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Benutzer:TZV/Reaktorunfall: Unterschied zwischen den Versionen

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Dass die Reaktivitätsreserve nach dem Abfahren so niedrig lag, obwohl der Reaktor mit den Steuerstäben abgefahren wurde, liegt daran, dass der Reaktor in die Xenonsenke gefahren wird, was beim RBMK-1000 unvermeidlich ist. Das {{Akronym|<sup>135</sup>Xe|Xenon}} entsteht durch den Zerfall von {{Akronym|<sup>135</sup>I|Iod}}, das als Spaltprodukt Gasförmig in den Hüllrohren der Brennelemente eingeschlossen ist. Zerfällt das {{Akronym|<sup>135</sup>I|Iod}} über seinen Betazerfall nach 6,57&nbsp;Stunden, bildet sich {{Akronym|<sup>135</sup>Xe|Xenon}}, das als Absorber im Reaktor wirkt. In der Regel hat{{Akronym|<sup>135</sup>Xe|Xenon}} im Reaktor mit einer hohen Energiedichte im Kern keinen Einfluss auf die Reaktorleistung, ist die Dichte jedoch geringer, wirkt sich das {{Akronym|<sup>135</sup>Xe|Xenon}} stärker aus, wie beim RBMK. Man kann damit rechnen, dass ab dem Anfang des Abfahrvorgang bis zum Ende des Abfahrvorgangs aufgrund der verringerten Zahl der Neutronen durch die Absorbation in den Steuerstäben, der Anteil an {{Akronym|<sup>135</sup>Xe|Xenon}} steigt, da immer noch so viel Xenon gebildet wird, wie {{Akronym|<sup>135</sup>I|Iod}} vor 6,57&nbsp;Stunden während des Volllastbetriebs entstanden ist. Entsprechend kann man 6,57&nbsp;Stunden nach Beginn des Abfahrvorgangs damit rechnen, dass die Spitze der Xenonsenke erreicht wurde und das angehäufte {{Akronym|<sup>135</sup>Xe|Xenon}} die nächsten rund Stunden über die Abfahrdauer abgebaut wird, bis wieder ein Gleichgewicht im Reaktor entstanden ist. Da die Größe beim RBMK eine Rolle spielt muss der Absorbation entgegengewirkt werden und teilweise Steuerstäbe wieder entfernt werden bis die Spitze der Xenonsenke erreicht wurde. Um die Leistung danach niedrig zu halten müssen die Steuerstäbe wieder eingefahren werden. Grundsätzlich kann man davon ausgehen, umso schneller der Reaktor abgefahren wird, umso stärker ist die Xenonsenke und die Auswirkung auf den Reaktorbetrieb. Folglich muss für die stabile Leistungsabgabe aus den Reaktor die Reaktivitätsreserve entsprechend stärker reduziert werden. Dies führt beim RBMK allerdings aufgrund der positiven Reaktivität zu der Gefahr, dass der Reaktor prompt überkritisch wird die Xenonsenke durch eine ausufernde Kettenreaktion zu schnell abgebaut wird und das Nachregeln nicht mehr möglich ist.
 
Dass die Reaktivitätsreserve nach dem Abfahren so niedrig lag, obwohl der Reaktor mit den Steuerstäben abgefahren wurde, liegt daran, dass der Reaktor in die Xenonsenke gefahren wird, was beim RBMK-1000 unvermeidlich ist. Das {{Akronym|<sup>135</sup>Xe|Xenon}} entsteht durch den Zerfall von {{Akronym|<sup>135</sup>I|Iod}}, das als Spaltprodukt Gasförmig in den Hüllrohren der Brennelemente eingeschlossen ist. Zerfällt das {{Akronym|<sup>135</sup>I|Iod}} über seinen Betazerfall nach 6,57&nbsp;Stunden, bildet sich {{Akronym|<sup>135</sup>Xe|Xenon}}, das als Absorber im Reaktor wirkt. In der Regel hat{{Akronym|<sup>135</sup>Xe|Xenon}} im Reaktor mit einer hohen Energiedichte im Kern keinen Einfluss auf die Reaktorleistung, ist die Dichte jedoch geringer, wirkt sich das {{Akronym|<sup>135</sup>Xe|Xenon}} stärker aus, wie beim RBMK. Man kann damit rechnen, dass ab dem Anfang des Abfahrvorgang bis zum Ende des Abfahrvorgangs aufgrund der verringerten Zahl der Neutronen durch die Absorbation in den Steuerstäben, der Anteil an {{Akronym|<sup>135</sup>Xe|Xenon}} steigt, da immer noch so viel Xenon gebildet wird, wie {{Akronym|<sup>135</sup>I|Iod}} vor 6,57&nbsp;Stunden während des Volllastbetriebs entstanden ist. Entsprechend kann man 6,57&nbsp;Stunden nach Beginn des Abfahrvorgangs damit rechnen, dass die Spitze der Xenonsenke erreicht wurde und das angehäufte {{Akronym|<sup>135</sup>Xe|Xenon}} die nächsten rund Stunden über die Abfahrdauer abgebaut wird, bis wieder ein Gleichgewicht im Reaktor entstanden ist. Da die Größe beim RBMK eine Rolle spielt muss der Absorbation entgegengewirkt werden und teilweise Steuerstäbe wieder entfernt werden bis die Spitze der Xenonsenke erreicht wurde. Um die Leistung danach niedrig zu halten müssen die Steuerstäbe wieder eingefahren werden. Grundsätzlich kann man davon ausgehen, umso schneller der Reaktor abgefahren wird, umso stärker ist die Xenonsenke und die Auswirkung auf den Reaktorbetrieb. Folglich muss für die stabile Leistungsabgabe aus den Reaktor die Reaktivitätsreserve entsprechend stärker reduziert werden. Dies führt beim RBMK allerdings aufgrund der positiven Reaktivität zu der Gefahr, dass der Reaktor prompt überkritisch wird die Xenonsenke durch eine ausufernde Kettenreaktion zu schnell abgebaut wird und das Nachregeln nicht mehr möglich ist.
  
Um 7:20&nbsp;Uhr wurde auf Anweisung des Schichtleiters das Notprogramm AZ-1 überbrückt um bei einem Auslösen von AZ-5 den Wasserstand in den Dampfabscheidern zu reduzieren. Zwei Steuerstäbe der Gruppe automatischen Regelgrippe AR-2 sollten ebenfalls blockiert werden, was allerdings nicht möglich war, weshalb um 7:35&nbsp;Uhr der Defekt notiert wurde.<ref name="NIKIET_2006"/>
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Um 7:20&nbsp;Uhr wurde auf Anweisung des Schichtleiters das Notprogramm AZ-1 überbrückt um bei einem Auslösen von AZ-5 den Wasserstand in den Dampfabscheidern zu reduzieren. Zwei Steuerstäbe der Gruppe automatischen Regelgrippe AR-2 sollten ebenfalls blockiert werden, was allerdings nicht möglich war, weshalb um 7:35&nbsp;Uhr der Defekt notiert wurde. Um 10:10&nbsp;Uhr wurde auf Anfrage des Blockbetriebsingenieurs der Öldruck in den Lagern der Hauptumwälzpumpen&nbsp;13 und 24 erhöht. Eine genaue Begründung wurde nicht notiert. Beide dieser Pumpen nehmen später am Auslauf teil. Um 13:05&nbsp;Uhr wurde die Entladung des Turbogenerator&nbsp;7 abgeschlossen, sodass der Generator vom Netz getrennt und die Turbine abgeschaltet. Der verbleibende in Betrieb befindliche Turbogenerator&nbsp;8 fuhr zu diesem Zeitpunkt mit einer Generatorleistung von 450&nbsp;MW. In Vorbereitung auf den Versuch wurde um 14:00&nbsp;Uhr das Reaktornotkühlsystem (SAOR) isoliert, sodass sich dieses System während des Auslaufs nicht zuschaltet. Durch die abnehmende Xenonsenke wurde bis 15:20&nbsp;Uhr die Reaktivitätsreserve auf 16,8&nbsp;manuelle Steuerstäbe wieder erhöht, sodass der Reaktor seine Leistung von 1500&nbsp;MWth halten konnte. Um 16:30&nbsp;Uhr wurde im Operatorenjournal&nbsp;34&nbsp;PU eine Erhöhung der Reaktorleistung auf 1600&nbsp;MWth angemerkt, die der Block nach 20&nbsp;Minuten erreichte. Als Vorbereitung auf den Versuch wurde um 18:50&nbsp;Uhr begonnen, Verbraucher der Hilfssysteme auf den Tansformator&nbsp;T-6 umzuschalten. Transformator&nbsp;T-6 <ref name="NIKIET_2006"/>
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Version vom 3. Oktober 2014, 17:00 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

