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Benutzer:TZV/Reaktorunfall: Unterschied zwischen den Versionen

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Im Gegensatz zu anderen RBMK-1000 der zweiten Generation besaß der Block einige Modifikationen, die sich so nicht wiederfinden lassen.
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Im Gegensatz zu anderen RBMK-1000 der zweiten Generation besaß Block 4 einige Modifikationen, die sich so nicht in anderen baugleichen Blöcken wiederfinden lassen, auch nicht im anliegenden Zwillingsblock Block 3. Baulich besaß Block 4 breitere Kondensationskammern, die mehr Wasser und mehr Kapazität hatten im Falle des Bruchs einer Druckröhre im Reaktor. Auch im Falle des Bruchs einer Leitung zwischen den Headern und dem unteren biologischen Schild OR waren nicht nur vier, sondern acht Ventile in den oberen Kondensationskorridor vorhanden. Dadurch lag die Dampfkapazität der Kondensationskammern beträchtlich höher. Dass diese Konstruktion nur in Block 4 zum Einsatz kam lag daran, dass die Pläne für das technische Projekt der zweiten Baustufe in Tschernobyl 1974 als letztes genehmigt wurden. Als Referenz galt zwar Smolensk 1 und 2 (genehmigt 1969), nach deren Referenz identisch die Blöcke 3 und 4 in Kursk (genehmigt 1971). Die Projekte für Aufsichtsbehörde Gosatomnadsor bemängelte insbesondere, dass nach den Inkrafttreten der {{Akronym|OPB-73|Общие положение обеспечения безопасности атомных электростанций при проектировании, строительстве и эксплуации, 1973 года (ОПБ-73); Deutsch: Sicherheitsbestimmungen für Kernkraftwerke bei Planung, Bau und Betrieb, 1973}} die Kondensationskammern zu klein dimensioniert waren. Zum Zeitpunkt der Bemängelung im Jahr 1978 waren allerdings bereits alle Blöcke im Bau, bis auf Block 4 am Kernkraftwerk Tschernobyl, weshalb eine Änderung nur für dieses RBMK-Projekt der zweiten Generation möglich war. Zwar entsprachen die Anlagen auch noch den in der Ausarbeitung befindlichen {{Akronym|OPB-82|Общие положение обеспечения безопасности атомных электростанций при проектировании, строительстве и эксплуации, 1982 года (ОПБ-82); Deutsch: Sicherheitsbestimmungen für Kernkraftwerke bei Planung, Bau und Betrieb, 1982}}, Gidroprojekt vergrößerte dennoch freiwillig die Kammern für das technische Projekt in Tschernobyl und erhöhte durch den Einsatz von acht statt vier Ventilen in der unteren Reaktorkammer die Kapazität. Die Anpassung erfolgte an die Auslegung der dritten Generation des RBMK-1000, die bereits zu diesem Zeitpunkt in der Projektion war und eine vom Volumen her gleichgroße Kondensationskammer hatte, die allerdings mit doppelter Kapazität arbeiten konnte und insgesamt 16 Ventile zum Druckabbau im unteren Reaktorraum besaß. Zwar blieb die Kritik, dass sich diese Kammer unterhalb des Reaktors befindet und daher eine Gefahr darstelle, geändert werden musste dieser Entwurf aber erst mit dem Aufkommen der {{Akronym|OPB-88|Общие положение обеспечения безопасности атомных электростанций при проектировании, строительстве и эксплуации, 1988 года (ОПБ-88); Deutsch: Sicherheitsbestimmungen für Kernkraftwerke bei Planung, Bau und Betrieb, 1988}}, denen auch RBMK der dritten Generation entsprechen würden, die aber von neuen Reaktoren, die unter diesen Leitlinien entworfen werden, nicht erfüllt werden konnten. Lediglich ab dem RBMK-1500 wurde die Einführung von Kondensationstürmen begonnen, die weniger Gefahr im Falle eines Berstens für den Reaktor darstellen.
  
Das Betriebs- und Steuersystem der Blocks besteht wie bei allen RBMK-1000 aus 211 Steuer- und Trimmstäbe, analog zu 1661 technologischen Kanälen und 12 Neutronendetektoren. Die Steuerstäbe sind allerdings anders konfiguriert...
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Das Betriebs- und Steuersystem der Blocks besteht wie bei allen RBMK-1000 aus 211 Steuer- und Trimmstäbe, analog zu 1661 technologischen Kanälen und 12 Neutronendetektoren. Die Steuerstäbe sind allerdings etwas abweichend konfiguriert. Während die Anordnung weitestgehend der Anordnung von Block% 3 gleicht, wurden die gekürzten Trimmstäbe (USP) in den Außenbereich des Reaktors durch manuelle Steuerstäbe ersetzt.
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...mehr Notsysteme
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...Standardwarte nach OPB-88
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...Elektrotechnische Auslegung nach Standard OPB-82
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Von der Auslegung entspricht der Block zwar RBMK der zweiten Generation, hat aber bereits Systeme und Züge der dritten Generation und stellt damit einen modifizierten RBMK-1000 dar, der in dieser Art kein zweites mal auf dem Territorium der Sowjetunion im Bau war.
  
