Авария на Чернобыльской АЭС
Рассмотрим особенности радиоактивного заражения местности выбросами продуктов цепной реакции при авариях на АЭС с учетом опыта аварии на Чернобыльской станции. В выбросах было обнаружено 23 основных радионуклида. В первые минуты после взрыва и образования радиоактивного облака наибольшую угрозу для здоровья людей представляли изотопым ксенона, но они быстро рассеиваются в атмосфере, теряя свою активность, не создавая радиоактивного заражения.
В последующем основное воздействие на людей начинают оказывать коротко живущие радиоактивные изотопы, такие как Йод -131 (с периодом полураспада 8 суток). На больших временах с момента выброса радиоактивное заражение создается, главным образом,
долгоживущие изотопами Цезием-137 (период полураспада 33 года) и Стронцием-90 (период полураспада 28 лет
Большинство радионуклидов, такие как теллур, йод, цезий обладают высокой летучестью. Вот почему аварийные выбросы реакторов всегда обогащены этими радионуклидами, из которых йод и цезий имеют наиболее сильное воздействие на организм человека и животных. Состав аварийного выброса продуктов деления реактора существенно отличается от состава продуктов ядерного взрыва. При ядерном взрыве преобладают радионуклиды с малым периодом полураспада. Поэтому на следе радиоактивного облака происходит быстрый спад мощности дозы излучения. При авариях на АЭС характерно радиоактивное загрязнение атмосферы и местности легколетучими радионуклидами (Йод-131, Цезий-137 и Стронций-90) с относительно большими периодами полураспада. Поэтому такого быстрого уменьшения мощности дозы, как на следе ядерного взрыва, не наблюдается.
При образовании следа радиоактивного загрязнения от ядерного взрыва основную опасность для людей представляет внешнее облучение (90-95% от
При аварии на АЭС с выбросом активного материала картина иная. Значительная часть продуктов деления ядерного топлива находится в парообразном и аэрозольном состоянии. Поэтому в случае аварии на АЭС доза внешнего облучения составляет 15%, а внутреннего – 85%.
Радиоактивное загрязнение при авариях на АЭС имеет еще ряд важных особенностей:
1) высокая дисперсность радиоактивных продуктов позволяет им легко проникать внутрь помещений; 2) сравнительно небольшая высота подъема радиоактивного облака приводит к загрязнению населенных пунктов и лесов значительно меньшему, чем открытой местности; 3) при большой активности радиоактивного выброса, когда направление ветра может неоднократно меняться, возникает вероятность радиоактивного загрязнения местности практически во все стороны от источника аварии.
Основными последствиями радиационных аварий на АЭС являются:
1. немедленные смертельные случаи и травмы среди работников предприятия и населения;
2. латентные смертельные случаи заболевания настоящих и будущих поколений, в том числе изменения в соматических клетках, приводящие к возникновению онкологических заболеваний; генетические мутации, оказывающие влияние на будущие поколения, влияние на зародыш и плод вследствие облучения матери в период беременности;
3. материальный ущерб, к которому приводит радиоактивное загрязнение земли и экосистем;
.
К последствиям серьезных радиационных аварий относится и наличие косвенного риска для здоровья и жизни людей. Косвенный риск возникает при непосредственном осуществлении мер безопасности, эвакуации при аварии. Например: эвакуационные мероприятия, вызванные радиационной аварией, приводят к возникновению множества косвенных рисков: смертельные случаи вследствие дорожно-транспортных происшествий, увеличение числа сердечных приступов у эвакуируемого населения, психические травмы, вызванные стрессовой ситуацией во время эвакуации, и т.п.
О масштабах возможных последствий аварии на АЭС можно судить по последствиям аварии на Чернобыльской атомной станции, которая явилась крупнейшей радиационной катастрофа в мировой истории (событие седьмого уровня по международной шкале INES). 26 апреля 1986 года при проведении проектных испытаний одной из систем обеспечения безопасности на четвёртом блоке станции произошло два мощных взрыва, разрушивших часть реактора и машинного зала. Тротиловый эквивалент этих взрывов оценивается величиной около 100-250 тонн тротила. В период с 26 апреля по 10 мая 1986 года, когда
разрушенный реактор был окончательно заглушён, радиоактивный выброс составил составил 63 кг радионуклидов (50 МКи) (примерно 4 процента общей активности топлива в реакторе). Для сравнения, в результате взрыва атомной бомбы, сброшенной на Хиросиму мощностью 20 кт (т.н. номинальной атомной бомбы) образовалось 740 г радионуклидов. Таким образом, по радиоактивному загрязнению авария на ЧАЭС эквивалентна 85 номинальным атомным бомбам по 20 кт. Загрязнена территория площадью 160 тыс. квадратных километров. Больше всего пострадали северная часть Украины, запад России и Беларусь. Радиоактивные выпадения произошли (в той или иной степени) на территории 20 государств.
От радиационного поражения, полученного при тушении возникшего пожара в ночь аварии, погибли 28 человек (6 пожарных и 22 работника станции), у 208 - диагностирована лучевая болезнь. Примерно 400 тыс. граждан эвакуированы из зоны бедствия. В работах по ликвидации последствий катастрофы принимали участие от 600 тыс. до 800 тыс. человек (200 тыс.-из России). Согласно отчету ООН, количество людей, непосредственно или косвенно пострадавших от аварии на ЧАЭС, составляет 9 млн, из них 3-4 млн - дети. Катастрофа стоила Советскому Союзу в три с лишним раза больше, чем суммарный экономический эффект, накопленный в результате работы всех советских АЭС, эксплуатировавшихся в 1954-1990 годы.
