25.06.2020

Суть випробувань на 4 реакторі в 1986 році

У чому полягав сенс випробувань на четвертому енергоблоці ЧАЕС у 1986 році

 

Енергоблок № 4 Чорнобильської АЕС було передбачено зупинити на плановий ремонт 25 квітня 1986 г. У зв'язку з цим приймається рішення провести випробування, в ході якого перевірити здатність обладнання станції видавати необхідну електроенергію для роботи системи розхолоджування активної зони реактора і устаткування систем захисту з моменту відключення основної системи енергопостачання до моменту включення резервного живлення від дизельних агрегатів.

 

В результаті нескоордівірованності дій і недостатнього рівня культури безпеки співробітників станції оператори виконують ряд операцій, які не відповідали встановленим інструкціям з безпеки і створили потенційно небезпечну ситуацію.


Ситуація ускладнюється серйозними недоліками в конструкції реактора, що робить ядерну установку потенційно нестійкою що може легко привести до аварії в разі помилок операторів.

 

Поєднання цих факторів викликає різке посилення енергетичного поля, що призводить до практично повного руйнування реактора. Наслідки цієї події в подальшому ускладнюються пожежею, яка охопила графітову кладку реактора та інші матеріали, що починається в будівлі і породжує викид радіоактивних матеріалів у навколишнє середовище.


Аварія на енергоблоці № 4 Чорнобильської АЕС сталася 26 квітня 1986 року в 01 год 23 хв 40 с в ході проведення проектних випробувань однієї з систем забезпечення безпеки, що входить до складу енергоблоку з РБМК-1000. Дана система безпеки передбачала використання механічної енергії обертання турбогенераторів для вироблення електроенергії в умовах накладення двох аварійних ситуацій. Одна з них - повна втрата електропостачання АЕС, в тому числі насосів теплоносія і насосів системи аварійного охолодження реактора; інша - максимальна проектна аварія, в якості якої розглядається як розрив трубопроводу великого діаметра циркуляційного контура реактора.

 

За програмою випробувань при відключенні зовнішнього електроживлення електроенергія, що виробляється турбогенераторами за рахунок вибігу, подається для запусків насосів системи аварійного охолодження реактора, що забезпечує гарантоване охолоджування реактора. Пропозиція про використання вибігу генератора виходило від головного конструктора РБМК і було включено в проекти будівництва АЕС з реакторами такого типу. Однак енергоблок №4 Чорнобильської АЕС, як і інші енергоблоки з РБМК, приймався в експлуатацію без випробування цього режиму, хоча такі випробування повинні бути складовою частиною передексплуатаційних випробувань основних проектних режимів енергоблока. На жодній, окрім Чорнобильської, АЕС з реакторами РВПК-1000 після введення їх в експлуатацію проектні випробування по використанню вибігу генератора не проводилися.


Подібні випробування на енергоблоці №3 Чорнобильської АЕС, що відбулися у 1982 році, показали, що вимоги до характеристик електричного струму, що виробляється за рахунок вибігу турбіни, протягом заданого часу не дотримуються, і необхідна доробка системи регулювання збудження турбогенератора. Додаткові випробування з модернізованою системою проводилися в 1984 і 1985 роках. При цьому моделювання аварійної ситуації передбачалося при відключеній ручними засувками системі аварійного охолодження реактора.


Випробування на 4-му енергоблоці намітили на 25 квітня 1986 р денний час, при тепловій потужності реактора 700 МВт, до зупинки реактора для виконання планових ремонтних робіт. Слід зазначити, що програма випробувань відповідала діючим на той момент вимогам. Вони повинні були проводитися в режимі зниженої потужності, для якого характерні підвищений, в порівнянні з номінальним, витрата теплоносія через реактор, незначний недогрів теплоносія до температури кипіння на вході в активну зону і мінімальний паровміст. Ці чинники мали прямий вплив на масштаб аварії.


Відповідно до запланованої програмою потрібно було відключити аварійну систему охолодження активної зони реактора, яка забезпечувала подачу води для охолодження ядерного палива в аварійних ситуаціях. У міру продовження процедури відключення реактора останній працював приблизно на половинній потужності, і диспетчер енергосистеми не дав дозволу на подальше зменшення потужності реактора. Відповідно до програми випробування приблизно через годину після цього система аварійного охолодження активної зони реактора була відключена. У той час як реактор продовжував працювати на 50-відсотковому рівні потужності. Тільки приблизно о 23.00 25 квітня диспетчер енергосистеми дав дозвіл на подальше зменшення потужності реактора.


