Здесь представлены три части его книги «Чернобыль. Месть мирного атома.», непосредственно относящиеся к аварии и всему, что с ней связано. Часть III (Анализ проекта РБМК-1000) Введение, главы 1, 2, 3, стр. 250 – 278 Часть III (Анализ проекта РБМК-1000),главы 4, 5, 6, 7, 8, литература, стр. 278 – 309 Часть IV (Кто взорвал Чернобыльскую АЭС) Введение, главы 1, 2, 3, 4, 5, стр. 310 – 339 Часть IV (Кто взорвал Чернобыльскую АЭС), глава 6 стр. 340 – 366 Часть IV (Кто взорвал Чернобыльскую АЭС), главы 7, 8, 9, стр. 366 – 391 Часть IV (Кто взорвал Чернобыльскую АЭС), глава 10, приложение, литература, стр. 392 – 415 Часть V (Чернобыльский суд) Введение, главы 1, 2, стр. 416 – 444 Часть V (Чернобыльский суд), глава 2, стр. 444 – 474 Часть V (Чернобыльский суд), главы 3, 4, 5, 6, 7, 8, 9 стр. 474 – 516 Полностью книгу Н.В.Карпана можно прочитать здесь. |
| Часть
III АНАЛИЗ ПРОЕКТА РЕАКТОРА РБМК-1000 Введение |
| "Сделанные когда-то давно обещания практически бесплатной энергии, даваемой атомными электростанциями, никогда не были реализованы" - такой вывод сделал американский экономист, профессор С. Мелман [1]. Но есть в энергетике проблема важнее, чем её экономика - это безопасность АЭС. Только после взрыва на 4-го блоке Чернобыльской электростанции, после гибели десятков работников станции и переоблучения сотен тысяч «ликвидаторов» последствий аварии, общество обратило внимание на состояние атомной энергетики. Многие непредвзятые исследователи всесторонне изучили её проблематику и опубликовали результаты своих работ. Вот тогда и стало понятно, что атомные электростанции – это «тлеющие бомбы, вырабатывающие электричество». Острее всех это осознавали те, кто на АЭС работал и рядом с ними жил, в поселках и городах энергетиков, расположенных в 3-5 километрах от энергоблоков. Именно эти люди лучше конструкторов и проектантов знали, чувствовали и понимали технику, которую они эксплуатировали и ремонтировали. Прежде всех им приходилось отвечать за все ошибки и конструкторские недоработки создателей этой техники своей премией, головной болью и здоровьем. Поэтому неудивительно, что от этих людей постоянно исходили предложения по повышению безопасности реакторов, по устранению проектных и конструкторских огрехов, которых было немало в каждом проекте АЭС. Надо признать, что часть предложений эксплуатационников (не самых дорогих в реализации) принималась во внимание Научным руководителем, Главным конструктором и Главным проектировщиком. Однако самые принципиальные недоработки проектов и конструкторских решений, непосредственно влияющих на ядерную безопасность, устранить не удалось даже через 20 лет после взрыва на 4-м блоке ЧАЭС. Вложив за это время сотни миллионов долларов в повышение безопасности блоков с реакторами РБМК и ВВЭР, руководители атомной энергетики не достигли намеченной цели – реакторы по-прежнему остаются потенциально опасными. В третьей части книги приведены сведения о самых существенных проектных ошибках и недоработках, отклонениях от требований нормативных документов по безопасности, допущенных создателями РБМК. А также о некоторых работах по устранению проектных и |
| 250 |
|
конструкторских ошибок, о мероприятиях по повышению безопасности энергоблоков с реакторами РБМК, проводившихся от начала эксплуатации блоков до аварии на Чернобыльской АЭС. Инициаторами этих работ чаще всего были работники АЭС, а руководство и контроль за их внедрением и задание сроков выполнения этих работ осуществляли Главный конструктор (НИКИЭТ) и Научный руководитель (ИАЭ им. Курчатова). Только они определяли – что исправлять и в какой мере сегодня, а что можно оставить на «потом». Чем завершился такой подход к устранению собственных ошибок - объяснять не надо. В этой части книги содержатся сведения по анализу работы энергоблоков с реакторами РБМК только за первый десятилетний период эксплуатации АЭС. Проанализирован опыт эксплуатации оборудования и систем, непосредственно связанных с работой реакторной установки и находящихся в компетенции предприятия Главного Конструктора. В основу глав положены материалы о работах на АЭС, выполненных после согласования с Главным конструктором работниками атомных станций самостоятельно, или вместе с представителями НИКИЭТ. Для более детального изучения вопросов изложенных в этой книге можно воспользоваться литературой, указанной в ссылках. |
| Глава 1 ХОТЕЛИ КАК ЛУЧШЕ, ПОЛУЧИЛОСЬ КАК ВСЕГДА. |
| В 1986 году Председатель Совета министров СССР Н.И. Рыжков заявил, что Чернобыльская авария была не случайной [2], что атомная энергетика с некоторой неизбежностью шла к такому тяжелому событию. Будучи главой исполнительной власти, Н.И. Рыжков должен был, по должности, держать в поле своего зрения все народное хозяйство СССР, со всеми его взаимосвязями, поэтому он наверняка имел основания так говорить. Имеет смысл и нам изучить процесс развития советской атомной энергетики не как жизнь отдельной отрасли, а в русле социально-экономического и научно-технического развития страны, что может дать дополнительные данные для анализа её состояния накануне аварии. Ретроспективное исследование процесса становления атомной энергетики поможет понять и раскрыть наиболее важные негативные тенденции, приведшие, в итоге, к Чернобыльской катастрофе. В предыдущей части книги были приведены сведения о том, что с самого начала и в США, и в СССР формирование и развитие атомной энергетики не было вызвано социально-экономическими потребностями общества, а диктовалось военно-политическими факторами. Главной целью научных разработок была задача создания атомного оружия, успешно решенная обеими странами. |
| 251 |
А после завершения этой работы все силы были направлены на совершенствование технологии производства делящихся материалов и средств доставки атомных бомб и боеголовок. Для производства оружейного плутония в СССР был разработан проект канального уран-графитового реактора, а для подводных лодок – реактор корпусного типа, в котором замедлителем и теплоносителем служила вода. Эти разработки стали (в дальнейшем) основой для развития технической политики ядерной энергетики в двух направлениях, базирующихся на канальных уран-графитовых реакторах РБМК и корпусных водо-водяных реакторах ВВЭР. Таким образом, возникновение в СССР гражданской атомной энергетики было ни чем иным, как пропагандистским ответвлением от масштабного «древа» военных задач. Пуск в 1954 году первой мирной АЭС в г. Обнинске хотя и заявил о рождение нового направления в энергетике, но все же был мизерной частью осуществляемых в то время военных программ по созданию и испытаниям нового оружия. Аналогичным образом шел процесс развития гражданской атомной энергетики в США и Великобритании. Это предопределило возникновение целого ряда одинаковых проблем в развитии этой отрасли, среди которых самыми важными оказались проблемы ядерной и радиационной безопасности, серьезность которых проявилась очень скоро. Это показали первые же крупные аварии, которые произошли в 1957 году на промышленных реакторах (предназначенных для наработки оружейного плутония) в Уиндскейле (Великобритания) и Челябинске – 40 (СССР). Каждая страна, строившая свою атомную промышленность, в итоге получила законченный комплекс во многом схожих технологий, финальной частью которого являлось производство по переработке и захоронению радиоактивных отходов, возникающих в огромном количестве при изготовлении ядерного оружия. Но именно в этой части национальные атомные программы имели существенные отличия. На Западе (например, в США, Хэнфорд) низкоактивные отходы от работы промышленных реакторов захоранивались в землю с учетом подходящих для этого почвенно-климатических условий (малый годовой объем выпадающих атмосферных осадков, подходящая геологическая структура местности и т.д.). А в Окридже (тоже США) перед сбросом в водоемы жидкие радиоактивные отходы разбавлялись в 500 тысяч раз и суточная норма сброса активности была не выше 5 кюри. На советских «площадках» все было иначе. Например, в Челябинске–40 только в течение 1949-1951 годов предприятия комплекса сбросили в открытую гидросеть рек Теча, Исеть и Тобол (без предварительной очистки и разбавления) около 3-х миллионов кюри [3]. И это не удивительно, |
