FTYaR_lektsii

111

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 эффек-

тивная температура оставшегося в реакторном здании топлива составляла после взрыва 1300÷1500 °С. В течение последующих нескольких десятков минут темпе-

ратура топлива снизилась в результате отдачи тепла графитовой кладке и кон-

струкциям реактора. Далее температура топлива из-за остаточного тепловыделения стала подниматься. В результате возросла утечка из топлива летучих радионукли-

дов инертных газов (йода, теллура, цезия). При дальнейшем повышении темпера-

туры 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 конструкци-

онные и другие материалы, окружающие реактор. При этом радионуклиды криптона, ксенона вышли за пределы реакторного блока практически полно-

стью, летучие продукты (йод, цезий) – частично, остальные практически полно-

стью остались в пределах реакторного здания.

Оценка выброса продуктов деления из поврежденного реактора. Вы-

брос радионуклидов за пределы аварийного блока АЭС представлял собой рас-

тянутый во времени процесс, состоящий из нескольких стадий.

На первой стадии произошел выброс диспергированного топлива из раз-

рушенного реактора. Состав радионуклидов на этой стадии выброса примерно соответствует их составу в облученном топливе, но обогащен летучими изото-

пами йода, теллура, цезия, благородных газов.

На второй стадии мощность выброса за пределы аварийного блока умень-

шалась из-за предпринимаемых мер по прекращению горения графита и филь-

трации выброса. В этот период состав радионуклидов в выбросе также близок к их составу в топливе. На этой стадии из реактора выносилось мелко диспер-

гированное топливо потоком горячего воздуха и продуктами горения графита.

112

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 част-

ности йода, а затем состав радионуклидов вновь приближался к составу в об-

лученном топливе. Это было обусловлено нагревом топлива в активной зоне до температуры 1700 °С из-за остаточного тепловыделения. При этом в результате температурно-зависимой миграции продуктов деления и химических превраще-

ний 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 количе-

ства радионуклидов в реакторе на момент аварии. Состав радионуклидов в аварийном выбросе примерно соответствует их составу в топливе поврежденно-

го 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%.

Согласно выполненным оценкам коллективная доза внешнего облучения населения, обусловленного радиоактивным загрязнением окружающей среды в результате аварии, составила около 107 чел-бэр.

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

Меры по повышению безопасности. В целях исключения возможности не-

контролируемого разгона при нарушениях технологического регламента необхо-

димо уменьшить до нуля положительный паровой эффект реактивности и соот-

ветствующий положительный эффект реактивности при обезвоживании активной зоны и увеличить быстродействие АЗ. С этой целью оперативный запас реактив-

ности, компенсируемый стержнями СУЗ, увеличен до 48 стержней, что обеспечи-

ло приемлемое быстродействие АЗ. Время полного ввода стержней уменьшено с

20 до 10 с. Введением дополнительных поглотителей уменьшен положительный

113

паровой эффект реактивности. Дальнейшей мерой является переход на обогаще-

ние 2,4%, позволяющий снизить этот эффект практически до нуля.

Рассмотрев имевшие место аварии и, в частности, опыт выполнения проти-

воаварийных мероприятий, следует подчеркнуть, что крайне важно обеспечить готовность к действиям в экстремальных аварийных условиях. Необходимы подробные планы действий в аварийных условиях, предусматривающие тех-

нические меры ликвидации аварий, мероприятия по обеспечению безопасности персонала станции, способы оповещения населения о происшедшей аварии,

точный учет радиоактивных выбросов. Необходимо создать предпосылки воз-

можности контролировать и даже управлять аварией.

Должно быть предусмотрено специальное оборудование, с помощью ко-

торого можно вести работы по уменьшению и ликвидации последствий. Необ-

ходимы системы послеаварийного отбора высокоактивных проб, контрольно-

измерительные системы обнаружения степени перегрева активной зоны, пе-

реопрессовки и других средств диагностики аварийного состояния.

