RUS О чернобыльской аварии ( Н.В.Карпан).
(стр. 279 - 309)		  

Глава 1
НЕСООТВЕТСТВИЕ СОСТОЯНИЯ БЛОКА 4 ЧАЭС ПРАВИЛАМ И НОРМАМ БЕЗОПАСНОСТИ.

 
Напомним даты выхода документов, положенных в основу проекта реактора РБМК:
1965 г. - «Технические условия на проектирование РБМК», отчет п/я A-I758, инв. № 8107.
1965 г. - «Дополнение к ТУ на проектирование РБМК», отчет п/я A-I758, инв. № 8798.
1965 г. - «Расчетно-пояснительная записка к эскизному проекту реактора РБМК», п/я А-1758, инв. № М-8474.
1966 г. - «Расчетно-пояснительная записка к техническому проекту РБМК», п/я А-1758,
инв. № М-9599.
1972 г. - «РБМ-К4. Пояснительная записка», п/я А-7291, инв. № П-18504.

Позднее вышли нормативные документы по безопасности, в соответствии с требованиями которых разработчики должны были пересмотреть все проектные документы по АЭС с РБМК:
1973 г. - «Общие положения обеспечения безопасности атомных электростанций при проектировании, строительстве и эксплуатации» (ОПБ-73) [37].
1974 г. - «Правила ядерной безопасности» (ПБЯ-04-74) [38].
Практически одновременно вышли документы проектировщиков:
1973 г. - П/я №7291, «Техническое обоснование безопасности реакторной установки РБМК-4», инв. № Е4.306-387 и инв. № Е4.306-440.		  
278
 
1974 г. - Главатомэнерго МЭ СССР, «Техническое решение Главатомэнерго и организации п/я В-2250 по системе обеспечения безопасности АЭС с реакторами РБМК-1000, проектируемых Минэнерго СССР, от 19 июля 1974 года.
1974 г. - Гидропроект им. Жука, «Курская, Чернобыльская АЭС, 2 очередь, Технический проект», инв. № 174.
Еще позднее были разработаны документы по обоснованию безопасности АЭС с РБМК:
1976 г. - Гидропроект им. Жука, Техническое обоснование безопасности, Смоленская АЭС - 1 очередь; Курская АЭС - 2 очередь; Чернобыльская АЭС - 2 очередь, инв. № 176.

Но ни для одного из блоков, построенных для Минэнерго СССР после головного (1-й блок ЛАЭС), технический проект РБМК не пересматривался и не переутверждался даже после ввода в действие новых нормативных материалов по безопасности в 1982 году (ОПБ-82). Поэтому уверенно можно заявлять о том, что в серийное изготовление были сознательно переданы реакторы с недостаточным уровнем безопасности.
Массовое строительство энергоблоков с РБМК началось без создания необходимой научной и экспериментальной базы, поэтому действующие АЭС превратились в полигоны для проведения экспериментов, проверки разработчиками новых технических решений. В связи с отсутствием специализированной проектной базы к проектированию атомных электростанций стали привлекать организации из других направлений энергетики. В частности, проектирование второй очереди ЧАЭС выполнял институт Гидропроект, который не имел соответствующего специального опыта, поскольку занимался гидроэлектростанциями.

Перечень отступлений от требований правил ядерной безопасности

В этом разделе приводятся только те проектные отступления от вышеупомянутых нормативных документов по безопасности, которые оказались существенными при возникновении и развитии аварии на 4-м энергоблоке ЧАЭС 26 апреля 1986 года (всего в проекте нарушены требования 32-х пунктов ПБЯ-04-74 и ОПБ-82 [5]). Для удобства представления результатов анализа отступлений вначале приводится содержание пункта правил, требования которого не было учтено при разработке проекта РБМК, а затем излагается суть допущенных проектных нарушений правил безопасности.
  
279
 
Основой для приводимого ниже анализа отступлений послужил Доклад Комиссии Госпроматомнадзора СССР (Москва, 1991 г.), в работе над которым автор принимал активное участие.

1. Пункт 3.1.6 ПБЯ-04-74

«В техническом проекте АЭС проектные материалы по обеспечению ядерной безопасности должны входить отдельным разделом в техническое обоснование безопасности сооружения и эксплуатации атомной электростанции.
Примечание. В этом же разделе указываются все отступления от требований Правил. Отступления должны быть согласованы с Госатомнадзором СССР на стадии технического проектирования.»
Технический проект второй очереди Чернобыльской АЭС в составе блоков 3 и 4, разработанный Генеральным проектировщиком - институтом "Гидропроект" в 1974 г. [39], содержал раздел "Техническое обоснование безопасности ЧАЭС", который был согласован с Научным руководителем (ИАЭ им. И.В. Курчатова) и Главным конструктором (НИКИЭТ). В свою очередь, Техническое обоснование безопасности АЭС [40] было составлено с учетом "Технического обоснования безопасности реакторной установки" [41], разработанного НИКИЭТ и технического решения Главатомэнерго Минэнерго СССР [42].
Во всех вышеуказанных проектных материалах отсутствовал перечень отступлений проектов АЭС и реакторной установки от требований Правил ядерной безопасности, и не было приведено обоснование допустимости этих отступлений. Наличие имеющихся отступлений с Госатомнадзором СССР не согласовывали, а сам надзорный орган никакой инициативы не проявил. Может быть, он не знал о них? Знал! Но поскольку эти отступления не были официально сформулированы и отправлены ему по почте, то формально их как бы и не существовало. И только «Техническое обоснование безопасности АЭС» [40] было согласовано с Управлением по надзору в атомной энергетике Госгортехнадзора СССР (письмо от 05.03.75 № 24-11/73), Госатомнадзором СССР (письмо от 18.05.75 № Н18 дсп) и Государственным санитарным надзором СССР (письмо от 20.01.75 №32-57 дсп).
Но поскольку «Техническое обоснование безопасности АЭС» не содержало перечня отступлений от норм и правил, и мер по компенсации этих отступлений, то и разработанная на его основе эксплуатационная документация, которой руководствовался в своих действиях персонал, не была адекватной фактическим характеристикам реактора. Таким образом, требования п. 3.1.6 ПБЯ-04-74 разработчиками проекта ЧАЭС и реакторной установки не были выполнены.
 
280
 
Примечание. До 1984 года Госатомнадзор СССР являлся одним из структурных подразделений Министерства среднего машиностроения СССР.

2.Пункт 3.2.2 ПБЯ-04-74

«При проектировании реактора следует стремиться к тому, чтобы полный мощностной коэффициент реактивности не был положительным при любых режимах работы АЭС. Если полный мощностной коэффициент реактивности в каких-либо эксплуатационных условиях положителен, в проекте должна быть обеспечена и особо доказана ядерная безопасность реактора при работе в стационарных, переходных и аварийных режимах».
Основной составляющей полного мощностного коэффициента реактивности в реакторах типа РБМК является так называемый "паровой эффект реактивности" αφ, численно отражающий изменение реактивности реактора в ответ на изменение паросодержания в активной зоне. В проекте РБМК-1000 изначально предусматривалось, что при выбранном уран-графитовом соотношении величина парового эффекта реактивности будет иметь знак «минус» и значение на уровне -1ß [24]. Но практика показала иное - при выгорании топлива и выгрузке из активной зоны дополнительных поглотителей (ДП) паровой эффект реактивности менял свой знак на «плюс» и его величина достигала значений + 6ßэфф. Это было следствием проектной ошибки при выборе такого уран-графитового соотношения, которое гарантировало большую величину выгорания топлива и достижение высокой экономичности АЭС.

Экспериментальные определения парового αφ; и полного мощностного коэффициента реактивности αN на АЭС проводились регулярно, по специально разработанным методикам, с 1973 года (с момента пуска 1 блока Ленинградской АЭС).

