Причины Чернобыльской аварии

Реферат

По предмету:

«История Украины»

Студентки группы

Проверил:

План

1.Вступ.………………………………………………………………...3

2.Причины…………………………………………………………….7

3.Ядерное топливо………………………………………………........9

4.Ядерная безопасность…………………………………………….12

5.Последствия………………………………………………………..16

6.Вывод……………………………………………………………….25

Литература

ВСТУП

26 апреля 1986 г. на Чернобыльской АЭС произошла авария. В результате разрушения реактора и его активной зоны в окружающую среду попали десятки миллионов кюри радиоактивных веществ. В первые 2-3 суток аварии наблюдалось наиболее мощное истечение радиоактивных продуктов. Высота струи радиоактивного выброса 27 апреля, по самолетным данным, превышала 1200 м. Всего было два залповых выброса. Мощность выброса радиоактивности в 100 раз превысила аналогичный показатель при взрыве двух атомных бомб, сброшенных США на японские города Хиросима и Нагасаки в 1945 году. Истечение высокорадиоактивной газоаэрозольной струи из обнаженной активной зоны из-за возгорания графитовой кладки реактора продолжалось в течение 10 суток. Произошла сепарация осколочной радиоактивности в сторону ее обогащения биологически значимыми радиоактивными изотопами цезия. Выброшенные в момент аварии радиоактивные вещества распространились в западном направлении, затем струя из зоны реактора способствовала распространению загрязнений в северо-западном направлении по территории БССР, позже - на северо-восток и восток, на юго-восток и юг. Наиболее сильному радиоактивному загрязнению подверглись Гомельская и Могилевская области Белоруссии, Киевская и Житомирская области Украины и Брянская область России. В общей сложности, это территория площадью в 155000 км² и с населением 7,1 миллиона человек (3 миллиона из которых - дети). Радиоактивность облака выбросов достигла величины 50 млн. кюри (Ки). Изменение в первые 7-10 дней направления ветра на 180 градусов привело к широкому разбросу радиоактивности. В местах выпадения дождей образовывались существенные "пятна" радиоактивного загрязнения. Формирование радиоактивных "следа" и "пятен" продолжалось весь май. Заметные выпадения радиоактивности с дождями достигли Австрии, ФРГ, Италии, Норвегии, Швеции, Польши, Румынии, Финляндии - наибольшее загрязнение здесь составляло по цезию - 137 около 1 Ки/км².

Реактор 4-го энергоблока ЧАЭС был полностью разрушен и представлял собой открытый и опасный для жизни мощный источник радиации и аэрозольного загрязнения. В первые дни после аварии встал вопрос о строительстве сооружения, которое должно было предотвратить распространение радионуклидов из разрушенного реактора и защитить прилегающую территорию от проникающего излучения. Было принято решение соорудить временную локализующую оболочку, известную как объект "Укрытие" или "Саркофаг".

Под возведенным саркофагом сосредоточилось основное количество радионуклидов: по максимальным оценкам, здесь погребено около 180 тонн ядерного топлива. Кроме топливо содержащих масс, в объекте "Укрытие" сосредоточено большое количество радиоактивных материалов, состоящих из остатков разрушенного реактора, реакторного графита, металлических и строительных конструкций энергоблока.

После распада СССР в декабре 1991г. возникла кризисная ситуация, когда Украина осталась один на один с расположенным на ее территории и ранее находившимся в общесоюзном подчинении объектом и вынуждена была сама решать проблему планетарного масштаба. Вся ответственность за ликвидацию последствий аварии и укрытие разрушенного энергоблока легла на Украину.

Чернобыльская трагедия по своим масштабам, по характеру изменения качества природной среды в зоне и окрестностях АЭС не имела "прототипа", и специалистам трудно было прогнозировать те или иные явления, которые следует ожидать на пораженных радиацией участках. Вот одно из них; летом 1988 года на значительных площадях вокруг Киева, особенно севернее его, началась массовая гибель дубовых насаждений. Знаменитые дубовые рощи от горизонта до горизонта поникли желтыми кронами. Весной и летом 1986 года птицы покинули не только 30-ти километровую зону: вокруг Чернобыля на многие десятки километров не было слышно птичьих голосов. Два года оказалось достаточно, чтобы маленькая невзрачная бабочка – широко минирующая моль расплодилась в таком количестве, что погубила огромные массивы росших в тех местах дубовых рощ.