6.9. Авария на АЭС «Фукусима-1» (Япония)

АЭС «Фукусима-1» расположена на западном побережье Японии в городе Окума префектуры Фукусима. До аварии 2011 года её шесть энергоблоков мощно-

ABWR – улучшенный кипящий водо-водяной реактор (Advanced (преимущество) Boiling Water Reactor)

Реактор BWR. В АЭС с некипящими реакторами температура воды в пер-

вом контуре ниже температуры кипения. При необходимых для получения при-

емлемого коэффициента полезного действия температурах (больше 300 °C) это возможно только при высоких давлениях (в реакторах ВВЭР-1000 рабочее дав-

ление в корпусе 160 атм.), что требует создания высокопрочного корпуса.

Насыщенный водяной пар под давлением 12÷60 атм. при температуре до 330 °C

вырабатывается во втором контуре. В кипящих реакторах пароводяную смесь получают в активной зоне. Давление воды в первом контуре составляет около

70 атм. При этом давлении вода закипает в объёме активной зоны при температу-

ре 280 °C. Кипящие реакторы обладают рядом достоинств по сравнению с неки-

пящими. В кипящих реакторах корпус работает при более низком давлении, в

схеме АЭС нет парогенератора.

Схема работы атомной электростанции с кипящим реактором: 1-корпус реактора; 2-тепловыделяющие сборки; 3-стержни управления и защиты;

4-циркуляционные насосы; 5-приводы стержней СУЗ; 6-пар на турбину; 7- подпиточная вода; 8-цилиндр высокого давления турбины; 9- цилиндр низкого давления турбины; 10турбогенератор; 11-возбудитель; 12-конденсатор; 13-

Особенность кипящих реакторов заключается в том, что у них отсутствует бор-

ное регулирование, компенсация медленных изменений реактивности (например,

выгорания топлива) производится только межкассетными поглотителями, выпол-

ненными в виде креста. Борное регулирование неосуществимо из-за хорошей рас-

творимости бора в паре (большая его часть будет уноситься в турбину). Бор вводят лишь на время перегрузки топлива для создания глубокой подкритичности.

115

В большинстве кипящих реакторов поглощающие стержни системы управ-

ления и защиты располагаются снизу. Таким образом, значительно повышается их эффективность, так как максимум потока тепловых нейтронов смещён в реак-

торах этого типа в нижнюю часть активной зоны. Такая схема также более удоб-

на при перегрузках топлива и освобождает верхнюю часть реактора от приводов СУЗ, позволяя, таким образом, более удобно организовать сепарацию пара.

Для устойчивой работы кипящего корпусного реактора выбирают такой режим, при котором массовое паросодержание не превышает определённую ве-

личину. При больших значениях массового паросодержания работа реактора может быть неустойчивой. Такая неустойчивость объясняется тем, что пар вы-

тесняет воду из активной зоны, а это увеличивает длину замедления нейтронов.

При слишком бурном кипении значение возрастает настолько, что реактор по-

лучает отрицательную реактивность, и мощность реактора начинает падать.

Снижение мощности уменьшает интенсивность кипения, массовое паросо-

держание, а значит, и длину замедления. В результате такого процесса осво-

бождается реактивность, после чего мощность реактора и интенсивность кипе-

ния начинают возрастать. Происходит опасное для конструкции реактора и об-

служивающего персонала колебание мощности.

При паросодержании ниже допустимого таких опасных колебаний мощно-

сти не происходит, реактор саморегулируется, обеспечивая стационарный режим работы. Так, снижение уровня мощности и уменьшение интенсивности кипения освобождает реактивность, обеспечивающую возврат уровня мощности к исход-

ному. Паросодержание воды на выходе из активной зоны зависит от удельной мощности. Поэтому допустимое паросодержание, ниже которого обеспечивается устойчивая работа кипящего реактора, ограничивает мощность реактора с задан-

ными размерами активной зоны. При таком ограничении с единицы объёма ки-

пящего реактора снимается меньшая мощность, чем с единицы объёма некипя-

щего реактора. Это существенный недостаток кипящих реакторов.

