Экономический и экологический ущерб 5 page

Многие государства мира неоднократно оказывали разнообразную гуманитарную помощь Украине в связи с чернобыльской трагедией. Немало украинских детей выезжало на оздоровление и отдых на Кубу, в Польшу, Чехословакию, Германию, Францию, США, Канаду, Данию и другие страны оступление зарубежной гуманитарной помощи Украине по на 28 декабря 1992 г. (в т)

Только за последний период Национальным комитетом Германии по Чернобылю (без учета первоначальных взносов) было выделено 440 тыс. дол. США Российской Федерации, Беларуси и Украине, что позволило начать организацию реабилитационных и консультативных центров в районах катастрофы. Правительство Канады также недавно (1993 г.) предоставило Украине гуманитарную помощь: медикаменты, вакцины, медицинское оборудование на сумму 1 млн 795 тыс. дол. США.
Перечень оказанных видов помощи разными странами, международными и неправительственными организациями, частными лицами можно было бы продолжить.
Но как бы ни была разнообразна эта помощь и ее источники, всех объединяет чувство сострадания к судьбе сотен тысяч людей, пострадавших в результате аварии на ЧАЭС. В этом и заключается смысл гуманности и милосердия.
Резюмируя вышеизложенное, можно с уверенностью сказать, что мировое сообщество, включившись в борьбу за нейтрализацию последствий Чернобыльской катастрофы, расценивает эту борьбу в качестве первостепенной интернациональной задачи.
Нельзя отправлять в архив Чернобыль, драматическое событие, которое и впредь будет в центре не только ближайших инициатив, но и размышлений относительно вопросов, касающихся судеб человечества.

.Г ЛАВА 2
ХАРАКТЕРИСТИКА ЧЕРНОБЫЛЬСКОЙ КАТАСТРОФЫ

2.1. Развитие аварии, неотложные меры, анализ причин
Введение
Катастрофа на ЧАЭС стала самой крупной и страшной аварией, которая принесла много человеческих жертв и привела к тяжелым экологическим и социальным последствиям. Первоначальные последствия Чернобыльской катастрофы - это сотни умерших, тысячи облученных, сотни тысяч переселенных из родных мест, психологическая травма для многих миллионов. Отдаленные последствия еще неясны в полной мере, но они грозят увеличением числа различных заболеваний, уродств, генетических нарушений. Эта авария коренным образом изменила дальнейшее развитие атомной энергетики в мире и отношение к ней общественности, вызвала рост антиядерного движения и требований о закрытии всех АЭС.
Почему такая катастрофа стала возможной и можно ли было ее предупредить? Характеризует ли она принципиальную ненадежность атомной энергетики или свидетельствует о безответственном отношении к проектированию и эксплуатации реакторов РБМК? Какова роль в этом "человеческого фактора"?
В настоящее время невозможно полностью восстановить все обстоятельства, предшествовавшие аварии, но можно дать довольно полное представление об общем развитии событий, приведших к этой трагедии.
2.1.1. Некоторые основные физические принципы работы ядерного реактора
Работа любого из существующих ядерных реакторов основана на процессе цепной реакции деления тяжелых ядер. Наиболее часто для этих целей используется изотоп урана (²³⁵U). Если нейтрон поглощается ядром этого изотопа, образовавшееся составное ядро оказывается нестабильным и может развалиться на осколки (в основном на два). При этом испускается несколько нейтронов. Образовавшиеся осколки обладают высокой кинетической энергией, которую они передают окружающей их матрице при торможении. Часть энергии передается за счет кинетической энергии освободившихся нейтронов, а также бета- и гамма-излучения осколков деления. Полное деление 1 г ²³⁵U дает довольно большую энергию, равную примерно 1 МВтЧсут.
Вероятность захвата нейтрона ядром сильно зависит от энергии нейтрона. Для ядер²³⁵U сечение взаимодействия наибольшее с тепловыми нейтронами, т.е. с нейтронами, пришедшими в результате многократных столкновений к тепловому равновесию с атомами среды (при 20 °С это составляет 0,025 эВ). Так как нейтроны, испускаемые при делении, имеют среднюю энергию около 2 МэВ, для эффективного протекания реакции их нужно замедлить до тепловых энергий. Наиболее распространенными замедлителями являются обычная или тяжелая вода и графит. Среднее число столкновений, необходимых для замедления нейтрона до тепловой энергии, равно, примерно: 16 при замедлении в легкой воде, 28 - в тяжелой воде и 90 - в графите.
