Анализ причин аварии на Чернобыльской АЭС

Учреждение образования Федерации профсоюзов Беларуси

«Международный университет «МИТСО»

 

 

 

Кафедра профсоюзной работы

 

 

 

Самостоятельная управляемая работа студентов (СУРС)

 

РЕФЕРАТ

По дисциплине «Безопасность жизнедеятельности человека»

на тему: «Анализ причин аварии на Чернобыльской АЭС»

 

 

 

 

                                                                                             Выполнила

Рабцевич Н.С.

1 курс, группа 1513,

Факультет МЭОиМ.

Специальность – экономика и управление на предприятии.                 

 

 

 

 

 

Минск 2015

Содержание:

 

Введение…………………………………………………………………………...3

1. Чернобыльская атомная электростанция……………………………………..4

2. Официальная хронология событий …………………………………………...5 

3. Основные причины аварии………………….…………………………………7

      3.1. Недостатки реактора……………………………………………………12

4. Ликвидация последствий аварии……………………………..……………...14

5. Распространение радиации ……………………………………….………….17

 6. Заключение……………………………………………………………………19

 7. Список использованной литературы………………………………...……...20

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

ВВЕДЕНИЕ

26 апреля 1986 года был разрушен  четвёртый энергоблок Чернобыльской  атомной электростанции, расположенной  на территории Украины (в то  время - Украинской ССР). 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 ядерной энергетики, как по предполагаемому количеству  погибших и пострадавших от  её последствий людей, так и  по экономическому ущербу. На  момент аварии Чернобыльская  АЭС была самой мощной в  СССР.

31 человек погиб в течение  первых 3-х месяцев после аварии. Отдалённые последствия облучения, выявленные за последующие 15 лет, стали причиной гибели от 60 до 80 человек. 134 человека перенесли  лучевую болезнь той или иной  степени тяжести, более 115 тыс. человек  из 30-километровой зоны были эвакуированы. Для ликвидации последствий были  мобилизованы значительные ресурсы, более 600 тыс. человек участвовали  в ликвидации последствий аварии.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

1.Чернобыльская атомная электростанция

Чернобыльская атомная электростанция (ЧАЭС) расположена на берегу реки Припяти, впадающей в Днепр, в 18 км от районного центра - г. Чернобыль. Местность здесь отличается относительно плоским рельефом. Работы по сооружению станции были начаты в 1970 году.Для белорусско-украинского Полесья характерная сравнительно невысокая плотность населения - примерно 70 человек на квадратный километр. До аварии на ЧАЭС общая численность населения в 30-ти километровой зоне вокруг станции составляла около 100 тысяч человек.

Строительство Чернобыльской АЭС велось очередями. Каждая из них включала 2 энергоблока, имевшие общие системы спецводоочистки и вспомогательные сооружения на площадке. В их состав входят: хранилище жидких и твердых радиоактивных отходов, открытые распределительные устройства, газовое хозяйство, резервные дизель-генераторные электростанции, гидротехнические и иные сооружения. Источником технического водоснабжения первых четырех энергоблоков является наливной пруд-охладитель площадью 22 квадратных километра. Предусмотрены также отдельные насосные станции для 3-го и 4-го блоков. Имеется резервное электроснабжение от дизель - генераторов. Даже неполное перечисление сооружений ЧАЭС говорит о том, насколько это был крупный энергетический объект.

31 декабря 1983 года дал  первую электроэнергию 4-й энергоблок. 21 августа 1984 года Чернобыльская  АЭС выработала 100 миллиардов киловатт-часов  электроэнергии.

Таким образом, на 1 января 1986 года мощность четырех блоков станции составляла 4 миллиона киловатт, что соответствовало ее проектной мощности.

 

 

 

 

 

 

2.Официальная  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. 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.

