6.4 Чорнобильська аварія

Чорнобильська аварія - перша в світі глобальна екологічна катастрофа техногенного походження. Причина аварії полягає в безконтрольному нарощуванні потужностей атомної промисловості в умовах недосконалості технології.

Уран-графітові системи набули великого поширення в нашій країні із-за їх простоти і технологічної доступності. Саме на них робилася ставка при розробці атомної зброї. Перші реактори - і у Фермі, і у Курчатова - мали таку структуру. Ця схема використовувалася на Обнінської, Білоярської, Сибірської АЕС і привела до появи РБМК-1000 (реактор великої потужності канальний). З часом пристрої такого типа витіснялися іншими. За кордоном зберігся тільки один подібний реактор на старому американському заводі по виробництву плутонію в Ханфорді, але його паровий коефіцієнт реактивності негативний, а не позитивний, як у РБМК-1000.

Переваги уран-графітових апаратів канального типа полягають у можливості стандартизації їх секцій, що дозволяє, як з кубиків набирати реактор практично будь-якої потужності. Але відсутність єдиного корпусу - це одночасно відсутність додаткового бар'єру на шляху викиду радіонуклідів при аварії. Крім того, із-за гігантських розмірів РБМК виключено будівництво контейнменту - зовнішньої захисної оболонки, без якої в світі не споруджується жоден потужний реактор. Особливості конструкції РБМК дозволяють використовувати в нім менш збагачене паливо, зокрема, отримане після регенерації відпрацьованих Твелів ВВЕР, можна, не зупиняючи реактор, перевантажувати Твели. Але експлуатаційні викиди радіоактивних благородних газів для РБМК в 40 разів вище, ніж для ВВЕР.

У квітні 1986 р. на станції експлуатувалися 4 блоки, кожен з яких включав ядерний реактор типа РБМК-1000 і дві турбіни з електрогенераторами потужністю по 500 Мвт. Кожен блок виробляв 1000 Мвт електроенергії, потужність виділення тепла в реакторі становила 3200 Мвт (ККД блоку - 31%).

РБМК-1000 - реактор на теплових нейтронах, в якому сповільнювачем служить графіт, а теплоносієм звичайна вода. Реактор має особливість конструкції: теплоносій в активній зоні РБМК рухається по окремих каналах, прокладених в товщі сповільнювача, а не в єдиному масивному корпусі, як у водо-водяном реакторі. Це дозволяє робити реактор достатньо великим і потужним - активна зона РБМК-1000 має вид вертикального циліндра діаметром 11,8 м і заввишки 7 м. Цей об'єм заповнений кладкою з графітових блоків розміром 25 25 60 см³ загальною масою 1850 т. В центрі кожного блоку зроблений циліндровий отвір, крізь який йде канал з водою - теплоносієм. На периферії активної зони розташований шар відбивача завтовшки близько метра - графітові блоки, але без каналів і отворів. Графітова кладка оточена циліндровим сталевим баком з водою, що грає роль біологічного захисту. Графіт спирається на плиту з металоконструкцій, а зверху закритий іншою плитою з додатковим настилом для захисту від випромінювання. У 1661-му каналі з теплоносієм розміщені касети з ядерним паливом – таблетками спеченого двоокису урану діаметром трохи більш сантиметра і заввишки 1,5 см. Двісті таких таблеток збираються в колону і завантажуються в ТВЕЛ - циліндр з цирконію з домішкою 1% ніобію завдовжки 3,5 м і діаметром 13,6 мм. У свою чергу 36 Твелів збираються в касету, яка вставляється в канал. загальна маса урану в реакторі 190 т. У інших 211 каналах переміщаються стрижні поглиначі.

Вода в системі охолоджування циркулює під тиском 70 атм. (при цьому її температура кипіння – 284 С). Вода подається в канали знизу головними циркуляційними насосами (ГЦН). Проходячи через активну зону вода нагрівається і скипає. Суміш пари і води (вміст пари - 14%) відводиться через верхню частину каналу і поступає в чотири барабани-сепаратори (довжина 30 м діаметр - 2,6 м), в яких під дією сили тяжіння вода стікає вниз, а пара, відділяючись від неї, по паропроводах подається на дві турбіни. Після турбіни пара низького тиску конденсується при температурі 165С. Ця живильна вода насосами знову подається в барабани сепаратори, де змішується з гарячою водою з реактора і при температурі 270 С поступає на вхід ГЦН. Це замкнутий контур, по якому циркулює теплоносій. Канали із стрижнями-поглиначами охолоджуються водою незалежного контуру.