Beim Unfall spielten auch die Faktoren Standort, Anlagentyp und Ereignisse aus der Vorzeit einige wichtige Rolle. Daher sind die Vorerläuterungen zum Kernkraftwerk, ebenso zu den baulichen Modifikationen von Block 4, relativ wichtig.

Standort und Kernkraftwerk

Satellitenaufnahme des Kühlsees mit dem Kernkraftwerk am nordwestlichen Ende

Die Initiative zum Bau des Kernkraftwerks Tschernobyl ging aus der sowjetischen Planwirtschaft hervor zur Deckung des entstehenden Defizits im zentralen Energienetz der Sowjetunion im europäischen Teil. Im Jahr 1966 evaluierte dazu Teploelektroprojekt 16 Standorte in den Oblasten Winnyzja, Kiew und Schytomyr woraus 1967 als potentielle Standorte. Eine 1966 gefällte Entscheidung zum Bau der Anlage 4 Kilometer nördliche Kopatschi im Rajon Tschernobyl, etwa 100 Kilometer nördlich von Kiew, der Hauptstadt der Ukrainischen Sozialistischen Sowjetrepublik. Der Rajon war gleichzeitig Namensgeber für die Anlage. Im Rahmen des Baus wurde die Stadt Pripjat errichtet, die die Arbeiter des Werkes beherbergen sollte und damit ein Monogorod ist. Durch die Lage im ukranisch-weißrussischen Waldgebiet, den Pripjatsümpfen, gibt es mit dem Fluss Pripjat und dem Dnjepr große Wasservorkommen in der Region. Der Grundwasserleiter liegt in einer Tiefe von 10 bis 15 Metern und damit etwa auf dem Wasserniveau des Pripjats. Die Hauptwindrichtung in der Region ist hauptsächlich West-Nordwest mit einer Geschwindigkeit 3 bsi 5 Meter pro Sekunde. Die Projektierung des Kernkraftwerks erfolgte in den 1960er Jahren. Während die ersten beiden Blöcke eine Kopie der ersten Baustufe des Kernkraftwerks Leningrad entsprechen, sind die späteren Blöcke 3 und 4 nach der zweiten Generation der RBMK-Linie ausgerichtet mit weiterten Sicherheitssystemen und nach dem Muster des Kernkraftwerks Smolensk. Erreichtet wurde die Anlage in dieser Form zwischen 1970 und 1983. Zwei weitere Blöcke befanden sich 1986 in Bau. Um das Kernkraftwerk befand sich eine sanitäre Zone, in der der Anbau von agrarwirtschaftlichen Produkten, die Viehhaltung und das Wohnen verboten ist. Als Radiusmittelpunkt dient der Fortluftkamin der ersten und der zweiten Baustufe.[1]

Das Kühlwasser bekommt die Anlage nicht direkt aus dem Fluss Pripjat, sondern aus dem 22,9 Quadratkilometer großen Kühlsee, der rund 98 Millionen Kubikmeter Wasser fassen kann. Als Wasserquelle für diesen dient dennoch der Pripjat, an dem eine Pumpstation den Wasserpegel im Fluss wieder auffüllt.[1] Ausgelegt war der See für die Kühlung von maximal sechs Blöcken,[2] weshalb mit den Blöcken 5 und 6, die 1986 voll im Bau waren, der Ausbau auf die Endleistung von 6000 MWel im Gange war.[3][4] Wiktor Brjuchanow erzählte in einem Interview im Jahr 2010, dass deshalb auf dem anderen Ufer des Pripjats eine ähnlich große Anlage vorgesehen gewesen war.[5] Allerdings war bereits vor 1980 eine Standortsicherung im etwas südlich von der Kreisstadt Tschernobyl gelegenen Otaschew vorgenommen worden, dass als Standort für das Kernheizkraftwerk Kiew infrage kam.[6]

Die betroffenen Blöcke bei dem Unfall betreffen vornehmlich den zweiten Abschnitt (russ. Второй очереди - Wtoroj otschredi) des Werkes, bestehend aus dem dritten und vierten Block. Die beiden Blöcke sind eine Doppelblockanlage und teilen sich einige der Reaktorhilfssysteme in den anliegenden Gebäuden, stellen aber ansonsten autonome voneinander arbeitende Einheiten dar. Die Blöcke und die Hilfssysteme sind mit der Turbinenhalle zusammen im Hauptgebäude (russ. Главная корпус - Glawnaja korpus) zusammengefasst. Der gesamte Gebäudekomplex weist keine eindeutige Trennung zwischen den Blöcken auf, dennoch ist das Gebäude so ausgelegt, dass es eine bauliche Differenz zwischen den Blöcken gibt. Während der Block A (Block 3) und der Hilfsanlagenblock W (Gebäude zwischen den Blöcken) zusammen eine bauliche Struktur bilden, ist der Block B (Block 4) lediglich als Anbau an den Hilfsanlagenblock realisiert wurden und ist nur an wenigen Stellen tatsächlich strukturell mit diesem verbunden. Südlich der Blöcke bindet sich auf einem eigenen Fundament stehenden der Block G (Entgaserbühne und Turbinenhalle) an. Jeder er Blöcke setzt sich zusammen aus einem Kernreaktor, vier Dampfabscheidern, ach Hauptumwälzpumpen und zwei Turbosätzen. Die folgende Darstellung zeigt eine Draufsicht des zweite Abschnitts mit beiden Blöcken.

ReaktorfahrpultVersorgungspultTurbinenpultBlockschaltwarte Raum G360 (russ. Блочный щит управления - БЩУ)ReaktorAbklingbecken BW-1 Öffnung P505/1Abklingbecken BW-2 Öffnung P505/2Reaktorhalle Raum P914/1 (russ. Центральный зал - ЦЗ)
Zweite Baustufe des Kernkraftwerks Tschernobyl ohne Dächer über Block-4. Die Draufsicht zeigt die wichtigsten Komponenten über verschiedene Ebenen verteilt und deren Position. Gebäudebeschreibung per Mouseover