| 252 |
поскольку в условиях послевоенного времени, при жесткой военно-политической ориентации технической политики, в рамках которой преследовалась только одна цель – создание оружия нового поколения – решение вопросов безопасности персонала, населения и сохранения окружающей среды откладывалось на более поздний период. С самого начала ими занимались как вопросами второстепенными, поэтому и финансирование соответствующих научно-исследовательских и опытно-конструкторских работ осуществлялось по остаточному принципу. Тем не менее, уже к началу 50-х годов на предприятиях ядерного комплекса была разработана и внедрена система индивидуального дозиметрического контроля, а для защиты органов дыхания был создан респиратор на основе фильтрующей ткани Петрянова-Соколова. Однако позднее, когда бомбовый паритет с США был почти достигнут и логично было ожидать заметного повышения внимания руководителей государства и отрасли к вопросам безопасности, изменений к лучшему так и не произошло. Более того, уже с конца 50-х годов наметилась тенденция к снижению оценки важности (для безопасности) человеческого фактора, как в эксплуатации ядерных объектов, так и в среде разработчиков ядерно-технических систем. Это видно из того, что существовавшая в энергетике с 1939 года система экономического стимулирования персонала, учитывающая стаж безаварийной работы, в 1959 году (на этапе развития гражданской атомной энергетики) была отменена по причине якобы «возросшей сознательности» работников [4]. Сразу после отмены этого стимула количество инцидентов на реакторах (по вине персонала) увеличилось в два раза. Как справедливо отметил доктор экономических наук Б.Н. Порфирьев [5]: «В последующие два десятилетия (60-70-е годы) закономерно произошли негативные качественные изменения в кадровом корпусе эксплуатационников АЭС, резко возрос дефицит атомных операторов… Что же касается ученых и конструкторов, то 60-70-е годы, когда число сооружаемых АЭС увеличивалось наиболее быстро, ознаменовались разрушительной кадровой и организационной политикой в отношении ведущих НИИ, которую проводили Отдел оборонной промышленности ЦК КПСС и некоторые областные комитеты партии <...> В рамках такой модели НТП <…> развитие атомной энергетики <...> не могло осуществляться иначе как в форме своеобразного пульсара – кратковременный всплеск успешной реализации научной разработки, нередко в единственном «демонстрационном» экземпляре, сменяется продолжительным застоем, |
| 253 |
|
пассивностью в то время, когда должно активно происходить распространение технического нововведения во все сферы народного хозяйства». Военный приоритет в развитии ядерного комплекса долгое время оставался его единственным ориентиром и стимулом (как в политическом, так и в финансовом плане) и это существенно отразилось на развитии гражданской атомной энергетики. |
Глава 2 РОДИТЕЛИ И НЯНЬКИ СОВЕТСКИХ РЕАКТОРОВ. |
| Советские, «фирменные» методы конструирования и создания ядерных реакторов сложились еще в 50-е годы 20-го века. Их основой было совместное выполнение принципиально несовместимых этапов. У нас проектирование, строительство, испытание узлов и монтаж реактора велись одновременно. Это хорошо видно на примере строительства Обнинской АЭС, первой в мире атомной электростанции. В 1951 году заложили её фундамент, стали возводить стены, формировать в них каналы для электрокабелей и вентиляционных труб. Но чертежно-конструкторские работы (выполняемые НИИХИММАШем) еще не были закончены, а к испытаниям нового оборудования только-только приступили. Как отмечал директор НИИХИММАШа А.Н. Доллежаль [6]: «В ходе экспериментов выявлялись все новые и новые данные, которые нельзя было оставлять без внимания. Не часто, правда, но все же иногда приходилось переделывать уже сконструированные узлы и устройства. Но из габаритов заданных стенами, возведенными на основе первоначальных наметок, выходить было никак нельзя. И это требовало мобилизации всей изобретательности, на какую мы были способны, постоянного поиска нестандартных решений. Шли такие ограничения во вред или на пользу дела сказать трудно. Но одно не подлежит сомнению: если бы строительство велось «по правилам», то есть началось после окончательного завершения проекта, АЭС вступила бы в строй на несколько лет позже». Из этого признания будущего Главного конструктора РБМК следует, что с самого начала в деятельности конструкторов на первом месте были политические и карьерные соображения, подталкивающие быстрее сдать очередной «объект», а не качество и надежность реакторов. Собственно в её нынешнем виде «фирма», конструирующая атомные реакторы, стала формироваться чуть позднее. Постановление о создании Научно-исследовательского и конструкторского института энергетической техники (НИКИЭТ), предназначенного для |
| 254 |
| разработки гражданских (и не только) ядерных реакторов, вышло в конце 1952 года. Директором и главным конструктором НИКИЭТа стал Н.А Доллежаль, бывший до этого директором НИИХИММАШа. Интересно складывалась история отношений между Заказчиком (Правительство СССР) и Конструктором новых реакторов. По словам Доллежаля [7] - «мы или получали в весьма общем виде задание (в свое время – нередко от самого И.В. Курчатова) на проектирование реактора для какой-то конкретной цели, или сами выступали с предложением разработать реактор, нужный, по нашему мнению, для народного хозяйства. Создавая первоначальную схему задуманного устройства, мы привлекали к работе физиков – из тех, кого знали по совместным делам. Не раз мы сотрудничали с Андреем Капитоновичем Красиным из Обнинска. Не реже - с Савелием Моисеевичем Фейнбергом. Примечательно, что по своему образованию этот талантливый физик-ядерщик был инженером». Факт выполнения инженером-строителем физических расчетов новых реакторов, коренным образом определяющих его ядерную безопасность, подтверждается словами другого известного физика, академика Е.И. Фейнберга [8]: «У меня был двоюродный брат, очень талантливый, Савелий Моисеевич Фейнберг, из Баку. По духу он был математик, по образованию инженер-строитель. Нефтяные камни, эстакады в море, он до войны привозил эти проекты в Москву. Он этим занимался<...> Но однажды он сказал: "Знаешь, Женя, отведи меня к Курчатову. Пусть он меня возьмет". И я после одного <…> семинара сказал (Курчатову): "И.В., мне надо с Вами поговорить по личному вопросу". "Пойдемте". Даже не было кабинета. В коридоре была большая ниша, там стоял столик. Он: "Садитесь, давайте здесь". Я говорю: "У меня есть двоюродный брат, математик по духу, но инженер-строитель, он работал в теории оболочек, я уверен, что он будет Вам полезен. Он умнее меня". "Умнее Вас? Что ж, это характеристика. Ну, приводите его". Он пришел, Курчатов его взял, дал ему квартиру. Некоторое время я его обучал физике, мы сделали работу по диффузии нейтронов, он очень быстро освоился и стал правой рукой у Курчатова по реакторам. Для него было большой обидой, что Курчатов не сделал его академиком, что Доллежаль на первом плане…» Тем временем на Западе закончился период создания опытно-промышленных АЭС, заявленный в 1953 году как программа "мирного атома", и на базе накопленного опыта с 60-х годов США и Великобритания начали строить крупные коммерческие атомные электростанции. Тогда же Америка объявила о наличии долговременной программы развития как своей, так и западноевропейской атомной энергетики, что вызвало соответствующий всплеск активности в ЦК |