 
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Version vom 25. Mai 2014, 22:13 Uhr

Der Reaktorunfall von Tschernobyl (russisch Черно́быльская авария, transkripiert Tschernobylskaya Awarija, deutsch daher eigentlich Tschernobyler Unfall) ereignete sich am 26. April 1986 im vierten Block des Kernkraftwerks Tschernobl in der Union der sozialistischen Sowjetrepubliken, kurz Sowjetunion. Der Reaktorunfall gilt bis heute als der schwerste in der Geschichte der zivilen Nutzung der Kernenergie und als schlimmste Umweltkatastrophe weltweit. Verursacht wurde der Unfall durch unsachgemäßen Betrieb des Reaktors, sowie der Konstruktion selbst, was zu einer unkontrollierten Reihenfolge von Ereignissen führte und letztlich zur Explosion und vollständigen Zerstörung des Reaktors, bei dem große Mengen an radioaktiven Partikeln freigesetzt wurden und sich besonders regional, aber auch partiell auf der Nordhalbkugel ausbreiteten. Die eigentliche Beseitigung des Reaktorunfall dauerte bis zum 10. Mai 1986 an und war mit der Unterbindung weiterer Wärmefreisetzung durch den geschmolzenen Reaktorkern und dem brennenden Graphit aus dem Reaktor physikalisch gesehen beendet. Langfristige Maßnahmen wurden durch die anschließende Liquidation von Tschernobyl und dem Bau des Objekts „Ukrytije“ (im Volksmund als „Sarkophag“ bezeichnet) eingeleitet. Anschließend wurde eine Sperrzone um die Anlage eingerichtet, die sich primär nach der radiologischen Situation richtete.

Vorerläuterungen

Das Kernkraftwerk

http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/37/075/37075406.pdf

Block 4 und Besonderheiten

Block 4 war ausgestattet mit einem Reaktor des Typs RBMK-1000. Charakteristisch für diese Siedewassereaktoren in Kanalbauweise ist die charakteristische Reaktorabdeckung, die im russischen Sprachgebrauch als Pjatak (russ. Пятак) bezeichnet wird. Es handelt sich dabei um die russische Bezeichnung für die 5-Kopeken-Münze.


Im Gegensatz zu anderen RBMK-1000 der zweiten Generation besaß Block 4 einige Modifikationen, die sich so nicht in anderen baugleichen Blöcken wiederfinden lassen, auch nicht im anliegenden Zwillingsblock Block 3. Baulich besaß Block 4 breitere Kondensationskammern, die mehr Wasser und mehr Kapazität hatten im Falle des Bruchs einer Druckröhre im Reaktor. Auch im Falle des Bruchs einer Leitung zwischen den Headern und dem unteren biologischen Schild OR waren nicht nur vier, sondern acht Ventile in den oberen Kondensationskorridor vorhanden. Dadurch lag die Dampfkapazität der Kondensationskammern beträchtlich höher. Dass diese Konstruktion nur in Block 4 zum Einsatz kam lag daran, dass die Pläne für das technische Projekt der zweiten Baustufe in Tschernobyl 1974 als letztes genehmigt wurden. Als Referenz galt zwar Smolensk 1 und 2 (genehmigt 1969), nach deren Referenz identisch die Blöcke 3 und 4 in Kursk (genehmigt 1971). Die Projekte für Aufsichtsbehörde Gosatomnadsor bemängelte insbesondere, dass nach den Inkrafttreten der OPB-73 die Kondensationskammern zu klein dimensioniert waren. Zum Zeitpunkt der Bemängelung im Jahr 1978 waren allerdings bereits alle Blöcke im Bau, bis auf Block 4 am Kernkraftwerk Tschernobyl, weshalb eine Änderung nur für dieses RBMK-Projekt der zweiten Generation möglich war. Zwar entsprachen die Anlagen auch noch den in der Ausarbeitung befindlichen OPB-82, Gidroprojekt vergrößerte dennoch freiwillig die Kammern für das technische Projekt in Tschernobyl und erhöhte durch den Einsatz von acht statt vier Ventilen in der unteren Reaktorkammer die Kapazität. Die Anpassung erfolgte an die Auslegung der dritten Generation des RBMK-1000, die bereits zu diesem Zeitpunkt in der Projektion war und eine vom Volumen her gleichgroße Kondensationskammer hatte, die allerdings mit doppelter Kapazität arbeiten konnte und insgesamt 16 Ventile zum Druckabbau im unteren Reaktorraum besaß. Zwar blieb die Kritik, dass sich diese Kammer unterhalb des Reaktors befindet und daher eine Gefahr darstelle, geändert werden musste dieser Entwurf aber erst mit dem Aufkommen der OPB-88, denen auch RBMK der dritten Generation entsprechen würden, die aber von neuen Reaktoren, die unter diesen Leitlinien entworfen werden, nicht erfüllt werden konnten. Lediglich ab dem RBMK-1500 wurde die Einführung von Kondensationstürmen begonnen, die weniger Gefahr im Falle eines Berstens für den Reaktor darstellen.