Тщательное расследование причин аварии, произведенное специалистами, показало, что основным "движущим" фактором аварии были действия операторов, грубо нарушивших эксплуатационные инструкции и правила управления энергоблоком. Подобно другим "рукотворным" катастрофам, авария произошла из-за того, что оперативный персонал, желая выполнить план экспериментальных работ любой ценой, грубо нарушил регламент эксплуатации, инструкции и правила управления энергоблоком. Установлено, что:
операторы произвели такие запрещенные действия, как блокирование некоторых сигналов аварийной защиты и отключение системы аварийного охлаждения активной зоны,
работали при запасе реактивности на стержнях СУЗ ниже допускаемого регламентом значения,
ввели реактор в режим работы с расходами и температурой воды по каналам выше регламентных при мощности реактора ниже предусмотренной программой.
Эти и другие ошибки операторов привели к такому состоянию реактора, что в условиях роста мощности защитные средства реактора оказались недостаточными, что и привело к значительной сверхкритичности реактора, взрыву, разрушению активной зоны.
Сыграли свою роковую роль и некоторые особенности физики активной зоны реакторов РБМК-1000, установленных на Чернобыльской АЭС, а также конструктивные недостатки системы управления и защиты реактора, которые привели к тому, что защита реактора не смогла предотвратить разгон на мгновенных нейтронах. В реакторах РБМК (Реактор Большой Мощности Канальный) замедлителем является — графит, а теплоносителем — вода, которая в активной зоне реактора превращается в пар, который идет на турбину.
При возникновении нештатных ситуаций, сопровождающихся увеличением мощности реактора (разгоном реактора) происходит вскипание воды или уменьшение ее плотности, связанное с увеличением температуры воды.
В результате уменьшается нейтронопоглощающее действие воды, что приводит к дальнейшему нарастанию цепной реакции и дальнейшему повышению температуры воды. Если не принять экстренных защитных мер, процесс будет идти с нарастающей интенсивностью, что может привести к очень интенсивному тепловыделению, результатом которого будет расплавление активной зоны реактора.
Данное последствие очень опасно, так как при контакте расплавленных циркониевых оболочек ТВЭЛОВ с водой происходит разложение ее на водород и кислород, образующих гремучий взрывчатый газ, при взрыве которого неизбежно разрушение активной зоны и выброс радиоактивных топлива и графита в окружающую среду.
Именно по такому пути развивались события при аварии на Чернобыльской АЭС.
Поэтому в реакторе РБМК как нигде важна роль защитных систем, которые будут или предотвращать разгон реактора, или экстренно его охлаждать в случае разгона, гася подъем температуры и вскипание теплоносителя.
Современные реакторы типа РБМК оборудованы достаточно эффективными системами защиты, практически сводящими на нет риск развития аварии, если, конечно, защитные системы умышленно не будут выключены ( именно это по преступной халатности и сделали операторы на Чернобыльской АЭС).
В заключение отметим потенциальную угрозу Санкт - Петербургу, которую создает Ленинградская атомная станция. Ленинградская АЭС расположена в 80 км западнее города на побережье Финского залива в г. Сосновый Бор. В состав станции входит 4 энергоблока электрической мощностью 1 000 МВт на основе реакторов РБМК-1000, т.е. реакторов того же типа, что и на Чернобыльской АЭС. За все время работы ЛАЭС с момента ввода в действие первого энергоблока в декабре 1973 года событий, которые можно было бы отнести к радиационным авариям, на станции не было. Самый серьезный инцидент произошел 30 ноября 1975 года, когда имело место расплавление нескольких тепловыделяющих
элементов в одном из технологических каналов реактора первого блока и ограниченный выброс радионуклеидов из активной зоны реактора в окружающую среду.
По масштабам последствий это происшествие классифицируется как событие 3 – го уровня по Международной шкале INES, т.е. относится к разряду происшествий, а не к авариям. Объявлено о начале строительства на ЛАЭС новых замещающих мощностей на базе реакторов ВВЭР -1200. Новый энергетический комплекс строится взамен двух энергоблоков на основе реакторов РБМК- 1000, выбывающих из эксплуатации в 2018 и 2020 годах с учётом продления срока их службы.
1 октября 2013 года планируется ввод в строй первого реактора, второй будет введён через год. Считается, что реакторы типа ВВЭР (Водо - Водяной Энергетический реактор), по своим конструктивным особенностям значительно безопаснее реактора РБМК. В ВВЭР теплоносителем и замедлителем нейтронов является одна и та же вода (дополнительный замедлитель не вводится). В ВВЭР пар образуется во втором корпусе парогенератора, а в РБМК пар образуется непосредственно в активной зоне реактора. При нештатном увеличении мощности реактора ВВЭР, повышение температуры воды, приводящее к уменьшению ее плотности или образованию пара, приводит к уменьшению замедляющего нейтроны действия воды и затуханию цепной реакции. В результате, реактор останавливается.