Для реакторов с обогащением топлива 1,8 % по урану-235 в этих экспериментах на блоке 1 ЛАЭС были получены данные, указывающие на изменение знака и увеличение парового коэффициента реактивности с ростом выгорания топлива и выгрузкой ДП [43]:
от минус 0.22 ßэфф (при 211 ДП):
до плюс 5,1 ßэфф (при 32 ДП):
Значения парового эффекта реактивности, полученные отделом ядерной безопасности ЧАЭС в результате замеров на 4-м блоке, даны ниже в табл. III.6.		  
281
 

tab3_6

Кроме того, в экспериментах было замечено, что одновременно с увеличением значения αφ происходило уменьшение значений такого важного параметра, как период развития первой азимутальной гармоники τ01, характеризующего стабильность поля энерговыделения в реакторе и возможность эффективного управления реактором стержнями управления.
При значении αφ близком к +5 ßэфф период τ01 уменьшался до 3 минут, что делало поле энерговыделения в реакторе настолько неустойчивым, что старший инженер управления реактором (СИУР) не мог отойти от пульта даже на полминуты. Автоматический регулятор поддержания заданного уровня мощности тоже работал на износ. Частота его срабатываний достигала 430-440 включений в час и муфты сервоприводов то и дело выходили из строя. Проблема регулирования поля энерговыделения оказалась очень актуальной, т.к. нестабильность его распределения приводила к превышению мощности в отдельных тепловыделяющих сборках и к их разгерметизации. Оперативными мерами СИУР эту проблему решить не мог, поскольку интенсивность его труда была уже запредельной (на 1-м блоке ЧАЭС в 1978-79 годах за 8-ми часовую смену СИУР был вынужден обращаться к стержням управления до 3500 раз).		  
282
 
С целью решения этой задачи проектировщиками было принято решение о переводе всех РБМК на топливо с 2% обогащением по U-235 и оснащению реакторов системой ЛАР (локальный автоматический регулятор). Но реальное внедрение в работу системы ЛАР состоялось только в 1983-84 годах.
Начальная загрузка реакторов АЭС второго поколения с РБМК-1000 (3 и 4 блоки ЛАЭС, КАЭС, ЧАЭС, 1 и 2 блоки САЭС) формировалась уже целиком из топливных сборок с обогащением 2% по U-235. Однако и с этим топливом, по мере роста выго-рания до значений 1100-1200 МВтсут/ТВС и при регламентном оперативном запасе реактивности в 26-30 стержней РР, величина парового коэффициента реактивности αφ постепенно возрастала и становилась близкой к +5 ßэфф.
Измерения αN, быстрого мощностного коэффициента реактивности, характеризующего изменение реактивности реактора в ответ на изменения мощности показали, что при увеличении парового эффекта αφ до + 5ßэфф , αN тоже менял свой знак и увеличивался от минус 4х10-4 ßэфф/МВт (тепл.) до +0,6х10-4 ßэфф/ МВт (тепл.).
Примечание. Приведенные значения αφ и αN были получены во время экспериментов на мощности реактора от 50% до 65% Nном [48].
В связи с отсутствием проектных и экспериментальных данных по эффектам и коэффициентам реактивности для мощности менее 50% Nном., можно отметить, что до аварии 26 апреля 1986 года разработчики реактора не осознавали какой-либо особой опасности при работе реактора на малых уровнях мощности, и не вводили для этих режимов никаких ограничений.
Для анализа протекания максимальной проектной аварии (МПА), в качестве которой в проекте рассматривался разрыв напорного коллектора контура многократной принудительной циркуляции (КМПЦ) с осушением половины активной зоны, Научным руководителем и Главным конструктором была определена (по расчетным программам) зависимость реактивности реактора от плотности теплоносителя в активной зоне. Результаты расчетов показали, что при обезвоживании активной зоны (снижении плотности теплоносителя) вначале в реактор вводится положительная реактивность (до +2 ßэфф), а затем, по мере приближения к полному запариванию каналов (или обезвоживанию активной зоны), вводимая реактивность уменьшается и становится отрицательной. Вследствие этого якобы происходит самозаглушение реактора (даже при отсутствии воздействия исполнительных органов СУЗ на реактивность) [41]. Не будучи проверены на практике, эти расчеты, тем не менее, послужили основанием не рассматривать 		 
283
 далее проблемы заглушения реактора при течах теплоносителя. Но в реальной действительности, согласно позднее полученным данным из экспериментов на работающих реакторах, при замене воды в активной зоне на пар выделяется положительная реактивность величиной до +5ßэфф [48], что приводит не к "самоглушению" реактора, а к вводу большой положительной реактивности и «разгону» мощности реактора.
В целом надо отметить, что в материалах проекта РБМК-1000 вообще отсутствует обоснование безопасной величины парового эффекта реактивности, поэтому энергоблоки эксплуатировались с такими значениями αφ, которые совершенно не соответствовали проектным данным.
Выше уже отмечалось, что величина αφ в значительной степени зависит от состава загрузки активной зоны реактора, который в свою очередь определялся принятой на конкретной АЭС методикой расчета и проведения перегрузок топлива. Эти методики также не были обоснованы в проекте.
Выявленным в результате экспериментов фактам значительных по величине положительных эффектов и коэффициентов реактивности ни разработчики, ни Госатомнадзор своевременно не дали объективной оценки, вследствие чего поведение реакторов РБМК в аварийных ситуациях и режимах оставалось неизвестным.
Все вышеизложенное позволяет констатировать, что конструкция реактора, а также ядерно-физические и теплогидравлические характеристики активной зоны предопределили наличие опасных по величине положительных значений парового эффекта и мощностного коэффициента реактивности. И при этом не была "обеспечена и особо доказана ядерная безопасность'' как для работы на номинальном уровне, так и для промежуточных уровней мощности (от минимально-контролируемой, до номинальной). Не было сделано это и для аварийных режимов.
Таким образом, реактор РБМК-1000, из-за ошибочно выбранных его разработчиками физических и конструктивных параметров активной зоны, представлял собой трудно управляемую, динамически неустойчивую систему.
На основании вышеизложенного можно утверждать, что проект реактора РБМК-1000 содержал, в части конструкций и характеристик активной зоны, опасные отступления от требований пунктов 3.2.2 ПБЯ-04-74 и 2.2.3 ОПБ-73.

3.Пункт 3.1.8 ПБЯ-04-74

«Система сигнализации реакторной установки должна выдавать следующие сигналы: аварийные (световые и звуковые, включая сирену аварийного оповещения) при достижении параметрами уставок срабатывания аварийной защиты (A3) и аварийных отклонениях технологического 		 
284
 
режима; предупредительные (световые и звуковые) - при приближении параметров к уставкам срабатывания A3, повышении излучения выше установленных пределов, нарушении нормального функционирования оборудования».
После аварии на 4-м блоке ЧАЭС (1986 г.), в информации [49] и докладе [50], представленных Государственным Комитетом СССР по использованию атомной энергии в МАГАТЭ, главной ошибкой персонала была названа работа с оперативным запасом реактивности (ОЗР) ниже установленного предела.
Однако проектные материалы и научно-исследовательские работы, выполненные в обоснование проекта, не предусматривали ОЗР в качестве основного параметра, по которому должна обеспечиваться сигнализация и аварийная защита (при достижении им предельных значений). Только после аварии была предусмотрена разработка устройства регистрации ОЗР с записывающим прибором на блочном щите управления, и выдача аварийного сигнала на останов реактора при достижении ОЗР аварийной уставки [51].
По ряду других критических параметров, например, по линейной нагрузке на твэл, проектом вообще не был предусмотрен контроль, и тем более защита. Поэтому уверенно можно говорить о том, что даже для важнейших параметров, нарушение которых 26 апреля 1986 г. разработчики реактора считали решающими для возникновения аварии, проектом не были предусмотрены предупредительные и аварийные сигналы (и аварийная защита), что является нарушением требований пункта 3.1.8 ПБЯ-04-74.