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. Diese bildet sich aufgrund der 1661 Druckröhren und den 211 Steuerstäben. Das Kühlsystem besteht aus acht Umwälzpumpen, von denen im Normalbetrieb immer sechs für die Kühlung zur Verfügung stehen. Nach Erhitzen wird das Wasser an die Dampfabscheider weitergeleitet, von denen der Block vier Stück besaß. Dort wird der Sattdampf zur Turbinenanlage abgeleitet. Von dort wird das Wasser mittels elektrischer Speisewasserpumpen über das Intgasersystem und direkt in die Dampfabscheider zurückgeleitet und dort erneut über die Fallleitungen zu den Pumpen und in den Reaktor geleitet. Als aktives Notkühlsystem kommt das Kernnotkühlsystem SAOR (russisch САОР, voll Система Аварийного Охлаждения Реактора, Transkription Sistema Awarijnogo Ochlaschdenija Reaktora) zum Einsatz, das aus drei Subsystemen besteht. Das erste Subsystem (PEN) dient zur schnellen Wirkung und besteht aus vier Drucktanks je Reaktorhälfte, die Halb/Halb mit Stickstoff und Wasser gefüllt sind. Bei Aktivierung des Systems wird das Kühlwasser mit einem Druck von 100 Kilopond pro Quadratzentimeter direkt in die Kollektoren, an denen die Druckröhren angebunden sind, eingespeist. Aufgrund des großen Temperaturunterschiedes und der Tatsache, dass das Wasser im SAOR-Drucktanksystem nur 20 °C, wird das System ungern eingesetzt da es einen thermischen Schlag und zu Verspannungen im Material führen kann, eventuell auch zum Reißen von Leitungen oder Druckröhren. Als zweites langsames System (MPEN) stehen Pumpen zu Verfügung, die Wasser aus den Speisewasserbehältern der Entgaser dem System zuführen über die Dampfabscheider. Im Falle eines Auslegungsunfalls, dem Bruch einer Druckröhre, einer Zu- oder einer Ableitung, kommt zusätzlich das Subsystem APN zum Einsatz, das den Dampf aus den Räumen oder aus dem Reaktorbehälter in die Kondensationskammern leitet. Die Kondensationskammern sind für einen Druck von 200 Kilopond pro Quadratzentimeter ausgelegt. Wird der Druck überschritten, so öffnen sich Abblaseventile, die den Dampf, bei Bruch im Reaktorbehälter auch das Gas, des Primärsystems direkt in die Atmosphäre ablässt. Das kondensierte Wasser aus den Kondensationskammern kann mittels zusätzlicher vier SAOR-Pumpen direkt in die Kollektoren der Druckröhrenzuleitung eingespeist werden. Dieses letzte Subsystem wird allerdings nur aktiviert, wenn das Notprogramm BAZ betätigt wird.

Im Gegensatz zu anderen RBMK-1000 der zweiten Generation besaß Block 4 einige Modifikationen, die sich so nicht in anderen baugleichen Blöcken wiederfinden lassen, teilweise auch nicht im anliegenden Zwillingsblock Block 3. Baulich besaß Block 4, sowie dessen anliegender Zwillingsblock 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 Tschernobyl 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 Aufsichtsbehörde Gosatomnadsor bemängelte insbesondere, dass nach den Inkrafttreten der OPB-73 die Kondensationskammern zu klein dimensioniert waren. Zum Zeitpunkt der Bemängelung waren allerdings bereits alle anderen Blöcke genehmigt, bis auf die zweite Baustufe 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.

Eine weitere Verbesserung an dem Block fand mit der Installation des zusätzlichen Notprogramms MPA statt, das der Versuch im April 1986 unter anderem erproben sollte. MPA sieht den Ausfall der externen Stromversorgung des Blocks vor mit Bruch einer Druckröhre. Durch den Spannungshalter der Erregermaschine sollte über einen einzelnen oder beide Turbosätze die Stromversorgung sichergestellt werden, solange die Turbosätze auslaufen. Die Dieselgeneratoren benötigen für das volle Anlaufen zwischen 40 und 60 Sekunden, weshalb die gesicherte Stromversorgung erst ab diesem Zeitpunkt zur Verfügung gestanden hätte. Parallel dazu startet MPA die Abschaltung des Reaktors das Notsystem SAOR und speist über die schnelle Drucktankreserve Wasser in den Reaktor ein. Um den Block zu kühlen wird die Energie der auslaufenden Turbosätze genutzt um die vier SAOR-Pumpen am Laufen zu halten. 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. Wie bereits Block 3 besitzt Block 4 das 6-Zonen-System, das allerdings visuell auf dem SUZ-Schaltpult integriert wurde und nicht zwischen den Synchronanzeigen, die die Einfahrweite jedes einzelnen Steuerstabes angeben, eine Abgrenzungslinie gezogen wie in Block 3, womit die Übersicht der einzelnen Steuerstabgruppen nicht voll ersichtlich ist, insbesondere da einige Steuerelemente anders Wirken.

Die Schaltwarte des Blocks ist im Gegensatz zu den vorherigen Anlagen anders aufgebaut und die Anzeigen zur Übersichtlichkeit gebündelter reorganisiert. Einige Anzeigen fielen gänzlich weg. Die Auslegung entspricht damit weitestgehend der dritten Generation. Eine ähnliche Auslegung erhielten auch die Schaltwarten von Kursk 3 und 4. Elektrotechnisch entspricht die Anlage dennoch eher den Stand der OPB-82, während einige Verbesserungen vorgenommen wurden, so reagierte unter anderem das Prozessrechnersystem SKALA etwas schneller als bei anderen Blöcken, dennoch im internationalen Schnitt sehr langsam. 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.

Einige wichtige Punkte betreffen das Steuer- und Schutzsystem des Blocks, das bei dem Reaktorunfall eine sehr wichtige Rolle spielte. Ein Vergleich des

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
SUZ-Steurpult SUZ Reaktor ChNPP-3.png SUZ Reaktor ChNPP-4.png
A-A Schnitt Tschernobyl-3 A-A.png Tschernobyl-4 A-A.png

Das Gebäude der Anlage besteht im Bereich des Confinements vornehmlich aus monolithischen Beton. Das bedeutet, dass die Wände aus einem Guss gegossen wurden und massiv miteinander verbunden sind... kleinere Wände, Ventilationseinrichtungen, eventuell Confinement erläutern (Schema)


Посмотрел "Маршруты".

Как идут у нас этажи по плану. +12.5 - 401/2, широкий транспортный коридор.

+19.5 - 502/8 коридор кабельных коммуникаций. На видео мелькает западная стена, окон нет.

+24 - 601/2 коридор обслуживания. Вот это похоже коридор со вторым уровнем окон. Хороших кадров мало, но похоже западной стены частично нет, в одном отрывке виден дневной свет, приникающий в щели опорной стены.

+27.0 - 701/2 Коридор трубопроводов пара и парового сброса питательной воды +31.5 - 801/2 Коридор трубопроводов пара и парового сброса на отм. 31.8 А вот как раз где-то тут видимо и располагается та группа вышибных панелей, выбиты плиты стен и виднеется непонятная машинерия. Стены кроме наружной повышенной толщины, гермодвери.

+35.5 - 910/2 Коридор. Просто узкий коридор. Плюс в двух местах к стене примыкают помещения импульсных клапанов, с тонкими стенами. Вот тут похоже в коридоре и помещениях тоже есть остекление.

+39.5 - 1001/2 - 1001/4 Коридоры обслуживания, переходящие в большое центральное помещение электрощитовой СУЗ. Похоже тут тоже есть остекление - та вторая узкая полоска окон наверху. Несколько странно что электрощитовая СУЗ имеет окна прямо на улицу. Впрочем, пока не уверен в какие именно помещения выходит отстекление, уж больно небольшая разность высот между окнами. Может кто-то из посещающих 3-й блок подскажет.

И, наконец, +43.0 - широкий безымянный коридор вентцентра. Где-то тут должна быть вторая полоса высоких окон, но есть ли они определить не удалось. С коридора есть вход в операторскую РЗМ, а на севере он прямо переходит лестничный блок.

Больше никаких уровней выше +12.5 и нет.

