Карпан Н.В. Чернобыль. Месть мирного атома

Подождите немного. Документ загружается.

272

Величина полного мощностного эффекта на реакторе 4-го энергоблока

ЧАЭС: ∆Кполн. 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 ∆Ксуз 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 нейт-

ронной вспышки или взрыва. Проектные данные по энерговыделению

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 ∆К

= +11ст. РР = 0,55 % [32].

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]:

∆Кперегрузки = +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

273

реактора РБМК-1000 I-й очереди в установившемся режиме работы со-

ставляет

∆Копер.I = 70-80 ст. РР,

а для реакторов РБМК-1000 II-й очереди

∆Копер.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 = ∆К опер.регл.

Реальные

оперативные запасы реактивности (ОЗР) на реакторах

Чернобыльской АЭС составляли:

I блок = 26-31 ст. РР,

II блок = 26-31 ст. РР,

III блок = 30-42 ст. РР,

IV блок = 30-42 ст. РР.

На других АЭС с РБМК значения величины оперативного запаса

реактивности тоже были близки к 30 стержням.

Максимальный запас реактивности

Исходя из вышеизложенного, по проекту максимальным запасом реактив-

ности

(∆Кmах) будет обладать разогретый реактор на мощности, в

разотравленном состоянии, с запаренной активной зоной, опорожненным

контуром СУЗ, с азотной продувкой графитовой кладки, после частичной

перегрузки топлива, с максимальным оперативным запасом реактивности.

∆Кmах = ∆К

Хе

+ ∆Кразогрева +∆Кполн. мощн. + ∆Кпар + ∆Ксузmах +

+∆Кперегрузки+∆К

+∆Копер.I = 72+42+45+12+50+11+51+70 = 353 ст. 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:

 ∆Ксуз без АЗ ≥ ∆Кmax + 0,01

Подкритичность 0,01 эквивалентна 20 ст. РР, поскольку «вес» одного

стержня РР в абсолютных единицах

реактивности (∆К/К) равен 50×10

-5

Тогда нужное, по условиям ядерной безопасности, число стержней СУЗ

(без стержней АЗ) должно быть равно

∆Ксуз 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

274

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 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

275

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, 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 реак-

тора 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

276

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 ИАЭ им. Курчатова [Отчет

инв. № 33/134280, 1980 г.], полученным на основании критических

экспериментов, минимальная критмасса в РБМК составляет примерно 0,5

процента загрузки реактора (29 ТК высотой 1,75 м или 8 ТВС), что

составляет по весу всего 0,9 тонны двуокиси урана (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

быть оснащен большим количеством стержней регулирования и

разветвленной системой контроля энергораспределения по высоте и

радиусу реактора. На практике это

требование не было реализовано

разработчиками реактора.

Анализ проектной системы управления и защиты

Не вдаваясь в детали математических выкладок [18], сразу

приведем в таблице №5 несколько основных результатов, полученных с

учетом фактических эффектов реактивности (выраженных в стержнях

СУЗ), наблюдаемых до аварии на реакторах Чернобыльской АЭС.

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 СУЗ РБМК не

могла обеспечить ядерной безопасности этих реакторов.

277

Таблица 5

Величина эффектов реактивности, проектное количество ст. СУЗ, и

необходимая эффективность СУЗ по правилам ПБЯ.

Максимальная

величина эффекта

Проектные (реально

установленные) значения

для системы управления и

защиты реакторной

установки (СУЗ РУ)

№

Эффекты реактивности

Стержни

РР

Величина

эффектов на

ЧАЭС,

которые

должны

компенси-

роваться

СУЗ

ст. РР

І очередь

ІІ очередь

а б в Г д е Ж

1. Разотравление Xe и Sm 3,58 72 60

Разогрев активной зоны в

диапазоне (20-270 °С)

2,13

Полный мощностной эффект

1,30

Паровой эффект

2,25

Опорожнение КО СУЗ 2,5

Замена газа в РП

(гелия на азот)

0,55

Перегрузка топлива (1/14 всех

ТК)

2,55

Макс. оперативный запас

реактивности

4,0

Максимальный запас

реактивности (ПБЯ-04-74 п.

2.15)

17,65

353

258

10.

Подкритичность РБМК

(ПБЯ-04-74 п. 3.3.6)

1,0

11.

Сумм. эффективность

органов СУЗ (без АЗ) п.

3.3.6, 5.14

18,65

373

278

158

187

12.

Эффект, и кол-во ст. АЗ (ПБЯ-

04-74 п. 3.3.28)

4,25

13.

Суммарная эффективность

органов СУЗ (ПБЯ-04-74,

Паспорт реактора)

22,9

458

363

179

211

14.

Требования ПБЯ-04-74 п.3.3.4

и ОПБ-82 п.2.3.2 - две

независимые системы СУЗ

45,8

916

726

278

Глава 4

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.

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.

279

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.

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".

280

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.

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".

281

Основной составляющей полного мощностного коэффициента

реактивности в реакторах типа РБМК является так называемый "паровой

эффект реактивности" (a

), 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 +6ß

эфф

. 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 a

и полного мощностного

коэффициента реактивности a

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 были получены данные, указывающие на изменение знака и

увеличение парового коэффициента реактивности с ростом выгорания

топлива и выгрузкой ДП:

от - 0.22 ß

эфф

(при 211 ДП) до + 5,1 ß

эфф

(при 32 ДП) на блоке 1 ЛАЭС [43];

Значения парового эффекта реактивности, полученные отделом

ядерной безопасности ЧАЭС в результате замеров на 4-м блоке, даны ниже

в таблице.

Таблица 6

Эффекты и коэффициенты реактивности реактора энергоблока № 4 ЧАЭС

Дата

замера

Среднее

выгорание

в реакторе

МВтсут/ТВС

МВт

Кол-во

ТВС

Кол-во

ДП

Кол-во

Кол-

во

СП

ОЗР

ст.

СУЗ

эфф

ּ10

-4

эфф

/МВт

мин

Приме-

чание

27.01.

1984

35 2100 1386 234 41 231 19,3 -1,25 -8,8 >200 [44]

06.06.

1984

244 3200 1446 189 26 - 35,3 -0,97 -2,7 >120 [45]

09.10.

1984

507 3200 1465 144 52 - 32,7 -0,1 -2,1 >90 [46]

07.06.

1985

867 3200 1536 74 51 - 30,2 +1,3 -1,4 28,0 [47]

24.04.

1986

1349 3200 1659 1 1 - 30,1 +5,2 +0,6 5,9 [30]