Зона повышенного радиационного загрязнения под Ленинградом появилась в 1986 году в результате выпадения чернобыльских радиоактивных осадков. Летом 1988 года ленинградцы имели возможность воспользоваться услугами лаборатории радиационного контроля для проверки грибов на радиоактивность. У 15% грибников грибы оказались "грязными", у других - прибор фиксировал "радиационный фон чуть завышенный, но в пределах допустимого". При организованной проверке на ленинградских рынках было изъято более 500 килограммов грибов "радиационно грязных".

Радиоактивные продукты поступали в водные бассейны в результате осаждения на водную поверхность, стока с загрязенной местности, миграции с подземными водами.

Академик Б. Патон сообщал, что более половины радиоактивных веществ, выброшенных в атмосферу в результате аварии, осело и сосредоточено в 30-километровой зоне, причем основная масса - на глубине от 1 до 5 см. Ю. Израэль в статье (Правда.20 марта 1989г) приводит такие данные: " Общая площадь зон с уровнем загрязнения по цезию-137 15 Ки/км²и более составляет около 10 тыс. км² (2 тыс. км²в РСФСР, 1,5 тыс. км²в УССР, включая 0,5 тыс. км²в зоне отселения, 7 тыс. км²в БССР, включая 3 тыс. км²в зоне отселения). На территории этой зоны (вне зоны отселения) расположено около 640 населенных пунктов с населением более 230 тыс. человек. Всего из зоны отселения эвакуированы в первый год жители 186 населенных пунктов (116 тыс. человек), в том числе на территории УССР - 75 (90 тыс. человек), БССР - 107 (25 тыс. человек), РСФСР - 4 (1 тыс. человек). Законсервирован, стал безжизненным город энергетиков Припять".

Были развернуты массовые измерения радиоактивного загрязнения воздуха и почвы, а затем комплексные исследования радиоактивности всех компонентов природной среды, включая и растительность.

Через несколько дней после аварии начал осуществляться массовый отбор проб грунта с последующим их анализом (гамма-спектрометрия, радиохимия), что позволило построить карты изотопного загрязнения местности.

Радионуклиды йода и цезия выпали с осадками, в основном, на территории Белоруссии, Украины и в центральных областях РСФСР. В 39 районах 9-ти областей РСФСР, УССР и БССР наблюдались наиболее высокие уровни загрязнения территории йодом-131.

Из 30-километровой циркульной зоны было эвакуировано все население, также было эвакуировано население из некоторых белорусских деревень за пределами этой зоны. В других районах в связи с высокой загрязненностью йодом-131 проводились профилактика заболеваний части населения севера Украины и юга Белоруссии и бракераж сельхозпродуктов. В первые месяцы после аварии было эвакуировано более 100 тыс. человек, в том числе 92 тыс. из 75 населенных пунктов Киевской и Житомирской областей.

Был введен контроль загрязненности реки Припять и Киевского водохранилища - источника водоснабжения Киева. В Кременчугском водохранилище в мае 1986г. концентрация стронция-90 имела радиоактивность в 5х10¹² Ки/л, что выше установленной нормы почти в 100 раз. Сильно загрязненными оказались донные грунты на участке Киевского водохранилища, прилегающем к устью реки Припять.

В июне 1986г. был развернут массовый изотопный анализ проб почв из дальних районов, в результате чего установлено наличие значительных концентраций долгоживущих изотопов цезия - 137 и - 134.

Были предусмотрены специальные мероприятия по предотвращению разноса радиоактивной загрязненности из района аварии с паводками водами. У реки Припять и прилегающих районов были сооружены глухие дамбы и стенка в грунте, отсекающие вынос радионуклидов из ближней зоны Чернобыльской АЭС, глухие и фильтрующие дамбы (131 сооружение) на малых реках для удержания радионуклидов. На расстоянии нескольких сот метров от АЭС, вокруг нее, были пробурены десятки скважин на глубину водоносного горизонта для контроля и защиты подземных вод, в необходимых случаях воду из них откачивали в пруд - охладитель. Общая длина всех сооружений, дамб и перемычек составила 29 км.

