Вторая глава: Специфика мероприятий по ЗНиТ от ионизирующего излучения

Специфика мероприятий по ЗНиТ от ионизирующего излучения в режиме повседневной деятельности

Системы обеспечения безопасности Защитные системы безопасности. Система аварийного охлаждения реактора (САОР) является защитной системой безопасности и предназначена для обеспечения отвода остаточного тепловыделения посредством своевременной подачи требуемого количества воды в технологические каналы (ТК) реактора при авариях, сопровождающихся нарушениями охлаждения активной зоны. К таким авариям относятся: разрывы трубопроводов К. МПЦ большого диаметра, паропроводов и трубопроводов питательной воды.

Система защиты от превышения давления в основном контуре теплоносителя предназначена для обеспечения допустимого значения давления в контуре путем отвода пара в бассейн-барботер для его конденсации.

САОР может использоваться для введения соответствующих нейтронных поглотителей.

Локализующие системы безопасности. Система локализации аварий, реализованная на четвертом блоке АЭС, предназначена для локализации радиоактивных выбросов при авариях с разуплотнением любых трубопроводов контура охлаждения реактора, кроме пароводяных коммуникаций верхних трактов ТК в той части опускных труб, которая находится в помещении барабанов-сепараторов (БС) и трубопроводов парогазовых сбросов из реакторного пространства.

Основным компонентом СЛА является система герметичных помещений.

Барботажно-конденсационное устройство предназначено для конденсации пара, образующегося в процессе аварии с разуплотнением реакторного контура, при срабатывании главных предохранительных клапанов и при протечках через них в режиме нормальной эксплуатации (рис. 12.5).

Возможное развитие аварии Допустим, авария произошла перед остановкой блока на плановый ремонт. Перед остановкой были запланированы испытания турбогенератора (ТГ) в режиме выбега с нагрузкой собственных нужд. Цель этих испытаний — экспериментально проверить возможности использования механической энергии ротора отключенного по пару турбогенератора для поддержания производительности механизмов собственных нужд блока в условиях обесточивания.

Безопасности этих испытаний не было уделено должного внимания, персонал к ним готов не был, не знал о возможных опасностях. Кроме того, персонал допускал отклонения от выполнения программы, создавая тем самым условия для возникновения аварийной ситуации.

Когда мощность составляла половину номинальной, в соответствии с программой испытаний, но в нарушение регламента была отключена система аварийного охлаждения реактора.

Программой было предусмотрено, что испытания будут проводиться на тепловой мощности 700—1000 МВт. Но операторам не удалось удержаться на этом уровне, и она упала до 30—40 МВт.

При работе на этом уровне мощности происходит отравление реактора ксеноном. В этой ситуации регламент требовал остановить реактор примерно на сутки и только потом продолжить эксперимент. Персонал АЭС, вместо того чтобы остановить реактор, решил вернуть его на уровень мощности, необходимый для проведения испытаний. Для этого операторы начали выводить стержни из активной зоны реактора. А так как он был отравлен, то персонал нарушил еще один запрет: реактор должен быть немедленно остановлен, если число эффективных стержней в его активной зоне меньше пятнадцати. Их оставалось существенно меньше, а уровень мощности реактора при этом не поднялся выше 200 МВт.

Дополнительно к шести ГЦН в соответствии с программой испытаний было подключено еще два. А так как мощность реактора в это время была существенно ниже запланированной (200 вместо 700—1000 МВт), то суммарный расход воды через реактор значительно превысил допустимый предел, при котором обеспечивается нормальная эксплуатация. Эта ошибка персонала привела к уменьшению парообразования, падению давления пара в барабанах-сепараторах, изменению других параметров реактора. Исправить ее операторы пытались поддерживая основные параметры реактора вручную. Но в полной мере этого сделать не удалось. Вновь стали резко меняться параметры соотношения пар — вода, а приборы зафиксировали падение давления пара и уровня воды ниже аварийных пределов. Чтобы не останавливать реактор и в этих условиях, персонал заблокировал сигналы A3 по этим параметрам, т. е. снял еще одну систему обеспечения безопасности.