Испытания должны были проводиться на мощности 700-1000 МВт 25 апреля 1986 года. Примерно за сутки до аварии мощность реактора была снижена примерно до 50 % (1600 МВт). В соответствии с программой была 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 начался снова 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 ч 28 мин 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 нейтронной до нуля). Персонал, находившийся на БЩУ-4, принял решение о восстановлении мощности реактора и (извлекая поглощающие стержни реактора) через несколько минут добился начала 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.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.В 1:23:04 начался эксперимент. Из-за снижения  оборотов насосов, подключённых  к «выбегающему» генератору, и  нестандартных физических характеристик  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 одну-две секунды 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.О точной последовательности процессов, которые привели к взрывам, не существует единого представления. В процессе неконтролируемого разгона реактора, сопровождавшегося ростом температур и давлений, были разрушены тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы) и часть технологических каналов, в которых эти ТВЭЛы находились. Пар из повреждённых каналов начал поступать в реакторное пространство, что вызвало его частичное разрушение, отрыв и подъём («отлёт») верхней плиты реактора и дальнейшее катастрофическое развитие аварии, в том числе выброс в окружающую среду материалов активной зоны.

3.Основные причины аварии

Различных объяснений причин Чернобыльской аварии довольно много. Но всего две из них выделяются как наиболее научные и разумные. Первая из них появилась в августе 1986 г. Суть её сводится к тому, что в ночь на 26 апреля 1986 г. персонал 4-го блока ЧАЭС в процессе подготовки и проведения электротехнических испытаний 6 раз грубо нарушил Регламент, т.е. правила безопасной эксплуатации реактора. Причём в шестой раз вывел из его активной зоны не менее 204 управляющих стержней из 211 штатных, т.е. более 96%. В то время как Регламент требовал от них: «При снижении оперативного запаса реактивности до 15 стержней реактор должен быть немедленно заглушен». А до этого они преднамеренно отключили почти все средства аварийной защиты. Тогда, как Регламент требовал от них: «11.1.8. Во всех случаях запрещается вмешиваться в работу защиты, автоматики и блокировок, кроме случаев их неисправности...». В результате этих действий реактор попал в неуправляемое состояние, и в какой-то момент в нём началась неуправляемая цепная реакция, которая закончилась тепловым взрывом реактора. Также отмечались «небрежность в управлении реакторной установкой», недостаточное понимание «персоналом особенностей протекания технологических процессов в ядерном реакторе» и потерю персоналом «чувства опасности».

Кроме этого, были указаны некоторые особенности конструкции реактора РБМК, которые «помогли» персоналу довести крупную аварию до размеров катастрофы. В частности, «Разработчики реакторной установки не предусмотрели создания защитных систем безопасности, способных предотвратить аварию при имевшем место наборе преднамеренных отключений технических средств защиты и нарушений регламента эксплуатации, так как считали такое сочетание событий невозможным». И с разработчиками нельзя не согласиться, ибо они не рассчитывали, что кто-то осмелится преднамеренно «отключать защиту» и «нарушать регламент». В заключение делается вывод, что «первопричиной аварии явилось крайне маловероятное сочетание нарушений порядка и режима эксплуатации, допущенных персоналом энергоблока».

В 1991 г. вторая государственная комиссия, образованная Госатомнадзором и состоящая в основном из рабочего персонала, дала другое объяснение причин Чернобыльской аварии. Его суть сводилась к тому, что у реактора 4-го блока имеются некоторые «конструкционные недостатки», которые «помогли» дежурной смене довести реактор до взрыва.

В качестве главных из них обычно приводят положительный коэффициент реактивности по пару и наличие длинных (до 1 м) графитовых вытеснителей воды на концах управляющих стержней. Последние поглощают нейтроны хуже, чем вода, поэтому их одновременный ввод в активную зону после нажатия кнопки АЗ-5, вытеснив воду, внёс такую дополнительную положительную реактивность, что оставшиеся 6,8 управляющих стержней уже не смогли её скомпенсировать. В реакторе началась неуправляемая цепная реакция, которая и привела его к тепловому взрыву.

При этом исходным событием аварии считается нажатие кнопки АЗ-5, которое вызвало движении стержней вниз. Вытеснение воды из нижних участков привело к возрастанию потока нейтронов в нижней части активной зоны. Локальные тепловые нагрузки на тепловыделяющие сборки достигли величин, превышающих пределы их механической прочности. Разрыв нескольких циркониевых оболочек тепловыделяющих сборок привёл к частичному отрыву верхней защитной плиты реактора от кожуха. Это повлекло массовый разрыв технологических каналов и заклинивание всех стержней, которые к этому моменту прошли примерно половину пути до своей цели.

