В прошлом, 2016 году исполнилось 30 лет Чернобыльской катастрофы. О Катастрофе и ее причинах было написано много, но малопонятно. Я решил написать свое понимание физических процессов, которые привели к Катастрофе.
26 апреля 1986 г произошел взрыв атомного реактора на 4м энергоблоке Чернобыльской АЭС. Взрыв произошел во время проведения персоналом АЭС нужного им эксперимента, который не касался напрямую реактора.
Они испытывали турбогенератор (паровая турбина и электрогенератор в одном агрегате) своей электростанции. В штатном режиме работы на АЭС этот турбогенератор вырабатывает электроэнергию, поступающую затем в энергосистему страны. В систему электропитания обмоток возбуждения (электромагнитов) генератора были внесены изменения. Изменения были направлены на то, чтобы турбогенератор дольше давал ток, вращаясь по инерции после прекращения подачи пара в турбину.
Предполагалось в дальнейшем в случае возникновения такой необходимости питать от турбогенераторов, вращающихся по инерции, циркуляционные насосы, которые подают воду для охлаждения активной зоны реактора.
Дело в том, что только что выключенный (заглушенный) реактор все равно необходимо некоторое время охлаждать. После долгой работы реактора на полной мощности из его раскаленной активной зоны надо довольно долго отводить тепло, даже если заглушена цепная ядерная реакция. Цепная реакция заглушена, но наработанные ранее высокорадиоактивные осколки деления урана продолжают делиться с выделением тепла, которое надо продолжать отводить из активной зоны, чтобы она не перегрелась, не разрушилась, не расплавилась. Для этого нужен источник электроэнергии, чтобы вращать циркуляционные насосы, которые гонят через активную зону реактора воду для ее охлаждения.
На случай аварийной остановки реактора в таких условиях, когда вся АЭС обесточилась, предусмотрены: отдельный трансформатор, подключенный к энергосистеме, два дизель генератора, чтобы питать электричеством циркуляционные насосы, бассейн холодной воды, которой хватит на 40 минут охлаждения реактора. Эксплуатационники предложили еще один источник электроэнергии для электропитания циркуляционных насосов – это вращающиеся по инерции турбогенераторы. Этот источник им надо было испытать.
Возможность для испытания появлялась при остановке энергоблока (реактор, турбогенераторы) на плановые профилактические работы. Проведение испытаний закончилось Катастрофой.
Через некоторое время в печать выплеснулась более подробная информация об этой катастрофе.
То, что было написано, показано и рассказано о КАТАСТРОФЕ вызывает у меня яростный гнев в отношении большинства писавших, говоривших и показывавших.
Практически, ни один писака не пожелал искренне и понятно рассказать о Трагедии и ее причинах. Зато практически каждый использовал свой доступ к СМИ (средствам массовой информации), чтобы использовать Катастрофу для достижения каких-то своих интересов. По жидовскому принципу: ”А что с этого можно поиметь”
Когда писали о причинах Катастрофы разработчики АЭС, то их писанина имела примерно следующий смысл:
- Эти эксплуатационники нарушили все, что только можно нарушить, и даже то, что не решится нарушить ни один нормальный здравомыслящий человек. Они отключили все средства защиты реактора, которые препятствовали их недопустимым действиям, и довели до взрыва реактор, который до этого безаварийно проработал более 10 лет. После чего с разной степенью подробности и эмоциональности излагаются нарушения со стороны эксплуатационников.
Когда писали о причинах Катастрофы эксплуатационники АЭС, то есть люди, имевшие целью получать на АЭС электроэнергию, побольше и подешевле, то их писанина имела примерно следующий смысл:
- Если мы чего и нарушили, то где, в каком документе, было написано, что эти наши нарушения приведут к взрыву реактора? Зато мы можем привести множество заявлений самых авторитетных разработчиков о том, что реактор безопасен. Ведь мы не делали с ним ничего особенного. Мы всего лишь регулировали его мощность штатными средствами. Почему же реактор взорвался, когда мы пытались его заглушить? Когда реактор начал разгоняться, мы для его остановки сбросили в активную зону все стержни поглотители нейтронов. Эти стержни должны были заглушить реактор, а вместо этого реактор взорвался! Где, в каком документе, было написано, что эти наши действия приведут к катастрофе?