4. Пункт 3.3.1 ПБЯ-04-74

«Система управления и защиты должна обеспечивать надежный контроль мощности (интенсивности цепной реакции), управление и быстрое гашение цепной реакции, а также поддержание реактора в подкритическом состоянии».
Система аварийной защиты РБМК рассчитывалась на компенсацию следующих эффектов реактивности [52]:
- обезвоживание технологических каналов в холодном реакторе;
- схлопывание пара в активной зоне при охлаждении твэла до температуры 265°С;
- возможное «зависание» части стержней аварийной защиты (A3).
Невозможно объяснить, почему при расчете необходимой эффективности аварийной защиты разработчики реактора посчитали достаточным учесть только этот набор эффектов реактивности. Он был не полон, он не охватывал множества других эффектов реактивности, также известных уже на ранних стадиях создания реактора. Например, конструкторы не учли, что при выгорании 		 
285
 
топлива в реакторе мощностной и паровой коэффициенты реактивности меняют свой знак с отрицательного на положительный, и достигают опасных для эксплуатации значений. Не учли и того, что конструкция стержней СУЗ изначально предопределяла ввод положительной реактивности при их движении в активную зону из крайнего верхнего положения. А низкие скоростные характеристики аварийной защиты (время полного погружения стержней в активную зону из верхнего положения 18 секунд, в то время как в аварийном режиме мощность за одну секунду может возрасти в десятки раз) вообще делали защитную функцию СУЗ неэффективной. Все вышеперечисленные недостатки привели к тому, что для ряда режимов работы реактора аварийная защита напрочь теряла свою функцию и сама инициировала разгон мощности реактора. Поэтому имеются все основания считать, что разработчики реактора своевременно не оценили эффективность аварийной защиты во всех возможных эксплуатационных ситуациях. И только после взрыва на 4-м блоке Главный конструктор в своей работе [53], посвященной анализу аварии на ЧАЭС, показал, что функция аварийной защиты полностью исчезает при ОЗР равном 7 стержням РР. В этом случае в течение первых 8 секунд (после срабатывания защиты АЗ-5) сброс стержней СУЗ приводит к внесению положительной реактивности (т. е. цепная реакция разгоняется, а не гасится).
Кроме того, разработчиками было допущено немало оплошностей в проекте систем контроля мощности (интенсивности цепной реакции) реактора. Контроль осуществлялся двумя системами - системой физического контроля распределения энерговыделения (СФКРЭ, датчики которой расположены внутри зоны), и системой управления и защиты, датчики которой расположены как в баке боковой биологической защиты, так и внутри активной зоны. Эти системы дополняют друг друга, но каждая из них обладает индивидуальными недостатками, в наибольшей степени проявлявшимися на малой мощности. Это связано с тем, что СФКРЭ обеспечивает контроль относительного и абсолютного распределения энерговыделения в диапазоне 10-120 % номинальной мощности реактора и контроль его мощности в диапазоне 5-120 % номинальной мощности. А система локального автоматического регулирования и локальной автоматической защиты (ЛАР-ЛАЗ), тоже действовавшая по сигналам внутризонных датчиков (импульсных камер - ИК), осуществляла свои функции по регулированию реактора начиная с мощности более 10% Nном. Эти два обстоятельства позволяют утверждать, что в диапазоне мощностей от 0 до 5% Nном мощность реактора, и её распределение в объеме активной зоны практически не контролировались.		 
286
 
Контроль энерговыделения в таком большом реакторе (диаметр активной зоны 11,8 м, высота - 7,0 м) только на основе боковых импульсных камер (ИК), находящихся за пределами активной зоны реактора, является крайне неэффективным. На малой мощности боковые ИК "не чувствуют" центральные части активной зоны реактора и того, как распределено поле энерговыделения по высоте активной зоны. Это связано с тем, что ИК были расположены вне активной зоны в средней по высоте точке и не чувствовали энерговыделение в верхней и нижней частях реактора. Таким образом, оператор реактора на малых уровнях мощности полагался в своих действиях больше на опыт и интуицию, чем на показания приборов контроля. Такой режим управления реактором неприемлем даже при пуске разотравленного реактора, когда управление полем его энерговыделения ведется в соответствии с предварительным расчетом. А при останове неравномерно отравленного реактора вышеупомянутый режим «интуитивного» управления приводит к риску получения критически высоких неравномерностей энерговыделения как по высоте, так и по радиусу активной зоны и к разгерметизации твэлов. Это обстоятельство не учитывалось до аварии на ЧАЭС, и по нему разработчики не ввели никаких ограничений. На основании вышеизложенного можно сделать вывод о том, что система управления и защиты РБМК-1000 не отвечала требованиям пункта 3.3.1 ПБЯ-04-74.

5. Пункт 3.3.5 ПБЯ-04-74

«По крайней мере одна из предусмотренных систем воздействия на реактивность должна быть способна привести реактор в подкритическое состояние и поддерживать его в этом состоянии при любых нормальных и аварийных условиях и при условии несрабатывания одного наиболее эффективного органа воздействия на реактивность.»
Как показано выше в Таблице III.6, просчеты разработчиков реактора в выборе эффектов реактивности, учет которых был необходим при проектировании СУЗ, изначально предопределили невыполнение требований пункта 3.3.5 ПБЯ-04-74.

6. Пункт 3.3.21 ПБЯ-04-74

«В СУЗ должна быть предусмотрена быстродействующая аварийная защита (A3 первого рода), обеспечивающая автоматический останов реактора при возникновении аварийной ситуации. Сигналы и уставки срабатывания аварийной защиты должны быть обоснованы в проекте».
В проекте реактора РБМК-1000 полностью отсутствует обоснование необходимого быстродействия аварийной защиты. Время ввода всех стержней СУЗ в активную зону (18 секунд)		 
287
 
было одинаковым для всех стержней. Разбивка их на функциональные группы A3 и РР (аварийной защиты и ручного регулирования) была абсолютно условной (с точки зрения быстродействия). В процессе эксплуатации реактора можно было без каких-либо технических и организационных помех перевести стержень из группы A3 в группу РР, и наоборот.
Примечание. Только после аварии на ЧАЭС была разработана и внедрена быстродействующая аварийная защита (БАЗ), с временем полного погружения стержней в активную зону равным 2,5 секунды.
Вышеизложенного достаточно, чтобы считать - требования пункта 3.3.21 ПБЯ-04-74 в проекте не выполнены.

7. Пункт 3.3.26 ПБЯ-04-74

«Аварийная защита реактора должна обеспечивать автоматическое, быстрое и надежное гашение цепной реакции в следующих случаях:
- при достижении аварийной уставки по мощности;
- при достижении аварийной уставки по скорости нарастания мощности (или реактивности);
- при исчезновении напряжения на шинах электропитания СУЗ;
- при неисправности или нерабочем состоянии любых двух из трех каналов защиты по уровню или скорости нарастания мощности;
- при появлении аварийных технологических сигналов, требующих останова реактора;
- при нажатии кнопок аварийной защиты».
Выше было показано, что СУЗ реактора РБМК, включая систему A3, была неспособна удовлетворить требованиям этого пункта Правил, а перечень аварийных технологических сигналов не был полным и не обеспечивал защиту реактора при достижении параметрами опасных значений (например, по оперативному запасу реактивности, по низкому уровню мощности и т. д.).
Следует также отметить, что сброс стержней СУЗ из верхнего положения (при срабатывании аварийной защиты), в зависимости от величины ОЗР, распределения поля энерговыделения и режима работы реактора мог привести (из-за конструктивных недостатков стержней СУЗ) не к заглушению, а к вводу положительной реактивности и разгону реактора [30, 53].
Не предусмотренное в проекте изменение характеристик активной зоны и недостаточная скорость и эффективность СУЗ приводили к тому, что возрастание мощности реактора при срабатывании АЗ-5 бывало настолько значительным (в определенных условиях), что при достижении мощностью аварийных уставок АЗМ и АЗС ядерная реакция уже не могла быть прекращена без значительного повреждения твэлов.)		 
288
 
В соответствии с проектом, реакторное пространство не имело защиты от разрывов труб технологических каналов (ТК). При одновременном разрыве труб двух и более каналов мог произойти "отрыв" верхней плиты реактора (схемы "Е") и последующий выход из строя всей системы ввода стержней СУЗ в активную зону (так и было 26.04.86 на блоке №4 ЧАЭС). При этом событии может произойти выброс стержней СУЗ из активной зоны, что приведет к вводу положительной реактивности и взрывному разгону мощности реактора.
На основании вышеизложенного можно утверждать, что проект СУЗ РБМК-1000 не соответствовал требованиям пункта 3.3.26 ПБЯ-04-74.

