Оперативный запас реактивности ОЗР не измеряется непосредственно никакими датчиками и не регистрируется никакими показывающими или самопишущими приборами. Величина ОЗР расчитывается по программе физрасчета "Призма" на ЭВМ системы централизованного контроля (СЦК) "СКАЛА". Этот расчет занимает определенное время и его результат можно увидеть на распечатке, которую дежурный инженер по вычислительной технике должен специально сделать и принести на БЩУ.
Да, в регламенте есть ограничения по величине ОЗР, но давайте посмотрим как оно там записано. Во всем регламенте есть только три записи, касающаяся этого ограничения, и одна из них находится в главе 9. "Нормальные параметры эксплуатации блока и допустимые отклонения".
В этой главе в 33-х её параграфах для всех более или менее значимых параметров энергоблока (каждому посвящен отдельный параграф) подробно расписывается в каких они должны находиться пределах. Там где это необходимо, описывается как это соответствие регламенту определяется. Для некоторых (комплексных) параметров дополнительно разъясняются разрешенные ситуации. В следующей главе 10 "Действия персонала при отклонениях параметров от нормальных" в 27-ми параграфах (с большим количеством подпунктов каждый) подробнейшим образом описываются все необходимые действия по каждому из параметров.

Так вот, во всем этом тексте нет не слова про оперативный запас реактивности. Ни как определять, находится ли он в допустимых пределах, ни что и как делать, если он за эти пределы вышел. Вообще ничего. Нет такого контролируемого параметра!. ОЗР упоминается только в преамбуле главы 9. Эта преамбула очень короткая, так что даем её целиком

Что мы здесь видим?

1) ОЗР это никакой ни эксплуатационный параметр, оперативно контроллируемый, а некая количественная характеристика состояния реактора, которая еще не вышла из под опеки науки.
2) Эта характеристика связана с устойчивостью полей энерговыделения в реакторе и возможностью ими управлять. Ни о каком ослаблении аварийной защиты, а тем более возможности взрывоопасной ситуации речи здесь не идет.
3) Ограничения на величину ОЗР относятся к стационарному режиму, когда этот параметр меняется очень медленно и есть время для его определения и осмысления.
4) Ограничение ОЗР в 15 стержней представлено крайне несерьезно. Не описано, что такое немедленное заглушение (если это кнопка АЗ-5, то так и должно было быть написано), и не объяснено чем вызвано такое требование. Ни в одном пункте этой главы регламента нигде больше не фигурирует термин "немедленное заглушение".

Очень странно выглядит как сама жесткая реакция на отклонение от нормы такого спокойного на вид параметра, так и контекст в котором она записана.
Если, ОЗР не оперативный параметр, а всего лишь определенная физическая характеристика, не влияющая на ядерную безопасность реактора, и главный конструктор сам ничего не знал об опасности малого ОЗР, тогда контекст объясним, но такая жесткость реакции непонятна.
Если же ОЗР это действительно важный для ядерной безопасности параметр, и гл. конструктор знал об этом (хотя никому ничего не сказал), тогда жесткость реакции понятна. Но тогда такая запись этого ограничения в регламенте попахивает уже уголовщиной.

Другая запись ограничения ОЗР величиной в 15 стержней находится в главе 6 "Подъем мощности реактора и пуск блока после кратковременной остановки и частичной разгрузки" , в параграфе 6.6 "Порядок подъема мощности ". Вот эта запись.

Как видим никакой срочности и спешки в заглушении реактора здесь нет.
Во-первых, чтобы увидеть, что запас реактивности достиг предельного значения и продолжает падать нужно какое-то время (несколько минут). Все это время ОЗР будет меньше 15 стержней и будет становится все меньше и меньше.
Во-вторых беспокойство в этом пункте, как будет видно из дальнейшего, идет о времени простоя в результате попадания в "иодную яму" (характерное время – часы), что тоже к особой спешке не располагает. Нет ни единого слова о какой-либо катастрофичности малого ОЗР.
В-третьих, то же замечание, что и по главе 9. Нечеткость формулировок. Например, что такое запас реактивности в процессе подъема мощности, как его определять в этом достаточно быстром переходном процессе? До его начала – понятно, после его окончания тоже, но в самом процессе как?
И главное, непонятно для чего вообще такой пункт в регламенте, если в нем есть пункт 6.2 (см. ниже), который четко предписывает при каком ОЗР можно выводить реактор на мощность после кратковременной остановки (и как этот запас реактивности определять). А то, как обеспечивается безопасность при выводе реактора в критическое состояние и дальнейшем подъеме мощности, подробно описано во многих пунктах регламента без всяких ссылок на ОЗР, пункт 6.6.4 по существу ничего к этому не добавляет.