Опасность вышеизложенной писанины в том, что она вводит читателя в заблуждение, хотя не содержит ни одного слова лжи. Манипулирование мозгами читателя осуществляется путем манипулирования информацией. И Разработчики и Эксплуатационники громко орут о том, что им выгодно и умалчивают о своих грехах. Подлость авторов той и другой позиции в том, что даже после такой страшной катастрофы они, вместо выяснения ее причин и объяснения их понятным языком остальным людям, занимаются спихиванием вины друг на друга. Товарищ Сталин за такое поведение – убивал! Я испытываю такое же желание, хотя и осознаю его неосуществимость.
В 1990 г издательство “Энергоатомиздат” в серии “Научно-популярная библиотека школьника” выпустил книгу Л.В. Матвеев, А.П. Рудик “Почти все о ядерном реакторе”. Из нее мне с приличным трудом удалось получить представление о физических причинах, вызвавших неуправляемый разгон реактора во время Чернобыльской катастрофы. В сжатом и упрощенном виде дело выглядит так:
В активной зоне реактора находятся: ядерное топливо, выделяющее тепло; замедлитель нейтронов; поглотитель нейтронов, управляющий мощностью реактора, и теплоноситель, который отводит из активной зоны тепло, выделяемое ядерным топливом.
Ядерное топливо.
В качестве ядерного топлива для реактора Чернобыльской АЭС используется уран 238U, обогащенный изотопом 235U до 2%.
В этом обозначении U – химический символ урана, который указывает число протонов в ядре атома и его место в таблице Менделеева, а 235 означает суммарное число протонов и нейтронов в ядре его атома. 238U и 235U являются природными изотопами урана. Они имеют одинаковое число протонов в ядре и идентичные химические свойства, из за чего не поддаются разделению химическими методами. А разделять их приходится потому, что они совсем по разному проявляют себя в качестве ядерного топлива. В природном уране содержится порядка 0,7% изотопа 235U, остальное составляет 238U. Собственно ядерным топливом является изотоп 235U. В нем осуществима цепная реакция деления ядер 235U, при которой выделяется энергия. Проще говоря, в процессе деления ядерное топливо нагревается. Вообще уран и другие радиоактивные вещества, слегка греются. Кстати, радиоактивными они называются потому, что в них идет самопроизвольный распад некоторой части ядер атомов.
По слухам, однажды Курчатов принес в Кремль половинку плутониевого заряда атомной бомбы, чтобы показать товарищу Сталину. На вопрос Сталина, как товарищ Курчатов докажет, что эта половинка шара – не простая железка, Курчатов ответил, что она – теплая. Товарищ Сталин потрогал ее, чтобы убедиться в этом.
Для справки.
- Радиоактивность плутония примерно в 10000 раз больше, чем радиоактивность урана. То есть в куске плутония происходит в секунду в 10000 раз больше самопроизвольных распадов ядер, чем в таком же куске урана.
- Плутоний является сильно радио токсичным веществом. Предельно допустимая загрязненность местности плутонием не должна превышать 1 Кюри на квадратный километр. Это значительно меньше, чем предельно допустимая загрязненность местности другими радиоактивными веществами. 1 Кюри – это мера радиоактивности. 1 Кюри соответствует 37 умноженным на10 в 9й степени распадам в секунду. Столько самопроизвольных распадов ядер происходит за секунду в 1 г радия. Причина радио токсичности плутония мне не известна.
Для большой энергетики естественной радиоактивности недостаточно. В некоторых веществах: уране 235U, плутонии 239Pu и некоторых других можно осуществить цепную реакцию деления, при которой на много порядков увеличивается количество ядер, распадающихся в единицу времени, и энергия, выделяемая вследствие этого.
В предельно упрощенном виде цепная реакция деления выглядит так:
Ядро 235U поглощает нейтрон, после чего почти мгновенно распадается с выделением кинетической энергии разлетающихся осколков. При распаде 235U выделяются несколько нейтронов, в среднем по 2,5 нейтрона в пересчете на один распад. Эти нейтроны в благоприятных условиях могут вызвать распад других ядер 235U с выделением нейтронов, в результате чего реакция деления развивается в том смысле, что в единицу времени делится все больше ядер 235U и выделяется все больше энергии.