Das Betriebs- und Steuersystem der Blocks besteht wie bei allen RBMK-1000 aus 211 Steuer- und Trimmstäbe, analog zu 1661 technologischen Kanälen und 12 Neutronendetektoren. Die Steuerstäbe sind allerdings etwas abweichend konfiguriert. Während die Anordnung weitestgehend der Anordnung von Block% 3 gleicht, wurden die gekürzten Trimmstäbe (USP) in den Außenbereich des Reaktors durch manuelle Steuerstäbe ersetzt.

...mehr Notsysteme ...Standardwarte nach OPB-88 ...Elektrotechnische Auslegung nach Standard OPB-82

Von der Auslegung entspricht der Block zwar RBMK der zweiten Generation, hat aber bereits Systeme und Züge der dritten Generation und stellt damit einen modifizierten RBMK-1000 dar, der in dieser Art kein zweites mal auf dem Territorium der Sowjetunion im Bau war.

Steuerelement Tschernobyl 3
(Standard)
Tschernobyl 4
     AZ - Notabschaltstäbe 24 24
     PK-AZ - Kompensations- und Notabschaltstäbe 24 24
     AR - Automatische Steuerstäbe 12 12
     USP - Gekürzte Trimmstäbe 32 24
     RR - Manuelle Steuerstäbe 119 127
     TK - Technologische Kanäle 1661 1661
     DKE - Neutronendetektoren 12 12
Kartogramm RBMK Reaktor ChNPP-3.svg RBMK Reactor ChNPP-4.svg

Versuchsprogramm

Chronologische Geschichte

Status von Block-4

Block 4 war innerhalb des ersten Brennstoffzyklus und wurde zu diesem Zeitpunkt noch mit dem Erstkern gefahren. Entgegen der ursprünglichen Fahrweise wurde begonnen den Brennstoff von RBMK-Anlagen voll auszufahren, sodass mit dem Erstkern ein möglichst hoher Abbrand erreicht werden sollte. In den 1661 Technologischen Kanälen befanden sich ab dem erstmaligen Anfahren des Reaktors 1386 Brennelemente und 234 Zusatzabsorber. 41 Kanäle waren ungeladen. Dass weniger Brennelemente geladen wurden und eine höhere Zahl an Zusatzabsorbern verwendet werden liegt daran, dass sich dadurch die Reaktivität während der physikalischen Experimente im Probebetrieb des Reaktors während der Kritikalität des Blocks keinen Einfluss auf den Betrieb hat. Tschernobyl-4 war allerdings der erste Block, der nicht mit voll geladenen Kern angefahren wurde und nach diesem Modell, allerdings wurde es auch später so in anderen RBMK-Anlagen wie bei der Inbetriebnahme von Smolensk-3 und Ignalina-1 angewandt.[1]

Bis zum 26. April 1986 war der Kern größtenteils ausgefahren, die Absorberelemente bis auf ein Element durch Brennelemente gesetzt und de Kanal 61-33 blieb entladen.

Reaktorbetrieb (Technische Zusammenfassung)

Aufgrund der genauen Nachverfolgbarkeit wird der Reaktorbetrieb ab dem 24. April um 15:20 Uhr rekonstruiert auf Basis des eindeutigen dokumentierten Ablaufes, sowie der Operatorenjournale 20 PU, 21 PU, 33 PU, 34 PU, 36 PU und 1223. Das Format umfasst Datum; HH:MM:SS Uhr. Faktische Aufzeichnungen, sowohl aus der allgemeinen Literatur als auch aus dem internen Bericht zum Betrieb durch interne Ermittlungen seitens NIKIET, sind in normaler schwarzer Schrift gehalten, Aufzeichnungen aus den Operatorenjournalen in grün und Aufzeichnungen aus dem DREG-Prgramm in blau.

