Katastrofa elektrowni jądrowej w Czarnobylu – Wikipedia,

[ Pobierz całość w formacie PDF ]
Katastrofa elektrowni j
Ģ
drowej w Czarnobylu – Wikipedia, wolna enc...
Ģ
drowej_w_Czar...
Na mapach: 51°23
ƪ
12
ƫ
N 30°06
ƪ
00
ƫ
E (mapa)
Katastrofa elektrowni
j
Ģ
drowej w Czarnobylu
[edytuj]
Z Wikipedii, wolnej encyklopedii
Katastrofa elektrowni j
Ģ
drowej w Czarnobylu
(tak
Ň
e ogólniej:
Katastrofa w Czarnobylu
) – najwi
ħ
kszy na
Ļ
wiecie wypadek
j
Ģ
drowy maj
Ģ
cy miejsce 26 kwietnia 1986, do którego doszło w
wyniku wybuchu wodoru
[2]
z reaktora j
Ģ
drowego bloku
energetycznego nr 4 elektrowni atomowej w Czarnobylu.
Katastrofa elektrowni j
Ģ
drowej w
Czarnobylu
Była to najwi
ħ
ksza katastrofa w historii energetyki j
Ģ
drowej i
jedna z najwi
ħ
kszych katastrof przemysłowych XX wieku. Razem
z katastrof
Ģ
w elektrowni j
Ģ
drowej Fukushima I została
zakwalifikowana do siódmego, najwy
Ň
szego stopnia w skali
INES
[3]
.
W wyniku awarii ska
Ň
eniu promieniotwórczemu uległ obszar od
125 000 do 146 000 km
2
terenu na pograniczu Białorusi, Ukrainy i
Rosji, a wyemitowana z uszkodzonego reaktora chmura
radioaktywna rozprzestrzeniła si
ħ
po całej Europie. W efekcie
ska
Ň
enia ewakuowano i przesiedlono ponad 350 000 osób
[4]
.
4 blok reaktora
Pa
ı
stwo
ZSRR (obecnie Ukraina)
Miejsce
Prype
ę
Rodzaj
katastrofy
wypadek j
Ģ
drowy
Data
26 kwietnia 1986
Godzina
1:23
Spis tre
Ļ
ci
Ofiary
Ļ
miertelne
62 według Komitetu
Naukowego ONZ ds. Skutków
Promieniowania Atomowego
(UNSCEAR)
[1]
1 Elektrownia w Czarnobylu
2 Sytuacja przed katastrof
Ģ
2.1 Przyczyny eksperymentu
2.2 Cele i warunki eksperymentu
3 Przebieg awarii
3.1 Przygotowania do eksperymentu
3.2 Pierwszy wybuch
3.3 Drugi wybuch
4 Po awarii
4.1 Promieniowanie
4.2 Akcja ga
Ļ
nicza i zabezpieczaj
Ģ
ca
4.3 Straty ludzkie
5 Raporty o katastrofie
5.1 Raport Forum Czarnobyla
5.2 Raport Lekarzy Przeciw Wojnie Nuklearnej
6 Polska reakcja na katastrof
ħ
6.1 Współczesna ocena sytuacji
7 Rezerwat
8 Stan obecny
9 Notatki
10 Przypisy
Poło
Ň
enie na mapie Ukrainy
51°23
ƪ
12
ƫ
N 30°06
ƪ
00
ƫ
E
Multimedia w Wikimedia Commons
1 z 12
2013-02-07 19:42
Katastrofa elektrowni j
Ģ
drowej w Czarnobylu – Wikipedia, wolna enc...
Ģ
drowej_w_Czar...
11 Bibliografia
12 Linki zewn
ħ
trzne
Elektrownia w Czarnobylu
[edytuj]
Elektrownia atomowa w Czarnobylu le
Ň
y w pobli
Ň
u miasta
Prype
ę
na Ukrainie, 18 km na północny zachód od miejscowo
Ļ
ci
Czarnobyl, 16 km od granicy ukrai
ı
sko-białoruskiej i około 110
km od Kijowa. W jej skład wchodz
Ģ
cztery reaktory typu
RBMK-1000, ka
Ň
dy o maksymalnej mocy 1 GW. W momencie
katastrofy wspólnie wytwarzały około 10% energii elektrycznej
produkowanej na Ukrainie
[potrzebne
Ņ
ródło]
.
