Карпан Н.В. Чернобыль. Месть мирного атома
Подождите немного. Документ загружается.
302
- 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. 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-3
М) 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.
Следует отметить, 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.
303
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,
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. В целом
такая организация работы делала станции
заложником Главного конструктора, т.к. расчет выполнялся не
станционным 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 (Латвия,
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.
Могло быть и 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,
что его можно поставить даже на Красной площади в Москве [77].
Новые руководители атомной отрасли тоже говорят о "совершенной
безопасности" модернизированных РБМК и аппаратов современных
проектов, и... 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
304
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
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.
Напомню об аварии на ЛАЭС в марте 1993 года. Тогда, вследствие
отказа клапана ЗРК в одном из технологических каналов, опять (как в 1975
году) произошло повреждение твэлов тепловыделяющей сборки (ТВС). В
результате выброса радиоактивных газов мощность дозы в окрестностях
блока увеличилась в 20 раз.
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
.
Понимание чрезвычайной опасности, исходящей от такого уровня
безопасности атомной энергетики, заставило Россию в Законе об охране
305
окружающей природной среды (1991) специально оговорить
необходимость иметь, для всякого нового атомного энергоблока, не только
положительное заключение государственной экологической экспертизы,
но и решение парламента. Причем все экспертизы по радиационно-
ядерным производствам должны осуществляться на федеральном уровне.
Пока известна только одна такая экспертиза - на проект «Программы
развития атомной энергетики». Она была проведена
в 1993 году, и её
выводы оказались отрицательными.
306
Литература 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
307
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.
40. Гидропроект, «Техническое обоснование безопасности, Смоленская
АЭС
- 1 очередь, Курская АЭС – 2 очередь, Чернобыльская АЭС – 2
очередь», инв. № 176, 1974 г.
41. НИКИЭТ, «Техническое обоснование безопасности реакторной
установки РБМК-4», инв. № Е4.306-387 и инв. № Е4.306-440, 1973 г.
308
42. Главатомэнерго МЭиЭ 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.
43. НИКИЭТ, «Материалы по изменениям на 1 блоке ЛАЭС до КПР 1976 г.
и после него», исх. 120-1244, Москва, 1977 г.
44. Протокол измерения парового и мощностного коэффициентов
реактивности на реакторе энергоблока №4 (27.01.84). Инв. № 58/4 ПТО
ЧАЭС.
45. Протокол измерения парового и мощностного коэффициентов
реактивности на реакторе энергоблока №4 (6.06.84). Инв. № 79/4 ПТО
ЧАЭС.
46. Протокол измерения парового и мощностного коэффициентов
реактивности на реакторе энергоблока №4 (9.10.84). Инв. № 88/4 ПТО
ЧАЭС.
47. Протокол измерения парового и мощностного коэффициентов
реактивности на реакторе энергоблока №4 (7.06.85).
48. НИКИЭТ, «Исследования эффектов реактивности в переходных
процессах реакторов РБМК на ЧАЭС», инв. № 53-44, Москва, 1980 г.
49. Госкомитет СССР по атомной энергии, «Авария на ЧАЭС и её
последствия – информация, подготовленная для совещания экспертов
МАГАТЭ», Вена, 25-29 августа 1986 г., часть 1, 2.
50. Асмолов В.Г. и др., «Авария на
ЧАЭС: год спустя», IAEA-48163, Вена,
1987 г.
51. «Сводные мероприятия по повышению надежности и безопасности
действующих и сооружаемых станций с реакторами РБМК», 19.12. 86.
52. НИКИЭТ, «Технический проект системы управления и защиты
реактора РБМК», инв. № 11526, (8.146-9144), Москва.
53. НИКИЭТ, «Анализ развития аварии на ЧАЭС», инв. № П-34962,
1986 г.
54. П/я А-1758, «Расчетно-пояснительная
записка к эскизному проекту
реактора типа РБМК». Инв.№ 8474, 1965 г.
55. ВНИИАЭС, «Анализ причин аварии на Чернобыльской АЭС путем
математического моделирования физических процессов». Отчет, инв.
№ 864, Москва, 1987 г.
56. НИКИЭТ, Письмо, исх. № 050-01/1-120 от 02.02.84 г.
57. НИКИЭТ, «Физический пуск реактора РБМК-1500 первого блока
Игналинской АЭС», Отчет 12.346 От, 1987 г.
58. ИАЭ им
. И.В. Курчатова, Письмо, исх. № 33-08/67 дсп, 1983 г.
59. «Изучение эффектов реактивности реактора РБМК динамическими
методами. Определение парового и мощностного эффектов
реактивности реактора в опытах 15-16 мая 1975 г. на I блоке ЛАЭС».
309
Отчет ЛАЭС, инв. № 499 Курской АЭС.
60. Кунегин Е.П., Шевелев Я. В., Жежерун И.Ф., Лалетин Н.И. Анализ
измерений, алгоритмов, программ и результатов расчетов нейтронно-
физических параметров решеток РБМК и предложения по их
уточнению. Отчет ИАЭ им. Курчатова, инв. № 33/134280, 1980 г.
61. Приказ Минатомэнергопрома № 895 от 11.12.90 "Об
усилении роли и
ответственности ВНИИАЭС в обеспечении безопасности эксплуатации
атомных станций".
62. Эффекты обезвоживания решеток РБМК. ИАЭ им. Курчатова,
инв. № 10/1200, 1976 г.
63. Александров А.П. "Октябрь и физика", "Правда", 10 ноября 1967 г.
64. «Чернобыльская катастрофа: причины и последствия (экспертное
заключение)». Минск, 1993 г., Часть первая, стр.49.
65. Эффекты реактивности РБМК. ИАЭ им
. Курчатова, инв. № I0/I3I2,
1976 г.
