Карпан Н.В. Чернобыль. Месть мирного атома
Подождите немного. Документ загружается.
312
Список принятых сокращений
АЗ - аварийная защита.
АЗСР - аварийная защита по скорости в рабочем диапазоне мощности
реактора.
БС - барабан-сеператор.
БРУ-К - быстродействующее редукционное устройство сброса пара в
конденсаторы турбины.
БЩУ - блочный щит управления.
ВК - верхний концевой выключатель стержня СУЗ.
ГАЭН - Госатомэнергонадзор.
ГПАН - Госпроматомэнергонадзор (преемник ГАЭНа).
ГИС - главный
инженер станции.
ГО - гражданская оборона.
ГПК - главный предохранительный клапан.
ГЦН - главный циркуляционный насос.
Gпв - расход питательной воды.
ДРЕГ - программа диагностической регистрации эксплуатационных
параметров.
ЗГИС - заместитель главного инженера станции.
ИАЭ - Институт атомной энергии имени И.В. Курчатова.
КМПЦ - контур многократной принудительной циркуляции.
ЛАР - локальный автоматический регулятор.
ЛВД - лаборатория
внешней дозиметрии.
МВт - мегаватт (миллион киловатт)
МЗ - машинный (турбинный) зал.
МПА - максимальная проектная авария.
МЭД - мощность экспозиционной дозы радиоактивного излучения.
НСС - начальник смены станции.
НСБ - начальник смены блока.
НС - начальник смены.
НОАП - насос охлаждения аварийной половины реактора.
НОНП - насос охлаждения неаварийной половины реактора.
НК - нижний концевой выключатель.
ОЗР - оперативный
запас реактивности.
ООТиТБ - отдел техники безопасности и охраны труда.
ОЛБ - острая лучевая болезнь.
ОЯБ - отдел ядерной безопасности.
ПТЭ - правила технической эксплуатации.
ПБЯ - правила ядерной безопасности.
ПРИЗМА - программа расчета параметров энергоблока.
ПЭН - питательный электронасос.
313
Режим ПК - режим перекомпенсации оперативного запаса реактивности
на стержнях СУЗ.
РР - стержни ручного регулирования.
РЦ - реакторный цех.
РЩУ - резервный щит управления.
САОР - система аварийного охлаждения реактора.
СБ - система безопасности.
СИУР - старший инженер управления реактором.
СИУБ - старший инженер управления блоком.
СИУТ - старший инженер управления турбинами.
СИМ - старший инженер-
механик.
СЛА - система локализации аварий.
СНИП - строительные нормы и правила.
СУЗ - система управления и защиты.
СФКР - система физического контроля распределения
энерговыделения реактора.
ТВС - тепловыделяющая сборка.
ТК - технологический канал.
ТЦ - турбинный цех.
УПАК - установка подавления активности.
УСП - укороченный стержень поглотитель.
ХТЗ - Харьковский турбинный завод.
ЦЗ - центральный (реакторный) зал.
ЦТАИ
- цех тепловой автоматики и измерений.
ЧПНП - Чернобыльское пуско-наладочное предприятие.
ЭЦ - электроцех.
ЯБ - ядерная безопасность.
314
Глава 1
ЧЕРНОБЫЛЬСКАЯ АЭС – ФЛАГМАН МИНЭНЕРГО СССР
Общие положения обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ -
82), действовавшие в 1986 году, дают четкие определения всем
отклонениям в работе АЭС. По ним мы имеем: «авария - нарушение
эксплуатации АЭС, при котором произошел выход радиоактивных
продуктов и/или ионизирующих излучений за предусмотренные проектом
для нормальной эксплуатации границы в
количествах, превышающих
установленные пределы безопасной эксплуатации. Авария
характеризуется исходным событием, путями протекания и
последствиями». Такая авария на Чернобыльской АЭС до 1986 года была
всего лишь одна, когда в 1982 году на блоке №1 случился аварийный
разрыв технологического канала. Еще были отклонения в нормальной
работе АЭС, приведшие к снижению мощности, или кратковременному
останову
энергоблока. Причинами таких событий были срабатывания
защит при отказах реакторного и турбинного оборудования, отказа
оборудования машзала, нарушениях работы технологических схем,
отказов оборудования по вине заводов-изготовителей и ошибки
персонала.
С учетом времени, отработанного каждым энергоблоком ЧАЭС,
частота этих событий составляла 3,7 событий на блок в год [1]. В
сопоставимый период (1982-1985г.г.) этот
показатель был равен 4,6 в
США, и 3,9 во Франции [2].
