reklama

Jadrová energia – Černobyľ inými očami - časť C)

Problémy s blokmi RBMK boli už aj pred Černobyľom. Niektoré z nich boli vážne, a minimálne jedna taká, ktorej začiatok bol veľmi podobný tomu čo sa neskôr stalo na 4 bloku Černobyľskej JE.

Písmo: A- | A+
Diskusia  (0)

Jadrová energia – Černobyľ inými očami - C)

Problémy s reaktorovými blokmi RBMK boli už aj pred haváriou na 4. bloku Černobyľskej JE. Niektoré z nich boli vážne, a minimálne jedna taká, ktorej začiatok bol veľmi podobný tomu čo sa neskôr stalo na 4. bloku Černobyľskej JE.

Prevádzkovanie reaktorových blokov typu RBMK bolo sprevádzané s nepríjemnými dôsledkami konštrukcie. Technologické a chladiace kanály sa v prostredí jadrového reaktora ukazovali ako nie úplne najlepšie navrhnuté. Z jednej strany bolo jadrové palivo produkujúce obrovské množstvo tepelnej energie, potom stena kanála, ktorá ale bola z technických dôvodov kombinácia zirkónia a ocele (a práve ich spojenie bol kritický bod), a z opačnej strany grafitové obloženie, či výmurovka s vysokou teplotou. Relatívne často sa v prevádzke objavovali netesnosti, ktoré prevádzkovanie komplikovali. V niektorých prípadoch to viedlo až k roztrhnutiu, či prasknutiu potrubí. Také havárie boli dve 1 bloku Černobyľskej jadrovej elektrárni, kde v prvom prípade došlo k rozhermetizovaniu technologického kanála, a v druhom dokonca až k úplnému gilotínovému roztrhnutiu technologického kanála. Analogická havária bola aj na 2 bloku JE Kurskej jadrovej elektrárne, kde došlo k vážnemu poškodeniu technologického kanála.

SkryťVypnúť reklamu
Článok pokračuje pod video reklamou

No a najvážnejšia porucha, ktorá bola veľmi jasnou predzvesťou havárie na 4. bloku Černobyľskej JE, bolo havarijné poškodenie palivového kanála na 1. bloku Leningradskej jadrovej elektrárne, ktoré sa stalo cca 10 rokov pred Černobyľom.

1 - Havária na 1 bloku JE Černobyľ (ZSSR), spojená s rozhermetizovaním technologického kanála

1 blok JE Černobyľ (reaktor RBMK, výkon 1000 MWe), bol spustený v septembri 1977 a projektovaný výkon dosiahol v máji 1978. Počas celej prevádzky (do tejto nehody) mali 78 odstavení bloku, z toho bolo 64 havarijnou ochranou reaktora. V dobe pred nehodou, mali jeden prípad rozhermetizácie technologického kanála v bunke 42-34. Netesnosť bola zistená štandardným systémom kontroly, ktorý existoval na JE, a kanál bol vymenený v novembri 1979. Pomocou vizuálnej kontroly periskopom boli zistené poškodenia na zirkóniovej časti kanála v tvare pozdĺžnej praskliny dĺžky 40-45 mm na úrovni +11080 mm v oblasti hornej dištančnej mriežky kaziet. Žiadne iné vážne problémy, súvisiace s možným poškodením častí aktívnej zóny reaktora a zariadenia na reaktore na 1 bloku nemali. V „havarovanom“ technologickom kanále ТК 62-44 od začiatku prevádzky pracovali tri kazety. Sumárna výroba kanála k momentu havárie bola 2727 MWtdeň, čo bolo približne o 10-15% vyššie ako v «štatisticky priemernom» kanále tohto bloku za hodnotené obdobie. K momentu havárie bol index spoľahlivosti technologického kanála predpokladaný hodnotou 1.8.*105 /rok.

SkryťVypnúť reklamu
reklama

Od 26. júla až do 7. septembra 1982 bol 1 blok odstavený na bežnú údržbu a opravu. Po ukončení prác a povinných spúšťacích krokov bol 7. septembra o 12:26 reaktor vyvedený na minimálnu kontrolovateľnú úroveň, a začali nahrievať blok. Zároveň paralelne pripravovali technologické zariadenia na spúšťanie a pred-regulovali prietoky chladiacej vody cez technologické kanály. V práci bežali 4 hlavné cirkulačné čerpadlá (po dva na každej strane).

