Чорнобильска трагедiя: причини та наслiдки
Информация - Безопасность жизнедеятельности
Другие материалы по предмету Безопасность жизнедеятельности
?на мiстить приблизно 20 кг ядерного пального - урану-235. Стацiонарне завантаження двоокису урану в один реактор дорiвнюСФ 180 тонн. Ядерне пальне засипаСФться в реактор не навалом, а мiститься у видi тепловидiляючих елементiв - твелiв. Твел являСФ собою трубку з цирконiСФвого сплаву, куди мiстяться таблетки цилiндричноi форми двоокису урану. Твели розмiщають в активнiй зонi реактора у видi так званих тепловидiляючих зборок, що поСФднують по 18 твелiв. Цi зборки, а iх близько 1700 шт., мiстяться в графiтову кладку, для чого в нiй зробленi технологiчнi канали. По них же циркулюСФ i теплоносiй. У РМБК це вода, що у результатi теплового впливу вiд ланцюговоi реакцii, що вiдбуваСФться в реакторi, доводиться до кипiння, i пара, через технологiчнi магiстралi подаСФться на турбогенератори, що безпосередньо виробляють електроенергiю. Круговорот води в реакторi здiйснюСФться головними циркуляцiйними насосами. РЗх вiсiм - шiсть працюючих i два резервних.
Сам реактор помiщений усерединi бетонноi шахти, що СФ засобом бiологiчного захисту. Графiтова кладка укладена в цилiндричний корпус товщиною 30 мм. Розмiр активноi зони реактора - 7м. по висотi i 12 м. у дiаметрi. Весь апарат спираСФться на бетонну пiдставу, пiд яким розташовуСФться басейн-барботер системи локалiзацii аварii.
Ланцюгова реакцiя i тепловидiлення в реакторнiй зонi загалом протiкають у такий спосiб: ядро урану пiд впливом нейтрона подiляСФться на два осколкових ядра. При цьому видiляються новi нейтрони. Вони у свою чергу викликають розподiл iнших ядер урану.
Але не всi нейтрони беруть участь у ланцюговiй реакцii. Деякi з них поглинаються матерiалами конструкцii чи реактора виходять за межi активноi зони. Ланцюгова реакцiя починаСФться тiльки тодi, коли хоча б один з нейтронiв, що утворилися, бере участь у наступному розподiлi атомних ядер. Ця умова характеризуСФться коефiцiСФнтом ефективностi розмноження (Кеф), що визначаСФться як вiдношення числа нейтронiв даного поколiння до числа нейтронiв попереднього поколiння. При значеннi цього коефiцiСФнта рiвному 1 у реакторi вiдбуваСФться ланцюгова реакцiя розподiлу, що самопiдтримуСФться, постiйноi iнтенсивностi. Такий стан реактора називаСФться критичним. При значеннi Кеф менше 1 процес розподiлу ядер урану буде загасаючим (пiдкритичний стан), а при Кеф бiльше 1 iнтенсивнiсть розподiлу i потужнiсть реактора будуть наростати (надкритичний стан). Осколки атомних ядер, розлiтаючись з великою швидкiстю, взаСФмодiють з iншими ядрами i гальмуються у своСФму русi. При втрати кiнетичноi енергii осколкiв i вiдбуваСФться видiлення тепла.
При перебуваннi реактора в надкритичному станi наростання ланцюговоi реакцii вiдбуваСФться некерованому режимi, що може привести до ядерного вибуху. Для регулювання швидкостi протiкання ланцюговоi реакцii застосовуються стрижнi з матерiалiв поглинаючих нейтрони - бористоi чи сталi карбiду бора. Вони вводяться (чи виводяться) з активноi зони реактора чи збiльшуючи зменшуючи кiлькiсть нейтронiв i вiдповiдно чи прискорюючи сповiльнюючи плин ланцюговоi реакцii.
Конструкторами РМБК-1000 передбачалося, що реактор повинний мати ряд проти аварiйних систем. Це система керування i захисту реактора, що включаСФ в себе 211 твердих стрижнiв-поглиначiв i апаратура контролю за рiвнем i розподiлом нейтронного потоку. Вона забезпечуСФ пуск, ручне й автоматичне регулювання потужностi, планову й аварiйнiй зупинцi реактора. Остання автоматично здiйснюСФться по сигналах аварiйного чи захисту при натисканнi кнопки.
Крiм того, на ЧАЕС минулому передбаченi захиснi системи на випадок якщо аварiя усе-таки вiдбудеться. У випадку розриву труб контуру циркуляцii теплоносiя, уключалася система аварiйного охолодження реактора (САОР), яка подавала воду з гiдравлiчних СФмнiстей у технологiчнi канали для екстреного охолодження робочоi зони реактора. Конструктори i засоби iнформацii затверджували, що система аварiйного захисту РМБК на Чорнобильськоi АЕС така, що в станi без утручання людини, тобто автоматично запобiгти серйознi наслiдки передбачених проектом вiдмовлень. Отже, будь-яка велика аварiя, на iхню думку могла бути локалiзована не приносячи вiдчутноi шкоди здоровю людей, навколишньому середовищу. Однак подальшi подii довели мяко говорячи неспроможнiсть подiбних тверджень.
Так що ж вiдбулося на Чорнобильськоi АЕС?
Хронологiя аварii та ii причини
День 25 квiтня 1986 року на 4-м енергоблоцi ЧАЕС планувався не зовсiм як звичайний. Передбачалося зупинити реактор на планово-попереджувальний ремонт. Але перед заглушенням ядерноi установцi керiвництво ЧАЕС планувало провести деякi експерименти. Перед зупинкою були запланованi iспити одного з турбогенераторiв станцii в режимi вибiгу з навантаженням власних нестаткiв блоку. Суть цього експерименту полягаСФ в моделюваннi ситуацii, коли турбогенератор може залишитися без своСФi рушiйноi сили, тобто без подачi пари. Для цього був розроблений спецiальний режим, вiдповiдно до якого, при вiдключеннi пари за рахунок iнерцiйного обертання ротора генератор якийсь час продовжував виробляти електроенергiю, необхiдну для власних нестаткiв, зокрема для харчування головних циркуляцiйних насосiв. Звернемося до хронологii подiй.... Отже 25 квiтня 1986 року......
1ч. 00 хв. - вiдповiдно до графiка зупинки реактора на планово-попереджувальний ремонт персонал приступив до зниження потужностi апарата працюючего на номiнальних параметрах.
13ч. 05 хв. - при тепловiй потужн?/p>