Огромную опасность для окружающей среды представляют пункты временной локализации радиоактивных отходов (РАО) вокруг ЧАЭС. В 24 пунктах запасы РАО составили 1,24х10¹⁵ Бк. Перед Украиной встала задача их перезахоронения и дезактивации, для решения которой необходимо было разработать и создать специализированные инженерные конструкции и технологии.

В соответствии с "Государственной программой обращения с радиоактивными отходами", был разработан комплекс "Вектор" по дезактивации, транспортировке, переработке и захоронению РАО.

Разрушение природы для удовлетворения текущих производственных, зачастую ложных нужд и бессмысленных потребностей всегда сопряжено с утратой неизмеримо больших ценностей, утрат, как правило, невосполнимых.

А жить предстоит годы и годы. Жить и хранить нашу землю, нашу многовековую культуру, нашу духовность. Жить с сознанием своих роковых ошибок во взаимоотношениях с матерью-природой. Поэтому так важно не совершать их.

ПРИЧИНЫ ЧЕРНОБЫЛЬСКОЙ АВАРИИ

Слово "Чернобыль" сегодня известно во всем мире. Но ассоциируется оно не с целебной полынью украинских просторов, а с аварией на Чернобыльской АЭС, которая стала трагедией не только для Украины, но и для всего человечества.

Чернобыльская катастрофа - крупнейшая в истории ядерной энергетики - унесла человеческие жизни, 135 тысяч человек покинули насиженные места, страна понесла убытки в размере более 8 миллиардов рублей.

Взрыв атомной электростанции - это уже глобальная катастрофа. Суммарное долговременное воздействие радиации от полностью разрушенного реактора типа чернобыльского, как считают специалисты, адекватно взрыву атомной бомбы 10 мегатонн.

Самые высокие партийные и правительственные органы страны дали четкую и ясную оценку произошедшему, трезво и сурово посмотрели на все то, что волновало сотни миллионов людей.

Авария произошла из-за целого ряда допущенных работниками этой электростанции грубых нарушений правил эксплуатации реакторных установок. На четвертом энергоблоке при выводе его на плановый ремонт в ночное время проводились эксперименты, связанные с исследованием режимов работы турбогенераторов. При этом руководители и специалисты АЭС сами не подготовились к такой непростой - потому-то она и зовется экспериментальной - работе. Они не согласовали ее с соответствующими организациями, хотя обязаны были это сделать. Не обеспечили контроль и не приняли всех мер безопасности. За такую вот "деятельность" и безответственность, халатность и недисциплинированность, приведшую к тяжелым последствиям: смертям и болезням одних и чудовищному риску для других, ликвидировавших в первую ночь пожар, к разрушению реактора и к радиоактивному загрязнению территории вокруг станции.

Трагедия, разыгравшаяся на полнокровном участке живой Природы в густо населенном уголке нашей страны - Припяти, в то же время с особой остротой обнажила многие проблемы общества, и в первую очередь - уродливую гримасу ведомственной "секретности", отсутствие общественного контроля за направленностью технической политики, неподготовленность хозяйственного механизма и административно-бюрократического аппарата к оперативным действиям в экстремальных условиях..

В настоящее время все мировое сообщество задумалось о последствиях использования "самой дешевой электроэнергии", сопоставив выгоды с затратами на транспортировку и захоронение радиоактивных отходов, безопасность которых для последующих поколений до сих пор остается под большим вопросом. Многие европейские страны отказались от ядерной энергетики в пользу возобновляемых источников энергии. В Украине такие преобразования остаются пока в разряде желаемых. Поэтому встает вопрос о повышении безопасности действующих АЭС.

Достижения научно-технического прогресса предоставили человеку огромные возможности для использования энергии атома, но достаточно ли ему знаний и здравого смысла, чтобы обеспечить надежность и безопасность этого процесса?

Обе задачи - и обеспечение безопасности мирного использования атомной энергии, и освобождение нашей планеты от ядерного оружия - требуют широкого международного взаимодействия, объединенных усилий всех государств, и в первую очередь ядерных, международных организаций и общественных сил, которые заинтересованы в создании всеобъемлющей и надежной системы международной безопасности.

Это дело как всех государств вместе, так и каждого в отдельности.

