Федуленко Валентин Михайлович – история РБМК, первые дни катастрофы

В.М. Федуленко, в 1986 году начальник лаборатории теплотехнических расчетов канальных реакторов, Институт атомной энергии имени И.В. Курчатова, отд. 33.

Чернобыль: трагедия, фарс и урок

1. Кое-что не забылось

2. Кратко о причинах и развитии аварии на 4-м блоке ЧАЭС

2.1 Несколько слов об особенностях конструкции реактора

2.2 Кратко о развитии аварии

2.3 О характере разрушения ТВЭЛов при росте мощности реактора

2.4 Ход развития аварии

3. По следам публикации в журнале «Атомная энергия»

3.1 Анализ развития аварии вследствие кавитации ГЦН

3.2 Еще один аргумент в пользу «кнопки»

3.2.1 Авария на 1-м блоке ЧАЭС

3.2.2 Авария на 3-м блоке ЛАЭС

3.2.3 Авария на 1-м блоке ЛАЭС

3.3 Анализ и обсуждение аварийных ситуаций

4. Заключение

Примечание:

Текст раздела "Кратко о причинах и развитии аварии на 4-м блоке ЧАЭС" был специально разделен на две части. Пункт 2.2 "Кратко о развитии аварии" местами содержит размытое описание того, что происходило на БЩУ-4 в ночь катастрофы. А в последующих пунктах в основном приведены большие объемы чисто технического текста.

Кое-что не забылось

26 апреля 1986 г.

Часов в 10 утра позвонил А.Я. Крамеров. Обрадовался, что я дома (день выходной, многие разъехались отдыхать). Попросил срочно позвонить А.П. Александрову. На вопрос, что случилось, ответил: «На ЧАЭС крупная авария на 4-м блоке». «Что-нибудь с сепаратором?» - спросил я. – «Кажется, хуже» – ответил А.Я.

Что может быть хуже взрыва барабана сепаратора? Громоздкой 30-метровой бочки? И таких бочек четыре, по две с каждой стороны реактора. Каждая пронизана почти полутысячью труб, да сверху – паропроводы, снизу – опускные трубы. Возможный взрыв БС иногда возникал в разговорах при обсуждении аварийных ситуаций на РБМК. Представлялось, что это самая страшная авария, которая может быть на реакторе. Ведь взрывы БС бывали на тепловых электростанциях с котлами на естественной циркуляции, последствия разрушения страшные.

Звоню по телефону А.П. (академику А.П. Александрову). Нина Васильевна соединяет.

Анатолий Петрович сообщил об аварии. Какая она – не ясно. Отправляйтесь на Китайский проезд в главк «Союзатомэнерго», будете представителем Института. В главке соберутся все заинтересованные и замешанные. Вечером позвоните мне и расскажете, что и как. Валерий Алексеевич Легасов уже улетает на ЧАЭС.

Так я оказался в кабинете Г.А. Веретенникова в большой группе тоскующих по информации. Информация была скудной: что-то взорвалось, реактор расхолаживается, подают воду в активную зону.

Только к вечеру позвонил К.К. Полушкин (от Главного конструктора НИКИЭТ): реактор взорван, активная зона разрушена, горит графит. Реакторный цех в развалинах (он облетел реактор на вертолете, снимал на видео).

Все в шоке. По коридору бродит под крепким градусом С.П. Кузнецов (начальник лаборатории теплотехнических расчетов РБМК в НИКИЭТ) и без конца повторяет: «Хохлы взорвали реактор…».

Часов в 12 ночи вернулся домой, позвонил Нине Васильевне. Соединила с А.П. Разговор короткий: «Завтра (уже сегодня) в 8 утра быть в Главке. Утром вылетает самолёт в Киев. Будете в рабочей группе В.А. Легасова с А.К. Калугиным. Только что принято решение эвакуировать город Припять. Попытайтесь понять, что произошло. Валерий Алексеевич - не реакторщик. Станете ему в помощь и в советники». Такое было напутствие А.П.

Портфель-чемоданчик с командировочным набором всегда готов. Не первая поездка на аварию. На промышленные реакторы поездки были частенько, в основном информационно-деловые, с комиссиями, иногда – аварийными. На аварии с РБМК – третья (декабрь 1975 г. – ЛАЭС; сентябрь 1982 г. – ЧАЭС, и вот апрель 1986 г.). Взял с собой два лепестка-респиратора, которые когда-то привёз из командировки в Томск. Подумал: пригодятся. Это была вся подготовка к поездке на аварию. Без оформления документов.

Утром 27.04.1986 уже были в Быково. Министерский спецсамолет часам к 12 приземлился на аэродроме под Киевом. Проехали на «рафике» окраинными улицами Киева. Мирный город, спокойный, ничего не знающий. Понеслись по шоссе в Припять. По сторонам дороги – цветущие сады, спокойные люди. Иногда пашут на лошадях приусадебные участки. Посёлки и деревни чистенькие, весенние, в бело-розовом вишнёво-яблоневом цветении.

По дороге дважды останавливались. Дозиметристы из 8-ки (НИКИЭТ) расчехляли приборы, измеряли фон. Чувствовалось, что фон повышенный, но не катастрофичный (в это время ветер дул не в нашу сторону). Километров за 10 до Припяти остановились в селе. У обочины дороги и на небольшой площади несколько автобусов с плачущими женщинами, детьми. Поняли – эвакуированные. Около автобусов много людей, видимо, местных. Разговаривают с сидящими в автобусах. Разговоры тихие, без громких эмоций, но чувствуется тревога в глазах, поведении.

На подъезде к Припяти встретили колонну пустых автобусов. Было около 3-х часов дня. Значит, эвакуировали всех, остались даже пустые автобусы. Много гаишной милиции.

Въехали в город. Пустой, притихший. На улицах - ни души. Подъехали к горкому. Рядом гостиница. В горкоме людей много, в вестибюле – плачущая женщина с мальчиком лет десяти. Почему-то не уехали со всеми.

Нашли В.А. Легасова. Он отправил нас в гостиницу. Напутствие: работать начнём завтра. А пока отдыхайте.

Расположились в гостинице. Познакомился с соседом по номеру. Киевлянин, врач. Рассказал, что в Москву увезли несколько человек, облучённых на станции. Вчера было видно легкое зарево над разрушенным блоком. Утром и днем – небольшое парение. Из окна коридора (на 3-м или 4-м этаже) видны верхние части блоков станции. Парения не видно. Собрались в номере у наших (из 8-ки) дозиметристов. Радиационный фон на улице около одного рентгена в час (~300 мкР/сек). На улицу лучше не выходить. Это совет. Правда, захотелось есть. Столовая почти рядом. Пошли с Калугиным. Сели за столик. Оказывается, в столовой – коммунизм, самообслуживание. Ужин бесплатный. Столовая ликвидируется. В буфете бери всё, что можешь и хочешь. Молодые ребята (работники станции) запасались блоками сигарет «ВТ». Набирали полные авоськи. Вообще-то я не курю, но на дармовщинку один блок прихватил. Пригодится.

На улице мелкая морось, туман, глубокие сумерки. Подумалось: голова будет «грязная», нет ни кепки, ни чепчика. На подходе к гостинице встретили какого-то товарища. Он нас отругал: «Чего бродите, на улице три рентгена в час!» (это примерно в 200-300 тысяч раз больше, чем нормальный радиационный фон в Москве, явно преувеличил).

Собрались в гостинице в номере у К.К. Полушкина. Показал отснятую видеопленку. Увидели развалы станции, кратер центрального зала, заваленный трубами, строительной арматурой. В одном месте, на краю шахты реактора, - красное пятно в виде размытого пятна-полумесяца. Значит, схема «Е» («Елена», верхняя биологическая защита реактора) сдвинута так, что вышла из шахты, виден раскаленный графит. Однако практически вся шахта закрыта «Еленой», которая ещё держится в горизонтальном положении на частоколе стальных участков каналов. Циркониевые трубы, скорее всего, сгорели, держится «Елена» на стальных огарках труб, которые, видимо, упираются в графит. Дыма и пара в шахте нет. Так мы обсудили увиденное и пошли спать.

Пришел Ю.Э. Хандамиров (инженер-дозиметрист из 8-ки) и посоветовал кровати сдвинуть от окна подальше (от окна сильный фон). А лучше вообще перебраться с кроватями в коридор. Показал шкалу дозиметрического прибора. У окна показания пришлось перевести на два щелчка выше. Тут впервые ёкнула селезёнка, что-то защемило под ложечкой. Хозяин дозприбора успокоил: нормально, ничего страшного.

Уснули, кошмары не снились.

28.04.1986 утром пошли в райисполком, в штаб. Позавтракали всухомятку хлебом с вареной колбасой, выпили стакан чаю. Всё это на ходу, на подоконнике. О фоне от окна забыли. Дали нам еще горсть таблеток с йодом. Как глотать, чем запивать – никто не знает. Потом выяснилось, что таблетки мы глотали слишком поздно, щитовидка уже была заполнена йодом из реактора.

Валерий Алексеевич Легасов на ходу, второпях встретился с нами, попросил побывать на блоке, посмотреть документацию, которую должны были извлечь из 15-ой комнаты (пультовая операторов блока). Посмотреть докладные записки операторов, которые все уже в Москве, в 6-ой клинической больнице.

Снабдил нас В.А. Легасов толстыми, блестящими дозиметрами-карандашами. Я сунул дозиметр в карман и о нём забыл. Как потом оказалось, дозиметры были не заряжены, не подготовлены к использованию.

Приехали на блок, разместились с документацией и лентами программы ДРЕГ (ленты ДРЕГ – громадные листы бумаги с информацией по диагностике и регистрации параметров и состояния систем реакторной установки перед и в момент аварии реактора) в большой подвальной комнате. Читали докладные записки, говорили с несколькими оставшимися с нами местными инженерами – персоналом. Поразил рассказ А.Л. Гобова, начальника лаборатории по безопасности реакторов. Он мне был знаком ещё по томским промышленным реакторам. Александр Львович показал фотографии кусков валяющегося у стен 4-го блока графита вместе с остатками труб технологических каналов, а в них – куски ТВЭЛов! Первое впечатление – не может быть. Как? Откуда? Тут только стали проясняться масштабы аварийного взрыва! Графитовые блоки вылетели из шахты реактора! Как снимал, подробно не стал рассказывать, но «катался» он по площадке у разрушенного блока на бронетранспортёре.

Рассматривая ленты ДРЕГ, Калугин обнаружил запись оперативного запаса реактивности перед взрывом: всего 2 стержня СУЗ. Это катастрофическое, грубейшее нарушение Технологического Регламента: при снижении запаса реактивности до 15 стержней реактор должен немедленно быть заглушен. А перед взрывом он работал при 2-х стержнях.

Часа в три дня позвонил Валерий Алексеевич. Попросил приехать со сменой в штаб. Собрались, вышли на площадку перед входом в административный корпус. До разрушенного блока несколько сот метров, но он не виден. Закрывают стены целых блоков, их три. Молодые ребята (смена) на площадке курят, болтают. Пролетел вертолёт. На подвеске сетка с грузом. Высота небольшая, всё видно. Завис над разрушенным блоком. Сбросил груз. Улетел. Толпа на открытой площадке спокойна. Лица весёлые, ни на одном даже нет «лепестка». Тут я нащупал в кармане свои «лепестки», вспомнил! Надевать как-то неловко, у всех физиономии-то открыты.

Подошел автобус, львовский. Заполнили автобус полностью. Едем стоя. Проезжаем мимо разрушенного блока с северной стороны, где дорога менее загрязнена, но вся разбита и страшно пыльная. В салоне - пылища (автобус-то старый, дырявый), ещё и гарь от выхлопных газов. Вспомнил о «лепестке». Вытащил. Прикрыл рот и нос рукой с раскрытым «лепестком».

Когда ехали мимо разрушенного блока, воочию увидели масштаб катастрофы с расстояния не больше 100 метров (может быть и меньше). Так показалось. Автобус шел очень медленно, развал как на ладони: голубенькие корпуса вертикальных насосов, какие-то вертикальные и обрушенные ёмкости, трубопроводы. Вверху – голые «рёбра» барабана-сепаратора, черные лохмотья тепловой защиты… Стены разрушены на мелкие куски и наклонной горкой подступают к корпусам главных циркуляционных насосов (ГЦН).

Внимание переключилось на появившийся над блоком вертолет. Снова сбросил мешки с песком (как потом выяснилось) в развал шахты реактора. Через секунду над разрушенным блоком поднялся чёрный гриб топливо–графитовой пыли и гари (точь-в-точь как гриб атомного взрыва, только миниатюрный и очень чёрный). Шляпа чёрного зловещего гриба за 3–4 секунды достигла высоты примерно двух третей вентиляционной трубы и медленно стала оседать вниз чёрными косматыми, тяжелыми струями, похожими на дождь из тучи на фоне серого неба. Через 10–12 секунд гриб исчез, небо очистилось. Ветер снёс тучу-гриб не в нашу сторону. Повезло: автобус направили по самому безопасному маршруту. Эта картинка с клубящимся чёрным грибом над разрушенным реактором в голове и перед глазами больше 20 лет.

Встретились с В.А. Легасовым. Задание новое, а причина взрыва реактора – потом. Главное – что делать сейчас, к чему готовиться. Как поведёт себя разрушенный реактор, как погасить графит, не будет ли новой цепной реакции?

Высокой правительственной комиссией принято решение – забрасывать с вертолёта шахту реактора песком (чтобы прекратить горение графита), бросать борную кислоту (чтобы исключить возникновение новой цепной реакции), бросать свинец (чтобы снизить температуру горящего графита). Завтра привезут водяную пушку для заливки шахты водой с расстояния около 100 метров. Есть опасность плавления и разрушения схемы «ОР» («Ольга – Роман» - нижняя биологическая защита, пронизанная трубами технологических каналов, на которую опирается графитовая кладка и некоторые другие конструкции активной зоны), что может привести к «китайскому синдрому», то есть к попаданию расплавленного топлива активной зоны в подпочвенные воды сквозь проплавленную бетонную (фундаментную) плиту. Принято решение строить под реактором теплообменник, чтобы поймать и охладить расплав. Был ещё разговор о жидком азоте. Идея совсем была непонятной: азота в воздухе и так полно, главное – поступление кислорода, его не отведёшь от кладки. А охлаждать жидким азотом – идея более чем сомнительная. Примерно о таком сценарии развития работ для локализации аварии рассказал В.А. Легасов. Попросил сразу, сходу прокомментировать намеченные меры, а в последующие часы и дни продумать их и оценить, если будет достаточно смекалки (ума) и возможности.

Подробно о реакции Калугина говорить не буду. Александр Константинович сразу сказал, что цепная реакция исключена, ТВЭЛы разрушены, идет только горение графита. Мои ответы более подробно.

