SHPORA.net :: PDA

[ Back ]

21 – аварии на предприятиях (классификация инцидентов на реакторных установках, международная шкала инцидентов, аварии ядерных реакторов, ядерные катасторофы)
Нормальные и аварийные ситуации
Во время транспортировки, при перегрузочных операциях и промежуточном хранении упаковочных комплектов на базах перевалки, возможны различные нарушения нормальной эксплуатации — от незначительных происшествий до крупных транспортных аварий.
К незначительным происшествиям относятся ситуации, при которых упаковки могут попасть под дождь, упасть при перегрузке краном, деформироваться при их укладке в штабели, получить удар посторонним острым предметом. Тяжелыми транспортными авариями считаются: столкновение поездов, перевозящих упаковки, со встречными поездами или другими массивными объектами; падение упаковок в воду; возникновение пожаров. Упаковки должны отвечать требованиям безопасности, для чего, они предварительно проходят комплекс испытаний на соответствие нормальным и аварийным условиям, могущим возникнуть при транспортировке: механическое воздействие, тепловое (пожар), погружение в воду и т. д. Испытания являются универсальными для всех видов транспортировки. Вместе с тем признано, что для воздушных перевозок необходимы более жесткие испытания на аварийные условия. В зависимости от активности транспортируемого радиоактивного вещества установлены три разновидности упаковок: промышленные, тип А и тип В.
В промышленных упаковках транспортируются радиоактивные вещества с низкой удельной активностью или поверхностно загрязненные объекты. К веществам с низкой удельной активностью относятся руды, концентрат, природный или обедненный уран, радиоактивные отходы и другие вещества, содержащие в единице массы незначительную активность.
К поверхностно загрязненным относятся твердые объекты, которые сами не являются радиоактивными, но содержат на поверхности радиоактивные вещества.
Упаковки типа А предназначены для безопасной и экономичной транспортировки сравнительно небольшого количества радиоактивных веществ. Предполагается, что они сохранят свою целостность в нормальных условиях. Они также должны выдержать более серьезные испытания, если их радиоактивное содержимое находится в жидком или газообразном состоянии. Предполагается, что упаковки типа А могут быть повреждены в результате тяжелой аварии и может произойти утечка их содержимого. Поэтому в правилах указывается максимальное количество радионуклидов, которые можно перевозить в таких упаковках. Эти пределы устанавливаются таким образом, чтобы обеспечить в случае утечки радиоактивного содержимого низкий риск облучения людей и загрязнения окружающей среды.
В упаковках типа В транспортируются наиболее опасные радиоактивные вещества высокой активности, напр. отработанное ядерное топливо или высокоактивные радионуклиды.
Для каждого типа упаковок разработан свой комплекс испытаний, т. к. они предназначены для веществ с различной активностью. Промышленные упаковки и упаковки типа А подвергаются испытаниям только на нормальные условия транспортировки, поскольку даже в случае тяжелой аварии, сопровождающейся утечкой радиоактивных веществ, риск для населения и окружающей среды будет крайне незначительным.
Упаковки типа В подвергаются испытаниям на нормальные и аварийные условия. В некоторых странах для обеспечения безопасности перевозок веществ высокой активности, напр. отработанного топлива, проводятся дополнительные, более жесткие испытания.
Ядерный реактор
Ядерным реактором называется устройство, в котором осуществляется контролируемая самоподдерживающаяся цепная реакция деления ядер некоторых тяжелых элементов под действием нейтронов. Впервые самоподдерживающаяся цепная реакция деления была получена 2 декабря 1942 г. в гетерогенном уран-графитовом ядерном реакторе, запущенном в США под руководством итальянского физика Э. Ферми. В СССР реактор такого же типа был запущен 26 декабря 1946 г. под руководством академика И. В. Курчатова.
В качестве топлива (источника энергии) в ядерных реакторах используют, как правило, обогащенный уран. Природный уран состоит из смеси трех изотопов — урана-238 (99,28 %), урана-235 (0,7 %) и урана-234 (0,006 %). Самоподдерживающаяся реакция деления происходит только в уране-235. Ядро урана-235 распадается под действием нейтрона, в результате чего образуется 2—3 новых нейтрона, продолжающих реакцию. Самоподдерживающаяся реакция ядерного распада может привести к ядерному взрыву либо протекать стационарно — при определенных условиях, создаваемых в реакторах. Для этого необходимо, чтобы при делении урана-235 часть нейтронов продолжала реакцию, а часть поглощалась либо выводилась из дальнейшего участия в процессе деления. Это достигается при использовании в качестве топлива (ядерного горючего) обогащенного урана (с содержанием урана-235 около 2—3 %). Уран-238, присутствующий в обогащенном уране в избыточном количестве, поглощает лишние нейтроны, позволяя удерживать цепную реакцию под контролем, сам превращаясь при этом в плу-тоний-239. Таким образом, к концу срока эксплуатации реактора топливо содержит больше плутония-239, чем урана-235, выгорающего в процессе поддержания цепной реакции.