Для проведення випробування реактор мав стабілізуватися на тепловій потужності приблизно в 1000 МВт, проте через помилку, яка виникла в ході експлуатації, потужність реактора впала до 30 МВт. Оператори спробували підняти потужність до 700 - 1000 МВт, відключивши автоматичні регулятори і вивільнивши всі контрольні стрижні вручну. Тільки приблизно о першій годині ночі 26 квітня реактор застабілізовано на рівні приблизно в 200 МВт. Хоча в умовах експлуатації ядерного реактора технологічним регламентом встановлювалося вимога про наявність в його активній зоні не менше 30 регулюючих стрижнів, в ході експерименту було задіяно лише 6 - 8 регулюючих стрижнів. Більшість стрижнів витягли з активної зони з метою компенсації процесу отруєння реактора. Незважаючи на це приймається рішення продовжити програму випробувань.

 

В результаті збільшення потоку теплоносія тиск пари падає. Автоматична система, яка відключає реактор при надмірно низькому тиску пара, була відключена. Для збереження потужності реактора оператори змушені витягти практично всі залишилися компенсуючі стрижні після чого реактор набуває крайню нестабільність і операторам доводиться кожні кілька секунд робити коригування, що дозволяють підтримувати постійну потужність. Приблизно в цей же час оператори скорочують потік теплоносія з метою збереження тиску пара. Одночасно насоси, які живляться від турбіни зупиняється, починають подавати менший обсяг теплоносія через реактор. Втрата теплоносія посилила нестабільний стан реактора і збільшила продуктивність пара в каналах охолодження, і оператори вже не змогли запобігти сплеску енергії, яка, за підрахунками. перевершувала номінальну потужність реактора в 100 разів. Несподіване збільшення виробництва тепла руйнує частину ядерного палива, а дрібні розпечені паливні частинки вступають в реакцію з водою, що призводить до парового вибуху, що знищив активну зону реактора, а також до руйнування покрівлі будівлі реакторного відділення.


У 01 год 23 хв 40 с оператор управління реактором натискає кнопку ручної аварійної зупинки реактора (причина натискання кнопки достовірно не встановлена), і через три секунди з'являються сигнали аварійних захистів по періоду розгону реактора, а також по перевищенню потужності. Протягом приблизно трьох секунд витискувачі аварійних стрижнів системи управління і захисту реактора при проектній швидкості руху стрижнів 0,4 м / с проходять відстань 1,2 м і повністю витісняють стовпи води, розташовані під ними. Спрацьовує «ефект витискувачів», внаслідок чого, згідно з виконаними розрахунками, вводиться позитивна реактивність і починається некерований розгін реактора в його нижній частині.


Внаслідок вибуху відбувається викид розжарених радіоактивних частинок і графіту в атмосферу; зруйнована активна частина реактора залишається без захисту. Радіоактивна хмара, що складається з диму, радіоактивних продуктів поділу і частинок ядерного палива, піднімається в повітря на відстань до 1 км. Більш важкі частки радіоактивної хмари осідають на територію в безпосередній близькості від аварійного реактора, а більш легкі компоненти, включаючи продукти ділення і практично весь набір благородних газів, що з'явилися продуктом аварії, відносяться де переважають вітри в напрямку на північний захід від атомної електростанції.


На обладнанні і зруйнованих конструкціях енергоблока починається пожежа, яка викликає клуби пара і пилу, причому вогонь охоплює також дах турбінного залу, запаси дизельного палива і горючих матеріалів. Приблизно 100 членів пожежних команд, які перебували як на території АЕС, так і викликаних з міста Прип'ять, прибули для гасіння виниклих пожеж, причому саме ці люди отримали найбільш високі дози радіоактивного опромінення. Пожежі погашені до 5.00 того ж дня, але в цей же час починається горіння графітової кладки реактора. Інтенсивне горіння графіту стає причиною дисперсії радіоізотопів і продуктів поділу, що піднялися високо в атмосферу. Викид триває приблизно 20 днів, однак його інтенсивність значно знижується на десятий день, коли горіння графіту вдалося, нарешті, зупинити.