Теплоноситель
Энергию (тепло) из активной зоны реактора используют для выработки пара. В Чернобыльском реакторе в активную зону закачивалась вода. В активной зоне она нагревалась и превращалась в пар. Пар подавался на паровую турбину, которая вращала электрогенератор. Генератор вырабатывал электроэнергию. Отработанный пар охлаждался в пароконденсаторе и превращался в воду. Вода из пароконденсатора подавалась насосом в активную зону реактора.
Замедлитель нейтронов
Для обеспечения незатухающей цепной реакции надо обеспечить условия, при которых в среднем один хотя бы нейтрон из числа тех, которые образуются при делении ядра 235U, поглощался другим ядром 235U и вызывал тем самым его деление. При делении 235U образуются нейтроны, разлетающиеся с большими скоростями и обладающие большой энергией. Они слабо поглощаются ядрами 235U. Для лучшего поглощения нейтронов ядрами 235U, нейтроны замедляют до скоростей, которые соответствуют тепловым скоростям колебаний атомов. Такие нейтроны называют тепловыми нейтронами. Их энергия составляет сотые доли электрон-вольта.
Для замедления нейтронов в активной зоне реактора помещают вещество замедлитель. Нейтроны теряют энергию при столкновении с ядрами его атомов. В реакторе Чернобыльской АЭС в качестве замедлителя использовался графит высокой чистоты, чтобы его примеси не поглощали нейтроны.
Поглотитель нейтронов
В атомной бомбе цепная реакция деления дает взрыв. На АЭС ее протекание в атомном реакторе держат под контролем. Контроль обеспечивает постоянную интенсивность цепной реакции деления ядер и связанную с ней величину выделяемого тепла. Это тепло тем или иным образом превращает воду в пар, который вращает паровые турбины, которые в свою очередь вращают электрогенераторы, вырабатывающие электроэнергию.
Контроль над интенсивностью цепной реакции осуществляется при помощи стержней с веществом, поглощающим нейтроны. Эти стержни опускают в активную зону реактора, если надо снизить интенсивность реакции деления, и вынимают, – если надо интенсивность повысить. В качестве поглотителя чаще всего используют соединения бора или кадмия.
Неустойчивость цепной реакции.
Признаком постоянной интенсивности реакции деления ядер является постоянство нейтронного потока, порождаемого этой реакцией. В этом случае каждое новое поколение нейтронов, образовавшееся при делении ядер, равно по численности предыдущему поколению, вызвавшему это деление. Отношение численности нейтронов соседних поколений называется критичностью реактора. Если критичность равна 1, интенсивность реакции во времени постоянна. Если критичность больше 1, то интенсивность со временем возрастает, если меньше – затухает.
Обозначим:
K – критичность реактора;
i – номер поколения нейтронов;
Ni – численность нейтронов i – го поколения;
тогда Ni = K в степени i то есть интенсивность цепной реакции изменяется по графику показательной функции.
Особенностью этой функции является то, что при K>1, скорость нарастания интенсивности будет чем дальше, тем больше.
Для лучшего ощущения динамики этого процесса сошлюсь на легенду об изобретателе шахмат, пожелавшего получить награду за изобретение зерном.
Количество зерна он просил вычислить как раз по принципу развития цепной реакции: на первую клетку шахматной доски положить одно зерно; на вторую - 2 зерна; на третью - 4; на четвертую - 8 и так далее до 64ой клетки.
Здесь К=2 , а i=0 для первой клетки, i=1 для второй, для третьей клетки i=2, для последней клетки i = iмакс. = 63. На последнюю клетку надо положить 2 в 63й степени = 9,2 умножить на 10 в 18й степени зерен. При массе одного зерна, скажем равной 0,01 г, их вес составит 92 миллиарда тонн. При дневной норме потребления 2 кг зерна на человека населению Земли, при численности 5 миллиардов человек, этого зерна хватит на 9200 дней или на 25 лет.
Если же иметь критичность К реактора близкой к 1, тогда скорость нарастания цепной реакции от номера i поколения нейтронов будет расти гораздо медленнее.
Например при критичности К=1,001 мы получим увеличение численности для 63-го поколения нейтронов в 1,001 в 63 степени, равное 1,063 раз.
Задержанные нейтроны - подарок Природы для атомной энергетики.