Вышесказанное справедливо для активной зоны, в которой объем воды-

замедлителя избыточен относительно оптимального её количества, определяе-

мого из отношения объёма воды к объёму топлива. В этом случае уменьшение

117

пределы проекта. Результатом неготовности станции было то, что следствием наложения двух аварийных ситуаций – потери внешнего снабжения и отказа дизель – генераторов, было расплавление активной зоны реактора. При этом образовывался радиоактивный пар, который персонал вынужденно сбрасывал в атмосферу. А взрыв выделившегося при этом водорода показал, что на станции не было средств его контроля и подавления, или их было недостаточно.

Все три работавшие до аварии энергоблока остались без достаточного охлаждения, следствием этого, стало снижение уровня теплоносителя, а создаваемое образующимся паром давление, стало резко повышаться. Катастрофическое развитие событий начало развиваться с энергоблока №1. Персонал, для того, чтобы избежать повреждения реактора высоким давлением, стал сбрасывать пар сначала в гермооболочку, а это привело к тому, что в ней давление увеличилось более чем в два раза. Теперь же, чтобы сохранить гермооболочку, пар стали сбрасывать в атмосферу, при этом ответственные организации заявили, что из выбрасываемого пара будут отфильтровываться радионуклиды. Таким образом, удалось сбросить давление в гермооболочке. Но при этом, водород, образовавшийся по причине оголения топлива и окисления оболочки тепловыделяющих элементов, изготовленной из циркония, проник в обстройку реакторного отделения. Высокая температура и концентрация пара привели к последующему взрыву водорода в первом энергоблоке АЭС. Это событие произошло 12 марта утром в 6:36. Последствием взрыва, было разрушение части бетонных конструкций, при этом, корпус реактора не был поврежден, была повреждена только внешняя железобетонная оболочка.

Сразу после взрыва произошло сильное повышение уровня радиации, достигшее более 1000 мкЗв/час, но через несколько часов, уровень радиации упал до 70,5 мкЗв/час. Передвижные лаборатории, взявшие пробы на территории АЭС, показали наличие цезия, что могло указывать на нарушение герметичности оболочек тепловыделяющих элементов. Правительство Японии в полдень этого же дня, подтвердило, что действительно произошла утечка радиации, но о масштабах не сообщалось. Впоследствии, официальные лица, как из правительства, так и из компании TEPCO, в чьем ведении находится АЭС, заявили, что

118

для охлаждения реактора, в его гермооболочку будет закачиваться морская вода, смешанная с борной кислотой, а по некоторым сведениям, воду будут закачивать и в сам реактор. По официальной версии, водород просочился в пространство между стальной оболочкой и бетонной стеной, там смешавшись с воздухом, он и взорвался.

На следующий день, на АЭС «Фукусима-1» начались проблемы с блоком № 3. У него оказалась поврежденной система аварийного охлаждения, которая должна была подключиться при понижении уровня теплоносителя ниже заданного. Так же, предварительные данные говорили, что тепловыделяющие элементы частично оголились, поэтому опять возникла угроза взрыва водорода. Начался контролируемый сброс пара из гермооболочки, для снижения давления. Так как не было возможности охлаждения реактора блока №3 в него, тоже, начали закачку морской воды.

Однако, принятые меры, не помогли избежать взрыва на третьем энергоблоке. Утром 14 марта на этом блоке прогремел взрыв аналогичный взрыву на первом энергоблоке. При этом и корпус реактора, и гермооболочка не пострадали. Персонал стал восстанавливать аварийное энергоснабжение на 1 и 2 блоках, а подкачка морской воды осуществлялась на 1 и 3 блоки. В дальнейшем, в этот день отказала система аварийного охлаждения и на втором энергоблоке. TEPCO сообщила, что на этом блоке принимаются такие же меры, как на 1 и 3 блоках. Во время закачки морской воды во 2 блок, отказал предохранительный клапан для сброса пара, давление возросло, и закачка воды стала невозможной. Из-за временного полного оголения активной зоны, часть тепловыделяющих элементов повредилась, но впоследствии удалось восстановить функцию клапана, и возобновить подачу морской воды.