Международная шкала ядерных событий
Международная шкала ядерных событий разработана МАГАТЭ в 1988 г., в России введена с 1990 г. Она была создана в качестве средства оперативного информирования общественности о значимости с точки зрения безопасности событий, происходящих на ядерных установках. Шкала разрабатывалась на основе изучения опыта прошлых событий, их классификации и оценок, а также в соответствии с параметрами ядерной и радиационной безопасности (рис. 1). Шкала не лишена недостатков, в части., оценки событий по уровням страдают некоторой расплывчатостью и субъективизмом, что иногда приводит к расхождению мнений экспертов. Так, аварийная ситуация на Ленинградской АЭС в 1992 г. оценивалась специалистами по-разному — от второго до четвертого уровня (в итоге был принят третий). До сих пор некоторые эксперты оценивают случившееся на Чернобыльской АЭС (1986 г.) как событие четвертого уровня, хотя по всем критериям оно должно быть отнесено к седьмому. В прямой зависимости от уровня события находится комплекс вызванных им последствий (табл. 1).
Важным элементом в структуре международной шкалы является соотношение семи уровней и трех критериев (табл. 2). Первый критерий связан с количеством выброса радиоактивных веществ во внешнюю среду, т. е. фиксирует наиболее опасную сторону аварийной ситуации, затрагивающую непричастных к объекту людей; второй критерий характеризует обстановку на самом объекте, имеющую отношение прежде всего к персоналу; третий критерий является показателем состояния технических систем объекта.
Шкала ядерных событий и лежащие в ее основе критерии могут служить базой для ретроспективной оценки аварийных ситуаций на АЭС, происшедших в 1950—1960 гг. Известно, что в первые годы работы на объектах ядерной промышленности СССР неоднократно складывались ситуации, которые следовало отнести в разряд аварийных, чаще всего в связи с несовершенством аппаратов, технологических процессов. Так, на ПО «Маяк» ядерные реакторы ОК.-180 и АИ были пущены в эксплуатацию в 1951 г., а уже в 1958 г. реактор АИ был остановлен на капитальный ремонт с частичной заменой графитовой кладки, реактор ОК-180 после аварии в системе разгрузки урановых блоков также был остановлен на ремонт, а в 1965 г. демонтирован. Всего 10 лет проработал реактор ОК-190. В Физико-энергетическом институте (Обнинск), Институте атомной энергии им. И. В. Курчатова (Москва), на других ядерных объектах также складывались аварийные ситуации, связанные с неконтролируемыми процессами при работе специальных критических сборок и опытных стендов, самопроизвольные ядерные реакции с радиоактивным загрязнением и переоблучением персонала.
Необходимость ретроспективного анализа и оценок масштабов испытаний ядерного оружия и ядерных зарядов в разных сферах, накопления радиоактивных отходов разного объема и активности, их радиаци-онно-экологической опасности для биосферы планеты очевидна. В числе многих событий на ядерных объектах адекватную оценку должны получить, напр., многолетние сбросы радиоактивных отходов в окружающую среду предприятиями ядерного топливного цикла в Томске-7, Краснояр-ске-26 и особенно Челябинске-65. В настоящее время радиоэкологи разрабатывают на основе международной шкалы ядерных событий оценочные системы, в которых учитывался бы не только уровень события, но и нанесенный этим событием экономический и экологический ущерб, упущенная выгода, долгосрочные социально-экономические и санитарно-гигиенические последствия.
Радиационные инциденты на Южном Урале (СССР)
Крупномасштабное радиационное загрязнение территории и облучение части населения, проживающего на Южном Урале в Челябинской, Свердловской и Курганской областях, связано с деятельностью ПО «Маяк» (Челябинская обл.). Это предприятие ядерного топливного цикла было построено в 1946 г. и до 1989 г. информация о его деятельности была строго засекречена (см. «Крупнейшие предприятия ядерного топливного цикла в России»).
Радиационную обстановку в указанных областях определяют последствия по меньшей мере трех аварийных ситуаций, связанных со значительным накоплением радиоактивных отходов и несовершенством технологии их хранения во время деятельности ПО «Маяк».
Томск-7 (Россия)
Авария на радиохимическом заводе Сибирского химического комбината (СХК) в Томске-7 (Северске) произошла 6 апреля 1993 г. в 8 ч 58 мин по московскому времени (в 12 ч 58 мин по местному времени). Здесь перерабатывались отходы, содержащие уран и плутоний. В этот день в аппарат, представляющий собой стальной бак, помещенный в бетонный колодец (каньон), был подан раствор, содержащий 0,1 % урана и плутониевых компонентов, затем концентрированная азотная кислота. В условиях недостаточного перемешивания и продувок произошла реакция органических соединений с кислотой, образование метана.
Перед разрушением в аппарате находилось 25 м3 раствора, содержащего 8773 кг урана, 310 г плутония, 248 г нептуния (суммарной активностью 559,3 Ки). Общая активность по альфа-излучателям составляла 22,4 Ки (из них активность плутония — 19,3 Ки), общая активность по бета-излучателям — 536,9 Ки.
Основная часть радиоактивного раствора, по оценкам специалистов, осталась в аппарате и каньоне, в окружающую среду попало 5 % радиоактивности бета- и гамма-излучателей.
В результате взрыва лопнула верхняя крышка бака. Ударная волна вынесла 4 плиты укрепления, разрушила шлакоблочную стену монтажного цеха. Радиоактивная смесь газов разрушила системы вентиляции и газоочистки и через 150-метровую трубу распространилась за пределы завода и са-нитарно-защитной зоны. По розе ветров основной выброс ушел на северо-запад в сторону Черной речки. Метеорологическая ситуация в день аварии усугубила загрязнение — наблюдалось интенсивное вихревое перемешивание воздушных потоков, мокрый снег в сочетании с туманом, что способствовало осаждению аэрозолей на поверхности (рис. 1).
