Tchernobyl: Partie 3. ANALYSE DE L'ÉVOLUTION DES ACCIDENTS sur le modèle mathématique.

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.





3. ANALYSE DE L'ÉVOLUTION DES ACCIDENTS sur le modèle mathématique

Le système de contrôle centralisé (LZC) programme "The Rock" RVMK-1000 fournit des options de journalisation des diagnostics (DREG), selon lequel périodiquement (temps de cycle minimum 1 s) est interrogé et stocké des centaines de paramètres analogiques et numériques.

Dans le cadre des essais à haute fréquence ont été enregistrés uniquement les paramètres qui sont importants du point de vue de l'analyse effectuée par les résultats des tests. Par conséquent, le processus de développement de l'accident a été restauré par le calcul sur le modèle mathématique de l'unité de puissance avec non seulement les impressions programme de Dreg, mais les lectures et les résultats de l'enquête auprès du personnel.

Lorsque le processus de règlement de la restauration de l'accident est très important pour le développement était de faire en sorte que le modèle mathématique de l'unité décrit correctement le comportement du réacteur, ainsi que d'autres équipements et systèmes, dans les circonstances dans lesquelles ils se trouvaient avant la destruction. Comme il est indiqué dans la section précédente, le réacteur après 1 heure 00 minutes 26 Avril 1986 a travaillé instable et presque continuellement les opérateurs ont fait "perturbations" dans la gestion de l'objet afin de stabiliser ses paramètres. Cela a permis un intervalle de temps assez long pour une variété d'effets sur l'installation du réacteur pour comparer les données réelles de manière fiable l'enregistrement fixe signifie avec les données obtenues dans les simulations numériques. comparant les résultats ont été satisfaisants, ce qui démontre la pertinence du modèle mathématique de l'objet réel.

Afin de présenter plus clairement l'influence de l'histoire sur la nature de l'accident ont été analysés estimations depuis 1h 19min 00sek, t. E. Pour 4 minutes avant l'essai avec le Coasting TG (Fig. 3).
L'opérateur a commencé à alimenter FV afin de les prévenir dans le niveau de l'eau. Au bout de 30 secondes, il a réussi à maintenir le niveau, en augmentant le débit d'eau d'alimentation de plus de 3 fois. Après environ une minute, il était 4 fois plus élevé que l'original.
Dès que l'eau plus froide à partir de la station de base a atteint le noyau, la production de vapeur a considérablement diminué, ce qui provoque une diminution de la teneur en vapeur d'eau en volume, ce qui conduit au déplacement des barres vers le haut AR. Après environ 30 secondes, ils atteint les commutateurs de limite supérieure, et l'opérateur devait «aider» les à barres PP, réduisant ainsi la marge de réactivité opérationnelle. (Cette opération n'a pas été enregistré dans le journal des opérations, mais sans lui conserver le pouvoir serait tout à fait impossible au niveau de 200 MW.) Opérateur, déplaçant les tiges RR up, surcompensation et atteint l'un des groupes de barres de AR est tombé à 1,8 m.

La réduction de la production de vapeur a conduit à une légère baisse de la pression. Après dispositif à grande vitesse d'environ une minute 1h réduction fermée 19min 58sek (BRU-K) à travers laquelle l'excès de vapeur gravé dans le condenseur. Cela a contribué à une certaine diminution du taux de chute de pression. Cependant, jusqu'à ce que la pression a continué de test à tomber lentement. Pendant cette période de temps, il a changé de plus de 0,5 MPa.

En 1h 22min 30sec sur le LZC "The Rock" énumérant les champs réels de l'énergie et les dispositions de toutes les barres de contrôle a été obtenu. Il est à ce point du temps était une tentative pour les champs de neutrons calculés et enregistrés "bind".

Caractéristiques générales du champ de neutrons à ce moment est la suivante: à une direction radialement azimutale est sensiblement convexe, et la hauteur - en moyenne eiergovydeleniem deux bosses plus élevée dans la partie supérieure du noyau. Cette distribution de champ est tout à fait naturel pour l'état dans lequel il y avait un réacteur: brûlé zone active, fraction presque toutes les barres de commande supérieure vide dans la partie supérieure du noyau est considérablement plus grande que l'empoisonnement de 135He bas dans les parties centrales du réacteur avant le périphérique.