Следовательно, в аварии виноваты учёные и проектировщики, которые создали и спроектировали такой реактор и графитовые вытеснители, а дежурный персонал здесь не причём.В 1996 г. третья государственная комиссия, в которой тоже тон задавал рабочий персонал, проанализировав накопленные материалы, подтвердили выводы второй комиссии.

В результате сложилось странное положение, когда три официальные государственные комиссии, в состав которых входили авторитетные каждый в своей области люди, изучали, фактически, одни и те же аварийные материалы, а пришли к диаметрально противоположным выводам. Было видно, что рабочий персонал, как и проектировщики, сильно заинтересованы в результатах расследования и пытаются снять с себя ответственность за аварию. Поэтому действительно объективно и официально разобраться в истинных причинах Чернобыльской аварии способна только Национальная академия наук Украины, которая реактор РБМК не придумывала, не проектировала, не строила и не эксплуатировала. Наиболее важные результаты такого анализа излагаются ниже.

При внимательном детальном анализе собранных комиссиями документов, данные в них начали вызывать подозрения.

Во-первых, процессы, происходившие в активной зоне реактора непосредственно перед взрывом оценивались согласно показателям измерительных приборов сельсинов. Однако, изучив их физические характеристики, стало понятно, что после взрывных толчков и отключения электропитания эти приборы могли выдать любой случайный результат.

В 1997 г. на основании анализа сейсмограмм, полученных сразу на трёх сейсмостанциях, расположенных на расстоянии 100-180 км от ЧАЭС, были получены наиболее точные данные об этом происшествии. Из них следовало, что в 01:23:39 (±1 с) по местному времени в 10 км к востоку от ЧАЭС произошло «слабое сейсмическое событие». Из-за низкого уровня амплитуд на сейсмограмме и одностороннего расположения сейсмостанций относительно эпицентра этого события погрешность определения его географических координат не могла быть более ±10 км. Поэтому «слабое сейсмическое событие» вполне могло произойти и в месте расположения ЧАЭС.

Сразу показалось странным, что на этих сейсмограммах отсутствуют пики от взрыва 4-го блока в его официальный момент. Получалось, что сейсмические колебания, которые никто в мире не заметил, станционные приборы зарегистрировали. А вот взрыв 4-го блока, который потряс землю так, что его почувствовали многие, эти же приборы почему-то не зарегистрировали. И факт сотрясения земли за 10-16 с до официального момента аварии стал неоспоримым аргументом, игнорировать который уже было нельзя.

Также официально принятая хронология событий в открытую противоречит физике реактора. Время жизни реактора при зарегистрированной реактивности составляет сотые доли секунды. А по официальным данным получается, что с момента аварийного роста мощности прошло целых 6 секунд, прежде чем начали разрываться технологические каналы.

Новая версия позволила обосновать наиболее естественный сценарий аварии. В настоящий момент он представляется таким.

В 00 часов 28 мин 26.04.86 г., переходя в режим электротехнических испытаний, персонал допустил ошибку при переключении управления с системы локального автоматического регулирования (ЛАР) на систему автоматического регулирования мощности основного диапазона (АР). Из-за этого тепловая мощность реактора упала ниже 30 МВт, а нейтронная мощность упала до нуля и оставалась таковой в течение 5 минут.

 В реакторе автоматически  начался процесс самоотравления  короткоживущими продуктами деления. Сам по себе этот процесс  никакой ядерной угрозы не  представлял. Даже, наоборот, по мере  его развития способность реактора  поддерживать цепную реакцию  уменьшается вплоть до полной  его остановки независимо от  воли операторов. Во всём мире  в таких случаях реактор просто  глушат, затем сутки-двое выжидают, пока реактор не восстановит  свою работоспособность. А затем  запускают его снова. Процедура  эта считается рядовой, и никаких  трудностей для опытного персонала 4-го блока не представляла.