До складу кожного енергоблоку входить також система управління і захисту, яка регулює потужність ланцюгової реакції, системи забезпечення безпеки - зокрема система аварійного охолоджування реактора (САОР), що перешкоджає плавленню оболонок Твелів, і ін.

25 квітня 1986 року у зв'язку із зупинкою 4 енергоблоку на плановий ремонт було заплановано провести випробування двох турбогенераторів в режимі вибігання (обертання ротора турбіни за інерцією після припинення подачі пари). Живлення насосів СОАР передбачалося забезпечити від турбогенераторів, що оберталися за інерцією. Раніше при випробуваннях з'ясувалося, що на вибіганні генератори припиняють давати струм швидше, ніж очікувалося. Для усунення цієї перешкоди був розроблений спеціальний регулювальник магнітного поля генератора, який і збиралися перевірити 25 квітня. При падінні теплової потужності реактора до 700-100 Мвт (далі указується теплова потужність реактора) припиняється подача пари на турбогенератор і починається його вибігання. Для виключення спрацьовування САОР в ході експерименту ця система була заблокована, а електричне навантаження насосів САОР імітувалося підключенням ГЦН, що безпосередньо пов'язало електротехнічний експеримент з ядерними процесами.

25 квітня в 1 г 00 хв. почато повільне зниження потужності реактора. У 13 г. 05 хв. потужність понижена до 1600 Мвт, живлення систем блоку перекладене із зупиненого турбогенератори №7 на турбогенератор №8. У 14 г. 00 хв. відключена САОР. Проте із-за зростання потреби в електроенергії зупинка блоку була затримана, і реактор продовжував працювати на половинній потужності без підключення САОР (порушуючи правила).

У 23 г. 10 хв. зниження потужності було продовжене. 26 квітня 0 г. 28 хв. потужність досягла рівня, при якому управління належить перемкнути з локального (у кожній з 12 незалежних зон реактора) на загальне автоматичне регулювання. У цей момент оператором не була дана команда «Тримати потужність». В результаті потужність різко впала до 30 Мвт, внаслідок чого кипіння в каналах ослабло і почалося ксенонове отруєння активної зони.

По правилах експлуатації в такій ситуації слід заглушити реактор, але персонал спробував підняти його потужність. У 1 г. 00 хв. потужність підвищилася до 200 Мвт замість наказаних програмою експерименту 1000 Мвт. Із-за ксенонового отруєння реактор підняти потужність вище не удавалося, не дивлячись на те, що стрижні автоматичного регулювання були майже цілком виведені з активної зони, а стрижні ручного управління підняті оператором.

У 1 г. 03 хв. почалася безпосередня підготовка до експерименту. На додаток до 6 основних циркуляційних насосів підключений перший з двох резервних, щоб після остаточної зупинки «вибігаючого» турбогенератора, що живить енергією чотири ГЦН, решта насосів разом з двома резервними продовжували надійно забезпечувати охолоджування активної зони. У 1 г. 07 хв. пущений другий ГЦН. Запрацювали вісім насосів замість шести. Це збільшило потік води через канали настільки, що виникла небезпека зриву кавітації ГЦН, підсилило охолоджування і понизило і без того слабке паротворення. Одночасно рівень води в барабанах-сепараторах опустився до аварійної відмітки. Робота блоку стала украй нестійкою. Виявилися зачепленими і ядерні процеси в реакторі.

Реактивність (коефіцієнт розмноження) РБМК залежить від співвідношення об'ємів води і пари в каналах: чим більше частка пари, тим вище реактивність. Паровий коефіцієнт реактивності (складова частина загального потужностного коефіцієнта реактивності) РБМК позитивний. Таким чином, можливий позитивний зворотний зв'язок: якщо реакція посилюється, в каналах утворюється більше пари, коефіцієнт розмноження нейтронів збільшується, реакція посилюється і так далі Проте до цього моменту процес йшов у зворотному напрямі: пари ставало менше, і реактивність падала. Тому стрижні автоматичного регулювання ще підвелися. До саморозгону залишалися хвилини.