9 septembra 1982 o 16.00 začali so stupňovitým zvyšovaním výkonu a v čase od 17:09 do 17:52 vzrástol tepelný výkon reaktora z 250 na 700 MWt, a turbogenerátor TG-2 bol nabehnutý na otáčky (bez výkonu). V priebehu asi štvrť hodiny zaregistrovali skokové zmeny tlaku až na doraz meracích prístrojov. Vypli sa im všetky kompresory, prietok dusíka na prefukovanie sa znížil prakticky na nulu, čím boli trojmetrové hydraulické uzávery vyradené z činnosti. Prišla signalizácia prevýšenia aktivity plynu na hodnotu 100x! Zaregistrovali aj nárast tlaku v susednom 2. bloku, vzhľadom na ich vzájomné bezprostredné prepojenie cez plynový okruh. Pri výkone reaktora 750 MWt, dosiahla aktivita plynu úroveň 10-3 Ci/l, a taktiež vzrástla aktivita pri kompresoroch plynového okruhu. Zároveň bolo spozorované zvýšenie výpustí vo ventilačnom komíne. O 18:25 zapracovala signalizácia zvýšenia teploty plynu v systéme kontroly hermetičnosti (maximálna teplota 1200С bola v bunke 60-21), a aj signalizácia «vlhkosť v systéme «Volna» - 100%» . V tom čase podľa snímačov systému fyzikálnej kontroly vývinu energie v aktívnej zóne (SFKRE) v druhom kvadrante reaktora dochádzalo k zníženiu výkonu a chladnutiu, a personál sa (bezúspešne) snažil nabehnúť kompresory plynového okruhu a zároveň sa snažili opätovne zdvihnúť výkon reaktora (700 MWt). Vo všetkých oblastiach reaktora zapracovala signalizácia zvýšenia teploty plynovej zmesi (t >1000С) ako aj signalizácia zvýšenej vlhkosti. O 18:38 po konzultácii s vedením JE bol reaktor odstavený tlačítkom havarijnej ochrany. 

SkryťVypnúť reklamu
reklama

Následky havárie – kvôli prehriatiu zirkóniovej časti technologického kanála 62-44 (podľa odhadu do teploty vyše 7000С) došlo k strate pružnosti kovu, čo spôsobilo prasknutie trubky vnútorným tlakom, a s prúdom prehriatej pary syčiacej do vytvorenej medzery, došlo k vystreleniu väčšiny palivových tabletiek UO2 do grafitového muriva reaktora. V dôsledku toho bola väčšina grafitových blokov tejto bunky zničená, grafitové bloky susedných buniek boli pretlačené inde a kanály obklopujúce bunku boli ohnuté. Táto nehoda je oproti "jednoduchej" nehode s rozhermetizáciou technologického kanála charakterizovaná skutočnosťou, že zničenie kanála sprevádzala aj významná zmena v jeho geometrie, čo pre jeho vytiahnutie prakticky znemožnilo použitie dostupných štandardných prostriedkov a zariadení. Keďže obnoviť kanál 62-44 nebolo možné, a naopak si to vyžadovalo ochranu bunky, boli okolité kanály zbavené paliva a prestali byť používané na ich projektový účel (cez tieto kanály bol potom nastavený malý prietok vody na chladenie grafitu a samotných kanálov).

SkryťVypnúť reklamu
reklama

Po vychladnutí reaktora uskutočnili podrobné vyšetrenie vnútorného povrchu kanála 62-44 pomocou periskopu RVP-489 a sfotografovali stav. Zistili, že potrubie kanála má otvorenú trhlinu v oblasti 9260 až 8620 mm (trhlina začína približne 1,2 m nad stredom aktívnej zóny) v smere technologického kanála 61-45 a havarijného kanála 62-45. Časť palivových tabliet sa nachádzala zvonku oproti trhline kanála, na úrovni 9200 v medzere medzi 61. a 62. radom grafitových stĺpov. Všetky kanály buniek prvého polomeru článku 62-44 boli ohnuté v smere od defektnej bunky, a kanály majú maximálnu deformáciu na úrovni defektu buniek 62-44; Okrem poškodeného kanála bol kanál 62-45 vystavený najväčšiemu zakriveniu. Hodnota vychýlenia bola až do 8 cm !!, a kanál sa skrivil do tvaru špirály pod úrovňou 9000, a časť pracovnej kazety bola v grafite medzi bunkami 62-44 a spoločným skĺbením grafitových stĺpcov 61-44, 62-45, 61-45; na úrovni 9200 časť kazety prenikla takmer horizontálne do medzery medzi 61. a 62. radmi. V oblasti prasknutia defektného kanála došlo k významným ohybom kovu kanálového potrubia nasmerovaného z kanála ku grafitovému murivu. Ohnutia neumožňovali vyradiť poškodenú palivovú kazetu z bunky pomocou štandardnej technológie, a rozhodli vytiahnuť kazetu po častiach. Pri príprave na odstránenie spodnej časti bola v kobke rozobraná vlnovková dilatačná škára a bola zhotovená bezpečná schránka (niečo ako sarkofág) na uloženie odpadu z havarovanej bunky.