8. Пункт 3.3.28 ПБЯ-04-74

«Количество, расположение, эффективность и скорость введения исполнительных органов A3 должны быть определены и обоснованы в проекте реактора, где должно быть показано, что при любых аварийных режимах исполнительные органы A3, (даже) без одного наиболее эффективного органа обеспечивают:
- скорость аварийного снижения мощности реактора, достаточную для предотвращения возможного повреждения твэлов сверх допустимых пределов;
- приведение реактора в подкритическое состояние и поддержание его в этом состоянии с учетом возможного увеличения реактивности в течение времени, достаточного для введения других более медленных органов СУЗ;
- предотвращение образования локальных критмасс ».
В проекте СУЗ реактора РБМК-1000 количество, эффективность и скорость введения исполнительных органов A3 были выбраны и обоснованы без учета экспериментально подтвержденных (или хотя бы математически исследованных) эффектов реактивности, которые могли сыграть (а в аварии 1986 года на 4 блоке ЧАЭС действительно сыграли) катастрофическую роль.
Представляет интерес эволюция проекта СУЗ в части касающейся определения количества стержней управления и их эффективности.
Так, в эскизном проекте РБМК [54], разработанном в 1965 г., предусматривалось иметь 212 стержней управления и защиты при обогащении топлива 2% по U-235, в то время как в техническом проекте было принято уже только 179 стержней СУЗ (при обогащении топлива 1,8% по 235U).
Эскизным проектом предусматривались стержни СУЗ с поглотителем и вытеснителем длиной 7 м (т. е. перекрывавшие активную зону по всей её высоте), из них 68 стержней входило в группу A3. Однако в техническом проекте у 146 стержней длину сборки, которая поглощает нейтроны, укоротили до 6 м, у 12-ти стержней - до 5 м, и у 21 стержня - до 3 м. Общее количество стержней аварийной защиты было уменьшено с 68 до 20 (с длиной поглотителя 6 м). А в рабочем проекте вообще реализовали всего 179 стержней СУЗ с длиной поглотителя 5 м у всех стержней		 
289
 
(кроме 21 стержня УСП с длиной поглотителя 3,5 м). Количество стержней A3 стало равно 21 для первых и 24 для вторых очередей РБМК.
Для вторых очередей общее количество стержней СУЗ было увеличено до 211 без изменения конструкции. Таким образом, в результате непонятной и длительной эволюции была выбрана такая конструкция стержней СУЗ, при которой органы воздействия на реактивность не предотвращали образования локальных критмасс, поскольку в силу своей конструкции не могли перекрыть своей поглощающей нейтроны частью всю высоту активной зоны реактора. И это при том, что критическая высота активной зоны РБМК-1000 может составлять от 0,7 до 2,0 м для различных состояний реактора (по данным отчета ВНИИАЭС [55]).
Проект не учитывал, что поглощающая способность графитового вытеснителя воды, подвешенного снизу к поглощающей части стержня, меньше, чем у вытесняемого им из нижней части канала столба воды. Это приводило к тому, что при движении стержня СУЗ вниз (из его крайнего верхнего положения) происходило замещение сильного поглотителя нейтронов (столб воды под вытеснителем) на менее эффективный поглотитель (графитовый вытеснитель). В итоге это приводило к введению положительной реактивности в нижнюю часть активной зоны. При определенном составе активной зоны и профиле поля энерговыделения это могло привести к образованию локальной критической массы.
Главному конструктору и Научному руководителю этот эффект локального ввода положительной реактивности стержнем регулирования был известен задолго до аварии [56]. Экспериментально он был обнаружен при проведении физических пусков 1 блока Игналинской, и 4 блока Чернобыльской АЭС в ноябре-декабре 1983 года, т. е. почти за 2,5 года до катастрофы [57].
Справедливости ради следует отметить, что на чрезвычайную опасность выявленного эффекта сразу же обратила внимание организация Научного руководителя – ИАЭ им. Курчатова. Она отметила, что "при снижении мощности реактора до 50% (например, при отключении одной турбины) запас реактивности уменьшается за счет отравления (активной зоны продуктами деления – К.Н.) и возникают перекосы высотного поля до Kz= 1,9. Срабатывание A3 в этом случае может привести к выделению положительной реактивности. Видимо, более тщательный анализ позволит выявить и другие опасные ситуации" [58].
И далее Научным руководителем формулируются предложения, реализация которых позволила бы избежать Чернобыльской катастрофы:
- «доработать конструкцию стержней РР и A3 реакторов РБМК с тем, чтобы исключить столб воды под вытеснителем при взведенном стержне;		 
290
 
- провести тщательный анализ переходных и аварийных режимов реакторов РБМК с учетом реальных градуировочных характеристик существующих стержней СУЗ;
- до проведения указанных мероприятий ввести в регламенты реакторов РБМК дополнение, ограничивающее число стержней, полностью извлеченных из реактора».
Комиссиями по физпуску, которые проводили эксперименты на вновь вводимых блоках, тоже предлагались способы нейтрализации этого опасного явления [59]. Главный конструктор не принял ни одного из них, включая введение ограничения на извлечение стержней РР до верхних концевиков, доработку конструкции стержней СУЗ (с исключением под ними водяного столба).
Этот опасный эффект получил персональное имя – «концевой эффект» стержней СУЗ, но борьба с ним шла чрезвычайно вяло. Только спустя год НИКИЭТ признал наличие «концевого эффекта» у стержней управления (с вытеснителями) [56] и предложил технические меры по его компенсации (увеличение числа стержней УСП, увеличение длины телескопа, возврат к первоначальному проекту СУЗ с использованием стержней без вытеснителей и с пленочным охлаждением каналов СУЗ). Однако они так и не были реализованы, причем самим же Главным конструктором. Вместо этого он предложил устранить опасный эффект организационными мерами, т.е. дал к обязательному исполнению следующую рекомендацию: "ограничить число стержней, извлекаемых из активной зоны полностью (на ВК) общим числом 150 для РБМК-1000. Остальные, частично погруженные стержни, должны быть введены в активную зону не менее чем на 0,5 м" [56].
Также не было реализовано промышленностью техническое задание Главного конструктора (8.794 ТЗ) на изготовление экспериментальных стержней СУЗ с увеличенным (до 7 м) поглотителем.
На основании вышеизложенного можно утверждать, что проект СУЗ реактора РБМК-1000 не отвечал тре-бованиям пункта 3.3.28 ПБЯ-04-74.

Деятельность Главного конструктора и Научного руководителя в сфере ядерной безопасности РБМК

А теперь кратко рассмотрим историю того, как Научный руководитель и Главный конструктор занимались проблемами ядерной безопасности энергоблоков с реакторами РБМК. В лабораториях НИКИЭТа и ИАЭ им. Курчатова, при расчетах физических свойств решетки реактора попутно		 
291
 
рассчитывали и изучали эффекты реактивности РБМК. Полученные учеными значения парового эффекта (αϕ) колебались от сверх опасной величины +14,88 βэфф (ИАЭ, 1966 г.) до совершенно благополучной цифры -5,30 βэфф (НИКИЭТ, 1969 г.). Последний результат и был положен в основу технического проекта реактора РБМК, хотя Правила ядерной безопасности требуют учитывать исключительно максимальную величину опасного эффекта. Такой разброс значений нельзя объяснить несовершенством расчетных программ и недостаточным знанием физики РБМК, ведь для получения достоверных результатов специально разрабатываются стендовые физические эксперименты, в которых ученые обязаны проверять расчетные значения изучаемых эффектов.
Работы по экспериментальному обоснованию безопасности проекта реактора РБМК прекрасно описал в своем труде «Ядерная энергетика. Ядерные аварии. Ядерная безопасность. Ядерная наука» Александр Ядрихинский, инженер-инспектор по ядерной безопасности (Курская АЭС, 1991 г.). Ниже приведены краткие выдержки из его исследования.
«По поводу экспериментального обоснования безопасности проекта реактора РБМК лучше предоставить слово сотрудникам ИАЭ им. Курчатова, докторам наук Е.П. Кунегину, Я.В. Шевелеву, И.Ф. Жежеруну, Н.И. Лалетину, которые в 1980 году дали объективную оценку качеству работ по этому обоснованию [60] – «Подводя итоги анализа, приходим к заключению: приведенные в работах (даны ссылки) параметры решеток РБМК, якобы измеренные в экспериментах по распространению нейтронного импульса в сборках размерами 60х75х125 см, вовсе не являются экспериментальными, ибо их нельзя, как и следовало ожидать, имея ввиду малые размеры сборок, получить из результатов измерений в этих экспериментах. Откуда они взяты, остается тайной авторов работы. И, видимо, не случайно, а с целью "замаскировать" эту тайну, они нигде - ни в оригинальных отчетах (даны ссылки), ни в диссертациях (даны ссылки) - не вычисляют поперечный геометрический параметр <…> сборок и не приводят материальных параметров <…> исследуемых решеток…».
"Программа выполненных экспериментов по РБМК более обширна, чем программа SGHWR, но в отличие от последней она не обладает полнотой для определения всех необходимых параметров решеток реактора. Она не дала возможности определить даже важнейшие – паровой и температурный коэффициенты реактивности».
И еще - "Эксперименты, предназначенные для проверки расчетов параметров миграции нейтронов в решетке (возраста - τ , длины - L и коэффициента диффузии -Д) по существу оказались 		 
292
 
