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

20169530.pdf

Про те як боротися з різними радіонуклідами я розписувати не буду , для цього є численні наукові роботи профільних вчених .

Я лиш скажу - що необхідно знати порядок дій і способи захисту під час НС на ядерних об'єктах.

Ви бачили ці плакати з цивільної оборони в лікарнях , в бомбосховищах , можливо ще застали в школі .

Там описуються способи захисту органів дихання, дезактивація одягу і обмежень стосовно прийому їжі та води без герметичних упаковок .

Тепер перейдемо до питання, а чи могло це повторитися на інших АЕС (припустимо в Україні)?

Виходячи з того , що ми знаємо : на території України станом на той момент існувала одна АЕС проекту РБМК-1000 - Чорнобильська. Всі інші, в тому числі Атомні енергоцентралі (про які можливо розповім пізніше - прекрасна річ якої нам дуже не вистачає) були по проектах ВВЕР чи на їх основі , з відповідним рівнем захисту . Окремо скажу , що атомні енергоцентралі (радянського проекту) взагалі були визнані МАГАТЕ в той час як одні з найнадійніших і безпечніших типів атомної енергетики.

Так от , ми знаємо про різницю в конструктиві між реакторами РБМК і ВВЕР. Тепер варто розповісти про те , чому ВВЕР краще :
Є декілька пасивних систем безпеки :
Водяні насоси знаходяться вище реактора , що дозволяє пасивно охолоджувати його .
Є додаткові аварійні резервуари води за термоплавкою перепоною , яка руйнується при певній температурі і відповідно спускає великий об'єм води в реактор - глушачи його.
Є системи аварійного скиду тиску/пару
Ну і звісно ж аварійні стержні управління розміщенні таким чином і мають такий конструктив , що можуть бути опущені навіть вручну максимально оперативно .

І ще купа систем активного захисту від ідіота за панеллю управління.

Саме тому ВВЕР і пішов дуже успішно на експорт.

І це додатково трохи зніме ту ілюзію стосовно постійного шуму навколо Запорізької АЕС .

*Одразу скажу для чого цей шум : щоб консолідувати суспільство навколо всеосяжної загрози , яка дістане і в Одесі і в Ужгороді*

Давно нічого не писав , а тут згадав.

Можливо хтось згадає, що колись давним-давно (десь рік тому) всі пафосно заявляли, що чехи передали нам ліцензію на виробництво зброї і от от ми будемо збирати ружжа свої на теренах України.

А потім виявилося, що якби ліцензію дали , але не технології і взагалі на території України буде лише крупновузлова збірка з готових комплектів .

Ось так от.

Далі згадалась ситуація з патронним заводом якого у нас звісно немає вже майже 10 років, а згадалося , бо 5.45х39 вже той во - кінчаються. Совкові запаси доходять до кінця. А ми навіть 1 виробничої лінії не маємо - досі ... Навіть саму кон##ану турецьку лінію за цей час можна було купити і налагодити виробництво, хоча б мінімума патронів.
Але нафіг нада як то кажуть - з Єуропи дадуть .. ага.

Пороха - це звичайно проблема , враховуючи, що у нас хімпром вмер.

А це зачіпає і той самий тол і т.д.

Відповідно ми толком не можемо почати виробництво банально КД-8 і МД-5М і т.д. а це вам скаже будь хто - найбільш потрібна річ для зарядів як саморобних так і заводських для FPV-дронів чи інших цілей з дистанційним чи прямим підривом.

Ми досі споживаємо совкові запаси з урахуванням того скільки разів горіли і вибухали склади .

Уявіть цей масштаб запасів .

А тепер задумайтесь навіщо вони були потрібні такі . І відповідь проста - розрахунок був на те , що всі підприємства будуть уражені в тій чи іншій мірі, а ці запаси дозволять вести бойові дії протягом певного часу, за який ці підприємства будуть відновлені.

Як ми бачимо перша частина цього задуму совка цілком нагадує нашу реальність з одним маленьким "Але" , яке говорить , що ми другу частину цього задуму - напевно не збираємося виконувати , або виконуємо надто повільно , враховуючи те , що запаси кінчаються.