Príčinou havárie bolo zníženie (alebo dokonca strata) prietoku vody cez kanál 62-44. Prudké zníženie chladenia viedlo k prepáleniu zirkóniovej časti v dĺžke približne 600 mm. Zníženie (strata) prietoku vody mohlo nastať v dôsledku chyby pri uzatvorení regulačnej armatúry, alebo v dôsledku existencie cudzích mechanických objektov vo vnútri kanála. Ani jeden z kanálov nemá proti tomu poistku technickými prostriedkami. Fakty hovoria v prospech druhej verzie. Pred spustením dňa 9. septembra v súlade s predpismi boli upravované prietoky cez kazety. Zistilo sa, že 62-44 je zaseknutá. Prietok cez tento kanál bol 17,8 m3/h, ale v deň havárie, medzi 17:27 až 18:46 hod. prakticky neexistoval. Neskôr, 10. septembra o 09:30 hod., sa zasekávanie 62-44 „samo odstránilo“, a zregulovali jeho otvorenie na 17 mm. Zmenový personál skontroloval prietok cez kanál, ktorý dosiahol 33 m3/h. , a systém merania prietoku pracoval bez závad. Ale neskôr keď bola 20 novembra urobená kontrola rozvodu skupinového zberača (RGK), z ktorého je tiež napájaný kanál 62-44, našli v iných častiach RGK množstvo cudzích predmetov: drvené hobliny, kusy zváracích drôtov, kusy drôtu 0,6-1 mm a dĺžky 10-45 mm, podložky, klince dlhé 50-70 mm a ako aj doštičku dlhú 150 mm, o šírke 26 mm a hrúbky 1 mm. Samozrejme, že ktorákoľvek z týchto vecí mohla byť príčinou dočasného zníženia prietoku vody na 62-44. Ochranu RGK pred cudzími predmetmi bolo možné urobiť veľmi jednoducho inštaláciou filtrov. Ako sa tiež ukázalo, už o 18:15 hod. bolo pomerne dosť príznakov, ktoré poukazovali na rozhermetizáciu kanála s prenikaním pary do muriva reaktora. Tieto príznaky si však prevádzkový personál nevšimol, a stratil viac ako 20 minút na vyjasnenie situácie a prijatie rozhodnutia o aktivácii bezpečnostných systémov a lokalizácii nehody. Táto skutočnosť poukázala na nedostatok profesionálnej odbornej prípravy operatívneho prevádzkového personálu zmeny.

Nehoda odhalila niekoľko projektových chýb reaktorového bloku.

Okrem spomenutých nedostatočných technických prostriedkov určenia prietoku cez technický kanál, bolo poukázané aj na skutočnosť že systém regulácie prietoku vody skrz kanály má nízku spoľahlivosť, nestabilné charakteristiky a prietokomery, a neexistuje komplexná diagnostická kontrola jednotlivých prvkov; systém nebol schopný presne lokalizovať aktivitu, čo nakoniec viedlo k významnému úniku rádioaktivity do ventilačného komína a radiačného znečistenia na území JE a v priestoroch reaktora. Merania vykonané 10. septembra o 02.00 ukázali, že vodná aktivita odtokov "mokrého" kondenzátu plynu a vodných hydrouzáverov bola podľa aktivity jódu I135 až 2,2 x 10-4 Ci/l. Plynová aktivita sa v priestore reaktorového oddelenia zvýšila 100 krát; pričom merania z 9. a 10. septembra ukázali prítomnosť Ar41 a Xe 133 v plyne. V boxoch kompresorov plynového okruhu bolo γ-pozadie (gama) 15-20 μR/s a v bezprostrednej blízkosti potrubia prefukovania dusíka bola hladina gama-žiarenia 100-250 μR/s /hod.). Odhaduje sa, že celkové znečistenie životného prostredia s aerosólmi s dlhou životnosťou bolo približne 6 Ci. V kontrolovanej zóne bolo počas nehody 91 ľudí. Dávky vonkajšej expozície boli: do 0,5 ber-68 pracovníkov, od 0,5 do 1,25 ber-19 pracovníkov, od 1,25 do 2,5 ber-4 pracovníci (ber – biologický röntgen-ekvivalent).

Materiálna škoda z tejto havárie bola – hodnota technologického kanála (10 tisíc rubľov); škody zo straty výroby elektrickej energie (77 dní); pracovné náklady na likvidáciu havárie (100-200 osôb za hodinu) a kolektívna dávka 10 ber-man.

Nehoda potvrdila význam "ľudského faktora". Prítomnosť prevádzkových chýb zhoršila priebeh nehody a viedla k významnému uvoľneniu aktivity do okolitého životného prostredia ako aj do priestorov JE. Priamy odhad emisií aerosólov do ventilačného komínu je zložitý, pretože všetky procesy ich tvorby v aktívnej zóne a spôsoby ich prechodu z reaktora do ventilačného komína sú veľmi neurčité. Odhad preto vychádza z meraní ustálených rádioaktívnych látok na území JE v sanitárnej zóne. Na základe výsledkov výskumov sa zistilo, že rádioaktívna kontaminácia pôdy v sanitárnej zóne bola spôsobená rádioaktívnymi časticami-produktmi štiepenia uránu. Celkové výpuste týchto častíc cez ventilačný komín JE boli 20 až 40 Ci, čo zodpovedalo 10 až 20 g vyvrhnutej hmoty jadrového paliva.

