Чернобыльская атомная электростанция
Меню сайта
Календарь
| « Январь 2009 » | ||||||
| Пн | Вт | Ср | Чт | Пт | Сб | Вс |
| 1 | 2 | 3 | 4 | |||
| 5 | 6 | 7 | 8 | 9 | 10 | 11 |
| 12 | 13 | 14 | 15 | 16 | 17 | 18 |
| 19 | 20 | 21 | 22 | 23 | 24 | 25 |
| 26 | 27 | 28 | 29 | 30 | 31 | |
Поиск
Друзья сайта
Наш опрос
Статистика
Онлайн всего: 1
Гостей: 1
Пользователей: 0
ДневникДневник
Главная » 2009 Январь 17 » Версии возникновения и развития аварии
Версии возникновения и развития аварии | 15:25 |
Версии возникновения и развития аварии
 За прошедшее десятилетие были сделаны многочисленные попытки разобраться с сущностью Чернобыльской аварии и причинами, приведшими к ней. Законченной и экспериментально подтвержденной версии Чернобыльской аварии до настоящего времени не создано.
Версии возникновения и развития аварии Объективное изучение событий, связанных с возникновением и развитием аварии на 4-м энергоблоке Чернобыльской АЭС, началось 27-28 апреля 1986г., когда специалистам стала доступна информация об основных параметрах работы 4-го энергоблока перед аварией и в ее первой фазе, зарегистрированная системами измерения до момента их разрушения.
Версия Межведомственной комиссии Версия, разработанная на месте происшествия, состояла в том, что авария произошла вследствие запаривания технологических каналов активной зоны из-за срыва циркуляции в контуре МПЦ. Срыв циркуляции произошел из-за несоответствия расхода питательной воды и расхода теплоносителя в контуре МПЦ. Последующий углубленный анализ теплогидравлического режима работы ГЦН, выполненный в конце мая 1986 года разработчиком ГЦН, не подтвердил предположения о срыве и кавитации ГЦН. Было установлено, что наименьший запас до кавитации имел место за 40 секунд до аварии, но был выше того, при котором мог произойти срыв ГЦН.
Версия Минэнерго СССР на основе расчетов ВНИИАЭС В конце мая 1986 г. после изучения имевшихся данных и проведения расчетов во Всесоюзном НИИ атомных электростанций (ВНИИАЭС) группа специалистов Минэнерго СССР сделала дополнения к акту, в котором причинами аварии были названы: - принципиально неверная конструкция стержней СУЗ - положительный паровой и быстрый мощностной коэффициент реактивности - большой расход теплоносителя при малом расходе питательной воды - нарушение персоналом регламентного значения оперативного запаса реактивности (ОЗР), малый уровень мощности - недостаточность средств защиты и оперативной информации для персонала - отсутствие указаний в проекте и технологическом регламенте об опасности нарушения установленного уровня ОЗР.
Версия Межведомственного НТС На заседаниях Межведомственного научно-технического совета (НТС), проведенных 02.06.86 и 17.06.86 , результатам расчетов ВНИИАЭС, продемонстрировавшим, что недостатки конструкции реактора в значительной мере явились причиной катастрофы, не было уделено серьезного внимания. По существу, все причины аварии были сведены исключительно к ошибкам в действиях персонала.
Версия экспертов СССР к сессии МАГАТЭ В июле 1986 г. в ходе подготовки к специальной сессии МАГАТЭ был выполнен первый расчетный анализ аварии на упрощенной схеме модели. В докладе, предоставленном советскими экспертами на этой сессии в августе 1986 г., первопричиной аварии было названо "крайне маловероятное сочетание нарушений порядка и режима эксплуатации, допущенных персоналом энергоблока". Отмечалось также, что "катастрофические размеры авария приобрела в связи с тем, что реактор был приведен персоналом в такое нерегламентное состояние, в котором существенно усилилось влияние положительного коэффициента реактивности на рост мощности". В этом же докладе были указаны следующие допущенные нарушения: - снижение оперативного запаса реактивности существенно ниже допустимой величины; - подключение к реактору всех ГЦН с превышением расхода по отдельным ГЦН, установленного регламентом; - блокировка защиты реактора по сигналу остановки двух ТГ; - блокировка защит реактора по уровню воды и давлению пара в барабане-сепараторе ; - отключение системы защиты реактора от МПА (максимальной проектной аварии) (отключение САОР).
Версия института атомной энергии (ИАЭ) им. Курчатова К октябрю 1986 г. в ИАЭ был проведен анализ версий, объяснявших взрывной характер аварии: 1. Взрыв водорода в бассейне-барботере 2. Взрыв водорода в нижнем баке контура охлаждения СУЗ 3. Диверсия (взрыв заряда с разрушением трубопроводов контура циркуляции) 4. Разрыв напорного коллектора ГЦН или раздаточного группового коллектора 5. Разрыв барабана-сепаратора или пароводяных коммуникаций 6. Эффект положительного выбега реактивности от вытеснителей стержней СУЗ 7. Неисправность автоматического регулятора 8. Грубая ошибка оператора при управлении стержнями ручного регулирования 9. Кавитация ГЦН, приводящая к подаче пароводяной смеси в технологические каналы 10. Кавитация на дроссельно-регулирующих клапанах 11. Захват пара из барабана-сепаратора в опускные турбоприводы 12. Пароциркониевая реакция и взрыв водорода в активной зоне 13. Попадание в реактор сжатого газа из баллонов САОР Анализ был построен на выявлении противоречий между ожидаемым эффектом рассматриваемой версии аварии с имеющимися объективными данными, зафиксированными программой ДРЕГ. В результате проведенных исследований стало очевидно, что единственной гипотезой, не противоречащей объективным данным, является версия, связанная с эффектом вытеснителей стержней СУЗ.
Версия первой международной рабочей группы по тяжелым авариям и их последствиям В октябре-ноябре 1989 г. различные аспекты чернобыльской аварии были детально обсуждены на первой международной рабочей группе по тяжелым авариям и их последствиям (Дагомыс, СССР). Причиной аварии была единодушно признана '"нестабильность реактора, вызванная как недостатками конструкции реактора, так и режимом его работы". Катастрофических масштабов авария достигла из-за положительного парового эффекта реактивности и недостатков конструкции поглощающих стержней. Действия персонала перед аварией были таковы, что способствовали проявлению этих недостатков реактора. Нарушив некоторые регламентные ограничения (по величине ОЗР и расходу теплоносителя), персонал практически вывел реактор в область "белого пятна", где поведение реактора не было изучено и оказалось ядерно-неустойчивым.
| |
| Просмотров: 4820 | Добавил: Admin | Рейтинг: 0.0/0 | | |
| Всего комментариев: 0 | |