Учитывая наличие двух источников выброса в окружающую среду, разрушение аппарата и залповый характер выброса, общую суммарную активность выброса установить не представилось возможным.
Газовый аэрозольный радиоактивный выброс объемом около 250 м3 сопровождался пожаром, который был потушен довольно быстро (10—15 мин). Высокий уровень ионизирующего излучения и существенные разрушения первоначально затрудняли анализ содержимого аппарата.
Определение площади и специфики загрязнения территории в результате аварии потребовало значительного объема исследований, в т. ч. специальных съемок, по которым была составлена серия карт, фиксирующая мощность экспозиционной дозы на территории радиоактивного следа. На рис. 2, 3 указан уровень гамма-излучения на высоте 1 м.
В целом в пределах дозы 20 мкР/ч и выше площадь загрязнения составила около 35 км2. Максимально загрязненная площадь с дозой более 1 тыс. мкР/ч оказалась в пределах комбината и его санитарно-защитной зоны (около 6 км2). Отдельные пятна радиоактивного загрязнения с повышенной активностью отмечались и в других местах, в т. ч. в поселке Георгиевке. Здесь, как и на дороге Томск—Самусь, проводилась дезактивация.
Границы загрязнения территории постепенно меняются, что связано, во-первых, с сезонными особенностями (снег, мерзлый грунт, растительный покров), а также с распространением загрязнения в сложной системе вихревых потоков с туманом и осадками 6 апреля, миграцией радионуклидов с поверхностным весенним стоком талых вод. Во-вторых, происходил распад доминирующих вначале короткоживущих радионуклидов, таких как рутений-103, ни-обий-95, цирконий-95, рутений-106 (периоды полураспада 39, 35, 64 и 368 суток соответственно). Таким образом, суммарная экспозиционная доза снизилась за 2 месяца более чем на треть. По расчетам специалистов СХК, в 1994 г. снижение дозы должно составить 78 % и в 1995 г. — 88 %.
Энерговыделение радиоактивных продуктов, рассчитанное по данным на апрель 1993 г., составило 4700 мкР-км2/ч. Средний радионуклидный состав на территории следа: рутений-103 — 1 %, рутений-106 — 35 %, цирконий-95 — 22 % и ниобий-95 — 42 % (на основании 10 проб снежного покрова, отобранных в центральной части следа). Этому составу при плотности загрязнения 1 Ки/км2 соответствует мощность дозы 9 мкР/ч на высоте 1 м. Суммарная активность радиоактивных веществ на территории следа (за пределами площадки комбината) составила 530—590 Ки. При более полном анализе одной из проб в центральной части следа (5 мая 1993 г.) активность зафиксированных радионуклидов составила: рутений-103 — 1,3 %; рутений-106 — 36,5 %; цирконий-95 — 19,2 %; ниобий-95 — 42,5 %; сурьма-125 — 0,5 %; стронций-90 — 0,045 %, плутоний-239 + плутоний-240 — 0,014 %.
Анализ проб почвы показал, что поверхностное загрязнение плутонием и стронци-ем-90 превышает глобальные выпадения от ядерных испытаний. Из числа гамма-излучателей представлены в основном цирконий-95 и ниобий-95, в меньшей степени — рутений-106. В целом авария привела к значительному радиоактивному загрязнению, в т. ч. плутонием вблизи СХК — около 30 мКи/км2. Вертикальное распределение альфа-излучателей, отмеченное в пробах, и содержание плутония в нижних (2,5—5 см) слоях почвы подтверждает мнение, что окрестности СХК не первый раз подвергаются радиоактивному загрязнению. Были обнаружены также горячие частицы с активностью гамма-излучения 12 кБк на частицу, что делает их опасными при попадании в организм человека.
После аварии в апреле 1993 г. возник вопрос о предыдущих инцидентах. Официально признано, что было 36 различных инцидентов, из них достаточно серьезных (третий уровень по международной шкале) — 5, в т. ч. апрельский 1993 г. На радиохимическом заводе произошло 6 аварийных ситуаций и инцидентов. На реакторах произошло 24 значительных инцидента. В 5 случаях возникала самоподдерживающаяся цепная реакция. Всего в авариях погибло 4 человека, 6 — получили переоблучение.
Уиндскейл (Великобритания)
Заводы в Уиндскейле, подведомственные Управлению по атомной энергии Великобритании, расположены на низколежащей прибрежной полосе на северо-западе Англии на побережье Ирландского моря. Здесь были размещены два реактора с газовым охлаждением и графитовым замедлителем, использовавшиеся для получения плутония.
Авария произошла 10 октября 1957 г. Вследствие ошибки, допущенной при эксплуатации, температура топлива в одном из реакторов резко возросла, и в активной зоне реактора возник пожар, продолжавшийся в течение четырех суток. Было повреждено 150 технологических каналов, что повлекло за собой выброс радионуклидов через 125-метровую трубу. Основное количество радиоактивных веществ было выброшено во время попытки охладить реактор с помощью струи воздуха и затем при тушении пожара с помощью воды, подаваемой насосом в реактор. Активность попавших в окружающую среду радионуклидов составила: йод-131 — 2-Ю4 Ки, тел-лур-132 – 1200 Ки, цезий-137 – 600 Ки, стронций-89 — 80 Ки и стронций-90 — 2 Ки. В дальнейшем этот реактор не использовался.