невыполненными. Ориентация на приведенные в отчетах и диссертациях А.Н. Кузьмина и М.Б. Егиазарова параметры τ , L² и K∞ для некоторых решеток каналов РБМК может принести только вред, так как их нельзя получить из выполненных авторами измерений".
Как же поступили академик А.П. Александров и другие руководители ИАЭ им. Курчатова, узнав эти факты? Срочно начали работать над повышением ядерной безопасности реакторов РБМК? Нет. Они завели на И. Ф. Жежеруна дело и даже после Чернобыльской аварии утверждали, что сумеют достойно ответить на всю его "необоснованную" критику.
Сделал ли А.П. Александров (автор и Научный руководитель реактора РБМК), для себя какие-либо выводы из Чернобыльской аварии? Да, сделал. Из новых Правил ядерной безопасности ПБЯ РУ АС-89, действующих с 01.09.90 и разрабатывавшихся (в основном) сотрудниками ИАЭ, исчезло всякое упоминание об ответственности научного руководителя. Ответственность за эксплуатацию реакторов РБМК была переложена на институт ВНИИ АЭС [61]. В связи с этим еще раз вспомним, что реакторы РБМК проектировались исключительно на основе документов ИАЭ им. Курчатова – Главного научного руководителя проекта.
В 1975 году, при проведении физических экспериментов на 1-м блоке Ленинградской АЭС, при оперативном запасе реактивности в 15,6 стержней РР и загруженных в реактор 157 дополнительных поглотителях (ДП) было получено неожиданно высокое (по сравнению с проектом) значение парового эффекта реактивности +2,8÷3,2 βэфф.
Экспериментаторы сразу сделали прогноз по дальнейшему изменению величины αϕ – «Если линейно проэкстраполировать зависимость парового эффекта реактивности от количества ДП в зоне, с учетом оперативного запаса реактивности и отношения числа ДП к числу ТВС, то к моменту замены всех ДП на ТВС паровой эффект может достичь величины 10-12 βэфф [59,62]».
В 1976 году этот прогноз подтвердили сотрудники Института атомной энергии Кунегин Е.П., Егиазаров М.Б., Кузьмин А.Н., Осипов А.А. [63]: «В то же время для соответствующих решеток (т.е. решеток с такими же материальными параметрами, как в РБМК) с "отравленными" топливными кассетами эффект обезвоживания положительный и составляет 5-7%, или
10-14 βэфф ».
Примечание - Здесь "эффект обезвоживания" реактора является аналогом проявления полного парового эффекта реактивности.
Как показала авария в Чернобыле, на практике оправдались самые опасные оценки величины парового эффекта реактивности.		 
293
 

Глава 5
"ОСОБЕННОСТИ" ЭКСПЛУАТАЦИИ РЕАКТОРОВ РБМК.
 
Реакторы РБМК являются одноконтурными аппаратами. т.е. вода, охлаждающая ядерное топливо в технологических каналах, там же и закипает, превращаясь в пар, который потом направляется в турбины для выработки электроэнергии. Поэтому реакторы РБМК дают в десятки раз больший выброс радиоактивных веществ в атмосферу, чем двухконтурные реакторы ВВЭР. Выбросы радиоактивных газов из РБМК составляют до сотни кюри в сутки, а из реакторов ВВЭР – несколько кюри.
Реактор РБМК разрабатывался во времена зарождения ядерной энергетики, когда наиболее доступным ядерным топливом был природный (или малообогащенный) уран, а замедлителем –графит, и разработчики стремились создать максимально экономичный реактор с использованием опыта и технологии сборки промышленных уран-графитовых аппаратов, поскольку в таком реакторе обеспечивалась минимальная критмасса. В «Расчетно-пояснительной записке к техническому проекту РБМ-К» [33] утверждалось, что АЭС с двумя такими реакторами будет «экономична как тепловая электростанция аналогичной мощности». В 1967 году академик А. П. Александров прямо говорил[63], что «советским ученым удалось решить задачу повышения экономичности атомных станций.Выбросы радиоактивных газов из РБМК составляют до сотни кюри в сутки, а из реакторов ВВЭР – несколько кюри.
Однако это было достигнуто за счет снижения ядерной безопасности, что будет показано ниже.
Стремление добиться наибольшей экономической эффективности РБМК (через достижение максимальной глубины выгорания ядерного топлива) отрицательно повлияло на безопасность реактора. Выше было показано, что реактор имел положительную сумму эффектов реактивности и по многим пунктам не удовлетворял требованиям Правил ядерной безопасности. В таком реакторе возможны разнообразные аварии, т.к. он не облдает свойством саморегуляции мощности.
В ИАЭ им. Курчатова всегда находились люди, которые на основании результатов своих исследований неоднократно заявляли о недостатках РБМК. Вот свидетельство начальника группы надежности и безопасности АЭС с РБМК В. П. Волкова [64]: «В период эксплуатации (с 1973 г.) АЭС с РБМК вскрылись недостатки как самого реактора, так и систем, обеспечивающих безопасность АЭС <...> Устранение недостатков резко снижало экономичность АЭС с РБМК и делало реакторы подобного типа неконкурентноспособными по отношению к другим типам реакторов. Это привело бы к свертыванию канального направления <...> Поэтому работы		 
294
 
в направлении усовершенствования реактора не велись, а если и велись, то результаты подобных исследований игнорировались.
Это привело к тому, что несмотря на многократные проявления недостатков реактора в процессе эксплуатации АЭС с РБМК, в стране было развернуто полномасштабное строительство этих станций без устранения недостатков».
Первая серьёзная авария на реакторе РБМК случилась 30 ноября 1975 года на головном блоке Ленинградской АЭС. Тогда, при локальном обезвоживании активной зоны впервые опасно проявил себя большой положительный паровой эффект реактивности. Авария произошла во время подъема мощности реактора после его остановки из-за отключения двух турбогенераторов. На 20% от номинальной мощности был допущен большой локальный перекос энерговыделения в активной зоне. В том районе, где развилась аномальная мощность, произошел перегрев топлива с разрушением оболочек тепловыделяющих элементов и разрывом стенки трубы технологического канала. Авария была тяжелой, с выходом радиоактивности за пределы реактора и АЭС.
Сотрудники ИАЭ им. Курчатова – Кунегин Е. П., Егиазаров М. Б., Кузьмин А. Н., Осипов А. А., Романенко В. С., Кватор В. М., Лавренов Ю. И., учавствовавшие в изучении состояния реактора после этой аварии, выдали рекомендации по повышению ядерной безопасности реактора РБМК [62; 65]:
1. Снизить паровой эффект реактивности путем:
- повышения обогащения и плотности топлива;
- уменьшения количества графита в активной зоне реактора;
- оставления в активной зоне реактора дополнительных поглотителей (ДП)
- повышения оперативного запаса реактивности.
2. Изменить конструкцию стержней СУЗ с увеличением длины поглощающей части. Сделать независимым регулирование энерговыделение по высоте и радиусу, т.е. при регулировании радиального поля аксиальное поле не должно меняться. 3. Создать быстродействующую аварийную защиту.
Их проигнорировали. Только после Чернобыльской аварии, через 10 лет, эти рекомендации были положены в основу «Сводных мероприятий по повышению безопасности реактора РБМК» [5].
Почему они е были внедрены в 1976 году? Пока известно только одно объяснение этого факта [65]: «Следует иметь ввиду, что выбранная для РБМК решетка является оптимальной поглубине выгорания топлива, и значительное изменение отношения числа ядер урана и замедлителя		 
295
 