Sicherheitssysteme

  • AZ-Schaltungen
  • BAZ
  • Block 4: MPA

Für die erste Baustufe stehen insgesamt acht Dieselgeneratoren mit einer Leistung von je 3,5 MW bereit, während für den dritten und vierten Block insgesamt sechs Aggregate mit je 5,5 MW zur Verfügung stehen. Die Leistung wurde lediglich für die Versorgung der wichtigsten Einrichtungen bemessen und daher relativ knapp.[1]

Das Steuersystem des RBMK-1000 hat einen sehr großen Anteil an analogen Komponenten, die größtenteils durch den Operator gesteuert werden müssen, so auch die Abschaltprogramme des Blocks. Ein eindeutiges automatisch wirkendes Sicherheitssystem ist nicht vorhanden. Auf Basis von Störmeldungen und Analysen, die durch das Prozessrechnersystem SKALA und analogen Signalen übermittelt werden muss der Operator selbst entscheiden, welches Notprogramm er initiiert und ob er es initiiert oder das Signal ignorieren kann. Die Notprogramme bestehen aus:

  • AZ-1: Verringerung der Reaktorleistung auf 60 % der Nennleitung - bei Ausfall einer Pumpe, sinkender Wasser in den Dampfabscheidern oder Verringerung der Speisewasserdurchsatzrate
  • AZ-2: Verringerung der Reaktorleistung auf 50 % der Nennleitung - bei Lastabwurf oder Ausfall eines Turbosatzes
  • AZ-5: Verringerung der Reaktorleistung auf Nachwärmeleistung (unkontrolliertes Einfahren aller Steuerstäbe) - bei Ausfall beider Turbosätze oder mehrerer Pumpen, Bruch einer Druckröhre
  • BAZ: Schnellabschaltung des Blocks, zunächst Einfahren aller schnelleren AZ-Stäbe danach Einfahren aller langsameren verbleibenden Steuerstäbe, Initiierung von SAOR
  • MPA: Schnellabschaltung des Reaktors, zunächst Einfahren aller schnelleren AZ-Stäbe danach Einfahren aller langsameren verbleibenden Steuerstäbe, Initiierung von SAOR, initiiert Start der Dieselgeneratoren, initiiert Abschaltung der Turbosätze und Spannungsrückgewinnung während des Auslaufes - für vollen Verlust der externen Spannungsversorgung

Versuchsprogramm

Regelung einer Erregermaschine (G1), die über den Läufer direkt mit dem Turbogenerator (SG) verbunden ist

Der Versuch, der in Block vier stattfinden sollte, sah vor, den Ausfall eines Turbogenerators zu Simulieren und mit ihr vier der acht Hauptumwälzpumpen auslaufen zu lassen. Dabei soll normalerweise der Spannungshalter der Erregermaschine die Ausgangsspannung des Generators aufrecht halten um etwa 60 Sekunden die Stromversorgung durch die auslaufende Turbine aufrecht zu halten. Das ist die Zeit in der die Notstromaggregate, die mit Diesel betrieben werden, voll angelaufen sind und die Stromversorgung sichern.[7][8] Der Versuch stellt einen Auslegungsunfall der Reaktorlinie dar und muss unter diesen Bedingungen vor dem Betrieb getestet werden. Im Jahr 1982 wurden diese Versuche unter der Genehmigung von Dontekhehnergo und dem Generalprojektanten Gidroprojekt erstmals im dritten Block vorgenommen. Allerdings stellte man fest, dass die bisherigen Systeme nicht den Anforderungen der neuen Generation angemessen sind.[9] Bei den vorherigen Versuchen wurde festgestellt, dass die Spannung an den Stromschienen schneller abgefallen war, bevor man die ganze Rotationsenergie der auslaufenden Läufer nutzen konnte.[10] Aufgrund dessen bauten die Charkiwer Turbinenwerke neue Spannungshalter in Block drei und vier ein.[7][8]

Der Grund für die Erprobung ist das Kernnotkühlsystem, das nur RBMK-1000 ab der zweiten Generation besitzen. Dies besteht aus drei schnell eingreifenden Systemen und drei langsameren Systemen. Nach dem größten möglichen vorgesehenen Auslegungsfall mit Bruch einer Speisewasserleitung eines großen Durchmessers mit Verlust der externen Energieversorgung. Nach einem Bruch einer solchen Leitung greifen die drei schnellen Systeme. Zwei der Systeme drücken mit in Drucktanks gespeicherten Stickstoff neues Wasser direkt in das Reaktorsystem, während das dritte System zusätzliches Speisewasser über eine Pumpe speist, für die genau die auslaufende Rotationsgeschwindigkeit der Turbine für die Energieversorgung benötigt wurde, bis die Dieselgeneratoren voll zur Verfügung stehen würden. - djatlow

In den Jahren 1982 und 1984 wurden die Versuche im dritten Block mit je einer Hauptumwälzpumpe auf jeder Seite durchgeführt, 1984 und 1985 folgten Versuche mit insgesamt vier Pumpen, zwei je Seite. Die Testprogramme für 1984, 1985 und 1986 sahen zusätzlich die Isolation des Kernnotkühlsystems vor.[9] Der Versuch gilt als reines elektrotechnisches Programm, das keinen Einfluss auf den reaktorphysischen Teil der Anlage haben soll, was im nachhinein anders bewertet wurde. Weiter stellt man fest, dass normal der Generalprojektant, der leitende Kraftwerksingenieur, die wissenschaftliche Leitung und die zuständige Regierungsbehörde dem Test hätten zustimmen müssen. Allerdings stellten die Vorgaben NSR-04-74 und GSP-82 eindeutig klar, dass die Kraftwerksverwaltung keinerlei Anfragen an diese Behörden und Personen stellen muss.[9] Abgesehen von den technischen Eingriffen in den reaktorphysischen Teil, beispielsweise die Freischaltung des Notkühlsystems zur Verringerung der Last des Generators, obwohl dieses System des Turbogenerators für das Notkühlsystem vorgesehen war, sah die ermittelnde Komission aus der Sowjetunion einen fahrlässigen Eingriff in den Betrieb der Reaktoranlagen, so war die Freischaltung des Notkühlsystem für vier Stunden, die das Experiment in Anspruch nehmen sollte, eine Verringerung der Betriebssicherheit des Kernkraftwerks gewesen. Vor dem Unfall war allerdings die Frage der Sicherheit des Experiments nicht gestellt worden, ebenso die Qualifikation des Personals, das auf solche Notsituationen nie vorbereitet wurde, dadurch das Risiko als gering eingeschätzt wurde. Alle vier Blöcke der Anlage befanden sich zu diesem Zeitpunkt im Betrieb.[10]

In der ganzen Sowjetunion war das Kernkraftwerk Tschernobyl als einziges Kernkraftwerk bereit, diesen Versuch durchzuführen und die Spannungshalter zu Testen. Im Normalfall wird dieser Versuch bei jeder Inbetriebnahme vor dem kommerziellen Betrieb durchgeführt. Weil die Kraftwerksleitung allerdings darauf drängte den Block bereits früher in Betrieb zu nehmen, hatte man die Versuche bis auf weiteres aufgeschoben. Ein weiterer Grund war der fehlgeschlagene Versuch in Block drei. Block drei und vier gehören einer neuen Generation der RBMK an und haben teilweise neue Systeme. Aufgrund dessen wurde die Auslegung der Spannungshalter neu Konzipiert. Ein zweiter Versuch war direkt anschließend vorgesehen und sollte die Kühlung des Reaktors mit einen Luftkühlsystem gewährleisten. Im Normalfall kann die Wärme des Reaktors auch bei einer Abschaltung über das Gassystem abgeführt werden.[7][8] Dadurch am 25. April die erste Revision des vierten Blocks vorgesehen war und der Block vom Netz gehen musste, wurde der Versuch für den vierten Block des Kernkraftwerks Tschernobyl vorgesehen.[10]

РБМК системы удаления водорода СУВ

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.[11]

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.