Авария на 4-ом энергоблоке Чернобыльской АЭС, ставшая одной из величайших техногенных катастроф в истории человечества, произошла 26 апреля 1986 г. И вот уже четверть века не утихают страсти при объяснении её причин.

Вокруг чернобыльской аварии сразу же сложилось множество мифов и главный из них это образ небрежного, безответственного эксплуатационного персонала, который грубейшим образом нарушал регламент и инструкции по эксплуатации, самовольно проводил опасный эксперимент, не согласовав его ни с кем, отключил и заблокировал все мыслимые защиты и системы безопасности, потому всё и произошло. Этот миф был сразу же подхвачен журналистами и вошёл в массовое общественное сознание, где он господствует до сих пор. На этом фоне особенности физики и дефекты конструкции реактора РБМК-1000, взорвавшегося на Чернобыльской АЭС, без которых авария не могла бы произойти, представляются некой второстепенной мелочью, не говоря уже о качестве регламентирующей документации, правила которой нарушил эксплуатационный персонал. Отражением этой точки зрения являются наиболее известное художественное произведение о Чернобыльской аварии (выдаваемое за документальный репортаж) и наиболее популярная статья в интернете (претендующая на научный анализ) [3].

Существует и прямо противоположная точка зрения, отрицающая все эти обвинения в адрес эксплуатационного персонала и возлагающая главную вину за произошедшую аварию на создателей реактора РБМК-1000, его Главного конструктора и Научного руководителя. Согласно этой точке зрения причиной аварии являются ошибки в конструкции реактора и при обосновании его физических характеристик, а также нарушения правил ядерной безопасности, допущенные при его проектировании. А неправильные действия персонала, создавшего аварийную ситуацию, объясняются плохим качеством регламента эксплуатации, которые при этом никак не нарушались. Эта точка зрения детально отражена в книгах-воспоминаниях, написанных с изложением максимума технических подробностей непосредственными участниками и свидетелями аварии: А.С. Дятловым [4] и Н.В. Карпаном [5]. Оба автора работали в это время на чернобыльской АЭС заместителями главного инженера.

Как же так получилось, что за 20 с лишним лет «авторитетные каждый в своей области люди, изучали, фактически, одни и те же аварийные материалы, а пришли к диаметрально противоположным выводам»? Такое стало возможным, только потому, что первичные материалы по аварии не были опубликованы полномочной и авторитетной комиссией специалистов в виде какого-либо официального документа, имеющего юридическую силу. Это породило ещё один миф, усиленно муссируемый в [3], откуда и взята вышеприведённая цитата. Миф состоит в утверждении, что ничего толком неизвестно о том, как протекала авария, точных данных нет, а то что предлагают в качестве таковых, это в лучшем случае вольное изложение, а то и домыслы отдельных заинтересованных лиц и групп или, ещё того хуже, сознательная дезинформация.

Оставляя в стороне явно конспирологические теории, проясним ситуацию. Реактор РБМК-1000 и энергоблок в целом были оснащены большим количеством (несколько тысяч) датчиков внутриреакторного и технологического контроля. Их показания зарегистрированы показывающими и самопишущими приборами Блочного Щита Управления (БЩУ) и (или) записаны на магнитной ленте информационно-управляющего вычислительного комплекса СКАЛА специальной программой Диагностической РЕГистрации ДРЕГ. Все эти данные рассекречены только в 1990 г. Но к этому времени расследование причин аварии было уже закончено, и специалисты, непосредственно в нём участвовавшие, были давно с этими данными знакомы, а остальным, как считалось, «лишнюю» информацию знать не обязательно. Эти данные так и не были опубликованы в их первичном виде, а широкая общественность вообще не знает об их существовании. Но из этого отнюдь не следует, что нельзя доверять тем источникам, где такие данные приводятся. Во всех этих публикациях, как бы ни были различны взгляды их авторов, а порой даже диаметрально противоположны [6...9], фактические данные по аварии практически полностью совпадают. Дело не в отсутствии первичной информации, а в нежелании признать объективную реальность, когда она противоречит собственным убеждениям.

Сущность чернобыльской аварии невозможно понять, не получив сначала представления о реакторе РБМК-1000 и некоторых деталях протекающих в нём ядерно-физических процессов.