Третье упоминание ОЗР содержится в пункте 6.2

Даже в этом достаточно четко сформулированном пункте не обошлось без непонятности. Какой по вашему мнению согласно этому пункту должен быть минимальный исходный ОЗР, если до останова реактор работал на мощности менее 50% – 30, 26 или 15 стержней РР? Или может быть надо понимать так, что если реактор до останова работал на мощности меньше 50%, то снова выходить на мощность без прохождения иодной ямы вообще запрещено? Тогда почему это так прямым текстом не написано?

Возникает вопрос.
Чем можно объяснить столь расплывчатое представление в технологическом регламенте (ТР) такого важного для безопасности реактора параметра, как оперативный запас реактивности (ОЗР).
Если не подозревать авторов регламента в чем-то нехорошем, то объяснение может быть только одно, они не считали ОЗР параметром, важным для безопасности. И ограничения на его величину, записанные в регламенте, связаны отнюдь не с ядерной безопасностью, а с чем-то другим. С чем же?

Давайте посмотрим что писал об ОЗР Главный конструктор реактора до чернобыльской аварии. В его книге [Е1] про ОЗР написано следующее (на стр. 34-35 ):

И все, больше в этой книге ничего нет про влияние ОЗР на что бы то не было. А из того что говорится в приведенном тексте совершенно очевидно, что допустимый оперативный запас реактивности в реакторе РБМК выбран вовсе не из соображений ядерной безопасности, а из соображений экономичнности, хорошей маневренности при работе в энергосистеме и оперативности управления в переходных режимах. Значения ОЗР от 1% до 2% (а это приблизительно и есть 15 и 30 ст.РР, см кривую 1 на рис 2.5) считаются оптимальными. Если ОЗР меньше этого диапазона, то будут возникать слишком большие простои из за попадания в иодные ямы и будет низкая оперативность управления, а если больше, то слишком дорого будет обходиться топливо, и будет низкой эффективность его использования.

Трудно прочитать ограничения на ОЗР в регламенте иначе, кроме как сделанные именно по этим соображениям. Да и сами эти ограничения появились в регламенте лишь после Ленинградской аварии 1975 г. Интересно, а что было до этого на реакторах РБМК 1-ой очереди?
Судя по всему никаких ограничений в регламенте до этого просто не было. В той же книге Главного конструктора [Е1] на стр. 45 читаем:

Т.е. в 1980 г., еще ничего не зная о будущих «коварных замыслах» и действиях эксплуатационного персонала ЧАЭС, которые ГК через 6 лет будет гневно разоблачать, он спокойно описывает рядовой эксперимент по измерению парового коэффициета реактивности. И что же мы видим? Условия проведения эксперимента как будто списаны с чернобыльских: работа на пониженной мощности, отключены два ГЦН, оперативный запас реактивности 6-8 стержней. И что? А ничего. К эксплуатации претензий никаких нет, наоборот, она похоже приведена как пример хорошего и качественного проведения эксперимента.
А почему не взорвались? Ну во-первых потому, что не нажимали кнопку АЗ-5, а во-вторых, им повезло, они проводили эксперимент на слабо выгоревшей активной зоне 3,5 ГВт*сут/т вместо 14 ГВт*сут/т в Чернобыле.

Как не странно, никаких претензий не было и к персоналу ЛАЭС по аварии 1975 г., а они работали с ОЗР даже 3,5 стержней, как сказано в книге ГК 2006 г [Е2] на стр. 593 (раскрыли секрет спустя 30 лет). И особой суеты вокруг ограничений на ОЗР после этой аварии не возникло. Ну записали, что-то невнятное в регламент, ну разослали по станциям информационное письмо о концевом эффекте, обнаруженном (якобы впервые) в экспериментах на физпуске. Но так как, никакой связи этого эффекта ни с ядерной безопасностью, ни с ОЗР в этом письме явно не прослеживалось, то скорее всего его «положили под сукно» и о нём забыли.

Так что, концевой эффект и работа с малым запасом реактивности до чернобыльской аварии были некой «вещью в себе», о которой никто серьёзно не вспоминал (особенно в связи с ядерной безопасностью).

обратно в FAQ
к карте сайта