Zu dieser Zeit befanden sich 1659 Brennelemente im Reaktor mit einem durchschnittlichen Abbrand von 10,3 Megawatttagen pro Kilo Brennmaterial. Über 75 % des Brennstoffs gehören zum Erstkern, der bei der Inbetriebnahme im Jahre 1983 geladen wurde. Diese haben einen maximalen Abbrand von 12 bis 12 Megawatttagen je Kilo Brennmaterial. Eine Druckröhre ist mit einem zusätzlichen Absorber ausgestattet, ein weiterer Kanal ist leer.[10]

Die Genehmigung für das Versuchsprogramm, das ehemals am Nachmittag des 25. Aprils stattfinden sollte, wurde für Block vier von dem Chefingenieur des Kernkraftwerks, Nikolai Fomin, in Auftrag gegeben. Infolge der Verschiebung des Versuchs übertrug Fomin den Test auf die Schicht des Chefingenieur der zweiten Ausbaustufe des Kernkraftwerks, Anatoli Djatlow. Das Experiment wurde unter der Leitung des Ingenieurs Grigorij Petrowitsch Metlenko durchgeführt von der Firma Dontechnenergo, der wiederum das Management und die Vorbereitungen für den Versuch an Anatoli Djatlow übertrug.[12] Insgesamt befanden sich in der Nacht vom 25. April auf den 26. April 176 Personen alleine von Fremdfirmen auf dem Kernkraftwerksgelände, die für verschiedene Versuchs- und Wartungsarbeiten geordert wurden, nicht mit Einberechnet sind die 268 Bauarbeiter auf der Baustelle der Blöcke fünf und sechs.[10]

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. Die Signalkodierungen enthalten als Erstes eine systemspezifische Nummer, mit einem Anhang, der entweder -1 oder -0 lautet. 1 bedeutet, dass das Signal aktiviert wurde, während 0 bedeutet, dass das Signal deaktiviert wurde. Bei Signaldeaktivierung ist zur Verständlichkeit die Meldung am Ende mit dem Text Signal erloschen gekennzeichnet.

  • 24. April; 15:20:00 Uhr: Der Reaktor fährt mit einer thermischen Leistung von 3100 MW.[13]
  • 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.[13]
  • 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.[13]
  • 24. April; 23:45:00 Uhr: Der Reaktor fährt mit einer thermischen Leistung von 3100 MW. Die elektrische Blockleistung liegt bei 930 MW.[13]
  • 25. April; 01:04:00 Uhr: Notiz im Operatorenjournal 20 PU über den Beginn der Absenkung der thermischen Reaktorleistung.[13]
  • 25. April; 01:05:00 Uhr: Notiz im Operatorenjournal 1223 über die stufenweise thermische Leistungsabsenkung um jeweils 150 MW.[13]
  • 25. April; 01:06:00 Uhr: Beginn der thermischen Leistungsabsenkung, die Operative Reaktivitätsreserve beträgt 31 manuellen Steuerstäben.[13]
  • 25. April; 01:40:00 Uhr: Der Reaktor fährt mit einer thermischen Leistung von 2760 MW.[13]
  • 25. April; 01:50:00 Uhr: Der Reaktor fährt mit einer thermischen Leistung von 2500 MW.[13]
  • 25. April; 02:00:00 Uhr: Der Reaktor fährt mit einer thermischen Leistung von 2350 MW.[13]
  • 25. April; 02:10:00 Uhr: Der Reaktor fährt mit einer thermischen Leistung von 2240 MW.[13]
  • 25. April; 02:20:00 Uhr: Der Reaktor fährt mit einer thermischen Leistung von 2200 MW.[13]
  • 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.[13]
  • 25. April; 03:10:00 Uhr: Der Reaktor fährt mit einer thermischen Leistung von 1800 MW.[13]
  • 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.[13]
  • 25. April; 04:30:00 Uhr: Auf Anweisung des Schichtleiters von Block 4 wird mit der Entladung des Turbogenerator 7 begonnen.[13]
  • 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.[13]
  • 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.[13]
  • 25. April; 07:35:00 Uhr: Die Blockierung von zwei AR-2-Steuerstabkanälen schlägt fehlt. Ein Defekt an den beiden Steuerstäben wurde notiert.[13]
  • 25. April; 08:00:00 Uhr: Der Reaktor fährt mit einer thermischen Leistung von 1520 MW.[13]
  • 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.[13]
  • 25. April; 13:05:00 Uhr: Abschaltung des Turbogenerators 7. Die elektrtische Leistung des Turbogenerators 8 lag bei 450 MW.[13]
  • 25. April; 14:00:00 Uhr: Isolation des Noteinspeisesystems SAOR vom Reaktorsystems.[13]
  • 25. April; 15:10:00 Uhr: Der Reaktor fährt mit einer thermischen Leistung von 1500 MW.[13]
  • 25. April; 15:20:00 Uhr: Die Operative Reaktivitätsreserve beträgt 16,8 manuelle Steuerstäbe.[13]
  • 25. April; 16:30:00 Uhr: Notiz im Operatorenjournal 34 PU über die Erhöhung der thermischen Reaktorleistung auf 1600 MW.[13]
  • 25. April; 16:50:00 Uhr: Der Reaktor fährt mit einer thermischen Leistung von 1600 MW.[13]
  • 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.[13]
  • 25. April; 23:10:00 Uhr: Notiz im Operatorenjournal 34 PU über den Beginn der Absenkung der thermischen Reaktorleistung.[13]
  • 25. April; 23:30:00 Uhr: Der Reaktor fährt mit einer thermischen Leistung von 1240 MW.[13]
  • 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.[13]
  • 26. April; 00:05:00 Uhr: Unterbrechung der weiteren Leistungsabsenkung des Reaktors. Der Reaktor fährt mit einer thermischen Leistung von 720 MW.[13]
  • 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.[13]
  • 26. April; 00:34:03 Uhr: Der Reaktor fährt mit einer thermischen Leistung von 160 MW.[13]
  • 26. April; 00:41:00 Uhr: Netztrennung des Turbogenerators 8 zur Erfassung der Vibrationscharakteristika des Turbosatzes im Leerlauf.[13]
  • 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.[13]
  • 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.[13]
  • 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.[13]
  • 26. April; 01:07:00 Uhr: Die Hauptumwälzpumpe 22 wird zugeschaltet.[13]
  • 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.[13]
  • 26. April; 01:16:00 Uhr: Ende der Erfassung der Vibrationscharakteristika des Turbosatzes im Leerlauf.[13]
  • 26. April; 01:18:52 Uhr: MPA-Signal durch DREG. Ursache des Signals unbekannt.[13]

...