Аварийный выброс (10—11 октября) рассеивался в основном в юго-восточном направлении. Радиоактивное облако прошло над южной частью Англии и над Европой (во время выброса и в течение следующих нескольких дней). К вечеру 11 октября радиоактивное загрязнение достигло Бельгии, 12 октября — Франкфурта-на-Майне (ФРГ), 15 октября — Южной Норвегии (рис. 1).
В первые же дни после аварии были предприняты энергичные меры по оценке радиационной обстановки в прилегающих к Уиндскейлу районах. На основании данных об уровне гамма-излучения, концентрации радионуклидов в воздухе, траве, а также молоке и других продуктах питания был сделан вывод о том, что основным фактором радиационной опасности является загрязнение молока йодом-131.
Максимальная концентрация йода-131 в молоке (1,4 мкКи/л) наблюдалась в пробах, взятых на четвертый день с фермы, расположенной в 16 км от реактора. Затем загрязнение стало уменьшаться. Анализ проб позволил оценить пространственную структуру загрязнения территории. Так, концентрация йода-131 в молоке, превышающая 0,1 мкКи/л, отмечалась в пределах 50 км от реактора, более 0,06 мкКи/л — на расстоянии 80 км, что свидетельствует о достаточно больших масштабах распространения аварийного выброса (рис. 2). В связи с высоким содержанием йода-131 в молоке был введен запрет на потребление молока с ближних ферм (на территории около 500 км2). Всего было изъято около 3 млн л молока. Запрет на использование молока в этом районе был снят через шесть недель после аварии.
Молоко и другие продукты питания в аварийном районе были обследованы и на содержание радиоактивного стронция. Концентрация этого радионуклида в пищевых продуктах фактически не превышала уровня, который существовал здесь до аварийного выброса.
Максимальные поглощенные дозы в результате внешнего облучения (гамма-излучение), которые могли получить люди на территории следа радиоактивного облака (в 5 км от реактора), по расчетам, оценивались около 1 сГр на щитовидную железу взрослых и около 10 сГр на щитовидную железу детей. По данным непосредственных измерений концентрации йода-131 в критическом органе, максимальная доза на щитовидную железу ребенка оценена в 16 сГр, а взрослого — 4 сГр. Дозы на щитовидную железу в Лидсе и Лондоне составили 0,1 и 0,01 сГр соответственно (предельно допустимая доза облучения щитовидной железы для взрослых составляет 3 сГр, детей — 1,5 сГр). Таким образом, внешнее облучение после аварии оказалось незначительным.
Что касается воздействия ионизирующего излучения на животных, максимальный уровень содержания йода-131 в щитовидной железе у обследованной группы овец на двенадцатые сутки после аварии составлял 10,5 мкКи/г сырой массы. Это привело к формированию дозовых нагрузок на этот орган до 1 тыс. сГр, однако развития связанной с этим лучевой патологии отмечено не было, как не удалось зафиксировать и последствий воздействия ионизирующего излучения на биологические сообщества.
Аварии и инциденты на АЭС
Помимо чернобыльской аварии два серьезных ядерных инцидента произошли на Ленинградской АЭС. Первый — осенью 1975 г., когда после остановки реактора вследствие отключения двух турбогенераторов произошел разогрев топлива, оболочки нескольких тепловыделяющих элементов и один технологический канал были разрушены. Активность выброшенных в окружающую среду радионуклидов, по некоторым оценкам, составила около 1,5 млн Ки. Повышенная радиоактивность была зафиксирована на территории Швеции. Несколько человек из персонала получили переоблучение. Информация об этом инциденте была скрыта не только от общественности и населения, но и от работников других АЭС. Второй инцидент на Ленинградской АЭС произошел в марте 1993 г. Вследствие отказа клапана в одном из технологических каналов охлаждения произошло повреждение тепловыделяющей сборки. В результате выброса радиоактивных газов в окрестностях этого блока радиоактивный фон увеличился в 20 раз.
Большинство АЭС в СССР было построено без контейнментов (защитных колпаков). К этому добавляется плохое качество монтажа установок. Например, при строительстве Кольской АЭС для ускорения работ вместо монолитной металлической заглушки была установлена сварная пустотелая конструкция. В реакторах типа РБМК-1000 из 18 параметров, подлежащих обязательной экспертизе МАГАТЭ, нормативам отвечает лишь один. В эксплуатирующихся на АЭС
России реакторах типа ВВЭР-1000 из 64 парогенераторов более половины выходили из строя, не проработав и 15 % проектного времени.
На Балаковской АЭС, расположенной на берегу р. Волги, в результате нарушения технологии при строительстве фундамента и подъема уровня грунтовых вод в 1992 г. возникла опасность наклона первого блока реактора. Вместо принятия адекватных мер на крыше этого блока установили груз в несколько тонн, который путем передвижения с одной стороны крыши на другую выравнивал положение блока.
На Кольской АЭС в феврале 1993 г. произошла авария в результате повреждения линии электропередач, по которым электроэнергия, вырабатываемая АЭС, поступала потребителям. После отключения потребителей из-за разрыва на линии электропередач автоматически отключились все четыре блока АЭС. Начался опасный перепад давления в активной зоне реакторов, сбои в работе циркуляционных насосов, беспорядочный запуск резервных дизель-генераторов, затем их выход из строя.
