Зенов В.М. Анализ причин аварии на Чернобыльской АЭС
Подождите немного. Документ загружается.
Севастопольский институт ядерной энергии и промышленности
------------------------------------------------------------------------------------
Кафедра ядерных реакторов и парогенераторов
В. М. ЗЕНОВ
АНАЛИЗ ПРИЧИН АВАРИИ НА ЧАЭС
( Особенности физики и теплогидравлики РБМК )
г. Севастополь
2000
УДК 621.039.542
АННОТАЦИЯ
Обсуждаются причины возникновения условий катастрофического развития
событий на четвертом энергоблоке Чернобыльской АЭС 26 апреля 1986 года
а также особенности физики и теплогидравлики реакторов типа РБМК-1000,
которые этому способствовали. При подготовке учебного пособия исполь-
зованы материалы открытой печати о событиях на Чернобыльской АЭС а
также материалы лекции, прочитанной автором оперативному персоналу
БЩУ в УТЦ ЧАЭС в мае 1995 года.
СОДЕРЖАНИЕ
1. Введение
2. Особенности физического состояния реактора 4-го
энергоблока, способствовавшие аварийному развитию
технологического процесса
2.1 Паровой эффект и эффект обезвоживания активной
зоны реактора РБМК
2.2 Влияние состава активной зоны на безопасность
реакторной установки РБМК
2.3 Органы СУЗ РБМК-1000 и их влияние на
безопасность реактора
2.4 Отравление реактора ксеноном-135, его влияние
на динамику аварийного процесса
2.5 Некоторые особенности теплогидравлических свойств
РУ с РБМК и их влияние на развитие событий
3 . Меры по повышению безопасности РБМК
3.1 Снижение парового коэффициента реактивности
3.2 Повышение эффективности органов СУЗ
4. Заключение
5. Литература
1. Введение
Авария на Чернобыльской АЭС своими страшными последствиями
серьезно повлияла на мировое общественное мнение в отношении
безопасности и экологической чистоты атомной энергетики.
Замораживание строительства новых энергоблоков, сокращение
финансирования программ атомной промышленности, свертывание научных
исследований в этой области - закономерная реакция общественности,
обеспокоенной будущим своих детей.
Анализ серьезных специалистов в области энергетики доказывает
невозможность в обозримом будущем обеспечения жизнедеятельности
человечества только лишь за счет использования источников органического
топлива, энергии ветра, солнца и т.п.
Поэтому практически во всех странах, в той или иной мере
использующих атомную энергию, после шока, вызванного аварией на
ЧАЭС вновь наблюдается повышение интереса к проблемам эксплуатации
действующих и перспективным проектам будущих атомных
энергоустановок. Показательно в этом смысле положение дел в Украине.
После детального обсуждения истинных и мнимых опасностей для
населения и окружающей среды со стороны украинских АЭС и получения
реалистической оценки возможностей использования импортных
энергоносителей из России Верховной Радой Украины снят действовавший
в течение четырех лет мораторий на ввод в действие новых атомных
энергоблоков и полноценное обеспечение эксплуатации действующих
энергоблоков.
Судя по всему, общество подходит к пониманию роли атомной
энергетики в экономике и экологии государства. Однако, общество при этом
вправе требовать от специалистов-атомщиков определенных гарантий по
недопущению ситуаций по своим последствиям схожим с чернобыльской
катастрофой. Эти требования предъявляются как к человеку (оперативному
персоналу АЭС), так и к технике, им обслуживаемой, как никогда жестко.
Очевидно, что именно недостаток внимания к этим обоим факторам,
обеспечивающим необходимый уровень безопасности АЭС, и привел к
трагедии в Чернобыле. Это подтверждается и заключением экспертов [1] о
причинах аварии: "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. Таким образом, первопричиной
аварии явилось крайне маловероятное сочетание нарушений порядка и
режима эксплуатации, допущенных персоналом энергоблока...". Здесь
особый упор делается на вине оперативного персонала. Однако никто не
снимает ответственности и с разработчика реакторной установки.