  • 24. April; 15:20:00 Uhr: Der Reaktor fährt mit einer thermischen Leistung von 3100 MW.[2]
  • 24. April; 21:45:00 Uhr: Aufgrund eines Austausch einer Schnellverbindung im Schaltschrank SAS M kommt es in der operativen Blockschaltwarte (kurz BSchU-O, russ. БЩУ-О, voll Блочный щит управления оперативный, Transkription Blotschnij Schit Uprawlenija) zu einer unerwarteten Änderung der Synchronanzeige für die Steuerstabgruppen LAR, AR-1 und AR-2. Der Defekt wurde notiert.[2]
  • 24. April; 22:30:00 Uhr: Lokale Schnellabschaltung (kurz LAZ, russ. ЛАЗ, voll Локальная аварийная защита, Transkription Lokalnaja awarijnaja saschita) in Reaktorzone 11 aus belanglosem Grund, weshalb diese durch Betätigung von LAZ-USO (USO: russ. УСО - Усилитель сигналов отклонения, Transkription Usiliteli signalow otklonenija → dt. Vorrangiges Abbruchsignal) blockiert wird. Die thermische Reaktorleistung lag zu diesem Zeitpunkt bei 3200 MW.[2]
  • 24. April; 23:45:00 Uhr: Der Reaktor fährt mit einer thermischen Leistung von 3100 MW. Die elektrische Blockleistung liegt bei 930 MW.[2]
  • 25. April; 01:04:00 Uhr: Notiz im Operatorenjournal 20 PU über den Beginn der Absenkung der thermischen Reaktorleistung.[2]
  • 25. April; 01:05:00 Uhr: Notiz im Operatorenjournal 1223 über die stufenweise thermische Leistungsabsenkung um jeweils 150 MW.[2]
  • 25. April; 01:06:00 Uhr: Beginn der thermischen Leistungsabsenkung, die Operative Reaktivitätsreserve beträgt 31 manuellen Steuerstäben.[2]
  • 25. April; 01:40:00 Uhr: Der Reaktor fährt mit einer thermischen Leistung von 2760 MW.[2]
  • 25. April; 01:50:00 Uhr: Der Reaktor fährt mit einer thermischen Leistung von 2500 MW.[2]
  • 25. April; 02:00:00 Uhr: Der Reaktor fährt mit einer thermischen Leistung von 2350 MW.[2]
  • 25. April; 02:10:00 Uhr: Der Reaktor fährt mit einer thermischen Leistung von 2240 MW.[2]
  • 25. April; 02:20:00 Uhr: Der Reaktor fährt mit einer thermischen Leistung von 2200 MW.[2]
  • 25. April; 03:00:00 Uhr: Fortfahren der Leistungsabsenkung des Reaktors. Auf Anweisung des Schichtleiters von Block 4 (russ. НСБ-4, voll Начальник смены четвертого блока, Transkription Natschalnik smeni tschetwertogo bloka evtl. Трегуб Ю. Ю) wurden die Signale MPA-1, MPA-2 und MPA-3 dem System zugeschalten, allerdings nicht alle initiiert, sondern lediglich einer der Signale initiiert um den Systemdruck zu reduzieren für die weitere Leistungsabsenkung des Blocks.[2]
  • 25. April; 03:10:00 Uhr: Der Reaktor fährt mit einer thermischen Leistung von 1800 MW.[2]
  • 25. April; 03:45:00 Uhr: Der Reaktor fährt mit einer thermischen Leistung von 1600 MW. Es wird begonnen das Helium-Stickstoff-Gemich, dass im Reaktor zwischen dem Graphit zirkuliert, durch reinen Stickstoff zu ersetzen.[2]
  • 25. April; 04:30:00 Uhr: Auf Anweisung des Schichtleiters von Block 4 wird mit der Entladung des Turbogenerator 7 begonnen.[2]
  • 25. April; 07:10:00 Uhr: Der Reaktor fährt mit einer thermischen Leistung von 1500 MW. Die operative Reaktivitätsreserve liegt bei 13,2 manuellen Steuerstäben.[2]
  • 25. April; 07:20:00 Uhr: Auf Anweisung des Schichtleiters von Block 4 wurde AZ-1 blockiert durch Überbrückung um eine Reduzierung des Wasserstandes in den Dampfabscheidern bei AZ-5 zu verhindern.[2]
  • 25. April; 07:35:00 Uhr: Die Blockierung von zwei AR-2-Steuerstabkanälen schlägt fehlt. Ein Defekt an den beiden Steuerstäben wurde notiert.[2]
  • 25. April; 08:00:00 Uhr: Der Reaktor fährt mit einer thermischen Leistung von 1520 MW.[2]
  • 25. April; 10:10:00 Uhr: Auf Anfrage vom leitenden Blockbetriebsingenieur (kurz SIUB, russ. СИУБ, voll Старший инженер управления блоком, Transkription Starschij inschener uprawlenija blokom) wurde der Öldruck in den oberen Lagern der Hauptumwälzpumpen 13 und 24 ohne genaue Begründung erhöht.[2]
  • 25. April; 13:05:00 Uhr: Abschaltung des Turbogenerators 7. Die elektrtische Leistung des Turbogenerators 8 lag bei 450 MW.[2]
  • 25. April; 14:00:00 Uhr: Isolation des Noteinspeisesystems SAOR vom Reaktorsystems.[2]
  • 25. April; 15:10:00 Uhr: Der Reaktor fährt mit einer thermischen Leistung von 1500 MW.[2]