Следующим важным условием протекания ядерной реакции является обеспечение необходимого баланса нейтронов. Освободившиеся после деления нейтроны (в среднем их число составляет 2,42 на акт деления) испытывают не только упругие, а и не упругие столкновения в замедлителе и на других элементах конструкции реактора. Часть их может выходить за пределы активной зоны (A3) реактора и быть безвозвратно потерянной. Для уменьшения таких потерь A3 реактора обычно окружают отражателями с целью возврата нейтронов обратно в зону. К необратимым потерям нейтронов приводит также радиационный захват нейтронов ядрами.
Очевидно, что для обеспечения стационарного протекания ядерной реакции необходимо, чтобы число вновь образованных нейтронов были равно числу нейтронов, вылетевших из реактора и поглощенных в нем. Соотношение между этими двумя возможными исходами называется коэффициентом размножения нейтронов k. При k = 1 реактор находится в критическом состоянии и может работать в стационарных условиях. Если k<1, реактор подкритичен, и цепная реакция затухает. При k>1 в каждом новом поколении образуется больше нейтронов, чем в предыдущем, и цепная реакция нарастает. Понятно, что отклонение k от единицы является очень критическим параметром реактора. Для характеристики этого отклонения вводят понятие реактивности b, определяемое как b = (k-1/k~k (приближенно).
Для нормальной работы реактора необходимо уметь управлять реактивностью. Действительно, когда реактор не работает, поток нейтронов незначителен, и для вывода его на номинальный режим необходимо обеспечить условие положительной реактивности, т.е.b> 0, а при стационарной работе реактивность нужно удерживать на уровнеb =0.
Это достигается следующим образом. При загрузке A3 реактора обеспечивается положительный запас реактивности, регулируемый системами стержней-поглотителей. Имеются стержни различного назначения: регулирующие, аварийные, компенсирующие, образующие в совокупности систему управления и защиты(СУЗ) реактора. Поглотителями нейтронов в стержнях являются бор, кадмий, гадолиний, индий. При опускании поглотителей в A3 увеличивается поглощение нейтронов, при их выдвижении поток нейтронов растет. При работе реактора ядерное топливо постепенно выгорает, и запас реактивности падает. Когда весь запас реактивности исчерпан, реакция прекращается (даже при полностью выдвинутых управляющих стержнях). Время работы с одной и той же загрузкой называют кампанией реактора. При выгорании топлива в нем накапливаются продукты деления, большинство которых радиоактивно. Их распределение по массам представляет собой двугорбую кривую с максимумами в районе А = 95 И А = 135. Радиоактивность накопленных продуктов деления является Источником тепловыделения в остановленном реакторе.
Среди радионуклидов, образующихся в процессе работы реактора и играющих значительную роль в некоторых режимах его работы, особо выделяется ксенон¹³⁵Хе). Он отличается огромным сечением захвата тепловых нейтронов. Некоторое количество ксенона образуется непосредственно при делении ядер топлива, но основная его часть получается в результате распада йода (период полураспада 6,7 ч). Ксенон имеет период полураспада 9,2 ч. В начальной стадии работы реактора в нем отсутствуют йод и ксенон, но через некоторое время устанавливается равновесие между наработкой этих изотопов, их распадом и выгоранием.
Необычная ситуация возникает при остановке реактора. В этом случае ксенон уже не выгорает за счет поглощения нейтронов, а накапливается из-за распада йода. Концентрация ксенона некоторое время интенсивно возрастает, достигая максимума через 12 ч, после чего начинает уменьшаться. Только, когда произойдет распад ксенона (или значительное снижение его концентрации), возможен нормальный выход реактора на мощность.
Работа реактора в состоянии "ксеноновой ямы", или "провала" очень неустойчива и опасна. Во время ксенонового отравления для поднятия мощности реактора необходимо вводить большой положительный запас реактивности (из-за сильного поглощения нейтронов ксеноном). Это достигается, как уже упоминалось, путем выведения из зоны регулирующих поглощающих стержней, в данном случае их большого количества, иногда и это не помогает запустить реактор. Регламентом такие действия запрещены, и реактор должен находиться десятки часов в неработающем состоянии, пока ксенон не распадется до приемлемого уровня.