2 – Havária na 1 bloku Černobyľskej JE (ZSSR), spojená s gilotínovým roztrhnutím technologického kanála

Do vzniku havárie boli bloky č. 2 a 3 JE Černobyľ (s reaktormi RBMK 1000) v práci na výkonoch 980 a 1010 MWe. Blok č. 1 bol v súlade s predpismi v štádiu vysušovania grafitového obloženia reaktora. 21 februára 1983 zvýšili parametre tlaku a teploty 1. bloku na nominálne hodnoty, a 23. februára zvýšili výkon reaktora 1. bloku na 50%. Pracoval jeden turbogenerátor TG-1 s výkonom 500 MW. Priestor reaktora bol prefukovaný dusíkovo-héliovou zmesou s koncentráciou hélia 67%. O 08.11 hod. 25 februára 1983 na 1 bloku zapracovala havarijná ochrana reaktora od zvýšenia tlaku v reaktore. Podľa svedectva operátora plynového okruhu sa na začiatku tlak v reaktore v okamžiku zvýšil skokovo až na doraz meracieho prístroja. Operátor odstavil prefukovanie reaktora zmesou, odstavili héliové kompresory, kalorifér ako aj uzatvorili jódové filtre. Následne o 08:17, so súhlasom zmenového inžiniera bolo priestranstvo reaktora 2. bloku oddelené od zvona plynového okruhu. Reaktor bol odstavený všetkými havarijnými kazetami. Pri tom sa na table blokovej dozorni objavila signalizácia: «Zvýšenie tlaku na vstupe do reaktora č. 1», „Zvýšenie tlaku na výstupe z reaktora č. 1», ako aj «Zníženie prietoku plynu cez reaktor č.1».

Pri odstavovaní priebežne kontrolovali ktoré kanály by mohli byť netesné. Po vychladení bloku bol 26. februára technologický kanál 21-56 skontrolovaný periskopom. V oblasti spodného adaptéra bolo v mieste vnútorného spojenia častí ocele a zirkónia v kanáli zaznamenané úplné priečne pretrhnutie kanála (gilotínový rez). Pretrhnutie bolo na úrovni 3276 mm. Predtým bolo na tom istom bloku nájdené poškodenie spodného adaptéra v technologických kanáloch č. 46-18 a č. 63-54. Vzdialenosť medzi okrajmi trhlín v kanále bola približne 30 mm. Vo vytvorenom priestore bola viditeľná časť grafitového puzdra s nerovnými okrajmi. Horná hrana trhliny zo strany zirkónia mala plochý okraj. Na spodnom konci zlomeniny z vonkajšej strany boli pozorované kovové škvrny a praskliny, pričom charakter zlomenín bol krehký lom. Dňa 27. februára 1983, kedy bol technologický kanál odstránený z reaktora, bola skontrolovaná aj bunka 21-56. Vizuálnou prehliadkou a pomocou televízora zistili zničenie grafitových krúžkov a spodných puzdier. Grafitové bloky boli poškodené formou pozdĺžnych trhlín do šírky až do 30 mm na štyroch dolných blokoch. Najväčšie šírky trhlín (4 trhliny), a to v tvare uhlu 90 stupňov, boli nájdené v treťom a štvrtom grafitovom bloku zospodu; pričom boli analogické v rozložení polôh trhlín v druhom, treťom a štvrtom grafitovom bloku. Tri praskliny tretieho grafitového bloku prechádzali od spodnej časti bloku k stredu až po rozmery 30, 50 a 40 mm. V spodnej časti štvrtého bloku boli široké trhliny 30, 50, 10 a 50 mm. V trhlinách tretieho a štvrtého bloku boli fragmenty grafitových puzdier, ktoré však nevyčnievali do centrálneho otvoru. V piatom grafitovom bloku zospodu neboli nájdené defekty. 27. februára 1983 bol namiesto poškodeného technologického kanála inštalovaný nový. Komisia nedokázala zistiť dôvod roztrhnutia kanála. Vyskytli sa len niektoré nedostatky v prevádzke, ktoré majú nepriamu spojitosť s prasknutím:

• na záznamníku tlaku plynu na ktorom bola signalizovaná hodnota 400 mm, nebola korigovaná nulová hodnota;

• projekt neposkytoval registrátor tlaku plynu v priestore reaktora so stupnicou od 0 do 1 kg/cm2, ktorej potreba vzniká v takýchto núdzových prípadoch;

• projektová schéma plynových okruhov pre reaktorové bloky č. 1 a 2 predpokladá ich trvalé spojenie so spoločným medzi-kolektorom, čo vedie k poruchám v režime čistenia plynu na nehavarovanom bloku.