На этом беды АЭС не закончились. На следующее утро прогремел взрыв и на втором энергоблоке, результатом которого был выход из строя блока для конденсации пара, выходящего из реактора при авариях. Так же, возможно, была повреждена гермооболочка. В это же время прогремел взрыв в хранилище отработанного ядерного топлива на блоке №4, но пожар удалось потушить за 2

119

часа. Персонал со станции, из-за возросшего уровня радиации, пришлось эва-

куировать, осталось только 50 инженеров.

Утром 17 марта начался сброс морской воды с вертолетов в бассейны 3 и 4

энергоблоков, для устранения возможного повреждения отработавшего топли-

ва. Два вертолета сделав по 4 рейса, попытались наполнить бассейны водой. В

дальнейшем из-за масштабов повреждений и широкого фронта работ, перед штабом по ликвидации аварии встает сложная задача по выбору приоритетных работ. Морскую воду нужно закачивать в первые четыре энергоблока, при этом, основной персонал нужен на 5 и 6 блоках, для поддержания их в нор-

мальном состоянии. Все это осложнялось очень высоким уровнем радиации,

особенно во время сброса пара, при котором люди должны уходить в укрытие.

Поэтому было решено увеличить количество персонала на промплощадке до

130 человек, в числе которых были и солдаты. Удалось восстановить дизель-

ную электростанцию 6 блока, и, ее стали использовать для подачи воды, так же и на 5 энергоблок.

На восьмой день, после разрушительного землетрясения, у АЭС было раз-

вернуто пожарное спецподразделение, в арсенале которого были мощные авто-

мобили. С их помощью в бассейн отработанного топлива 3 энергоблока залива-

ется вода. В то же время, на крышах 5 и 6 блока просверлили небольшие отвер-

стия, чтобы предотвратить скопление водорода. На следующий день 20 марта,

по плану, было намечено восстановление электроснабжения 2 блока АЭС.

120

Ликвидация аварии. В конце марта возникла необходимость в откачке во-

ды из затопленных турбинных отделений 1,2 и 3 блоков. Если этого не сделать,

то восстановление электроснабжения будет невозможно, да и штатные системы не смогут функционировать. Учитывая размеры затопленных помещений, лик-

видаторы затруднялись говорить о сроках выполнения этих работ, при этом,

конденсаторы турбин, куда планировалось закачивать эту воду, были заполнены,

значит, предварительно надо было куда–то откачать воду и из них. Активность воды в турбинных отделениях указывала на то, что гермооболочки первых трех блоков имеют утечку радиоактивной воды. В турбинных отделениях стоит высо-

кий уровень радиации, что значительно тормозит аварийные работы.

Состояние всех реакторов остается относительно стабильным, в них с по-

мощью электронасоса подается пресная вода. Давление в гермооболочках 1,2 и 3 блоков постепенно входит в норму. TEPCO приняла решение соорудить очистные сооружения рядом с аварийными блоками, чтобы решить проблему затопленных помещений. Ведутся подготовительные работы для того, чтобы откачать воду из конденсаторов, в специальные баки для хранения конденсата,

а из них в другие емкости.

Начало апреля ознаменовалось тем, что ликвидаторы обнаружили в бетон-

ном канале для прокладки электрокабелей, находящемся на глубине 2 метров,

высокоактивную воду. Помимо этого, в стене кабельного канала обнаружили трещину шириной 20 см. Несколько попыток залить трещину бетоном не увен-

чались успехом, так как вода не давала бетону затвердеть. После этого попро-

бовали заделать трещину специальным полимерным составом, но эта попытка тоже оказалась неудачной. Чтобы не тратить время на эту работу, сотрудники решили удостовериться в том, что именно через эту трещину радиоактивная вода попадает в море, но проведенное исследование опровергло это предполо-

жение. Попытки заделать трещину все равно продолжились, а в случае их не-

удачи, было решено укрепить химическими веществами землю в районе течи.

2 апреля временные электронасосы, подающие воду в гермооболочки пер-

вых трех блоков, переключили с мобильных установок на внешнее электропи-

тание. Из конденсатора 2 блока началась откачка воды в баки хранения, для по-