Авария на Чернобыльской АЭС

Авария на Чернобыльской  АЭС

 

Авария на Чернобыльской  АЭС, Черно́быльская ава́рия — разрушение 26 апреля 1986 года четвёртого энергоблока Чернобыльской атомной электростанции, расположенной на территории Украинской ССР (ныне — Украина). Разрушение носило взрывной характер, реактор был полностью разрушен, и в окружающую среду было выброшено большое количество радиоактивных веществ. Авария расценивается как крупнейшая в своём роде за всю историю атомной энергетики, как по предполагаемому количеству погибших и пострадавших от её последствий людей, так и по экономическому ущербу. 31 человек погиб в течение первых трех месяцев после аварии; отдалённые последствия облучения, выявленные за последующие 15 лет, стали причиной гибели от 60 до 80 человек[1][2]. 134 человека перенесли лучевую болезнь той или иной степени тяжести, более 115 тыс. человек из 30-километровой зоны были эвакуированы[2]. Для ликвидации последствий были мобилизованы значительные ресурсы, более 600 тыс. человек участвовали в ликвидации последствий аварии[3].

 

В отличие от бомбардировок  Хиросимы и Нагасаки, взрыв напоминал  очень мощную «грязную бомбу» —  основным поражающим фактором стало  радиоактивное заражение.

 

Облако, образовавшееся от горящего реактора, разнесло различные радиоактивные  материалы, и прежде всего радионуклиды йода и цезия, по большей части  территории Европы. Наибольшие выпадения  отмечались на значительных территориях  в Советском Союзе, расположенных  вблизи реактора и относящихся теперь к территориям Беларуси, Российской Федерации и Украины[4].

 

Чернобыльская авария стала  событием большого общественно-политического  значения для СССР, и это наложило определённый отпечаток на ход расследования  её причин[5]. Подход к интерпретации  фактов и обстоятельств аварии менялся  с течением времени, и полностью  единого мнения нет до сих пор.Содержание [убрать]

1 Характеристики АЭС

2 Авария 

2.1 Хронология событий

3 Причины аварии и расследование 

3.1 Недостатки реактора 

3.1.1 Положительный паровой  коэффициент реактивности

3.1.2 «Концевой эффект»

3.2 Ошибки операторов

3.3 Роль оперативного запаса  реактивности

3.4 Версии причин аварии

3.5 Альтернативные версии

4 Последствия аварии 

4.1 Последствия

4.2 Информирование и эвакуация  населения

4.3 Ликвидация последствий  аварии

4.4 Правовые последствия

4.5 Долговременные последствия

5 Влияние аварии на  здоровье людей 

5.1 Дозы облучения

5.2 Острая лучевая болезнь

5.3 Онкологические заболевания

5.4 Наследственные болезни

5.5 Другие болезни

6 Дальнейшая судьба станции

7 Чернобыльская авария  в массовой культуре

8 См. также

9 Примечания

10 Ссылки 

10.1 Описание событий

10.2 Официальная информация 

10.2.1 Документы

10.3 Альтернативные версии  о причинах и последствиях

10.4 Общественные организации  и веб-сайты

10.5 Разное

 

[править]

Характеристики АЭС

 

Чернобыльская АЭС (51°23′22″ с. ш. 30°05′59″ в. д. (G) (O)) расположена на территории Украины в 3 км от города Припять, в 18 км от города Чернобыль, в 16 км от границы с Республикой Беларусь и в 110 км от Киева.

 

Ко времени аварии на ЧАЭС действовали четыре энергоблока  на базе реакторов РБМК-1000 (реактор  большой мощности канального типа) с электрической мощностью 1000 МВт (тепловая мощность — 3200 МВт) каждый. Ещё  два аналогичных энергоблока  строились. ЧАЭС производила примерно десятую долю электроэнергии УССР.

[править]

Авария

 

 Фотография территории  вокруг Чернобыльской АЭС со  станции «Мир», 27 апреля 1997 года

 

В 01:23:48 [6] 26 апреля 1986 года на 4-м энергоблоке Чернобыльской  АЭС произошёл взрыв, который  полностью разрушил реактор. Здание энергоблока частично обрушилось, при  этом погибли два человека — оператор ГЦН (главный циркуляционный насос) Валерий Ходемчук (тело не найдено, завалено под обломками двух 130-тонных барабан-сепараторов) и сотрудник пусконаладочного предприятия Владимир Шашенок (умер от перелома позвоночника и многочисленных ожогов в 6:00 в Припятской МСЧ утром 26 апреля). В различных помещениях и на крыше начался пожар. Впоследствии остатки активной зоны расплавились, смесь из расплавленного металла, песка, бетона и фрагментов топлива растеклась по подреакторным помещениям[7][8]. В результате аварии произошёл выброс в окружающую среду радиоактивных веществ, в том числе изотопов урана, плутония, йода-131 (период полураспада — 8 дней), цезия-134 (период полураспада — 2 года), цезия-137 (период полураспада — 33 года), стронция-90 (период полураспада — 28 лет).

