Карпан Н.В. Чернобыль. Месть мирного атома
Подождите немного. Документ загружается.
292
РБМК. Полученные учеными значения парового эффекта (a
f
) колебались
от сверх опасной величины +14,88 β
эфф
(ИАЭ, 1966 г.) до совершенно
благополучной цифры -5,30 β
эфф
(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 не выполненными.
Ориентация на приведенные в отчетах и диссертациях А.Н. Кузьмина и
М
.Б. Егиазарова параметры τ , L² и K∞ для некоторых решеток каналов
293
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 β
эфф
.
Экспериментаторы сразу сделали прогноз по дальнейшему изменению
величины a
f
– «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
β
эфф
[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 видим, на практике оправдались самые неблагоприятные и
наиболее опасные оценки величины парового эффекта реактивности.
294
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 на турбины для
выработки электроэнергии. Поэтому реакторы РВМК 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".
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 обладает 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 1973г.) 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
неконкурентоспособными по отношению к другим типам реакторов. Это
привело бы к свертыванию канального направления <...> Поэтому работы в
295
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 серьезная 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 реактора, 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 B.C., Кватор
В.М., Лавренов Ю.И.
- участвовавшие 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 регулированием
энерговыделения 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" [51].
Почему они не были внедрены в 1976 году? Пока известно только одно
объяснение этого факта [65]: "Следует иметь в виду, что выбранная для
РБМК решетка является оптимальной по глубине выгорания топлива, и
значительное изменение отношения числа ядер урана и замедлителя делает
296
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 реактивности 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 серьезное
нарушение требований пункта 3.3 Правил ПБЯ-04-74. Тогда была
зарегистрирована недостаточная подкритичность неработающего реактора
при перемещении стержней УСП из нижнего положения в верхнее
(стержни УСП, в
отличии от других стержней, вводятся в реактор снизу).
По этому нарушению комиссия Госатомнадзора (акт от 04.12.76 инв. №
29ЭП) 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 блоке № 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 режимы. 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
297
предписание Госатомнадзора, которое могло снять проблему раз и
навсегда еще в 1977-1978 годах.
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 объемной 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 скрупулезного 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)
Девятого 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
298
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 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 ТК 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
299
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.
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.
300
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 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;
301
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 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, которые устанавливались в
технологических каналах реактора в соответствии со схемой расположения
измерительных каналов [75]. Сигналы детекторов вводились в систему
физического контроля энерговыделения (СФКРЭ) и 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);