Poło
Ň
enie elektrowni atomowej w
Czarnobylu
Budowa elektrowni rozpocz
ħ
ła si
ħ
w latach 70. XX wieku. Reaktor nr 1 uruchomiony został w roku 1977,
po czym oddano do u
Ň
ytku reaktor nr 2 (1978), nr 3 (1981) i nr 4 (1983). W momencie wypadku trwała
budowa kolejnych dwóch reaktorów nr 5 i nr 6, tak
Ň
e o mocy 1 GW ka
Ň
dy.
Główn
Ģ
przyczyn
Ģ
katastrofy były bł
ħ
dy konstrukcyjne reaktora skonstruowanego oryginalnie do celów
wojskowych (produkcja plutonu) — reaktor był modularny (łatwo
Ļę
rozszczelnienia) a w razie awarii
nast
ħ
pował samoczynny wzrost mocy reaktora. Przyczyn
Ģ
wtórn
Ģ
były bł
ħ
dy proceduralne. Po katastrofie, z
powodów politycznych, ZSRR eksponował głównie win
ħ
operatorów reaktora
[5]
.
Sytuacja przed katastrof
Ģ
[edytuj]
25 kwietnia 1986 personel obsługuj
Ģ
cy czwarty reaktor w elektrowni j
Ģ
drowej w Czarnobylu prowadził
przygotowania do testu, który miał zosta
ę
przeprowadzony nast
ħ
pnego dnia.
Eksperyment powinien był zosta
ę
przeprowadzony dwa lata wcze
Ļ
niej, przed oddaniem reaktora do
eksploatacji. Jednak wówczas jego wykonanie zagra
Ň
ało przedplanowemu oddaniu reaktora do eksploatacji,
wi
ħ
c odło
Ň
ono go na pó
Ņ
niej, łami
Ģ
c jeden z przepisów eksploatacji reaktorów.
Przyczyny eksperymentu
[edytuj]
Konieczno
Ļę
przeprowadzenia eksperymentu wynikła ze zmian w projekcie, które nie zostały wcze
Ļ
niej
przetestowane.
Cz
ħĻę
pr
Ģ
du elektrycznego wytwarzanego przez ka
Ň
dy blok energetyczny była zu
Ň
ywana na potrzeby
własne tego bloku (zasilanie pomp wody chłodz
Ģ
cej, systemów kontrolnych itp.). Gdyby doszło do
konieczno
Ļ
ci wył
Ģ
czenia reaktora, energia byłaby zapewniana pocz
Ģ
tkowo przez awaryjne agregaty
pr
Ģ
dotwórcze, a potem z zewn
Ģ
trz (inne bloki lub elektrownie). Podczas budowy elektrowni okazało si
ħ
,
Ň
e
awaryjne agregaty pr
Ģ
dotwórcze uzyskuj
Ģ
wystarczaj
Ģ
c
Ģ
moc dopiero po 60 sekundach od ich wł
Ģ
czenia (i
wył
Ģ
czenia reaktora), a turbogenerator po wył
Ģ
czeniu reaktora dzi
ħ
ki sile rozp
ħ
du jest w stanie zapewnia
ę
wystarczaj
Ģ
c
Ģ
moc zaledwie przez 15 sekund (pó
Ņ
niej napi
ħ
cie spadało poni
Ň
ej warto
Ļ
ci minimalnej
wymaganej przez zasilane systemy). Oznaczało to,
Ň
e przez 45 sekund systemy kontrolne i bezpiecze
ı
stwa
reaktora nie byłyby zasilane.