  • 26. April; 01:22:00 Uhr: Impuls zur Aktivierung des MPA-Signals gegeben.
  • 26. April; 01:23:04 Uhr: Signal K08L053-1: Absperrventile geschlossen - Beginn des Versuchs.
  • 26. April; 01:23:11 Uhr: Signal K07L203-0: Steuerstabgruppe AR setzt sich in Bewegung - Signal erloschen.
  • 26. April; 01:23:23 Uhr: Signal K10L064-0: Druckabfall aufgrund von Wassereinspeisung im Niederdruckkondensator 1 - Signal erloschen.
  • 26. April; 01:23:40 Uhr: Folge von 7 Signalen:
    • Signal K06L015-1: AZ-5 wurde betätigt. Steuerstäbe setzen sich in Bewegung.
    • Signal K06L042-1: Notabschaltsystem ist nicht verfügbar.
    • Signal K06L040-0: AR-2 Messsystem ist fehlerhaft - Signal erloschen.
    • Signal K06L151-1: Automat P2-1332 im Reaktorkonfinment löst AZ-5 aus.
    • Signal K06L146-1: Automat P1-1332 im Reaktorkonfinment löst AZ-5 aus.
    • Signal K07L202-1: AR-2 bleibt stehen aufgrund Fehlfunktion - Blockierung der automatischen Steuerung.
    • Signal K06L045-1: Lastabwurf der Turbosätze aufgrund AZ-5.
  • 26. April; 01:23:43 Uhr: Folge von 16 Signalen:
    • Signal K06L017-1: AZSR - Reaktorperiode nimmt ab im Basismessbereich.
    • Signal K06L016-1: AZM - Leistungsüberschuss im Basismessbereich.
    • Signal K06L053-1: Notfall-Leistungsüberschuss auf 2APP-1.
    • Signal K06L052-1: Notfall-Leistungsüberschuss auf 2APP-2.
    • Signal K06L051-1: Notfall-Leistungsüberschuss auf 2APP-3.
    • Signal K06L050-1: Notfall-Leistungsüberschuss auf 2APP-4.
    • Signal K06L047-1: Notfall-Leistungsüberschuss auf 1APP-1.
    • Signal K06L046-1: Notfall-Leistungsüberschuss auf 1APP-2.
    • Signal K06L045-1: Notfall-Leistungsüberschuss auf 1APP-3.
    • Signal K06L044-1: Notfall-Leistungsüberschuss auf 1APP-4.
    • Signal K07L137-1: 1APP-4 zeigt Fehlfunktion.
    • Signal K07L136-1: 1APP-3 zeigt Fehlfunktion.
    • Signal K07L131-1: 1APP-2 zeigt Fehlfunktion.
    • Signal K07L130-1: 1APP-1 zeigt Fehlfunktion.
    • Signal K07L166-1: 2APP-4 zeigt Fehlfunktion.
    • Signal K07L165-1: 2APP-3 zeigt Fehlfunktion.
  • 26. April; 01:23:44 Uhr: Folge von 2 Signalen:
    • Signal K07L145-1: 2APP-2 zeigt Fehlfunktion.
    • Signal K07L144-1: 2APP-1 zeigt Fehlfunktion.
  • 26. April; 01:23:47 Uhr: Folge von 6 Signalen:
    • Signal K06L040-1: Messteil von AR-2 zeigt Fehlfunktion.
    • Signal K07L144-1: Messteil von AR-1 zeigt Fehlfunktion.
    • Signal K08L201-1: Keine Definition
    • Signal K06L176-1: Drucküberschreitung in den rechten Dampfabscheidern.
    • Signal K06L175-1: Drucküberschreitung in den linken Dampfabscheidern.
    • Signal K06L167-1: 1APR-12 zeigt Fehlfunktion.
  • 26. April; 01:23:48 Uhr: Folge von 2 Signalen:
    • Signal K10L045-0: Lastabwurf der Turbosätze aufgrund AZ-5 - Lastabwurf beendet.
    • Signal K10L035-1: BRUK-1 in Betrieb.
  • 26. April; 01:23:49 Uhr: Folge von 13 Signalen:
    • Signal K06L005-1: Druckanstieg im Reaktorbehälter.
    • Signal K06L041-1: Leitender Teil von AR-1 zeigt Fehlfunktion.
    • Signal K06L037-1: Leitender Teil von AR-2 zeigt Fehlfunktion.
    • Signal K06L034-1: Keine 48 Volt Spannung an den Steuerstabmotoren.
    • Signal K06L176-0: Drucküberschreitung in den rechten Dampfabscheidern - Signal erloschen.
    • Signal K06L175-0: Drucküberschreitung in den linken Dampfabscheidern - Signal erloschen.
    • Signal K07L137-0: 1APP-4 zeigt Fehlfunktion - Signal erloschen.
    • Signal K07L136-0: 1APP-3 zeigt Fehlfunktion - Signal erloschen.
    • Signal K07L131-0: 1APP-2 zeigt Fehlfunktion - Signal erloschen.
    • Signal K07L130-0: 1APP-1 zeigt Fehlfunktion - Signal erloschen.
    • Signal K07L167-0: 1APR-12 zeigt Fehlfunktion - Signal erloschen.
    • Signal K07L166-0: 2APP-4 zeigt Fehlfunktion - Signal erloschen.
    • Signal K07L165-0: 2APP-3 zeigt Fehlfunktion - Signal erloschen.

Unfallverlauf (Detailversion)

Zonen mit Reaktorabdeckung von Block 4

Am 24. April 1986 fuhr Tschernobyl-4 mit einer thermischen Reaktorleistung von 3100 MW. Über den Tag hinweg gab es, bis auf einer Fehlanzeige der Steuerstabeinfahrtiefe in der operativen Blockschaltwarte (nicht zu verwechseln mit der normalen Blockschaltwarte), keine Auffälligkeiten. Um 22:30 Uhr kam es zur einer lokalen Schnellabschaltung in der Reaktorzone 11 aufgrund eines nicht eindeutig nachweisbaren Signals. Aufgrund der Unauffälligkeit ist es daher dem Personal gestattet, diese lokale Schnellabschaltung abzubrechen. Der Reaktor fuhr zu diesem Zeitpunkt mit einer thermischen Leistung von 3200 MW und damit mit Nennleistung. Bis 23:45 Uhr wurde die Leistung des Reaktors auf 3100 MW verringert, sodass der Block eine elektrische Leistung von 930 MW erzeugte. Am 25. April um 1:04 Uhr wurde das Abfahren des Reaktors im Operatorenjournal 20 PU festgehalten, um 1:05 Uhr im Operatorenjournal 1223 mit der Anmerkung, dass die Leistungsreduzierung in 150 MWth großen Schritten erfolgen sollte. Das eigentliche Abfahren begann eine Minute später um 1:06 Uhr bei einer operativen Reaktivitätsreserve von 31 manuellen Steuerstäben. Bis 2:20 Uhr wurde die Reaktorleistung auf 2200 MWth reduziert und das Abfahren unterbrochen. Nach 40 Minuten um 3:00 Uhr wurde das Abfahren fortgesetzt. Um das System vom überschüssigen Druck zu entlasten wurden auf Anweisung des Schichtleiters die Notprogramme MPA-1, MPA-2 und MPA-3 initiiert. Um 3:45 Uhr erreichte der Reaktor eine Leistung von 1600 MWth, womit um 4:30 Uhr auf Anweisung des Schichtleiters mit der Entladung des Turbosatzes 7 begonnen werden konnte. Die Lasten wurden nacheinander auf den Turbosatz 8 und der externen Elektrizitätsversorgung umgelegt. Um 7:10 Uhr wurde der Reaktor ein weiteres mal leicht abgefahren auf 1500 MWth Leistung. Die Reaktivitätsreserve lag zu diesem Zeitpunkt bei 13,2 manuellen Steuerstäben.[13]

Dass die Reaktivitätsreserve nach dem Abfahren so niedrig lag, obwohl der Reaktor mit den Steuerstäben abgefahren wurde, liegt daran, dass der Reaktor in die Xenonsenke gefahren wird, was beim RBMK-1000 unvermeidlich ist. Das 135Xe entsteht durch den Zerfall von 135I, das als Spaltprodukt Gasförmig in den Hüllrohren der Brennelemente eingeschlossen ist. Zerfällt das 135I über seinen Betazerfall nach 6,57 Stunden, bildet sich 135Xe, das als Absorber im Reaktor wirkt. In der Regel hat135Xe im Reaktor mit einer hohen Energiedichte im Kern keinen Einfluss auf die Reaktorleistung, ist die Dichte jedoch geringer, wirkt sich das 135Xe stärker aus, wie beim RBMK. Man kann damit rechnen, dass ab dem Anfang des Abfahrvorgang bis zum Ende des Abfahrvorgangs aufgrund der verringerten Zahl der Neutronen durch die Absorbation in den Steuerstäben, der Anteil an 135Xe steigt, da immer noch so viel Xenon gebildet wird, wie 135I vor 6,57 Stunden während des Volllastbetriebs entstanden ist. Entsprechend kann man 6,57 Stunden nach Beginn des Abfahrvorgangs damit rechnen, dass die Spitze der Xenonsenke erreicht wurde und das angehäufte 135Xe die nächsten rund Stunden über die Abfahrdauer abgebaut wird, bis wieder ein Gleichgewicht im Reaktor entstanden ist. Da die Größe beim RBMK eine Rolle spielt muss der Absorbation entgegengewirkt werden und teilweise Steuerstäbe wieder entfernt werden bis die Spitze der Xenonsenke erreicht wurde. Um die Leistung danach niedrig zu halten müssen die Steuerstäbe wieder eingefahren werden. Grundsätzlich kann man davon ausgehen, umso schneller der Reaktor abgefahren wird, umso stärker ist die Xenonsenke und die Auswirkung auf den Reaktorbetrieb. Folglich muss für die stabile Leistungsabgabe aus den Reaktor die Reaktivitätsreserve entsprechend stärker reduziert werden. Dies führt beim RBMK allerdings aufgrund der positiven Reaktivität zu der Gefahr, dass der Reaktor prompt überkritisch wird die Xenonsenke durch eine ausufernde Kettenreaktion zu schnell abgebaut wird und das Nachregeln nicht mehr möglich ist.

