ЧАЕС

Меню
  • ЧАЕС-2000
  • Перша в УкраЇні АЕС
  • Аварія 26 квітня 1986
  • Знову в роботі
  • Об'єкт
  • Зняття с експлуатаціЇ
  •  Спорудження об'єктів
  • Місто Славутич
  • Гостьова книга
  • Зворотній зв'язок


Поиск


Статистика




29.03.2024, 13:20
Версії виникнення і розвитку аварії

      Відповідно до прийнятого в  світі підходу,суть аварії  на АЕС "характеризується початковою подією, шляхами перебігу і наслідками". За минуле  десятиріччя були  зроблені численні спроби розібратися з суттю Чорнобильської аварії і причинами, шо привели до неї. Закінченої і
експериментально підтвердженої версії аварії до цього часу не створено.
 
   Об'єктивне вивчення подій, пов'язаних з виникненням  і розвитком аварії на 4-му енергоблоці Чорнобильської АЕС,  почалося  27—28  квітня 1986 р., коли фахівцям стала доступна інформація про основні параметри  роботи  4-го енергоблока перед аварією і в її першій фазі, зареєстрована системами вимірювання до моменту його руйнування.

              Версія Міжвідомчої комісії
    В першій версії, розробленій на місці пригоди, було зроблено припущення, що за збільщеної витрати  води через реактор і малої потужності можлива кавітація в ГЦН. Це відбито в акті Міжвідомчої комісії.

              Версія Міненерго СРСР
      на основі розрахунків ВНДІЛЕС

    У кінці травня 1986 р., після вивчення наявних даних і проведення розрахунків у Всесоюзному  НДІ атомних  електростанцій (ВНДІАЕС), група фахівців Міненерго СРСР зробила доповнення до акту, в  якому причинами аварії були
названі:
    •   принципово  невірна конструкція  стрижнів системи управління і захисту (СУЗ);
    •   позитивний паровий і швидкий  потужносний коефіцієнт реактивності;
    •   велика  витрата теплоносія при малій  витраті живлячої води;
    •   порушення персоналом регламентного значення  оперативного запасу  реактивності (ОЗР);
    •   малий рівень потужності;
    •   недостатність  засобів захисту і оперативної інформації персоналу;
    •   відсутність вказівок в проекті і технологічному регламенті про небезпеку;
    •   порушення встановленого рівня ОЗР.
   У травні  1986 р. в ході розрахункових досліджень було уточнено значення парового ефекту реактивності і оцінено  вплив положення додаткових поглиначів і стрижнів регулювання на цювеличину.
 
                 Версія Міжвідомчої НТР
     На засіданнях Міжвідомчої науково-технічної ради  (НТР),  проведених  2  та 17  червня 1986 р., результатам розрахунків  ВНДІАЕС, які продемонстрували, що  недоліки  в конструкції реактора значною мірою були причиною катастрофи, не придідили серйозної уваги. По суті, всі причини аварії були зведені виключно до помилок в діях персоналу.
    Версія експертів СРСР на сесії МЛГЛТЕ
 
   У липні 1986 р. в ході підготовки до спеціальної сесії МАГАТЕ  був  виконаний  перший розрахунковий аналіз аварії на спрощеній моделі. У  доповіді, представ-леній радянськими  експертами на цій сесії в серпні 1986 р., першопричиною аварії було названо "вкрай малоймовірне поєднання  порушень порядку і режиму експлуатації, допущених персоналом енергоблока". Зазначалося також,  що "катастрофічних  розмірів аварія набула в зв'язку  з тим, що персонал  привів реактор у такий нерегламентний стан, в  якому істотно  посилився вплив позитивного коефіцієнта реактивності на зростання потужності". У цій же доповіді відзначені такі допущені порушення:
    • зниження оперативного запасу реактивності, до величини, яка істотно нижче допустимої;
    • підключення до реактора всіх ГЦН з перевищенням витрати, встановленої регламентом по окремих ГЦН;
    • блокування захисту реактора за сигналом зупинки двох ТГ;
    • блокування захистів реактора за рівнем води і тиску пари в барабані-сепараторі;
    • відключення системи захисту реактора від максимальної проектноїаварії (відключення САОР).
 
  Версія Інституту атомної енергії ім. І. Курчатова
      До жовтня 1986 р. в ІАЕ був проведений аналіз версій, що пояснювали вибуховий характер аварії:
  1. Вибух водня в басейні-барботері.
  2. Вибух водня в нижньому бакові контура    охолоджування СУЗ.
  3. Диверсія (вибух заряду з руйнуванням трубопроводів контуру циркуляції).
  4. Розрив напірного колектора ГЦН або розподільчого групового колектора.
  5. Розрив барабана-сепаратора або пароводяних комунікацій.
  6. Ефект позитивного вибігу реактивності  від витиснювачів стрижнів  СУЗ.
  7. Несправність автоматичного регулювальника.
  8. Груба помилка оператора при управлінні стрижнями ручного  регулювання.
  9. Кавітація ГЦН, що привела до подачі пароводяної суміші  в технологічні канали.
  10. Кавітація на дросельно-регулюючих клапанах.
  11. Захоплення пари  з барабана-сепаратора в опускні трубоприводи.
  12. Пароцирконієва реакція і вибух  водня в активній зоні.
  13. Проникнення в реактор стиснутого газу з балонів САОР.
    В результаті проведених досліджень з'ясувалося,  що єдиною гіпотезою, що не суперечить об'єктивним даним, є версія, пов'язана з ефектом витиснювачів стрижнів СУЗ.
 
   Версія першої міжнародної робочої групи з важкіх аварій та їх наслідків
    У жовтні—листопаді 1989 р. різні  аспекти Чорнобильської аварії були детально обговорені на засіданні першої міжнародної робочої групи з важких аварій і їх наслідків (Дагомис, СРСР). Радянські і зарубіжні фахівці доповіли про результати аналізу аварійного процесу на тримірних нейтронно-фізичних моделях. З урахуванням зворотних зв'язків по теплогідравліці показано,  що спрацювання аварійного захисту привело в перші секунди до введення позитивної  реактивності. Причиною аварії одностайно визнана "нестабільність реактора, викликана як недоліками його конструкції, так і режимом його роботи". Катастрофічних масштабів аварія набула через позитивний паровий ефект реактивності і недоліки конструкції поглинаючих стрижнів. Дії персоналу перед аварією сприяли прояву цих недоліків реактора. Порушивши деякі регламентні обмеження  (величини оперативного запасу реактивності  і витрат теплоносія), персонал практично ввів реактор в межі "білої плями", де його поведінка не була вивчена і, як виявилося, реактор став ядерно-нестійким.
    Були  також запропоновані версії  Держпроматомнаглядом СРСР, інженером-іспектором з ядерної безпеки А. Ядрихинським та ін.

 

[Обговорити на форуміДогори]