В.М. Федуленко: Горение графита прекратить песком и свинцом невозможно, так как шахта реактора вскрыта, но закрыта «Еленой». Бросать песок и свинец бесполезно, в активную зону на графит не попадут. Даже вредно и очень: каждый бросок-порция вызывает подвижку радиоактивной пыли, остатков диспергированного топлива и графита, всё это вылетает с раскалёнными газами наружу после сброса порции песка. Тому мы были свидетели. Жидкий азот не прекратит поступление в кладку кислорода. Охлаждение азотом – дело сомнительное, а работы в радиационных полях потребуются большие. О загрязнении окрестностей свинцом тогда не говорили.

Легасов: Эти действия рекомендовали в передаче по радио шведы. Решение принято. (Заграница уже знала об аварии, со спутника видели взорванный реактор.)

В.М. Федуленко: Но шведы не знают реальной картины разрушения и ситуации с шахтой реактора.

Легасов: Да, активность после начала сброса песка и прочего резко полезла вверх. Но, скорее, это временно.

В.М. Федуленко: Действие водяной пушки бесполезно и даже вредно. Вода усилит, активизирует горение графита. Недаром уголь в былые военные времена в «буржуйках» смачивали водой для лучшего горения. Да и в промышленной технологии применяют водяной пар для активизации горения угля и кокса, а в уран-графитовых реакторах появление влаги в кладке активизирует окисление графита. Поток воды в виде разрозненных капель дождя превратится в пар на раскаленных поверхностях конструкций и графита, вынос активности с паром значительно усилится. Это всё равно, что лить воду в не полностью прогоревший костёр. Конечно, со временем костер погаснет, но сколько радиоактивного пепла улетит с паром?

Легасов: Это предложение прозвучало в радиопередаче от англичан. Они предлагают залить активную зону большим количеством воды.

В.М. Федуленко: Вряд ли англичане верно представляют масштабы нашего «костра» и возможностей «пушки».

(На следующий день Валерий Алексеевич сказал, что высокая комиссия отказалась от применения «пушки» после обсуждения вопроса с пожарными).

В.М. Федуленко: Подкапываться под реактор и строить под ним теплообменник не нужно. Проплавления схемы «ОР» не будет. Почему? Схема «ОР» сейчас превратилась в колосник кузнечного горна. Нижние водяные коммуникации взрывом сорваны («калачи» каналов оторваны). Верхние участки каналов тоже оторваны (схема «Е» заметно смещена вверх и в сторону, это было видно на видеоплёнке). Циркониевые трубы каналов горят или уже сгорели. Стены помещений главных циркуляционных насосов (ГЦН) разрушены. Взрывная волна дошла до ГЦН, а это значит, что «калачи» оторваны, доступ воздуху через отверстия в схеме «ОР» к горящему графиту снизу открыт, сверху тоже отток газов свободен. Так что гореть графит будет беспрепятственно, пока не сгорит весь, а схема «ОР» – колосник останется целой, так как охлаждается потоком воздуха снизу.

Легасов: Где гарантия такого представления последствий взрыва?

В.М. Федуленко: Гарантии нет. Это первое, что приходит в голову, когда прокручиваешь мысленно всю картину скорости подъёма черного столба газа и пыли над шахтой реактора после сброса порции песка. Воздух явно проходит через «ОР» и горящую кладку, и раскалённый активный газ выходит наружу.

(Потом оказалось, что я был прав, но не совсем. Схема «ОР» на самом деле превратилась в колосник кузнечного горна, не проплавилась, только от парового взрыва активной зоны она просела вниз на несколько метров, так как был смят «крест» схемы «С», на котором держалась схема «ОР». Доступ воздуха был свободным, иначе горение графита продолжалось бы значительно дольше.

Я понял, что решения высокой комиссии не изменить. Там, в комиссии, более весомые советники, когда услышал заключительную фразу нашей встречи: «Нас не поймут, если мы ничего не будем делать…».

Вот почему ходил анекдот (а может быть это быль): вокруг разрушенного блока начиналось активное движение техники (бронетранспортеров), поднимались тучи пыли, когда над ЧАЭС пролетали американские спутники-шпионы. Они должны были запечатлеть бурную деятельность по ликвидации последствий аварии.

Мы расстались с Валерием Алексеевичем после получения нового задания: оценить, сколько времени будет гореть графит.

Я подошел к окну на лестнице. Возле здания (во дворе) была сооружена пирамида из зеленых ящиков явно военного происхождения. Поинтересовался, что это такое. Стоящий рядом ответил, что военные в ящиках привезли свинцовую дробь. Как-то не поверилось: уж больно ящики будут тяжелые, да от такой тяжести сами развалятся. Любопытство взяло верх, пошел смотреть. Один ящик был разбит, крышка сбита. Внутри плотно уложены зеленые военные респираторы. Засунул по карманам штук пять. Подумал – пригодятся. Поделюсь с Калугиным.

На другой день 29.04.1986 в штабе утром встретились и обсуждали докладную Мельниченко. Он был ответственным от Донецкэнерго за проведение эксперимента по выбегу турбогенератора с подключёнными к нему ГЦН. Прочел программу эксперимента. Обратил внимание на фразу (не дословно): «Во время эксперимента работы проводятся в соответствии с действующим Технологическим Регламентом реактора». Попадись мне эта программа раньше, я бы её подписал, хотя в ней и не было серьезного обоснования безопасности эксперимента, анализа работы самого реактора во время эксперимента. Да и не могло быть. Эксперимент считался рядовым. Вот только операторы-реакторщики нарушили несколько требований Регламента, когда проводили эксперимент. Но сейчас не об этом речь. За прошедшие годы по этому поводу много написано правды, полуправды, неправды и фантазий. Виновниками взрыва могли быть: землетрясение, рождение сверхновой звезды, шаровая молния и др.

Часам к 12-ти всю нашу рабочую комиссию посадили в автобус и повезли подальше от радиоактивного вулкана – горящего нутра реактора. Пункт назначения – пионерлагерь «Сказочный». Туда перевели весь персонал станции. По дороге остановились около места, где набивали песком бумажные мешки для сбрасывания в шахту реактора 4-го блока. О чём-то беседовали руководители работ. Поразила картина, которая долго ещё будет перед глазами (оптимистичное заявление – «долго ещё»): на фоне туманной громады станции вдали домики небольшой деревни в полукилометре от нас. За заборчиком ходит пахарь за плугом с лошадью впереди. Обрабатывает приусадебный участок. Сельская идиллия на радиоактивном поле.

Ещё раз остановились по дороге в пионерлагерь. Сидели на прошлогодней и молодой травке. Подходят А.К. Калугин с Е.П. Сироткиным (физик из НИКИЭТа). Сели. Александр Константинович тихо так говорит: «А реактор-то взорвался от сброса стержней аварийной защиты. Помнишь отчет Саши Краюшкина? 10 номиналов после сброса АЗ, если все стержни перед сбросом в верхнем положении».

О спорах в нашей рабочей комиссии, причинах взрыва – тема другого разговора.

В пионерлагере оценили, сколько времени будет гореть графит. Составили докладную записку В. А. Легасову (жалко, не снял копию). По оценке – гореть ему 10– 15 суток. В основу оценки легло наблюдение радиоактивного «гриба» над шахтой реактора (кажется, ошибся по времени немного). К концу первой декады мая нагруженная песком, свинцом и обрушенными конструкциями «Елена» перевернулась и встала почти в вертикальное положение уже в пустой шахте. Графит практически полностью выгорел. Трубы каналов обгорели так, что из схемы «Е» снизу торчат только обгарки.

Переворот «Елены» приняли за взрыв. Было непонятно, что произошло. Появилось много радиоактивной пыли и разговоров о том, что реактор снова «задышал». Анализ радиоактивных выбросов показал, что это не так.

В пионерлагере нас впервые переодели в рабочие комбинезоны. В столовой стояли тарелки, полные таблеток с йодом.

Когда вернулись домой в конце первой декады мая, на мне был уже 4-й комплект рабочей одежды. По мере удаления от станции пришлось переодеваться. Последнее переодевание было на аэродроме. Долго ждали посадки в самолет. Сидели в автобусе с открытой дверью. Автобус привлекал внимание: все пассажиры в серых робах-комбинезонах. Подходили, спрашивали об аварии. Прислушивались к разговорам. Мы молчали, как рыбы об лёд.

В Быково прямо в самолете нас встретила группа наших дозиметристов во главе с Е.О. Адамовым и А.Е. Бороховичем. Переносной дозиметр в руках Адамова резво трещал, когда датчик подносили к ботинкам, комбинезону. Авторучка в кармане затрещала резвее. Голова – треск как пулеметная дробь. Снова ёкнула селезенка, когда датчик поднесли к горлу. Пулеметная дробь перешла в сплошное равномерное верещание. Дозиметристы, может быть, посмеются над моей оценкой ситуации, но голову после бани в санпропускнике на 37-м я долго и безнадежно мыл. Пришлось остричься.

В августе 1986 года я возвращался из командировки на ЧАЭС вместе с начальником группы по безопасности Чернышевым. В самолете и у меня на квартире долго беседовали о причинах взрыва реактора. Собеседник мой страшно удивился, когда узнал, что реактор РБМК-1000 на ЧАЭС мог взорваться в любой момент, если нарушить Регламент, допустить снижение оперативного запаса реактивности до состояния, когда все стержни СУЗ находятся в верхнем положении, мощность снижена, а температура воды на входе в каналы максимальна и близка к насыщению. Если в этот момент по любой причине сработала бы аварийная защита реактора, врыв был бы неизбежен. А мы, проговорил он, несколько раз в году выходили на мощность после кратковременных остановок в таком состоянии реактора. Не успевали вовремя подняться и теряли запас реактивности, боялись попасть в «йодную яму» с длительным простоем реактора. Диспетчер требовал подъема реактора (для него – ”самовара”) любой ценой. Обычно эта ситуация возникала зимой, когда требовалась энергия. Везло.

Таков был реактор…

Кратко о причинах и развитии аварии на 4-м блоке ЧАЭС. Часть 1.

Представлены основные, на взгляд автора, качественные характеристики активной зоны реактора РБМК 4-го блока Чернобыльской АЭС, которые стали причиной катастрофического взрыва реактора. Рассмотрена последовательность развития аварии, обусловленная на начальном этапе нарушением требований Регламента. На основе рассмотрения выброшенного из активной зоны во время взрыва фрагмента циркониевой трубы технологического канала, заполненного ТВЭЛами, показана принципиальная невозможность версии (высказанной в статье УДК 621.039.566, журнал «Атомная энергия», т. 100, вып. 4, апрель 2006 г., с. 243-258) подброса всей активной зоны из шахты реактора с последующим взрывом и выбросом всего «распылённого» топлива и замедлителя за пределы шахты реактора.

Эта статья подготовлена по материалам, опубликованным в газете «Курчатовец» РНЦ «Курчатовский институт», № 1-2, 2005 г., № 7-8, 2005 г.,№ 7-8, 2006 г. Читатели с интересом отнеслись к публикации. Один из них предложил сжать материал и направить в журнал «Атомная энергия». Что я и сделал, надеясь, что редакция журнала проявит интерес и ознакомит более широкий круг читателей журнала с мнением автора о чернобыльской трагедии, - хотя, следует признать, позиция автора в принципе не нова.

В «Атомной энергии» статья так и не была опубликована. Кажется, её там обсуждали. Категорически против публикации был Е.О. Адамов.

Несколько слов об особенностях конструкции реактора

Сначала немного истории и об особенностях конструкции реактора РБМК (конечно, того времени, т.е. более чем двадцатилетней давности).

Сначала немного истории и об особенностях конструкции реактора РБМК (конечно, того времени, т.е. двадцатипятилетней давности). Как известно, прототипом реактора РБМК стал промышленный реактор – наработчик оружейного плутония (уран-графитовый реактор с водой-теплоносителем). Два таких реактора недалеко от Томска и один – недалеко от Красноярска до сих пор надежно работают (вот уже больше 40 лет) и производят тепло и электроэнергию. Остановлены они будут, скорее всего, после пуска замещающих мощностей по коммунальному теплоснабжению.

В начале 60-х годов в нашем отделе стали рассчитывать и проектировать энергетический канальный реактор РБМ (Реактор Большой Мощности с тепловой мощностью более 3000 МВт), прототипом которого стал промышленный энергетический реактор типа АДЭ, производящий оружейный плутоний. С целью повышения давления в контуре циркуляции и повышения к.п.д. реакторной установки (РУ) рассматривались варианты давления в контуре от 50 до 70 атмосфер. Поэтому было принято решение в трубах каналов и оболочек ТВЭЛов использовать сплав циркония. В качестве топлива рассматривался диоксид урана. Энергетическая реакторная установка рассматривалась двухконтурной. В каналах активной зоны с максимальной мощностью допускалось только минимальное подкипание теплоносителя (поверхностное кипение на оболочках ТВЭЛов). Из-за большой тепловой мощности реакторная установка оказалась весьма громоздкой с большим расходом воды и «тяжелым» энергетическим «хвостом», то есть теплообменным оборудованием на стыке первого и второго контуров. На III Женевской конференции по мирному использованию атомной энергии, проходившей летом в 1964 году, англичане рассказали о проекте своего канального энергетического реактора с тяжелой водой в качестве замедлителя (SGHWR). По их расчётам и экспериментам, в каналах можно было допускать максимальное паросодержание до 20-30 %, что позволяло в реакторе иметь одноконтурную систему циркуляции и направлять сепарированный слегка радиоактивный пар непосредственно в турбину. По предложению С.М. Фейнберга было принято решение проектировать реактор РБМ кипящим (РБМК) с отбором пара из сепараторов пара непосредственно на турбины (без использования громоздких теплообменников). Технические условия на проектирование реактора РБМК были составлены осенью 1964 года. А технические условия на проектирование первого промышленного реактора были составлены ещё в 1946 году.

Так вот, в технических условиях на промышленный энергетический реактор много лет назад было записано, что стержни аварийной защиты должны останавливать реактор за 2-3 секунды. Это требование на промышленных реакторах практически выполнено с момента их строительства, стержни аварийной защиты полностью вводятся в активную зону за время около 5-6 секунд, а «глушится» реактор к 3-ей секунде, когда стержни примерно наполовину входят в активную зону реактора. Недавно в архиве прочитал Проектное техническое задание на первый промышленный реактор, сентябрь 1946 г. (реактор А, ласково его звали «Аннушкой»; пущен в июне 1948 г, остановлен в 1987 г.). Задание подписано И.В. Курчатовым и В.И. Меркиным. В нём подчёркнуто требование: «Время заполнения аварийных каналов поглотителем должно быть минимальным, желательно, чтобы это время не превышало 0,5 секунды». Речь идёт о гидравлических каналах аварийной защиты, которые должны были заполняться поглощающей нейтроны жидкостью. Требование жёсткое и вряд ли выполнимое. Но всё же…

В другом документе «Техническое задание на составление проекта установки АД», ноябрь 1949 г, подчёркнуто, что «время заполнения аварийных каналов поглотителем должно быть минимальным и не превышать 1,5 секунды». Здесь говорится о стержнях-поглотителях аварийной защиты. Утверждено Техническое задание академиком А. П. Александровым.

