Сьогодні дуже важливий день, день коли активна зона РБМК-1000 4-го енергоблоку ЧАЕС розплавилась, що призвело до всім відомої трагедії.

Сьогодні буде декілька постів на такі теми :
Чому це сталося ? (Бо дуже багато людей взагалі дупля не ріжуть , а научпоп у нас це мрак)

Основні проблеми подібних аварій і методи боротьби з ними.

Чи могло це повторитися на інших АЕС? (Ні)

Почну з того, що таке РБМК-1000 і для чого совку потрібно було 2 типи реакторів : ВВЕР-1000 і РБМК-1000.

Так от , РБМК-1000 - це Реактор Большой Мощности Канальный - 1000 (мВт) .

Він створювався в першу чергу для напрацювання ізотопів і продуктів розпаду урану. Які в подальшому використовувались для створення атомної зброї та спеціальних елементів живлення.

Відповідно для цього необхідно, щоб будівництво і експлуатація такої АЕС була максимально низькою - про це ми поговоримо далі .

Перейдемо до конструктиву і особливостей будови.

Як ми вже знаємо, що для напрацювання ізотопів і продуктів напіврозпаду необхідно мати низькі експлуатаційні витрати то це очевидно відобразилося на конструктив.

Якщо порівняти типову будову ВВЕР-1000 і РБМК-1000 , ми можемо помітити, що банально конструкція реакторного залу в РБМК-1000 має дах з листового металу, який очевидно не забезпечує хоч якийсь захист в разі аварії. Сам реактор в РБМК-1000 не ізольований в окремому бетонному корпусі по аналогії з ВВЕР-1000, що знову таки не сприяє стресостійкості.

Цих двох прикладів поки достатньо для базового розуміння різниці в конструктиві енергоблоку

Стосовно конструктиву безпосередньо реактора - ми поговоримо далі .

Будова безпосередньо цих двох реакторів теж дуже сильно відрізняється і знову таки РБМК-1000 максимально здешевлений.

Він не має власного стального корпусу , він монтується скажем так в бетонний стакан.

В той же час ВВЕР-1000 маючи власний корпус монтується в окремий бетонний стакан який додатково ізолює ще гермооболонка реакторного залу.

Далі ми порівнювати їх не будемо , а перейдемо безпосередньо до будови РБМК-1000 і його деяких проблемних моментів.
Не бачу доцільності розписувати всі конструктивні недоліки.

Так от перейдемо до проблем РБМК-1000:
1. Відсутність як такої гермооболонки реакторного залу.
2. Реактор знаходиться в бетонному "стакані" з "кришкою"
3. Водяні насоси знаходяться нижче безпосередньо реактора , що унеможливлює пасивну подачу води.
3а. Схема циркуляції води не передбачає реверсу.

Щоб керувати реактор необхідні спеціальні стержні різної конструкції з різними цілями .

Я узагальню все , для кращого сприйняття.
*Детальні розбори давно зроблені комісією в 1990-му*

Так от як ми знаємо, що на 25.04.-26.04 1986-го року був запланований експеримент/тест на можливість забезпечення/відновлення роботи реактора у випадку зупинки подачі пару на турбіну парогенерптора/її зупинки.

В ході підготовки до цього експерименту/тесту - необхідно було знизити потужність реактора, до приблизно 700 мВт (теплова потужність, робоча складала ~3000 мВт , з яких 1000 мВт - електрогенерація , все інше - тепловий надлишок , що використовувався , або скидався в озеро/річку) для більшої контрольованості .
Але у зв'язку певних хімічних і атомних реакцій - реактор почав поступово втрачати потужність. Скажу просто - при низькій потужності утворюються ізотопи та продукти напіврозпаду з такими характеристиками які перешкоджають нормальній роботі реактора (умовна "йодна яма" , "отруєння реактора" радоном/...).

І от такий процес запустився в нашому РБМК-1000 , тому все дійшло до того, що реактор ледь не повністю зупинився (не виділяв тепло).

І для того, щоб все повернути до необхідного для проведення тесту/експерименту рівня було прийнято рішення вилучити/підняти певну кількість контролюючих стержнів .

*Маленька ремарка з приводу принципу їх роботи : у вас є відро з великим кип'ятильником і водою , для того щоб не допустити закипання води ви можете вставити декілька металевих трубок/стержнів - які будуть забирати тепло з води на себе. Уявимо , що тепло з цих металевих стержнів зникає для кращого розуміння. І от чим більше ви таких стержнів вставите в воду - тим менше буде температура води - у зв'язку з відбором тепла стержнями.