| 255 |
КПСС, Госплане и Госкомитете по науке и технике СССР. В то время у нас были пущены - первый блок Белоярской АЭС мощностью 100 мегаватт с реактором на быстрых нейтронах (апрель 1964 г.) и первый блок Ново-Воронежской АЭС мощностью 210 мегаватт, с реактором ВВЭР (декабрь 1964 г.). В закрытом городе Минсредмаша, в Томске-7, работала маломощная Сибирская АЭС, получавшая пар от промышленных реакторов. |
История создания реактора РБМК. |
Советский Союз явно отставал от Запада. В 1972 году соотношение по числу АЭС было уже следующим – в США работало 24 блока атомных электростанций, в Великобритании 27 блоков, а в СССР – семь [9]. Таковы были предпосылки, побудившие ЦК КПСС дать задание Правительству на срочное развитие собственной гражданской атомной энергетики и поручить Министерству среднего машиностроения разработать проект реактора способного обеспечить паром турбины энергоблока с электрической мощностью в один миллион киловатт. Для начала были рассмотрены все существовавшие типы реакторов – советские и зарубежные. В результате признали целесообразным делать проекты на основе двух имевшихся отечественных разработок. Один проект на базисе уран-графитового промышленного реактора Сибирской АЭС, второй - по типу корпусного водо-водяного реактора Ново-Воронежской АЭС. Разработка первого проекта была поручена коллективу конструкторов НИКИЭТ. Вот как рассказывал о работе над ним (проектом РБМК) директор НИКИЭТа академик Н.А. Доллежаль [10]: «Мне такой реактор представлялся перспективным, в пользу чего говорил предшествующий опыт <…> К делу мы приступили в содружестве с Савелием Моисеевичем Фейнбергом (а тем самым и с Анатолием Петровичем Александровым). Размышления привели нас к выводу, что если в таком канальном реакторе соответствующих размеров использовать для охлаждения кипящую воду под давлением 70 атмосфер, то можно достичь тепловой мощности в 3-3,5 миллиона киловатт. А это как раз и даст заданный миллион киловатт электроэнергии, которую выработают серийные турбогенераторы, питаемые насыщенным паром из реактора. Говоря языком теплотехники, термодинамический коэффициент полезного действия обещал составить примерно 30 процентов. Такой КПД для атомной установки по тем временам был вполне хорош. Наши расчеты показывали, что обойтись одним лишь природным ураном не удастся (а к этому все мы тогда стремились), но обогащать его потребуется на скромную величину - не больше чем для других |
| 256 |
энергетических реакторов. Министерство удовлетворили представленные нами выкладки, и вскоре оттуда пришло распоряжение заняться эскизным проектом реактора <...> Проект реактора-«миллионника» под индексом Э-7, разработанный НИКИЭТом совместно с Институтом атомной энергии имени И. В. Курчатова, в 1965 году был направлен в министерство. К заседанию Ученого совета, на котором велось обсуждение проекта, мы подготовили аргументы в его защиту, ибо среди тех, кто влиял на принятие решения, у него имелись как сторонники, так и противники. Противники считали, что строиться должны исключительно водо-водяные реакторы. Главный наш довод был такой. При сооружении канального уран-графитового реактора мы сможем использовать кооперативные связи между машиностроительными заводами, сложившиеся еще при изготовлении первых промышленных реакторов. И это позволит справиться с задачей за 5-6 лет. Американцы же, как известно, тратят на строительство больших корпусных реакторов 8 -10 лет (своего опыта в таком строительстве у нас просто не было, корпусной реактор на Ново-воронежской был небольшой мощности). А все, что касалось сроков, имело тогда большую актуальность: в стране сложилась трудная обстановка с энергоснабжением <…> Другой наш довод состоял в том, что канальный реактор не потребует ничего такого, что оказалось бы не по силам обычному, не специализированному машиностроению <…> И, наконец, в Э-7 не имелось конструкционных, не поддающихся замене деталей, которые подвергались бы длительному воздействию нейтронов. А это гарантировало более долголетнюю службу по сравнению с реакторами других типов. Все доводы НИКИЭТа члены ученого совета, а с ними и руководители министерства признали вполне основательными. Наше детище получило право на существование. Ему было присвоено новое имя - РБМК (реактор большой мощности, кипящий), под которым он и вошел в мир <...> Началась разработка технического проекта реактора. Велась она под научным руководством академика А.П. Александрова <…> Участвовал в нашей работе и Савелий Моисеевич Фейнберг. Это был последний вклад в реакторостроение видного физика, жизнь его вскоре оборвала тяжелая болезнь. Тем временем вышло постановление правительства о сооружении атомной электростанции в районе г. Копорья (в 100 километрах от Ленинграда) <...> Для Ленинградской АЭС всего лучше |
| 257 |
подходил РБМК - реактор большой мощности<...> Именно Савелий Моисеевич предложил для ЛАЭС реактор, который был своего рода гибридом из "Ивана-Два" (Сибирская АЭС), канального реактора Белоярской АЭС и трубчатого, который был предназначен для подводных атомоходов [11] «Первый блок электростанции, получившей наименование Ленинградской, <…> вошел в строй в 1973 году. Помимо пара для турбин с температурой 280 градусов и давлением 65 атмосфер, станция могла производить и тепло для отопления <...> Ну а наш коллектив в ту пору не переставал совершенствовать реакторы большой мощности. Технологические улучшения привели к заметному снижению их стоимости <...> Серийно производимые РБМК составили энергетическое ядро Ленинградской, Курской, Смоленской, Чернобыльской, Игналинской атомных электростанций, построенных в конце 70-х - начале 80-х годов <…> Реакторы оказались экономичными по стоимости вырабатываемой энергии. Достаточно простыми в управлении, разумеется, при соблюдении всех требований эксплуатационных инструкций <...> Одним словом, практика - критерий истины - говорила, что решение строить РБМК было обоснованным и правильным». Итак, выбор первого типа реактора для гражданских атомных электростанций СССР был сделан. На базе удачного промышленного реактора конструкторским институтом Минсредмаша (НИКИЭТ) был очень быстро создан проект мощного энергетического реактора и передан в Министерство энергетики СССР (физические расчеты выполнил Институт атомной энергии им. И.В. Курчатова). Эти реакторы решили делать на неспециализированных заводах общего машиностроения и оснащать их средствами контроля, выполненными для невзрывоопасных производств. Проектирование (Генеральным проектировщиком АЭС с РБМК вначале был институт ГИК-11 Минсредмаша СССР, а потом им стал непрофильный "Гидропроект" им. С.Я. Жука), строительство и эксплуатацию АЭС поручили Министерству энергетики, не имеющему в то время соответствующего опыта и кадров. Только головной блок РБМК и достроенные потом на этой же площадке блоки Ленинградской АЭС остались в ведении Минсредмаша, но из-за режима секретности наработанный ими опыт был закрыт для персонала АЭС Минэнерго. Действительно ли энергоблоки с реакторами РБМК были так хороши, безопасны и экономичны, как писал о них Главный конструктор Н.А. Доллежаль? Здесь необходимо сделать небольшое отступление. Советский Союз строил АЭС не только на своей территории, но и в других странах |