делает решетку неоптимальной». Это означает, что Научный руководитель ради обеспечения максимальной экономичности топливного цикла реактора сознательно пошел на снижение ядерной безопасности реакторов.
Изучив обстоятельства аварии на первом блоке ЛАЭС в 1976 году Комиссия Минсредмаша СССР выдала свои рекомендации [66] по снижению парового эффекта и по увеличению скорости погружения в реактор стержней СУЗ, но и эти рекомендации не были выполнены проектировщиками.
В 1977 году при выполнении экспериментов во время физического пуска реактора 1-го блока Курской АЭС было выявлено серьёзное нарушение требований пункта 3.3 ПБЯ-04-74. Тогда была зарегистрирована недостаточная подкритичность неработающего реактора при перемещении стержней УСП из нижнего положения в верхнее (стержни УСП, в отличие от других стержней, вводятся в реактор снизу). По этому нарушению комиссия Госатомнадзора (акт от 04.12.76 инв. № 29 ЭП) выдала предписание Научному руководителю и Главному конструктору, по которому опасный эффект подлежал устранению в течение шести месяцев. Но НИКИЭТ и ИАЭ им. Курчатова хладнокровно проигнорировали предписание Госатомнадзора, т.е. оно ими не было выполнено. И только благодаря инициативе персонала АЭС стержни УСП были введены в аварийную защиту по рационализаторскому предложению № 264 от 22.02.77, которое Научный руководитель и Главный конструктор хоть и согласовали, но не распространили на другие энергоблоки с реакторами РБМК.
Аналогичным образом пришлось действовать персоналу лаборатории СУЗ цеха ТАИ Чернобыльской АЭС – стержни УСП были заведены в аварийную защиту (АЗ-5) на блоки № 1 и 2 по техническим решениям [67; 68; 69] в 1977 и 1978 годах. При согласовании этих решений с Главным конструктором ЧАЭС просила внести соответствующие изменения в проект СУЗ строящихся в то время реакторов второй очереди станции. Но когда пришла документация на монтаж СУЗ для 3-го, а потом и 4-го блока, то обнаружилось, что создатели реактора опять не включили эти стержни в защитные системы. Станционному персоналу вновь пришлось оформлять технические решения на УСП и посылать их на согласование в НИКИЭТ и ИАЭ им. Курчатова. Для третьего блока техническое решение согласовали достаточно быстро, а по четвертому реактору его выдачу затянули, что безусловно проявилось в аварии 26 апреля 1986 года.
Удивительная ситуация – своего Главного конструктора персонал всех АЭС с РБМК годами подталкивал выполнить вышеупомянутое предписание Госатомнадзора, которое могло снять проблему раз и навсегда еще в 1977–1978 годах.		 
296
 
Персонал станций беспокоился не зря. В процессе эксплуатации АЭС он неоднократно убеждался в потенциальной опасности реактора. Концевой эффект стержней СУЗ, большой паровой эффект реактивности, сильное изменение объёмной неравномерности энерговыделения в процессе изменения мощности реактора при обычной эксплуатации и во время аварий были отмечены задолго до взрыва на 4 блоке ЧАЭС. Эти явления были должным образом зафиксированы, и о них знали все заинтересованные стороны. Однако скрупулёзного и комплексного анализа опасных ситуаций, с практической реализацией технических решений по их устранению, Главный конструктор так и не сделал.		 

Глава 6
АВАРИИ НА ЧАЭС.
 
Аварийных остановов, связанных с отказом оборудования и ошибками операторов, было достаточно на каждой АЭС. Нет смысла их перечислять, поскольку они не сопровождались выходом радиоактивности за пределы энергоблока. Рассмотрим только случаи, связанные с радиационной опасностью для персонала станции и с выходом радиоактивности за пределы АЭС.

Аварийный разрыв ТК в ячейке 62-44 на 1 блоке

Версия №1 (НИКИЭТ)

09 сентября 1982 года, при пуске блока №1 ЧАЭС после окончания СПР, произошел аварийный разрыв ТК в ячейке 62-44. В этот момент реактор работал на мощности 700 МВт (т), контур МПЦ был разогрет до номинальных параметров. Как показал анализ причин возникновения аварии, разрыв канальной трубы произошел из-за прекращения циркуляции теплоносителя через ТК, вызванного ошибочным закрытием запорно-регулирующего клапана (ЗРК) канала 62-44 персоналом цеха наладки во время регулирования поканальных расходов воды [9].
Авария имела тяжелые последствия, обусловленные в первую очередь тем, что по сигналу повышения давления в РП не сработала аварийная защита АЗ-5 реактора и оперативный персонал в течение более 20 мин после разрыва ТК удерживал реактор на мощности 700 МВт (т).
Мощность канала 62-44 была на уровне ~ 450 кВт, и при отсутствии расхода теплоносителя в нем твэлы разогрелись до температуры ~ 800 °С в течении 35-40 секунд. Этого оказалось достаточно, чтобы тепловыделяющая сборка приобрела "бочкообразную" форму и её твэлы стали касаться.		 
297
 
стенок канала. В месте их касания внутренней поверхности канальной трубы начался ее локальный разогрев до температуры ~ 650°С и ухудшение механических свойств сплава 125 (98% циркония + 2% ниобия), из которого сделана труба технологического канала (ТК). Под действием внутреннего давления пароводяной смеси в месте перегрева трубы ТК произошел разрыв канальной трубы и началось истечение теплоносителя в графит. По мере вымывания графита расходом пароводяной смеси с давлением свыше 70 атмосфер, металл трубы все больше раскрывался в образовавшуюся в графитовой кладке реактора каверну. Максимальный угол раскрытия трубы канала в месте разрыва составил ~ 230 °.
Вследствие перегрева произошло разрушение центрального несущего стержня тепловыделяющей сборки (ТВС), после чего верхняя часть верхней ТВС (длиной около 1,5 м) была с него сдернута и выдавлена в графитовую кладку (в каверну). Эта часть ТВС хорошо охлаждалась потоком теплоносителя из барабан-сепараторов (БС) и поэтому сохранила свою геометрическую форму. После восстановления циркуляции в канале 62-44, в образовавшуюся в кладке каверну потоком теплоносителя были выдавлены перегретые и разрушенные твэлы нижней половины ТВС. Они вошли в открывшиеся щели между соседними графитовыми блоками, а также на верхние защитные блоки и в оборудование и трубопроводы системы аварийного сброса парогазовой смеси из реакторного пространства (РП).
Другими важными последствиями аварийной ситуации явились выброс радиоактивной парогазовой смеси из РП блока № 1 и аварийное повышение давления в РП блока № 2. После разрыва стенки канала 62-44 парогазовая смесь из РП блока № 1 прошла транзитом аварийный конденсатор, была выброшена в трубопровод (Ду-1000) связи газовых контуров блоков и далее под колокол мокрого газгольдера. В этой части газового контура произошло кратковременное повышение давления до Р ≥ 1,16 ата, что привело к выбросу ~ 800 кг воды из гидрозатворов в РП блока № 2, реактор которого работал на номинальной мощности. За счет испарения воды на металлоконструкциях, имеющих температуру ~ 300 °С, произошло резкое повышение давления в РП блока № 2 уже до Р ≥ 1,8 ата, что в свою очередь привело к выбиванию остальных гидрозатворов реактора со стороны РП. Парогазовая смесь из РП блока №2 выбрасывалась под колокол мокрого газгольдера и далее через его опорожненный гидрозатвор в венттрубу, вместе с парогазовой смесью из РП блока № 1. В результате этого выброса радиоактивными веществами была загрязнена значительная территория. Для ликвидации последствий этой аварии потребовалось около 3 месяцев ремонтных работ.		 
298
 
Анализ причин и последствий аварийного разрыва ТК выявил ряд недостатков в проектных решениях системы аварийного сброса парогазовой смеси из РП, отсутствие или недостаточную жесткость требований регламента по подготовке к пуску некоторых систем реактора, а также нарушения правил эксплуатации оборудования, допущенные оперативным персоналом. И только после такой серьезной аварии проектантами были разработаны и реализованы мероприятия по предупреждению подобных аварий. В числе таких мероприятий можно назвать:
- введение на блоках 1 и 2 ЧАЭС автоматической аварийной защиты реактора по сигналу повышения давления в РП (на остальных блоках она была введена ранее);
- реконструкция узлов гидрозатворов системы аварийного сброса парогазовой смеси из реакторного пространства (РП);- доработка схем подачи газовой смеси в РП;
- введение 24 часовой предпусковой промывки КМПЦ после ремонтов;
- требование немедленного заглушения реактора при обнаружении течи в кладку и т. д.
Подробно анализ аварийной ситуации, описание ремонтных работ при ликвидации ее последствий и мероприятия по повышению надежности работы энергоблоков и предупреждению подобных ситуаций изложены в работе [70]. Анализ изменения радиационной обстановки на ЧАЭС и окружающей среде в период проведения ремонтных работ и последующего вывода реактора блока № 1 на мощность приведены в работе [71].