На атомных электростанциях России и Игналинской АЭС (Литва) с января 1992 г. по ноябрь 1994 г. отмечено более 380 опасных ситуаций (в т. ч. пять серьезных, с выбросом в окружающую среду радиоактивных веществ). В 1986—1992 г. на АЭС России произошло 118 пожаров, 60 % из них — в машинном или реакторном зале.*
Хэнфорд (США)
Хэнфордский ядерный комплекс (штат Вашингтон) расположен на берегах реки Колумбия. Он был построен в 1943 г. как секретный город-комбинат, задача которого состояла в производстве оружейного плутония. Именно здесь на первых трех реакторах был произведен плутоний для атомной бомбы, сброшенной в 1945 г. на японский город Нагасаки.
Производство оружейного плутония продолжалось до 1971 г., пока не был выведен из эксплутации последний из восьми промышленных реакторов, действовавших на Хэнфордском предприятии. В 1943—1971 гг. здесь было произведено около 50 т оружейного плутония, достаточного для изготовления более 1 тыс. боезарядов, каждый из которых равен по мощности бомбе, сброшенной на Нагасаки.
Первые годы работы комплекса сопровождались большими выбросами радиоактивных веществ в окружающую среду. Во-первых, из-за недостатка сведений о воздействии радиации на здоровье людей и окружающую среду этим вопросам не уделялось серьезного внимания. Во-вторых, американские специалисты спешили обогнать немецких разработчиков и добиться монополии в обладании ядерным оружием, а также захватить лидерство в гонке ядерных вооружений.
Наибольшее количество радиоактивных веществ (в основном йода-131, общей активностью около 530 тыс. Ки) в результате деятельности Хэндфорского комплекса было выброшено в атмосферу в 1944—1956 гг., и на это же время приходится максимальное облучение населения. Значительное количество радиоактивных выбросов было произведено в 1945 г.: общая активность поступившего в атмосферу йода-131 составила 340 тыс. Ки (ср.: во время самого значительного инцидента в ядерной энергетике США на АЭС в Три-Майл-Айленд общая активность поступившего в окружающую среду йода-131 составила 15 Ки, по официальным данным, и до 10 тыс. Ки, по независимым оценкам). За первые три года работы комплекса (1944—1946 гг.) суммарная активность выбросов йода-131 составила около 470 тыс. Ки, почти 90 % совокупной активности выбросов за весь период работы комплекса Объяснялось это тем, что в чрезвычайных условиях военного времени нарушались отдельные операции технологического процесса. Так, облученные в реакторе ядерные материалы сразу пускались на переработку без необходимой предварительной выдержки для «остывания». Выдержка облученного урана в водных бассейнах в течение 83—101 дней приводит к значительному снижению уровня радиоактивности, поскольку происходит распад многих короткоживущих радионуклидов. Если же не успевшее «остыть» отработанное ядерное топливо реакторов подвергать радиохимической переработке в кислотных растворах, в атмосферу выбрасывается большое количество радиоактивных веществ.
В 1986 г. департаментом здравоохранения штата Вашингтон были сделаны расчеты доз, полученных детьми, проживавшими в период 1945—1956 гг. в городах Паско, Ричлэнд и Спокейн, расположенных вблизи Хэнфорда (табл. 2).
Наибольшее радиоактивное загрязнение окружающей среды от деятельности Хэн-фордского комплекса в послевоенные годы связано с проведением специальных экспериментов, информация о которых была строго засекречена до 1986 г.
Печальную известность приобрел эксперимент под названием «Грин-Ран» (2 декабря 1949 г.), в ходе которого 1 т облученного урана была подвергнута переработке через 16 дней выдержки вместо необходимых по технологии 83—101 дня. Целью эксперимента являлась разработка метода определения мест размещения плутониевых заводов в СССР с помощью имитации предполагаемых условий ускоренного производства плутония в Советском Союзе. В результате нарушения технологического процесса произошел выброс радиоактивных веществ с превышением ожидаемого уровня активности в 2—3 раза (ксенон-133 — 20 тыс. Ки, йод-131 — 7,78 тыс. Ки). Образовавшийся радиоактивный след фиксировался в радиусе 64—320 км. Повышенная концентрация радиоактивных веществ была обнаружена во многих населенных пунктах на расстоянии 112 км от Хэнфорд-ского комплекса. Более 20 тыс. детей получили высокие дозы в результате потребления молока коров, которые паслись на пастбищах, загрязненных радиоактивным йодом.
В течение первых двух десятилетий деятельности Хэнфордского комплекса сильному загрязнению подвергалась и река Колумбия. В 1954 г. активность сбрасываемых в реку радиоактивных материалов составляла в среднем до 8 тыс. Ки/сут, в 1957 г. — до 50 тыс. Ки/сут.
В 1940—1950-е гт. радиоактивные отходы захоранивались под землю. Их общий объем составил около 1,7 млрд м3, активность — 678 тыс. Ки. Из них 13,6 тыс. Ки приходилось на плутоний (184 кг), 40,5 тыс. Ки — на стронций-90 и иттрий-90, 195 тыс. Ки — на цезий-137.
Причины аварии
В ночь с 25 на 26 апреля 1986 г. на Чернобыльской АЭС (ЧАЭС), расположенной близ села Копачи в 160 км к северо-востоку от Киева и в 15 км к северо-западу от Чернобыля (Киевская обл., Украина), произошла крупнейшая в мировой истории авария, повлекшая за собой тяжелые последствия для людей и окружающей природы. Авария произошла на четвертом блоке ЧАЭС в 01 ч 23 мин 40 с (по московскому времени) при проведении проектных испытаний одной из систем обеспечения безопасности, входящей в состав энергоблока реактора типа РБМК-1000. Суть испытаний — использование механической энергии останавливающихся турбогенераторов (т. н. выбега) для выработки электроэнергии в условиях наложения двух типов аварийных ситуаций: а) полной потери электроснабжения АЭС; б) максимальной проектной аварии, при которой происходит разрыв трубопровода большого диаметра циркуляционного контура реактора.