W zwi
Ģ
zku z tym istniały dwie mo
Ň
liwo
Ļ
ci:
zastosowanie agregatów pr
Ģ
dotwórczych o krótszym czasie rozruchu,
przerobienie turbogeneratorów.
2 z 12
2013-02-07 19:42
Katastrofa elektrowni j
Ģ
drowej w Czarnobylu – Wikipedia, wolna enc...
Ģ
drowej_w_Czar...
Wybrane zostało to drugie rozwi
Ģ
zanie – doł
Ģ
czono dodatkowy stabilizator napi
ħ
cia, tak
Ň
e turbogenerator
miał dłu
Ň
ej (60 sekund) utrzymywa
ę
napi
ħ
cie na minimalnym poziomie, ale nie sprawdzono wcze
Ļ
niej
eksperymentalnie, czy wprowadzone przeróbki istotnie spełniaj
Ģ
swoj
Ģ
funkcj
ħ
. W czasie prób technicznych
przed odbiorem wykonano podobny eksperyment, który wykrył problem z agregatami pr
Ģ
dotwórczymi.
Potem przerobiono turbogeneratory, ale zabrakło czasu (zbli
Ň
ał si
ħ
czas oficjalnego oddania reaktora do
eksploatacji) na powtórzenie eksperymentu.
Cele i warunki eksperymentu
[edytuj]
Test miał wykaza
ę
, jak długo w sytuacji awaryjnej, po ustaniu nap
ħ
dzania turbin generatorów par
Ģ
z
reaktora, energia kinetyczna ich ruchu obrotowego produkuje wystarczaj
Ģ
c
Ģ
ilo
Ļę
energii elektrycznej dla
potrzeb awaryjnego sterowania reaktorem. Czas ten potrzebny jest, by uruchomi
ę
system awaryjnego
zasilania elektrycznego sterowania reaktorem – mały generator elektryczny nap
ħ
dzany przez silnik
spalinowy.
Eksperyment miał polega
ę
na znacznym zmniejszeniu mocy reaktora, nast
ħ
pnie na zablokowaniu dopływu
pary do turbin generatorów i mierzeniu czasu ich pracy po odci
ħ
ciu w taki sposób zasilania.
Dla przeprowadzenia eksperymentu potrzebne było symulowanie sytuacji awaryjnej. W ramach
przygotowa
ı
do testu technicy wył
Ģ
czyli niektóre z systemów kontroli pracy reaktora, m.in. system
automatycznego wył
Ģ
czania reaktora w razie awarii. Wył
Ģ
czenie tego systemu nie było konieczne dla
sprawnego przeprowadzenia testu, ale zdecydowano si
ħ
na to, aby w razie trudno
Ļ
ci z eksperymentem móc
go powtórzy
ę
.
Reaktory pracuj
Ģ
ce w czarnobylskiej elektrowni to reaktory typu RBMK-1000, które z powodu dodatniej
reaktywno
Ļ
ci dla pary s
Ģ
niestabilne przy małej mocy. Wzrost ilo
Ļ
ci pary w rdzeniu powoduje zwi
ħ
kszanie
wytwarzanej przez reaktor energii (mocy). Zwi
ħ
kszenie energii powoduje wzrost wytwarzania pary, co w
konsekwencji powoduje dalszy wzrost wytwarzanej przez reaktor energii. Powoduje to niekontrolowany
wzrost mocy reaktora.
