Tchernobyl: Partie 1. Description de la centrale nucléaire de Tchernobyl avec des réacteurs RBMK-1000.

Informations sur l'accident de Tchernobyl et ses conséquences pour le rapport de l'AIEA a préparé №1 (INSAG-1)


C O D E F G H A & E
Carte Flash
0. introduction
1. Description de la centrale nucléaire de Tchernobyl avec des réacteurs RBMK-1000.
2. Chronologie de l'accident.
3. L' analyse du processus de développement de l'accident sur un modèle mathématique.
4. Les raisons de l'accident.
5. Prévention des accidents et de réduire ses conséquences.
6. Suivi de la contamination radioactive de l'environnement et la santé publique.
7. Recommandations pour l' amélioration de la sécurité des centrales nucléaires.





1. DESCRIPTION DE LA TCHERNOBYL NPP avec RBMK-1000

1.1. données de conception
1.2. Description de la quatrième unité à Tchernobyl du réacteur
1.3. Les principales caractéristiques physiques du réacteur
1.4. Systèmes de sécurité
1.5. Description de la place centrale de Tchernobyl et de la zone de son emplacement


1.1. données de conception
La capacité nominale de 6 GW de Tchernobyl, le 1er Janvier 1986 à quatre unités de puissance de la centrale nucléaire 4 GW.

1.2. Description de la quatrième unité à Tchernobyl du réacteur
Les principales caractéristiques structurelles des RBMK sont les suivants:
- Canaux verticaux avec carburant et liquide de refroidissement, ce qui permet le ravitaillement locale du réacteur pendant le fonctionnement;
- Le carburant sous la forme de faisceaux de barres de combustible cylindriques de dioxyde d'uranium dans des tubes de zirconium, de coquillages;
- Graphite modérateur entre les canaux;
- D'ébullition du liquide de refroidissement à eau légère dans le circuit multiple forcé de circulation (MCC) avec injection directe de vapeur dans la turbine.

(. Figure 1) RBMK-1000 réacteur de puissance thermique de 3200 MW est équipé de deux boucles identiques de refroidissement; chaque boucle est reliée à 840 canaux verticaux parallèles avec TVS. refroidissement Loop a quatre parallèle pompe principale de circulation (MCP): trois du contrat classé dans 7000 t / h d'eau avec une pression d'environ 1,5 MPa, et une sauvegarde.

système de contrôle et de protection (CPS) du réacteur est basé sur le mouvement des tiges 211 solides absorbeurs dans des canaux dédiés, circuit eau autonome réfrigéré. Le système assure la maintenance automatique d'un niveau donné de puissance; le déclin rapide des barres de puissance contrôleurs automatiques (AP) et des commandes manuelles (RR) sur les signaux de la défaillance de l'équipement principal; interrompre la chaîne de protection des tiges de réaction d'urgence (A3), la dynamique des déviations dangereuses bloquent des paramètres ou des pannes d'équipement; changements compensation de réactivité sur le chauffage et la sortie de la puissance; réglementation de l'énergie au cœur.
RBMK ont un grand nombre de contrôles indépendants, qui, lorsqu'il est déclenché AZ introduit dans le noyau à une vitesse de 0,4 m / s. Petit régulateur de vitesse compensé en mouvement par leur nombre.

CPS comprend le sous-système automatique local de commande (LAR) et de protection d'urgence local (LAZ). Les deux fonctionnent sur des signaux essentiels des chambres d'ionisation. LAR se stabilise automatiquement la distribution harmonique fondamentale de puissance radiale et azimutale LAZ fournit des assemblages combustibles de réacteur A3 dépasse une puissance prédéterminée dans certaines de ses zones. Pour régler l'altitude des champs sont fournies plus courtes tiges absorbeurs sont entrés dans la zone inférieure (24 pcs.).

En plus de la SCP dans le RBMK-1000 présente les principaux systèmes de contrôle suivants:
- Le contrôle physique du domaine de l'énergie sur le rayon (plus de 100 chaînes) et la hauteur (12 canaux) avec la charge directe des capteurs;
- Le contrôle de déclenchement (reactimeter, à partir de l'appareil photo amovible);
- Le contrôle de flux pour chaque canal billes débitmètres;
- Bardages de contrôle resserrage activité courte durée des produits de fission volatils dans les couloirs de la vapeur sortant de chaque canal; Activité détectée successivement dans chaque canal dans des gammes d'énergie optimales respectives ( "fenêtres") photomultiplicateurs chariot mobile spéciale d'une communication à l'autre;
- L'intégrité des tubes des canaux pour l'humidité et la température du gaz de contrôle, le lavage des canaux.