Версия №2 (ИАЭ им. Курчатова)
О том же событии рассказывает сотрудник института А.Н. Киселев [72]: «В 1982 году нашему Отделу радиационного материаловедения в ИАЭ (сейчас РНЦ “Курчатовский институт”) дали задание разобраться, почему в активной зоне ядерного реактора 1-го блока Чернобыльской АЭС стали разрываться технологические каналы. (В технологическом канале стоит кассета, состоящая из двух тепловыделяющих сборок, с которых снимается тепло потоком воды под давлением в 70 атмосфер). К исследованиям был привлечен и Отдел радиационного материаловедения (начальник отдела - Владимир Сергеевич Карасев) Института ядерных исследований в Киеве. Была поставлена задача по определению причин этих разрушений. (В ОРМ ИЯИ исследования проводил Александр Александрович Шинаков). Исследования показали, что причиной разрушения канальных труб из циркония оказалось остаточное внутреннее напряжение в ее стенках. Завод по своей инициативе изменил технологию изготовления канальных труб и результатом этого “технологического 		 
299
 
новшества” стала авария (ТК 62-44, К.Н.) на реакторе 1-го блока ЧАЭС с деформацией графитовой кладки активной зоны. Выяснение причин аварии было очень полезно и важно для повышения надежности технологических каналов. Проблемы надежности постоянно были в кругу задач разработчиков, материаловедов, конструкторов…»
Два института – два разных заключения. Главный конструктор всю вину сбрасывает на персонал АЭС. На каком основании? Где факты? Гораздо убедительнее выглядит позиция сотрудников института Научного руководителя, где причиной этой аварии называется изменение технологии изготовления труб для технологических каналов РБМК, что убедительно доказала материаловедческая экспертиза, проведенная после аварии ИАЭ и КИЯИ.
Как очевидец этой аварии и участник ликвидации её последствий, могу добавить немногое - версия НИКИЭТа, обвинившего инженера цеха наладки ЧАЭС в полном закрытии подачи воды в канал 62-44 так и осталась версией. И руководитель работ, и вся бригада операторов, занимавшаяся в тот день регулировкой поканальных расходов, от навязываемой им ошибки упорно отбивалась. В тот день они работали как всегда, строго по инструкции, которая обязывала до начала работы ставить на регулятор ограничительную планку, механически препятствующую полному закрытию клапана подачи воды в канал		 

Глава 7
РАБОТА СИСТЕМ ТЕХНОЛОГИЧЕСКОГО КОНТРОЛЯ.
 
Для реактора РБМК-1000 номенклатура и объем измеряемых и контролируемых параметров были определены схемой теплотехнического контроля РБМ-К9 сб.01 ГЗ. В частности, объем измерения температуры металлоконструкций, графита, охлаждающей воды на выходе каналов СУЗ и др. составлял величину порядка 550 точек.
Объем измерений расхода в топливных каналах и каналах СУЗ составлял 1890 точек; энерговыделения (СФКРЭ и СУЗ) - порядка 300 точек; контроля целостности топливных каналов и каналов СУЗ (КЦТК) - 2044 точек по температуре и 26 групповых точек по влажности газа; контроля герметичности оболочек твэл (КГО) -1661 точку.
В целом объем непосредственно измеряемых параметров имел величину около 4560 аналоговых и 3500 дискретных сигналов. Ряд параметров (например, оперативный запас реактивности, мощность по каждому топливному каналу, паросодержание в нем, коэффициент запаса до кризиса теплообмена, поканальная энерговыработка), непосредственное измерение которых не 		 
300
 
представлялось возможным, рассчитывались автоматизированной системой централизованного контроля "Скала". При этом объем оперативно контролируемых параметров возрастал до 16500. Однако некоторые важные для безопасности параметры не рассчитывались и не контролировались вообще (например – линейная нагрузка на твэл, запас до кипения на «всасе» ГЦН и др.).
Большинство первичных преобразователей системы технологического контроля не были разработаны специально под условия эксплуатации РБМК. Полученный опыт монтажа и эксплуатации [73,74] средств измерения и контроля вынудил разработчиков искать новые конструктивные и схемные решения. В частности, датчики измерения расхода в топливных каналах "ШТОРМ-32А" были заменены на "ШТОРМ-32М", двух и трехзонные блоки термопар БТ-0170 - на пятизонный ТЭП. По той же причине были введены дополнительная система контроля течи теплоносителя (КТТ), термометрические кассеты. Технологические программы СЦК "Скала" тоже приходилось постоянно модернизировать, поскольку объем и скорость расчета параметров были гораздо ниже эксплуатационных нужд.

Контроль энерговыделения

Для прямого измерения энерговыделения по радиусу и высоте в активной зоне применялись детекторы двух типов, которые устанавливались в технологических каналах реактора в соответствии со схемой расположения измерительных каналов [75]. Сигналы детекторов ДКЭР и ДКЭВ вводились в штатную систему физического контроля энерговыделения (СФКРЭ), а от детекторов типа КТ (камер-деления) – в систему локального регулирования мощности реактора ЛАР-ЛАЗ.
В целом ДКЭ очень часто не отвечали техническим условиям как по ресурсу работы (ДКЭВ - 20000 ч. ДКЭР - 12500 час), так и по метрологическим характеристикам. Отказы ДКЭ были обусловлены, в основном:
- разгерметизацией защитных чехлов по сварным швам;
- снижением сопротивления изоляции ниже 105 Ом (в условиях ионизирующих излучений);
- некачественным изготовлением разъемов;
- коротким замыканием в разъемах.
Для устранения этих причин необходимо было осуществить не только конструктивную доработку, но и выполнить ряд организационных мероприятий по улучшению условий изготовления, хранения, монтажа детекторов. 		 
301
 
Только в процессе монтажа и наладки количество отбракованных (по разным причинам) ДКЭ достигало 10 %.
Следует отметить недостаточность точек контроля энерговыделения в реакторе. Датчики ДКЭР были установлены только в 130 каналах (примерно в 8% ТК). В остальных 92% каналов с топливом мощность определялась расчетным путем по специальной интерполяционной программе. Контроль распределения мощности по высоте реактора осуществлялся всего 12-ю семизонными датчиками ДКЭВ.

Контроль параметров энергоблока

Система централизованного контроля (СЦК) «Скала» выполняла расчетные функции для обеспечения нормального функционирования реакторного и тепломеханического оборудования энергоблока.
Процесс освоения проектной мощности головного энергоблока на Ленинградской АЭС и дальнейшая эксплуатация блоков на других станциях выявили потребность в более высокой производительности вычислительного комплекса и расширении объема контролируемых параметров, что потребовало увеличения памяти вычислительного комплекса (состоящего из трех машин В-3М) для введения новых функций.
В процессе своего тиражирования для вновь строящихся блоков «Скала» претерпела ряд изменений, связанных с частичной аппаратурной модернизацией, позволившей расширить оперативную память и ввести новые программные модули оптимального расчета поля энерговыделения по радиусу, а на отдельных блоках и программу выдачи рекомендаций по управлению стержням СУЗ. Эти «рекомендации» не имели успеха у операторов, поскольку их выдача не успевала за изменением поля энерговыделения. Еще отметим, что элементная база, на которой была создана система «Скала», морально устарела еще до пуска первого блока ЛАЭС, а её рабочий ресурс составлял всего 6 лет [76]. Средства отображения информации не отвечали техническому уровню и эргономическим требованиям того времени. И самое главное - выдача результатов расчетов запаздывала от контролируемых событий на 5-10 минут.

Эксплуатационные физические расчеты

Для нормальной работы энергоблоков нужно было регулярно вносить в массив данных блочного вычислительного комплекса «СКАЛА» все изменения, которые произошли в активной зоне реактора. Кроме того, 		 
302
 
необходимо было регулярно обновлять основу для текущих расчетов по программе «ПРИЗМА» - полный физический расчет активной зоны. Для всех АЭС Минэнерго этот расчет выполнял только НИКИЭТ, монополизировавший эту работу, что создавало задержки с обновлением основы для «ПРИЗМЫ». Только за один год, в период с декабря 1983 года по декабрь 1984 года, для энергоблоков Курской, Чернобыльской и Смоленской АЭС было проведено в общей сложности 177 полных эксплуатационных физических расчетов (ЭФР), часть которых неизбежно содержала ошибки. Такая организация работы делала АЭС заложником Главного конструктора, т.к. расчет выполнялся чужим персоналом, не отвечавшим за объективный контроль параметров энергоблоков. 		 

Глава 8
МИФ О БЕЗОПАСНОСТИ РБМК.
 