В технических условиях на реактор РБМК-1000 было записано такое же требование, как и на промышленные реакторы. Однако в процессе работы над проектом реактора оказалось, что осуществить ускоренный ввод стержней СУЗ в активную зону за 2-3 сек затруднительно. Пошли по другому пути. Как оказалось, трагическому.

В промышленных реакторах контур охлаждения стрежней СУЗ разомкнут, охлаждающая вода, пройдя реактор, не возвращается обратно в контур. Поэтому в нём сравнительно легко организовать охлаждение каналов СУЗ путём так называемого плёночного охлаждения, при котором стержни под собственным весом «падают» практически в пустой канал, так как охлаждающая вода стекает в виде плёнки по поверхности трубы. В реакторе РБМК контур замкнут, каналы СУЗ заполнены водой полностью, плёночное охлаждение организовать затруднительно, поэтому стержни СУЗ вводятся принудительно и с меньшей скоростью (вода тормозит движение стержней вниз, поэтому сброс стержней под собственным весом исключён). Конструкторы пошли по упрощённому пути: физический «вес» стержней, т.е. способность поглощать тепловые нейтроны, увеличили, а скорость принудительного ввода уменьшили так, что в активную зону стержни вводились за 18 секунд, т.е. почти в три-четыре раза медленнее, чем в промышленных реакторах. Для группы стержней аварийной защиты замедление ещё большее, почти в 5 раз. Когда об этой особенности реактора услышали американцы в Вене в МАГАТЭ в 1986 году из уст В.А. Легасова (он рассказывал о Чернобыльской катастрофе), то очень удивились, заявив, что еще в 1953 году ими было выдвинуто категорическое требование к скорости ввода аварийных стержней в 2-3 секунды, чтобы исключить любую возможность неуправляемого разгона реактора на мгновенных нейтронах. Это требование на промышленных реакторах реализовано с момента их проектирования и пуска, т.е. с 1947-48 гг.

Ещё об одной роковой особенности аварийной защиты реактора. Однажды в середине 70-х годов в институте Курчатова обсуждался проект строительных конструкций Чернобыльской АЭС. Речь зашла о бетонных конструкциях подреакторного помещения: уж слишком оно показалось глубоким. В результате обсуждения было принято предложение сэкономить бетон и уменьшить глубину подреакторного пространства почти на 2 метра. В результате пришлось уменьшить длину вытеснителей стержней СУЗ до 4,5 м, так как полная их длина (7 м) уже не помещалась в подреакторном пространстве, если стержни СУЗ введены в активную зону на всю их длину. Решение было обоснованным: вытеснители стержней СУЗ были введены в проект для экономии нейтронов, а эффективность их оптимальна, если вытеснители (в случае вывода поглощающих стержней полностью из активной зоны) располагаются в центральной её части. Верхние и нижние края вытеснителей, располагаясь на периферии, неэффективны, так как там мало тепловых нейтронов.

(В скобках поясним, что вытеснители выполнены из графита в оболочке из сплава алюминия. Графит значительно меньше поглощает тепловые нейтроны, чем вода, поэтому вытеснители призваны вытеснять воду из каналов СУЗ, когда поглощающие стержни выведены в верхнее положение и не участвуют в регулировании мощности реактора. Их задача – экономить тепловые нейтроны. О безопасности не вспомнили).

Это решение привело к тому, что в нижней части активной зоны в каналах СУЗ оказался столб воды около 1,2 м высотой, в верхней части около 2 м высотой, когда поглощающая часть стержней СУЗ выведена из активной зоны. Такая ситуация часто возникает в переходных режимах на всех реакторах, особенно после кратковременных остановок, или при переводе реактора РБМК с бóльшей мощности на меньшую. В это время снижается запас реактивности вследствие «отравления» активной зоны продуктами деления урана (в основном, ксеноном), стержни из реактора выводятся в верхнее положение. Чтобы поддержать мощность на меньшем уровне или вывести ее на необходимый уровень при пуске, нужно уменьшить «бесполезное» поглощение тепловых нейтронов, что и делается путем извлечения стержней СУЗ из активной зоны.

Третья особенность реактора РБМК. Во время проектирования реактора, да и в последующие годы во время их работы уже в стационарном режиме перегрузок, не знали с достаточной уверенностью (не было расчетных программ и условий для надежных реакторных экспериментов), каковы будут изменения реактивности реактора, если в рабочих каналах в случае роста мощности возрастет количество пара, т.е. уменьшится количество «плотной» воды, поглощающая способность которой значительно выше «бесплотного» пара (этот эффект назван «плотностным эффектом реактивности»). Тогда считалось, что плотностной (или паровой) эффект реактивности если и положителен, то только на этапе среднего изменения плотности теплоносителя, а когда вода в канале полностью заменяется паром – эффект отрицателен, т.е. при замене воды (или пароводяной смеси) на пар мощность реактора должна снижаться (при положительном плотностном эффекте реактивности мощность реактора возрастает с ростом количества пара в активной зоне, соответственно «подхлестывается» и рост мощности реактора). Как оказалось впоследствии в результате расчетов по новым программам, замена воды паром вызывала резкий положительный скачок реактивности (до 5- 6 β), причем такой величины, что мощность реактора должна была возрастать неуправляемо на «мгновенных» нейтронах за несколько секунд до значений, превышающих начальную в десятки и сотни раз (пока не развалятся ТВЭЛы и не изменится состав и геометрия активной зоны: гомогенизация топлива в трубе канала, а затем и распространение топлива и продуктов деления по кладке после разрыва труб каналов снижают реактивность системы вследствие увеличения поглощения тепловых нейтронов в уране-238 и продуктах деления, что приводит к прекращению цепной реакции).

Есть еще один эффект, значение которого для устойчивой работы реактора не было достаточно осознано – это «двугорбость» распределения энерговыделения по высоте активной зоны (эффект бактриана, двугорбого верблюда), когда физическая связь верхней и нижней частей активной зоны ослаблена. Двугорбость распределения энерговыделения связана с бóльшим выгоранием топлива в центре активной зоны по сравнению с верхней и нижней периферией (в условиях стационарного режима перегрузок топлива, когда в реакторе находятся тепловыделяющие сборки разного выгорания топлива; среди них есть сборки с большим выгоранием топлива в центральной по высоте зоне). При сравнительно малом выгорании топлива распределение энерговыделения по высоте активной зоны косинусоидальное, «одногорбое», схожее с горбом верблюда – дромадера.
Вот четыре фактора, которые в соответствии с расчетами привели к взрыву реактора такого масштаба, о возможности которого разработчики того времени практически не знали и не догадывались.

Тут следует сказать, что кое-что все же знали по расчетам и экспериментам. Еще за три года до аварии расчетом было показано: если все стержни СУЗ, расположенные в верхнем положении, т.е. когда поглощающая (активная) их часть выведена из активной зоны, будут вводиться в активную зону, то в первые секунды действия стержней вследствие вытеснения воды из нижней части каналов СУЗ графитовыми вытеснителями возможен кратковременный всплеск мощности реактора до десяти раз от начальной (текущей) мощности. Возможный рост реактивности реактора вследствие замещения воды в рабочих каналах паром (положительный плотностной эффект реактивности) с ростом мощности в данном расчете не рассматривался.

Эксперименты со стержнями СУЗ непосредственно на реакторе также показали, что при сбросе группы стержней с верхнего положения возникает кратковременный всплеск реактивности и мощности. Такие результаты были получены при пуске реакторов и на ЧАЭС, и на Игналинской АЭС с реактором РБМК-1500 (об этом эффекте должны были бы знать работники станции).

Проводились также расчеты по анализу плотностного эффекта реактивности. Результаты расчета свидетельствовали, что возможен довольно большой положительный плотностной эффект реактивности, существенно превышающий коэффициент b, относительную величину количества запаздывающих нейтронов, при превышении которой возможен рост мощности на мгновенных нейтронах. Однако в то время результаты этих расчетов всерьез не были обсуждены, и они были в какой-то мере забыты.

В связи с этим и по другим причинам, обусловленным устойчивостью работы реактора, в Технологическом регламенте существовал пункт, категорически требующий «глушить» мощность реактора, если количество стержней СУЗ в активной зоне достигает пятнадцати, то есть оперативный запас реактивности при работающем реакторе должен быть не менее 15 стержней СУЗ. В этом случае в соответствии с экспериментами на реакторе поглощающая часть стрежней СУЗ, находящаяся внутри активной зоны, по мере их дальнейшего ввода в активную зону снижала реактивность реактора и приводила к его остановке. (Под оперативным запасом реактивности понимается определенное количество погруженных в активную зону стержней СУЗ, находящихся в пределах высокой дифференциальной их эффективности, то есть высокой поглощающей способности (нейтронов) в случае дальнейшего введения их в активную зону. Оперативный запас определяется пересчетом на количество полностью погруженных стержней СУЗ).

В результате получилась система защиты, которая при срабатывании в условиях верхнего положения всех или большей части стержней СУЗ снижает мощность верхней половины активной зоны за счет введения поглотителя сверху (верхнего участка воды и поглощающей части стержней) и увеличивает мощность нижней половины за счет вытеснения участка воды внизу вытеснителями.

За три года до аварии были приняты решения о переделке стрежней СУЗ с целью исключить «эффект вытеснителей» и ускорить действие аварийной защиты. Например, предлагалось временно просто сдвинуть вытеснители в нижнюю часть активной зоны из середины. Обсуждалась также возможность введения стержней УСП (укороченные стержни-поглотители, которые вводятся в активную зону снизу для коррекции осевого поля энерговыделения) вместе со стержнями аварийной защиты. Однако воз двигался медленно. Твердого решения не было. Никто не стукнул кулаком и не остановил реакторы. Ситуация назревала. О ней не догадывались, уповая на силу регламента, основного закона реакторщиков-эксплуатационников (операторов реактора).

Продолжение

Чернобыль: трагедия, фарс и урок

Со времени аварии на 4-м блоке ЧАЭС прошло уже 30 лет. Уже немногие из участников создания реакторов типа РБМК и тех, кто участвовал в ликвидации последствий этой аварии, смогут отметить этот “юбилей”. Их шансы встретить последующие “юбилеи” убывают.

Полагаем, что этот “юбилей” можно использовать для того, чтобы попытаться вновь оценить то, что привнесла эта авария в понимание роли атомной энергетики и в настоящее время, и на обозримую перспективу.

1. Немного об истории РБМК

Постановлением Совета Министров СССР от 29 сентября 1966 г. был утвержден план строительства и ввода в действие в период 1966-1975 г.г. атомных станций общей мощностью 11,9 МВт(э). План учитывал начавшиеся двумя годами раньше разработки нового направления канальных уран-графитовых реакторов – РБМК-1000 [1]. Эти разработки были инициированы после ознакомления с идеями развития канального направления тяжеловодных кипящих энергетических реакторов в Великобритании и Канаде, представленными в докладах на 3-й Женевской конференции по мирному использованию атомной энергии 1964 г. [2]. С учетом успешного опыта создания и эксплуатации отечественных промышленных канальных реакторов-наработчиков плутония было принято решение о создании кипящих уран-графитовых реакторов большой мощности – реакторов типа РБМК-1000. Создание реактора-прототипа для РБМК-1000 не предусматривалось. Важными в то время отличиями реакторов типа РБМК от реакторов типа ВВЭР считались отсутствие реакторного корпуса высокого давления, возможность транспортировки элементов конструкции реактора по железной дороге со сборкой на месте размещения АЭС, гибкость топливного цикла, включая возможности перевода таких реакторов в двухцелевой режим производства электроэнергии и наработки оружейного плутония, и, самое главное, возможности использования уже имевшихся промышленных мощностей для производства основных компонентов таких реакторов.

СССР не был одинок в развитии направления канальных кипящих реакторов. Великобритания сумела в рекордно короткие сроки (1963-1967 гг.) спроектировать и построить АЭС мощностью 100 МВт(э) с кипящим тяжеловодным канальным реактором типа “SGHWR”.

Реактор содержал бак с тяжелой водой и 104 технологических канала в виде труб из циркалоя (ТК) с размещенными в них тепловыделяющими сборками (ТВС) с двуокисью урана. Уже в январе 1968 г. этот реактор достиг проектной мощности [3]. Реактор “SGHWR” рассматривался прототипом в перспективных планах развития ядерной энергетики Великобритании.

Канада, успешно развивавшая ядерную энергетику на тяжеловодных канальных реакторах типа “CANDU”, в 1971 г. ввела в эксплуатацию собственный тяжеловодный кипящий канальный реактор “Gentilly 1” мощностью 250 МВт(э) [4].

Однако эксплуатация этих сравнительно небольших по мощности реакторов выявила проблемы неустойчивости пространственного распределения энерговыделения в активной зоне. Причиной являлся положительный плотностной эффект реактивности, вызванный кипением воды в технологических каналах, проявлявшийся и возраставший по мере увеличения выгорания и накопления плутония. Несмотря на множество мероприятий по стабилизации пространственного распределения энерговыделения в активной зоне, включая, в итоге, обеспечение отрицательного плотностного эффекта реактивности, реактор “SGHWR” в 1976 г. был снят с промышленной эксплуатации и до 1990 г. использовался лишь как исследовательский реактор. Реакторы такого типа были исключены из перспективных планов развития ядерной энергетики в Великобритании. Аналогичные проблемы управляемости были обнаружены и на реакторе “Gentilly-1”, эксплуатация которого была прекращена в 1977 г. За весь период эксплуатации этот реактор отработал в режиме производства электроэнергии всего 190 дней [4?].

Отечественные разработчики реакторов РБМК обладали информацией о состоянии работ по реакторам “SGHWR” и “Gentilly 1”. Уже в 1969-1972 гг. в результате расчетно-теоретических исследований проектных параметров реакторов РБМК-1000 были выявлены эффекты пространственной неустойчивости полей энерговыделения в активных зонах таких реакторов. “Быстрые” эффекты неустойчивости проявлялись, прежде всего, на малых мощностях вследствие положительного плотностного эффекта реактивности по кипящей воде при достижении выгораний, близких к равновесным в режиме перегрузок топлива. “Медленные” эффекты неустойчивости проявлялись вследствие пространственной нестабильности распределений ксенона-135. Отсутствие представительного реактора-прототипа не позволяло ни подтвердить, ни опровергнуть результаты этих исследований. Физический пуск 1-го блока ЛАЭС с РБМК-1000 состоялся в октябре 1973 г. В конце 1974 г. 1-й блок ЛАЭС с РБМК-1000 достиг проектной мощности. В декабре 1975 г. при подъеме мощности реактора и достижении примерно 20%-й мощности, произошла авария с разгерметизацией нескольких ТВС примерно из 100 ТВС. Эта авария явилась экспериментальным подтверждением расчетных эффектов “быстрой” пространственной неустойчивости полей энерговыделения в реакторах типа РБМК-1000. Однако замедлить либо приостановить программу сооружения АЭС с такими реакторами для устранения выявленных проблем их управляемости никто не решился. Пошли по пути непрерывных модернизаций как на действовавших, так и на строившихся блоках АЭС с реакторами РБМК. В частности, разработали и внедрили систему локальных автоматических регуляторов (ЛАР) для “быстрого” управления распределением энерговыделения по объему активной зоны. Однако на малых уровнях мощности реактора система ЛАР не работала. В период 1976-1978 гг. в целях экономии бетона путем уменьшения высоты подреакторного пространства и Главный Конструктор (НИКИЭТ), и Научный Руководитель (ИАЭ им. И.В. Курчатова) приняли совместное решение об укорочении графитовых вытеснителей на стержнях СУЗ с образованием под ними столбов воды высотой 1,2 м.