Испытания проводились в режиме пониженной мощности, с повышенным расходом теплоносителя через реактор, незначительным недогревом теплоносителя до температуры кипения на входе в активную зону и минимальным паросодержанием. Испытания выявили серьезные просчеты в конструкции реактора: 1) наличие высокого положительного парового коэффициента реактивности; 2) появление положительного быстрого мощностного эффекта реактивности при любых режимах эксплуатации; 3) неудовлетворительная конструкция стержней системы управления и защиты реактора. Кроме того, были допущены недочеты в организации испытаний, обусловленные как проблемами и упущениями нормативно-технической документации (т. н. ОПБ-82 и технологического регламента), так и недостаточной квалификацией персонала ЧАЭС.
В результате перечисленных причин реактор к моменту полного вывода на режим испытаний в 01 ч 22 мин 30 с 26 апреля 1986 г. находился в неустойчивом, трудноуправляемом состоянии. Включение аварийной защиты АЗ-5 в 01 ч 23 мин 40 с (вместо запланированного времени) привело к обратному эффекту повышения давления и подъема уровня в барабанах-сепараторах, повышения давления и разрыва технологических каналов в реакторном пространстве. В 01 ч 23 мин 49 с произошли два мощных взрыва с разрушениями части реакторного блока и машинного зала, повлекших за собой возникновение пожара и выброс в атмосферу радиоактивных веществ.
Типы аварий на АЭС
Аварии на АЭС являются одними из самых опасных в энергетике. Приведены основные типы подобных аварий на примере реактора ЭГП-6.
Содержание
• 1 Типы аварий
o 1.1 Теплоотводные аварии
o 1.2 Потеря электропитания собственных нужд от всех внешних и внутренних источников на длительное время
o 1.3 Авария с максимальным высвобождением положительной реактивности при отказе аварийной защиты
o 1.4 Гипотетические тяжелые аварии
• 2 См. также
• 3 Литература

Типы аварий
Теплоотводные аварии
При "гильотинном" разрыве трубопровода контура наибольшего диаметра и при срабатывании по аварийным сигналам аварийной защиты (АЗ) реактора температура твэла проходит в процессе через максимум и в наиболее горячей точке активной зоны в максимуме равна: - при отказе всех активных каналов расхолаживания 710°С (предельная теплоотводная авария);максимум достигается через ~ 20 ч; теплота рассеивается в окружающее реактор пространство; разгерметизация наружных оболочек твэлов не наступает; часть наиболее "горячих" твэлов теряет работоспособность из-за расплавления в них матричного материала; - при сохранении в работе только контура СУЗ максимальная температура в процессе не превысит 610°С: расплавления магниевой матрицы в твэлах не происходит, твэлы сохраняют работоспособность; - при срабатывании насосного канала САОР (с задержкой включения 90 с) максимальная температура твэла не превысит 410°С. Сохранение в работе только газового контура при отказе всех водяных контуров снижает максимальную температуру твэла на 100°С.
Потеря электропитания собственных нужд от всех внешних и внутренних источников на длительное время
Принята потеря электропитания собственных нужд не неопределенное (неограниченное) время всех категорий (первая - аккумуляторные батареи, вторая - дизель-генераторы, третья - штатное). Потеря электропитания вызывает срабатывание аварийной защиты реактора и закрытие стопорного клапана турбины. Прекращается подача питательной воды в контур РУ, останавливаются насосы контура СУЗ, насосы технической воды, вентиляторы вентсистемы. Основной контур РУ сохраняет герметичность. Энергия остаточного тепловыделения и аккумулированная энергия (прежде всего графитовой кладки) отводится на начальном этапе кипящей водой контура РУ. Генерируемый при этом в контуре пар сбрасывается через главный предохранительный клапан, который периодически открывается и закрывается, что приводит к колебаниям давления в контуре. Этот процесс продолжается до момента, когда потери тепла от РУ превысят поступление тепла в теплоноситель. Сброс пара из контура прекращается, давление в контуре РУ начинает снижаться вследствие расхолаживания. В контуре остается достаточное количество воды до полного залива активной зоны для обеспечения бескризисного теплоотвода. На рис. 3 приведено изменение ряда характерных параметров в процессе расхолаживания. В процессе аварии изменяется температура воздуха в реакторном зале (через 10 суток она не превышает 40°С), в боксе барабана-сепаратора (через то же время не превышает 50°С),вода в баках биозащиты нагревается до 100°С и закипает, уровень воды в баках понижается за 200 ч процесса на ~ 1 м.