В 1 ч 22 мин 30 с запас реактивности составлял всего 6—8 стержней. Это по крайней мере вдвое меньше предельно допустимого запаса, установленного технологическим регламентом эксплуатации. Реактор находился в необычном, нерегламентном состоянии.

В создавшихся условиях допущенные персоналом нарушения привели к существенному снижению эффективности A3. Суммарная положительная реактивность, появившаяся в активной зоне, начала расти. Через 3 с мощность превысила 530 МВт, а период разгона стал намного меньше 20 с. Положительный паровой эффект реактивности способствовал ухудшению ситуации. Частично компенсировал вводимую в это время реактивность только эффект Доплера.

Только тут персонал блока забил тревогу. В 1 ч 23 мин 40 с начальник смены дал команду ввести в активную зону все регулирующие стержни и стержни аварийной защиты. Но было уже поздно. Мощность реактора за 1 с возросла в 13 раз. Произошло разуплотнение первого контура.

Снижение расхода воды в условиях роста мощности привело к интенсивному парообразованию, а затем к кризису теплоотдачи, разогреву топлива, его разрушению, бурному вскипанию теплоносителя, в который попали частицы разрушенного топлива, резкому повышению давления в ТК, их разрушению и тепловому взрыву, разрушившему реактор и часть конструкций здания и приведшему к выбросу активных продуктов деления во внешнюю среду.

Парообразование и резкое повышение температуры в активной зоне создали условия для возникновения пароциркониевой и других химических экзотермических реакций. Их проявление в виде фейерверка вылетающих раскаленных и горячих фрагментов наблюдали очевидцы. В результате этих реакций образовалась содержащая водород и оксид углерода смесь газов, способная к взрыву при смешении с кислородом воздуха.

Причины аварии Как показал анализ, авария на четвертом блоке ЧАЭС относится к классу аварий, связанных с вводом избыточной реактивности. Конструкция реакторной установки предусматривала защиту от подобного типа аварий с учетом физических особенностей реактора, включая положительный паровой коэффициент реактивности.

К числу технических средств защиты относятся СУЗ по превышению мощности и уменьшению периода разгона, блокировки и защиты по неисправностям при переключении оборудования и систем энергоблока, а также САОР.

Кроме технических средств защиты предусматривались также строгие правила и порядок ведения технологического процесса на АЭС, определяемые регламентом эксплуатации энергоблока. К числу наиболее важных правил относятся требования о недопустимости снижения оперативного запаса реактивности ниже 30 стержней.

В процессе подготовки и проведения испытаний с нагрузкой собственных нужд блока персонал отключил ряд технических средств защиты и нарушил важнейшие положения регламента эксплуатации в части безопасности ведения технологического процесса. Ниже представлены опасные нарушения режима эксплуатации, совершенные персоналом четвертого блока Чернобыльской АЭС.

Оценка состояния топлива после аварии Авария привела к частичному разрушению активной зоны реактора и полному разрушению системы ее охлаждения.

Изучение динамики истечения продуктов деления из реактора в первые дни после аварии показало, что изменение температуры топлива с течением времени имело немонотонный характер. В момент взрыва произошел разогрев топлива. Оценка температуры по относительной утечке радионуклидов показала, что эффективная температура оставшегося в реакторном здании топлива составляла после взрыва 1300—1500° С. В течение последующих нескольких десятков минут температура топлива снизилась в результате отдачи тепла графитовой кладке и конструкциям реактора. Далее температура топлива из-за остаточного тепловыделения стала подниматься. В результате возросла утечка из топлива летучих радионуклидов инертных газов (йода, теллура, цезия). При дальнейшем повышении температуры топлива появилась утечка других, так называемых нелетучих, радионуклидов. Через 10 сут эффективная температура топлива, оставшегося в реакторном блоке, стабилизировалась, а затем стала снижаться.