Сравнение результатов работы Чернобыльской АЭС с отечественными
и зарубежными станциями по коэффициенту использования
установленной мощности и статистике вышеприведенных отклонений
позволяли считать ЧАЭС одной из лучших станций не только в СССР. А
в ВПО «Союзатомэнерго» за 1995 год Чернобыльская электростанция
была признана самой лучшей
по всем показателям - производственным,
социальным и кадровым. Но после аварии на 4-м блоке объективный
подход к ее персоналу стал уже невозможен - слишком трагичными
оказались ее последствия и велик страх тех, кто должен был за нее
отвечать. Оттого и неоднозначность в результатах многочисленных
официальных расследований, вследствие чего было дезинформировано
общество, обмануты эксперты
МАГАТЭ в 1986 году и осужден персонал
ЧАЭС в 1987 году. Именно поэтому до сих пор не опровергнуты
некоторые ошибочные выводы первых комиссий по расследованию
причин аварии, что и определило цель данной работы - провести анализ
физических причин взрыва на блоке 4, которые не нашли своего
315
отражения в предыдущих исследованиях и дать непротиворечивую
картину аварии.
Глава 2
ПРОГРАММА ИСПЫТАНИЙ
Четвертый блок Чернобыльской АЭС был введен в эксплуатацию в
декабре 1983 года. К моменту останова блока для планового ремонта,
назначенного на 25.04.86 г., активная зона содержала 1659 ТВС, 1 ДП и 1
незагруженный канал (столб воды). Основная часть ТВС (около 75%)
представляла собой кассеты первоначальной загрузки реактора.
Перед остановкой энергоблока на
нем было запланировано провести
обычные, типовые регламентные работы и испытания, которые делались в
конце рабочей кампании всегда, и на всех атомных электростанциях.
В график работ по ремонту блока № 4 были включены испытания и
проверки, регламентированные действующими на АЭС документами:
Общими правилами безопасности ОПБ - 82, технологическим
регламентом по эксплуатации энергоблока, регламентом технического
обслуживания и проверок систем важных для безопасности, инструкцией
по контролю исправности систем безопасности (СБ) и систем важных для
безопасности и т.д. Некоторые испытания проводились по отдельным
программам. Так делалось в том случае, если в эксплуатацию
принималась новая система, или проводилось испытание рабочей СБ
после ее модернизации. Именно к этой категории
относились испытания
турбогенератора № 8 на 4-м блоке.
Выполнение программы по использованию энергии выбега генератора
не являлось инициативой станции. Предложение об использовании этой
энергии для обеспечения нагрузки собственных нужд (при потере связи с
энергосистемой) исходило от Главного конструктора [3] и Генерального
проектировщика [4]. Оно объяснялось необходимостью гарантированного
поддержания принудительной циркуляции теплоносителя в контуре
охлаждения реактора, для чего требовалось обеспечить электропитание
насосов за счет электроэнергии вырабатываемой выбегающим по инерции
турбогенератором. Руководство ВПО «Союзатомэнерго» планировало
использовать этот режим в ситуациях аварийного останова реакторов с
потерей собственных нужд станции, когда АЭС лишается всех источников
электроснабжения в результате отключения от энергосистемы.
Использование энергии выбега ТГ позволило бы
в течение первых
нескольких минут, самых важных для отвода тепла от ядерного топлива в
316
остановленном реакторе, надежно снимать остаточное тепловыделение и
не допускать опасного перегрева тепловыделяющих элементов. Указанная
концепция использования энергии выбега ТГ была официально признана
Минэнерго и включена разработчиками в проекты новых АЭС с РБМК.
Первые испытания по «выбегу» турбины на своем третьем блоке
Чернобыльская АЭС провела в 1982 году, с привлечением предприятия
"Донтехэнерго" и с участием Генпроектанта (институт "Гидропроект" им.
С.Я. Жука). Испытания показали, что для успешного выполнения всей
программы необходимо доработать систему регулирования возбуждения
турбогенератора. Программы с применением модернизированного блока
регулирования возбуждения генератора
выполнялись на ЧАЭС в 1984 и
1985 годах, но тоже не были завершены в полном объеме по техническим
причинам второстепенного характера.