На АЕС ці стержні регулюють швидкість і активність реакції поділу (поглинають нейтрони які безпосередньо провокують розпад ядер урану) .


Вилучення/підйом цих регулюючих стержнів дав бажаний результат, реактор вийшов на потужність близьку до 700 мВт.
Але все ще поступово втрачав її , у зв'язку з накопиченням "шкідливих" ізотопів і продуктів напіврозпаду.
Через це, знову було прийнято рішення підняти майже останні контролюючі стержні . Що спричинило стрімкий ріст потужності - який звісно нікому не хотілося б мати .

І для того, щоб зупинити його, прийняли рішення провести аварійну зупинку реактора (опустити всі контролюючі стержні) , але це призвело до зворотнього ефекту на декілька секунд
(Суть ефекту була аналогічна до додавання води в киплячу олію)
Після чого і сталося розплавлення активної зони і паровий котел вибухнув - зруйнувавши все довкола себе.

Чому ж стався цей стрибок потужності при аварійному опусканні контролюючих стержнів?

Вся проблема була в їх конструкції , де наконечники - які йдуть першими , були виконані з матеріалу який пришвидшує реакції поділу . Хоча основна частина стержнів - якраз таки поглинає нейтрони.

Ось так все сталося в максимально спрощеному вигляді.

Оскільки при детальному аналізі, там було надзвичайно багато факторів які зійшлися в одному місці і призвели до того , що сталося.

От ми і дійшли до кінця першої частини.
Можемо зробити декілька висновків вже зараз :
Навіть враховуючи недоліки конструкції стержнів управління реактор при наявності гермооболонки реакторного залу - з величезною долею ймовірності всі продукти напіврозпаду з жерла ядерного котла не потрапили в зовнішній простір.

За наявності власного герметичного корпусу РБМК втратив би велику кількість енергії лише на його руйнування, що зменшило б енергію і об'єм викинутих продуктів напіврозпаду з реактора , навіть за умови відсутності гермооболонки.

Наявність можливості пасивної/реверсивної подачі води дозволила б без застосування всіх контролюючих стержнів знизити активність реактора. Що дозволило б при почерговому залученні контролюючих стержнів заглушити його.

Ну , що ж перейдемо до наступної частини : проблеми які виникають в наслідок таких аварій і методи боротьби з ними .

В першу чергу у нас випадає асорті різних за своїми властивостями матеріалів які мають ту чи іншу активність.

Для розуміння, чим менший час напіврозпаду (тобто час за який розпадеться половина матеріалу) тим активніше він скажемо так , бо при розпаді виникає іонізуюче випромінювання (альфа, бета, гамма) яке дуже корисне шкідливе для нашого і не тільки нашого організму.

Також під впливом іонізуючого випромінювання деякі не радіоактивні матеріали можуть набувати властивостей радіоактивних матеріалів.

Тобто умовний бетонний уламок на даху 4-го Енергоблоку ЧАЕС фонить не сильно менше ніж уламок графітової кладки

Як з цим всім розбиратися ?
Є два шляхи : дезактивація і ізоляція

Дезактивація передбачає комплекс заходів стосовно усунення радіоактивного забруднення з поверхонь , з метою їх подальшого використання.

Ізоляція передбачає скажем так захоронення об'єктів з високою активністю у зв'язку з їх небезпекою.

(Стосовно залишків ядерного палива - там йде його скажем так консервація в спеціальних комплексах яка не дозволяє їм нагріватись і т.д.)

І як ми знаємо більшість матеріалів з околиць 4-го Енергоблоку ЧАЕС пішло в сам 4-й енергоблок , точніше в те що від нього лишилось. Це просте рішення, але у нього немає мінусів - ми і без тих уламків мали б місце з радіаційним фоном який виміряти важко .

Довкола ЧАЕС більшість грунту було поховано для створення чистої зони будівельного майданчика .

Те саме стосується деяких лісових масивів - він же "Рудий ліс" .

І н.п. Чорнобиль теж відноситься до них.

В той же час в н.п. Прип'ять проводилися заходи стосовно дезактивації: обмивання доріг , особового складу який повертався з "брудної зони" і техніки .

Стосовно захисту людей - тут є нюанси .
А саме , треба розділити захист від безпосереднього іонізуючого випромінювання і захист організму від радіоактивних матеріалів (які можуть потрапити як на тіло , так і в середину організму)

До першого відносимо : свинцеві фартухи і т.п.

До другого - методи дезактивації тіла, медикаментозні препарати , спец.одяг (ОЗК і т.д.)

А тепер глянемо на асорті і активність цього асорті .

117568-Article Text-249066-1-10-20171205.pdf