Toutes les données sont fournies EVM. Information délivrée aux opérateurs sous forme de signaux Ecarts indications (sur un appel) et les enregistreurs de données.
Unités PBMK 1000 travaillant principalement dans le mode de base (puissance constante). En raison du grand bloc d'énergie arrêt automatique complet du réacteur a lieu seulement lorsque les paramètres de sortie des niveaux de puissance, la pression ou le séparateur d'eau pour les marges, généralement hors tension, la déconnexion de deux générateurs de turbine ou deux GPE, le débit d'eau d'alimentation tombe plus de 2 fois, brisant la section transversale complète MCP-tête de pression de 900 mm de diamètre.


Fig. 1. L'article du corps principal de la centrale nucléaire avec RBMK-1000, y compris la zone de localisation.
La liste de l'équipement de base du corps nucléaire principale


1.3. Les principales caractéristiques physiques du réacteur
réacteurs nucléaires de puissance du réacteur RBMK-1000 est un canal hétérogène sur les neutrons thermiques, dans lequel le carburant est légèrement enrichi en 235U dioxyde d'uranium en tant que modérateur - graphite et comme un liquide de refroidissement - eau bouillante de la lumière.
Voici les principales caractéristiques du réacteur:

Puissance thermique, MW .............................................. ......................................... 3200
L'enrichissement du combustible,% .............................................. ............................................. 2.0
Poids de l'uranium dans les assemblages combustibles kg ............................................ ................................................. 114,7
Nombre / diamètre des crayons combustibles dans l'assemblage combustible, en mm .......................................... ............................... 18 / 13.6
La profondeur de combustion de carburant, MWj / kg ......................................... ..................... 20
Rapport de non-uniformité de l'énergie:
radialement .................................................................................... ..1.48
hauteur ....................................................................................... 1.4
Puissance maximale de canal estimée, kW ............................................ ............. 3250
Void coefficient p au point de fonctionnement, -1% en volume de vapeur d'eau ... 2.0-10-4
coefficient de puissance rapide de la réactivité AW au point de fonctionnement, MW-1 ..- 0,5 10-6
Coefficient de température du carburant AT, C -1 .......................................... ..........- 1,2 10 -4
Coefficient de température du graphite Al, C -1 .......................................... ........... 10 Juin -5
L'efficacité minimale des barres de commande, ....... ................................. 10,5%
tiges d'efficacité PP% ......................................................... ..7.5
effet de substitution (en moyenne) a brûlé des assemblages combustibles au plus tard, 0,02% ........................


Une caractéristique physique importante en termes de contrôle et de sécurité d'une quantité réacteur appelée la marge de réactivité opérationnelle, à savoir. E. Un certain nombre d'intégrés dans les barres de commande de base qui sont dans l'efficacité différentielle élevée. Il est déterminé sur la base des barres de commande complètement immergées. marge de réactivité pour le RBMK-1000 est supposée être 30 tiges PP. Le taux d'apport de réactivité négative lorsqu'il est déclenché A3 est dans / s (- fraction de neutrons retardés), ce qui est suffisant pour compenser les effets de réactivité positive.

Le facteur de multiplication effectif de la densité du fluide caloporteur dans le RBMK est largement déterminée par la présence dans le noyau de divers types d'absorbeurs. Au moment du démarrage du noyau, qui comprend 240 ~ bore absorbeurs supplémentaires, les résultats de déshydratation dans un effet réactivité négative. Dans le même temps, une légère augmentation de la teneur en vapeur d'eau à la capacité nominale de 30 bars réactivité résultats de la marge dans une augmentation de la réactivité (p = 2,10 40% en volume de vapeur -1).

Pour les principaux paramètres d'ébullition du réacteur d'eau de graphite qui déterminent son efficacité et de la sécurité par rapport à teplotehnicheskom sont: la température des barres de combustible, la fourniture de chaleur à la température de la crise et le graphite.

Pour RBMK développé un ensemble de programmes qui permet à un ordinateur à la station d'effectuer des calculs pour assurer la fiabilité de fonctionnement de l'unité d'ingénierie thermique en mode continu à un ravitaillement tout de verrouillage de position et des vannes de régulation à l'entrée de chaque canal. Ainsi, il est possible de déterminer les paramètres thermiques du réacteur à une autre commande de fréquence par le coût des canaux de différentes lois de commande (telles que la sortie de la teneur en vapeur d'eau ou de bouillon à une puissance critique), ainsi que des degrés variables de pré-étranglement du noyau.