Wynikało to z konstrukcji tych reaktorów
[6]
. Mianowicie w typowym reaktorze wodno-ci
Ļ
nieniowym woda
pełni nie tylko funkcj
ħ
chłodziwa, ale i moderatora (substancji zmniejszaj
Ģ
cej pr
ħ
dko
Ļę
neutronów
powstałych po rozpadzie j
Ģ
der paliwa; konieczno
Ļę
stosowania moderatora wynika z tego,
Ň
e neutrony o
małej pr
ħ
dko
Ļ
ci cz
ħĻ
ciej ni
Ň
powstaj
Ģ
ce w wyniku rozszczepienia szybkie neutrony rozszczepiaj
Ģ
nast
ħ
pne
j
Ģ
dra uranu). W takim reaktorze przyspieszenie reakcji ła
ı
cuchowej wywołuje wzrost temperatury, który
powoduje wytworzenie wi
ħ
kszej ilo
Ļ
ci pary wodnej, która jest o wiele słabszym moderatorem od wody, co
powoduje spadek liczby spowolnionych neutronów i zwi
ħ
kszon
Ģ
ucieczk
ħ
neutronów poza rdze
ı
, i tym
samym zmniejsza si
ħ
liczba rozszczepianych j
Ģ
der uranu, reakcja j
Ģ
drowa słabnie. Natomiast w reaktorze
RBMK-1000 moderatorem był głównie grafit, a niewielka ilo
Ļę
wody tylko chłodziwem. W tym reaktorze
przyspieszenie reakcji ła
ı
cuchowej powodowało powstanie wi
ħ
kszej liczby wolnych neutronów, które były
dalej w takim samym stopniu spowalniane przez grafit – neutrony te rozszczepiały wi
ħ
cej j
Ģ
der uranu i tym
samym reakcja j
Ģ
drowa ulegała dalszemu przyspieszeniu.
Inn
Ģ
wad
Ģ
reaktorów RBMK-1000 była konstrukcja pr
ħ
tów kontrolnych (pr
ħ
tów zawieraj
Ģ
cych absorbuj
Ģ
cy
neutrony bor), które miały oba ko
ı
ce wykonane z grafitu, po to by lepiej (mniejsze tarcie) przechodziły
przez kanały w j
Ģ
drze reaktora. Grafitowa ko
ı
cówka wymagała stosunkowo powolnego ich opuszczania (do
20 sekund dla całej drogi), a ponadto w pocz
Ģ
tkowej fazie dodatkowa ilo
Ļę
grafitu zawarta w pr
ħ
tach
spowalniała jeszcze wi
ħ
cej neutronów, co przyspieszało reakcj
ħ
ła
ı
cuchow
Ģ
.
Personel elektrowni nie był wystarczaj
Ģ
co poinformowany o tych wadach reaktora i ich skutkach.
Przebieg awarii
[edytuj]
3 z 12
2013-02-07 19:42
Katastrofa elektrowni j
Ģ
drowej w Czarnobylu – Wikipedia, wolna enc...
Ģ
drowej_w_Czar...
Przygotowania do eksperymentu
[edytuj]
Reaktor miał zosta
ę
odł
Ģ
czony od sieci 25 kwietnia 1986. Dzienna zmiana pracowników została uprzedzona
o planowanym do
Ļ
wiadczeniu i zapoznała si
ħ
z odpowiednimi procedurami. Nad przebiegiem eksperymentu
i działaniem nowego systemu regulacji napi
ħ
cia czuwa
ę
miała specjalnie powołana grupa specjalistów w
dziedzinie elektryczno
Ļ
ci pod nadzorem Anatolija Diatłowa (zast
ħ
pcy naczelnego in
Ň
yniera elektrowni i
jedynego atomisty w jej kierownictwie)
[notatka 1]
.
Zgodnie z planem eksperymentu od rana moc reaktora była stopniowo obni
Ň
ana a
Ň
do poziomu 50%. Wtedy
jedna z okolicznych elektrowni nieoczekiwanie przerwała produkcj
ħ
energii. Aby zapobiec niedoborom
elektryczno
Ļ
ci, dyspozytornia mocy w Kijowie za
ŇĢ
dała opó
Ņ
nienia wył
Ģ
czenia reaktora do wieczora,
kompensuj
Ģ
c popołudniowy wzrost zapotrzebowania na elektryczno
Ļę
.