Но на реакторах АЭС эта процедура весьма хлопотная и занимает много времени. А в нашем случае она ещё срывала выполнение программы электротехнических испытаний со всеми вытекающими неприятностями. И тогда, стремясь «быстрее закончить испытания», как потом объяснялся персонал, они стали постепенно выводить из активной зоны реактора управляющие стержни. Такой вывод должен был компенсировать снижение мощности реактора из-за процессов самоотравления. Эта процедура на реакторах АЭС тоже обычная и ядерную угрозу представляет только в том случае, если вывести их слишком много для данного состояния реактора. Когда количество оставшихся стержней достигло 15, оперативный персонал должен был реактор заглушить. Это было его прямой служебной обязанностью. Но он этого не сделал.

В результате в 01:22:30 в активной зоне оставалось 6-8 управляющих стержней. Но и это персонал не остановило, и он приступил к электротехническим испытаниям. При этом можно уверенно предположить, что персонал продолжал вывод стержней до самого момента взрыва. В какой-то момент между 01:22:30 и 01:23:40 реактор перешёл в режим поддержания цепной реакции на мгновенных нейтронах. Ещё не созданы и вряд ли когда будут созданы технические средства управления реакторами в таком режиме. Поэтому в течение сотых долей секунды тепловыделение в реакторе возросла в 1500-2000 раз, ядерное топливо нагрелось до температуры 2500-3000 градусов, а далее начался процесс, который называется тепловым взрывом реактора. Его последствия сделали ЧАЭС «знаменитой» на весь мир.

На основе этих фактов комиссия Национальной академии наук Украины сделала следующие выводы:

Первопричиной Чернобыльской аварии стали непрофессиональные действия персонала 5-й смены 4-го блока ЧАЭС, который, скорее всего, увлёкшись рискованным процессом поддержания мощности реактора во время эксперимента, сначала просмотрел недопустимо опасный и запрещённый регламентом вывод управляющих стержней из активной зоны реактора, а затем задержался с нажатием кнопки аварийного глушения реактора АЗ-5.

В результате в реакторе началась неуправляемая цепная реакция, которая закончилась его тепловым взрывом.

Причиной первого нажатия кнопки АЗ-5 послужил «первый взрыв» реактора 4-го блока, который произошёл примерно в период от 01:23:20 до 01:23:30 и разрушил активную зону реактора.Ввод графитовых вытеснителей управляющих стержней в активную зону реактора не мог быть причиной Чернобыльской аварии, так как в момент первого нажатия кнопки АЗ-5 в 01:23:39 уже не существовало ни управляющих стержней, ни активной зоны.Второе нажатие кнопки АЗ-5 произошло в 01:23:41 и практически совпало во времени со вторым, уже настоящим взрывом воздушно-водородной смеси, который полностью разрушил здание реакторного отделения 4-го блока.

Официальная хронология Чернобыльской аварии неадекватно описывает процесс аварии. Возникает необходимость её официального пересмотра с учётом недавно открывшихся новых обстоятельств.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

3.1.Недостатки реактора

Реактор РБМК-1000 обладал рядом конструктивных недостатков, и по состоянию на апрель 1986 г. имел десятки нарушений и отступлений от действующих правил ядерной безопасности. Два из этих недостатков имели непосредственное отношение к причинам аварии. Это положительная обратная связь между мощностью и реактивностью, возникавшая при некоторых режимах эксплуатации реактора, и наличие так называемого концевого эффекта, проявлявшегося при определённых условиях эксплуатации. Эти недостатки не были должным образом отражены в проектной и эксплуатационной документации, что во многом способствовало ошибочным действиям эксплуатационного персонала и созданию условий для аварии. После аварии в срочном порядке (первичные уже в мае 1986 г.) были осуществлены мероприятия по нейтрализации и устранению этих недостатков.