Pour déterminer le domaine de l'énergie pour les lectures du coeur du réacteur utilisé le système de contrôle physique, en fonction de la mesure dans le coeur du flux de neutrons le long du rayon et la hauteur du coeur. Avec le témoignage du système de contrôle physique dans l'ordinateur Stanzione et saisir des données décrivant la composition du noyau, la production d'énergie de chaque TC, la position des barres de contrôle, la distribution de l'eau à travers les canaux des coûts de base, ainsi que des indications de jauges de pression et température du liquide de refroidissement.
expérience des RBMK d'exploitation d'exploitation montre que les réacteurs existants sur ces moyens de contrôle et de régulation de la température de maintenir le mode de carburant, le graphite et le stock avant la crise du transfert de chaleur à un niveau acceptable est simple.


1.4. Systèmes de sécurité (Fig. 2)
1.4.1. la sécurité de protection.
système de refroidissement d'urgence du cœur (ECCS) est un système de sécurité de protection et est conçu pour assurer l'élimination de la chaleur résiduelle à travers la présentation en temps voulu de la quantité requise d'eau dans les canaux de réacteurs dans des accidents impliquant des violations de refroidissement du cœur. De tels accidents sont: pipeline casse MFCC bolsho¬go diamètre, de vapeur et d'alimentation des conduites d'eau.
Le système de protection contre les excès de pression dans le circuit de refroidissement est principalement destiné à fournir une valeur de pression acceptable dans le circuit en enlevant un couple dans un pool-barboteur pour sa condensation.
Réacteur système de protection de l'espace est conçu pour maintenir la pression dans celle-ci à un niveau ne dépassant pas admissible en vertu de la situation d'urgence d'une rupture du TC en retirant le mélange vapeur-gaz à partir de l'espace du réacteur dans le gaz-vapeur piscine décharge barboteur cabine et dans la piscine-barboteur tandis trempe A3 signifie la réaction en chaîne . ECCS et un système de refroidissement de l'espace du réacteur peut être utilisé pour la mise en place d'absorbeurs appropriés de neutrons (sels de bore et 3He).

1.4.2. Localisation des systèmes de sécurité.
accident système de localisation (ALS), mis en œuvre sur le quatrième bloc de Tchernobyl centrale nucléaire, destinée à contenir les émissions radioactives en cas d'accident avec la décompression d'un circuit de refroidissement du réacteur tubulaire, en plus de la vapeur communication, les voies supérieures de TC et la partie de la jambe de retour, ce qui est dans le FV de la chambre et les pipelines des rejets de vapeur et de gaz de l'espace de réacteur.
Le composant principal du système ALS est des compartiments étanches, y compris le compartiment du réacteur de locaux suivants:
- Les boîtes Prochnoplotnye, disposées symétriquement par rapport à l'axe du réacteur et conçu pour une surpression de 0,45 MPa;
- Locaux groupe de collectionneurs et des communications d'eau plus bas distribution (ces locaux aux termes de la force des éléments de conception du réacteur ne permettent pas l'élévation de la pression excessive au-dessus de 0,08 MPa et sont conçus pour cette valeur).
boîtes et distribution de vapeur couloir de locaux reliés au volume d'eau de l'unité de vapeur canaux bulle condensation.
Le système d'arrêt et la soupape d'étanchéité est conçu pour fournir la zone de localisation de l'accident de fuite en coupant les communications, reliant des locaux hermétiques et non hermétiques.
Dispositif Bubble-condensation est conçu pour condenser la vapeur produite dans le circuit de décompression de l'accident du réacteur, lorsqu'il est activé les vannes principales et les fuites de sécurité à travers eux pendant le fonctionnement normal.

1.4.3. Assurer la sécurité. NPP électricité.
Les consommateurs d'électricité dans les centrales nucléaires, en fonction des exigences relatives à la fiabilité de l'alimentation électrique, divisés en trois groupes:
- Les consommateurs ne permettent pas l'interruption de la fourniture d'une seconde à quelques secondes dans tous les modes, y compris la disparition complète du mode de tension alternative sur le fonctionnement et de veille transformateurs auxiliaires, et nécessitant une nutrition obligatoire après réacteur opération A3;
- Les consommateurs sont autorisés dans les mêmes modes briser la puissance de dizaines de secondes à plusieurs dizaines de minutes et nécessitant une nutrition obligatoire après réacteur opération A3;
- Les consommateurs ne nécessitent pas une tension d'alimentation dans la disparition des modes de travail et de veille transformateurs auxiliaires, et bloquent le mode normal de fonctionnement permettant une pause au moment du transfert de puissance du travail à la réserve transformateur auxiliaire.

1.4.4. la sécurité du système de contrôle.
Les systèmes de sécurité de contrôle sont conçus pour tourner automatiquement les dispositifs de protection, localisant et assurer la sécurité et le contrôle de leur travail.

