Реферат: Чорнобильска трагедія: причини та наслідки
Чорнобильска трагедія пройняла всі сфери життя – від академічної науки до побуту людського життя.
Але аварія в Чорнобилі – трагедія не тільки екологічна, Вона показала неспроможність тодішнього уряду захистити свій народ, взяти на себе відповідальність за все, що сталося.
Колись звичайна географічна назва Чорнобиль набула багатогранного трагічного звучання…
Історична довідка
Чорнобильська АЕС (ЧАЕС) розташована в східній частині великого географічного регіону, іменованого білорусько-українським Поліссям, на березі ріки Прип'яті, що впадає в Дніпро, у 18 км від районного центра - м. Чорнобиль. У 112 кілометрах південніше Київ, а в 100 км на схід –місто Чернігів. Безпосереднє місце, де знаходиться станція і містечко обслуговуючого персоналу називається місто Прип'ять. Воно на карті позначений червоною крапкою. Коричневе коло - це 30-ти кілометрова зона, у якій заборонене проживання і тривале перебування. У період 1987-88 років всі населені пункти в цій зоні були ліквідовані щоб виключити проживання в цій зоні людей.
До весни 1986 року на Чорнобильскої АЕС діяли чотири енергоблоки. Кожен енергоблок складається з ядерного реактора і двох парових турбін.
Місцевість тут відрізняється відносно плоским рельєфом. Роботи зі спорудження станції були початі в 1970 році.
Для білорусько-українського Полісся характерна порівняно невисока щільність населення - приблизно 70 чоловік на квадратний кілометр. До аварії на ЧАЕС загальна чисельність населення в 30-ти кілометровій зоні навколо станції складала близько 100 тисяч чоловік.
Будівництво Чорнобильської АЕС велося чергами. Кожна з них уключала 2 енергоблоки, що мали загальні системи спеціального водоочищення і допоміжні спорудження на площадці. У їхній склад входять: сховище рідких і твердих радіоактивних відходів, відкриті розподільні пристрої, газове господарство, резервні дизель-генераторні електростанції, гідротехнічні й інші спорудження. Джерелом технічного водопостачання перших чотирьох енергоблоків є наливний ставок-охолоджувач площею 22 квадратних кілометра. Передбачені також окремі насосні станції для 3-го і 4-го блоків. Мається резервне електропостачання від дизель - генераторів. Навіть неповне перерахування споруджень ЧАЕС говорить про тім, наскільки це був великий енергетичний об'єкт.
28 вересня 1977 року включений в електричну мережу 1-й турбогенератор. Чорнобильська АЕС дала країні першу електричну енергію. 24 січня 1978 року на електростанції вироблений перший мільярд кіловат-годин електроенергії. 21 грудня 1978 року здійснений пуск 2-го енергоблоку. 22 квітня 1979 року ЧАЕС виробила перші 10 мільярдів кіловат-годин електроенергії. 3 грудня 1981 року здійснений пуск 3-го блоку електростанції. 31 грудня 1983 року дав першу електроенергію 4-й енергоблок. 21 серпня 1984 року Чорнобильська АЕС виробила 100 мільярдів кіловат-годин електроенергії.
Таким чином, на 1 січня 1986 року потужність чотирьох блоків станції складала 4 мільйони кіловатів, що відповідало її проектної потужності.
Основні принципи роботи ЧАЕС
На Чорнобильської АЕС були встановлені ядерні реактори РБМК-1000. Реактор цього типу був спроектований більш 30 років тому і використовувався в СРСР на декількох електростанціях. Теплова потужність кожного реактора складає 3200 Мвт. Мається два турбогенератори електричною потужністю по 500 Мвт кожний (загальна електрична потужність енергоблоку - 1000 Мвт).
Паливом для РМБК-1000 служить слабко збагачена по урані-235 двоокис урану. У вихідному для початку процесу стані кожна її тонна містить приблизно 20 кг ядерного пального - урану-235. Стаціонарне завантаження двоокису урану в один реактор дорівнює 180 тонн. Ядерне пальне засипається в реактор не навалом, а міститься у виді тепловиділяючих елементів - твелів. Твел являє собою трубку з цирконієвого сплаву, куди містяться таблетки циліндричної форми двоокису урану. Твели розміщають в активній зоні реактора у виді так званих тепловиділяючих зборок, що поєднують по 18 твелів. Ці зборки, а їх близько 1700 шт., містяться в графітову кладку, для чого в ній зроблені технологічні канали. По них же циркулює і теплоносій. У РМБК це вода, що у результаті теплового впливу від ланцюгової реакції, що відбувається в реакторі, доводиться до кипіння, і пара, через технологічні магістралі подається на турбогенератори, що безпосередньо виробляють електроенергію. Круговорот води в реакторі здійснюється головними циркуляційними насосами. Їх вісім - шість працюючих і два резервних.
Сам реактор поміщений усередині бетонної шахти, що є засобом біологічного захисту. Графітова кладка укладена в циліндричний корпус товщиною 30 мм. Розмір активної зони реактора - 7м. по висоті і 12 м. у діаметрі. Весь апарат спирається на бетонну підставу, під яким розташовується басейн-барботер системи локалізації аварії.
Ланцюгова реакція і тепловиділення в реакторній зоні загалом протікають у такий спосіб: ядро урану під впливом нейтрона поділяється на два осколкових ядра. При цьому виділяються нові нейтрони. Вони у свою чергу викликають розподіл інших ядер урану.