Если добиться критичности близкой к единице, то появится еще один фактор, помогающий удерживать цепную реакцию под контролем. Небольшая часть нейтронов, из числа образующихся при распаде ядер топлива, появляется с задержкой, имеющей величину от долей до десятка секунд. Благодаря этой задержке отклонение интенсивности цепной реакции от равновесия при критичности, близкой к единице, будет происходить медленнее, потому, что увеличится время между поколениями нейтронов для части делений. Это облегчает контроль над протеканием цепной реакции. Процент задержанных нейтронов неодинаков для разных видов ядерного топлива. Для урана 235U их 0,7%; для плутония 239Pu их 0,3%. Поэтому для удержания под контролем цепной реакции отклонение критичности от единицы не должно выходить за эти величины ни при каких обстоятельствах.
В книге “Почти все о ядерном реакторе”, которую я помянул в начале, авторы иллюстрируют влияние задержанных нейтронов на скорость развития цепной реакции следующим примером:
- Если нет задержанных нейтронов, то при критичности К=1.0025 (хороший баланс) за одну секунду поток нейтронов (интенсивность реакции) вырастет примерно в 150 раз (если не вмешиваться).
- Если задержанные нейтроны имеют характерное время задержки 12,4 с и составляют 0,64% от общего их количества, то при той же критичности К=1.0025, поток нейтронов (интенсивность реакции) вырастет за одну секунду только на 3,1%
Выводы из этого базара такие:
1. Цепная реакция сама по себе есть процесс неустойчивый. Предоставленная самой себе она стремится или разогнаться, если критичность больше единицы, или затухнуть, если критичность меньше единицы. Поэтому, если вы хотите держать цепную реакцию под контролем, то вы должны управлять критичностью и держать ее как можно ближе к единице.
2. При разгоне цепной реакции, разгон идет от времени по нарастающей, то есть тем быстрее, чем дольше вы ему не препятствуете. Поэтому система управления должна иметь достаточное быстродействие, чтобы цепная реакция не успела выйти из под ее контроля. При критичности, близкой к единице скорость изменения интенсивности цепной реакции мала из-за наличия задержанных нейтронов. Это снижает требования к быстродействию системы управления.
3. Наиболее ответственной задачей в деле управления цепной реакцией является выполнение задачи по ее усилению, например, при пуске ядерного реактора. Как только цепная реакция начнет разгоняться, она будет разгоняться, чем дальше, тем быстрее, если вы вовремя не вмешаетесь. Чтобы держать разгон цепной реакции под контролем, надо осуществлять его МЕДЛЕННО.
4. В силу сказанного в предыдущих 3х пунктах, УПРАВЛЕНИЕ реактором и его ЗАЩИТА осуществляются АВТОМАТИЧЕСКОЙ СИСТЕМОЙ УПРАВЛЕНИЯ И ЗАЩИТЫ. У оператора нет права на ошибки и лишнего времени на раздумья! Если оператор вовремя не вмешается во время разгона цепной реакции, то разгон ее будет идти, чем дальше, тем быстрее. Надеюсь, здесь все понятно. Если оператор вовремя не вмешался во время затухания цепной реакции, то тем самым он создал себе проблемы при последующем ее разгоне. Ему грозит выход цепной реакции из под контроля, если он начнет ее разгонять сразу после того, как допустил сильный провал ее интенсивности. Эта опасность особенно велика, если реактор перед этим долго работал на большой мощности. О причинах этого явления будет написано ниже.
Выгорание поглотителя нейтронов.
Это явление послужило причиной неконтролируемого разгона реактора во время Чернобыльской катастрофы. Дело в том, что ядро атома любого вещества поглотителя нейтронов не может поглотить более одного нейтрона. Ядро, поглотив один нейтрон, дальше в поглощении нейтронов не участвует. Таким образом, в активной зоне реактора происходит выгорание поглотителя нейтронов, в том числе и в стержнях, с помощью которых контролируется цепная реакция деления. По этой причине в качестве поглотителя для стержней системы управления и защиты (СУЗ) реактора выбирается такое вещество, которое имеет следующие свойства:
1. С одной стороны оно должно поглощать нейтроны, чтобы управлять цепной реакцией;
2. С другой стороны оно не должно делать это слишком сильно, чтобы в активную зону можно было поместить поглотителя достаточно много, чтобы он там выгорал достаточно МЕДЛЕННО. Тогда вы будете УСПЕВАТЬ добавлять его по мере выгорания.