O godzinie 23:04 z dyspozytorni nadeszła zgoda na wył
Ģ
czenie reaktora. To opó
Ņ
nienie było katastrofalne w
skutkach. Dzienna zmiana, zaznajomiona z procedurami, dawno ju
Ň
zako
ı
czyła prac
ħ
. Zmiana
popołudniowa szykowała si
ħ
do odej
Ļ
cia, a nocna, która rozpoczynała prac
ħ
o godzinie 0:00, miała przej
Ģę
kontrol
ħ
reaktora ju
Ň
w trakcie eksperymentu. Zespół ekspertów równie
Ň
odczuwał zm
ħ
czenie bezczynnym
oczekiwaniem od rana.
Według pierwotnego planu, eksperyment miał by
ę
przeprowadzony za dnia, a zadaniem nocnej zmiany
byłoby jedynie czuwanie nad systemem chłodzenia wył
Ģ
czonego ju
Ň
reaktora. Dlatego te
Ň
pracownicy,
którzy rozpocz
ħ
li prac
ħ
o północy, nie byli przygotowani na napotkane warunki, a przekazane im opisy
procedur pełne były r
ħ
cznych poprawek i skre
Ļ
le
ı
. Szefem zmiany nocnej był Aleksander Akimow, a
operatorem odpowiedzialnym za obsług
ħ
reaktora – Leonid Toptunow, młody in
Ň
ynier z niewielkim sta
Ň
em
pracy (ok. 3 miesi
ħ
cy)
[7]
.
Pocz
Ģ
tkowo rozpocz
ħ
to redukcj
ħ
mocy cieplnej reaktora z nominalnej 3,2 GW do zało
Ň
onej 0,7–1,0 GW
[8]
.
Jednak
Ň
e niedo
Ļ
wiadczony operator, Leonid Toptunow, za bardzo zredukował t
ħ
moc, która spadła do 10
MW. W tej sytuacji doszło do nadmiernego wydzielania si
ħ
ksenonu-135, który silnie pochłania neutrony
("zatrucie ksenonowe"). Reaktor nie posiadał odpowiednich przyrz
Ģ
dów kontrolnych, które pozwoliłyby to
wykry
ę
[9]
. W przypadku zatrucia ksenonowego nale
Ň
y wył
Ģ
czy
ę
reaktor i poczeka
ę
około 24 h do
ponownego uruchomienia (ksenon-135 jest izotopem krótko
Ň
yj
Ģ
cym).
Przy tak małej mocy przeprowadzenie eksperymentu było niemo
Ň
liwe. Operatorzy, nie
Ļ
wiadomi zatrucia
ksenonowego, prawdopodobnie s
Ģ
dzili,
Ň
e spadek mocy spowodowany był usterk
Ģ
jednego z
automatycznych regulatorów, aby zwi
ħ
kszy
ę
moc reaktora, zacz
ħ
li usuwa
ę
kolejne pr
ħ
ty kontrolne, a
Ň
do
momentu gdy konieczne było wył
Ģ
czenie automatycznych mechanizmów i r
ħ
czne przesuni
ħ
cie pr
ħ
tów do
pozycji znacznie przekraczaj
Ģ
cej przyj
ħ
te normy
[10]
.
Reaktor powoli zwi
ħ
kszył moc do 200 MW, czyli poziomu trzykrotnie ni
Ň
szego ni
Ň
wymagany do
eksperymentu. Mimo tego, nie przerwano go – na jego kontynuacj
ħ
nalegał Diatłow, który lekcewa
Ň
ył
zastrze
Ň
enia operatorów (którzy nie dorównywali mu ani pozycj
Ģ
ani do
Ļ
wiadczeniem zawodowym).
Zgodnie z planem, 26 kwietnia o godzinie 1:05 zwi
ħ
kszono obieg wody chłodz
Ģ
cej. Przepływ chłodziwa
przekroczył górny limit o godzinie 1:16. Zwi
ħ
kszone chłodzenie obni
Ň
yło temperatur
ħ
rdzenia reaktora, a co
za tym idzie – ilo
Ļę
pary wodnej. Woda w stanie ciekłym pochłania wi
ħ
cej neutronów ni
Ň
para, w efekcie
czego moc reaktora ponownie spadła. Zrekompensowano to jeszcze dalszym wysuni
ħ
ciem pr
ħ
tów
kontrolnych.