66. НИКИЭТ (п/я А-7291), «Об уменьшении парового коэффициента
реактивности». Письмо исх. № 050-571 от 12.01.76 г.
67. Техническое решение № 496 – ТАИ от 12.08.77. ЧАЭС, 1977 г.
68. Техническое решение № 966 – НИО от 15.11.78. ЧАЭС, 1978 г.
69. Техническое решение № 21-2 ЦТАИ от 22.11.78. ЧАЭС, 1978 г.
70. Предприятие п/я А-7291. «Анализ причин и последствий
аварийного
разрыва канала 62-44 реактора блока № 1 Чернобыльской АЭС».
Отчет, инв. № 040-10З-1571дсп, 1983 г.
71. Предприятие п/я А-7291. «Радиационные исследования на
Чернобыльской АЭС и в окружающей среде в период ремонта и
вывода на мощность первого блока». Отчет, 16-062 От, 1983 г.
72. А.Н. Киселев. «Ядерное топливо разрушенного реактора». «Москва –
Чернобылю», книга 2, Москва, Воениздат, 1998, стр. 118.
73. Предприятие п/я А-7291. Отчет 10.82 От. Монтаж, наладка и
эксплуатация приборов и систем теплотехнического контроля на 1
блоке реактора РБМК, инв. № ЕI0. 146-13257 ДСП.
74. Предприятие п/я А-7291. Отчет.10.91 От. Монтаж, наладка и
эксплуатация приборов и систем технологического контроля реактора
РБМК 1 блока КАЭС,
инв. № 100-01-094.
75. Предприятие п/я А-7291. Технические условия ТУ95.5083-77 РБМ-К7
сб.156 ТУ, инв.1,2 Е10.529-2917. Технические условия КТВ.17.000 ТУ,
инв. № Е10.529-3501.
76. Предприятие п/я Г-4128. Технические условия ОАБ.402.060 ТУ.
Система «Скала».
77. Яблоков А.В. «Миф о безопасности атомных энергетических
установок». Москва, 2000 г.
310
Часть 4
КТО ВЗОРВАЛ ЧЕРНОБЫЛЬСКУЮ АЭС
Оглавление
Введение __________________________________________ 311
Список принятых сокращений ________________________ 312
Глава
1. ЧЕРНОБЫЛЬСКАЯ АЭС – ФЛАГМАН МИНЭНЕРГО____ 314
Глава 2. ПРОГРАММА ИСПЫТАНИЙ ________________________ 315
Глава 3. ВЫВОДЫ КОМИССИЙ _____________________________ 317
Глава 4. ХРОНОЛОГИЯ СОБЫТИЙ ДО АВАРИИ_______________ 325
24 апреля __________________________________________ 325
25 апреля __________________________________________ 326
26 апреля __________________________________________ 334
Глава 5. ХРОНОЛОГИЯ АВАРИИ ____________________________ 336
Работа по программе выбега __________________________ 336
Глава 6. ОТВЕТЫ НА ВОЗНИКШИЕ ВОПРОСЫ ________________ 343
1. Запас реактивности 25 апреля _______________________ 343
2. Мощность реактора во время испытаний ______________ 345
3. Останов реактора перед испытаниями ________________ 346
4. Изменение запаса реактивности в процессе
испытаний __ 350
5. Останов реактора кнопкой АЗ-5 _____________________ 353
6. Оперативный журнал начальника смены блока ________ 358
7. Как отключались главные циркуляционные насосы _____ 359
8. Фиксация аварийных сигналов _______________________ 360
9. Ограничения
на величину запаса реактивности ________ 362
Глава 7. АНАЛИЗ ЗАФИКСИРОВАННОЙ ИНФОРМАЦИИ _______ 371
Анализ информации из ДРЕГ __________________________ 371
Анализ осциллограмм _________________________________ 372
Описание графика «Основные параметры…» _____________ 375
Характеристики аварийного процесса ___________________ 378
Глава 8. МОДЕЛИРОВАНИЕ АВАРИЙНОГО ПРОЦЕССА _______ 383
Процесс неконтролируемого разгона реактора ___________ 383
Нейтронная мощность _________________________________384
Тепловая мощность реактора __________________________ 387
Глава 9. РАЗРУШЕНИЕ РЕАКТОРА И ЭНЕРГОБЛОКА ___________ 389
Глава 10. НУЖНА ЛИ ПРАВДА ОБ АВАРИИ ____________________ 398
Приложения _________________________________________ 409
Список литературы к Части 4 __________________________________ 414
311
Введение
В этой части книги приведена максимально полная хронология
событий, восстановленная по штатным средствам и приборам
технологического контроля, оперативным журналам персонала ЧАЭС,
данным СЦК «СКАЛА», ДРЕГ и по осциллограммам испытаний.
Рассмотрены выводы комиссий, в разное время занимавшихся
исследованием обстоятельств и причин аварии на 4-м энергоблоке
Чернобыльской АЭС.
Получены
ответы на вопросы, не исследованные до конца в рамках
работы вышеупомянутых комиссий, или имеющие разные толкования.
Прежде всего, имеется в виду установление величины оперативного
запаса реактивности в критические моменты 25-го и 26-го апреля 1986
года; установление причин, по которым были допущены отклонения при
выполнении испытаний по использованию «выбега» турбогенератора для
электропитания собственных
нужд блока и т.д.
Проведен анализ физических причин аварии, в том числе связанных с
распределением оперативного запаса реактивности по объему реактора, с
отключением главных циркуляционных насосов и поведением контура
МПЦ. Представлена картина взрыва, характер и результат действия
разрушительных сил.
Показано, кто и когда начал целенаправленную кампанию по
сокрытию истинных
причин аварии на 4-м блоке ЧАЭС, и по
дискредитации персонала станции.