2. Факты

О Чернобыльской аварии говорилось и писалось больше, чем обо всех других авариях на АЭС, вместе взятых. Причины понятны: масштаб ущерба и социально-политические последствия аварии. Исчез СССР. За первые 25 лет с момента аварии оцененный прямой и косвенный ущерб, нанесенный Украине, Белоруссии и России, превысил 500 млрд. долларов США [5-7]. Для сравнения, авария 2011 г. на АЭС “Фукусима” в Японии за сходный период в 25 лет нанесет ущерб, оцениваемый лишь на уровне 300 млрд. долларов США [5]. Авария на АЭС “Three Mile Island” 1979 года причинила ущерб на уровне 3,4 млрд. долларов США. Так что, пока Чернобыль по масштабу оцененного ущерба остается вне конкуренции. К этому можно добавить, что на обозримое будущее свыше 784 тыс. гектаров сельскохозяйственных земель и свыше 694 тыс. гектаров лесных угодий в зоне Чернобыля останутся непригодными для проживания людей [8], что равно примерно 1/3 территории Дании или пяти территориям Люксембурга (Великого Герцогства Люксембург).

В 2015 г. АЭС России выработали 195 млрд. кВт*ч [9]. При отпускной цене за 1 кВт*ч в диапазоне 4-5 руб/кВт*ч., и текущем курсе доллара США на уровне около 70 руб./доллар, АЭС России в 2015 г. наработали электроэнергии на 12-13 млрд. долларов США. Как скоро АЭС России и Украины смогут выработать столько электроэнергии, чтобы ее цена могла сравниться с ущербом от аварии на ЧАЭС, уже превышающем 500 млрд. долларов США? Вопрос пока не имеет ответа.

3. Уроки

Три наиболее впечатляющих аварии на АЭС (“Three Mile Island”, 1979 г.; Чернобыль, 1986 г.; “Фукусима”, 2011 г.) за примерно полвека существования гражданской ядерной энергетики позволили сформулировать и внедрить в практику концепцию “культуры безопасности”. Эти аварии показали уязвимость объектов гражданской ядерной энергетики по отношению к “человеческому фактору” на различных стадиях их жизненного цикла в цепочке событий “от колыбели до могилы”.

Авария на АЭС “Three Mile Island” в 1979 г. продемонстрировала уязвимость по отношению к “человеческому фактору” на стадии проектирования и эксплуатации. На стадии проектирования, несмотря на накопленный громадный опыт в физике, теплогидравлике и проектировании реакторов типа PWR и BWR, не удалось предусмотреть возможность отказа средств диагностики состояния некоторых наиболее значимых для безопасности элементов оборудования. На стадии эксплуатации ошибки в проектировании средств диагностики спровоцировали ошибочные действия персонала.

Авария на 4-м блоке ЧАЭС в 1986 г. продемонстрировала уязвимость к “человеческому фактору” как в выборе направления развития ядерной энергетики в СССР, так и в проектирования, и эксплуатации. Выбор направления был предопределен несомненными успехами в создании промышленных реакторов-наработчиков плутония и отсутствием необходимых мощностей в производстве оборудования для реакторов типа ВВЭР. Несмотря на существенные отличия в физике и теплогидравлике предложенных реакторов типа РБМК от освоенных промышленных реакторов, в целях экономии ресурсов и времени было решено отказаться от создания реактора-прототипа и сразу приступить к серийному производству этих еще “не доведенных до ума” реакторов. На стадии проектирования особенности физики и теплогидравлики реакторов типа РБМК досконально не были проанализированы. Обнаружение положительного плотностного эффекта реактивности в реакторах типа РБМК также не рассматривалось большой проблемой, т.к. аналогичный эффект фиксировался и в промышленных реакторах, которые успешно эксплуатировались. Совмещение во времени стадий проектирования и эксплуатации реакторов типа РБМК привело к множественным проектным ошибкам, которые выявлялись лишь во время эксплуатации и устранялись путем множественных модернизаций на уже работавших и строящихся АЭС. Судьбоносным для реакторов РБМК оказалось проектное решение об экономии бетона путем уменьшения высоты подреакторного пространства на 2 метра с последующим укорочением вытеснителей стержней СУЗ, под которыми образовались столбы воды высотой 1,2 метра. За три года до аварии на ЧАЭС прямыми экспериментами была показана опасность такого решения. Однако своевременных действий, требовавших затрат и приостановки эксплуатации АЭС с РБМК, со стороны проектантов и эксплуатационников не последовало.

Авария 2011 г. на АЭС “Фукусима” в Японии продемонстрировала уязвимость к “человеческому фактору” как на стадии проектирования, так и на стадии эксплуатации. Несмотря на очевидные ошибки в выборе места размещения АЭС, недостатки в проектировании систем безопасности и нежелание эксплуатирующей организации выполнить предлагавшиеся модернизации АЭС, требовавшие некоторых затрат и времени, эксплуатация АЭС продолжалась.

Концепция “культуры безопасности” как результат осмысливания произошедших аварий на АЭС, охватывает все виды деятельности на всех стадиях жизненного цикла АЭС, которые могут оказать влияние на их безопасную эксплуатацию. Концепция “культуры безопасности” охватывает высшие сферы управления, в том числе законодательную и правительственную, которые, согласно концепции, должны формировать национальный климат, при котором безопасность является делом ежедневного внимания. Оценка с позиций указанной концепции событий аварий на АЭС показывает, что недостаточность культуры безопасности характерна не только для стадии эксплуатации, но в не меньшей степени характерна для участников других стадий создания и эксплуатации АЭС (конструкторы, проектанты, строители, изготовители оборудования, министерские управляющие, контролирующие структуры и т.д.).
Общими причинами всех трех аварий явились проектные ошибки, вызвавшие неизбежные ошибки эксплуатационников.

4. Проблемы

К счастью, после аварии на ЧАЭС и до настоящего времени в России и Украине не было столь значимых аварий на АЭС. Беспрецедентные мероприятия по модернизации реакторов РБМК позволили обеспечить безопасность их эксплуатации путем устранения проектных ошибок и реализации некоторых идей начала 70-х гг. прошлого века: повышение обогащения топлива, применение выгорающего поглотителя (эрбия), увеличение количества стержней ДП и СУЗ, постоянно погруженных в активную зону, и устранение в конструкции нижней части стержней СУЗ проектных “усовершенствований” 1976-1978 гг. в виде водяных столбов высотой 1,2 м.

Последовательное применение концепции “культуры безопасности” вынуждает вновь оценить достаточность выполненных проектных модернизаций реакторов РБМК для обеспечения их безаварийной эксплуатации.

Критерием достаточности выполненных проектных модернизаций реакторов РБМК может служить успех в математическом моделировании экстремальных экспериментов с РБМК – аварий 1975 г. на 1-м блоке ЛАЭС и 1986 г. на 4-м блоке ЧАЭС. Такой успех может рассматриваться доказательством того, что проектанты владеют необходимыми методиками и средствами математического моделирования характеристик реактора РБМК, и использовали всю доступную экспериментальную информацию для обоснования безопасности эксплуатации таких реакторов.

По своей физике, теплогидравлике и конструкции реакторы РБМК пока продолжают оставаться наиболее сложными объектами атомной энергетики, с трудом поддающимися математическому моделированию и существенно затрудняющими экспериментальное исследование их характеристик. Поскольку никто в мире, кроме СССР и России, такие реакторы не создавал, все, что имело отношение к проектированию и обеспечению безопасной эксплуатации АЭС с такими реакторами, могло основываться лишь на отечественных научно-технических возможностях.

Эти возможности оказались таковы, что до сих пор отсутствуют публикации с результатами математического моделирование аварии на 1-м блоке ЛАЭС 1975 г. Фактором, существенно ограничивающим возможности моделирования этой аварии, является почти полное отсутствие информации о начальных и граничных условиях, определивших процесс возникновения и развития аварии.

В отношении моделирования аварии 1986 г. на 4-м блоке ЧАЭС есть несколько наиболее информативных публикаций, в которых предприняты попытки воспроизвести расчетным путем этапы возникновения и развития аварии с учетом информации, полученной из действовавших во время аварии систем регистрации параметров активной зоны и контура многократной принудительной циркуляции (КМПЦ) – публикация 1992 г. [10] и публикации 2006 г.[11-13]. Наиболее полный качественный анализ аварий на реакторах РБМК приведен в препринте 2011 г. [14].

Особенностью этих публикаций явилось то, что ни одна из них не рассматривает моделирование процесса возникновения и развития аварии как совместное решение системы нестационарных уравнений 3-х мерной пространственно-распределенной нейтронной кинетики и поканальной нестационарной теплогидравлики для всех почти 1700 ТК с учетом конструктивных и гидравлических особенностей нижних водяных коммуникаций (НВК) и пароводяных коммуникаций (ПВК) каждого ТК, и всех остальных элементов контура многократной принудительной циркуляции (КМПЦ, сборные и раздаточные коллекторы, барабаны-сепараторы, ГЦН, и т.п.), серийно тиражированных в проектах РБМК. Из этих публикаций следует, что вся совокупность ТК, различных по выгоранию и распределению мощности по длине ТВЭЛ (по высоте активной зоны), различных по своим расходным характеристикам, зависящим от длин НВК и ПВК, различных по распределениям плотности теплоносителя по длине ТК, моделируется одним или несколькими “эффективными” ТК, которым могут быть “приписаны” некоторые динамические характеристики. Подобная ничем не обоснованная “гомогенизация” привносит существенные неопределенности в результаты моделирования, во многом не соответствующие доступной экспериментальной информации.

Результаты корректного расчетного моделирования процесса возникновения и развития аварии на ЧАЭС должны соответствовать наиболее существенным установленным и опубликованным фактам, в частности:

1) Область с наибольшим энерговыделением располагалась в нижней части юго-восточного квадранта активной зоны и обладала эффективным диаметром 2,4-3 метра [15], (аналогичный факт пространственного расположения области с наибольшим энерговыделением был зарегистрирован и при аварии на ЛАЭС в 1975 г. [14]);

2) В процессе развития аварии на ЧАЭС был зафиксирован факт перемещения АР-1 вниз в момент времени 01 час. 23 мин. 30 сек. (01.23.30), т.е. через 26 сек. после начала эксперимента с выбегом ГЦН и за 10 сек. до нажатия кнопки АЗ-5 [11], что свидетельствует об увеличении интегрального потока нейтронов в активной зоне и увеличении ее мощности;

3) Через 3 сек. после нажатия кнопки АЗ-5 мощность реактора превысила 530 МВт, и период разгона стал меньше 10 сек. [11].

Как следует из анализа публикаций [10-14], доступные отечественные научно-технические возможности математического моделирования аварий на реакторах РБМК таковы, что до сих пор лишь часть указанных выше экспериментальных фактов получила расчетное подтверждение. Результаты пока наиболее полного анализа приведены в работе [11].

5. Что еще можно сделать

Достигнутый уровень расчетного моделирования процессов возникновения и развития аварии на реакторах типа РБМК пока не позволяет рассматривать их проектную безопасность как доказанную истину, основанную на доступных знаниях. Поскольку эксплуатация таких реакторов может продолжаться еще десятки лет, пока еще не поздно продолжить работы по совершенствованию их математических моделей. Доступные средства вычислительной техники позволяют решать такие задачи.

Создание адекватных физическим реальностям математических моделей динамики АЭС с реакторами РБМК является исключительно сложной задачей, требующей совместного моделирования нейтронно-физических параметров активной зоны и теплогидравлических параметров как каждого ТК, так и всего КМПЦ. При этом пространственно-распределенная нейтронная кинетика реакторов типа РБМК зависит от пространственно-распределенных плотностей и температур воды, температур топлива и графита, изотопного состава топлива, концентрации йода и ксенона, эффективной доли запаздывающих нейтронов, зависящей от изотопного состава, и движения стержней СУЗ. Важно отметить, что обратные связи между нейтронной кинетикой в каждый момент времени “T” (и, следовательно, энерговыделением) и определяющими ее нейтронно-физическими параметрами активной зоны имеют различные времена запаздывания “τ”.

Изменения пространственно-распределенной температуры топлива практически синхронны с изменениями в пространственно-распределенном энерговыделении, но должны учитывать запаздывание стока тепла от ТВЭЛ к теплоносителю. Изменения пространственно-распределенной температуры графита (за счет поглощения гамма-излучения и замедления нейтронов) с учетом стока тепла от графитового блока к воде каждого ТК должны считаться с запаздыванием такого стока, определяемым тепловой постоянной графитового блока, оцениваемой в диапазоне нескольких минут. Сколь-нибудь существенные изменения в пространственно-распределенном изотопном составе и эффективной доле запаздывающих нейтронов, определяемые выгоранием топлива и накоплением плутония, возникают с запаздыванием в десятки часов. Значимые для анализа переходных процессов изменения в пространственно-распределенной концентрации йода и ксенона, определяемые текущим локальным энерговыделением, возникают с запаздыванием на уровне нескольких часов. Однако пространственно-распределенные плотности и температуры воды изменяются с запаздыванием относительно текущего локального энерговыделения всего лишь на уровне тепловой постоянной ТВЭЛ, которая для ТВЭЛ реактора РБМК, в зависимости от выгорания, оценивается в диапазоне 13-33 сек. Запаздывание движения стержней СУЗ определяется положением стержней СУЗ в активной зоне, скоростью их перемещения и может быть оценено в диапазоне 0,01-1 сек.

Некоторые аналитические методы оценки влияния эффектов запаздывания нейтронно-физических и теплогидравлических процессов на кинетику ядерных реакторов изложены в работах [16, 17]. Именно А.Хичкоку принадлежит обнаружение и обоснование эффекта “пыхтения” мощности канального реактора с кипящей водой [16].