W wyniku tych działa
ı
reaktor został doprowadzony do skrajnie niestabilnego stanu i pozbawiony zupełnie
kontroli za pomoc
Ģ
słu
ŇĢ
cych do tego pr
ħ
tów. Jedynym czynnikiem hamuj
Ģ
cym prac
ħ
reaktora był wysoki
poziom ksenonu w paliwie j
Ģ
drowym. W tej sytuacji automatyczny system bezpiecze
ı
stwa powinien
całkowicie wygasi
ę
reaktor, jednak
Ň
e operatorzy zadecydowali o wył
Ģ
czeniu tego zabezpieczenia
[10]
.
4 z 12
2013-02-07 19:42
Katastrofa elektrowni j
Ģ
drowej w Czarnobylu – Wikipedia, wolna enc...
Ģ
drowej_w_Czar...
Pierwszy wybuch
[edytuj]
O godzinie 01:23:04 rozpocz
Ģ
ł si
ħ
niedopracowany eksperyment. Załoga nie zdawała sobie sprawy z
niestabilno
Ļ
ci reaktora i wył
Ģ
czyła przepływ pary do turbin. Poniewa
Ň
zwalniaj
Ģ
ca turbina nap
ħ
dzała
pompy, przepływ wody chłodz
Ģ
cej zacz
Ģ
ł male
ę
, a produkcja pary wzrosła. Dodatnia reaktywno
Ļę
dla pary,
jedna z charakterystycznych cech reaktorów typu RBMK, spowodowała wzrost ilo
Ļ
ci rozszczepie
ı
, a co za
tym idzie – temperatury. To jeszcze bardziej zwi
ħ
kszyło parowanie wody. Szybko przekroczona została
szybko
Ļę
pracy reaktora, która mogła by
ę
zahamowana przez wydzielony ksenon. Wzrost mocy i
temperatury reaktora nast
Ģ
pił lawinowo.
O 01:23:40 Aleksander Akimow, kierownik zmiany bloku, próbował uruchomi
ę
procedur
ħ
AZ-5 (SCRAM),
która natychmiastowo wygasza reaktor poprzez całkowite wsuni
ħ
cie pr
ħ
tów kontrolnych, tak
Ň
e tych
wyj
ħ
tych wcze
Ļ
niej r
ħ
cznie. Do dzi
Ļ
niejasne jest, czy było to działanie maj
Ģ
ce zapobiec katastrofie czy po
prostu sposób na zrealizowanie planowego wył
Ģ
czenia reaktora. Uruchomienie AZ-5 mogło by
ę
odpowiedzi
Ģ
na nagły wzrost mocy, jednak
Ň
e Diatłow pisze:
"Przed godzin
Ģ
01:23:40 centralny system kontrolny (...) nie zarejestrował
Ň
adnych zmian
parametrów, które usprawiedliwiałyby AZ-5. Komisja (...) zebrała i przeanalizowała du
ŇĢ
ilo
Ļę
materiału i, jak o
Ļ
wiadczyła w raporcie, nie ustaliła przyczyny rozpocz
ħ
cia AZ-5. Nie ma te
Ň
powodu by szuka
ę
przyczyny. Reaktor po prostu miał by
ę
wył
Ģ
czony na zako
ı
czenie
eksperymentu."