  • 25. April; 15:20:00 Uhr: Die Operative Reaktivitätsreserve beträgt 16,8 manuelle Steuerstäbe.[2]
  • 25. April; 16:30:00 Uhr: Notiz im Operatorenjournal 34 PU über die Erhöhung der thermischen Reaktorleistung auf 1600 MW.[2]
  • 25. April; 16:50:00 Uhr: Der Reaktor fährt mit einer thermischen Leistung von 1600 MW.[2]
  • 25. April; 18:50:00 Uhr: Die Hilfssysteme des Blocks, die nicht Teil des Versuchs sind, werden auf den Transformator T-6 umgeschaltet, der Leistung aus Turbogenerator 6 von Block 3 transformiert.[2]
  • 25. April; 23:10:00 Uhr: Notiz im Operatorenjournal 34 PU über den Beginn der Absenkung der thermischen Reaktorleistung.[2]
  • 25. April; 23:30:00 Uhr: Der Reaktor fährt mit einer thermischen Leistung von 1240 MW.[2]
  • 25. April; 24:00:00 Uhr: Die Reaktor fährt mit einer thermischen Leistung von 760 MW. Dazu wird folgende Notiz im Operatorenjournal 21 PU hinterlassen: Achtung Schichtleiter der Wärmemesstechnik und Automatisierung: Am 27. April 1986 wird ein Test des Auslegungsunfalls in Block 4 vorgenommen. Dazu unbedingt alle erkannten Defekte umschreiben um die Aufmerksamkeit des Wartungspersonals zu bekommen.[2]
  • 26. April; 00:05:00 Uhr: Unterbrechung der weiteren Leistungsabsenkung des Reaktors. Der Reaktor fährt mit einer thermischen Leistung von 720 MW.[2]
  • 26. April; 00:28:00 Uhr: Abfall der Reaktorleistung auf 520 MW, daher Umschaltung von der lokalen automatischen Leistungsregelung auf die globale automatische Leistungsregelung, allerdings nur auf die Gruppe AR-1 - Eigentlich ungültige Maßnahme - und Gruppe AR-2 abgeschaltet wurde, woraufhin die Leistung des Reaktors rapide und instabil zunahm und deshalb AZSR (russ. АЗСР - аварийная защита по скорости в рабочем диапазоне мощности реактора, Transkription Awarinaja zaschita po skorosti w rabotschem diapazone moschnosti reaktora → dt. Schnelle Notabschaltung im Betriebsleistungsbereich des Reaktors) ausgelöst wurde. Dadurch wurde AR-1 erneut zugeschaltet und zusätzlich AR-2 wieder aktiviert, woraufhin die unzulässige Instabilität des Reaktors unter Kontrolle gebracht werden konnte. Die Reaktorleistung steig durch die Umschaltung zunächst sprunghaft auf 1200 MW an und fiel danach stark ab. Um den Versuch dennoch durchzuführen wurde trotz der Tatsache, dass sich bei diesem Fahrmanöver der Reaktor stark mit Xenon vergiftete und dadurch der Neutronenfluss auf allen Ebenen unterhalb der Kritikalität absackte, die Leistung des Reaktors binnen vier bis fünf Minuten wieder angehoben.[2]
  • 26. April; 00:34:03 Uhr: Der Reaktor fährt mit einer thermischen Leistung von 160 MW.[2]
  • 26. April; 00:41:00 Uhr: Netztrennung des Turbogenerators 8 zur Erfassung der Vibrationscharakteristika des Turbosatzes im Leerlauf.[2]
  • 26. April; 00:43:37 Uhr: Zuschaltung der Notschaltung bei Abschaltung beider Turbosätze. Es erfolgt aufgrund des niedrigen Wasserstandes in den Dampfabscheidern zu einer Änderung des Mindestwasserstands zur Anregung der Notabschaltung auf ein Niveau von 600 Millimeter, womit der Mindestwert von 1100 Millimeter unterschritten wurde.[2]
  • 26. April; 01:03:00 Uhr: Der Reaktor fährt mit einer thermischen Leistung von 200 MW. Die elektrische Blockleistung liegt bei 40 MW. Die Hauptumwälzpumpe 12 wird zugeschaltet.[2]
  • 26. April; 01:06:00 Uhr: Der Wasserdruchsatz durch die Dampfabscheider erreicht mit einem Wert von 1200 bis 1400 Tonnen pro Stunde einen unzulässig hohen Wert.[2]
  • 26. April; 01:07:00 Uhr: Die Hauptumwälzpumpe 22 wird zugeschaltet.[2]
  • 26. April; 01:09:00 Uhr: Reduzierung der Speisewasserzufuhr auf 90 Tonnen pro Stunde auf der rechten Seite und 180 Tonnen pro Stunde auf der linken Seite. Der gesamte Durchsatz beträgt 56000 bis 58000 Kubikmeter pro Stunde. Als Resultat daraus lag die Temperatur an der Saugseite der Hauptumwälzpumpen bei 280,8 °C auf der linken und 283,2 °C auf der rechten Seite des Reaktors.[2]
  • 26. April; 01:16:00 Uhr: Ende der Erfassung der Vibrationscharakteristika des Turbosatzes im Leerlauf.[2]
  • 26. April; 01:18:52 Uhr: MPA-Signal durch DREG. Ursache des Signals unbekannt.[2]