Слова выгорать медленно относятся к процентному уменьшению во времени количества поглотителя в активной зоне реактора.
Поглотитель характеризуется СЕЧЕНИЕМ ЗАХВАТА НЕЙТРОНОВ. Это означает следующее. Если в один и тот же нейтронный поток поместить на одно и то же время одинаковое количество атомов разного вида и посмотреть, сколько нейтронов успели поглотить атомы каждого из видов, то тогда можно сравнить между собой их сечения захвата нейтронов. Количество нейтронов, поглощенных каждым видом атомов, будет пропорционально их сечению захвата. (Предполагается, что поток нейтронов был настолько густой, что поглощение незначительно снижало его интенсивность, а время нахождения поглотителя в потоке было так мало, что выгорел малый процент поглотителя, помещенного в поток нейтронов).
В силу сказанного в качестве поглотителя используется поглотитель с нужным сечением захвата нейтронов. Чаще всего это бор или кадмий.
Чтобы управлять реактором при помощи поглотителя с малым сечением захвата нейтронов, надо суметь в большом количестве перемещать его в активную зону и обратно.
Если поглотитель имеет большое сечение захвата, то, находясь в активной зоне реактора даже в малом количестве, он заглушит реактор. Он перехватит слишком много нейтронов и ядрам 235U не хватит нейтронов для продолжения реакции деления. Если же снизить количество такого поглотителя в активной зоне настолько, чтобы он не глушил цепную реакцию, то тогда его количество начнет быстро снижаться во времени (в процентном отношении к начальному количеству). Это будет происходить за счет быстрого выгорания поглотителя. Поглотитель, имеющий большое по сравнению с 235U сечение захвата, будет первым перехватывать нейтроны и сгорать почти сразу, как попадет в активную зону реактора. Быстрое снижение количества поглотителя приведет к росту критичности К реактора от времени и его разгону, еще более крутому, чем при постоянной критичности К.
Для удержания цепной реакции под контролем с помощью поглотителя, имеющего большое сечение захвата, будет необходимо все время с большой скоростью добавлять поглотитель в активную зону.
Причины, по которым в активной зоне реактора появляется поглотитель с большим сечением захвата нейтронов. И к чему это может привести.
Поглотителем с большим сечением захвата нейтронов оказался ксенон 135Xe. Его сечение захвата нейтронов примерно в 1000 раз больше, у 235U, который является ядерным топливом. 135Xe образуется из осколков деления урана 235U. Осколки деления 235U являются радиоактивными. В них идут различные ядерные реакции. В результате одной из реакций образуется 135Xe.
Интенсивность образования 135Xe зависит от мощности, на которой работает реактор. Чем больше мощность, тем больше осколков деления 235U образуется в единицу времени, тем больше из них образуется 135Xe.
Если работа реактора идет на постоянной мощности, то 135Xe, сгорает почти сразу, как только он образуется. Обладая большим сечением захвата нейтронов, он сразу поглощает нейтрон, и больше в процессах поглощения нейтронов не участвует.
При длительной работе реактора на постоянной мощности можно считать, что нейтронов образуется в среднем меньше, чем 2,5 штуки на каждое деление ядра урана 235U, так как часть из этих 2,5 штук обязательно поглотит 135Xe, который образуется из ранее наработанных осколков деления.
Если же после длительной работы реактора на большой мощности резко снизить его мощность, то произойдет накапливание 135Xe в активной зоне. Произойдет ОТРАВЛЕНИЕ реактора.
Отравлением реактора называется накапливание в его активной зоне изотопа поглотителя, обладающего большим сечением захвата нейтронов. Причины отравления следующие. Снижение мощности реактора сразу же уменьшит интенсивность нейтронного потока, так как теперь в единицу времени делится меньше ядер 235U. При этом интенсивность поступления 135Xe из ранее образовавшихся осколков деления 235U останется некоторое время на прежнем уровне. Накапливание 135Xe в активной зоне будет чем дольше тем сильнее уменьшать критичность К цепной реакции деления. Реакция деления будет затухать еще быстрее, чем определяется показательной функцией при постоянном значении К<1. Если вы не хотите потерять контроль над реактором, когда вам надо снизить его мощность, то снижать мощность надо МЕДЛЕННО.
