekt wypieracza”, w wyniku którego według obliczeń wprowadzana jest reaktywność dodatnia i rozpoczyna się niekontrolowane przyspieszanie reaktora w jego dolnej części.


W wyniku wybuchu do atmosfery uwalniane są gorące cząstki radioaktywne i grafit; zniszczona część czynna reaktora pozostaje niezabezpieczona. Radioaktywna chmura dymu, radioaktywne produkty rozszczepienia i cząstki paliwa jądrowego unoszą się w powietrze na odległość 1 km. Cięższe cząstki radioaktywnej chmury osadzają się na terenie w bezpośrednim sąsiedztwie reaktora awaryjnego, a lżejsze składniki, w tym produkty rozszczepienia i prawie cały zestaw gazów szlachetnych powstałych w wyniku awarii, to dominujące wiatry w kierunku północno-zachodnim elektrowni jądrowej.


Rozpoczyna się pożar wyposażenia i zniszczonych konstrukcji bloku, co powoduje kłęby pary i pyłu, a także pokrywa dach hali turbin, zapasy oleju napędowego i materiałów palnych. Około 100 członków straży pożarnych, znajdujących się zarówno na terenie elektrowni jądrowej, jak i wezwani z miasta Prypeć, przybyło, aby ugasić powstałe pożary i to właśnie ci ludzie otrzymali najwyższe dawki promieniowania. Pożary ugaszono o godzinie 5.00 tego samego dnia, ale w tym samym czasie rozpoczęło się wypalanie grafitowego muru reaktora. Intensywne spalanie grafitu powoduje dyspersję radioizotopów i produktów rozszczepienia, które uniosły się wysoko do atmosfery. Emisja trwa około 20 dni, ale jej intensywność znacznie spada dziesiątego dnia, kiedy ostatecznie zatrzymano spalanie grafitu.

+
Nie spiesz się, aby zamknąć stronę

Czy na pewno zapoznałeś się ze wszystkimi ofertami i promocjami naszej firmy?