У 1 г. 19 хв. із-за небезпечно низького рівня води в барабанах-сепараторах оператор збільшив подачу живильної води (конденсату). Одночасно були заблоковані сигнали аварійної зупинки реактора по недостатньому рівню води і тиску пари, що не передбачалося програмою випробувань. У 1 г. 19 хв. 30 сек. рівень води в сепараторах почав рости. Але із-за притоку відносно холодної живильної води в активну зону паротворення там практично припинилося. За відсутності пари в каналах РБМК ланцюгова реакція стає дуже чутливою до теплових збурювань: у таких умовах збільшення змісту пари на 1% по масі викликає приріст об'єму пари на 20% (звичайна частка пари в каналах - 14 %). Створилася ситуація, коли вклад позитивного парового коефіцієнта реактивності в загальний потужностний коефіцієнт настільки великий, що може початися саморозгін

Стрижні автоматичного регулювання, перешкоджаючи зниженню потужності, остаточно вийшли з активної зони. Оскільки цього оказалося замало, оператор підняв вище стрижні ручного регулювання. Це неприпустимо понизило оперативний запас реактивності (число стрижнів, опущених в зону). Коли кінець стрижня знаходиться поблизу границі активної зона (зверху або знизу), його оточує менший об'єм палива, а отже рух стрижнів слабкіше впливає на ланцюгову реакцію. Реактор добре відгукується на рух стрижнів, коли їх кінці близькі до центру активної зони. При повністю піднятих стрижнях швидко заглушити реакцію не удасться, оскільки висота активної зони РБМК-1000 складає 7 м, а швидкість руху стрижнів - 40 см/с. У 1 г. 19 хв. 58 с. тиск продовжував падати, автоматично закрився пристрій, через який надлишки пари подавалися в конденсатор, що уповільнило, але не зупинило падіння тиску. У 1 г. 21 хв. 50 с. рівень води в барабанах сепараторах значно підвищився. Це було досягнуто за рахунок чотирикратного збільшення витрати живильної води. Тому оператор різко понизив її подачу. У 1 г. 22 хв. 10 с. в контур почало поступати менше недогрітої води і кипіння трохи посилилося, рівень в барабанах-сепаратрах стабілізувався, але зросла реактивність . Декілька стрижнів авторегулювання, що опустилися, компенсували це зростання. У 1 г. 22 хв. 30 с. витрата живильної води знизилася до 2/3 нормальної із-за недостатньої точності системи управління, яка не розрахована на роботу в настільки нестандартному режимі. У цей момент станційна ЕОМ роздрукувала параметри процесів в активній зоні і положення регулюючих стрижнів. Оперативний запас реактивності був настільки малий, що належало заглушити реактор. Проте персонал намагався стабілізувати блок.

У 1 г. 22 хв. 45 с. витрата живильної води і зміст пари в каналах вирівнялися, тиск почав повільно рости. Було вирішено почати експеримент. У 1 г.23 хв. 04 с. перекрили подачу пари на турбогенератор №8. При цьому в порушення регламенту для забезпечення можливості повтору експерименту був заблокований сигнал аварійної зупинки реактора при відключенні обох турбін.

У 1 г. 23 хв. 10 с. чотири циркуляційних насоса, що працювали від «вибігаючого генератора» почали зменшувати обороти. Потік води зменшився, охолоджування зони ставало все слабкішим, а температура води на вході в реактор піднімалася. У 1 г. 23 хв. 30 с. кипіння посилилося, кількість пари в активній зоні зросла, реактивність і потужність почали поступово підніматися. Всі три групи стрижнів авторегулювання пішли вниз, але не змогли стабілізувати реакцію: потужність продовжувала рости. У 1 г. 23 хв. 40 с. була дана команда натиснути кнопку АЗ-3 - сигнал максимального аварійного захисту, по якому всі стрижні-поглиначі негайно вводяться в зону. Це було останньою спробою запобігти аварії і останньою причиною, що викликала вибух.

На відстані 1,5 м під кожним стрижнем підвішений «витискувач» - заповнений графітом 4,5-метровий алюмінієвий циліндр, призначення якого - зробити реакцію чутливішою до руху кінця стрижнів. Коли поглинаючий стрижень, опускаючись вниз, змінює графітовий «витискувач», контраст виявляється більший, ніж при появі стрижня на місці води, також здатної в деякій мірі поглинати нейтрони. Біля стрижнів, до межі піднятих вгору, нижні кінці «витискувачів» розташовуються на 1,25 м вище за нижню границю активної зони. У цій самій нижній частці каналів знаходилася вода, що майже не містить пари. Коли по команді АЗ-3 всі стрижні рушили вниз, їх кінці були ще далеко вгорі, а кінці «витискувачів» вже дійшли до низу активної зони і витіснили з каналів воду, що знаходиться там. Це еквівалентно різкому приросту об'єму пари. Задіяв позитивний паровий коефіцієнт реактивності. Таким чином, ситуація, коли всі стрижні з крайнього верхнього положення підуть вниз, передбачена не була.