[править]

Хронология событий

 

На 25 апреля 1986 года была запланирована  остановка 4-го энергоблока Чернобыльской  АЭС для очередного планово-предупредительного ремонта. Во время таких остановок  обычно проводятся различные испытания  оборудования, как регламентные, так  и нестандартные, проводящиеся по отдельным  программам. В этот раз целью одного из них было испытание так называемого  режима «выбега ротора турбогенератора», предложенного проектирующими организациями  в качестве дополнительной системы  аварийного электроснабжения. Режим  «выбега» позволял бы использовать кинетическую энергию ротора турбогенератора  для обеспечения электропитанием  питательных (ПЭН) и главных циркуляционных насосов (ГЦН) в случае обесточивания  электроснабжения собственных нужд станции. Однако данный режим не был  отработан или внедрён на АЭС  с РБМК. Это были уже четвёртые  испытания режима, проводившиеся  на ЧАЭС. Первая попытка в 1982 году показала, что напряжение при выбеге падает быстрее, чем планировалось. Последующие испытания, проводившиеся после доработки оборудования турбогенератора в 1983, 1984 и 1985 годах также, по разным причинам, заканчивались неудачно[9].

 

Испытания должны были проводиться 25 апреля 1986 года на мощности 700—1000 МВт (тепловых), 22-31% от полной мощности[10]. Примерно за сутки до аварии (к 3:47 25 апреля) мощность реактора была снижена примерно до 50 % (1600 МВт)[11]. В соответствии с программой, отключена система аварийного охлаждения реактора. Однако дальнейшее снижение мощности было запрещено диспетчером  Киевэнерго. Запрет был отменён диспетчером в 23 часа. Во время длительной работы реактора на мощности 1600 МВт происходило нестационарное ксеноновое отравление. В течение 25 апреля пик отравления был пройден, началось разотравление реактора. К моменту получения разрешения на дальнейшее снижение мощности оперативный запас реактивности (ОЗР) возрос практически до исходного значения и продолжал возрастать. При дальнейшем снижении мощности разотравление прекратилось, и снова начался процесс отравления.

 

В течение примерно двух часов  мощность реактора была снижена до уровня, предусмотренного программой (около 700 МВт тепловых), а затем, по неустановленной причине, до 500 МВт. В 0:28 при переходе с системы локального автоматического регулирования (ЛАР) на автоматический регулятор общей  мощности (АР) оператор (СИУР) не смог удержать мощность реактора на заданном уровне, и мощность провалилась (тепловая до 30 МВт и нейтронная до нуля)[9][11]. Персонал, находившийся на БЩУ-4, принял решение  о восстановлении мощности реактора и (извлекая поглощающие стержни  реактора)[9][12] через несколько минут  добился её роста и в дальнейшем — стабилизации на уровне 160—200 МВт (тепловых). При этом ОЗР непрерывно снижался из-за продолжающегося отравления. Соответственно стержни ручного  регулирования (РР) продолжали извлекаться[11].

 

После достижения 200 МВт тепловой мощности были включены дополнительные главные циркуляционные насосы, и  количество работающих насосов было доведено до восьми. Согласно программе  испытаний, четыре из них, совместно  с двумя дополнительно работающими  насосами ПЭН, должны были служить нагрузкой  для генератора «выбегающей» турбины  во время эксперимента. Дополнительное увеличение расхода теплоносителя  через реактор привело к уменьшению парообразования. Кроме этого, расход относительно холодной питательной  воды оставался небольшим, соответствующим  мощности 200 МВт, что вызвало повышение  температуры теплоносителя на входе  в активную зону, и она приблизилась к температуре кипения[11].

 

В 1:23:04 начался эксперимент. Из-за снижения оборотов насосов, подключённых к «выбегающему» генератору, и  положительного парового коэффициента реактивности (см. ниже) реактор испытывал тенденцию к увеличению мощности (вводилась положительная реактивность), однако в течение почти всего времени эксперимента поведение мощности не внушало опасений.

 

В 1:23:39 зарегистрирован сигнал аварийной защиты АЗ-5 от нажатия  кнопки на пульте оператора. Поглощающие  стержни начали движение в активную зону, однако вследствие их неудачной  конструкции и заниженного (не регламентного) оперативного запаса реактивности реактор  не был заглушён. Через 1—2 с был записан фрагмент сообщения, похожий на повторный сигнал АЗ-5. В следующие несколько секунд зарегистрированы различные сигналы, свидетельствующие о быстром росте мощности, затем регистрирующие системы вышли из строя.

 

По различным свидетельствам, произошло от одного до нескольких мощных ударов (большинство свидетелей указали на два мощных взрыва), и  к 1:23:47—1:23:50 реактор был полностью  разрушен[9][11][12][13][14].

[править]

Причины аварии и расследование

 

Существуют по крайней мере два различных подхода к объяснению причин чернобыльской аварии, которые можно назвать официальными, а также несколько альтернативных версий разной степени достоверности.