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. Реактор имел положительный паровой коэффициент реактивности, то есть чем больше пара, тем больше положительная реактивность (вызывающая возрастание мощности реактора). В тех условиях, в которых работал энергоблок во время эксперимента (малая мощность, большое выгорание, отсутствие дополнительных поглотителей в активной зоне), воздействие положительного парового коэффициента не компенсировалось другими явлениями, влияющими на реактивность, и реактор имел положительный быстрый мощностной коэффициент реактивности. Это значит, что существовала положительная обратная связь — рост мощности вызывал такие процессы в активной зоне, которые приводили к ещё большему росту мощности. Это делало реактор нестабильным и ядерноопасным. Кроме того, операторы не были проинформированы о том, что на низких мощностях может возникнуть положительная обратная связь.

«Концевой эффект»

«Концевой эффект» в реакторе РБМК возникал из-за неудачной конструкции стержней СУЗ и впоследствии был признан ошибкой проекта.

Суть эффекта заключается в том, что при определённых условиях в течение первых секунд погружения стержня в активную зону может вноситься в реактор положительная реактивность вместо отрицательной. Конструктивно стержень состоит из двух секций: поглотитель (карбид бора) длиной на полную высоту активной зоны и вытеснитель (графит), вытесняющий воду из канала СУЗ при полностью извлечённом поглотителе. Эффект стал возможен только из-за того, что вытеснитель оказался на 1,5 метра короче, чем высота активной зоны, и под стержнем, находящемся в крайнем верхнем положении, в канале СУЗ остаётся столб воды. Его замещение графитом при движении стержня и есть источник положительной реактивности. При погружении стержня в активную зону реактора вода вытесняется в её нижней части, но одновременно в верхней части происходит замещение графита (вытеснителя) карбидом бора (поглотителем), а это вносит отрицательную реактивность. Что перевесит, и какого знака будет суммарная реактивность, зависит от формы нейтронного поля и его устойчивости (при перемещении стержня). А это, в свою очередь, определяется многими факторами исходного состояния реактора. Для проявления концевого эффекта в полном объёме (внесение достаточно большой положительной реактивности) необходимо довольно редкое сочетание исходных условий. Независимые исследования зарегистрированных данных по чернобыльской аварии, выполненные в различных организациях, в разное время и с использованием разных математических моделей, показали, что такие условия существовали к моменту нажатия кнопки АЗ-5 в 1:23:39. Таким образом, срабатывание аварийной защиты АЗ-5 могло быть, за счёт концевого эффекта, исходным событием аварии на ЧАЭС 26 апреля 1986 года. Существование концевого эффекта было обнаружено в 1983 году во время физических пусков 1-го энергоблока Игналинской АЭС и 4-го энергоблока Чернобыльской АЭС. Об этом Главным конструктором были разосланы письма на АЭС и во все заинтересованные организации. На особую опасность обнаруженного эффекта обратили внимание в организации Научного руководителя, и был предложен ряд мер по его устранению и нейтрализации, включая проведение детальных исследований. Но эти предложения не были осуществлены, и нет никаких сведений о том, что какие-либо исследования были проведены, как и (кроме письма ГК) о том, что эксплуатационный персонал АЭС знал о концевом эффекте.

 

 

4.Ликвидация последствий аварий

Авария на Чернобыльской АЭС породила целый комплекс проблем. Важно было организовать крупномасштабную радиометрическую разведку, причем не только в районе АЭС, но и на обширных территориях вокруг нее. Предстояло обеспечить безопасность находившихся еще в работе 1-го и 2-го энергоблоков. Таким образом, были определены следующие основные направления на начальный период ликвидации аварии:

• оценка состояния энергоблоков ЧАЭС и радиационной обстановки на станции и прилегающей территории;

• защита персонала станции и населения от возможных радиационных поражений;

•локализация аварии и уменьшение радиационного воздействия на население и окружающую среду.

К вечеру 26 апреля были приняты необходимые решения, началась подготовка к эвакуации города Припяти. 27 апреля в 1 ночи были остановлены реакторы первого и второго энергоблоков. Начались работы по ликвидации последствий аварии.