Отравленный реактор опасно разгонять. При разгоне отравленного реактора велика опасность потери контроля над ним. Чтобы начать разгон надо сделать критичность К>1. Для этого из активной зоны надо вынуть стержни системы управления и защиты, содержащие бор в качестве поглотителя нейтронов. В результате поглощать нейтроны будет только 135Xe, который остается в активной зоне. Если его окажется мало, критичность К станет больше 1 и реактор начнет разгоняться. Увеличившийся нейтронный поток ускорит выгорание 135Xe. Это вызовет дальнейший рост критичности К и еще больше увеличит рост скорости разгона цепной реакции. Если критичность К превысит единицу более чем на ту долю процента, которая равна доле задержанных нейтронов в общем их количестве, то дальнейший разгон реактора пойдет на мгновенных нейтронах с гораздо большим нарастанием скорости. Произойдет взрыв.
В принципе для предотвращения такого развития событий надо сразу, как только начнется разгон, БЫСТРО вводить в активную зону стержни СУЗ с поглотителем, чтобы компенсировать выгорание 135Xe. Однако автоматика СУЗ реактора такими опасными трюками не занимается. Она в угрожающих ситуациях глушит реактор и не дает его запускать. Чтобы автоматика не мешала персоналу Чернобыльской АЭС проводить нужный им эксперимент, она в день Катастрофы, 26 апреля 1986 года, была ОТКЛЮЧЕНА персоналом АЭС.
Если же ксенона 135Xe в активной зоне отравленного реактора окажется так много, что разгон не начнется даже при полностью вынутых стержнях СУЗ, то надо просто подождать. И ксенон 135Xe и те осколки деления урана 235U, из которых этот 135Xe образуется, являются радиоактивными изотопами с периодом полураспада, равным нескольким часам. Через некоторое время они распадутся, количество 135Xe в активной уменьшится настолько, что критичность К станет больше единицы, и тогда сам собой начнется ранее описанный разгон реактора.
Поэтому, если произошло резкое снижение мощности реактора, реактор надо заглушить и ждать сутки, двое, трое пока распадется ксенон 135Xe.
У эксплуатационников на Чернобыльской АЭС не было этих суток.
Физические процессы, ставшие причиной Чернобыльской Катастрофы.
Причиной взрыва стало то, что эксплуатационники отключили автоматику управления и защиты и не справились с управлением мощностью реактора в ручном режиме. Попытка снизить мощность примерно в 2 раза не удалась, мощность упала примерно в 10 раз. Соответственно снизились обороты турбогенераторов и их способность вырабатывать электричество, вращаясь по инерции. Чтобы разогнать турбогенераторы для проведения эксперимента, реактор начали разгонять и опять не справились с ручным управлением. При попытке в последний момент заглушить реактор, это не получилось. Стержни с поглотителем имеют на своих концах графитовые наконечники. Большее количество поглотителя необходимо иметь в центре активной зоны реактора. На периферии нейтроны имеют большую вероятность вылететь из активной зоны наружу и не участвовать в поддержании цепной реакции. Но при сбросе в активную зону всех стержней, которые ранее подняли для разгона реактора, первыми в активную зону вошли их графитовые наконечники. А это не только не уменьшает, но даже несколько увеличивает критичность реактора. Кроме того стержни вошли не полностью. Они застряли. Видимо уже началось разрушение активной зоны. И дальше произошел взрыв.
Причины, приведшие к Катастрофе. Мое мнение.
- Разработчики не позаботились рассказать эксплуатационникам об опасных манипуляциях с реактором. Пока эксплуатацией занимались сами ядерщики, они знали то, что в Инструкциях не написано. А потом эксплуатацию передали энергетикам. Не в интересах разработчиков было признаваться, что реактор можно довести до взрыва.
- Эксплуатационники не озаботились по своей инициативе разобраться в подробностях опасных процессов, происходящих в реакторе. Проявили безответственность! И еще большую безответственность, когда отключили автоматику управления и защиты.
- Обращаю внимание, что корень обоих причин, которые привели к Катастрофе, имеет нравственный характер.