Jeden z možných scenárov pre gilotínové pretrhnutie je založený na skutočnosti, že už existujúca trhlina sa zvyšuje do veľkosti nestability (kritický rozmer trhliny) a potom sa okamžite roztrhne po celom obvode potrubia ako úplný rez.

Technologický kanál je na mieste zničenia vyrobený z vysoko pevnej ocele, ktorá má zvýšenú odolnosť voči nestabilnému nárastu trhlín. Predtým, než trhlina dosiahne veľkosť, pri ktorej je možné náhle katastrofické pretrhnutie, musia vzniknúť v kanále značné netesnosti (tzv. teória Leak Before Break).

V tomto danom prípade to tak zrejme aj bolo a určite došlo k "úniku pred pretrhnutím", ale diagnostika úniku je dosť zložitá, a v danom prípade vysoká vlhkosť a teplota v plynovom okruhu mohla byť (a asi aj bola) vnímaná operátormi ako dôsledok prebiehajúceho režimu sušenia grafitu v reaktore.

Je možné predpokladať, že dynamický účinok, ktorý vedie k zvýšeniu trhliny až do stavu nestability, môže byť spôsobený aj vibráciami technologického kanála, z dôvodu vzniknutej špeciálnej vírovej štruktúry v prietoku vody.

3 – Havária na 2 bloku Kurskej JE (ZSSR), spojená so zničením technologického kanála

Vznik a priebeh havárie:

Po ukončení opravy bloku 21. apríla 1983 o 19,50 bol blok č. 2 JE Kursk (RBMK-1000) nabehnutý na minimálnu kontrolovateľnú úroveň výkonu. Počas opravy boli odstránené a vymenené poškodené chladiace a odrážacie kanály 27-17, 27-33 a 27-05. Personál plnil špeciálny program na vysušenie priestoru reaktora od vlhkosti, ktorá sa tam dostala pri opravách a v procese nábehu.

Podľa výpočtov by mal byť náhrev a zvyšovanie výkonu spočiatku sprevádzané zvyšovaním vlhkosti a s jej následným znížením do dovolenej úrovne. Proces vysušovania by mal trvať cca 100 hodín. V noci z 21. na 22. apríla 1983 sa nárast vlhkosti na východe z priestorov reaktora zastavil na hodnote 83%, a zdalo sa že začína klesať. Zastabilizovala sa aj vlhkosť na systéme kontroly hermetičnosti, a merania teplôt trubiek systému neukazovali žiadne anomálie.

Pred vznikom havárie 2. blok pracoval s dvoma turbogenerátormi TG-3,4 na tepelnom výkone 2200 MWt, elektrickom výkone 670 MW a mal zásobu reaktivity na 35,8 kazetách.

O 13:40 – 22. apríla zaregistroval operatívny personál zvýšenie tlaku v reaktore na hodnotu 1000 mm vs.. Aby znížili tlak a naladili opätovne režim drenážovania, nabehli rezervný héliový kompresor a prefukovanie priestoru reaktora preradili z čističky hélia na dusíkovú čističku. Okrem toho vypustili vodu z drenáží havarijného kondenzátora plynového okruhu. Po týchto opatreniach na plynovom okruhu sa im podarilo znížiť tlak v priestore reaktora na úroveň 600 mm vs., a do 17:00 nebolo zaregistrované význačnejšie zvýšenie vlhkosti. O 17:00 sa však objavil prietok vody v drenáži až do hodnoty 1 m3/hod. To bolo potvrdené aj zvýšením teploty trubiek kontroly hermetičnosti v druhom a treťom kvadrante, ako aj paralelným zvýšením vlhkosti merania v systéme «Volna». Tieto príznaky dávali predpoklad na pravdepodobné roztrhnutie technologického kanálu, a o 17:30 bol reaktor na príkaz hlavného inžiniera odstavený tlačidlom havarijnej ochrany. Režim odstavenia a následná dochladzovanie prebiehali podľa predpisov, pričom blok č. 1 zostal v práci na nominálnom výkone. Z dôvodu odstávky bola strata na výrobe elektrickej energie 204,69 MWh.

Príčiny havárie:

