Всего в процессе аварии из 1-го контура во 2-й поступило 1100 т воды, которая через системы 2-го контура поступила в дренажный бак, конденсаторы турбин и частично, за счет протечек, в помещения нижних отметок машзала (отм.-6.О) и, кроме того, 10-20 т в виде воды и пара через ПК ПГ попало на территорию станции.
Характер трещин не позволяет однозначно установить одну причину, определившую развитие аварийного процесса, но можно утверждать, что причиной аварии явилось коррозионно-усталостное - разрушение шпилек горячих коллекторов.
Как только реактор достиг критичности, было зарегистрировано падение давления, а также возрастание температуры, и активности воды 1-го контура. Одновременно появились колебания нейтронного потока в области одного из топливных каналов, что в совокупности указывало на повреждение этого канала.
Оказалось, что произошел разрыв одного топливного канала с повреждением топлива, пробой (перфорация) соседнего канала, а также разрыв и частичная потеря фольги из "Циркалоя-4", используемой в качестве теплоизоляции каналов. А первопричиной этих повреждений был разрыв направляющей трубы датчика измерения уровня. Кроме того концами и обломками разорванных труб» а также истекающей из них D2О были повреждены нижний тороидальный распределительный трубопровод замедлителя, около 10% теплоизоляции бака замедлителя, крепления трубопровода системы инжекции бора и деформированы соседние направляющие трубы других датчиков.
В результате аварии на дне бака замедлителя в зоне повреждения образовался завал, состоящий из обломков каналов и оболочек твэлов, топливных таблеток и деталей их крепления, обломков теплозащитных экранов и деталей их крепления, а также кусков теплозащитной фольги. При этом часть обломков теплозащитных экранов и фольги оказались вдали от места повреждения и даже на нижней крышке корпуса.
Ликвидация последствий аварии и восстановление реактора потребовали длительных усилий, связанных с разработкой специальных технических средств, с удалением обломков и поврежденных труб, с очисткой, дезактивацией и ремонтом циркуляционных контуров, с обеспечением радиационной безопасности персонала и т.д.
39 Отравление реактора
Отравление
реактора практически полностью определяется двумя нуклидами 
Подавляющая часть 
образуется
в результате радиоактивного распада
Выход 135Те при делении 235U w=0,06. Кроме того 135Хе может образовываться как осколок деления с выходом w=0,0003. Несмотря на малый выход Хе и Те значение нуклида 135Хе крайне велико в виду очень большого сечения поглощения в области тепловых нейтронов.
Ядро 
образуется в результате 
распада
Упрощение:
-135Хе возникает лишь при делении 235U
-пренебрегаем 135Те ввиду малости времени жизни, поглощением нейтронов в 135I в виду малого сечения поглощения
Получим
решение системы для стационарного случая 
Ядерная
плотность Хе зависит от потока (мощности реактора), чем больше поток тем больше
.
Ф3
2 Ф2
1 Ф1
t
10 20 30
Уменьшение потока до нуля прекращает убыль 135Хе вследствие поглощения нейтронов (распад ядер Хе мал). В тоже время скорость образования ядер Хе уменьшается гораздо медленнее ввиду большого времени жизни 135I. Таким образом после остановки реактора, происходит уменьшение радиоактивности, обусловленное увеличением отравления Хе (принято называть йодной ямой). Поэтому приходится проводить остановку реактора специальным образом, например, быстрый повторный запуск после останова и удержание на минимальном уровне мощности в течение мин-го времени. Повторный пуск приводит к выгоранию 135хе, но т. к. уровень мощности маленький образование 135I.
Уважаемый посетитель!
Чтобы распечатать файл, скачайте его (в формате Word).
Ссылка на скачивание - внизу страницы.