Стався миттєвий стрибок потужності і паротворення. Стрижні зупинилися, минувши 2-3 метри. Відключення утримуючих муфт для падіння стрижнів під дією сили тяжіння ситуацію не змінило, стрижні не рухалися. У 1г. 23 хв. 43 с. став позитивним загальний потужностний коефіцієнт реактивності. Почався саморазгін. Потужність досягла 530 Мвт і продовжувала катастрофічно рости. Коефіцієнт розмноження на миттєвих нейтронах перевищив одиницю. Спрацьовування автоматичного захисту по рівню потужності і за швидкістю її зростання нічого не змінило, оскільки сигнал АЗ-3 вже був поданий оператором. У 1 г. 23 хв. 44 с. потужність ланцюгової реакції в 100 разів перевищила номінальну. За долі секунди Твели розжарилися, частки палива, розірвавши цирконієві оболонки, розлетілися і застрягли в графіті. Тиск в каналах зріс у багато разів і, замість того, щоб втікати знизу в активну зону, вода почала витікати з неї. Це був момент першого вибуху.

Реактор перестав існувати як керована система. Тиск пари зруйнував частку каналів і паропроводи над реактором. Тиск впав, вода потекла по контуру охолоджування, але тепер вона поступала не лише до Твелів, але і до графітової кладки. Почалися хімічні реакції води і пари з нагрітим графітом і цирконієм, в ході яких утворилися горючі гази - водень і монооксид вуглецю, а також реакції цирконію з двоокисом урану і графітом, реакція ядерного палива з водою. Із-за бурхливого виділення газів тиск знову підскочив. Тисячотонна плита, що накривала активну зону, піднялася, руйнувалися всі канали, обірвалися уцілілі трубопроводи над плитою.

У 1 г. 23 хв. 46 с. повітря спрямувалося в активну зону і пролунав новий вибух із-за утворення суміші кисню з воднем і монооксидом вуглецю. Руйнувалося перекриття реакторного залу, близько чверті графіту і частки палива були викинуті назовні. У цей момент ланцюгова реакція припинилася. Гарячі уламки впали на дах машинного залу і в інші місця, утворивши більше 30 вогнищ пожежі.

Якщо класифікувати вибухи за природою запасеної енергії і по механізму її швидкого вивільнення, то вибух на ЧАЕС слід вважати ядерним по першому критерію і тепловим по другому. Дійсно, при розгоні реактора насамперед виділилася саме реакція ділення ядер урану. З механізмом вивільнення енергії питання виявляється складнішим. Зачався вибух як тепловий: система охолоджування не справлялася з відведенням тепла, зміст пари збільшувався і потужність реактора росла. Але позитивний зворотний зв'язок замикається через ланцюговий процес ділення урану, а коли реактор став критичним на миттєвих нейтронах, реакція, що спалахнула в нім, по своїй фізичній суті мало відрізнялася від процесу в атомній бомбі.

Вибухів було два. Другий, найпотужніший і руйнівний, - типово хімічний вибух. Ядерний вибух відрізняють 4 чинника: ударна хвиля, проникаюча радіація (γ-кванти і нейтрони), світлове випромінювання і радіоактивне зараження. Ударної хвилі і світлового випромінювання в Чорнобилі не було. Проникаюча радіація і радіоактивне зараження були. У атомній бомбі радіоактивні осколки народжуються безпосередньо у момент вибуху, а в Чорнобилі розсіялися радіонукліди, що накопичилися за довгий час. Тому, хоча енергія механічних руйнувань не склала і стотисячної частки хіросимських, по зараженню довгоживучими радіонуклідами чорнобильська аварія в десятки разів перевершує наслідки атомного бомбардування Хіросіми.