2.1.2. Особенности реактора РБМК
Ядерный энергетический реактор РБМК (реактор большой мощности, канальный) является гетерогенным реактором на тепловых нейтронах. Его электрическая мощность составляет 1000 МВт; тепловая - 3200 МВт‚. В качестве топлива используется слабообогащенный по²³⁵U диоксид урана, в качестве замедлителя - графит, и в качестве теплоносителя - кипящая легкая вода. В A3 находятся вертикальные каналы с топливом и теплоносителем. Конструкция реактора позволяет заменять выгоревшие тепловыделяющие сборки без его остановки.
СУЗ реактора основана на перемещении 211 стержней-поглотителей в специально выделенных каналах, охлаждаемых водой из автономного контура. Эта система обеспечивает: автоматическое поддержание заданного уровня мощности; быстрое снижение мощности стержнями автоматических регуляторов (АР) и стержнями ручных регуляторов (РР); аварийное прекращение цепной реакции стержнями аварийной защиты; компенсацию изменений реактивности при разогреве и выходе реактора на мощность; регулирование распределения энерговыделения по A3.
Реакторы РБМК оснащены большим количеством независимых регуляторов, которые при срабатывании аварийной защиты вводятся в A3. Для регулирования высотных нейтронных полей предусмотрены укороченные стержни-поглотители, вводимые в A3 снизу. Важной физической характеристикой с точки зрения управления и безопасности реактора является величина, называемая оперативным запасом реактивности и определяемая числом погруженных в A3 стержней СУЗ реактора. Для реактора РБМК-1000 она соответствует 30 стержням.
2.1.3. Хронология развития аварии
Четвертый энергоблок ЧАЭС был введен в эксплуатацию в декабре 1983 г. К моменту остановки этого энергоблока на средний ремонт, запланированный на 25 апреля 1986 г., A3 реактора содержала 1659 тепловыделяющих сборок (ТВС) со средним выгоранием 10,3 МВтЧсут/кг (примерно 45 % расчетного полного выгорания). Основная часть ТВС (75 %) представляла собой кассеты первой загрузки с выгоранием 12-15 РњР'С‚Чсут/кг. Перед остановкой реактора было запланировано проведение испытаний турбогенератора №-8 в режиме выбега с целью экспериментальной проверки возможности использования механической энергии ротора для внутренних нужд энергоблока в условиях обесточивания. Подобные испытания проводились на этой станции ранее, но тогда напряжение на шинах генератора падало быстрее, чем расходовалась энергия ротора. В испытаниях, намеченных на 25 апреля, предполагалось использование специального регулятора магнитного поля генератора, который должен был устранить этот недостаток. При надлежащем порядке проведения испытаний и соблюдении всех мер безопасности проведение таких испытаний на АЭС не запрещалось.
Однако программа испытаний турбогенератора не была достаточно тщательно подготовлена и согласована, в ней не предусматривались дополнительные меры безопасности и, более того, ею предписывалось отключение системы аварийного охлаждения реактора (САОР). Персонал станции не был поставлен в известность о возможных опасностях при проведении испытания и, естественно, не мог адекватно реагировать на складывавшуюся обстановку, которая с самого начала весьма отличалась от запланированной.
25 апреля в 1 ч началось снижение мощности реактора, и в 13.05 ч турбогенератор №-7 был отключен от сети. В 14.00 ч в соответствии с Программой испытаний была отключена система САОР, однако дальнейший вывод энергоблока из работы был задержан по требованию диспетчера.
В 23.10 ч снижение мощности было продолжено. Программой предусматривалось проведение испытаний турбогенератора при тепловой мощности реактора 700 - 1000 МВт‚. Однако при переходе от локального автоматического к автоматическому регулированию реактора его тепловая мощность резко упала до величины, меньшей 30 МВт. За счет подъема поглощающих стержней и значительного уменьшения оперативного запаса реактивности к часу ночи 26 апреля ее удалось стабилизировать на уровне 200 МВт (тепловая). Но ксеноновое отравление реактора продолжалось, и при попытках поднять мощность реактора до необходимого уровня операторы уменьшили количество стержней в A3 до 6 - 8 вместо предусмотренного по регламенту их, минимального количества 16 - 20.