...

  • 26. April; 01:22:00 Uhr: Impuls zur Aktivierung des MPA-Signals gegeben.
  • 26. April; 01:23:04 Uhr: Signal K08L053: Absperrventile geschlossen - Beginn des Versuchs.
  • 26. April; 01:23:11 Uhr: Signal K07L203: Steuerstabgruppe AR setzt sich in Bewegung aufgrund einer Fehlfunktion.
  • 26. April; 01:23:23 Uhr: Signal K10L064: Druckabfall aufgrund von Wassereinspeisung im Niederdruckkondensator 1.
  • 26. April; 01:23:40 Uhr: Folge von 7 Signalen:
    • Signal K06L015: AZ-5 wurde betätigt. Steuerstäbe setzen sich in Bewegung.
    • Signal K06L042: Notabschaltsystem ist nicht verfügbar.
    • Signal K06L040: AR-2 Messsystem ist fehlerhaft.
    • Signal K06L151: Automat P2-1332 im Reaktorkonfinment löst AZ-5 aus.
    • Signal K06L146: Automat P1-1332 im Reaktorkonfinment löst AZ-5 aus.
    • Signal K07L202: AR-2 bleibt stehen aufgrund Fehlfunktion - Deaktivierung durch AZ-5.
    • Signal K06L045: Lastabwurf der Turbosätze aufgrund AZ-5.
  • 26. April; 01:23:43 Uhr: Folge von 16 Signalen:
    • Signal K06L017: AZSR - Reaktorperiode nimmt ab im Basismessbereich.
    • Signal K06L016: AZM - Leistungsüberschuss im Basismessbereich.
    • Signal K06L053: Notfall-Leistungsüberschuss auf 2APP-1.
    • Signal K06L052: Notfall-Leistungsüberschuss auf 2APP-2.
    • Signal K06L051: Notfall-Leistungsüberschuss auf 2APP-3.
    • Signal K06L050: Notfall-Leistungsüberschuss auf 2APP-4.
    • Signal K06L047: Notfall-Leistungsüberschuss auf 1APP-1.
    • Signal K06L046: Notfall-Leistungsüberschuss auf 1APP-2.
    • Signal K06L045: Notfall-Leistungsüberschuss auf 1APP-3.
    • Signal K06L044: Notfall-Leistungsüberschuss auf 1APP-4.
    • Signal K07L137: 1APP-4 zeigt Fehlfunktion.
    • Signal K07L136: 1APP-3 zeigt Fehlfunktion.
    • Signal K07L131: 1APP-2 zeigt Fehlfunktion.
    • Signal K07L130: 1APP-1 zeigt Fehlfunktion.
    • Signal K07L166: 2APP-4 zeigt Fehlfunktion.
    • Signal K07L165: 2APP-3 zeigt Fehlfunktion.
  • 26. April; 01:23:44 Uhr: Folge von 2 Signalen:
    • Signal K07L145: 2APP-2 zeigt Fehlfunktion.
    • Signal K07L144: 2APP-1 zeigt Fehlfunktion.
  • 26. April; 01:23:47 Uhr: Folge von 6 Signalen:
    • Signal K06L040: Messteil von AR-2 zeigt Fehlfunktion.
    • Signal K07L144: Messteil von AR-1 zeigt Fehlfunktion.
    • Signal K08L201: Keine Definition
    • Signal K06L176: Drucküberschreitung in den rechten Dampfabscheidern.
    • Signal K06L175: Drucküberschreitung in den linken Dampfabscheidern.
    • Signal K06L167: 1APR-12 zeigt Fehlfunktion.
  • 26. April; 01:23:48 Uhr: Folge von 2 Signalen:
    • Signal K10L045: Lastabwurf der Turbosätze aufgrund AZ-5.
    • Signal K10L035: BRUK-1 in Betrieb.
  • 26. April; 01:23:49 Uhr: Folge von 13 Signalen:
    • Signal K06L005: Druckanstieg im Reaktorbehälter.
    • Signal K06L041: Leitender Teil von AR-1 zeigt Fehlfunktion.
    • Signal K06L037: Leitender Teil von AR-2 zeigt Fehlfunktion.
    • Signal K06L034: Keine 48 Volt Spannung an den Steuerstabmotoren.
    • Signal K06L176: Drucküberschreitung in den rechten Dampfabscheidern.
    • Signal K06L175: Drucküberschreitung in den linken Dampfabscheidern.
    • Signal K07L137: 1APP-4 zeigt Fehlfunktion.
    • Signal K07L136: 1APP-3 zeigt Fehlfunktion.
    • Signal K07L131: 1APP-2 zeigt Fehlfunktion.
    • Signal K07L130: 1APP-1 zeigt Fehlfunktion.
    • Signal K07L167: 1APR-12 zeigt Fehlfunktion.
    • Signal K07L166: 2APP-4 zeigt Fehlfunktion.
    • Signal K07L165: 2APP-3 zeigt Fehlfunktion.