23. apríla k 23:00 bol reaktor vychladený na 600С, a grafit na 900С. Personál začal pomocou akustickej metódy hľadať poškodený kanál podľa špeciálneho programu. Spočiatku to robili v režime zníženia tlaku v reaktore z 50 do 14 kg/cm2 a pri štyroch pracujúcich hlavných cirkulačných čerpadlách. Podarilo sa im nájsť iba niekoľko prípadov zvýšeného šumu. Nasledujúci deň 24. apríla od 21:00 už kontrolovali všetky kanály pri odstavených čerpadlách s tlakom v reaktore 40 kg/cm2. Vtedy už jednoznačne určili 2 kanály s vysokým šumom, a to: č. 26-36 a č. 40-60. V kanále 26-36 bol hluk počuteľný tak zhora na zátke, ako aj zdola. V kanále 40-60 bol počuť hluk iba zvrchu. Šumy, ktoré boli zaregistrované predtým na iných kanáloch už pri opakovaných testoch neboli potvrdené. 25. apríla o 10:50 bola z technologického kanála 26-36 vyvezená palivová kazeta, a celý kanál bol vytiahnutý z grafitového obloženia. Následná kontrola buky č. 26-36 po vytiahnutí technologického kanála ukázala, že grafit nemá žiadne poškodenie, ale že bolo poškodené prechodové miesto dolného spojenia materiálov zirkón - oceľ. Kontrola vnútorného povrchu kanála periskopom pred vyrezaním z reaktora neukázala žiadne defekty, ktoré by mohli byť príčinou rozhermetizácie, pretože dĺžka periskopu (17 m) dovoľovala prezrieť vnútorný povrch iba nad úrovňou prechodového spoja zirkón – oceľ cca 300-400 mm. Kontrola suchého kanála pomocou špeciálnej televíznej techniky pri vyberaní kanála z reaktora však už odhalila prítomnosť trhlín na grafitových puzdrách - druhom a treťom odspodu (13 mm). Na kónickej časti prvého dna puzdra v oblasti technologickej medzery boli spozorované stopy prúdu chladiva. Na hliníkovom povlaku nehrdzavejúcej časti kanála 60 × 5,5 mm boli pozorované tmavé pruhy - stopy interakcie chladiva s povlakom. Po naplnení technologického kanála 26-36 vodou bol počas extrakcie kanála pozorovaný únik vody z prstencového priechodu v blízkosti adaptéra, zatiaľ čo časti poškodených grafitových puzdier, ktoré kryli adaptér z vonkajšej strany, technologického kanála do chladiaceho bazénu pri preprave vypadli. Z nehrdzavejúcej spodnej časti kanála 60 × 5,5 mm voda nevytekala.

Zaplnenie technologického kanála vodou v chladiacom bazéne bolo v dôsledku praskliny už za približne 10-15 minút. K nehode došlo v dôsledku poškodenia adaptéra kanála nainštalovaného v bunke č. 26-36. Tento poškodený kanál bol vyrobený 6. mája 1976 a podľa kontroly a dokumentácie úplne spĺňal všetky požiadavky na materiál ako aj spracovanie podľa svojho osvedčenia. Adaptér je vyrobený vo forme dvoch koaxiálnych valcov spojených difúznym zváraním. Kanál bol inštalovaný do reaktora 30. júna 1978; a do havárie bol v reaktore 4 roky a 9 mesiacov vrátane energetického režimu prevádzky reaktora č. 2 - od 25. januára 1979. Počas tohto obdobia boli v kanále prevádzkované dve palivové zostavy. Sumárne odpracovaná energia v tomto technologickom kanále bola 2366 MWd, prietok chladiva, výkon kazety zavezenej do kanála, ako aj koeficient zásoby do krízy varu v procese prevádzkovania kanála boli všetky v rámci dovolených limít a podmienok. 

26. apríla preverili priechodnosť a práceschopnosť dráhy merania prietoku, funkčnosť prietokomeru ako aj celej meracej súpravy. Prietok bol 35 m3/h. Príčina poškodenia technologického kanála nebola určená, pretože regulačná armatúra kanálu 26-36 bola v otvorenej polohe (14 mm), obmedzovač bol nastavený na otvorenie 5,5 mm, v uzavretom stave (referenčný rámec) - nula, plný zdvih pre otváranie 4,5 otáčky, čo zodpovedalo 26 mm. Regulačná armatúra sa ľahko pohybovala smerom aj na otvorenie, ako aj na zatvorenie.

Zdá sa, že uvedená nehoda nie je nejako výnimočná, pretože za celkovú prevádzkovú dobu reaktora 32 tisíc hodín, bolo z dôvodu rozhermetizácie zaregistrovaných 7 technologických kanálov a 1 kanál ochladzovania reflektora. Miesta pretrhnutí a netesností v štyroch z nich boli umiestnené bližšie k strednej časti kanála - vo vzdialenosti 8760, 10240, 8660 a 5560 mm od zvaru.

Pri vyšetrovaní tejto nehody boli identifikované viaceré nedostatky v prevádzke bloku. Konkrétne sa zistilo, že od inštalácie neboli núdzové kondenzátory plynového okruhu vyčistené, že projekt odvádzania drenáží z kanálov havarijných a regulačných kaziet nebol vôbec dokončený a že štandardný systém kontroly hermetičnosti bloku neumožňuje spoľahlivú identifikáciu prietokov cez technologické kanály, aj keď je zrejmé, že táto nehoda nenastala kvôli tomu.