6. Что было сделано

Еще до пуска 1-го блока ЛАЭС в 1973 г. уже существовали программные комплексы трехмерного моделирования стационарных и нестационарных нейтронно-физических и теплогидравлических процессов в реакторах типа РБМК с учетом запаздывания процессов [18-21]. Нейтронно-физические и теплогидравлические процессы моделировались для каждого из 1700 ТК. Теплогидравлика моделировалась для всех элементов КМПЦ. Несмотря на относительную “убогость” тогда доступных ЭВМ, в результате расчетно-теоретических исследований проектных параметров реакторов РБМК-1000 были выявлены эффекты пространственной неустойчивости полей энерговыделения в активных зонах таких реакторов, а также динамики их возникновения и развития. Эти эффекты проявлялись, прежде всего, на малых мощностях вследствие положительного плотностного эффекта реактивности по кипящей воде при достижении выгораний, близких к равновесным в режиме перегрузок топлива. К сожалению, к 1981 г. эти программные комплексы были утрачены, и от них остались лишь публикации методик расчета.

Результаты анализа динамики развития “быстрой” аварии на 4-м блоке ЧАЭС (десятки секунд) с применением предельно упрощенной линеаризованной модели, обобщившей результаты моделирования начала 70-х гг., были получены еще осенью 1986 г. по данным, приведенным в официальном докладе для МАГАТЭ [22]. Но в то время результаты этого анализа не могли быть ни обсуждены, ни признаны, ни опубликованы.

Почти четверть века спустя эти результаты были воспроизведены в памятной записке “Чернобыль в 2009 году.”[23]. Модель развития аварии была сформулирована по результатам расчетов, выполненных в начале 70-х гг. по методике, изложенной в [20], и дополнена анализом неопределенностей методом МКО [24]. Полученные результаты удовлетворительно коррелируют с доступной фактической информацией об аварии и подтверждают указанные выше факты (1),(2), (3).

В частности, модель развития аварии основана на расчетном эффекте возникновения и развития локальных зон надкритичности с эффективным диаметром 2,5-3 метра (содержащих 70-110 ТК) в области активной зоны, приближенной к ее середине и боковому отражателю. В этой области находятся ТК с наиболее длинными НВК, провоцирующими вскипание воды, имеющей температуру, близкой к температуре насыщения, с образованием неравновесного пара вследствие падения давления по длине НВК. Оцененные после аварии размеры области с наибольшим энерговыделением в нижней части юго-восточного квадранта активной зоны обладали эффективным диаметром 2,4-3 метра [15]. Размещение этой области в активной зоне определяется проектными особенностями конструкции НВК и ПВК.

Перемещение вниз АР-1, зафиксированное в момент времени 01 час. 23 мин. 30 сек. (01.23.30), т.е. на 26-й сек. после начала эксперимента с по выбегу ГЦН и за 10 сек. до нажатия кнопки АЗ-5, было вызвано увеличением расчетной интегральной мощности реактора до 240 МВт с 90%-м доверительным интервалом 214-260 МВт. Фиксация нейтронного потока, рост которого привел к перемещению АР-1 вниз, осуществлялась путем обработки и усреднения показаний ионизационных камер (ИК), расположенных за пределами реакторного пространства на середине высоты активной зоны. Возникновение существенных неравномерностей энерговыделения по объему, локализованных в относительно небольшой части низа активной зоны (зоне локальной надкритичности), даже примыкающей к боковому отражателю, может не вызывать сколь-нибудь значимых изменений усредненных показаний всей группы ИК. Однако прирост мощности был зафиксирован, и стержни АР-1 пошли вниз.

Через 3 сек. после нажатия кнопки АЗ-5 мощность реактора превысила 530 МВт, и период разгона стал меньше 10 сек. Этому моменту времени соответствует расчетная мощность 520 МВт и период разгона на уровне 4,1 сек.

Основные положения примененной модели возникновения и развития аварии, позволившей получить результаты, удовлетворительно соответствующие доступной фактической информации об аварии, изложены ниже.

Изменение мощности локальной зоны надкритичности во времени W(t), вызываемое различными эффектами реактивности, может быть приближенно представлено в линеаризованной форме соотношением: W(t)=Wo * exp(δK*t/τ), где “Wo”- мощность в момент времени начала процесса “t”= 0, “δK” – реактивность, привносимая анализируемым процессом, “τ ” – постоянная времени процесса.
Для анализа можно выделить два процесса. Первый процесс начался с момента резкого снижения подачи питательной воды в 01.22.00 (час.мин.сек) и продолжался до момента сброса АЗ-5 (01.23.40). Через 19-36 сек. после начала этого процесса в группу ТК, имеющую наиболее длинные НВК, уже подавалась пароводяная смесь. До этого момента эта группа ТК находилась в критичной части активной зоны. С момента подачи пароводяной смеси на вход ТК эта часть активной зоны с эффективным диаметром 2.5-3 метра стала надкритичной за счет положительного парового эффекта реактивности и оставалась такой до момента времени начала сброса АЗ-5 в 01.23.40, т.е. в течение 64-81 сек. При этом, пропорционально объему этой части активной зоны увеличивалась общая мощность реактора. Постоянная времени первого процесса, определявшая рост паросодержания в этой группе ТК, определяется тепловой постоянной ТВЭЛ с различным выгоранием, оцениваемой в диапазоне 13-33 сек с математическим ожиданием для логарифмически равномерного распределения (равномерного распределения логарифма от ln(13) до ln(33), см. [24]) на уровне 21 сек. Тепловой постоянной стока тепла из графитового блока к теплоносителю можно пренебречь, поскольку энерговыделение в графите составляет лишь малую долю (около 5%) от энерговыделения ТВЭЛ, а тепловая постоянная оценивается на уровне минут.

Второй процесс начался в момент начала сброса АЗ-5 в 01.23.40 и продолжался 3 сек. до момента последующего перехода на период разгона “намного меньше” 20 сек, что можно рассматривать началом третьего процесса – процесса разгона на мгновенных нейтронах. Постоянная времени второго процесса определяется в диапазоне от тепловой постоянной наиболее выгоревших ТВЭЛ (около 33 сек) до времени жизни тепловых нейтронов в активной зоне, оцениваемой на уровне 0.01 сек. Математическое ожидание постоянной времени второго процесса с диапазоном 0.01-33 сек. для логарифмически равномерного распределения оценивается на уровне 4.1 сек.

Паровой эффект реактивности для обоих процессов с ожидаемыми мощностями и объемным паросодержанием по результатам моделирования нестационарных процессов начала 70-х гг. был оценен в диапазоне 0.2-3β. Экспериментальные данные 80-х гг. дают оценку 0.03-5.2β [10]. Обе оценки дают математическое ожидание для логарифмически равномерного распределения на уровне “δK”=1, т.е. равной эффективной доле запаздывающих нейтронов β. Поэтому изменение мощности во времени для обоих процессов можно описать соотношением W(t)=Wo * exp(t/τ). Именно это соотношение было использовано при анализе аварии в 1986 г. и создании записки “Чернобыль в 2009 г.”[23].

Приведенные выше результаты соответствуют экспериментально установленным фактам и подтверждают справедливость выводов, приведенных в записке “Чернобыль в 2009 г.”[23], полученных с использованием упрощенных подходов к моделированию динамических процессов в реакторах типа РБМК.

Основным был и остается вывод о том, что именно укорачивание графитовых вытеснителей на стержнях СУЗ предопределило беспрецедентный масштаб аварии на ЧАЭС. Без укорачивания вытеснителей на стержнях СУЗ масштаб аварии был бы соизмерим с аварией на 1-м блоке ЛАЭС в декабре 1975 г., о которой сегодня уже и не вспоминают.

7. Послесловие

14 июня 1986 г. Николай Иванович Рыжков (тогда Пред.Сов.Мина СССР) обобщил результаты аварии на ЧАЭС, сказав: “Мне кажется, что эта авария на Чернобыльской АЭС была не случайной, что атомная энергетика с некоторой неизбежностью шла к такому тяжелому событию” [25].

С тех пор прошло 30 лет. Атомная энергетика жива и продолжает развиваться. Оставшиеся реакторы РБМК продолжают успешно эксплуатироваться, хотя обоснование их безопасности пока не может быть признано завершенным. Об экономической эффективности этого направления атомной энергетики говорить уже не приходится. Экономики в нем не осталось. К счастью, у соотечественников хватило ума отказаться от завершения строительства 5-го блока Курской АЭС с РБМК-1000, который, благодаря обрезанным графитовым блокам и не исследованной новой нейтронной физике, мог оказаться очередным “черным ящиком”, которыми были реакторы РБМК до аварии на ЧАЭС.

К сожалению, судьба канальных реакторов типа РБМК напоминает судьбу дирижаблей в начале-середине 20-го века – оптимистичное начало и бесславный конец. Громадный потенциал канальных реакторов в части обеспечения гибкости топливного цикла и наработки любых изотопов, в которых нуждается и промышленность, и медицина, оказался нереализованным.

Видимо прав уважаемый член-корреспондент РАН Виктор Алексеевич Сидоренко, один из создателей реакторов типа ВВЭР, который в 2008 г. на семинаре в Курчатовском институте в своем прогнозе развития атомной энергетики на обозримую перспективу заявил, что атомная энергетика может базироваться только на реакторах типа ВВЭР.

Атомная энергетика является одной из немногих областей человеческой деятельности, к участникам которой предъявляются особые требования, сформулированные в концепции “культуры безопасности”. Основное требование – наличие у всех участников программы атомной энергетики особого менталитета “безопасности” с чувством личной ответственности за каждое деяние. Для этого необходимы и общая культура, и специальное образование, и личная мотивация.
С момента Чернобыльской аварии прошло 30 лет. Новым поколениям “атомщиков” достались не только документированные уникальные знания и опыт создателей атомной энергетики, но и ядерные “могильники”, включая Чернобыль и Фукусиму. Незабвенный профессор Савелий Моисеевич Фейнберг (1910-1973), автор проекта РБМК, лауреат Ленинской и многочисленных Государственных премий СССР, оказался прав, сказав своим коллегам в начале 70-х гг. прошлого века: “Атомная энергия – не для этих поколений людей”. С тех пор поколения “атомщиков” неоднократно сменялись. Будем надеяться, что для нынешних и грядущих поколений “атомщиков”, обладающих культурой безопасности, атомная энергия окажется интересным, экономически эффективным, экологически приемлемым и безопасным источником энергии на столетия вперед.

28 марта – 18 апреля 2016 г.

Авторы: Румянцев Александр Николаевич, Федуленко Валентин Михайлович.

Список литературы:

1) Сборник “А.П.Александров. Документы и воспоминания” под ред. Академика РАН Н.С.Хлопкина. – М., РНЦ Курчатовский институт, ИздАТ, 2003, стр. 215.

2) С.М.Фейнберг. Отчет о 3-й Женевской конференции по мирному использованию атомной энергии. – М., Препринт ИАЭ им. И.В.Курчатова, 1964.

3) https://www.world-nuclear-news.org/WR-Winfrith-realities

4) https://en.wikipedia.org/wiki/Gentilly_Nuclear_Generating_Station

5) https://en.wikipedia.org/wiki/List_of_disasters_by_cost

6) Janette D. Sherman, Alexey V. Yablokov “Chernobyl: Consequences of the catastrophe 25 years later”, San Francisco Bay View, April 27, 2011

7) https://www.mfa.gov.by/ (“Chernobyl disaster”, Belarus Foreign Ministry)

8) https://www.who.int/news/item/05-09-2005-chernobyl-the-true-scale-of-the-accident (“Chernobyl: the True Scale of the Accident”)

9) https://tass.ru/ekonomika/261189825, янв. 2016 г. - МОСКВА, 25 января. /ТАСС/.

10) В.П. Борщев, Е.В.Бурлаков, А.Д. Жирнов, А.В. Краюшкин, В.Д. Никитин, В.С. Романенко, А.П. Сироткин, И.А. Стенбок, Ю.А. Тишкин, Ю.М. Черкашов. Нейтронно-физические характеристики реакторов РБМК до аварии и после выполнения мероприятий по повышению безопасности. М., РНЦ “Курчатовский институт”, Вопросы атомной науки и техники. Серия “Физика реакторов”, вып. 1, 1992, стр. 20-26.

11) М.Н. Бабайцев, Е.В. Бурлаков, А.В. Краюшкин. Анализ аварии на 4-м энергоблоке Чернобыльской АЭС. – М. Российский научный центр “Курчатовский институт”, Препринт № ИЭА-6416/4, 2006, 34 стр.12) Черкашов Ю.М., Новосельский О.Ю.(НИКИЭТ), Чечеров К.Р. (РНЦ «Курчатовский институт”) Исследование развития процессов аварии на Чернобыльской АЭС в 1986 г. - Атомная энергия. Том 100, вып. 4, апрель 2006, с.243-258.

13) Канальный ядерный энергетический реактор типа РБМК. Глава 13. Технические аспекты аварии на 4-м блоке Чернобыльской АЭС. - М., “ГУП НИКИЭТ”, 2006 г.

14) В.М.Федуленко. Четверть века Чернобыльской катастрофе. – М., НИЦ “Курчатовский институт”, Препринт ИАЭ-6686/3 (2011).

15) Платонов П.А. О процессе разрушения активной зоны реактора IV блока ЧАЭС (ретроспективный анализ экспериментов и фактов) – Препринт ИАЭ № 6486/11 (2007 г.).

16) A. Hitchckock, Nuclear Reactor Stability, - Nucl.Engng.Monograph, Temple Press, London, 1960, 61 pp.

17) M.M.R. Williams. Random Processes In Nuclear Reactors.- Pergamon Press, 1974.

18) Румянцев А.Н. Численный метод расчета трехмерных гетерогенных реакторов. Препринт ИАЭ № 2260 (1973 г.).

19) Румянцев А.Н. Численный метод теплогидравлического расчета канальных кипящих реакторов. Препринт ИАЭ № 2261 (1973 г.).

20) Румянцев А.Н. Уравнения динамики трехмерного гетерогенного реактора; Препринт ИАЭ № 2299 (1973 г.).

21) Roumintsev A.N. Equations of Dinamics of Three-Dimensional Geterogeneous Reactors; Proc. of Int.Conf. On Advanced Reactors: Physics, Design and Economics, Sept. 1974. – USA, Atlanta, Proc. of ANS, Pergamon Press, 1974. – pp. 224-235.

22) Авария на Чернобыльской АЭС и ее последствия. Информация, подготовленная для совещания экспертов МАГАТЭ (25-29 августа 1986 г., Вена). Часть 1. Обобщенный материал. – М., ГКАЭ СССР, 1986.

23) А.Н.Румянцев. Чернобыль в 2009 году. – сайт “Proatom.ru”, архив от февраля 2011 г.

24) А.Н.Румянцев А.Н. Метод квантильных оценок неопределенностей. – М., Атомная энергия, 2007, т. 102, вып. 4, с. 208-215.

25) Николай Рыжков. Трагедия великой страны - М.: Вече, 2007. – 656 стр.