Реактор РБМК-1000

Производство электроэнергии на энергоблоках атомной электростанции с реактором РБМК принципиально в общих чертах не отличается от того, как это происходит на энергоблоке тепловой электростанции ТЭС, оснащённом паровым котлом определённого типа, с многократной принудительной циркуляцией.

Рис. 1. Контур многократной принудительной циркуляции КМПЦ

В случае РБМК контур многократной принудительной циркуляции (КМПЦ) состоит из двух одинаковых петель, охлаждающих каждая свою половину реактора (на рис. 1 изображена одна из них). В обоих случаях пар генерируется в вертикальных трубах, являющихся частью КМПЦ. В котельной установке это экранные трубы, устилающие внутреннюю поверхность топочной камеры и обогреваемые тепловым излучением факела горящего органического топлива и горячими газами – продуктами сгорания. В реакторе РБМК это топливные (технологические) каналы (ТК), пронизывающие графитовую кладку реактора, а нагрев осуществляется тепловыделяющими элементами (твэл), собранными в тепловыделяющие сборки (ТВС), находящиеся внутри этих каналов.

Ядерное топливо

Сами твэл представляют собой стержни, набранные из таблеток ядерного топлива (двуокись урана 2% обогащения по урану-235), заключённые в герметичную металлическую оболочку. Тепло выделяется как результат высвобождения внутренней энергии связи при делении ядер урана-235 в результате их взаимодействия с нейтронами в самоподдерживающейся цепной реакции (СЦР). Огромность этой энергии (при сгорании, т.е. делении 1 г урана выделяется 0,95 МВт·сутки тепловой энергии) создаёт ряд принципиальных отличий в использовании ядерного и органического топлива, из которых принципиально важны два.

1. Органическое топливо непрерывно поступает в топочную камеру парового котла и сразу же целиком сгорает, продукты сгорания также непрерывно удаляются, не оказывая влияния на процесс горения дальнейших порций топлива. В случае ядерного топлива всё обстоит наоборот. Весь запас топлива на три года вперёд находится в реакторе, и необходимо принудительно поддерживать очень медленный процесс его сгорания. А продукты сгорания (изотопы, образовавшиеся в результате ядерной реакции деления) остаются в составе топлива и участвуют вредным образом в процессе его дальнейшего горения (отравляют его).

2. Всё управление паропроизводительной (тепловой) мощностью парового котла осуществляется регулированием подачи топливовоздушной смеси через форсунки котельной установки в объём топочной камеры. Система регулирования непосредственно воздействует на материальные параметры (расход топлива, расход воздуха и т.д.) и этим определяет текущий уровень мощности котельной установки. В случае ядерного реактора управление его тепловой мощностью осуществляется сильно опосредованно, через влияние на нейтронно-физические процессы, сопровождающие ядерную реакцию деления. А протекание этих процессов помимо регулирования зависит и ещё от многих других факторов.

Ядерная безопасность

Работа ядерного реактора основана на том же самом физическом явлении, что и действие ядерного оружия. Но в отличие от атомной бомбы, сброшенной на Хиросиму, СЦР в ядерном реакторе находится под контролем, и вместо ядерного взрыва представляет собой медленное «горение». Такое оказалось возможным только благодаря тому, что при делении урана не все рождающиеся нейтроны, вылетают мгновенно, а некоторая малая их доля β рождается с запаздыванием в несколько секунд (запаздывающие нейтроны). Такой реактор на одних мгновенных нейтронах всегда подкритичен и становится надкритическим только при учёте запаздывающих нейтронов. Быстродействия системы управления реактором вполне хватает для того, чтобы держать СЦР под контролем, если реактивность реактора заметно меньше β.

Аварийная защита реактора

Самое страшное, что в принципе может произойти с ядерным реактором, это его неконтролируемый разгон на мгновенных нейтронах, или, проще говоря, неорганизованный ядерный взрыв. Для этого нужно чтобы в реакторе по какой-то причине появилась большая положительная реактивность, больше значения β, и система регулирования не успевает и не может её скомпенсировать. Такого развития событий нельзя допустить ни в коем случае, поэтому на всех реакторах, начиная с самого первого, построенного в 1942 г, помимо системы регулирования имеется аварийная защита, единственное назначение которой – введение в реактор как можно быстрее большой отрицательной реактивности и прекращение тем самым СЦР (заглушение реактора).

