Блочный щит управления после аварии - современный вид
Энергоблок № 4 Чернобыльской АЭС было предусмотрено остановить на плановый ремонт 25 апреля 1986 г. В связи с этим принимается решение провести испытание, в ходе которого проверить способность оборудования станции выдавать необходимую электроэнергию для работы системы расхолаживания активной зоны реактора и оборудования систем защиты с момента отключения основной системы энергоснабжения до момента включения резервного питания от дизельных агрегатов.
В результате нескоордивированности действий и недостаточного уровня культуры безопасности сотрудников станции операторы выполняют ряд операций, не соответствовавших установленным инструкциям по безопасности и создавших потенциально опасную ситуацию.
Ситуация усугубляется серьезными недостатками в конструкции реактора, что делает ядерную установку потенциально неустойчивой и может легко привести к аварии в случае ошибок операторов.
Сочетание этих факторов вызывает резкое усиление энергетического поля, что приводит к практически полному разрушению реактора. Последствия этого события в дальнейшем осложняются пожаром, охватившим графитовую кладку реактора и другие материалы, который начинается в здании и порождает выброс радиоактивных материалов в окружающую среду.
Авария на энергоблоке № 4 Чернобыльской АЭС произошла 26 апреля 1986 года в 01 ч 23 мин 40 с в ходе проведения проектных испытаний одной из систем обеспечения безопасности, входящей в состав энергоблока с РБМК-1000. Данная система безопасности предусматривала использование механической энергии вращения останавливающихся турбогенераторов для выработки электроэнергии в условиях наложения двух аварийных ситуаций. Одна из них — полная потеря электроснабжения АЭС, в том числе насосов теплоносителя и насосов системы аварийного охлаждения реактора; другая — максимальная проектная авария, в качестве которой рассматривается разрыв трубопровода большого диаметра циркуляционного контура реактора.
По программе испытаний при отключении внешнего электропитания электроэнергия, вырабатываемая турбогенераторами за счет выбега, подается для запусков насосов системы аварийного охлаждения реактора, что обеспечивает гарантированное охлаждение реактора. Предложение об использовании выбега генератора исходило от главного конструктора РБМК и было включено в проекты строительства АЭС с реакторами такого типа. Однако энергоблок №4 Чернобыльской АЭС, как и другие энергоблоки с РБМК, принимался в эксплуатацию без опробования этого режима, хотя такие испытания должны являться составной частью предэксплуатационных испытаний основных проектных режимов энергоблока. Ни на одной, кроме Чернобыльской, АЭС с реакторами РБМК-1000 после ввода их в эксплуатацию проектные испытания по использованию выбега генератора не проводились.
Подобные испытания на энергоблоке №3 Чернобыльской АЭС, состоявшиеся в 1982 г., показали, что требования по характеристикам электрического тока, вырабатываемого за счет выбега турбины, в течение заданного времени не выдерживаются, и необходима доработка системы регулирования возбуждения турбогенератора. Дополнительные испытания с модернизированной системой проводились в 1984 и 1985 годах. При этом моделирование аварийной ситуации предусматривалось при отключенной ручными задвижками системе аварийного охлаждения реактора.
Испытания на 4-м энергоблоке наметили на 25 апреля 1986 г. в дневное время, при тепловой мощности реактора 700 МВт, до остановки реактора для выполнения плановых ремонтных работ. Следует отметить, что программа испытаний соответствовала действовавшим на тот момент требованиям. Они должны были проводиться в режиме пониженной мощности, для которого характерны повышенный, по сравнению с номинальным, расход теплоносителя через реактор, незначительный недогрев теплоносителя до температуры кипения на входе в активную зону и минимальное паросодержание. Эти факторы оказали прямое влияние на масштаб аварии.
В соответствии с запланированной программой нужно было отключить аварийную систему охлаждения активной зоны реактора, которая обеспечивала подачу воды для охлаждения ядерного топлива в аварийных ситуациях. По мере продолжения процедуры отключения реактора последний работал примерно на половинной мощности и диспетчер энергосистемы не дал разрешения на дальнейшее уменьшение мощности реактора. В соответствии с программой испытания примерно через час после этого система аварийного охлаждения активной зоны реактора была отключена. В то время как реактор продолжал работать на 50-процентном уровне мощности. Только примерно в 23.00 25 апреля диспетчер энергосистемы дал разрешение на дальнейшее уменьшение мощности реактора.