Источник: http://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=article&sid=6700

О причинах и развитии аварии на 4-м блоке ЧАЭС. Часть 2.

Кратко о развитии аварии

Вот как развивались события 26 апреля 1986 года. Во время эксперимента с отключением турбин и выбегом насосов мощность реактора с трудом поддерживалась на низком уровне (~20% от номинальной электрической). Температура воды на входе в реактор была близка к температуре насыщения.
Запас реактивности падал из-за «отравления» ксеноном. Чтобы поддержать мощность и довести эксперимент до логического конца, операторы практически все стержни СУЗ вывели из активной зоны (осталось в соответствии с записями на лентах ДРЕГ всего 2 стержня). Тем самым было нарушено важное для безопасности положение Регламента. Эксперимент почти закончили, реактор работал неустойчиво. Слышен был шум в насосном помещении (кавитационный грохот, с которым хорошо знаком эксплуатационный персонал, при нарушении оптимальных условий работы насосов; например, при расходе, превышающем оптимальный, и повышенной температуре воды на входе ГЦН). В насосную был послан оператор, чтобы выяснить, что там происходит. В этот момент, видимо, оператор реактора заметил небольшой рост мощности реактора, связанный с ростом количества пара в каналах (на входе в каналы вода практически с температурой насыщения; питательная, холодная вода в реактор не поступает, расходы выше номинальных). Ситуация напряженная, стержни автоматического регулирования мощности бездействуют. Принято вполне разумное решение остановить реактор «кнопкой» аварийной защиты. Все стержни защиты пошли вниз, в активную зону. Через две-три секунды вода снизу была вытеснена из всех каналов СУЗ, введена положительная реактивность, достаточная для роста мощности нижней части активной зоны. Верхняя часть активной зоны снижает свою мощность, так как в нее вводятся поглощающие стержни (Во всем реакторе в целом в первые 2-3 сек мощность могла снижаться. На ленте самописца мощности с малой скоростью протяжки был виден небольшой «клевок» мощности вниз, а дальше подъем мощности вертикально вверх практически до «зашкала»). Однако нижняя часть а.з. продолжает разгоняться, так как реактор в какой-то степени разделён на две мало связанные друг с другом части вследствие двугорбости кривой распределения энерговыделения по высоте активной зоны. Практически уже к концу второй-третьей секунды ввода стержней СУЗ нейтронный «горб» в нижней части а.з. стал расти, стало возрастать количество пара в рабочих каналах. Начался разгон мощности реактора вследствие вытеснения воды из нижней части каналов СУЗ и положительного эффекта реактивности из-за роста количества пара в нижней части рабочих каналов, загруженных тепловыделяющим сборками (ТВЭЛами). Появление пара в нижней и средней части рабочих каналов (для начала кипения большого роста мощности не требовалось, т.к. вода находилась практически при температуре насыщения) привело к быстрому и полному выталкиванию воды из технологических каналов и замещению ее паром (удельный объем пара примерно в 20 раз больше удельного объема воды, т.е. нужно испарить одну двадцатую часть воды, чтобы вытолкнуть из канала всю воду). Произошел быстрый дополнительный (главный) скачок реактивности, который вызвал разгон реактора на мгновенных нейтронах. Поглощающая часть стержней СУЗ к этому моменту вошла в активную зону всего на 2,5-3 метра и не препятствовала росту реактивности в нижней пятиметровой части активной зоны. Разгон мощности на мгновенных нейтронах в десятки, возможно, и сотню раз от номинала за первые 2-3 секунды после выталкивания воды из каналов «взорвал» ТВЭЛы нижней половины реактора.

Например, нейтронно-физические расчеты [1] свидетельствуют о вероятном росте мощности реактора до 100 номиналов к 7 сек аварийного процесса, т.е. с начала ввода стержней СУЗ, причем до 4-й – 5-й сек мощность реактора в целом слегка снижается в течение 2-х сек (в основном снижается в верхней части активной зоны), затем сравнительно слабо возрастает до номинала к 5-й сек, а с 5-й до 7-й секунды мощность растет от одного до 100 номиналов. Причем рост мощности происходит в нижней половине реактора на участке активной зоны, в которую не вошли стержни СУЗ (номинальная тепловая мощность реактора составляет 3200 МВт, электрическая – 1000 МВт). По оценке, за эти 2 сек в ТВЭЛах на участке максимальных нагрузок в нижней половине реактора может выделиться тепла от 700 до 1000 калорий на грамм топлива и до 35-50 калорий, но на бóльшую примерно в 6 раз массу, в графите (масса топлива в активной зоне примерно 190 тонн, графита без отражателей 1140 тонн). Однако следует отметить, что нейтронно-физический расчет проведен с условием целостности ТВЭЛов в процессе роста мощности. Очевидно, что при таком темпе наброса нагрузки возможно разрушение ТВЭЛов еще до выхода на мощность 100 номиналов с соответствующими нейтронно-физическими последствиями. Вероятна остановка роста мощности реактора вследствие прекращения цепной реакции в разрушенном, диспергированном и распространившемся по кладке топливе. Как сказано в препринте, «…программа отказалась работать из-за ошибок в теплогидравлическом блоке (т.е. параметры вышли за пределы)». Если бы программа продолжала считать и с перегретым паром, то можно было бы получить и 200-300 номиналов? Вполне вероятно, если бы в программе были условия по влиянию на нейтронно-физические характеристики активной зоны возможного разрушения ТВЭЛов (и труб каналов), то темп роста мощности и её предельная величина были бы другими. Расчетный рост мощности остановился бы на меньшем значении. При фрагментации и диспергировании топлива осколки деления какое-то время остаются в гомогенной массе топлива с высокой температурой, а если и «вылетают» из топлива и активной зоны, то вылетят они вместе с «распылившемся» топливом и перегретым паром (вероятно, в графитовую кладку и в барабаны-сепараторы), т.е. в любом варианте рассмотрения ситуации должно произойти затухание цепной реакции. Одни осколки деления (как поглотители нейтронов, например, ксенон, которые могли бы вызвать дополнительный рост реактивности) вылететь из активной зоны не могут.

О характере разрушения ТВЭЛов при росте мощности реактора

По данным специалистов, исследовавших поведение твэлов при резком набросе мощности, это результаты экспериментов в импульсном реакторе, уже при введении в топливо 300-400 кал/г энергии за 1-1,5 сек (на подъёме импульса) твэлы разрушаются на мелкие фрагменты. При введении в топливо 600 кал/г топливо превращается в раскалённую пыль за счёт вскипания диоксида урана и повышения давления газообразных осколков деления. Можно предполагать, что с момента наброса мощности, соответствующего энерговыделению в топливе от 400 до 600 кал/г, возможно прекращение катастрофического роста мощности раньше достижения 100 номиналов.
Топливо при таких нагрузках могло нагреться за 1,5 – 2 сек, т. е. практически мгновенно, до 5000-7500°С (оценка проведена без отвода тепла и учёта теплоты плавления и испарения). Поэтому и диспергировало (разрушилось в пыль) и испарилось топливо в зоне максимальных нагрузок, особенно если учесть рост объёма газообразных и легколетучих осколков деления (температура плавления диоксида урана примерно 2650°С, кипения – 3730°С).
Температура графитовых блоков в зоне максимальных нагрузок адиабатически может возрасти в этих условиях примерно на 10-20°С, со стороны отверстия в блоке – раза в полтора больше. Выделяемая мощность в графите в нормальных условиях равна примерно 5 % от мощности, выделяемой в топливе, количество графита в ячейке примерно в 6 раз больше, а теплоёмкость графита почти в 4 раза выше, чем теплоёмкость топлива. В условиях катастрофического роста мощности энерговыделение в графите меньше примерно на 15 %, чем в стационарных условиях, за счёт практически неизменной составляющей энерговыделения от запаздывающих γ-квантов деления. Именно в соответствии с отмеченными обстоятельствами рост температуры графита несопоставим с практически адиабатическим ростом температуры топлива, хотя этот результат может показаться неожиданным.
Таким образом, следует, в соответствии с оценкой, принять, что температура графита в процессе роста мощности твэлов за 1,5-2 сек возросла незначительно.

Ход развития аварии

В момент быстрого роста паросодержания и выброса воды из каналов все главные циркуляционные насосы прекратили подачу воды вследствие резкого повышения гидравлического сопротивления активной зоны (по записям на самописцах осциллографов, которые были включены в период эксперимента с выбегом насосов). Раскаленная топливная «пыль» с паром (на фоне роста давления в активной зоне и в сепараторе с 70 до 80-85 атмосфер и полного прекращения расхода в насосах; локально, на участке роста мощности ТВЭЛов давление в каналах могло быть существенно выше) перегрела, в основном тепловым и гамма-излучением и нагревом в момент роста мощности, циркониевые трубы технологических каналов до температур, при которых произошел их массовый разрыв. Именно в это время слышались шум, рокот и вибрация, которые приняли за первый взрыв в центральном зале. Вода и пар с перегретой топливной «пылью» разрушили кожух реактора и заполнили реакторное пространство. Искривились графитовые колонны. Разрушался и размывался горячий графит, температура которого к этому времени была порядка 350-400°С. В это время вероятно смятие труб каналов СУЗ внешним давлением и заклинивание стержней регулирования. Именно поэтому стержни СУЗ остановились все разом, войдя в активную зону примерно на 3 метра.
После разрыва труб каналов расход по всем насосам (по записям на самописцах осциллографов) возрос почти до номинала. Практически вся вода шла в графитовую кладку и из насосов, и из сепараторов и превращалась в пар за счет нагрева графитом и самоиспарения вследствие падения давления (в этот момент давление в кладке было ниже давления в сепараторе, а вода находилась при температуре насыщения). Давление сначала в пределах кожуха реактора, а затем и реакторного пространства возросло до значений, при которых был разрушен кожух реактора, была сорвана и сдвинута верхняя биологическая защита (схема «Е», «Елена»), разорваны вверху трубы каналов, отводящие теплоноситель, оборваны нижние трубы-калачи, подводящие воду к рабочим каналам. Под давлением просел (был смят) нижний «крест» (схема «С»), на который опирается нижняя биологическая защита (схема «ОР»), тонкие листы креста не выдержали давления; были разорваны компенсаторы, герметизирующие реакторное пространство шахты реактора. Вероятно смятие отсеков боковой биологической защиты, заполненной водой (схема «Л»). Тепловой (или паровой) взрыв реактора был вторым взрывом, который слышал персонал. В этот момент разрушены верхние и нижние коммуникации, отводящие пароводяную смесь и подводящие воду к технологическим каналам, разрушены помещения насосов и барабанов-сепараторов. Вместе с паром и топливо–графитовой «пылью» в отверстие после подъема и сдвига схемы «Е» была выброшена наружу, за пределы шахты реактора, часть графитовых блоков с кусками циркониевых труб и тепловыделяющих сборок. Выброс элементов активной зоны в основном происходил из нижней части, где был рост мощности ТВЭЛов и максимальное давление водо-паро-топливной смеси. Находящийся снаружи здания реактора персонал (по докладным запискам) видел искры и раскаленные куски чего-то, напоминающие «горящие тряпки». Первая, начальная фаза чернобыльской трагедии, как не только я ее представляю, закончилась.

Оставшаяся в шахте реактора бóльшая часть топлива и графита стала разогреваться за счет остаточного энерговыделения продуктов деления в топливе. Охлаждающая вода в принципе уже не могла попасть в активную зону, так как все коммуникации были порваны. Графит нагрелся до 700-800°С и сам стал гореть. (Облученный графит на воздухе начинает гореть при температуре примерно 700-750°С в муфельной печи при электронагреве. Горение прекращается после отключения нагрева. В нашем случае горение поддерживалось остаточным энерговыделением в топливе и выделяемой энергией горения в компактном объеме, продуваемом воздухом). Температура горящего графита и циркониевых труб могла возрасти до 1500-1700°С. За несколько дней графит, циркониевые трубы, циркониевые оболочки ТВЭЛов (цирконий выгорел еще раньше) практически выгорели полностью. Тяжелые фракции топлива в шахте реактора остались (некоторые эксперты утверждают, что там ничего не осталось), летучие и газообразные осколки деления урана оказались выброшенными в атмосферу.

Небольшая иллюстрация к пониманию взрыва реактора в условиях резкого наброса мощности в процессе разгона на мгновенных нейтронах. Американцы при обсуждении аварии на ЧАЭС, в Вене в августе 1986 года, демонстрировали видеозапись теплового взрыва: в бочку с водой вылили сравнительно небольшой «ушат» расплавленного металла. Кажется, это был чугун. Произошел взрыв, который разнес в клочья и бочку, и сооружение из металлических конструкций, в котором размещалась бочка, а металл превратился в пыль. Эта картина в какой-то мере иллюстрирует ситуацию в момент попадания воды на раскаленный графит после разрыва циркониевых труб технологических каналов (тепловой взрыв). При этом вероятно разрушение и диспергирование части графитовых блоков. Мне же кажется, что эта модель взрыва менее подходит к пониманию взрыва ТВЭЛов на ЧАЭС в той его части, которая связана с катастрофическим ростом мощности ТВЭЛов в момент разгона на мгновенных нейтронах. Тут более подходит другая экспериментальная модель. Если в электрическую розетку на кухне (кухонный эксперимент и очень дешевый) всунуть волнистую заколку для волос, то мгновенно раздастся легкий взрыв, металлическая заколка превратится в пылевую «сажу» (окисленный металл). Примерно такая картина разрушения ТВЭЛов в зоне максимальных тепловых нагрузок вероятна в момент роста мощности реактора на мгновенных нейтронах до десятков и сотни номиналов. В результате локального роста мощности топливные таблетки из диоксида урана превратились в раскаленную пыль, за доли секунды нагрели трубы каналов, после чего произошел массовый разрыв труб в середине четырехметрового (примерно) участка активной зоны (или несколько ниже середины), до которой еще не дошли поглощающие нейтроны стержни СУЗ. Вероятно, катастрофический рост мощности мог вызвать и частичное разрушение (превращение в “пыль”, в аморфную “сажу”) графита, внутреннее энерговыделение в котором в нормальных условиях работы составляет примерно 5 % от общего энерговыделения в активной зоне, а перепад температуры по телу графитового блока составляет 30-60°С. В условиях резкого роста мощности, предположительно, определенную роль в частичном разрушении и диспергировании графита мог сыграть газ (азот, гелий), находящийся в скрытой и закрытой пористости графита, а также хемосорбированный азот, накопившийся в графитовой кристаллической решетке. При резко введенной энергии, повысившей температуру графита (хотя и незначительно), и возросшем облучении нейтронами и гамма-квантами молекул газа вероятен рост давления в порах графита и химическое соединение азота с углеродом с образованием газообразных соединений типа (СN)n с выделением дополнительной энергии.