Несмотря на это, подготовка к испытанию продолжалась. В 1 ч 03 и 1 ч 07 м к шести работавшим главным циркуляционным насосам (ГЦН) были подключены еще два для того. чтобы четыре из них могли бы использоваться для проведения испытаний, а остальные четыре обеспечивали бы надежное охлаждение A3.
Однако мощность реактора и, следовательно, гидравлическое сопротивление A3 и контура многократной принудительной циркуляции было значительно ниже регламентного. Поэтому суммарный расход воды возрос до величины, при которой появилась угроза срыва подачи насосов и возможность развития вибраций вследствие кавитации. Вместе с тем увеличение расхода воды через реактор привело к уменьшению парообразования, падению давления пара в барабан-сепараторах и опасному изменению других параметров реактора. Операторы пытались вручную поддержать основные параметры реактора, однако эти действия оказались малоэффективными. Наблюдались провалы по давлению пара и уровню воды в барабан-сепараторах. Чтобы избежать остановки реактора в таких условиях, персоналом были заблокированы сигналы аварийной защиты по этим параметрам. Тем временем реактивность реактора продолжала медленно падать. В 1 ч 22 мин 30 с распечатка программы быстрой оценки запаса реактивности показала, что требуется немедленная остановка реактора. Тем не менее, несмотря на цепочку отступлений от намеченной программы, испытания начались. В 1 ч 23 м 04 с при тепловой мощности реактора 200 Мвт были закрыты стопорно-регулирующие краны (СРК) турбогенератора №-8 и заблокирована аварийная защита по закрытию СРК обоих турбогенераторов, чтобы иметь возможность повторить испытания, если первая попытка окажется неудачной. Через некоторое время после начала испытания мощность реактора стала медленно возрастать. В 1 ч 23 м 40 с начальник смены энергоблока дал команду нажать кнопку аварийной защиты АЗ-5, по сигналу которой в A3 вводятся все регулирующие стержни и стержни аварийной защиты. Стержни пошли вниз, однако раздались удары и стержни-поглотители остановились, не дойдя до нижних концевиков. Оператор обесточил муфты сервоприводов, чтобы стержни упали в A3 под действием собственной тяжести.
То, что произошло дальше, хорошо известно. По свидетельству очевидцев, находившихся вне 4-го энергоблока, примерно в 1 ч 24 мин раздались последовательно два взрыва, над энергоблоком взлетели горящие куски и искры, часть которых упала на крышу машинного зала и вызвала пожар.
2.1.4. Первоочередные послеаварийные меры
2.1.4.1. Борьба с пожаром на АЭС.
В результате взрывов в реакторе и выброса разогретых до высокой температуры фрагментов его A3 на крыши некоторых помещений реактора, деаэраторной этажерки и машинного зала, возникло свыше 30 очагов горения. Из-за повреждения маслопроводов, коротких замыканий в электрических кабелях и интенсивного теплового излучения образовались дополнительные очаги пожара в машинном, реакторном залах и примыкающих к последнему частично разрушенных помещениях.
Дежурные подразделения пожарной части по охране АЭС из Припяти и Чернобыля немедленно выехали на место аварии. Первоочередные меры были направлены на ликвидацию пожара на покрытии машинного зала, поскольку огонь угрожал перекинуться на 3-й энергоблок. Было организовано тушение очагов горения внутри помещений. К 2 ч 10 мин были подавлены основные очаги пожара на крыше машинного зала и к 2 ч 30 мин - на крыше реакторного отделения. К 5 ч утра пожар был ликвидирован. Героические действия пожарных предотвратили развитие событий, которое могло оказаться намного более трагичным.
2. 1.4.2. Оценка состояния топлива после аварии.
Авария привела к разрушению A3 и системы ее охлаждения. В этих условиях состояние вещества в шахте реактора определялось следующими процессами:
остаточным тепловыделением за счет распада продуктов деления;
тепловыделением в результате различных химических процессов (горение водорода, окисление графита и циркония и т.д.);
теплоотводом из шахты реактора за счет ее охлаждения потоками атмосферного воздуха.
Изучение динамики истечения продуктов деления (ПД) из реактора в первые дни после аварии показало, что изменение температуры топлива со временем имело немонотонный характер. Можно предположить, что в температурном режиме топлива было несколько стадий. Оценка показала, что эффективная температура оставшегося в реакторном здании топлива после взрыва составляла 1600 - 1800 К. В течение последующих нескольких десятков минут температура топлива снизилась за счет отдачи тепла графитовой кладке и конструкциям реактора, что привело к снижению утечки летучих ПД из топлива.