4 - Havarijné poškodenie palivového kanála na 1. bloku Leningradskej jadrovej elektrárne (ZSSR)

Po ukončení plánovanej opravy 1. bloku na Leningradskej jadrovej elektrárni bol blok 30. novembra 1975 (teda cca 10 rokov pred haváriou na 4. bloku Černobyľskej JE) spustený do prevádzky a dosahoval výkon 800 MWe. Kvôli nesprávnej funkcii regulátora tlaku bol znížený výkon na 500 MWe. O druhej hodine však operátor chybne nechtiac odstavil pracujúci turbogenerátor (TG), v dôsledku čoho zapracovala havarijná ochrana reaktora (odstavené oba TG), a reaktor bol odstavený do podkritického stavu. Operátori sa snažili napraviť chybu a nabehnúť reaktor naspať do energetického režimu, ale ich snaha zdvihnúť výkon reaktora bola sprevádzaná viacnásobným zapracovaním havarijnej ochrany reaktora od nízkej úrovne periódy a prevýšenia zadaného výkonu reaktora. Nakoniec sa im predsa len k ránu (06,15 hod.) podarilo zdvihnúť výkon reaktora na úroveň 1000 MWt ale o 06,33 hod. sa pri tepelnom výkone reaktora 1720 MWt (420 MWe) v niekoľkých kanáloch objavili signalizácie zníženia prietoku vody, a na dvoch oblastiach v table skupinovej kontroly hermetičnosti kanálov zasvietili havarijné signalizácie zvýšenej vlhkosti plynu v priestore reaktora. Reaktor bol okamžite odstavený havarijnou ochranou.

Na základe analýzy príčin a následkov havárie bolo ustanovené, že:

— v priebehu troch hodín po (prvom) zapracovaní havarijnej ochrany sa vzhľadom na prechodový proces otravy reaktora Xenónom radikálne znížila zásoba reaktivity z 35 na 3,5 (!!) havarijných a regulačných kaziet, a stále pokračoval proces znižovania reaktivity. Pri ďalšom dvíhaní výkonu reaktora bolo potvrdené postupné zvyšovanie reaktivity do počtu 21 kaziet, ale zasúvanie kaziet do aktívnej zóny reaktora spôsobovalo významnú zmenu geometrie neutrónového poľa v aktívnej zóne reaktora (maximum sa stláčalo dole).

— porovnanie hodnôt prúdov štandardných ionizačných komôr umiestených za reflektorom v strede aktívnej zóny a vnútro-reaktorových meracích komôr ukázalo, že relatívna hodnota neutrónového poľa v rovine komôr pred nehodou bola 2,5 krát nižšia, ako v stacionárnom režime jeden deň pred haváriou, čo len potvrdzovalo vzniknutej veľkej nerovnomernosti neutrónového poľa;

— výsledky merania teploty grafitu v centre výšky aktívnej zóny potvrdzovali, že maximálny výkon bol dosahovaný v nultom (0), a v treťom (3) kvadrante reaktora. Rozdiel teplôt grafitu tam dosahovala až 200 °С, pričom v prvom (1) a druhom (2) kvadrante reaktora to bolo iba v rozmedzí 0-30 °С;

— koeficient nerovnomernosti vývinu energie (miestneho výkonu palivových článkov) po polomere dosahoval hodnotu kr = 3,5, a po výške kz=2,3; pri výkone pred haváriou 1720 MWt dosahovali palivové články priemerné lineárne zaťaženie palivového článku 80 W/cm a jeho maximálna hodnota sa pohybovala na hranici 900 W/cm, čo znamenalo prakticky skoro tri krát väčšie hodnoty ako boli povolené projektom.

Takýmto spôsobom, v dôsledku otravy reaktora po odstavení z výkonu 2800 MWt pri následnom zvyšovaní výkonu vznikla významná nerovnomernosť tvorenia energie v objeme aktívnej zóny s efektom vytvorenia maxima v dolnej polovici 0-tého kvadrantu. V skupine kanálov v zóne maximálneho uvoľňovania energie došlo ku kríze výmeny tepla, prehriatiu palivových tyčí a v najviac tepelne namáhanom kanále 13-33, bolo prepálené kanálové palivové potrubie. Pri kontrole kanála sa zistilo, že rúra vo vzdialenosti 0,9 m pod stredom aktívnej zóny má pozdĺžnu prasklinu 600 mm po šírke 1/3 obvodu. Na okraji roztrhnutia boli viditeľné stopy teploty a erózie, poškodenie malo okrem povrchu kanála v tejto oblasti tmavo-hnedú farbu. Všetky priľahlé kanály zostali hermetické a ukázali sa prevádzkyschopné počas celého nasledujúceho obdobia prevádzky. Ale z 29 kanálov, pre podozrenie na rozhermetizáciu boli palivové články (kazety) vyvezené a zamenené čerstvým palivom. Rúra technického kanála bola vymenená iba v havarovanej bunke 13-33.