| 258 |
Причем сооружение станций за рубежом проходило по иным критериям, разительно отличавшимся от применяемых в СССР. Так к 1974 году в Чехословакии была построена безопасная и экономичная АЭС «А-1» с тяжеловодным реактором на естественном уране и газовым теплоносителем. Он обладал несравненно лучшими физическими характеристиками, чем РБМК. Физик Борис Иоффе, занимавшийся разработкой этого реактора, написал в 1974 году статью, в которой сравнивал характеристики «А-1» с отечественными РБМК и ВВЭР. Но статью в печать долго не принимали по причинам, которые позднее изложил сам Б. Иоффе так [12]: «По моему мнению, любой безопасный ядерный реактор <…> в первую очередь должен быть стабилен как физическая система, то есть иметь отрицательный (и желательно достаточно большой) температурный коэффициент (и паровой коэффициент, если реактор охлаждается водой и она может вскипеть). Именно таким свойством обладают тяжеловодные реакторы на естественном или слабообогащенном уране <...> К сожалению, все попытки построить АЭС подобного типа в нашей стране или хотя бы провести серьезное сравнение их с ВВЭР и РБМК до сих пор наталкивались на глухую стену <…> монополизма. В 1974 году, после пуска АЭС А-1 в ЧССР, я написал статью, в которой дал описание параметров и результатов пуска «А-1» в Чехословакии, а в конце была небольшая главка, где сравнивались тяжеловодные реакторы на естественном уране и газовым охлаждением, с ВВЭР и РБМК по расходу урана на единицу производимой электроэнергии (не по проблеме безопасности, тогда статью уж наверняка запретили бы). Сравнение оказалось не в пользу ВВЭР и РБМК, несмотря на то, что для последних я взял проектные данные, не оправдавшиеся при эксплуатации. Комитет по атомной энергии в лице начальника отдела АЭС запретил мне публиковать статью. В официальном заключении говорилось, что статья может быть напечатана только при условии, если главка со сравнением различных реакторов будет выброшена. Все попытки преодолеть этот запрет кончались неудачей. В конце концов, мне удалось выйти на А.П. Александрова (он был тогда президентом Академии наук, директором ИАЭ и председателем Научно-технического совета при Министерстве среднего машиностроения, то есть главой атомной проблемы), который на титульном листе статьи написал: “Все, что сказано в статье, правильно, а то, что мы строим ВВЭР и РБМК, так это по совсем другим причинам”. Причины, которые имел в виду Александров, как я понимаю, состояли в том, что технологически реакторы РБМК близки к военным и для их сооружения нужна минимальная перестройка промышленности. После этой резолюции статью опубликовали целиком. До Чернобыля это была единственная в русской специальной литературе |
| 259 |
статья, где ставился под сомнение факт, что РБМК и ВВЭР - лучшие реакторы для АЭС». Головной (самый первый) энергоблок с РБМК был введен в работу на Ленинградской АЭС в декабре 1973 года, а последним в рассматриваемом периоде был пущен 4-й блок Курской АЭС (21.12.85 года). В таблице III.1 приведены обозначения конструкторской документации по реактору применительно к каждому энергоблоку. Отличия в обозначении спецификаций указывают на то, что перед пуском каждого нового блока был осуществлен пересмотр проектной документации на основе опыта наладки, пуска и эксплуатации уже работающих энергоблоков, с последующим изменением основного проекта в части подвергшихся усовершенствованию систем. Но, как мы увидим дальше, это правило выполнялось далеко не всегда, и часто новый проект в некоторых своих частях оказывался еще хуже старого. |
| 260 |
Технико-экономические показатели работы АЭС с реакторами РБМК. |
Суммарная мощность атомных электростанций СССР к началу 1985 года составляла 25,1 ГВт. По установленной мощности станций в ядерной энергетике СССР занимал тогда третье место в мире после США (74,8 ГВт) и Франции (34,5 ГВт). К этому времени в Советском Союзе работало уже 13 АЭС с реакторами РБМК, которые имели установленную мощность 13, 5 ГВт. Производство электроэнергии на АЭС с реакторами РБМК ежегодно росло, и в 1984 году составило 89,96 млрд. кВт. За все время эксплуатации на АЭС СССР к 01.01.85 было выработано свыше 700 млрд. кВт.ч. электроэнергии, в том числе на АЭС с ВВЭР около 300 млрд. кВт.ч., а на АЭС с РБМК 411,3 млрд. кВт. ч. В производстве электроэнергии на своих атомных электростанциях Советский Союз уступал только США и Франции [13]. Как следует из таблицы 2, энергоблоки с РБМК-1000 по достигнутым значениям КИУМ не уступали лучшим зарубежным АЭС [14,15,16], а с 1982 года даже превосходили их. Если в 1981 году среднее значение КИУМ по всем отечественным блокам составило 74, 3%, а по зарубежным - 76,7%, то в 1982 и 1983 годах оно составило: 75,4 и 77,3 % по энергоблокам с РБМК-1000 и 75,1% и 74,1% по зарубежным. В 1984 году среднее значение КИУМ энергоблоков с РБМК-1000, освоивших номинальную мощность, составило 82,3 % [13]. Значения КИУМ могли быть еще больше, если бы не случались аварийные остановы энергоблоков по различным причинам. В качестве причин недовыработки, как правило, были: - отказы в работе реакторного оборудования; - отказы в работе турбинного оборудования (машзал); - нарушения режимов работы технологических схем; - отказы оборудования по вине заводов-изготовителей; - диспетчерские разгрузки, с помощью которых вручную оптимизировалась работа энергосистем. Ежегодная доля недовыработки электроэнергии по перечисленным выше причинам (в среднем на энергоблок) составляла 6,8 % от плана выработки. Максимальная недовыработка электроэнергии была вызвана: - нарушениями режимов работы технологических схем (ухудшение вакуума в конденсаторах турбин в летнее время, отказы электрических устройств и автоматики, ошибочные действия персонала и т. д.), что составляло в среднем на блок 31,2 % от суммы потерь; |
| 261 |
Недовыработка электроэнергии, вызванная отказами реакторного оборудования, составляла 16, 5 % от суммы потерь. В целом по этой причине недовыработка электроэнергии была ~ в 2 раза меньше недовыработки за счет нарушений режимов работы технологических схем и |
| 262 |
~ в 1,5 раза меньше недовыработки, вызванной отказами оборудования машинного зала. Следует отметить, что значительный вклад в долю недовыработки электроэнергии по причине отказов реакторного оборудования вносило время расхолаживания и разогрева реактора, в то время как большая часть другого оборудования могла быть отремонтирована после его отключения на работающем энергоблоке, или при соответствующем снижении мощности энергоблока. |
Глава 3 ЯДЕРНАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ РБМК. |