Программами 1982 и 1984 годов предусматривалось подключать к сети
выбегающего ТГ по одному дополнительному главному циркуляционному
насосу (ГЦН) с каждой стороны реактора, а программами 1985 и 1986г.г. -
по два ГЦН. В программах 1984, 1985
и 1986 г.г. предусматривалось
отсечение системы аварийного охлаждения (САОР) ручными задвижками
для исключения несанкционированного попадания «холодной» воды из
гидробаллонов САОР в «горячий» реактор во время испытаний.
Общее руководство испытаниями на ЧАЭС осуществлял заместитель
главного инженера по эксплуатации 2-й очереди Дятлов А.С., он же
проводил обязательный инструктаж всего задействованного в
этих
программах персонала [5].
Уровень подготовки персонала, имевшийся у руководителей опыт
проведения аналогичных испытаний в 1982, 1984 и 1985 годах, наличие у
операторов сведений о поведении реакторной установки в переходных
режимах давали достаточно оснований для уверенности в благополучном
завершении запланированного испытания [6]. Однако события стали
развиваться не по намеченному плану. Но об этом чуть
позже, а сейчас
перейдем сразу к моменту окончания испытаний.
Ночью 26 апреля 1986 года программу по «выбегу» ТГ на 4-м блоке
успели выполнить до конца и записать все необходимые технологические
параметры. После окончания работы по «программе выбега» начальник
смены блока Александр Акимов дал команду СИУРу остановить работу
реактора (так и было запланировано
) нажатием кнопки АЗ-5, по сигналу
от которой за время 18-20 секунд в реактор вводятся все регулирующие
стержни, и стержни аварийной защиты (кроме УСП).
317
В 1ч 23 мин 40 сек (по ДРЕГ) стержни управления начали свое
погружение в активную зону и тут же, через 5-6 сек, появилась ощутимая
вибрация пола, раздались удары со стороны ЦЗ, началась тряска здания и
оборудования. Оператор увидел, что стержни-поглотители остановились
не дойдя до нижних концевых отметок, и тогда он быстро
обесточил
муфты сервоприводов, чтобы стержни упали в реактор под действием
силы собственной тяжести. Показания сельсинов (приборов,
показывающих глубину погружения стержней в реактор) после этого
действия не изменились, значит они либо застряли, либо их уже нет в
реакторе, как и всего его содержимого.
По свидетельству очевидцев, находившихся вне четвертого блока,
примерно
в 1 ч 24 мин от него пошел мощный грохочущий звук, потом
последовательно раздались два-три взрыва, и в облаке черной пыли над
блоком взлетели какие-то светящиеся обломки и крупные искры, часть из
которых упала на крышу машинного зала.
Какими причинами был определен такой исход испытаний режима
выбега турбогенератора? Некачественно составленной
программой,
которая была основополагающим документом при выполнении этой
работы, или иными причинами?
В этой главе дается ответ только на один спорный вопрос - вопрос
о качестве Программы испытаний. Точку в этом споре независимо друг от
друга поставили - Комиссия Госпроматомэнергонадзора (ГПАН) СССР в
1991 г. [6] и Правительственная комиссия Украины в 1996 г. [7], которые
пришли к однозначному выводу - причиной аварии на 4-м блоке ЧАЭС
стали не ошибки в программе испытаний. Программа была составлена
правильно. Причины аварии оказались скрыты в непредсказуемых
проявлениях опасных «особенностей» физических свойств реакторной
установки РБМК, которые разработчиками Программы испытаний не
могли быть учтены (по причине умолчания о них Главным конструктором
и Научным
руководителем проекта РБМК).
Глава 3
ВЫВОДЫ КОМИССИЙ
Прошло 20 лет с тех пор, как на 4-м блоке Чернобыльской АЭС
произошла авария. В настоящее время станция остановлена, но
обоснованного, непротиворечивого изложения хронологии аварийных
событий нет до сегодняшнего дня, хотя исследованием причин и
318
обстоятельств аварии занималось множество людей.
Сразу же после взрывов на блоке № 4 ЧАЭС были созданы,
последовательно, несколько комиссий и групп, каждая из которых внесла
свой вклад в установление причин аварии:
• комиссия из числа работников ЧАЭС (ликвидирована 27.04.86 по
распоряжению председателя Правительственной комиссии);
• Межведомственная комиссия под председательством первого замес-
тителя Министра
среднего машиностроения СССР А.Г. Мешкова;
• следственная бригада прокуратуры СССР, с участием представителей
КГБ СССР и следственной группы прокуратуры УССР;
• Правительственная комиссия под руководством зам. Председателя
Совмина СССР Щербины Б.Е., которая координировала все работы по
исследованию причин аварии, ее локализации, уменьшению ущерба от
ее последствий и восстановлению работы
ЧАЭС;
• оперативная экспертная группа при Правительственной комиссии.