[11]
Mechanizm wprowadzaj
Ģ
cy pr
ħ
ty kontrolne do rdzenia nie zadziałał. Powolne tempo wsuwania pr
ħ
tów (0,4
m/s, około 18-20 sekund na przebycie całej długo
Ļ
ci) było jedn
Ģ
z przyczyn. Jeszcze gorsze skutki wywołała
wadliwa konstrukcja pr
ħ
tów. Ich ko
ı
cówki wykonane były z grafitu. Podczas wsuwania wypychały
chłodziwo, a same – b
ħ
d
Ģ
c moderatorem – wbrew zamierzeniu przyspieszały reakcj
ħ
ła
ı
cuchow
Ģ
. W
efekcie tego AZ-5, zamiast wygasi
ę
reaktor, spowodował nagły wzrost mocy. Pó
Ņ
niejsze badania
symulacyjne wykazały,
Ň
e w tej sytuacji nale
Ň
ało poprzesta
ę
na samym wznowieniu przepływu wody, a
dopiero po ochłodzeniu reaktora, wył
Ģ
czy
ę
go (wypowiedzi Diatłowa wskazuj
Ģ
,
Ň
e si
ħ
tego domy
Ļ
lał i
dlatego nie chciał wł
Ģ
czy
ę
AZ-5; jednak
Ň
e po pierwsze Akimow post
Ģ
pił zgodnie z obowi
Ģ
zuj
Ģ
cymi
procedurami, a po drugie Diatłow nie miał w zwyczaju obja
Ļ
nia
ę
motywów swoich działa
ı
, a tylko
oczekiwał od podwładnych
Ļ
lepego posłusze
ı
stwa). Przegrzanie rdzenia sprawiło,
Ň
e kanały paliwowe
pop
ħ
kały, blokuj
Ģ
c pr
ħ
ty kontrolne. W ci
Ģ
gu trzech sekund moc reaktora wzrosła do 530 MW
[12]
. O
godzinie 01:23:47, w siedem sekund po rozpocz
ħ
ciu AZ-5, moc cieplna osi
Ģ
gn
ħ
ła 30 GW, niemal
dziesi
ħ
ciokrotnie przekraczaj
Ģ
c normalny poziom. Gwałtowny wzrost ci
Ļ
nienia zniszczył kanały paliwowe i
rozerwał rury z wod
Ģ
chłodz
Ģ
c
Ģ
. Paliwo zacz
ħ
ło si
ħ
topi
ę
i wpada
ę
do zalegaj
Ģ
cej na dnie wody
[13]
.
O godzinie 01:24, 20 sekund po rozpocz
ħ
ciu AZ-5, wzrost ci
Ļ
nienia znajduj
Ģ
cej si
ħ
w reaktorze pary wodnej
doprowadził do pierwszej eksplozji pary, która wysadziła wa
ŇĢ
c
Ģ
1200 ton osłon
ħ
biologiczn
Ģ
(antyradiacyjn
Ģ
) pokrywaj
Ģ
c
Ģ
reaktor. Kompletnie zniszczony rdze
ı
reaktora wszedł w kontakt z
chłodziwem, co spowodowało reakcj
ħ
cyrkonowych wy
Ļ
ciółek kanałów paliwowych z wod
Ģ
, która zacz
ħ
ła
rozkłada
ę
si
ħ
z wydzielaniem wodoru, a po zniszczeniu cyrkonowych osłon bezpo
Ļ
rednio zetkn
ħ
ła si
ħ
z
roz
Ň
arzonym grafitem o temperaturze 3000 °C i doszło do jej termolizy z wydzielaniem mieszaniny
piorunuj
Ģ
cej (wodór i tlen w stosunku 2:1).
Drugi wybuch
[edytuj]
Nast
ħ
pnie doszło do drugiej, nieco wi
ħ
kszej eksplozji wodoru i tlenu, która zniszczyła budynek czwartego
reaktora.
Eksplozja ta pozwoliła na wnikni
ħ
cie powietrza do wn
ħ
trza reaktora. Spowodowało to zapłon kilku ton
grafitowych bloków izoluj
Ģ
cych reaktor, które płon
Ģ
c przez 9 dni, uwolniły do atmosfery najwi
ħ
cej
izotopów promieniotwórczych. Wi
ħ
kszo
Ļę
z 211 pr
ħ
tów kontroluj
Ģ
cych prac
ħ
rdzenia reaktora stopiła si
ħ
.
5 z 12
2013-02-07 19:42
[ Pobierz całość w formacie PDF ]
  • zanotowane.pl
  • doc.pisz.pl
  • pdf.pisz.pl
  • klobuckfatima.xlx.pl