Первоочередной задачей по ликвидации последствий аварии было осуществление комплекса работа, направленного на прекращение выбросов радиоактивных веществ. С помощью военных вертолетов очаг аварии забрасывался теплоотводящими и фильтрующими материалами, что позволило значительно сократить, а затем и ликвидировать выброс радиоактивности в окружающую среду. Такими материалами являлись различные соединения бора, доломит, свинец, песок, глина. С 27 апреля, по 10 мая, на объект было сброшено около 5000 тонн этих материалов. В результате этого, шахта реактора была покрыта сыпучей массой, что прекратило выброс радиоактивных веществ. Также началась снижаться температура в кратере блока, чему способствовала и подача жидкого азота в пространство под шахту реактора. После этого были начаты работы по очистке наиболее загрязненных радиоактивными выбросами участков территории ЧАЭС. Наиболее загрязненными оказались кровельные покрытия 3-го энергоблока. На них попали осколки реакторного топлива, куски графитовой кладки, обломки конструкции. Именно здесь создавался радиационный фон, не позволяющий приступить к работам внутри станции, осуществлять мероприятия по захоронению 4-го энергоблока.

Большая часть этой работы была выполнена вручную. Очищали крышу в основном военнослужащие. Несмотря на то, что их рабочая смена длилась от 20 секунд до 1 минуты, многие из них, несомненно, подверглись воздействию радиационного излучения.

После очистки крыши 3-го энергоблока, начались работы по зачистке территории станции и прилегающих районов. Часть работ выполнялась специальной техникой с дистанционным управлением, но на части работ использовались люди, опять в основном военнослужащие.

Участки ЧАЭС загрязненные мелкими выбросами и радиоактивной пылью, очищались специальной адсорбирующей пленкой. После распыления на поверхности, она застывала, схватывая пыль и прочий мусор, а затем сворачивалась и вывозилась для захоронения. Широко применялась пожарная и военная техника, с помощью которой обмывались стены и крыши зданий. Не отказывались от обычных сборов с территории радиоактивной грязи. Ее счищали бульдозерами, скреперами, вывозили и захоранивали. Затем эти участки покрывались бетоном, асфальтом и другими видами покрытий. Участок соснового леса, по которому прошел радиоактивный след ( так называемый “рыжий лес”), был полностью убран, и также вывезен для захоронения. Радиоактивная вода, затопившая подреакторные помещения была откачана в специально приготовленные емкости. Для предотвращения радиоактивного заражения грунтовых вод, были возведены соответствующие гидротехнические сооружения под корпусом 4-го энергоблока. Одновременно с этим велись работы по радиационному контролю и дезактивации радиационных пятен в пределах тридцатикилометровой зоны от места аварии. Работы по дезактивации продолжались вплоть до октября-ноября 1986 года, после чего радиационный фон был снижен настолько, что в эксплуатацию вновь ввели первую очередь атомной станции.

Для полной безопасности работы ЧАЭС, было принято решение закрыть поврежденный реактор специальным укрытием. В район 4-го энергоблока, при ликвидации аварии сгребалась вся радиоактивная грязь, радиоактивные осколки и конструкции., заранее рассчитывая устроить на этом месте могильник радиоактивных отходов. Проект получил инженерное название “Укрытие”, но широкой публике он более известен под названием “Саркофаг”. Суть проекта заключалась в том, чтобы залить поврежденный реактор слоем покрытых в определенных местах свинцом металлических конструкций заполненных бетоном. Особая сложность в этом проекте представляла стена 3-го энергоблока смежная с 4-м энергоблоком.

 Раньше оба реакторных  цеха были соединены между  собой различными коммуникациями  и оборудованием. В настоящее  время между энергоблоками возведена  стена из свинца стали и  бетона называемая “стеной биологической  защиты”. После ее установки были  начаты работы по дезактивации  третьего энергоблока. При строительстве  “Саркофага” было уложено около 300 тысяч кубических метров бетона, смонтировано свыше 6 тысяч тонн  различных металлоконструкций. Таким  образом в октябре 1986 года “Укрытие”  плотно запечатало то, что было  раньше 4-м энергоблоком ЧАЭС. В  то же время “Укрытие” не  полностью герметично. Оно имеет  специальные вентиляционные каналы  для охлаждения реактора, снабженные  специальными фильтрами, обширный  комплекс диагностического и  радиометрического оборудования, систему  активной ядерной защиты, для  предотвращения возникновения цепной  реакции в бывшем реакторе. Таким  образом была обеспечена надежная  консервация разрушенного реактора, предотвращен выход аэрозолей  в окружающую среду, обеспечена  ядерная безопасность объекта.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

5.Распространение радиации

Процесс выброса радионуклидов из разрушенного реактора был растянут во времени и состоял из нескольких стадий.