Авария с максимальным высвобождением положительной реактивности при отказе аварийной защиты
Наиболее тяжелыми по последствиям авариями для водографитовых реакторов являются аварии с массовым разрывом ТК (ТВС), находящихся под рабочим давлением теплоносителя. Самопроизвольный ввод положительной реактивности возможен в следующих исходных событиях аварий: самоход стержней АР, КС, обезвоживание каналов УЗ. Все варианты для РУ типа ЭГП-6 подробно исследованы. Ниже приведены результаты расчетного анализа аварийного процесса РУ ЭГП-6 для случая самохода стержней АР. Самоход двух стержней АР приводит к вводу положительной реактивности ~ 0.5 ?эф со скоростью,определяемой максимальной скоростью движения стержней 180 мм/с при перемещении на 2750 мм (т.е. две пары стержней извлекаются поочередно из среднего положения). Выписки из протокола процесса показывают следующее развитие процесса. Максимальная мощность реактора 419% достигается к 36 с с момента движения стержней. Нарастание температуры твэлов, форсируемое выходом на кризис теплоотдачи, является фактором, тормозящим рост мощности. На 36 с давление достигает 223%, и перегретые твэлы с 31 с начинают разрушаться давлением теплоносителя. Рост давления в контуре РУ обусловлен возрастанием генерации пара при ограниченном пропуске турбины (она отключается на 15 с) и главных предохранительных клапанов. Примечание: возможность сохранения герметичности контура РУ при давлении 223% от номинала проблематична; однако вариант сценария с разрушением контура РУ за пределами реакторного пространства смягчает протекание аварии; помимо разгрузки от давления твэлов быстрее снижается мощность из-за более быстрой потери теплоносителя из активной зоны. Из-за потерь теплоносителя и разогрева твэлов мощность реактора снижается. Самоглушение реактора произойдет к ~ 1500 с из-за отравления реактора ксеноном. Максимальная температура твэлов после осушения достигается к 800 с и составляет 1400°С. В этот период происходит расплавление оболочек твэлов в 8 ТВС. После самоглушения в активную зону должен быть введен поглотитель. В противном случае мощность реактора вновь возрастает после разотравления, которое, по расчету, начнется через 15 ч. Самым тяжелым последствием этой аварии является поступление в реакторное пространство пароводяной смеси в больших количествах через разрывы твэлов (ТК). Для ЭГП-6 (при самом тяжелом сценарии) к 61 с разрывается по одному твэлу в 126 ТВС. Это приводит к истечению ~ 440 кг/с. При недостаточных сбросных устройствах из реакторного пространства возможно разрушение кожуха реактора (для ЭГП-6 в этой аварии, по расчету, наступает разрыв кожуха, для реактора нового поколения АТУ.2 предусмотрены необходимые сбросные устройства). Кроме того, расчеты показали, что в авариях с опорожнением контура РУ при несрабатывании защиты включение САОР серьезно ухудшает протекание аварии: самоглушения реактора не наступает,мощность реактора становится "пульсирующей" - чередуются возрастания и снижения мощности на весьма высоком уровне с поражением твэлов. В связи с этим в РУ ЭГП-6 и АТУ.2 введена блокировка: подача охлаждающей воды от аварийной системы в контур РУ допустима только тогда, когда появляется сигнал о вводе стержней A3 в активную зону.
Гипотетические тяжелые аварии
Сценарии этих аварий предполагают наложение длительного (до разотравления реактора) отказа аварийной защиты на аварии с различными исходными событиями, касающимися собственно реакторной установки. При этом большая часть этих исходных событий обусловливает потерю теплоносителя из контура: разрыв барабана-сепаратора или опускного трубопровода групповой петли, прекращение подачи воды в один раздаточный групповой коллектор, несанкционированный ввод положительной реактивности. Кроме того, принимается: при отказе A3 ввести поглотитель в активную зону иными средствами не представляется возможным; вода от аварийных систем в разрушенный контур не подается из-за ее блокировки при несрабатывании A3. Анализ показал, что в протекании гипотетической аварии можно выделить 3 периода:
• относительно короткий, реализуемый менее, чем за 1 ч с момента появления исходного события, в течение которого могут происходить разрывы элементов контура и его опорожнение, разогрев (перегрев) твэлов, прекращение цепной реакции деления - "самоглушение" реактора;
• продолжительность -15 ч, когда реактор остается подкритичным, параметры меняются медленно, возможно некоторое снижение температуры твэлов;
• начало определяется возобновлением цепной реакции деления из-за разотравления реактора (в некоторых процессах идет ускорение разотравления из-за выхода части ксенона при высокой температуре).
Необходимо заметить, что возможности расчетного анализа процессов третьего периода скованы ограниченностью представлений о состояниях и поведении вещества, прежде всего топлива и конструкций в условиях высокой температуры (превышающей 3000°С), а также недостаточной развитостью расчетной модели этих процессов. В связи с этим по достижении соответствующей границы применимости кода ТАПВГР расчет прерывается. Во всех исследованных случаях наиболее опасным оказывался именно третий период. Его протекай иг обусловлено вводом положительной реактивности вследствие снижения содержания 135Хе и обратных связей по температуре топлива и графита. Такая обусловленность определяет примерке одинаковое протекание процессов третьего периода для всех аварий : полной потерей теплоносителя, если зта потеря произошла в первом или втором периодах.
Анализ гипотетических тяжелых аварий с водографитовыми реакторами показывает, что для этих реакторе в существуют, хотя и очень маловероятные сценарии аварий, при которых достигается плавление топливного материала диоксида урана (для этого необходим длительный отказ аварийной защиты реактора в ряде аварий). В корпусных реакторах со стержневым; твэлами расплавление активной зоны возможно за счет остаточного тепловыделения при отказе одной защитной системы - системы аварийного расхолаживания реактора при срабатывании аварийной защиты. Чернобыльская авария развивалась, повидимому, по трехпериодному сценарию. В первом - произошел взрыв, разрушивший реактор и выбросивший значительную часть топлива из реактора, вместе с тем первый период закончился самоглушением оставшейся части активной зоны. Второй - период отравленного состояния реактора составил ~ 20 ч. Третий - начался с возникновения цепной реакции после разотравления оставшейся части зоны. Отсутствие организованного теплосъема с топлива в конечном счете привело к его расплавлению. Радиационное поражение окружающего пространства в первом периоде было незначительным, оно носило локальный характер (зона вблизи станции). Третий период привел к образованию "черного столба". Выбросы стали поражать огромное пространство (десятки-сотни км по радиусу). Предотвратить третий период можно было бы вводом поглотителя в оставшуюся часть активной зоны во втором периоде.