Для проведения испытания реактор должен был стабилизироваться на тепловой мощности примерно в 1000 МВт, однако из-за ошибки, которая возникла в ходе эксплуатации, мощность реактора упала до 30 МВт. Операторы попытались поднять мощность до 700 — 1000 МВт, отключив автоматические регуляторы и высвободив все контрольные стержни вручную. Только примерно в час ночи 26 апреля реактор застабилизировался на уровне примерно в 200 МВт. Хотя в условиях эксплуатации ядерного реактора технологическим регламентом устанавливалось требование о наличии в его активной зоне не менее 30 регулирующих стержней, в ходе эксперимента было задействовано только 6 — 8 регулирующих стержней. Большинство стержней извлекли из активной зоны с целью компенсации процесса отравления реактора. Несмотря на это принимается решение продолжить программу испытаний.
В результате увеличения потока теплоносителя давление пара падает. Автоматическая система, которая отключает реактор при чрезмерно низком давлении пара, была отключена. Для сохранения мощности реактора операторы вынуждены извлечь практически все оставшиеся компенсирующие стержни после чего реактор приобретает крайнюю нестабильность и операторам приходится каждые несколько секунд делать корректировки, позволяющие поддерживать постоянную мощность. Примерно в это же время операторы сокращают поток теплоносителя с целью сохранения давления пара. Одновременно насосы, запитанные от останавливающейся турбины, начинают подавать меньший объем теплоносителя через реактор. Потеря теплоносителя усугубила нестабильное состояние реактора и увеличила производительность пара в каналах охлаждения, и операторы уже не смогли предотвратить всплеск энергии, которая, по подсчетам. превосходила номинальную мощность реактора в 100 раз. Неожиданное увеличение производства тепла разрушает часть ядерного топлива, а мельчайшие раскаленные топливные частицы вступают в реакцию с водой, что приводит к паровому взрыву, уничтожившему активную зону реактора, а также к разрушению кровли здания реакторного отделения.
В 01 ч 23 мин 40 с оператор управления реактором нажимает кнопку ручной аварийной остановки реактора (причина нажатия кнопки достоверно не установлена), и спустя три секунды появляются сигналы аварийных защит по периоду разгона реактора, а также по превышению мощности. В течение приблизительно трех секунд вытеснители аварийных стержней системы управления и защиты реактора при проектной скорости движения стержней 0,4 м/с проходят расстояние 1,2 м и полностью вытесняют столбы воды, расположенные под ними. Срабатывает «эффект вытеснителей», вследствие чего, согласно выполненным расчетам, вводится положительная реактивность и начинается неуправляемый разгон реактора в его нижней части.
Вследствие взрыва происходит выброс раскаленных радиоактивных частиц и графита в атмосферу; разрушенная активная часть реактора остается без защиты. Радиоактивное облако, состоящее из дыма, радиоактивных продуктов деления и частиц ядерного топлива, поднимается в воздух на расстояние до 1 км. Более тяжелые частицы радиоактивного облака оседают на территорию в непосредственной близости от аварийного реактора, а более легкие компоненты, включая продукты деления и практически весь набор благородных газов, явившихся продуктом аварии, относятся преобладающими ветрами в направлении к северо-западу от атомной электростанции.
На оборудовании и разрушенных конструкциях энергоблока начинается пожар, который вызывает клубы пара и пыли, причем огонь охватывает также крышу турбинного зала, запасы дизельного топлива и горючих материалов. Примерно 100 членов пожарных команд, располагавшихся как на территории АЭС, так и вызванных из города Припять, прибыли для тушения возникших пожаров, причем именно эти люди получили наиболее высокие дозы радиоактивного облучения. Пожары потушены к 5.00 того же дня, но в это же время начинается горение графитовой кладки реактора. Интенсивное горение графита становится причиной дисперсии радиоизотопов и продуктов деления, поднявшихся высоко в атмосферу. Выброс продолжается примерно 20 дней, однако его интенсивность значительно снижается на десятый день, когда горение графита удалось, наконец, остановить.
Описание испытания ядерного реактора подготовлены по книге:
- Авария на Чернобыльской АЭС: Опыт преодоления. Извлеченные уроки / А. В. Носовский, В. Н. Васильченко, А. А. Ключников, Б. С. Пристер; Под ред. А. В. Носовского. — К.: Техніка, 2006. — 264 с.