Величина выбросов ПД из шахты реактора определялась в этот период, в основном, процессами горения графита и связанными с ними процессами миграции мелкодисперстного топлива и ПД, внедренных в графит в результате взрыва. В последующем температура топлива за счет остаточного тепловыделения стала подниматься. В результате утечка из топлива летучих радионуклидов (инертных газов, йода, теллура, цезия) возросла. При дальнейшем повышении температуры топлива стала заметной утечка менее летучих радионуклидов. Это продолжалось до 4 - 5 мая, когда температура оставшегося в реакторном Энергоблоке топлива стабилизировалась, а затем начала снижаться.
Итоги расчетных исследований состояния топлива представлены на рис. 1.2.1. Приведены результаты, характеризующие остаточное содержание радионуклидов в топливе, а также изменение температуры топлива с учетом утечки из него ПД в зависимости от времени, прошедшем после аварии.
Расчеты показали, что максимальная температура топлива не достигала температуры его плавления, и ПД выходили на поверхность топлива порциями, что могло приводить только к локальным перегревам границе топливо - среда. ПД, выходившие из топлива, попадали и другие материалы, окружающие реактор при этом радионуклиды криптона и ксенона почти полностью выходили за пределы реакторного энергоблока, летучие ПД (йод, цезий) частично, остальные почти все оставались в пределах реакторного здания.
2.1.4.3. Ограничение выброса радионуклидов из активной зоны реактора,
Потенциальная возможность концентрации части расплавленного топлива и создание условий для образования критической массы и возникновения самопроизвольной цепной реакции потребовала принять меры против этой опасности. Кроме того, разрушенный реактор представлял собой мощный источник выбросов радиоактивности в окружающую среду. Поэтому необходимо было либо локализовать очаг аварии путем забрасывания шахты реактора теплоотводящими и фильтрующими материалами, либо дать возможность прекратиться процессам горения в шахте реактора естественным образом. Выбрали первый вариант.

Рис. 1.2.1. Изменение активности и температуры топлива во времени
Начиная с 27 апреля с военных вертолетов сбрасывали на аварийный реактор песок, глину, доломит, свинец, соединения бора. До 10 мая было сброшено всего около 5000 т материалов, в результате чего шахта реактора покрылась слоем сыпучей массы, интенсивно абсорбирующей аэрозольные частицы. Благодаря этому к 6 мая выброс радиоактивности, снизившийся до нескольких сотен, а к концу мая - до десятков кюри в сутки, перестал играть существенную роль.
Одновременно для понижения температуры оставшегося топлива и уменьшения концентрации кислорода в пространство под шахту реактора подавали азот под давлением. К 6 мая рост температуры в шахте реактора прекратился началось ее снижение в связи с образованием стабильного конвективного потока воздуха через A3. К концу мая обстановка вокруг аварийного реактора в значительной мере стабилизировалась.
2.1.4.4. Стадии выброса радионуклидов в окружающую среду.
Выброс радионуклидов за пределы аварийного энергоблока ЧАЭС представлял собой растянутый во времени процесс, состоящий из нескольких стадий. Вначале произошел выброс диспергированного топлива из разрушенного реактора. Состав радионуклидов на этой стадии выброса соответствует примерно их составу в облученном топливе, но обогащен летучими соединениями нуклидов йода, теллура, цезия и благородных газов.
Во второй стадии с 26 апреля по 2 мая мощность выбросов постепенно уменьшалась из-за предпринимаемых мер по фильтрации выбросов и прекращения горения графита. Потоками горячего воздуха из реактора выносилось мелкодиспкргированное топливо и продукты горения графита.
Третья стадия характеризуется быстрым нарастанием выхода продуктов деления за пределы разрушенного энергоблока, обусловленного нагревом топлива в A3 за счет остаточного тепловыделения. Продукты деления в аэрозольной форме выносились на продуктах сгорания графита.
Последняя, четвертая стадия, наступившая после 6 мая, характеризуется быстрым уменьшением выброса (табл. 1.2.1). Нуклидный состав выброшенных продуктов деления представлен в табл. 1.2.2.
Таблица 1.2.1
Ежесуточный выброс радиоактивных веществ в атмосферу вз аварийного энергоблока (без радиоактивных благородных газов) *