 

Государственная комиссия, сформированная в СССР для расследования причин катастрофы, возложила основную ответственность  за неё на оперативный персонал и  руководство ЧАЭС. МАГАТЭ создало свою консультативную группу, известную как Консультативный комитет по вопросам ядерной безопасности (INSAG; International Nuclear Safety Advisory Group), который на основании материалов, предоставленных советской стороной, и устных высказываний специалистов (делегацию советских специалистов возглавил В. А. Легасов, первый заместитель директора ИАЭ имени И. В. Курчатова) в своём отчёте 1986 года[15] также в целом поддержал эту точку зрения. Утверждалось, что авария явилась следствием маловероятного совпадения ряда нарушений правил и регламентов эксплуатационным персоналом, а катастрофические последствия приобрела из-за того, что реактор был приведён в нерегламентное состояние[16].

 

Грубые нарушения правил эксплуатации АЭС, совершённые её персоналом, согласно этой точке зрения[16], заключаются в следующем:

проведение эксперимента «любой ценой», несмотря на изменение  состояния реактора;

вывод из работы исправных  технологических защит, которые  просто остановили бы реактор ещё  до того, как он попал в опасный  режим;

замалчивание масштаба аварии в первые дни руководством ЧАЭС.

 

Однако в 1991 году комиссия Госатомнадзора СССР заново рассмотрела  этот вопрос и пришла к заключению, что «начавшаяся из-за действий оперативного персонала Чернобыльская авария приобрела неадекватные им катастрофические масштабы вследствие неудовлетворительной конструкции реактора» ([17], c. 35). Кроме того, комиссия проанализировала действовавшие на момент аварии нормативные документы и не подтвердила некоторые из ранее выдвигавшихся в адрес персонала станции обвинений.

 

В 1993 году INSAG опубликовал  дополнительный отчёт[11], обновивший «ту  часть доклада INSAG-1, в которой  основное внимание уделено причинам аварии», и уделивший большее  внимание серьёзным проблемам в  конструкции реактора. Он основан, главным  образом, на данных Госатомнадзора СССР и на докладе «рабочей группы экспертов  СССР» (эти два доклада включены в качестве приложений), а также  на новых данных, полученных в результате моделирования аварии. В этом отчёте многие выводы, сделанные в 1986 году, признаны неверными и пересматриваются «некоторые детали сценария, представленного  в INSAG-1», а также изменены некоторые  «важные выводы». Согласно отчёту, наиболее вероятной причиной аварии являлись ошибки проекта и конструкции  реактора, эти конструктивные особенности  оказали основное влияние на ход  аварии и её последствия ([11], c. 17—19).

 

Основными факторами, внесшими вклад в возникновение аварии, INSAG-7 считает следующее ([11], c. 29—31):

реактор не соответствовал нормам безопасности и имел опасные конструктивные особенности;

низкое качество регламента эксплуатации в части обеспечения  безопасности;

неэффективность режима регулирования  и надзора за безопасностью в  ядерной энергетике, общая недостаточность  культуры безопасности в ядерных  вопросах как на национальном, так и на местном уровне;

отсутствовал эффективный  обмен информацией по безопасности как между операторами, так и между операторами и проектировщиками, персонал не обладал достаточным пониманием особенностей станции, влияющих на безопасность;

персонал допустил ряд  ошибок и нарушил существующие инструкции и программу испытаний.

 

В целом INSAG-7 достаточно осторожно  сформулировал свои выводы о причинах аварии. Так, например, при оценке различных  сценариев ([11], c. 17—19) INSAG отмечает, что «в большинстве аналитических исследований тяжесть аварии связывается с недостатками конструкции стержней СУЗ в сочетании с физическими проектными характеристиками», и, не высказывая при этом своего мнения, говорит про «другие ловушки для эксплуатационного персонала. Любая из них могла бы в равной мере вызвать событие, инициирующее такую или почти идентичную аварию», например, такое событие, как «срыв или кавитация насосов» или «разрушение топливных каналов». Затем задаётся риторический вопрос: «Имеет ли в действительности значение то, какой именно недостаток явился реальной причиной, если любой из них мог потенциально явиться определяющим фактором?». При изложении взглядов на конструкцию реактора ([11], c. 17—19) INSAG признаёт «наиболее вероятным окончательным вызвавшим аварию событием» «ввод стержней СУЗ в критический момент испытаний» и замечает, что «в этом случае авария явилась бы результатом применения сомнительных регламентов и процедур, которые привели к проявлению и сочетанию двух серьёзных проектных дефектов конструкции стержней и положительной обратной связи по реактивности». Далее говорится: «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». INSAG вообще предпочитает говорить не о причинах, а о факторах, способствовавших развитию аварии. Так, например, в выводах ([11], c. 29—31) причина аварии формулируется так: «Достоверно не известно, с чего начался скачок мощности, приведший к разрушению реактора Чернобыльской АЭС. Определённая положительная реактивность, по-видимому, была внесена в результате роста паросодержания при падении расхода теплоносителя. Внесение дополнительной положительной реактивности в результате погружения полностью выведенных стержней СУЗ в ходе испытаний явилось, вероятно, решающим приведшим к аварии фактором».