Технический проект реакторной установки РБМК-1000 разрабатывался НИКИЭТом (институт Главного конструктора) и был утвержден в октябре 1967 года на Научно-техническом совете (НТС) Министерства среднего машиностроения СССР, которое являлось заказчиком головного блока Ленинградской АЭС. Проект энергоблока с реактором РБМК, выполненный НИКИЭТом и Институтом атомной энергии, имел к моменту начала эксплуатации 1-го блока ЛАЭС (1974 г.) огромное число отступлений от существовавших с 1973-74 годов нормативных документов, требования которых являются обязательными для исполнения. Основными из этих документов были «Общие положения обеспечения безопасности атомных станций при проектировании, строительстве и эксплуатации» (ОПБ-73) и «Правила ядерной безопасности атомных электростанций» (ПБЯ-04-74). Ни для одного из последующих блоков, построенных для Минэнерго СССР, технический проект РБМК заново не разрабатывался, не рассматривался и не утверждался, даже после ввода в действие новых нормативных материалов по безопасности. И в 1982 году, после принятия «Общих положений по безопасности» (ОПБ-82), проект РБМК не был приведен в соответствие с новыми требованиями. В среде разработчиков реакторов, где были представители разных конструкторских направлений, назревал скандал. Эксплуатировать РБМК с такими отклонениями от норм безопасности было нельзя. Их нужно было срочно останавливать и проводить работы по устранению конструкторских просчетов. Но в этом случае план по выработке электроэнергии в СССР был бы сорван, и кому-то пришлось бы за это отвечать своей карьерой, теплым насиженным местом, или даже свободой. Поэтому ответственные за такое положение организации (ИАЭ и НИКИЭТ) стали искать приемлемый для себя выход и нашли его. В 1984 году они |
| 263 |
инициировали обсуждение этой проблемы на Межведомственном научно-техническом совете (МВНТС) по атомной энергетике, который и принял нужное им решение - отложить устранение конструкторских ошибок на несколько лет, до наступления периода плановой реконструкции блоков [17]. Таким простым бюрократическим способом разработчикам проекта РБМК удалось переложить свою ответственность на Межведомственный совет, который разрешил и дальше эксплуатировать почти полтора десятка мощнейших атомных энергоблоков, фатально не соответствующих требованиям ядерной безопасности. Эта практика ухода от ответственности и перекладывания своей вины на других продолжилась и после аварии на ЧАЭС. В Правительственную комиссию и в следственную бригаду прокуратуры (во время расследования причин взрыва 4-блока) в большом количестве поступали справки, отчеты, акты расследований, отмечавшие серьезные отступления от правил ядерной безопасности и конструктивных недостатках в проекте РБМК, но все они были секретными, и общество о них не информировали. Обману подвергся не только советский народ. Документы по факту аварии, представленные Правительством СССР мировой общественности и международным экспертам МАГАТЭ, содержали чрезмерно подробное описание реактора РБМК «в общем», но в них полностью отсутствовали сведения о нарушениях в проекте реакторной установки и его систем. |
Основные правила ядерной безопасности. |
Теперь настало время посмотреть, насколько безопасными были 14 энергоблоков с реакторами РБМК-1000, переданные в эксплуатацию персоналу Минэнерго СССР. Для этого возьмем реальные данные по реактору № 4 Чернобыльской АЭС и сделаем расчеты по оценке его ядерной безопасности, используя методику А.А. Ядрихинского [18]. Реакторы РБМК проектировались на основе следующих документов научного руководителя (ИАЭ им. Курчатова, он же п/я А-1758): - «Технические условия (ТУ) на проектирование РБМК» [19]; - «Дополнение к ТУ на проектирование РБМК» [20]. На основании этих Технических условий и Дополнений к ним Главный конструктор разрабатывал проект реактора РБМК. При этом в выполненных Главным конструктором проектных документах и в официальных отчетах Научного руководителя не оказалось обоснования ядерной безопасности этих реакторов в требуемом объеме. Это могло быть связано с тем, что в действовавших с 1974 года «Правилах ядерной безопасности атомных электростанций ПБЯ-04-74» |
| 264 |
не содержалось однозначного определения ядерной безопасности. Но в более позднем документе (1982 г.), названном «Общие положения обеспечения безопас-ности атомных станций при проектировании, сооружении и эксплуатации» (ОПБ-82), ядерная безопасность АЭС определялась уже вполне строго – как качество АЭС, исключающее возможность возникновения ядерных аварий. Сразу отметим, что независимо от того, когда создавался проект реактора, он должен удовлетворять требованиям всех пунктов нормативных документов по безопасности, в том числе и тех, которые были разработаны и введены в действие после пуска реактора. Поэтому для всех работавших в 1986 году реакторов РБМК требования ПБЯ-04-74 и ОПБ-82 были обязательны к исполнению. Ниже приводятся основные определения и требования по ядерной безопасности, выполнение которых будет рассматриваться дальше по тексту. «Правила ядерной безопасности атомных электростанций (АС) ПБЯ-04-74» не содержат четкого определения ядерной безопасности АС, поэтому определение ядерной безопасности АС взято из «Общих положений обеспечения безопасности атомных станций при проектировании, сооружении и эксплуатации» (ОПБ-82). 1. Ядерная безопасность АС - качество АС, исключающее техническими средствами и организационными мероприятиями возможность возникновения ядерных аварий (п. 32 ОПБ-82). 2. Ядерная авария - авария, связанная с повреждением ТВЭЛов или с потенциально опасным облучением персонала, вызванная: - нарушением контроля и управления цепной ядерной реакцией деления в активной зоне реактора; - образованием критической массы при перегрузке, транспортировке и хранении ТВЭЛов; - нарушением теплоотвода от ТВЭЛов. Определения проектной аварии, максимальной проектной аварии (МПА), гипотетической аварии, максимальной гипотетической аварии (МГА) и последствий аварий взяты из ОПБ-82, т.к. в ПБЯ-04-74 они отсутствуют (п. п. 33, 34, 35, 36, 37). 3. Проектная авария - авария, исходное событие которой устанавливается действующей нормативно-технической документацией и для которой проектом предусматривается обеспечение безопасности АС. 4. Максимальная проектная авария (МПА) - проектная авария с наиболее тяжелым исходным событием, устанавливаемым для каждого типа реакторов. |
| 265 |
5. Гипотетическая авария - авария, для которой проектом не предусматриваются технические меры, обеспечивающие безопасность АС. 6. Максимальная гипотетическая авария (МГА) - гипотетическая авария, приводящая к максимально возможному выбросу радиоактивных веществ в окружающую среду при расплавлении ТВЭЛов и разрушении локализирующих систем. 7. Последствия аварии - ущерб, характеризующийся радиационным воздействием на персонал, население и окружающую среду. Остальные определения и требования производятся по Правилам ядерной безопасности ПБЯ-04-74. 8. Система управления и защиты (СУЗ) - технологическая система, представляющая собой совокупность устройств, предназначенных для: - контроля мощности (интенсивности цепной реакции); - управления цепной реакцией; - аварийного гашения цепной реакции (п. 2.3). 9. Аварийная защита (АЗ) - устройство СУЗ, предназначенное для быстрого автоматического и ручного дистанционного гашения цепной реакции (п. 2.5). 10. Локальная критмасса - количество ядерного топлива в части активной зоны, в пределах которой может возникнуть неуправляемая самоподдерживающаяся цепная реакция (п. 2.10). 11. Ядерноопасный режим - отклонения от пределов и условий безопасной эксплуатации реакторной установки АЭС, не приведшие к ядерной аварии (п. 2.14). 12. Максимальный запас реактивности - реактивность, реализуемая в реакторе при удалении всех исполнительных органов СУЗ, включая растворы жидких поглотителей, для момента кампании и состояния реактора с максимальным значением эффективного коэффициента размножения - Кэф (п. 2.15). В ядерной физике реактивность понимается как степень отклонения реактора от критического состояния. Запас реактивности – это максимально возможная реактивность, которая выделяется при извлечении из реактора всех поглотителей нейтронов. Оперативный запас реактивности - это максимально возможная реактивность, которая выделяется при извлечении из реактора всех стержней управления. |
