Чернобыль: ч.3. АНАЛИЗ ПРОЦЕССА РАЗВИТИЯ АВАРИИ НА МАТЕМАТИЧЕСКОЙ МОДЕЛИ.

Информация об аварии на Чернобыльской АЭС и её последствиях, подготовленная для МАГАТЭ Доклад №1 (INSAG-1)

С О Д Е Р Ж А Н И Е
Флешка
0. Введение
1. Описание Чернобыльской АЭС с реакторами РБМК-1000.
2. Хронология развития аварии.
3. Анализ процесса развития аварии на математической модели.
4. Причины аварии.
5. Предотвращение развития аварии и уменьшение её последствий.
6. Контроль за радиоактивным загрязнением окружающей среды и здоровьем населения.
7. Рекомендации по повышению безопасности ядерной энергетики.





3. АНАЛИЗ ПРОЦЕССА РАЗВИТИЯ АВАРИИ НА МАТЕМАТИЧЕСКОЙ МОДЕЛИ

В системе централизованного контроля (СЦК) «Скала» РВМК-1000 предусмотрена программа диагностической регистрации параметров (ДРЕГ), в соответствии с которой периодически (минимальное время цикла 1 с) опрашивается и запоминается несколько сотен аналоговых и дискретных параметров.

В связи с проведением испытаний с большой частотой регистрировались только те параметры, которые были важны с точки зрения анализа результатов проводимых испытаний. Поэтому процесс развития аварии восстанавливался расчетным путем на математической модели энергоблока с использованием не только распечаток программы ДРЕГ, но и показаний приборов и результатов опроса персонала.

При расчетном восстановлении процесса развитии аварии весьма важно было убедиться, что математическая модель энергоблока правильно описывает поведение реактора, а также другого оборудования и систем именно в тех условиях, в которых они оказались перед разрушением. Как уже отмечалось в предыдущем разделе, реактор после 1 ч 00 мин 26 апреля 1986 г. работал неустойчиво и операторы практически непрерывно вносили «возмущения» в объект управления в целях стабилизации его параметров. Это позволило для довольно большого интервала времени при разнообразных воздействиях на реакторную установку сопоставить фактические данные, достаточно надежно зафиксированные средствами регистрации, с данными, полученными при численном моделировании. Результаты сопоставления оказались вполне удовлетворительными, что свидетельствует об адекватности математической модели реальному объекту.

Для того чтобы яснее представить влияние предыстории на характер развития аварии, были проанализированы расчетные данные начиная с 1ч 19мин 00сек, т. е. за 4 мин до начала испытания с выбегом ТГ (рис. 3).
Оператор начал подпитку БC с целью не допустить в них снижения уровня воды. Через 30сек ему удалось удержать уровень, увеличив расход питательной воды более чем в 3 раза. Примерно через минуту он уже в 4 раза превышал исходный.
Как только более холодная вода из БС дошла до активной зоны, генерация пара заметно уменьшилась, вызвав уменьшение объемного паросодержания, что привело к перемещению вверх стержней АР. Примерно через 30сек они вышли на верхние концевики, и оператор вынужден был «помочь» им стержнями РР, уменьшая тем самым оперативный запас реактивности. (Эта операция не была зафиксирована в оперативном журнале, но без нее удержать мощность на уровне 200 МВт было бы совершенно невозможно.) Оператор, переместив стержни РР вверх, добился перекомпенсации и одна из групп стержней АР опустилась на 1,8 м.

Уменьшение генерации пара привело к небольшому падению давления. Примерно через минуту в 1ч 19мин 58сек закрылось быстродействующее редукционное устройство (БРУ-К), через которое излишки пара стравливались в конденсатор. Это способствовало некоторому уменьшению скорости падения давления. Однако вплоть до начала испытания давление продолжало медленно падать. За этот период времени оно изменилось более чем на 0,5 МПа.

В 1ч 22мин 30сек на СЦК «Скала» была получена распечатка фактических полей энерговыделения и положений всех стержней регулирования. Именно к этому моменту времени была сделана попытка «привязки» расчетного и зарегистрированного нейтронных полей.

Общая характеристика нейтронного поля в этот момент времени такова: в радиально-азимутальном направлении оно практически выпуклое, а по высоте — в среднем двугорбое с более высоким эиерговыделением в верхней части активной зоны. Такое распределение поля является вполне естественным для того состояния, в котором находился реактор: выгоревшая активная зона, почти все стержни регулирования наверху, объемное паросодержание в верхней части активной зоны значительно больше, чем внизу, отравление 135Хе в центральных частях реактора больше, чем в периферийных.