Главной целью приведенного ниже анализа причин аварии на ЧАЭС
представляется попытка воссоздания непротиворечивой картины основных
физических явлений и процессов, совместное действие которых привело к
катастрофическому развитию событий. Подобная картина, опирающаяся на
конкретные численные характеристики конструктивных и
эксплуатационных параметров реакторной установки с РБМК-1000 должна
стать хорошим подспорьем для изучения и понимания физических основ
безопасной эксплуатации ЯЭУ, прежде всего - для оперативного
персонала ЧАЭС. В соответствии с поставленной целью в данной работе не
рассматриваются некоторые несущественные, по мнению автора, события и
детали, нашедшие отражение в "Хронологии развития аварии" [1].
2. Особенности физического состояния реактора 4-го энергоблока,
способствовавшие аварийному развитию технологического процесса
2.1 Паровой эффект и эффект обезвоживания активной зоны РБМК
В соответствии с заключением экспертов [1] авария на 4-м блоке
ЧАЭС относится к классу аварий, связанных с вводом избыточной
реактивности. В период времени, непосредственно предшествующий
аварии, операторы не производили целенаправленных действий по
высвобождению реактивности. Напротив, одним из последних управ-
ляющих воздействий оператора было нажатие на кнопку АЗ-5 аварийной
остановки реактора. Таким образом, быстрый рост реактивности и
лавинообразное нарастание мощности реактора можно объяснить только
внутренне присущими активной зоне данного типа реактора физическими
свойствами. Основным таким свойством, сыгравшим роковую роль, стал
"паровой эффект реактивности".
Особенность ядерных реакторов канального типа, одним из
представителей которых является реактор РБМК-1000, состоит в том, что
свойства замедлителя нейтронов (графита, тяжелой воды) в различных
режимах работы практически не изменяются. То-есть, с увеличением или
уменьшением мощности замедлитель работает с прежней эффективностью.
В реакторах типа ВВЭР наброс нагрузки ведет к росту температуры
теплоносителя-замедлителя, снижению плотности последнего, ухудшению
вследствие этого замедляющих и размножающих свойств активной зоны,
главным образом, за счет прироста утечки нейтронов, потере реактивности,
снижению мощности. Это существенное достоинство водо-водяных реак-
торов, обеспечивающее их саморегулирование и самозащищенность.
В канальных реакторах теплоноситель - обычная вода обладает
худшими по сравнению с графитом или тяжелой водой замедляющими
свойствами по причине более интенсивного поглощения тепловых
нейтронов. Надо сказать, что ее в таких реакторах относительно немного,
что позволяет применять в них ядерное топливо с низким обогащением.
Однако, поглощающие свойства обычной воды оказывают существенное
влияние на безопасность эксплуатации канальных реакторов. Так, наброс
нагрузки в РБМК-1000 вызывает повышение паросодержания воды в
технологических каналах, что равносильно удалению части воды. Это, в
свою очередь, равносильно удалению из активной зоны части
поглотителей нейтронов, ведет к высвобождению реактивности и еще
большему росту мощности реактора. Такую зависимость размножающих
свойств ЯР от наличия воды в активной зоне и называют "паровым
эффектом реактивности" или "эффектом обезвоживания" активной зоны
реактора.
Указанное явление не было новостью для Научного руководителя или
Главного конструктора реакторной установки. Так в работе [2] с довольно
представительным разделом по физике реактора РБМК обсуждаются
варианты расчетного и экспериментального уточнения величины эффекта
обезвоживания в различных ситуациях: при аварии с потерей
теплоносителя в контуре многократной принудительной циркуляции
(КМПЦ) или в контуре охлаждения стержней системы управления и защиты
реактора (КОСУЗ) в горячем и холодном состоянии, при вскипании воды
в технологических каналах в результате всплеска энерговыделения и т.п.