Тогда же эта функция аварийной защиты получила специальное название SCRAM, чтобы выделить её среди всех прочих технических средств и защитных функций, обеспечивающих безопасную работу реактора. Аббревиатура SCRAM расшифровывается обычно, как Safety Control Rod Axe Man или Simulated Chicago Reactor Axe Man. В любом случае это ассоциация с образом человека с топором, перерубающего канат, на котором висят стержни, падающие в реактор. Что, собственно в большинстве случаев, и заложено в механизм работы аварийной защиты, только вместо перерубания каната, происходит разъединение электромагнитной муфты, удерживающей стержни в поднятом положении. Как только снимается питание электромагнита, стержни свободно падают вниз. Иногда для увеличения быстродействия стержни выстреливаются сжатой пружиной.

Считается, что быстродействие в 4 секунды (т.е. время, в течение которого стержни погружаются на полную длину) и эффективность в 2% (т.е. вносимая отрицательная реактивность) достаточны для обеспечения ядерной безопасности реактора. В реакторе РБМК-1000 (до 1986 г.) аварийная защита была значительно менее быстродействующей (полное перемещение стержней за 18 с), но зато значительно более эффективной (вносимая отрицательная реактивность 9,5%). Если поделить одно на другое, то получатся требуемые величины – 2% за 4 с. Т.е. таким нетрадиционным способом, как бы выполняются требования по ядерной безопасности. Но чернобыльская авария показала, что это не так.

Защита от неконтролируемого разгона реактора (SCRAM) автоматически срабатывает при превышении мощности реактора или скорости её роста выше заданного предела. Никогда никому не придёт в голову отключать эту защиту на работающем реакторе. Да это и невозможно без взлома. Эта защита является автономной частью Системы Управления и Защиты (СУЗ) реактора. Помимо всего прочего её высокая надёжность достигается за счёт многократного дублирования и логической защиты от ложных срабатываний. Аварийный сигнал SCRAM (в реакторе РБМК он называется АЗ-5) вырабатывают по показаниям нейтронных датчиков независимо две разные электронные схемы: аварийная защита по мощности (АЗМ) и по скорости её роста (АЗСР).

Коэффициенты реактивности

Как бы ни была надёжна аварийная защита, она срабатывает, когда мощность реактора уже растёт. Но ещё безопасней будет, если в реакторе при росте мощности сама собой возникает отрицательная реактивность без всякого вмешательства СУЗ, т.е. когда имеется отрицательная обратная связь между мощностью и реактивностью. Тогда реактор способен к саморегулированию, и никакой ядерный взрыв в нём в принципе невозможен. И такое требование в стандартах и правилах по ядерной безопасности существует. Другое дело, что выполнение этого требования связано с тонкими вопросами нейтронной физики, и проверить на стадии проектирования выполняются ли эти требования в данной конструкции реактора, не просто.

Обратные связи описываются в понятиях эффектов и коэффициентов реактивности. Эффект это изменение реактивности при заданном изменении какого либо параметра, характеризующего состояние активной зоны реактора, например, температуры топлива, замедлителя и др. (температурный эффект). Коэффициент реактивности это отношение изменения реактивности к изменению параметра (при малых изменениях), т.е. производная от эффекта. В реакторе РБМК особую роль с точки зрения безопасности играет паровой (иначе пустотный) эффект и паровой коэффициент реактивности α_φ. С ростом паросодержания уменьшается количество воды в активной зоне (увеличивается количество пустоты), и если вода действует как замедлитель, то реактивность падает и α_φ отрицателен, так как ухудшается замедление нейтронов. Если же вода действует как поглотитель (на фоне графита, практически не поглощающего нейтроны) то α_φ положителен, так как уменьшается вредное поглощение, и реактивность растёт.

При изменении мощности реактора изменяются все параметры в активной зоне и проявляются все эффекты реактивности. Динамика реактора определяется суммарным действием этих эффектов, как отрицательных, так и положительных, и, в конечном счете, важен результат – мощностной коэффициент реактивности α_w (приращение реактивности на единицу приращения мощности). Реактор способен к саморегулированию, если α_wотрицателен, а если он положителен, то такой реактор неустойчив и ядерно опасен. Но здесь есть одна тонкость.