В 1ч 22мин 30сек запас реактивности составлял всего 6—8 стержней. Это по крайней мере вдвое меньше предельно допустимого запаса, установленного технологическим регламентом эксплуатации. Реактор находился в необычном, нерегламентном состоянии, и для оценки последующего развития событий крайне важно было определить дифференциальную эффективность стержней регулирования и A3 при реальных нейтронных полях и размножающих характеристиках активной зоны. Численный анализ показал высокую чувствительность погрешности определения эффективности стержней регулирования к погрешности восстановления высотного поля энерговыделения. Если к тому же учесть, что на таких малых уровнях мощности (~6 ÷7%) относительная погрешность измерения поля существенно выше, чем при номинальных условиях, то становится ясной необходимость анализа весьма большого числа расчетных вариантов, чтобы убедиться в достоверности или ошибочности той или иной версии.

К 1 ч 23 мин параметры реактора были наиболее близки к стабильным за рассматриваемый промежуток времени, и испытания начались. За минуту до этого оператор резко снизил расход питательной воды, что привело к увеличению температуры воды на входе в реактор с запаздыванием, равным времени прохода теплоносителя от БС до реактора. В 1 ч 23 мин 04 сек оператор закрыл СРК ТГ № 8 и начался выбег турбогенератора. Из-за уменьшения расхода пара из БС его давление начало слабо расти (в среднем со скоростью 6 кПа/с). Суммарный расход воды через реактор начал падать из-за того, что четыре из восьми ГЦН работали от «выбегающего» турбогенератора.

Повышение давления пара, с одной стороны, и снижение расхода воды через реактор, а также подачи питательной воды в БС, с другой, являются конкурирующими факторами, определяющими объёмное паросодержание, а следовательно, мощность реактора. Следует особо подчеркнуть, что в том состоянии, в которое попал реактор, небольшое изменение мощности приводит к тому, что объемное паросодержание, прямо влияющее на реактивность, увеличивается во много раз сильнее, чем на номинальной мощности. Конкуренция этих факторов в конечном итоге привела к росту мощности. Именно это обстоятельство могло быть причиной нажатия кнопки АЗ-5.

Рис. 3. Расчетное восстановление процесса аварии на математической модели:
А, D — нейтронная мощность, %;
В — реактивность реактора;
С — давление в барабане-сепараторе, атм;
Е, G, И — положение стержней АР-1, АР-2 и АР-3 соответственно;
К, L, М — расход теплоносителя (m3/c), питательной воды (кг/с) и пара (кг/с) в одной петле соответственно;
N — температура топлива, оС;
О, Р — массовое и объемное паросодержание на выходе из зоны;
S — уровень воды в барабане-сепараторе, мм;
О — точки из распечатки ДРЕГ



Кнопка А3-5 была нажата в 1 ч 23 мин 40 сек. Начался ввод стержней A3. К этому времени стержни АР, частично компенсируя предшествующий рост мощности, уже находились в нижней части активной зоны, а работа персонала с недопустимо малым оперативным запасом реактивности привела к тому, что практически все остальные стержни-поглотители находились в верхней части активной зоны.

В создавшихся условиях допущенные персоналом нарушения привели к существенному снижению эффективности A3. Суммарная положительная реактивность, появившаяся в активной зоне, начала расти. Через 3сек мощность превысила 530 МВт, а период разгона стал намного меньше 20 сек. Положительный паровой эффект реактивности способствовал ухудшению ситуации. Частично компенсировал вводимую в это время реактивность только Доплер-эффект.

Продолжающееся снижение расхода воды через ТК реактора в условиях роста мощности привело к интенсивному парообразованию, а затем к кризису теплоотдачи, разогреву топлива, его разрушению, бурному вскипанию теплоносителя, в который попали частицы разрушенного топлива, резкому повышению давления в ТК, их разрушению и тепловому взрыву, разрушившему реактор и часть конструкций здания и приведшему к выбросу активных продуктов деления во внешнюю среду.

Парообразование и резкое повышение температуры в активной зоне создали условия для возникновения пароциркониевой и других химических экзотермических реакций. Их проявление в виде фейерверка вылетающих раскаленных и горячих фрагментов наблюдали очевидцы.

В результате этих реакций образовалась содержащая водород и оксид углерода смесь газов, способная к тепловому взрыву при смешении с кислородом воздуха. Это смешение могло произойти после разгерметизации реакторного пространства.