На основе накопленного опыта физических пусков энергоблоков отмечается,
что наибольшей реактивностью обладает система с заполненным водой
КМПЦ и обезвоженным КО СУЗ. Например, в период физпуска 1-го
энергоблока Ленинградской АЭС для компенсации эффекта заполнения КО
СУЗ водой потребовалось извлечение 16-ти стержней СУЗ, суммарная
эффективность которых примерно равна 0.8% или около 1.2
ЭФ
(
ЭФ
–
эффективная доля запаздывающих нейтронов. При увеличении реактивности
ЯР до величины, равной
ЭФ
, происходит разгон реактора на мгновенных
нейтронах – взрывообразный рост мощности в десятки тысяч раз... ). Это
является подтверждением возможности неконтролируемого разгона
мощности ЯР при быстром удалении охлаждающей воды из каналов
стержней СУЗ.
Надо сказать, что паровой эффект реактивности - не единственный из
эффектов воздействующих на реактивность реактора РБМК. Например,
эффект, связанный с изменением температуры графитовой кладки, т.е. с
изменением замедляющих и поглощающих свойств графитового
замедлителя. Однако, он существенно меньше по абсолютной величине и,
главное, действует очень медленно, в соответствии с инерционным
процессом прогрева массивных графитовых блоков. Поэтому в динамич-
ном переходном или аварийном процессе интереса не представляет и здесь
не рассматривается.
Более влиятельным и интересным, безусловно, является мощностной
эффект реактивности, часто называемый доплер-эффектом, обусловленный
изменением поглощающих свойств урана-238 с ростом температуры
топливного сердечника. Он обеспечивает отрицательную обратную связь по
температуре, исполняя тем самым самозащитную функцию в реакторе.
Вдобавок, он является и более "быстрым", чем паровой эффект
реактивности. В момент аварии только доплер-эффект, частично
компенсируя нарастание положительной реактивности, реально препят-
ствовал слишком быстрому нарастанию мощности. Экстраполируя зависи-
мость, приведенную в [9] можно оценить величину доплер-эффекта при
температуре 3000К примерно в -(4.6 4.8)
ЭФ
. Другое дело, что по
абсолютному значению доплер-эффект в нынешнем состоянии реактора
уступал паровому эффекту и в сложившейся ситуации выручить не мог.
2.2 Влияние состава активной зоны на безопасность реакторной уста-
новки энергоблока АЭС с РБМК
Физические характеристики активной зоны РБМК довольно существенно
изменяются с течением кампании. В числе наиболее важных факторов
следует отметить выгорание урана-235 и накопление плутония-239.
Ежедневно при установленной мощности энергоблока 1000 МВт эл.(3200
МВт тепловых) приходится сжигать более трех килограммов делящегося
материала, что ведет к постепенному, неуклонному снижению общего
запаса реактивности реактора. Сопоставим для примера два состояния
реактора: в начале и в конце кампании. Так, по данным [2,3,4] начальная
загрузка реактора установлена в 14451450 тепловыделяющих сборок
(ТВС) и 240245 дополнительных поглотителей (ДП), что соответствует
наличию в активной зоне примерно 2.9 тонн урана-235 при средней
загрузке каждой ТВС в 2000 граммов урана-235. По данным, приведенным
в [1], перед выводом 4-го блока ЧАЭС в плановый средний ремонт в
активной зоне находилось 1659 ТВС, один ДП и один незагруженный
канал. Для среднего выгорания ТВС 10.3 МВт ·сут/кг количество урана-235
в активной зоне можно оценить примерно в 1.6 тонны при среднем
содержании в каждой ТВС около 1 кг урана-235. Различие составляет 1.3
тонны по урану-235. Потери общего запаса реактивности можно оценить с
учетом [2,7] в 15%, считая эффект замены ДП на ТВС со средним
выгоранием равным 0.06%. Все это лишь подтверждает тот факт, что в
конце кампании, в режиме непрерывных перегрузок активная зона РБМК
является "светлой" по топливу, при этом оперативный запас реактивности
(ОЗР) близок к минимальному. В [11] приведен характер изменения ОЗР
за последние сутки перед аварией на 4-ом блоке Чернобыльской АЭС по
записям регистрационной системы: максимальное значение ОЗР составило
всего лишь 26 стержней СУЗ. В "светлой" активной зоне влияние любого
поглотителя нейтронов усиливается. Это и понятно: с уменьшением доли
нейтронов, поглощаемых топливом, на столько же растет доля нейтронов,
поглощаемых другими материалами активной зоны, будь то ксенон,
самарий или обычная вода... Следовательно, с течением кампании, с
улучшением поглощающих свойств воды в активной зоне РБМК влияние
парового эффекта или обезвоживания активной зоны должно возрастать. Это
показывают и результаты экспериментов почти двадцатилетней давности [2,
стр. 45] на работающей установке:
а) режим с отключением одного ГЦН на мощности 45% от номинальной
при средней глубине выгорания ядерного топлива 0.5 МВт ·сут/кг дал
паровой коэффициент реактивности:
= - 0.22
ЭФ
.