Um 7:20 Uhr wurde auf Anweisung des Schichtleiters das Notprogramm AZ-1 überbrückt um bei einem Auslösen von AZ-5 den Wasserstand in den Dampfabscheidern zu reduzieren. Zwei Steuerstäbe der Gruppe automatischen Regelgrippe AR-2 sollten ebenfalls blockiert werden, was allerdings nicht möglich war, weshalb um 7:35 Uhr der Defekt notiert wurde. Um 10:10 Uhr wurde auf Anfrage des Blockbetriebsingenieurs der Öldruck in den Lagern der Hauptumwälzpumpen 13 und 24 erhöht. Eine genaue Begründung wurde nicht notiert. Beide dieser Pumpen nehmen später am Auslauf teil. Um 13:05 Uhr wurde die Entladung des Turbogenerator 7 abgeschlossen, sodass der Generator vom Netz getrennt und die Turbine abgeschaltet. Der verbleibende in Betrieb befindliche Turbogenerator 8 fuhr zu diesem Zeitpunkt mit einer Generatorleistung von 450 MW. In Vorbereitung auf den Versuch wurde um 14:00 Uhr das Reaktornotkühlsystem (SAOR) isoliert, sodass sich dieses System während des Auslaufs nicht zuschaltet. Durch die abnehmende Xenonsenke wurde bis 15:20 Uhr die Reaktivitätsreserve auf 16,8 manuelle Steuerstäbe wieder erhöht, sodass der Reaktor seine Leistung von 1500 MWth halten konnte. Um 16:30 Uhr wurde im Operatorenjournal 34 PU eine Erhöhung der Reaktorleistung auf 1600 MWth angemerkt, die der Block nach 20 Minuten erreichte. Als Vorbereitung auf den Versuch wurde um 18:50 Uhr begonnen, Verbraucher der Hilfssysteme auf den Tansformator T-6 umzuschalten. Transformator T-6 [13]





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.[14]


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.[14]

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.[13]

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. (quelle, gelle)


Die Basis für den Unfall wird während des Versuchs um exakt 01:23:27 Uhr geschaffen. Aufgrund eines Anstieg des Druckes in den Dampfabscheidern und starke Verringerung der Dampferzeugung und damit der Leistung im Reaktor (wodurch?) versuchte die automatische Steuergruppe AR-1 durch ein Ausfahren aus den Reaktor um 01:23:28 Uhr entgegenzuwirken. Der Druckanstieg und die verringerte Dampferzeugung führte allerdings zum starken Abfall des Kühlmitteldurchsatzes durch den Reaktor (warum? weil weniger verdampft?), weshalb um 01:23:28,5 Uhr AR-1 mit dem Ausfahren stoppte, da der Effekt leicht entgegenwirkt. Daraufhin stieg die Dampferzeugung des Reaktors wieder an (warum?), weshalb um dem entgegenzuwirken AR-1 um 01:23:29 Uhr wieder in den Kern fuhr, eine halbe Sekunde später auch AR-3. Dadurch wurde die Dampferzeugung des Blocks abgefangen und stabilisierte sich auf dem alten Wert um 01:23:30 Uhr, eine halbe Sekunde später. Der Druckanstieg in den Dampfabscheidern wurde dadurch ebenfalls unterbrochen. Um den gleichen Zeitpunkt begannen AR-1 und AR-3 langsamer in den Kern zu fahren, da die Dampferzeugung durch eine leicht steigende Reaktorleistung (wieso?) trotz des Eingreifens eine halbe Sekunde später durch den weiterhin fallenden Wasserdurchsatz langsam zunahm, dazu gab es eine leichte Erhöhung der Reaktivität des Reaktors (warum, details?), die allerdings stabil auf dem höheren Wert blieb (..die sich nach kurzer Zeit stabil auf hohem Wert...). Nachdem bis 1:23:32 Uhr die Dampferzeugung begann stärker zu steigen setzte sich auch AR-2 in Bewegung, während AR-1 zur gleichen Zeit die untere Endlage erreichte und voll im Kern eingefahren war und AR-3 das Einfahren unterbrach (wieso pausiert AR-3, wenn die leistung steigt?). Um 01:23:35 Uhr überschritt der Dampferzeugungswert die wichtige Schnittmarke der Reaktivität, womit der Dampfblasenkoeffizient wirkt und zu einem erneuten Anstieg der Reaktivität führt. Gleichzeitig stabilisiert sich der Kühlmitteldurchsatz auf einen stetig gleichmäßig abfallenden Durchsatzwertes.

Um 01:23:37 Uhr beginnt der eigentliche Unfallprozess des Reaktors, gekennzeichnet durch die stetig ansteigenden Werte. Um 01:23:38 Uhr kam es zu einer weiteren Erhöhung der Reaktivitätsmarke des Blockes, bleib aber weiterhin stabil (äh, letzter halbsatz?). Um 01:23:39,5 Uhr fuhr parallel zu AR-2 auch AR-3 im gleichem Tempo weiter in den Kern ein, da die Leistung und die Dampferzeugung weiter anstieg (siehe oben, wieso pauierte erst?). Eine halbe Sekunde später um 01:23:40 Uhr wurde seitens der Operatoren die Notabschaltung des Blocks wegen des weiteren Leistungsanstiegs auf rund 800 MWth die Notabschaltung des Blocks betätigt und damit der Leistungsanstieg zur Ausschreitung gebracht (wieso? graphitspitzen?), sodass die Reaktivität begann zu steigen, ebenso die Reaktorleistung und Dampferzeugung. Bis 01:23:42,25 Uhr nahm die Neutronenleistung in der rechten Reaktorhälfte stark zu und überschritt die Auslegungsgrenze. Um 01:23:43,25&nsbp;Uhr erreichte die Reaktivität einen relativ hohen Wert und stieg weiter. Ab 01:23:43 Uhr kam es auch zu einer kurzzeitigen Ausschreitung der Neutronenleistung in der linken Reaktorhälfte, die ihre Spitze innerhalb der Auslegungsgrenzen auf zirka 28 % um 01:23:44 Uhr erreichte. Parallel zum Anstieg der ersten Ausschreitung der Neutronenleistung in der linken Reaktorhälfte stieg die Temperatur des Brennstoffs binnen zwei Sekunden über die Auslegungsgrenze an, womit eine sofortige Kernschmelze einsetzte. Die Neutronenleistung fiel nach der Spitze wieder auf 3 % ab (woher der abfall?), nahm allerdings kam es um 01:23:44,75 Uhr zur Leistungsexkursion, weshalb die Leistung in der linken Hälfte auf 99 % innerhalb einer drittel Sekunde. Die Neutronenleistung in der rechten Hälfte lag nach wie vor seit 01:23:42,25 Uhr weit über den Auslegungswert. Die Neutronenleistung in der linken Hälfte fiel bis 01:23:46 Uhr die Neutronenleistung wieder auf zirka 5 % ab und anschließend gleichmäßig bis auf 0 %. Gleichzeitig mit dem Abfall und der Trägheit der Wärmeübertragung stieg der Druck in den Dampfabscheidern innerhalb von 1,25 Sekunden weit über den Auslegungsdruck an, ebenso die Dampferzeugung im Reaktor. Zu diesem Zeitpunkt brach die Aufzeichnung aus dem Reaktor ab. (<- dramatischer formulieren, um die hastige aufzählung abzuschließen) (in diesem abschnitt interpretierst du eigentlich nur die kurvenverläufe, eine "Logische Zusammenfassung" im eigentlichen sinne ist nicht erkennbar)