Unfallverlauf (Detailversion)

Der Leiter der Wekstattabteilung der zweiten Baustufe, Waleri Perewostschensko, machte kurz vor Beginn des Versuch noch eine Inspektion der Abklingbecken und sicherte ein Brennelement auf der obersten Balkonebene (Balkon 11) der Reaktorhalle, auf der er ein verstopftes Brennelement vorfand. Ursprünglich wollte Perewostschensko zu den Zentralsaaloperateuren Kurgus und Genrich gehen um ihnen den Reparaturauftrag dafür zu übergeben. Auf dem Weg dorthin gab es allerdings einen Schlag im Reaktor, weshalb er zusammen zuckte. Perewostschensko erkannte, dass die Abdeckungen der einzelnen Druckröhren zu kollabieren begann. Perewostschensko rannte daher kurzfristig auf die Balkonebene 10, auf der sich eine Öffnung des Fortluftkamins befand, durch die man zur Blockschaltwarte von Block 4 gelangte, wo er sofort vom Absacken berichtete.[3]


Chodemtschuk fiel auf, dass die Pumpen starke Erschütterungen aufwiesen weshalb er in den Pumpenraum der linken Reaktorhälfte ging um das Problem zu analysieren. Chodemtschuk rief daher die Blockschaltwarte an und wollte Akimow gerade von dem Problem berichten, als die Explosion ihn tötete.[3]

Der Graphitstaub aus dem Reaktor verbreitete sich durch die Explosion vornehmlich um dem vierten Block, innerhalb des Gebäudes, auf dem Kernkraftwerksgelände sowie am Administrationskorpus-2.[2]

Erstmaßnahmen

Unterbindung der Wärme- und Partikelfreisetzung

Abschließende Maßnahmen

Unfallursachen

Fehlentscheidungen des Personals

Kritik seitens Djatlow

Im Jahr 1995 gab im Rahmen der zwei Jahre zuvor geschehenen Veröffentlichung des INSAG-Berichts 7 Anatoli Djatlow eine Stellungnahme in der Zeitschrift Nuclear Engineering International ab. Dabei kritisierte er einige Stellen des Berichts heftig, die teilweise nicht der Physik entsprechen und teilweise gelogen seien. Zwar wurden einige Aktualisierungen der Unfallversion seit der INSAG-1 vorgenommen, dennoch hat Djatlow einige Mängel daran entdeckt, die immer noch falsch formuliert seien:

  • Unterkühlung des Speisewassers
INSAG-7 (para 2.9): „These conditions led to the onset of boiling at or near the bottom of the core.“
INSAG-7 behauptet, dass aufgrund der hohen Kühlmitteldurchsatzes durch den Reaktor das Speisewasser zu heiß wurde und auf der rechten Seite des Reaktor begann vor dem Eintritt in den Kern zu kochen. Der Bericht vermutet, dass daher eine thermohydraulische Instabilität des Reaktors geschaffen wurde, was Djatlow allerdings bereits in einem Brief aus dem Jahr 1987 an den Direktor der IAEA, Hans Blix, sendete. Darin erklärte er, dass die Unterkühlung des Speisewassers die Differenz zwischen der Temperatur in den Dampfabscheidern und am Kerneintritt ist. Er gesteht ein, dass durch einen erhöhten Kühlmitteldurchsatz diese Temperatur ansteigt, allerdings steigt mit der höheren Temperatur auch der Druck stärker an, weshalb das Speisewasser erst nach Austritt aus den Druckröhren beginnen kann zu kochen und zu verdampfen. Bei niedrigem Leistungsstadium des Reaktors beginnt der Kochvorgang in den obersten Bereich der Druckröhrenableitung hin zu den Dampfabscheidern. Umso höher die Leistung des Reaktors erhöht wird, verschiebt sich dieser Punkt näher zu den Druckröhren, bleibt aber auf diese Leitungen beschränkt. Wird allerdings der Kühlmitteldurchsatz durch den Reaktor erhöht, so verschiebt sich der Punkt wieder weiter nach oben, sodass ein Verdampfen im Kern oder davor schlicht unmöglich ist. Auf Basis einer Umrechnungstabelle konnte Djatlow angeben, dass bei einer Reaktorleistung von 200 MW (bei einer Leistung im Kernzentrum von 160 MW) der Punkt, an dem das Speisewasser beginnt zu verdampfen, direkt am Austritt der Druckröhren stattfand und nicht vor dem Kern. Ansicht stimmt nicht mal, dass das Speisewasser zu heiß war, da der Reaktor im Normalbetrieb mit einer gleichbleibenden Temperatur in den Dampfabscheidern und in den Pumpen arbeitete.
INSAG-7 (para 5.2.3): „The reactor was operated with boiling of the coolant water in the core and at the same time with little or no subcooling at the pump intakes and at the core inlet. Such a mode of operation in itself could have led to a destructive accident [...] in view of the characteristics of positive reactivity feedback of the RBMK reactor.“
Djatlow erklärte diese Annahme für falsch, da der Reaktor immer mit siedendem Wasser arbeitet und nach den Regeln für RBMK-Anlagen immer mit einem minimalen oder keinem Temperaturunterschied zwischen Dampfabscheider und Pumpen. Ein Siedevorgang wird beim RBMK normalerweise bei jedem An- oder Abfahren, bei dem es zu Druckschwankungen in den Dampfabscheidern kommt, verursacht und damit zum kurzzeitigen Sieden innerhalb des Reaktors. Djatlow unterstellte der International Nuclear Safety Advisory Group dieses Problem auf das Verhalten des Betriebspersonals im Kernkraftwerk zurückzuführen. Djatlow konnte nachweisen, dass der Temperaturunterschied am 26. April 1986 bei 1 °C lag und mit der Betriebsnorm vereinbar war. Der Druck im Reaktor baute sich langsam auf.
  • Hauptumwälzpumpen

Tabelle http://www.rrc2.ru/book/app3_1.jpg

http://www.neimagazine.com/features/featurehow-it-was-an-operator-s-perspective/

http://www.neimagazine.com/features/featurewhy-insag-has-still-got-it-wrong/

Konstruktion des Reaktors

Explosion durch Erdbeben

Esoterische Behauptungen

Ja, will ich wirklich behandeln, auch wenn es Unsinn ist, will diese Theorien aber auch abspeisen. http://astromoscow.ru/node/500

Logische Zusammenfassung

Anmerkung: Die logische Zusammenfassung entspricht keiner offiziellen Version sondern bildet eine zweite, unabhängige Bewertung der einzelnen Ereignisse und deren Folgen und Wirkung auf den Unfall.

In den offiziellen Versionen wird demnach meistens davon gesprochen, dass bereits die Vorbereitungen für den Versuch die Basis für den Reaktorunfall geschaffen wurde. Tatsächlich hat sich der kritische Zustand allerdings erst nach Wiederanfahren des Reaktors aufgrund des Leistungsabfalls bei der starken Xenonvergiftung um 0:28 Uhr am 26. April ergeben. Der Xenonanteil während des Abfahrens war gegen 0:00 Uhr am 26. April bereits abgebaut gewesen.

Verantwortung und Haftung

Folgen des Unfalls

http://www.mns.gov.ua/chornobyl/20_year/03/n_report_ru.pdf

Politisch

Wirtschaftlich

Gesellschaftlich

Technisch

Personal und Personen mit Lebensläufen

Interne

Externe

Einzelnachweise

  1. В.К. Давыдов (ГУП НИКИЭТ): РАСЧЕТЫ КРИТИЧЕСКИХ ЭКСПЕРИМЕНТОВ НА НАЧАЛЬНЫХ ЗАГРУЗКАХ РЕАКТОРОВ РБМК С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ ПРЕЦИЗИОННЫХ КОДОВ. НИКИĖТ, 2006. ISBN 5726206339. Seite 151, 152. Abgerufen am 02.01.2014. (Archivierte Version bei WebCite)
  2. a b c d e f g h i j k l m n o p q r s t u v w x y z aa ab ac ad ae af ag ah ai aj ak al am an ao ap aq М. А. Абрамов (ГУП НИКИЭТ): Канальный ядерный энергетический реактор РБМК. НИКИĖТ, 2006. ISBN 5987060184.
  3. a b c Славутицька ЗОШ І-ІІІ ступенів № 1: ХОДЕМЧУК ВАЛЕРІЙ ИЛЛІЧ 24.03.1951 - 26.04.1986. Abgerufen am 04.05.2014. (Archivierte Version bei WebCite)
  4. a b c Славутицька ЗОШ І-ІІІ ступенів № 1: ТОПТУНОВ ЛЕОНИД ФЕДОРОВИЧ 16.08.1960 – 14.05.1986. Abgerufen am 04.05.2014. (Archivierte Version bei WebCite)

Weblinks

Siehe auch

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