На 31 марта 1986 г. в промышленной эксплуатации находилось 14 энергоблоков с реакторами PБMK-1000 и один блок с РБМК-1500 (Литва, г. Игналина):
4 блока на Ленинградской АЭС,
4 блока на Курской АЭС,
4 блока на Чернобыльской АЭС,
2 блока на Смоленской АЭС,
1 блок на Игналинской АЭС.
Их могло быть больше, потому что в 70-е годы прошлого века научному руководителю проекта, академику А.П. Александрову удалось убедить руководство СССР в полной безопасности этих реакторов. Он утверждал [77], что его можно поставить даже на Красной площади в Москве.
Новые руководители атомной отрасли тоже говорят о "совершенной безопасности" модернизированных РБМК и аппаратов современных проектов, и никак не могут показать положительного заключения государственной экологической экспертизы ни на один из них. Факт появления над всеми западными реакторами непроницаемых (и очень дорогих) железобетонных колпаков (так называемых контейментов) неопровержимо свидетельствует об опасности, неизбежно исходящей от современных атомных реакторов. Эти непроницаемые колпаки, теоретически, обеспечивают хоть какой-то приемлемый уровень безопасности окружающей среды от попадания в нее радиоактивности при аварии на атомной станции. Все АЭС с РБМК были построены без таких колпаков. Даже сам реактор не был включен в систему пассивной 		 
303
 
безопасности из прочно-плотных боксов. «Атомные бомбы, дающие электричество» - так называют наши АЭС на Западе. И для этого есть веские основания. Лишь по счастливой случайности у нас после Чернобыля не произошло новых крупных катастроф. Однако состояние, близкое к катастрофическому, имело место уже несколько раз. Чего стоит авария на Кольской АЭС в феврале 1993 года, когда в результате разрыва линий электропередач (во время обычной арктической пурги) чуть не случилась максимальная проектная авария. После отключения потребителей из-за аварии в энергосистеме, нагрузка АЭС автоматически снизилась, и все четыре блока АЭС отключились, оставшись без электроэнергии для собственных нужд. Резервные дизель-генераторы запускались беспорядочно, начались опасные перепады давления в активной зоне реакторов, сбои в работе циркуляционных насосов… и в конце концов дизеля вышли из строя.
На АЭС России и на Игналинской АЭС (Литва) только с января 1992 по ноябрь 1994 года произошло более 380 аварийных ситуаций, в том числе 5 серьезных, с выходом радиоактивных веществ. "В целом состояние ядерной и радиационной безопасности в Российской Федерации нельзя признать удовлетворительным" - это слова из официальной справки Госатомнадзора, написанной в 1993 году.
Считается, что никакими переделками нельзя добиться требуемого правилами уровня ядерной безопасности реакторов РБМК первого поколения: их надо просто закрывать.
Реакторы типа ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор) теоретически можно, в результате осуществленной переделки сделать более безопасными. Но на это необходимо затратить 22-26 миллиардов долларов и займет это более десяти лет [77].
Понимание чрезвычайной опасности, исходящей от «безопасной» атомной энергетики, заставило в 1991 г. Россию (а позднее и Украину) в Законе об охране окружающей природной среды специально оговорить необходимость иметь, для всякого нового атомного блока, не только положительное заключение государственной экологической экспертизы, но и решение парламента. Пока известна только одна такая экспертиза - на проект «Программы развития атомной энергетики». Она была проведена в 1993 году, и её выводы оказались отрицательными.		 
304
 

Список использованной литературы к части 3

1. Мелман С. «Прибыли без производства». М., Прогресс, 1987, с.285-288.
2. А.А. Ярошинская, «Философия ядерной безопасности», Москва,1996 г.
3. «Резонанс: Южно-Уральская атомная – быть или не быть?», Челябинск, Южно-Уральское издательство, 1991 г., стр.24-25.
4. Иванов Б.В. «В чьих же интересах?» Газета «Правда», 8 мая 1988 г.
5. «Чернобыльская катастрофа: причины и последствия (экспертное заключение)». Минск, 1993 г., Часть первая, стр.16.
6. Н.А. Доллежаль. «У истоков рукотворного мира». «Знание», Москва, 1989 г., стр. 162.
7. Там же, стр. 191.
8. Интервью с академиком Е.И Фейнбергом, проведенные 12.10.89, 28.02.90, 30.09.92
Г.Е. Гореликом и И.В.Дорманом.http://www.ihst.ru/~gorelik/OralHistory/Interviews/ELFeinberg.htm
9. «Анализ нарушений в работе энергоблоков Минатомэнерго СССР в 1987 году. Рекомендации и мероприятия по повышению надежности и безопасности» М., ВНИИАЭС,1988, стр. 36-43.
10. Н.А. Доллежаль. «У истоков рукотворного мира». «Знание», Москва, 1989 г., стр. 192.
11. Карл Рендель. «Н.А. Доллежаль: Самое строгое испытание жизнью». http://submarine.id.ru/cp/z68.shtml
12. Борис Иоффе. «Особо секретное задание. Из истории атомного проекта в СССР». http://magazines.russ.ru/novyi_mi/1999/6/ioffe.html
13. Предприятие А-7291. «Эксплуатация реакторов РБМК-1000 в 1974-1984 годах», Отчет 4.69 От, стр. 10.
14. Atomwirtschaft atomtechnik 1982, Bd. 28. №7, s. 375-380.
15. Atomwirtschaft atomtechnik 1983, Bd. 28. №6, s. 294-299.
16. Atomwirtschaft atomtechnik 1984, Bd. 29. №7, s. 357-362.
17. «Чернобыльская катастрофа: причины и последствия (экспертное заключение)». Часть 1, Минск, 1993, стр. 57-58.
18. «ЧОРНОБИЛЬСКА ТРАГЕДІЯ. Документи і материали”. Институт истории Украины. Киев, Наукова думка. 1996, стр. 58 – 71.
19. «Технические условия на проектирование РБМК», отчет п/я A-I758, инв. № 8107, 1965 г.
20. «Дополнение к ТУ на проектирование РБМК», отчет п/я A-I758, инв. № 8798, 1965 г
21. «Расчетно-пояснительная записка к эскизному проекту реактора РБМК», п/я А-1758
инв. № М-8474, 1965 г.
22. «Расчетно-пояснительная записка к техническому проекту РБМК», п/я А-1758
инв. № М-9599, 1966 г.
23. «РБМ-К4. Пояснительная записка», п/я А-7291, инв.№ П-18504, 1972 г.
24. Н.А. Доллежаль, И.Я. Емельянов."Канальный ядерный энергетический реактор", Москва, Атомиздат, 1980 г
25. П/я А-7291, «Ядерная безопасность реакторов РБМК вторых очередей». Отчет инв.
№ 050-075-933, 1980 г, стр. 8, табл. 3.1.
26. Широков Ю.М.,Юдин Н.П. Ядерная физика. Москва, Наука, 1980,с.580
27. Велихов Е. Проблема планетарного значения. "Коммунист", № 8,1986.
28. П/я А-7291, «Некоторые особенности динамики энергораспределения при глубоких изменениях мощности реактора РБМК-1000», Отчет инв. № 140-113-1757 за 1983 г.
29. НИКИЭТ, «Исследование эффектов реактивности в переходных процессах реакторов РБМК на ЧАЭС», инв. № 53-44, Москва, 1980 г.
30. Карпан Н.В., «Хронология аварии на 4-м блоке ЧАЭС», Аналитический отчет Д-№17-2001, Киев, 2001 г., стр. 36.
31. «Типовой технологический регламент реакторов РБМК», пр. п/я А-1758, А-7291
инв. № 33/262982, 1982 г.
32. «Отчет НИО ЛАЭС», инв. № Н-3, 1974 г.
33. П/я А-7291, «Пояснительная записка к техническому проекту реактора РБМК»
инв. № 11-13618, 1969 г.
34. П/я А-1758, «Расчетно-пояснительная записка к техническому проекту реактора РБМК»
инв. № М-9599, 1966 г.
35. П/я А-1758, «О допустимом по условиям ядерной безопасности оперативном запасе реактивности в реакторе РБМК-1000», инв. № Е5.146-13385, 1977 г.
36. П/я А-7291, «Исследование вопросов ядерной безопасности при догрузке РБМК-1000 топливом повышенного обогащения», инв. № 33/25678, 1978 г.
37. Общие положения обеспечения безопасности атомных электростанций при проектировании, строительстве, эксплуатации (ОПБ-73), Атомиздат, Москва, 1974 г.
38. Правила ядерной безопасности атомных электростанций (ПБЯ-04-74), Атомиздат, Москва,
1976 г.
39. Гидропроект, «Курская, Чернобыльская АЭС, 2 очередь, Технический проект», инв. № 174, 1974 г.		 
назад
дальше