Моделирование Чернобыльской аварии

Abstract

Проанализированы физические и конструкционные недостатки реактора РБМК- 1000, которые привели к аварии на энергоблоке № 4 Чернобыльской АЭС 26 апреля 1986 г: положительный паровой коэффициент реактивности и дефект конструкции стержней СУЗ. Рассматривается вклад каждого из этих недостатков в развитие аварии. Показано, что решающую роль «спускового механизма» сыграл конструктивный дефект стержней СУЗ.

Проаналізовано фізичні та конструкційні недоліки реактора РБМК-1000, які призвели до аварії на енергоблоці № 4 Чорнобильської АЕС: додатний паровий коефіцієнт реактивності та дефект конструкції стержнів СУЗ. Розглядається внесок кожного з недоліків у розвиток аварії. Показано, що вирішальну роль «спускового» механізму відіграв конструктивний дефект стержнів.

The physical and structural drawbacks of RBMK reactors that led to the accident at Chernobyl unit 4 are analyzed. They are as follows: positive void reactivity coefficient and defects in the design of the reactor core protection system. Contribution of each drawback to the accident development is assessed. It is shown that the drawback in the design of control rods triggered the accident.