Общее руководство осуществляла оперативная группа Политбюро ЦК
КПСС во главе с Председателем Совета Министров СССР Рыжковым Н.И.
Официальные итоги работы этих и более поздних комиссий, а также
уполномоченных советских и зарубежных экспертов были представлены
в следующих, относительно доступных документах:
1. «Акт расследования
причин аварии на энергоблоке № 4
Чернобыльской АЭС, происшедшей 26 апреля 1986 года».
ЧАЭС, уч. № 79 ПУ от 5.05.86 г.
2. «К акту расследования причин аварии на энергоблоке № 4
Чернобыльской АЭС, происшедшей 26 апреля 1986 года».
Минэнерго СССР, «СОЮЗАТОМЭНЕРГО», инв. № 4/611,
Москва, 1986 г.
3. «Авария на ЧАЭС и ее последствия – информация,
подготовленная для совещания экспертов
МАГАТЭ», Вена, 25-
29 августа 1986 г., подготовлена ГКАЭ СССР.
4. «Совещание по рассмотрению причин и последствий аварии в
Чернобыле». Итоговый доклад INSAG. Вена, 30.08-3.09. 86 г.
5. «Авария на Чернобыльской АЭС: год спустя». Доклад,
подготовленный группой советских экспертов для
международной конференции по показателям и безопасности
ядерной энергетики. Вена, Австрия, 28.09 – 2.10.97 г.
6. «О причинах и
обстоятельствах аварии на 4 блоке
Чернобыльской АЭС 26 апреля 1986 года». Доклад ГПАН
СССР, Москва, 1991 г.
7. «Современные представления о возникновении и развитии
аварии на Чернобыльской АЭС». Доклад ИАЭ, НИКИЭТ,
319
ВНИИАЭС, ИБРАЭ, ГПАН на международной конференции
«Ядерные аварии и будущее энергетики», Париж, 15-17.4.
1991г.
8. «Чернобыльская авария: дополнение к INSAG-1. INSAG-7».
Доклад Международной консультативной группы по ядерной
безопасности. МАГАТЭ, Вена, 1993 г.
9. «Причины и обстоятельства аварии 26 апреля 1986 г. на 4-м
блоке Чернобыльской АЭС. Действия по управлению аварией и
ослаблению ее последствий
». Доклад Правительственной
комиссии, Киев, 1996 г.
Первоначальные выводы комиссий, обобщенные и объединенные в
«Итоговом докладе INSAG” (известном как “Доклад ИНСАГ-1”),
содержали следующий перечень основных причин аварии, в которых
обвинялся исключительно персонал ЧАЭС [8]:
1. Отключение системы аварийного охлаждения реактора (в 14 часов 25
апреля).
2. Несоблюдение требуемого оперативного запаса реактивности
(с 07ч10м 25 апреля
).
3. Переход с системы локального регулирования мощности на
автоматический регулятор общей мощности (в 00ч28м 26 апреля).
4. Работа реактора на минимально контролируемом уровне мощности
реактора (в 00ч40м 26 апреля).
5. Блокировка сигнала аварийной защиты по останову
турбогенераторов (в 00ч43м27с 26 апреля).
6. Блокировка сигналов аварийной защиты реактора по уровню воды
и
давлению пара в барабанах-сепараторах (с 01ч19м 26 апреля).
Позднее, после 1986 года, перечень вышеприведенных причин был
подвергнут анализу и пересмотрен. Вот как были сформулированы
причины аварии в докладе «INSAG-7» [9]: «Была рассмотрена
информация, ставшая известной в отношении аварии на 4 блоке
Чернобыльской АЭС после 1986 года. При рассмотрении применялся
весьма осторожный подход с
учетом того, что при поступлении новой
информации картина может вновь измениться. Однако представляется,
что основные контуры проблем в настоящее время приобретают ясность.