De facto ist mit Ende der Aufzeichnungsdaten aus der aktiven Zone um 01:23:48 Uhr der Reaktor zerstört worden. Der Brennstoff floss aufgrund der extremen Temperatur binnen Sekunden aus dem Reaktor in die Kondensationskammern (zwirka 5 bis 6 Meter pro Sekunde) und schmolz etwas mehr als ein Viertel des unteren biologischen Schildes weg. Durch das Schmelzen kommen drei Effekte zutragen: Das Spaltgas Xenon (1) wird aus dem Reaktor freigesetzt, sodass dessen Absorbationswirkung zusätzlich verloren geht, das Schutzgas Stickstoff (2) tritt zusammen mit Wasserstoff (3) oberhalb und unterhalb des Reaktors aus. Aufgrund des benötigten Mischverhältnisses und der Schutzwirkung des Stickstoffes kam es nicht gleich zu einer Entzündung des Wasserstoffes. Bis das richtige Mischverhältnis erreicht wurde vergangen weitere 11 bis 12 Sekunden. Diese Explosion, die sich an den unteren Kommunikationsleitungen ereignete, führte zur endgültigen Zerstörung des Blockes. Während durch den engen Reaktorschacht Schema OR niedergedrückt wird, reißen die Druckröhren an OR ab und schießen zusammen mit dem verbleibenden Graphitkern, den Druckröhren, Restbrennstoff in den Druckröhren und der gesamten oberen Abdeckung des biologischen Schildes, Schema E, laut Augenzeugenberichten, rund 30 Meter über den Boden der Reaktorhalle in die Luft. Durch weitere Verpuffungen im Reaktorgebäude, auch eine angenommene weitere Explosion des Reaktors selbst, verursachten die endgültige Zerstörung. Der Brennstoff wurde dabei vornehmlich in der Reaktorhalle verteilt und eine Hauptschuttspur Richtung Nordosten verursacht. Detailiierterweise zeigen auch sämtliche noch am Schema E befindliche Druckröhren exakt in diese Richtung, allerdings sind alle Röhren in diese Richtung gebogen. Schema E selbst zeigt etwa 90 ° versetzt mit seiner Unterseite Richtung Südost. (woher die info dieses abschnitts? untersuchungen/simulationen/bohrungen zeigten, dass...)


Die logische Zusammenfassung zeigt im Fazit, dass lediglich die Vorbereitungen ab dem schnellen Anfahren des Reaktors für das Versuchsprogramm für den Unfall verantwortlich sind, jedoch der Versuch selbst nur im geringen Maße. (noch nicht, aber dass kann ja noch werden xD) Die Faktoren sprechen eindeutig für einen unausweichlichen Unfall auf Basis der vorherigen Betriebsführung, auch ohne ein Versuchsprogramm. (Quod erat demonstrandum) Die Auswirkungen des Versuchsprogramm auf den Reaktor sind minimaler Natur und stehen in keinem Zusammenhang mit der Leistungsexkursion in dem Maße, wie es seitens der International Nuclear Safety Advisory Group dargestellt wird, was auch damit zusammenhängt, dass viele Effekte aus diesem Bericht eher mit theoretischen Annahmen, abseits der eindeutigen Parameter des Blocks vor und während des Unfalls, geschrieben wurde und viele wichtige eindeutige Kennwerte unberücksichtigt als nicht Auswertbar für den Unfallbericht abgelehnt wurden. (grund für die diskepanz?)

Verantwortung und Haftung

Kosten

Folgen des Unfalls

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

Politisch

http://www.pripyat-city.ru/forum/viewtopic.php?f=19&t=16&start=24

Wirtschaftlich

Gesellschaftlich

Radiologisch

Am 26. April 1986 waren besondere Wetterverhältnisse vorherrschend, womit in den eigentlichen Annahmen nicht gerechnet wurde. Die Hauptwindrichtung für den Standort ist in der Regel West-Nordwest, was auch während des Unfalls so vorherrschte. Durch ein Hochdruckgebiet in der Nordukraine und Weißrussland drehte sich jedoch die Windrichtung im Laufe des Tages auf Süden....

Technisch

Personal und Personen mit Lebensläufen

Interne

Externe

Einzelnachweise

  1. a b c А. В. Носовский, u.a.: БЕЗОПАСНОСТЬ АТОМНЫХ СТАНЦИЙ: АВАРИЯ НА ЧЕРНОБЫЛЬСКОЙ АЭС - ОПЫТ ПРЕОДОЛЕНИЯ, ИЗВЛЕЧЕННЫЕ УРОКИ. 2006. Abgerufen am 09.06.2014. (Archivierte Version bei WebCite)
  2. North Atlantic Treaty Organization. Economics Directorate: CAEM, énergie, 1980-1990. In: NATO Colloquim Publications. Oriental Research Partners, 1981. ISBN 0892503416. Seite 124.
  3. Power Reactor Information System der IAEA: „Nuclear Power Reactor Details - CHERNOBYL-5“ (englisch)
  4. Power Reactor Information System der IAEA: „Nuclear Power Reactor Details - CHERNOBYL-6“ (englisch)
  5. architecxp: Интервью с Виктором Брюхановым, 21.11.2010. Abgerufen am 25.05.2012. (Archivierte Version bei WebCite)
  6. Leslie Dienes: The Soviet energy system: resource use and policies. In: Scripta series in geography. V. H. Winston, 1979. ISBN 0470266295. Seite 157, 161.
  7. a b c Wladimir M. Tschernousenko: Tschernobyl: Die Wahrheit. Rowohlt Verlag GmbH, Reinbeck bei Hamburg 1992. ISBN 349806505X.
  8. a b c Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) mbH: Tschernobyl – Zehn Jahre danach. Der Unfall und die Sicherheit der RBMK-Anlagen. GRS Köln, 1996. ISBN 3923875746.
  9. a b c International Nuclear Safety Advisory Group: The Chernobyl accident: updating of INSAG-1, INSAG-7 ; a report / by The International Nuclear Safety Advisory Group. International Atomic Energy Agency, Wien 1992. ISBN 9201046928.
  10. a b c d e Waleri Alexejewitsch Legassow, u.a.: USSR State Committee on the utilization of atomic energy; The accident at the Chernobyl' Nuclear Power Plant and its consequences. Information compiled for the IAEA Experts' Meeting, 25 - 29 August 1986, Vienna. IAEA-Meeting vom 25. bis 29. August 1986, Wien, 1. Internationale Tschernobyl-Konferenz. (Online-Version)
  11. 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)
  12. № 24. Повідомлення Опергруп КДБ СРСР та КДБ УРСР про хід робіт з ліквідації наслідків аварії на Чорнобильській АЕС. 1 травня 1986 р. (Online-Version) (Haupttext russisch)
  13. 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 ar as М. А. Абрамов (ГУП НИКИЭТ): Канальный ядерный энергетический реактор РБМК. НИКИĖТ, 2006. ISBN 5987060184.
  14. 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)
  15. 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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