Международная шкала ядерных событий
Международная шкала ядерных событий
Международная шкала ядерных событий (англ.International Nuclear Event Scale (INES)) разработана Международным агентством по атомной энергии в 1988-1990 годах в целях единообразия оценки чрезвычайных случаев, связанных с аварийными радиационными выбросами в окружающую среду на атомных станциях и других ядерных объектах. МАГАТЭ рекомендует оповещать страны-участники в 24-часовой срок о всех авариях выше 2 уровня опасности, когда имеются хотя бы незначительные выбросы радиации за пределы производственой площадки.
• Ниже приводится шкала с примерами конкретных аварий.
7
Крупная авария
(самый большой ущерб)
(ЧАЭС (1986))
6
Серьезная авария
("Маяк" (1957))
5
Авария с риском за пределами площадки
(Пожар на АЭС в Уиндскейле (1957),
Три-Майл Айленд (1979))
4
Авария без значительного риска за пределами площадки
(Уиндскейл (1973), Сен-Лорен (1969, 1980),
Буэнос-Айрес (1983))
3
Серьезный инцидент
(Селлафилд (2005)), авария на АПЛ К-19(4 июля 1961 год)
2
Инцидент
1
Аномалия
0
Ниже шкалы
Не существенно для безопасности
• Международная шкала ядерных событий. Федеральное агентство по атомной энергии
См. также в других словарях:
• Припять (город) — Текущая версия [показать стабильную версию](сравнить) (+/ ) Данная версия страницы не проверялась участниками с соответствующими правами.Вы можете прочитать последнюю проверенную или т. н. стабильную версию от 23 ноября 2009,… (Википедия)
• Ядерная авария — Содержание 1 Наиболее известные радиационные аварии2 См. также3 Ссылки3.1 Международные соглашения4 Примечания // Радиационная авария, согласно определению НРБ 99, потеря управления источником ионизирующего излучения, вызванная неисправностью… (Википедия)
• Маяк (производственное объединение) — Координаты: 55°42′45″ с. ш. 60°50′53″ в. д. / 55.7125° с. ш. 60.848056° в. д. (G)55.7125, 60.848056 Производственное объединение Маяк предприятие по хранению и переработке… (Википедия)
• Радиационная авария — Содержание 1 Наиболее известные радиационные аварии2 См. также3 Ссылки3.1 Международные соглашения4 Примечания // Радиационная авария, согласно определению НРБ 99, потеря управления источником ионизирующего излучения,… (Википедия)
• Радиационная гигиена — Радиационная гигиена изучает влияние ионизирующего излучения на здоровье человека, влияние малых доз на организм, миграцию радионуклидов в окружающей среде, последствия различных аварий, научные и правовые основы… (Википедия)
• Маяк (производственное обьединение) — Координаты: 55°42′45″ с. ш. 60°50′53″ в. д. / 55.7125° с. ш. 60.848056° в. д. (G)55.7125, 60.848056 Производственное объединение Маяк предприятие по хранению и переработке отработанного ядерного топлива, расположенное около города Озёрск… (Википедия)
• ПО МАЯК — Координаты: 55°42′45″ с. ш. 60°50′53″ в. д. / 55.7125° с. ш. 60.848056° в. д. (G)55.7125, 60.848056 Производственное объединение Маяк предприятие по хранению и переработке отработанного ядерного топлива, расположенное около города Озёрск… (Википедия)
Радиационная авария
Радиацио́нная ава́рия, согласно определению НРБ-99, «потеря управления источником ионизирующего излучения, вызванная неисправностью оборудования, неправильными действиями работников (персонала), стихийными бедствиями или иными причинами, которые могли привести или привели к облучению людей выше установленных норм или радиоактивному загрязнению окружающей среды».
Я́дерная ава́рия — один из видов радиационных аварий: авария, связанная с повреждением тепловыделяющих элементов, превышающим установленные пределы безопасной эксплуатации, и/или облучением персонала, превышающим допустимое для нормальной эксплуатации, вызванная:
• нарушением контроля и управления цепной ядерной реакцией в активной зоне реактора;
• образованием локальной критичности при перегрузке, транспортировке и хранении ядерного топлива;
• нарушением теплоотвода от ТВЭЛов.
[править] Наиболее известные радиационные аварии
• Кыштымская трагедия, взрыв на хранилище радиоактивных отходов ПО «Маяк»
29 сентября 1957 года произошла авария на ПО «Маяк». Загрязнение местности вдвое превышало аналогичное загрязнение, вызванное Чернобыльской аварией.[1]
• разрушение трёх плутониевых ядерных бомб в деревне Паломарес (Испания).
Ядерные аварии:
• Чернобыльская авария
• авария на АЭС Три-Майл Айленд
• Атомная авария на заводе «Красное Сормово»
• авария на подлодке К-19