Энергия осколков деления, гамма-излучения, замедления нейтронов – в графите – взорвала не только топливные таблетки, но и, частично, графит. Конечно, речь не идет о росте температуры практически всего графита до 5-10 тысячах градусов, как утверждают некоторые эксперты [2]. Просто для такого роста температур графита не найти энергии: ТВЭЛы, как источник энергии, развалятся в пыль и цепная реакция прекратится еще до того как предполагаемая температура в графите будет достигнута.

После разрыва труб вода и пар хлынули в графитовую кладку со стороны насосов и со стороны барабанов-сепараторов. В раскаленную «пыль» превратилось не все топливо, а только в зоне максимальных нагрузок. Большая часть ТВС и ТВЭЛов осталась сравнительно целой и не была выброшена из реактора. Этот вывод можно сделать, анализируя и изучая выброшенные наружу куски циркониевых труб ТК вместе с находящимися в них ТВЭЛами. Именно поэтому, по оценке специалистов, вне реактора оказалось порядка 3-х–5-ти процентов топлива, остальное топливо, включая тяжелые фракции, осталось в шахте реактора. Если рассуждать иначе, утверждая, что большая часть топлива выброшена двойным взрывом из реактора, то тогда следует объяснить, что же горело в шахте реактора? Какой раскаленный высокоактивный газ поднимался над шахтой разрушенного реактора на высоту более 300 метров (до 1000-1500 метров) почти 10 дней? Если горел графит, то что же испарило воду и разогрело графит до температуры воспламенения (примерно до 700-750°С через 10-20 часов после начала аварии) и поддерживало горение графита в течение восьми – девяти суток при температуре до 1500-1700°С? Очевидно, что остаточное энерговыделение в топливе.

По следам публикации в журнале «Атомная энергия»

Анализ развития аварии вследствие кавитации ГЦН

Мои представления об аварии на 4-м блоке Чернобыльской АЭС были напечатаны в газете «Курчатовец» РНЦ «Курчатовский институт». Не бог весть какие неизвестные факты и новости я затронул, однако отзывы и критика появились. К 20-й годовщине трагедии появилась статья в журнале «Атомная энергия» [3], которая представляет взрыв 4-го блока ЧАЭС в совершенно фантастическом свете. По мнению авторов статьи, реактор взорвался от кавитационного срыва подачи теплоносителя всех ГЦН.

Появление пара только в нижней части активной зоны вызвало разгон реактора на мгновенных нейтронах, разрушение ТВЭЛов от слишком высокой тепловой нагрузки и разрыв циркониевых каналов вследствие их перегрева. Ввод стержней аварийной защиты в активную зону с их положительным эффектом в первые секунды в этом случае не обсуждается.

После разрыва каналов и повышения давления в реакторном пространстве, занятом графитовой кладкой, после разрушения компенсаторов верхней и нижней тепловых защит (схемы Е и ОР) активная зона компактно (графит, трубы ТК с тепловыделяющими сборками, стержни СУЗ, каналы охлаждения отражателя вместе с кожухом реактора и схемой Е) вылетела из шахты реактора на манер ракеты и дополнительно взорвалась уже над шахтой реактора в пределах центрального зала. Все взорвалось так, что в шахту реактора вернулась только «Елена», а все диспергированное (разрушенное в пыль) топливо и диспергированный (sic!) графит и циркониевые трубы каналов вообще вылетели за пределы реакторного блока. Поэтому шахта реактора пуста не потому, что сгорел графит и циркониевые трубы каналов, а потому что графит, трубы каналов и топливо вылетели из шахты на раскаленных струях пароводяной и топливной смеси и окончательно разлетелись в виде пыли и осколков от последующего взрыва активной зоны вне шахты реактора. Гипотеза зловеще-красивая и принятая некоторыми писателями как реальность («Елена» летала по центральному залу как бабочка…» – написано в одном эссе о чернобыльской катастрофе). Однако гипотеза вряд ли доказуема логикой развития аварии и нейтронно-физическими и теплотехническими расчетами или хотя бы оценками (например, какая энергия необходима для подъема всей активной зоны вместе со схемой Е и для «диспергирования, испарения» графита и труб каналов почти всей активной зоны и откуда она могла поступить). Кстати, при подъеме схемы Е трубы пароводяных коммуникаций будут разорваны, прекратится подача воды в каналы, иссякнет и подъемная сила. Этот фактор тоже не следует отбрасывать при рассмотрении вероятного подъема активной зоны в центральный зал реактора.
Представление о практическом отсутствии топлива в пределах шахты реактора и его помещений противоречит также многолетним исследованиям и оценкам количества топлива по радиационному излучению продуктов деления урана в пределах реакторных помещений и вне их. Следует также отметить, что кавитационный срыв подачи всех сразу ГЦН маловероятен (а он был таким на ленте расходов ГЦН), так как насосы имеют отличающиеся кавитационные характеристики и «сразу вместе» прекратить подачу теплоносителя не могут. На лентах самописцев этот процесс срыва ГЦН должен был бы быть растянут во времени и фиксировался бы для разных ГЦН и в разное время, особенно если учесть, что часть из них была запитана от турбин на выбеге, а питание реактора водой разделено практически на две половины. Поэтому полное прекращение подачи теплоносителя в реактор следует связать только с резким повышением давления практически во всей активной зоне, т.е. с ростом мощности, а не наоборот.

Отметим также, что появление пара в нижней части активной зоны при кавитационном срыве всех ГЦН должно было бы вытолкнуть всю воду из активной зоны. В этом случае максимум энерговыделения при разгоне реактора был бы в центре активной зоны, а не в нижней ее части. (Скорость прохождения теплоносителя через активную зону не более секунды).

Интересна еще одна деталь, на которую стоит обратить внимание. Например, в соответствии с расчетами, в случае аварийного разрыва напорного водовода и падения давления в активной зоне канального реактора «обезвоживание» активной зоны происходит за 2-3 секунды. Соответственно, за эти секунды стремительно растет мощность реактора (в случае значительного положительного парового эффекта реактивности). Можно предположить, опираясь на концепцию взрыва реактора от кавитационного срыва подачи ГЦН, что с такой же скоростью росла бы и мощность 4-го блока. То есть уже к 2-й–3-й секунде процесса разгона произошло бы и разрушение ТВЭЛов, и разрушение циркониевых труб каналов. В условиях такого скоростного процесса (2-3 сек) у оператора просто нет времени на сброс аварийной защиты, а у «медленных, ленивых» стержней СУЗ нет времени на вхождение в активную зону на ту глубину, на которую стержни все же вошли. Если проанализировать это обстоятельство детально, то станет еще раз очевидно, что реактор взорвался от «кнопки», а не от кавитационного срыва подачи (воды) ГЦН.

Еще один аргумент в пользу «кнопки»

Мне же представляется рассмотреть процесс развития аварии не на основе визуальной оценки отсутствия топлива в шахте реактора («сталкеры», перед которыми не грех склонить голову и преклонить колени за их мужество и отчаянное безрассудство, топлива в шахте реактора не увидели), а на анализе (тоже визуальном) состояния выброшенного из реактора куска циркониевой трубы ТК вместе с куском тепловыделяющей сборки. (Когда-то Жорж Кювье считал, что по одной косточке миллионнолетней давности можно восстановить полный облик животного – хозяина этой косточки). Постараюсь логически показать, что это возможно, тем более через 20 лет после события, а не через миллион. Тем более это проще, если имеешь дело с созданием рук человеческих, а не с созданием природы, которая куда как изощреннее и изобретательнее – времени на изобретения и совершенствования живого мира у нее было значительно больше, чем у человека с его техникой. Хотя не стоит и забывать, что барон Ж. Кювье, как стало ясно почти через 200 лет после его высказывания, в некоторых представлениях о животном мире Земли и посетивших ее катастрофах все же, видимо, ошибался.

Прежде чем начать рассматривать «косточку», хочу вспомнить еще три аварийные ситуации на реакторах РБМК, которые могут быть интересны и читателям.

1. Авария на 1-м блоке ЧАЭС

В сентябре 1982 года произошел разрыв циркониевой трубы технологического канала (ТК) на 1-м блоке Чернобыльской АЭС при подъеме мощности реактора. Мощность реактора в момент разрыва была примерно 25% от номинала. В это время в помещении, где находятся запорно-регулирующие клапаны (ЗРК) каналов реактора, работали два оператора. Причина их присутствия: один канал не имел номинального расхода воды. Операторы должны были повысить расход при работе реактора на мощности (нарушение инструкций и регламента канальных реакторов; операции по регулированию расходов в каналах должны быть закончены до подъема мощности реактора). Видимо, операторы ошиблись, так как расход в ТК был уменьшен, а не увеличен (злой умысел я исключаю). По расчетам, проведенным на основе анализа аварии, расход в ТК был снижен примерно до 0,4 - 0,5 т/час (вместо номинального около 20-24 т/час). Большая часть тепловыделяющей сборки (ТВС) находилась в режиме закризисной теплоотдачи и теплоотдачи перегретому пару, на выходе из канала температура перегретого пара могла быть до 700 - 800°С (вместо нормальной температуры пароводяной смеси примерно 285°С). Разрыв трубы произошел в верхней части активной зоны на участке графитовых втулок - колец твердого контакта, где максимальна температура трубы ТК (в соответствии с расчетами, которыми пришлось в то время заниматься; примерное время до разрушения трубы при таких температурах составляет соответственно 15–5 сек).

Разрыв трубы был продольным (и поперечным по краям продольного разрыва) с образованием разошедшихся «крыльев», расстояние между краями которых было больше диаметра трубы ТК. Выше и ниже разрыва диаметр трубы был увеличен на 2-4 мм за счет ползучести циркония при высокой температуре. Осмотр и анализ разрушения позволил сделать вывод о том, что перед разрушением диаметр трубы из-за давления при высокой температуре увеличился, труба вязко-пластически деформировалась до разжатия колец твердого контакта и «легла» на графитовый блок, какое-то время «раздувалась» (были видны «затеки», выпуклости в прорези графитовых колец твердого контакта). Видимо, труба разрушилась после того, как лопнул графитовый блок (два графитовых блока), резко был изменен характер закрепления трубы в графитовом блоке. Трещина в блоке инициировала ускоренный (практически мгновенный) локальный рост напряжений в трубе при сравнительно небольшой общей деформации (около 3-5 %) перегретого участка трубы. Края продольного разрыва были несколько утонены, толщина торцов трещины 2-3 мм в какой-то мере соответствовала скорости нагружения и исчерпанию предельной деформации материала трубы. Поперечные разрывы произошли при минимальном утонении толщины трубы. Возможно, перед разрывом возник и свищ в месте затекания трубы в разрез графитового кольца, где локальная деформация могла достичь десятков процентов.

Для циркония при высокой температуре такая деформация возможна: проявляется эффект сверхпластичности, когда удлинение образцов достигает 100 – 200 % и выше. При высоких температурах 700-850°С появляется сильная зависимость как прочности, так и пластичности от скорости деформирования.
Реактор не имел аварийной защиты от сигнала повышения давления в межтрубном (реакторном) пространстве, поэтому достаточно длительное время пароводяная смесь обратным током из барабана-сепаратора с температурой около 285°С под большим давлением поступала в графитовую кладку, размывая и разрушая графитовые блоки. В результате рядом с трубой образовалась полость. Перегретая бóльшая часть ТВС, температура оболочек ТВЭЛов в которой превышала 600-800°С, была разрушена. Топливо выносилось в барабан-сепаратор (пока труба не разорвалась, то-есть сравнительно короткое время) и графитовую кладку (после разрыва трубы). Нижняя часть ТВС на экономайзерном участке, достаточно охлаждаемая и не попавшая в режим кризиса теплоотдачи, длиной около метра, осталась практически целой. Именно эта часть ТВС, внешне абсолютно целая, с правильно расположенными дистанционирующими решетками была поднята потоком воды вверх и двойным потоком (снизу из ГЦН и сверху из сепараторов) аккуратно, четко вертикально «вставлена» в пространство, вымытое водой в графите. В самой трубе не было обнаружено ни кусочка ТВЭЛов, извлечена была только подвеска с верхним стальным концевиком. В первый момент было потрясающе неожиданно вдруг увидеть в разрыве совершенно целую ТВС, стоящую рядом!.. с трубой ТК.
Мощный поток воды вверх возник после того, как операторы раскрыли ЗРК и дали номинальный расход в канал (как мне рассказывал об этой аварии сотрудник станции, только через несколько лет один из операторов сознался, какие манипуляции они проводили с ЗРК).

Исследование трубы ТК в горячей камере, включая изучение структуры образцов металла (в ОИРТе института Курчатова), показало, что температура трубы на участке разрыва составляла 700 - 800°С.

Время подъема мощности реактора до 20-25% (примерно с 250 до 700 МВт тепловых) составляло около 10 - 15 минут. Сколько времени был перекрыт канал, установить трудно, однако очевидно, что бóльшую часть этого времени труба ТК была уже разрушена, так как потоком пароводяной смеси была «вымыта» большая полость в графите, в которую попал практически целый фрагмент ТВС длиной почти 1 метр.

2. Авария на 3-м блоке ЛАЭС

Примерно такой же сценарий аварийного режима реализовался на реакторе РБМК-1000 в марте 1992 года на 3-м блоке Ленинградской АЭС. Мощность ректора была стационарной и номинальной. Как показало расследование аварии и последующий ее расчетный анализ, расход воды в канал был частично перекрыт из-за разрушения крепежных элементов седла запорно-регулирующего клапана (ЗРК); расход воды остался, но значительно меньше номинального. ТВЭЛы находились в режиме закризисной теплоотдачи и теплоотдачи перегретому пару. На выходе канала был перегретый пар до 700 - 750°С. Труба разорвалась продольно и поперечно в верхней части канала на верхнем участке втулок-колец твердого контакта. Разрыв почти аналогичен тому, который произошел на 1-м блоке ЧАЭС. Часть разрушенных ТВЭЛов была вынесена в барабан-сепаратор и в графитовую кладку (большая часть в кладку – после разрыва трубы ТК). Реактор был остановлен аварийной защитой по сигналу повышения давления в реакторном пространстве. Сработала также предупредительная сигнализация по снижению расхода в канале. Оставшаяся целой нижняя часть тепловыделяющей сборки возросшим потоком теплоносителя (уменьшилось гидравлическое сопротивление канала) была «просунута» и загнута!.. в разрыв трубы и застряла в нем (на этот раз свободного места рядом с трубой явно не хватило, так как не хватило времени на «размыв» графита, хотя очевидно, что даже за такое короткое время часть графита была размыта). (Кстати, по-моему, это единственная серьезная авария на канальных уран-графитовых реакторах, не связанная с ошибочными действиями персонала или нарушением регламента. Были еще существенные разрывы напорных трубопроводов на проточных промышленных реакторах в первые годы их эксплуатации, не связанные с нарушением инструкций и регламентов, однако, к счастью, это случалось на остановленных реакторах в период их плановых ремонтов и не имело серьезных радиационных последствий).