Але не всі нейтрони беруть участь у ланцюговій реакції. Деякі з них поглинаються матеріалами конструкції чи реактора виходять за межі активної зони. Ланцюгова реакція починається тільки тоді, коли хоча б один з нейтронів, що утворилися, бере участь у наступному розподілі атомних ядер. Ця умова характеризується коефіцієнтом ефективності розмноження (Кеф ), що визначається як відношення числа нейтронів даного покоління до числа нейтронів попереднього покоління. При значенні цього коефіцієнта рівному 1 у реакторі відбувається ланцюгова реакція розподілу, що самопідтримується, постійної інтенсивності. Такий стан реактора називається критичним. При значенні Кеф менше 1 процес розподілу ядер урану буде загасаючим (підкритичний стан), а при Кеф більше 1 інтенсивність розподілу і потужність реактора будуть наростати (надкритичний стан). Осколки атомних ядер, розлітаючись з великою швидкістю, взаємодіють з іншими ядрами і гальмуються у своєму русі. При втрати кінетичної енергії осколків і відбувається виділення тепла.
При перебуванні реактора в надкритичному стані наростання ланцюгової реакції відбувається некерованому режимі, що може привести до ядерного вибуху. Для регулювання швидкості протікання ланцюгової реакції застосовуються стрижні з матеріалів поглинаючих нейтрони - бористої чи сталі карбіду бора. Вони вводяться (чи виводяться) з активної зони реактора чи збільшуючи зменшуючи кількість нейтронів і відповідно чи прискорюючи сповільнюючи плин ланцюгової реакції.
Конструкторами РМБК-1000 передбачалося, що реактор повинний мати ряд проти аварійних систем. Це система керування і захисту реактора, що включає в себе 211 твердих стрижнів-поглиначів і апаратура контролю за рівнем і розподілом нейтронного потоку. Вона забезпечує пуск, ручне й автоматичне регулювання потужності, планову й аварійній зупинці реактора. Остання автоматично здійснюється по сигналах аварійного чи захисту при натисканні кнопки.
Крім того, на ЧАЕС минулому передбачені захисні системи на випадок якщо аварія усе-таки відбудеться. У випадку розриву труб контуру циркуляції теплоносія, уключалася система аварійного охолодження реактора (САОР), яка подавала воду з гідравлічних ємністей у технологічні канали для екстреного охолодження робочої зони реактора. Конструктори і засоби інформації затверджували, що система аварійного захисту РМБК на Чорнобильської АЕС така, що в стані без утручання людини, тобто автоматично запобігти серйозні наслідки передбачених проектом відмовлень. Отже, будь-яка велика аварія, на їхню думку могла бути локалізована не приносячи відчутної шкоди здоров'ю людей, навколишньому середовищу. Однак подальші події довели м'яко говорячи неспроможність подібних тверджень.
Так що ж відбулося на Чорнобильської АЕС?
Хронологія аварії та її причини
День 25 квітня 1986 року на 4-м енергоблоці ЧАЕС планувався не зовсім як звичайний. Передбачалося зупинити реактор на планово-попереджувальний ремонт. Але перед заглушенням ядерної установці керівництво ЧАЕС планувало провести деякі експерименти. Перед зупинкою були заплановані іспити одного з турбогенераторів станції в режимі вибігу з навантаженням власних нестатків блоку. Суть цього експерименту полягає в моделюванні ситуації, коли турбогенератор може залишитися без своєї рушійної сили, тобто без подачі пари. Для цього був розроблений спеціальний режим, відповідно до якого, при відключенні пари за рахунок інерційного обертання ротора генератор якийсь час продовжував виробляти електроенергію, необхідну для власних нестатків, зокрема для харчування головних циркуляційних насосів. Звернемося до хронології подій.... Отже 25 квітня 1986 року......
1ч. 00 хв. - відповідно до графіка зупинки реактора на планово-попереджувальний ремонт персонал приступив до зниження потужності апарата працюючего на номінальних параметрах.
13ч. 05 хв. - при тепловій потужності 1600 Мвт. відключений від мережі турбогенератор №7, що входить у систему 4-го енергоблоку. Електроживлення власних нестатків перевели на турбогенератор №8
14ч. 00 хв. - відповідно до програми іспитів відключається система аварійного охолодження реактора. Оскільки реактор не може експлуатуватися без системи аварійного охолодження, його необхідно було зупинити. Але дозвіл на глушіння апарата не було дано. І реактор продовжував працювати без системи аварійного охолодження (САОР).
23ч. 10 хв. - отриманий дозвіл на зупинку реактора. Почалося зниження його теплової потужності до 1000-700 МВТ відповідно до програми іспитів. Але оператор не справився з керуванням, у результаті чого потужність апарата упала майже до 0. У таких випадках реактор повинний глушитися . Але персонал не порахувався з цією вимогою. Почали підйом потужності.
1ч. 00 хв. 26 квітня - персоналу удалося підняти потужність до рівня 200 Мвт (теплових) замість покладених 1000-700.
1ч. 03 хв. - До шести працюючих насосів підключили ще два, для підвищення надійності охолодження реактора після іспитів.
1ч. 20 хв. - Для утримання потужності реактора з нього були виведені стрижні автоматичного регулювання, порушивши найсуворішу заборону працювати на реакторі без визначеного запасу стрижнів - поглиначів нейтронів. У той момент у реакторі знаходилося тільки шість стрижнів, що приблизно вдвічі менше гранично припустимої величини.
1ч. 23 хв. - Оператор закрив клапана турбогенератора. Подача пари припинилася. Почався вибіг турбіни. У момент відключення другого турбогенератора повинна була спрацювати ще одна система захисту по зупинці реактора. Але персонал відключив її , щоб повторити іспиту якщо перша спроба не удасться. У результаті виниклої ситуації реактор потрапив у хитливий стан, що привело до появи позитивної радіоактивності і розігріву реактора.