Основна небезпека при аварії на ЧАЕС пов'язана з витоком радіонуклідів і забрудненням всіх компонентів навколишнього середовища на території України, Білорусії, центральних областей Росії (табл. 6.14). По оцінках фахівців стався витік 50 Мkі небезпечних ізотопів і 50 Мkі хімічно інертних радіоактивних газів. Радіоактивні осідання і забруднення атмосфери торкнулися і європейських країн. Основні викиди продовжувалися протягом 10 діб (на шосту добу викид радіонуклідів із зруйнованого блоку раптом почав рости). Територія 30-кілометрової зони була забруднена ізотопами ¹³¹J, ¹³⁷Cs, ⁹⁰Sr, ²³⁹Pu, ²⁴⁰Pu. Близько 150 тис. чоловік опинилися під впливом доз іонізуючого випромінювання, що перевищували допустимі. За даними досліджень радіобіологів, радіоактивне забруднення викликало порушення імунітету у людей і тварин, зростання захворюваності вже в перші роки після аварії, особливо у дітей (таблиця. 6,15). Ця аварія відноситься до найбільших техногенних катастроф.

Радіонукліди чорнобильського походження включилися в біогенну міграцію по харчових ланцюгах і до теперішнього часу присутні як в природних екосистемах, так і у в агроекосистемах, які були забруднені. У таблицях 6.16 і 6.18 приведений сучасний вміст ¹³⁷cs і ⁹⁰sr в продуктах тваринництва, і рибництва, виготовлених на території „південного сліду” аварії.

Таблиця 6.14 - Території, забруднені унаслідок Чорнобильської аварії [15]

Країна	Забруднені території, км2
	1-5 Kі/км2	5-15 Kі/км2	15-40 Kі/км2	> 40 Kі/км2
Україна	37090	1990	820	640
Росія	46222	5450	2130	31-
Білорусь	29920	10170	4210	2150
Молдова	50	-	-	-

Таблиця 6.15 - Розповсюдження захворювань на 1000 дітей до 14 років в перші роки після Чорнобильської аварії [15]

Регіон	Види хвороб
	Інфекційні		Новоутворення		Кровотворних органів		Нервової системи
	1988	1990	1988	1990	1988	1990	1988	1990
Київська область	69,5	73,4	1,7	2,0	7,1	10,9	98,5	107,5
Житомирська область	79,4	84,4	1,9	2,1	13,6	27,8	111,6	102,9
Брянська область	62,0	75,0	1,43	2,08	3,36	5,07	72,0	79,0
Україна	68,1	70,0	1,0	2,2	12,8	17,1	89,2	56,0

Таблиця 6.16 - Накопичення ¹³⁷Cs і ⁹⁰Sr у організмі сільськогосподарських тварин (велика рогата худоба), 2004-2005 рр.[15]

Показник середньодобове значення	ТОВ. Івановське, Білоцерков-ський р-н, Київська обл., III зона		Навчальне господарство Білоцерковського державного аграрного університету, умовно чиста зона.
	137Cs	90Sr	137Cs	90Sr
Вміст в добовому раціоні, Бк/кг	172,0 45,86	236,0 48,74	8,56 1,32	9,69 2,37
Вміст в м'язовій тканині, Бк/кг	9,43 2,62	0,13 0,04	0,57 0,07	Менше за 0,02

Таблиця 6.17 - Накопичення ¹³⁷Cs і ⁹⁰Sr у молоці, 2004-2005 рр. [15]

Показник середнє зна-чення за 12 місяців	ТОВ. Ивановське, Білоцерков-ський р-н, Київська обл., III зона		Навчальне господарство Білоцерковського державного аграрного університету, условно чиста зона
	137Cs	90Sr	137Cs	90Sr
Содержание в суточном рационе, Бк	161,68-442,57	360,42-561,88	13,61-24,67	12,81-20Б94
Вміст в молоці, Бк	0,95-2,39	0,41-0,65	Менее 0,2	Менше за 0,2
Виводиться з молоком за добу % від вмісту в раціоні	4,3-6,44	1,03-1,4	-	-

Таблиця 6.18 - Накопичення ¹³⁷Cs і ⁹⁰Sr у різних тканинах і органів риб (Бк/кг), Таращанський район, III зона [15].

Тканини і органи	Cyprinus carpio, полібентофаг, Бк/кг		Hypophthalmichthys molitrix, планктофаг, Бк/кг
	137Cs	90Sr	137Cs	90Sr
М'язи	2,91 0,05	0,97 0,08	4,71 0,05	0,48 0,002
Кістки	0,81 0,003	24,11 0,69	1,31 0,05	20,31 0,59
Голова	1,44 0,04	5,49 0,06	2,82 0,04	334 0,06
Плавники	0,65 0,002	19,54 0,62	0,9 0,008	14,01 0,53
Луска	0,76 0,002	22,91 0,65	1,10 0,05	17,15 0,61
На 1 кг риби	2,12 0,05	5,85 0,06	3,72 0,06	3,31 0,06