| 266 |
Теоретические и расчетные обоснования ядерной безопасности реактора РБМК . |
| 1. Основными параметрами, которые были положены в основу проекта реактора РБМК, являлись: - размеры активной зоны; - выбор параметров решетки (шаг 25 см), вида и обогащения топлива (UO2, обогащение 1,8%); - выбор направления потока теплоносителя (воды) в активной зоне; - размер полиячейки, близкий к величине локальной критической массы. Размер полиячейки был выбран 4х4 канала (всего 16 каналов). Из них 14 каналов предназначались для топлива, а 2 канала - для системы управления и защиты (СУЗ). Из этой пары один канал СУЗ был предназначен для стержня регулирования, второй - для стержня АЗ или датчика контроля энерговыделения по высоте активной зоны. Периферийная полиячейка также состояла из 16 каналов, из них 15 были с топливом и 1 канал для СУЗ. Общее число полиячеек в реакторе РБМК - 118. 2. Расположение, количество и состав стержней СУЗ также были заданы в «Технических условиях на проектирование РБМК» и «Дополнениях к ТУ на проектирование РБМК». 3. Максимальный запас реактивности и необходимое для ядерной безопасности количество стержней СУЗ (в том числе и стержней аварийной защиты) были определены в «Расчетно-пояснительной записке к эскизному проекту реактора РБМК» [21]. Их проектные значения приведены в таблице III.3
Общее количество стержней АЗ в проекте выбиралось из условия компенсации ими всего лишь трех составляющих реактивности – Доплер-эффекта, парового эффекта и еще 1-го процента реактивности, который должны компенсировать стержни по требованиям ядерной безопасности. |
| 267 |
В «Расчетно-пояснительной записке к техническому проекту РБМК» утверждается, что при использовании топлива с обогащением 1,8 % в режиме перегрузок во время ППР партиями по 1/14 всех ТК (ΔКперегрузки = 2,55 %), общее число стержней СУЗ должно быть не менее 150 [22]. А минимальное число стержней СУЗ для режима непрерывных перегрузок, определенное из условия компенсации максимально возможной реактивности, составляет всего 75-80. Эти результаты были получены институтом Научного руководителя для состояния реактора с таким суммарным запасом реактивности, в котором учитывались, почему-то, только оперативный запас разотравленного холодного реактора до перегрузки (равный 0,52 %) и эффект массовой перегрузки 1/14 всех технологических каналов (ТК), равный 2,53 %. Максимальный запас реактивности для этой конкретной ситуации составил +3,1 %. Почему при определении необходимого количества стержней СУЗ реактора РБМК из расчета, выполненного в Институте атомной энергии им. Курчатова, выпали другие эффекты реактивности? Ответа нет до сего дня, хотя речь идет об очень значимых эффектах, которые проявляются на практике постоянно. К ним относятся такие процессы, которые увеличивают реактивность реактора и делают его менее безопасным: - разотравление реактора от ксенона и самария (Xe и Sm); - разогрев активной зоны до рабочих температур; - паровой эффект; - слив воды из контура охлаждения СУЗ (опорожнение КОСУЗ); - перевод охлаждения графитовой кладки реактора с гелия на азот и т.д. Не лучше обоснована ядерная безопасность и в документах Главного конструктора. В томе «РБМ-К4. Пояснительная записка» [23] им была представлена таблица с расчетными значениями эффектов реактивности РБМК (см. ниже таблицу III.4). Проектный состав и расчетная эффективность стержней СУЗ в «Пояснительной записке…» были даны по следующим группам: 89 стержней РР - 5,33% |
| 268 |
6.92% + 3,58% = 10,50%. Сравнение этой цифры (10,50%) с эффективностью всех стержней СУЗ (10,22%) показывает, что проектная СУЗ реакторов РБМК первых очередей (Спецификации РБМ-К.Сб.01, РБМ-К1.Сб.01, РБМ-К2.Сб.01) была неспособна (с запасом в 1%, как того требует ядерная безопасность) заглушить реактор даже в обычной рабочей, неаварийной ситуации.Теперь проанализируем аварийную ситуацию - обезвоживание разогретого, разотравленного реактора. В этом случае стержни СУЗ (10,22%) должны будут скомпенсировать реактивность, равную (см. в таблице 4. п.1 + п.5 + п.7): 6,92% + 3,58% + 1,33% = 11,83 % Т.е. и в этом случае реактор не мог быть заглушен и начал бы аварийно увеличивать свою мощность. Однако руководителей организации Главного конструктора (НИКИЭТа) - |
| 269 |
Н.А. Доллежаля и И.Я. Емельянова – это обстоятельство не смутило и в своей книге "Канальный ядерный энергетический реактор" они заявили: "Активная зона реактора РБМК и тепловыделяющие массы, а также система управления и защиты реактора и её исполнительные органы выполнены с учетом основных требований и положений по ядерной безопасности реактора, которая обеспечивается во всех режимах работы и состояниях реактора, а также при любых возможных аварийных ситуациях в технологическом контуре" [24]. Основные проектные ошибки Разотравление Хе и Sm Величина эффекта [24] ΔК хе, Sm = + 3,58 % или +72 ст. РР. Полное время проявления эффекта - через 72 часа после останова реактора. Реально учитываемая величина эффекта разотравления на реакторах ЧАЭС равна 60 ст. РР. Разогрев реактора до рабочих температур (от +20 °С до + 270 °С) Величина эффекта разогрева определяется как [25]: ΔК разогрева = +8,5×10-5 × (270-20) = 2,13×10-2 = 2,13 % = +42 ст. РР Время проявления эффекта - одни сутки с начала разогрева. Реально наблюдаемый эффект разогрева на ЧАЭС = +20 ст. РР. Паровой эффект В реакторе РБМК теплоносителем является вода под давлением, входящая снизу в трубу технологического канала с топливом и пароводяная смесь, в которую превращается эта вода проходя выше и снимая тепло от тепловыделяющей кассеты. При этом превращении воды в пароводяную смесь (содержащую на выходе из канала до 80% пара в своем объёме) коэффициент поглощения нейтронов этой смесью тоже меняется пропорционально содержанию пара в активной зоне, а это "может привести к опасной нестабильности реактора" [26]. Если содержание пара превышает определенный процент, то паровой эффект реактивности (если он имеет знак «минус») оказывается причиной возникновения автоколебаний мощности в кипящем реакторе. Если он имеет знак «плюс», то вызванное какой-либо причиной повышение нейтронного потока порождает дальнейший рост паросодержания и увеличение реактивности системы (при положительном значении парового эффекта). На языке физиков это называется "реактор пошел в разгон". Из-за просчетов создателей РБМК в этих реакторах паровой эффект реактивности становится положительным после выгрузки дополнительных поглотителей (ДП) из начальной загрузки активной зоны и реакторы постоянно норовят "пойти в разгон", то есть становятся взрывоопасными. Этим они отличаются даже от своих зарубежных собратьев - кипящих реакторов. Так, американским специалистам после аварии в Чернобыле стоило больших трудов убедить общество в том, что хотя реактор "N" в Ханфорде (штат Вашингтон) и кипящий, но он не имеет физических причин чтобы "пойти в разгон". Одним словом, если мы имеем "нормальный" реактор, т.