Продукты деления, вышедшие из топлива, в соответствии со своими значениями температуры конденсации и осаждения попадали на конструкционные и другие материалы, окружающие реактор. При этом радионуклиды криптона, ксенона вышли за пределы реакторного блока практически полностью, летучие продукты (йод, цезий) — частично, остальные практически полностью остались в пределах реакторного здания.

Оценка выброса продуктов деления из поврежденного реактора Выброс радионуклидов за пределы аварийного блока АЭС представлял, собой растянутый во времени процесс, состоящий из нескольких стадий.

На первой стадии произошел выброс диспергированного топлива из разрушенного реактора. Состав радионуклидов на этой стадии выброса примерно соответствует их составу в облученном топливе, но обогащен летучими изотопами йода, теллура, цезия, благородных газов.

На второй стадии мощность выброса за пределы аварийного блока уменьшалась из-за предпринимаемых мер по прекращению горения графита и фильтрации выброса. В этот период состав радионуклидов в выбросе также близок к их составу в топливе. На этой стадии из реактора выносилось мелкодиспергированное топливо потоком горячего воздуха и продуктами горения графита.

Третья стадия выброса характеризовалась быстрым нарастанием мощности выхода продуктов деления за пределы реакторного блока. В начальной части этой стадии отмечался преимущественный вынос летучих компонентов, в частности йода, а затем состав радионуклидов вновь приближался к составу в облученном топливе.

Это было обусловлено нагревом топлива в активной зоне до температуры 1700° С из-за остаточного тепловыделения. При этом в результате температурнозависимой миграции продуктов деления и химических превращений оксида урана происходила утечка продуктов деления из топливной матрицы и их вынос в аэрозольной форме на продуктах сгорания графита.

Суммарный выброс продуктов деления (без радиоактивных благородных газов) составил 50 млн. Ки, что соответствует примерно 3,5% общего количества радионуклидов в реакторе на момент аварии.

Состав радионуклидов в аварийном выбросе примерно соответствует их составу в топливе поврежденного реактора, отличаясь от него повышенным содержанием летучих продуктов деления (йода, теллура, цезия, инертных газов).

Доля активности, вышедшей из реактора, характеризует следующие оценочные значения: ксенон и криптон 100%; йод-131 20%; цезий 10%; стронций 4%; плутоний 3%.

Авария в Чернобыле потребовала принятия комплекса организационных и технических мер по повышению безопасности.

Меры по повышению безопасности на АЭС В целях исключения возможности неконтролируемого разгона при нарушениях технологического регламента необходимо уменьшить до нуля положительный паровой эффект реактивности и соответствующий положительный эффект реактивности при обезвоживании активной зоны и увеличить быстродействие A3. С этой целью оперативный запас реактивности, компенсируемый стержнями СУЗ, увеличен до 48 стержней, что обеспечило приемлемое быстродействие A3. Время полного ввода стержней уменьшено с 20 до 10 с.

Введение

м дополнительных поглотителей уменьшен положительный паровой эффект реактивности. Дальнейшей мерой является переход на обогащение 2,4%, позволяющий снизить этот эффект практически до нуля.

Рассмотрев имевшие место аварии и, в частности, опыт выполнения противоаварийных мероприятий, следует подчеркнуть, что крайне важно обеспечить готовность к действиям в экстремальных аварийных условиях. Необходимы подробные планы действий в аварийных условиях, предусматривающие технические меры ликвидации аварий, мероприятия по обеспечению безопасности персонала станции, способы оповещения населения о происшедшей аварии, точный учет радиоактивных выбросов. Необходимо создать предпосылки возможности контролировать и даже управлять аварией.

Должно быть предусмотрено специальное оборудование, с помощью которого можно вести работы по уменьшению и ликвидации последствий. Необходимы системы послеаварийного отбора высокоактивных проб, контрольно-измерительные системы обнаружения степени перегрева активной зоны, переопрессовки и других средств диагностики аварийного состояния.