En 1h 22min 30sec marge de réactivité était seulement 6-8 barres. Ceci est la réglementation de fonctionnement au moins la moitié de la marge maximale admissible établie technologiques. Le réacteur était dans un état de nereglamentnom inhabituelle, et d'évaluer l'évolution future des événements était de déterminer l'efficacité différentielle de barres de commande et A3 est très important dans les champs de neutrons réels et propager les caractéristiques essentielles. L'analyse numérique a montré une erreur de haute sensibilité pour déterminer l'efficacité des barres de commande à l'énergie de champ de l'altitude de récupération d'erreur. Si, par ailleurs, nous prenons en compte que de tels niveaux de petite puissance (~ 6 & # 247; 7%) par rapport à l'erreur de mesure de champ est nettement plus élevé que les conditions nominales, il devient clair que la nécessité d'analyser un très grand nombre d'options de règlement pour vérifier l'authenticité ou la fausseté de ce ou cette version.

En 1 h 23 paramètres du réacteur min étaient les plus semblables à l'écurie dans la période considérée, et le test a commencé. Une minute avant que l'opérateur a abaissé brusquement l'écoulement d'eau d'alimentation, ce qui entraîne une augmentation de la température de l'eau à l'entrée du réacteur, avec un retard égal au temps de passage du fluide de refroidissement à partir de la BS dans le réacteur. A 1 h 23 min 04 sec l'opérateur fermé le nombre IBS TG 8 et a commencé en roue libre générateur de turbine. En raison de l'écoulement de vapeur réduit de sa pression BS commence à augmenter légèrement (à une vitesse moyenne de 6 kPa / s). Le débit total à travers le réacteur a commencé à tomber en raison du fait que quatre des huit MCP a travaillé sur «court» du turbogénérateur.

Augmentation de la pression de vapeur, d'une part, et en réduisant le débit d'eau dans le réacteur et l'eau d'alimentation à la station de base, d'autre part, sont des facteurs déterminant la teneur volumétrique de la vapeur en compétition, et par conséquent la puissance du réacteur. Il convient de souligner que, dans l'état qui a frappé le réacteur, un petit changement de puissance conduit au fait que la teneur en vapeur de volume affecte directement la réactivité augmente plusieurs fois supérieure à la puissance nominale. La concurrence entre ces facteurs éventuellement conduire à une capacité accrue. Cette circonstance pourrait être la raison pour presser l'AZ-5.


Fig. 3. restauration estimée de l'accident sur un modèle mathématique du processus:
A, D - puissance neutronique,%;
B - réactivité du réacteur;
C - pression tambour barre de séparation;
E, G et - la position des barres d'AP-1, AP-2 et AP-3, respectivement;
K, L, M - débit de fluide de refroidissement (m3 / c), l'eau d'alimentation (kg / s) et de la vapeur (kg / s) dans une boucle, respectivement;
N - température du carburant, ° C;
O, P - la masse volumique et teneur en vapeur à la sortie de la zone;
S - le niveau d'eau dans le séparateur à tambour, mm;
A propos - le point de l'impression DREG



A3-5 bouton a été pressé en 1 heure 23 minutes 40 secondes. Je commence la saisie des tiges A3. A cette époque, les tiges AR, compensant partiellement la croissance de la production précédente a été dans le fond de l'âme, et le travail du personnel avec trop faible marge de réactivité opérationnelle conduit au fait que presque toutes les tiges d'autres absorbeurs étaient au sommet du noyau.

Dans ces conditions, les violations du personnel entraîné une réduction significative de l'efficacité de A3. La réactivité positive totale, qui est apparu dans le noyau, a commencé à croître. Après 3 secondes la puissance a dépassé 530 MW, et la période d'accélération a été beaucoup moins de 20 secondes. L'effet positif de la réactivité de la vapeur a contribué à la détérioration de la situation. Partiellement compensée par administré à ce moment que l'effet Doppler de la réactivité.

La baisse continue du débit d'eau dans les conditions de croissance de la puissance du réacteur TC a conduit à une production de vapeur intense, puis à la crise de la chaleur, le combustible de chauffage, sa destruction, le bouillonnement rapide du liquide de refroidissement, qui sont des particules de combustible détruite, une forte augmentation de la pression dans le TC, leur destruction et leur explosion thermique , détruisant le réacteur et la construction de structures et a conduit à la libération de produits de fission actifs dans l'environnement.

Vaporisation et une forte augmentation de la température dans le noyau ont créé les conditions pour l'émergence de zirconium-vapeur et d'autres réactions chimiques exothermiques. Leur manifestation sous la forme de feux d'artifice émis chaud et fragments chauds observé les témoins.

À la suite de ces réactions est formée contenant du monoxyde de carbone et du mélange gazeux d'hydrogène capable d'explosion thermique lorsqu'il est mélangé avec de l'oxygène. Cette confusion aurait pu se produire après la dépressurisation de l'espace du réacteur.