е. "самозатухающий", то задачей персонала будет являться только поддержание в нем процесса "горения" ядерного топлива. У РБМК характер иной, это реактор "саморазгоняющийся" и задачей обслуживающего его персонала становится контроль потенциально возможного разгона мощности. Взрывоопасность чернобыльского (равно как и ленинградского, курского, смоленского, литовского) РБМК была экспериментально обнаружена на Ленинградской АЭС еще в 1975 году, за одиннадцать лет до катастрофы на Украине. Однако неустойчивость поля энерговыделения на этом реакторе (и на всех позднее построенных РБМК) никого из его разработчиков не волновала. Даже после аварии, в мае - июне 1986 года, академик Е. Велихов, ставший после А.П. Александрова директором ИАЭ им. Курчатова, высокопарно «просвещал» всю страну: "Правящие круги капиталистических держав постарались использовать аварию на Чернобыльской АЭС в неблаговидных целях. Раздувая пропагандистскую шумиху вокруг "ненадежности" систем защиты на советских атомных электростанциях, а также "чрезмерной секретности", которой-де окружена их работа, эти круги пытаются нажить себе сомнительный капитал, отвлечь внимание мировой общественности от советской программы полного и всеобщего ядерного разоружения, а заодно и бросить тень на всю политику Советского Союза" [27]. |
| 270 |
Если содержание пара превышает определенный процент, то паровой эффект реактивности (если он имеет знак «минус») оказывается причиной возникновения автоколебаний мощности в кипящем реакторе. Если он имеет знак «плюс», то вызванное какой-либо причиной повышение нейтронного потока порождает дальнейший рост паросодержания и увеличение реактивности системы (при положительном значении парового эффекта). На языке физиков это называется "реактор пошел в разгон". Из-за просчетов создателей РБМК в этих реакторах паровой эффект реактивности становится положительным после выгрузки дополнительных поглотителей (ДП) из начальной загрузки активной зоны и реакторы постоянно норовят "пойти в разгон", то есть становятся взрывоопасными. Этим они отличаются даже от своих зарубежных собратьев - кипящих реакторов. Так, американским специалистам после аварии в Чернобыле стоило больших трудов убедить общество в том, что хотя реактор "N" в Ханфорде (штат Вашингтон) и кипящий, но он не имеет физических причин чтобы "пойти в разгон". Одним словом, если мы имеем "нормальный" реактор, т.е. "самозатухающий", то задачей персонала будет являться только поддержание в нем процесса "горения" ядерного топлива. У РБМК характер иной, это реактор "саморазгоняющийся" и задачей обслуживающего его персонала становится контроль потенциально возможного разгона мощности. Взрывоопасность чернобыльского (равно как и ленинградского, курского, смоленского, литовского) РБМК была экспериментально обнаружена на Ленинградской АЭС еще в 1975 году, за одиннадцать лет до катастрофы на Украине. Однако неустойчивость поля энерговыделения на этом реакторе (и на всех позднее построенных РБМК) никого из его разработчиков не волновала. Даже после аварии, в мае - июне 1986 года, академик Е. Велихов, ставший после А.П. Александрова директором ИАЭ им. Курчатова, высокопарно «просвещал» всю страну: "Правящие круги капиталистических держав постарались использовать аварию на Чернобыльской АЭС в неблаговидных целях. Раздувая пропагандистскую шумиху вокруг "ненадежности" систем защиты на советских атомных электростанциях, а также "чрезмерной секретности", которой-де окружена их работа, эти круги пытаются нажить себе сомнительный капитал, отвлечь внимание мировой общественности от советской программы полного и всеобщего ядерного разоружения, а заодно и бросить тень на всю политику Советского Союза" [27]. Величина парового эффекта в стационарном режиме работы реактора оценивалась Научным руководителем проекта [28] как αφ = ΔК пар. = +4,5 ßэфф = 4,5 × 0,5 = 2,25 % = 45 ст. РР. |
| 271 |
Время проявления парового эффекта – несколько десятков секунд. При аварии типа МПА паровой эффект проявляется в виде нейтронной вспышки или взрыва. Проектные данные по расчету энерговыделения в такой нейтронной вспышке отсутствуют. Для реакторов первой очереди ЧАЭС, с обогащением топлива 1,8 % по урану-235 в результате проведения экспериментов были получены данные, указывающие на изменение знака и увеличение парового коэффициента реактивности с ростом выгорания топлива и выгрузкой ДП: от -0,16 ßэфф (при 215 ДП) до +4,9 ßэфф (при 39 ДП) на блоке 1 ЧАЭС [29]; от -0,38 ßэфф (при 179 ДП) до +5,3 ßэфф (при 40 ДП) на блоке 2 ЧАЭС [29]. Величина парового эффекта на 4-м энергоблоке, определенная из эксперимента, проведенного отделом ядерной безопасности ЧАЭС 24.04.86 г., составила +5,2 ßэфф или 52 стержня РР [30 ] Полный мощностной эффект Изменение мощности приводит к изменению температуры топлива и замедлителя (графит), изменяет величину паросодержания в теплоносителе, величину «отравления» топлива поглотителями нейтронов (ксенон и самарий) – и все это в совокупности вызывает изменение реактивности системы.Величина полного мощностного эффекта на реакторе 4-го энергоблока ЧАЭС: ΔКполн. мощн. = +0,6 × 10-4 × 100 = 0,6 % = 12 ст. РР [30]. Характерное время проявления эффекта – 5 часов Опорожнение контура СУЗ Максимальная проектная величина эффекта ΔКсуз mах = +50 ст. РР = 2,5 % [31].Для наших расчетов возьмем максимальное (экспериментально полученное) значение высвобождаемой реактивности при обезвоживании КОСУЗ - +62 стержня РР. Время проявления эффекта – несколько секунд. Имеет характер нейтронной вспышки или взрыва. Проектные данные по энерговыделению в нейтронной вспышке отсутствуют. Переход на продувку графитовой кладки реактора с гелия на азот При замене продувки реакторного пространства с гелия на азот в реакторе выделяется дополнительная реактивность (азот поглощает меньше нейтронов, чем гелий и менее текуч).Величина эффекта ΔКN2 = +11ст. РР = 0,55 % [32]. |
| 272 |
Величина реально наблюдаемого эффекта на ЧАЭС = +10 ст. РР. Время проявления эффекта - от 8 до 10 часов от начала продувки. Эффект не имеет существенного значения, т. к. переход на продувку азотом может быть разрешен или запрещен административно. Перегрузка топлива Величина эффекта при перегрузке 1/14 части всех ТК составляет [33, 34]:ΔКперегрузки = +2,55 % = 51 ст. РР. При вводе в эксплуатацию машины РЗМ и переходе на режим непрерывной перегрузки эффект от единовременной массовой перегрузки каналов в 1/14 части активной зоны можно не учитывать. Максимальный оперативный запас реактивности Как утверждают Научный руководитель и Главный конструктор в своих отчетах [35, 36], максимальный оперативный запас реактивности для реактора РБМК-1000 I-й очереди в установившемся режиме работы составляетΔКопер.I = 70-80 ст. РР, а для реакторов РБМК-1000 II-й очереди ΔКопер.II = 110-120 ст. РР. В стационарном режиме работы реактора важна величина минимального оперативного запаса, поэтому «Типовой технологический регламент реакторов РМБК» требует наличия не менее 50 ст. РР = ΔК опер.регл. Реальные оперативные запасы реактивности (ОЗР) на реакторах Чернобыльской АЭС составляли: I блок = 26-31 ст. РР, Максимальный запас реактивности Исходя из вышеизложенного, по проекту максимальным запасом реактивности (ΔКmах) будет обладать разогретый реактор на мощности, в разотравленном состоянии, с запаренной активной |
| 273 |