При изменении мощности реактора разные эффекты проявляются с разной степенью инерционности, так например, температура графита меняется очень медленно, а разогрев топлива, дальнейшая передача тепла воде и увеличение парообразования происходит достаточно быстро. Различают два мощностных эффекта реактивности: полный, который проявляется при переходе с одного стационарного уровня мощности на другой, и быстрый, определяемый только температурой топлива (доплер-эффект при захвате резонансных нейтронов в топливе) и парообразованием (α_φ). Отрицательность полного мощностного эффекта, обеспечивает саморегулирование реактора при медленных переходных процессах (с чем главным образом и имеют дело при эксплуатации АЭС). Тогда как отрицательность быстрого мощностного коэффициента исключает опасность самопроизвольного неконтролируемого возрастания мощности, и гарантирует ядерную безопасность реактора.

В реакторе РБМК, как выяснилось после Чернобыльской аварии, быстрый мощностной коэффициент при работе на малой мощности был положительным. Это произошло в результате ошибки в расчётах величины α_φпри проектировании реактора ([8], стр. 556).

Кроме неконтролируемого роста мощности реактора, существует ещё ряд различных аварийных ситуаций, при которых требуется срочно остановить реактор, чтобы не произошли разрушения пусть много меньшего масштаба, но способные на длительный срок вывести из строя энергоблок АЭС или загрязнить радиоактивностью окружающую среду. Для срочной остановки реактора в таких случаях используется тот же исполнительный механизм аварийной защиты, что и для предотвращения неконтролируемого разгона. То есть электронные схемы, отслеживающие и распознающие эти аварийные ситуации, вырабатывают тот же самый аварийный сигнал АЗ-5, что и схемы АЗМ и АЗСР. Такие аварийные ситуации обычно связаны с какими-либо опасными отклонениями параметров технологического процесса в энергоблоке, грозящими серьёзными нарушениями режима охлаждения активной зоны реактора или потерей целостности контора циркуляции, но не авариями масштаба катастрофы. Эти электронные схемы, называются технологическими защитами, и они в отличие от АЗМ и АЗСР могли блокироваться с пультов управления, чтобы избежать излишних остановок энергоблока, когда на самом деле необходимости в этом нет. Вот такими защитами и манипулировал оперативный персонал 26-го апреля 1986 г.

Последствия

Причины любой крупной аварии всегда ассоциируются в общественном сознании (и не только в нём) с вопросом «кто виноват», и это сильно затрудняет её техническое расследование. Гораздо продуктивнее другое значительно более точное понятие – исходное событие аварии. Так, например, можно ли считать причиной чернобыльской аварии нарушение в 07:00 25.04.86 эксплуатационным персоналом регламента эксплуатации, требовавшего срочно остановить энергоблок, а персонал продолжал работать, как ни в чём не бывало? Конечно можно. Если бы реактор остановили, никакой аварии не было бы. А можно ли считать это исходным событием аварии? Конечно, нет. Реактор продолжал после этого нормально работать ещё почти сутки, и работал бы дальше, если бы не произошли другие события. То же самое можно сказать и о провале мощности в 00:28 26.04.86. Если бы позволили реактору заглохнуть, и не стали его снова выводить на мощность, то не было бы аварии. Но исходным событием аварии это точно не было, реактор после этого ещё проработал почти час и при желании в любой момент мог бы быть остановлен без всякой аварии. И даже закрытие СРК турбины (т.е. эксперимент с выбегом ТГ) не является таким исходным событием. Если бы персонал знал, что реактор находится во взрывоопасном состоянии, чего не было видно ни по каким приборам или сигналам БЩУ, то он мог бы спокойно не спеша остановить реактор, не взрывая его. Для выбега работающий реактор был не нужен.

А можно ли считать исходным событием аварии нажатие кнопки аварийной защиты в 01:23:40? Оказывается, не только можно, но и нужно. Действительно, до момента нажатия кнопки АЗ-5 никаких признаков катастрофического возрастания мощности реактора не наблюдается, а через три секунды после этого момента мощность зашкаливает по всем приборам и на самописце даёт вертикальную линию (рис. 3). Как такое может быть («тормоза разгоняют автомобиль»)? Оказывается, может.