В 1986 году ИНСАГ выпустила свой доклад ИНСАГ-1, в котором
обсуждалась чернобыльская авария и ее причины на основе информации,
представленной компетентными советскими органами Совещанию по
рассмотрению причин и последствий
аварии в Чернобыле, состоявшемуся
в августе 1986 года. Ставшая сейчас известной новая информация
повлияла на взгляды, представленные в ИНСАГ-1 таким образом, что
320
основное внимание сместилось на аспекты, связанные с конкретными
особенностями конструкции (проекта), включая конструкцию стержней
СУЗ и систем безопасности, а также на то, как важная для безопасности
информация доводилась до сведения персонала. В настоящее время
представляется, что авария явилась следствием совпадения следующих
основных факторов:
- специфических физических характеристик реактора;
- специфических
особенностей конструкции органов управления
реактором;
- реактор был выведен в состояние, не оговоренное регламентом и не
исследованное независимым органом по вопросам безопасности.
Наиболее важным представляется то, что именно физические
характеристики реактора обусловили его неустойчивое поведение <…>
Тем самым уменьшается значение, которое придавалось в 1986 году в
ИНСАГ-1 представленной на Венском совещании
точке зрения советских
специалистов, почти полностью возложивших вину на действия
эксплуатационного персонала. Некоторые действия персонала, которые в
ИНСАГ-1 были классифицированы как нарушения правил, фактически не
являлись нарушениями. И все же ИНСАГ по-прежнему придерживается
мнения о том, что критические действия персонала были в основном
ошибочными. Как указывается в ИНСАГ – 1, человеческий фактор
следует по-прежнему считать основным элементом среди причин аварии.
Низкое качество регламентов и инструкций по эксплуатации и их
противоречивый характер явились тяжелым бременем для
эксплуатационного персонала, включая Главного инженера. Следует
также отметить, что тип и количество контрольно-измерительной
аппаратуры, а также компоновка пультовой затрудняли обнаружение
небезопасных состояний реактора. Тем не
менее, правила эксплуатации
были нарушены и стержни СУЗ были установлены так, что это поставило
бы под угрозу аварийную защиту реактора даже в случае, если бы
конструкция стержней не была ошибочной по причине упомянутого выше
эффекта положительного выбега реактивности при аварийном останове
реактора. Наибольшего осуждения заслуживает то, что неутвержденные
изменения в
программу испытаний были сразу же преднамеренно внесены
на месте, хотя было известно, что установка находится совсем не в том
состоянии, в котором она должна была находиться при проведении
испытаний.
Настоящим докладом ИНСАГ не отменяет доклад ИНСАГ-1, как и
не изменяет выводы того доклада, за исключением ясно указанных
здесь случаев. Хотя взгляды
ИНСАГ в отношении факторов,
321
способствовавших развитию аварии, изменились, многие другие
выводы ИНСАГ-1 остались неизменными.
Подводя итоги, следует отметить, что новая информация выявила
ряд более широких проблем, внесших вклад в возникновение аварии. К
ним относятся:
- установка фактически не соответствовала действовавшим нормам
безопасности во время проектирования и даже имела небезопасные
конструктивные особенности;
- недостаточное внимание к
независимому рассмотрению безопасности;
- регламенты по эксплуатации надлежащим образом не обоснованы в
анализе безопасности;
- недостаточный и неэффективный обмен важной информацией по
безопасности как между операторами, так и между операторами и
проектировщиками;
- недостаточное понимание персоналом аспектов их станции, связанных
с безопасностью;
- неполное соблюдение персоналом формальных требований
- регламентов по
эксплуатации и программы испытаний;
- недостаточно эффективный режим регулирования, оказавшийся не в
- состоянии противостоять требованиям производственной
- необходимости;
- общая недостаточность культуры безопасности в ядерных вопросах,
как на национальном, так и на местном уровне;
- недостаточный анализ безопасности».
С мнением экспертов не согласились создатели реактора. Главный
конструктор,
академик Н.А. Доллежаль (директор НИКИЭТа) так
изложил 26.11.86 г. свое видение причин аварии следователю по особо
важным делам при Генеральном прокуроре СССР Восковцеву Н.П.
(дело № 19-73, том 45, стр. 150-151):
“…При работе реактора РБМК с обогащением 2,0% влияние
парового коэффициента регулируется постановкой в каналы
специальных поглотителей (ДП), что строго предусматривается в
эксплуатационных
инструкциях (до 26.04.86 не предусматривалось –
Н.К.). Отступление от них недопустимо, так как это делает реактор
неуправляемым.
К сказанному следует добавить, что работа реактора на малой
мощности (6-7%), что имело место при начале аварии, требует, во
избежание разгона мощности, особого внимания к величине парового
коэффициента реактивности, что очевидно было упущено, а для
поддержания столь низкого уровня мощности, в противоречие с