зоной, опорожненным контуром СУЗ, с азотной продувкой графитовой кладки, после частичной перегрузки топлива, с максимальным оперативным запасом реактивности. ΔКmах = ΔКХе,Sm + ΔКразогрева +ΔКполн. мощн. + ΔКпар + ΔКсузmах +ΔКперегрузки+ΔКN2 +ΔКопер.I = 72+42+45+12+50+11+51+70 = 353ст.РР. Расчет эффективности системы управления и защиты реактора 1. Суммарная эффективность стержней СУЗ без стержней АЗ в п. 33.6 ПБЯ-04-74 определяется как величина, которая должна превышать значение максимального запаса реактивности не менее чем на 0,01: ΔКсуз без АЗ ≥ ΔКmax + 0,01 Подкритичность 0,01 эквивалентна 20 ст. РР, поскольку «вес» одного стержня РР в абсолютных единицах реактивности (ΔК/К) равен 50×10-5. Тогда нужное, по условиям ядерной безопасности, число стержней СУЗ (без стержней АЗ) должно быть равно ΔКсуз без АЗ ≥ 353 +20 = 373 ст. РР. 2. Из требований п. 3.3.28 ПБЯ-04-74 (предотвращение образования локальных критмасс) определяем число стержней АЗ - из расчета иметь не менее одного стержня на каждую локальную критмассу. Тогда для общего числа топливных каналов 1693 (для РБМК - I очереди), при величине локальной критмассы = 21 ТК для топлива 2% обогащения, необходимое количество стержней АЗ для реактора I-й очереди составит: Пст.АЗ ≥ 1693:21 = 85 ст. АЗ. 3. Согласно требованиям ПБЯ, суммарное количество всех стержней СУЗ (п.п. 3.3.6; 5.14; 7.3, п. 3.3.28 ПБЯ-04-74) должно быть равно Пст.СУЗ ≥ 373 + 85 = 458 ст. РР. 4. Кроме того, ПБЯ-04-74 (п. 3.3.4) и ОПБ-82 (п. 2.3.2) требуют наличия двух независимых систем, способных отдельно одна от другой заглушить реактор из любого состояния, т. е. общее число стержней СУЗ должно быть равно удвоенному числу стержней по п. 4.3: Пст.СУЗ общее = 2×458 = 916 ст. РР. Реальное количество стержней СУЗ на реакторах РБМК I-й очереди ЧАЭС равно 179, а на реакторах II-й очереди – 211. Устойчивость энерговыделения по радиусу реактора Ядерный реактор является динамической системой с обратными связями. В зависимости от характера обратных связей стационарное состояние ядерного реактора может быть устойчивым |
| 274 |
или неустойчивым по отношению к возмущениям. Обратными связями в реакторе являются эффекты реактивности, описанные выше. Реактор неустойчив, если после возмущения он может перейти в другое состояние, которое будет существенно отличаться от начального (например, заглохнет). Если какой-то коэффициент реактивности (положительный или отрицательный) является большим по величине и имеет запаздывание, то реактор может быть неустойчив. Наиболее вероятна такая неустойчивость, при которой мощность постепенно отклоняется от своего стационарного уровня, в то время как распределение плотности энерговыделения в реакторе сохраняет свою форму - это так называемая неустойчивость основной гармоники. В достаточно большом реакторе (в котором его части слабо связаны между собой) возможна неустойчивость высоких гармоник, при которых форма распределения плотности энерговыделения по радиусу реактора отклоняется от формы, которая была у него в стационарном состоянии. Неравномерность распределения мощности по объему реактора определяется, в основном, наличием большого количества локальных критмасс. Как показали многочисленные критические эксперименты, проведенные во время формирования начальной загрузки нового реактора РБМК, реактор может выйти на мощность при загрузке в него всего двадцати одной свежей тепловыделяющей сборки. Это значит, что 21 ТВС образует критмассу в условиях холодного разотравленного реактора. А при полной загрузке (1693 ТВС) в таком реакторе образуется уже минимум 1693:21=80 критмасс. Число минимальных критмасс не является стабильной величиной. Их число уменьшается с выгоранием топлива, но при проявлениях «плюсовых» эффектов реактивности возрастает, как это будет показано ниже. Неустойчивость поля энерговыделения может сделать реактор неуправляемым, что фактически и было на всех РБМК после выгрузки из него дополнительных поглотителей. Проблема управляемости полей энерговыделения была решена только после перехода на загрузку реактора топливом с обогащением 2% (вместо 1,8%) и внедрения локальных систем регулирования ЛАР. Перекосы мощности по высоте реактора В начале эксплуатации реактора распределение делящегося изотопа (урана-235) в топливной сборке является равномерным. Поэтому распределение плотности нейтронного потока по высоте реактора имеет конфигурацию близкую к косинусоидальному, с максимумом плотности нейтронного потока, расположенном на половине высоты активной зоны. Вполне естественно, |
| 275 |
что в зоне максимума потока нейтронов ядерное топливо выгорает быстрее, поэтому со временем форма распределения плотности потока нейтронов по высоте реактора изменяется. Кроме неравномерного выгорания топлива, на форму поля влияют – регулирование стержнями СУЗ, распределение концентраций отравителей (ксенон и самарий), распределение поля температур по высоте реактора. При рассмотрении реальных распределений мощности по высоте реактора совершенно четко просматривается их трехзонность по высоте: - пик мощности по высоте в середине реактора, - пик мощности в нижней трети реактора, - пик мощности в верхней трети реактора, - два пика мощности (в верхней и нижней трети) с провалом посередине. Другими словами, реактор РБМК можно рассматривать как три наложенных друг на друга плоских реактора, высота активной зоны каждого из которых равна 7м:3 = 2,33м (здесь 7 метров - высота активной зоны РБМК). В этом случае количество локальных критмасс утраивается (и в этом нет особой ошибки, как будет показано ниже): 85х3 = 255 лок. критмасс. По расчетам ВНИИАЭС, опубликованным в отчете «Анализ причин аварии на Чернобыльской АЭС путем математического моделирования физических процессов» (инв. № 864, Москва, 1987 г.), критическая высота активной зоны РБМК-1000 для различных состояний активной зоны может быть равна от 0,7 до 2,0 м. А по данным института ИАЭ им. Курчатова [Отчет инв. №33/134280, 1980 г.], полученным на основании критических экспериментов, минимальная критмасса в РБМК составляет примерно 0,5 процента урановой загрузки реактора. Это будет 29 ТК, если брать «слой» высотой 1,75 м, или 8 ТВС высотой 7 м, что составляет по весу всего 0,9 тонны двуокиси урана. Т.е. при общем весе загрузки в 180 тонн мы имеем около 200 критмасс. Для осуществления регулирования энерговыделения в РБМК, реально состоящего из множества локальных критмасс, реактор должен был быть оснащен достаточным количеством стержней регулирования, способных влиять на распределение мощности по высоте и радиусу реактора. Кроме того, он должен был иметь работающую без инерции, разветвленную систему контроля энергораспределения в каждой значимой точке объема реактора. На практике эти требования не были реализованы проектантами. Анализ проектной системы управления и защиты Величина эффектов реактивности, проектное количество стержней СУЗ и необходимая, по правилам ПБЯ, эффективность СУЗ даны в Таблице III.5. |
| 276 |
| 277 |
Полный учет проявления эффектов реактивности необходим по требованиям Правил ядерной безопасности. Только такой подход дает нам расчетное количество стержней, необходимое для гарантированного заглушения реактора в любых режимах эксплуатации (см. жирно выделенные цифры в графах «г» и «д»). Для сравнения, рядом представлены цифры стержней СУЗ, реально установленных в РБМК по решению Главного конструктора (выделены курсивом в графах «е» и «ж»). Из таблицы следует только один вывод: проектная система управления и защиты РБМК не могла обеспечить ядерную безопасность. |
дальше |