Aby sa vylúčili podobné nehody v budúcnosti, ktoré v dôsledku miestneho nárastu výkonu spôsobili havarovanie palivovej tyče a kanála, boli v reaktoroch RBMK implementované tieto opatrenia:

— bola zavedená miestna automatická regulácia výkonu so 7 až 12 zónami a miestny systém havarijnej ochrany, pracujúci s vnútro-reaktorovými snímačmi neutrónového poľa;

— v reaktoroch druhej generácie bol počet havarijných a regulačných tyčí zvýšený zo 179 na 211 s tým, že boli umiestnené namiesto palivových kanálov do obvodovej (periférnej) časti aktívnej zóny reaktora;

— bolo zavedené minimálne prípustné rozpätie reaktivity v počte 15 havarijných tyčí, a činnosť reaktora s nižšou hranicou reaktivity (nižším počtom zasunutých absorpčných kaziet) bola zakázaná;

— bola zavedená automatická havarijná ochrana reaktora od signálu zvýšenia tlaku v priestore reaktora.

Oficiálnou príčinou nehody na Leningradskej JE bolo zničenie technologického kanála v dôsledku výrobnej chyby v továrni.

Napriek tomu, však bola po tejto nehode zriadená komisia na aktualizáciu počiatočných údajov pre konštrukciu jadrových elektrární a základných podmienok (a limít) na zaistenie bezpečnosti reaktora RBMK-1000.

V roku 1976 komisia vo svojom odporúčaní uviedla, že by sa mala vyvinúť ďalšia rýchlejšia havarijná ochrana, na kompenzovanie pozitívneho parného účinku reaktivity pri možných roztrhnutiach potrubí. Komisia odporučila výskumným ústavom NIKIET spolu s IAE urobiť dodatočné výpočty o primeranosti havarijných ochrán a predložiť vhodné odporúčania. Takéto rozhodnutie hovorí o tom, že komisia správne porozumela hlavným konštrukčným vlastnostiam (a nedostatkom) samotného reaktora, ktoré s najväčšou pravdepodobnosťou predurčovali nevyhnutnosť havarijných situácií a nemožnosti ich úplne vylúčiť!

Pre konštruktérov a výpočtárov vývoja reaktora RBMK boli zrejme aj pred nehodou jasné spôsoby možného zlepšenia jeho bezpečnosti ako aj možných prejavov nebezpečných charakteristík. Hlavne bolo jasné, že so zvýšením vyhorenia paliva vzrastá pozitívny vplyv reaktivity od teploty grafitu, a pri náhreve sa celkový reaktívny koeficient mení z negatívnej hodnoty na pozitívnu! V tomto prípade pokles reaktivity (viazanej) počtom zasunutých kaziet) posúva hodnoty všetkých koeficientov reaktivity s výnimkou teplotného prietoku paliva do nebezpečných „kladných“ hodnôt a zvýšenie prietoku chladiacej vody degraduje dynamické vlastnosti reaktora. Okrem toho, pri nízkych výkonoch môže byť účinnosť havarijných a regulačných kaziet zmenená v dôsledku možných výrazných deformácií uvoľňovania energie a teda neutrónového poľa (koeficientu nerovnomernosti).

Sumárne sa dá povedať, že bohužiaľ, tieto informácie neboli poskytnuté operatívnemu personálu ostatných sesterských blokov JE s RBMK, (ako príklad z tejto nehody 30.11.75 v JE Leningrad), takže na túto veľmi nebezpečnú kombináciu ("vysoké vyhorenie + malý výkon + veľký prietok") neboli oficiálne upozornení, - čo žiaľ nakoniec analogicky ale s horším výsledkom viedlo k havárii v roku 1986 na 4. bloku v jadrovej elektrárni v Černobyle.

Okrem technických ťažkostí bol zásadný problém v tom, že v tých časoch neboli oficiálne tieto poruchy, nehody či havárie vzájomne medzi operátormi rôznych JE (a to ani sesterských, teda s rovnakým projektom) publikované, naopak, boli utajované (prečo, to som už písal v mojich predošlých článkoch).

Operátori z rôznych JE sa to mohli dozvedieť iba ak sa náhodou stretli a boli natoľko odvážni, že si to povedali (čo ale bolo vtedy dokonca protizákonné).

Marian Nanias

Marian Nanias

Bloger 
Populárny bloger
  • Počet článkov:  236
  •  | 
  • Páči sa:  482x

Jadrovy inzinier ktory prezil cely svoj profesionalny zivot v jadrovej energetike na roznych pracovnych postoch, od prevadzkovania jadrovej elektrarne az po ovplyvnovanie energetickej politiky na urovni EU. Zoznam autorových rubrík:  NezaradenéSúkromné

Prémioví blogeri

Juraj Hipš

Juraj Hipš

12 článkov
Yevhen Hessen

Yevhen Hessen

20 článkov
Matúš Sarvaš

Matúš Sarvaš

3 články
Karolína Farská

Karolína Farská

4 články
Jiří Ščobák

Jiří Ščobák

752 článkov
reklama
reklama
SkryťZatvoriť reklamu