На I стадии было выброшено диспергированное топливо, в котором состав радионуклидов соответствовал таковому в облученном топливе, но был обогащен летучими изотопами йода теллура, цезия и благородных газов.

На II стадии благодаря предпринимаемым мерам по прекращению горения графита и фильтрации выброса мощность выброса уменьшилась. Потоками горячего воздуха и продуктами горения графита из реактора выносилось радиоактивное мелкодиспергированное топливо.

Для III стадии характерным было быстрое нарастание мощности выхода продуктов деления за пределы реакторного блока. За счет остаточного тепловыделения температура топлива в активной зоне превышала 1700 С, что в свою очередь обусловливало температурно-зависимую миграцию продуктов деления и химические превращения оксида урана которые из топливной матрицы выносились в аэрозольной форме на продуктах сгорания графита. Первоначально распространение радиоактивного загрязнения воздушных потоков происходило в западном и северном направлениях, в последующие два-три дня - в северном, а с 29 апреля в течении нескольких дней - в южном направлении ( в сторону Киева).

Значительная часть площадей водосбора Днепр Припяти подверглись интенсивному радиоактивному загрязнению. Нижние участки Припяти, Днепра и верхняя часть Киевского водохранилища вошли в З0-ти километровую зону отселения.

В соответствии с метеорологическими условиями переноса воз душных масс вышедшие за пределы реактора радионуклиды распространялись на площади водосбора и акватории Днепра, его водохранилищ притоков и Днепровско - Бугского лимана.

Уже в первые дни после аварии радиоактивные аэрозоли поступили в водоемы а затем дождем смывались с загрязненных водосборов.

Уровни радиоактивного загрязнения природных вод определялись расстоянием от ЧАЭС и интенсивностью выпадения аэрозолей, смывом с территории водосбору а в днепровских водохранилищах - временем "добегания" загрязненных масс воды.

Поступившие в водоемы радионуклиды включились в абиотические (воды, взвеси, донные отложения) и биотические компоненты (гидробионты различных трофических уровней). При распаде короткоживущих радионуклидов определилась гидроэкологическая значимость наиболее биологически опасных долгоживущих стронция-90 и цезия-137.

Загрязненные воздушные массы распространились затем на значительные расстояния по территории Беларуси, Украины и России, а также за пределы Советского Союза. В ряде стран были зафиксированы незначительные повышения уровня радиации, выявлены некоторые нуклиды, выброс которых в атмосферу произошел в результате аварии в Чернобыле. Прежде всего это было зарегистрировано соответствующими службами в Швеции ( в 6 часов утра 1986г), затем в Финляндии, Польше. Всего поступила информация о радиологических изменениях и принятых защитных мерах от 23 государств. Данные показали, что в результате погодных условий во время самой аварии на ЧАЭС, в Европе произошло определенное радиационное загрязнение территорий. Кроме того, первоначальный выброс из поврежденного реактора ( высота которого составляла около 1200 метров) привел к переносу небольших количеств радиоактивных веществ за пределы Европы, включая Китай, Японию и США.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

6.Заключение

В настоящее время проведен комплекс технических мероприятий на всех реакторах РБМК(Реактор Большой Мощности Канальный), позволивший перевести эти реакторы в режим работы, исключающий проявление положительного эффекта реактивности в условиях преднамеренных отключений технических средств защиты и нарушений регламента эксплуатации.

Анализ причин аварии свидетельствует, что определенные системы безопасности должны функционировать исключительно на основании сигналов технических систем контроля параметров энергетической установки, а не на командах операторов. Примером реализации такого подхода является система, которая в последующем была установлена на реакторах РБМК – это автоматизированная система расчета оперативного запаса реактивности с подачей сигнала аварийной остановки реактора при условии уменьшения запаса реактивности ниже определенного (заданного) уровня.