Примечание: под паровым коэффициентом реактивности в РБМК понимают
такую величину реактивности, которая высвобождается при
мгновенном испарении всей воды, имеющейся в технологических
каналах активной зоны реактора
б) режим с отключением двух ГЦН на пониженном уровне мощности при
средней глубине выгорания ядерного топлива 3.5 МВт ·сут/кг и опера-
тивном запасе реактивности 68 стержней СУЗ (!) дал паровой
коэффициент реактивности:
= + 0.70
ЭФ
.
Изменение знака и абсолютной величины
дают возможность полу-
чить некоторое представление о скорости изменения влияния воды на
безопасность РБМК с ростом глубины выгорания. Более поздние (после
аварии) исследования [11, с.181] показали, что при выгорании более 1100
МВт ·сут/ТВС, соответствующем выгоранию примерно половины урана-235
в каждой кассете, и регламентном оперативном запасе реактивности в 30
стержней СУЗ величина парового коэффициента реактивности достигает
5
ЭФ
. Скачок реактивности, соизмеримый с величиной
ЭФ
в энерге-
тическом режиме даст соответствующий всплеск мощности, который в
лучшем случае приведет к выходу из строя (потере герметичности)
нескольких ТВС. Вместе с тем, подобная зависимость от глубины выгора-
ния ядерного топлива подсказывает один из возможных путей целена-
правленного формирования свойств активной зоны еще на стадии
проектирования для получения безопасного диапазона изменения
: в
активной зоне реактора необходимо увеличить относительное (по отно-
шению к воде) содержание эффективного поглотителя тепловых
нейтронов - урана-235, что при сохранении конструкции ТВС означает
увеличение обогащения топлива подпитки.
Следующим важным фактором, оказывающим серьезное влияние на
динамику переходных процессов (аварийных - в первую очередь) в РБМК
является накопление плутония-239. Образование вторичного топлива - факт
сам по себе отрадный, меньше свежего топлива необходимо загружать в
период очередной перегрузки ядерного реактора. Кроме того, при делении
ядра плутония количество вторичных быстрых нейтронов составляет около
3-х, против 2.5 у урана. Однако, в отличие от урана-235 плутоний-239 в
процессе деления ядра нейтроном дает в среднем в три раза меньшее число
осколков, которые становятся ядрами-излучателями запаздывающих
нейтронов. То есть, если для возникновения неуправляемой само-
поддерживающейся цепной реакции деления на уране-235 необходимо
внести положительную реактивность, равную 0.64% (доля запаздывающих
нейтронов для урана-235), то для плутония-239 соответствующая
реактивность составит всего лишь 0.21%... Это свойство плутония также
давно известно, поэтому именно из плутония долгие годы изготовлялись
ядерные боеголовки для бомб и ракет: "...взорвать легче и нейтронов
больше !". Так что переход на использование в энергетических реакторах
ядерного топлива на основе плутония автоматически выдвигает ряд
инженерных проблем, связанных, главным образом с обеспечением
надежного и безопасного управления реактором.
Что касается плутония-239 в реакторах РБМК, то [2] и другие источники
для установившегося режима непрерывных перегрузок дают схожее
значение эффективной доли запаздывающих нейтронов: (0.440.45)%. Это