1.4.5. Système de surveillance radiologique.
Système de surveillance de la centrale nucléaire de rayonnement est une partie intégrante (sous-système) automatisé des systèmes de contrôle nucléaire et est conçu pour la collecte, le traitement et la présentation des informations sur la situation de rayonnement dans les locaux de centrales nucléaires et de l'environnement extérieur, l'état des environnements technologiques et les contours des doses d'exposition du personnel, conformément à la réglementation en vigueur et de la législation.

1.4.6. salle de contrôle de la centrale nucléaire.
NPP est géré à deux niveaux: la station et un bloc. Tous les dispositifs de sécurité des centrales nucléaires sont gérées au niveau du bloc.


1.5. Description de la place centrale de Tchernobyl et de la zone de son emplacement
1.5.1. La centrale nucléaire de Tchernobyl est situé dans la partie orientale d'une grande région, appelée Polésie biélorusse-ukrainienne, sur la rive. Pripyat, qui se jette dans le Dniepr.
Au début de 1986, la population totale de la zone de 30 kilomètres autour de l'usine était d'environ 100 000. Les gens, dont 49.000. Vivait dans la ville de Pripyat, situé à trois kilomètres à l'ouest de la zone de protection sanitaire de la centrale nucléaire, et 12.500. - dans la ville de Tchernobyl, située à 15 km au sud-est de la plante.


Fig. 2. Section de la centrale nucléaire de compartiment réacteur avec RBMK-1000, inclus la zone de localisation (voir numéros de référence. Fig. 1)


1.5.2. Description de la centrale nucléaire et de sa construction.
La première étape de la centrale nucléaire de Tchernobyl (deux unités de puissance avec RBMK-1000) a été construit en 1970-1977gg. À la fin de 1983. la construction de deux unités de puissance de la deuxième étape a été achevée sur le même site. 1,5 km au sud-est de cette zone en 1981. construction de deux unités de puissance avec le même réacteur (le troisième étage de la centrale nucléaire) a été lancé.
Au sud-est du site de la centrale directement dans la vallée. Pripyat a été construit entrée de refroidissement zone de l'étang de 22 km2, qui assure le refroidissement des condenseurs de turbine et d'autres échangeurs de chaleur des quatre premières unités. Niveau d'eau normal dans l'étang-refroidisseur adopté par 3,5 m en dessous de la mise en page du site de l'usine.

1.5.3. Les données sur le nombre de personnes sur le site de l'usine lors de l'accident.
Dans la nuit du 25 le 26 Avril, 1986 site par an de la première et deuxième étapes de Tchernobyl étaient 176 personnes - personnel d'exploitation en service, ainsi que des employés de différents départements et services de réparation.
En outre, dans la troisième étape du site de la centrale dans le quart de nuit a travaillé 268 constructeurs et installateurs.

1.5.4. Informations sur l'équipement sur place, en liaison avec le réacteur endommagé, et l'équipement utilisé dans le processus de liquidation de l'accident.
Chaque tour se compose de la centrale nucléaire de Tchernobyl de deux unités avec spéciaux des systèmes communs de traitement des eaux et des installations auxiliaires du site industriel, qui comprennent: le stockage des déchets radioactifs liquides et solides; appareillage de plein air; alimentation en gaz; alimentation de secours des générateurs de diesel; aqueduc et d'autres installations.

Stockage des déchets radioactifs liquides, construit comme une partie d'une deuxième ligne de la centrale nucléaire est conçue pour la réception et le stockage temporaire des déchets radioactifs liquides générés au cours des troisième et quatrième blocs, ainsi que la réception opération de rinçage à l'eau et de les retourner pour le recyclage. Les déchets liquides radioactifs provient du corps principal par des pipelines posés sur les supports de palier inférieur et des déchets radioactifs solides est introduit dans le coffre-fort dans le couloir supérieur franchir les voitures électriques.

puissance diesel de secours (RDES) est une source de systèmes électriques importants pour la sûreté de chaque bloc d'urgence autonome. Chaque RDES les troisième et quatrième unités sont installées sur les trois générateurs diesel d'une capacité unitaire de 5,5 MW. Pour faire fonctionner RDES fourni stocks intermédiaires et de base de la pompe à carburant diesel carburant de pompage, la décharge accidentelle de réservoirs de carburant et d'huile.

Pour l'eau industrielle des consommateurs responsables exigeant un approvisionnement ininterrompu de l'eau, il y a des stations de pompage séparées des troisième et quatrième blocs de l'alimentation de secours des générateurs diesel.

25 avril 1986 pour travailler les quatre unités de la première et deuxième lignes et associé à leurs systèmes et des installations de soutien des opérations normales de sites industriels.