3. Авария на 1-м блоке ЛАЭС

В декабре 1975 года на 1-м блоке ЛАЭС произошел разрыв циркониевой трубы в канале, расположенном в юго-восточном квадранте реактора. Труба лопнула в нижней части активной зоны, примерно на высоте одной четверти от низа активной зоны. Трещина была длиной около 0,8 м. Авария произошла при подъеме мощности реактора, которая не превышала 25% от номинала. Локализация трещины была не очень ясной (непонятной), так как этот участок активной зоны не самый напряженный по мощности и температуре теплоносителя, участок подогрева и поверхностного кипения воды. Решили, что причина аварии в плохом качестве трубы ТК. Канал быстро заменили и вышли на мощность. Правда, следует отметить, что нижняя часть ТВЭЛов в ТВС была разрушена до такой степени, что извлеченная из аварийного канала сборка с большим трудом дистанционно была помещена в пенал для хранения ТВС, т.е. явно была перегрета и частично разрушена. Однако эту ситуацию всерьез не обсудили и не оценили. Торопились.

Выход на мощность сопровождался значительным загрязнением контура продуктами деления топлива и самим топливом и массовым появлением сигналов о разгерметизации ТВЭЛов в каналах (сигналы контроля герметичности оболочек ТВЭЛов - КГО). Реактор остановили. Стало ясно, что в аварию попал не один канал, а целый локальный район. Пришлось выгрузить около ста негерметичных ТВС, расположенных вокруг аварийного канала, с цветами побежалости на поверхности ТВЭЛов. Обнаруживался явный перегрев оболочек ТВЭЛов до высоких температур нижних ТВС. Некоторые ТВС с трудом помещались в пеналы для хранения, так как были заметно деформированы.
Последующий анализ положения стержней регулирования, нейтронно-физические и теплотехнические расчеты показали: произошел существенный перекос энерговыделения по высоте и радиусу со смещением максимума энерговыделения вниз активной зоны. Операторы реактора не заметили перекос в распределении энерговыделения. В то время на реакторе отсутствовала система локального регулирования мощности по радиусу реактора.
Группа каналов оказалась в режиме закризисной теплоотдачи, максимальная расчетная мощность каналов превышала номинальную в 2,5-3 раза, хотя мощность реактора была не более 25% от номинала. Температура оболочек ТВЭЛов в соответствии с расчетами могла превышать 700-800°С на участке максимума энерговыделения, где и произошел разрыв трубы. Возник естественный вопрос: почему лопнула от явного перегрева одна труба, а не несколько десятков? Ведь в режим закризисной теплоотдачи попало, видимо, значительное количество каналов? Решение этого вопроса было найдено прочностными расчетами ТВЭЛа, а в последующем подтверждено опытом эксплуатации экспериментальных сборок РБМК на реакторной петле АИ-ПВЦ (реактор АИ на комбинате «Маяк»). Выяснилась простая вещь: если ТВЭЛ во время сборки снарядить таблетками топлива небрежно, с нарушением технологии сборки, с крошками топлива, то работа такого ТВЭЛа может сопровождаться его значительным удлинением при термокачках, так называемым храповиковым эффектом, который вызывает удлинение, существенно превышающее проектное. Такое удлинение до 20 мм было отмечено на одном ТВЭЛе из 18-ти в экспериментальной ТВС на петле АИ ПВЦ (удлинение других было в пределах 4-8 мм). ТВЭЛ уперся в стальной хвостовик кассеты. Под дополнительным осевым сжатием (напряжением) произошла разгерметизация оболочки.

Что же произошло на первом блоке реактора РБМК? Операторы не сумели в процессе подъема мощности реактора заметить перекос и не выровняли энерговыделение по объему активной зоны. Сработал, видимо, и положительный плотностной эффект реактивности в локальном участке активной зоны.
Этот вопрос в то время не обсуждался и не анализировался, хотя следует сказать: реактор проработал около двух лет, еще не вошел в стационарный режим непрерывных перегрузок, в активной зоне было достаточно много дополнительных поглотителей (ДП), стабилизирующих поле энерговыделения по радиусу реактора. Положительный плотностной эффект реактивности достоверно еще не обнаруживался, а по расчетам с учетом погрешностей он мог быть как положительным, так и отрицательным. Следует обратить внимание и рассмотреть еще один фактор, возможно, главный для понимания этой аварии: максимум энерговыделения был в нижней части активной зоны, на этом участке были разгерметизированы ТВЭЛы. Этот факт не укладывается в идею локального роста мощности (или перекоса энерговыделения) вследствие положительного плотностного эффекта реактивности. Если бы этот фактор, как говорится, имел место и был превалирующим, то максимум энерговыделения был бы смещен в верхнюю часть активной зоны, а не в нижнюю, так как там максимальное паросодержание и минимальная плотность теплоносителя.

Анализ состояния активной зоны показывал, что в нижней части активной зоны меньшее количество поглощающих стержней регулирования, большее количество топлива и меньшее количество продуктов деления, особенно ксенона. Кстати, в первые годы работы реактора в переходных режимах при выходе на мощность, близкую к номинальной, четко фиксировалась ксеноновая неустойчивость поля энерговыделения по высоте активной зоны, которое с периодом 23-25 часов перекашивалось сверху вниз и обратно. Укороченные стержни регулирования, которые вводятся в активную зону снизу (УСП – укороченные стержни - поглотители) для оптимизации высотного распределения энерговыделения в активной зоне, в то время еще не использовались.
В сложившейся ситуации около сотни каналов попали в режим кризиса теплоотдачи. В максимуме оболочки ТВЭЛов были перегреты до 700-800°С. ТВЭЛы нижней кассеты удлинились за счет роста температуры, но не выбрали весь конструкторский зазор между верхней и нижней кассетой (около 20 мм в холодном состоянии). Только один ТВЭЛ, расположенный в наружном ряду кассеты, уже в процессе предыдущей работы и термокачек был удлинен почти до 20 мм (видимо, небрежно был изготовлен в понедельник). Перегрев оболочек вызвал дополнительное удлинение. Торец этого нижнего ТВЭЛа уперся в торец верхнего. Возникли напряжения сжатия, что привело к потере устойчивости, изгибу части нагретого до 700-800°С нижнего ТВЭЛа и прижатию его к циркониевой трубе. Вполне вероятно, что сравнительно слабые стальные дистанционирующие решетки при таком повышении температуры не препятствовали изгибу ТВЭЛа. Об этом же свидетельствуют усложненные условия загрузки ТВС в пенал после ее извлечения из реактора. Локальный продольный нагрев циркониевой трубы (по расчетной оценке) до 600-700°С вызвал ползучесть циркония, что и стало причиной появления продольной трещины.

Какой же вывод из анализа этой аварии можно сделать, рассматривая аварию на 4-м блоке ЧАЭС? Локальный перекос энерговыделения по объему активной зоны возможен. Особенно в условиях нестабильной работы реактора 4-го блока ЧАЭС на малой мощности с температурой воды, близкой к насыщению, с присущим ему в то время положительным паровым эффектом реактивности, а также с минимальным количеством ДП (дополнительные поглотители) в активной зоне и с практически полностью извлеченными стержнями СУЗ (включая УСП). Возможно и влияние ксеноновой нестабильности поля энерговыделения по высоте активной зоны, что обусловлено переходными режимами изменения мощности в последние часы работы реактора.

Перекос был тем более вероятен, так как в это время были отключены локальные регуляторы мощности. Вероятен также выход какого-либо района каналов плато в режим закризисной теплоотдачи с перегревом ТВЭЛов в локальной части активной зоны. Однако, на мой взгляд, нет никаких оснований ожидать и предполагать возможность массового разрыва труб ТК в этом режиме с последующим развитием аварии вплоть до взрыва реактора. Разрыв трубы на 1-м блоке ЛАЭС – это единичная, хоть и закономерная, случайность. Ведь расход в каналах 4-го блока ЧАЭС был близок к номинальному и даже превышал его, а усредненная мощность реактора была сравнительно небольшой. Не были зафиксированы и сигналы КГО. Поэтому нет оснований ожидать в этих условия и наличия перегретого до 700-800°С пара в каналах, из-за которого мог бы произойти массовый разрыв труб ТК. (В отличие от тех аварийных ситуаций, рассмотренных в предыдущих двух параграфах об авариях на РБМК).

Такие предположения о массовом разрыве труб ТК при перекосе энерговыделения продолжают высказываться. Предполагается, что сложившиеся условия на 4-м блоке ЧАЭС похожи на те условия, которые возникли на 1-м блоке ЛАЭС с перекосом энерговыделения и выходом группы каналов в режим закризисной теплоотдачи с перегретым паром. И взрыв 4-го блока – последствие локального перекоса энерговыделения, обусловленного положительным плотностным эффектом реактивности, разрывом нескольких труб каналов, а не нажатие кнопки АЗ. Думаю, что в такой ситуации максимум энерговыделения как был (по расчетам), так и остался бы в верхней части активной зоны, а времени на сброс стержней АЗ у оператора уже не было бы. Поведение расхода ГЦН в такой ситуации было бы совершенно другим, а не тем, которое зафиксировано на лентах самописцев осциллографов. (Не было бы падения расхода всех ГЦН практически до нуля с последующим общим ростом сверх номинала через несколько секунд. Реактор-то разделен практически на две половины по питанию водой, поэтому насосы каждой половины реактора реагировали бы на происходящее по разному, в соответствии с состоянием энергораспределения «своей» половины активной зоны).

Общее падение расхода всех ГЦН до нуля на 4-м блоке свидетельствует о катастрофическом росте мощности всей активной зоны, а последующий рост расхода свидетельствует о массовом разрыве труб ТК вследствие их перегрева также практически по всей активной зоне (в основном в пределах плато активной зоны). Такой режим развития аварии возможен только после сброса всех стержней АЗ с верхнего их положения и роста мощности на мгновенных нейтронах.

Следует также отметить при анализе рассматриваемого сценария развития аварии вследствие локального перекоса энерговыделения, что не было зафиксировано снижение расхода в группе каналов, которые инициировали, по предположению, начало аварии. А такое снижение расхода должно было бы быть зафиксировано, что обусловлено предполагаемым локальным существенным ростом мощности каналов и ростом гидравлического сопротивления вследствие роста паросодержания. Не были зафиксированы и сигналы активности теплоносителя по КГО.

Следует также напомнить, что на ЧАЭС не единожды поднимали мощности реакторов после кратковременных остановок с минимальным количеством стержней СУЗ в активной зоне (менее 15 стержней). Это было требование подъема мощности диспетчером даже ценой нарушения положений регламента. Такие нарушения регламента проходили без заметных последствий, так как не было отмечено существенных локальных перекосов энерговыделения и ни разу не срабатывала аварийная защита в момент отсутствия допустимого запаса реактивности. Значит, не настолько был неустойчив режим работы на малой мощности с температурой воды на входе, близкой к насыщению, чтобы его не заметить. Поэтому и шли операторы реактора на нарушение регламента по запасу реактивности, потому что считали, видимо, требования регламента не совсем обоснованными. Ситуация похожа на сидение на пороховой бочке с факелом в руке. Если бы в таком режиме подъема мощности сработала аварийная защита по любому сигналу, реактор был бы взорван и без эксперимента с выбегом турбогенератора.

Анализ и обсуждение аварийных ситуаций

В этом анализе аварийных ситуаций нас в большой мере должен интересовать такой очевидный факт: ТВЭЛы разрушаются от перегрева на фрагменты и выносятся в барабан-сепаратор и, в основном, в графитовую кладку. Довольно быстро размывается и графит перегретым паром в ближайшей к разрыву зоне и превращается, вероятно, в мелкодисперсную «пыль». Разрушается при перегреве и циркониевая подвеска тепловыделяющих кассет. Оставшаяся более-менее целая часть ТВС потоком воды или пароводяной смеси может быть перемещена в разрыв трубы или другую часть технологического канала. Бóльшая часть разрушенных ТВЭЛов остается в графитовой кладке.

Теперь посмотрим на «косточку» из 4-го блока ЧАЭС внимательным взглядом. Фрагмент циркониевой трубы ТК длиной примерно 1 метр, заполненный полуразрушенными ТВЭЛами, подобран на крыше около реактора. Труба – с трещинами и деформирована. Один торец трубы – разрыв в пределах нижнего стального переходника с уменьшенным диаметром по сравнению с диаметром циркониевой трубы (разрыв по стальному переходнику ниже активной зоны, т.е. фрагмент трубы соответствует нижней части активной зоны и нижнего отражателя). С этого торца видны концы разрушенных ТВЭЛов с таблетками топлива, втиснутые в уменьшенный диаметр стального переходника. Другой торец – хрупкий разрыв по цирконию, труба деформирована, полуразрушенные ТВЭЛы в глубине трубы. Найдена маркировка трубы – канал 25-17, это край плато активной зоны юго-западного квадранта. Мощности каналов в этом месте активной зоны практически максимальны. (Исследования куска трубы с ТВЭЛами проводились в Курчатовском институте в ОИРТе, вся документация и материалы исследования у к.т.н. А.В. Рязанцевой). Поперечные разрезы трубы показали, что внутри находятся полуразрушенные ТВЭЛы, циркониевые оболочки сплавлены, охрупчены и окислены от перегрева, таблетки (топливо) высыпаются. Внимание привлекают концы ТВЭЛов, застрявшие в переходнике – это явно не концы нижней тепловыделяющей кассеты. [Тепловыдаляющая сборка (ТВС) состоит из двух тепловыделяющих кассет длиной примерно 3,5 м (ТВК), на концах которых сверху и снизу ТВС находятся крепежные детали – массивные стальные хвостовики, в которых крепятся ТВЭЛы, а вся ТВС крепится на циркониевой подвеске, которая выше активной зоны переходит в стальную подвеску. Между ТВЭЛами верхней и нижней кассеты оставлен зазор около 20 мм для компенсации температурных удлинений и удлинений, обусловленных термокачками.]. Так вот, если бы в трубе находились нижние ТВЭЛы, то в переходнике застрял бы нижний хвостовик. Его нет. Вывод: нижняя кассета вместе с хвостовиком и нижняя часть верхней кассеты после разгона реактора на мгновенных нейтронах, перегрева и разрушения твэлов и разрушения труб каналов водой и паром была выброшена в графитовую кладку.

(В момент разгона мощности на участке максимальных нагрузок в активной зоне осевое поле энерговыделения в пределах 4-5-ти нижних метров примерно косинусоидальное, в верхних двух-трех метрах активной зоны тепловые нагрузки существенно меньше или практически отсутствуют, так как успели войти поглощающие нейтроны стержни СУЗ, которые, скорее всего, были все заклинены в момент роста давления в межтрубном пространстве и смятия и искривления труб ТК СУЗ).

В этот момент разгона резко поднялся перепад давления в каналах реактора, расход на всех ГЦН снизился практически до нуля (по лентам самописцев), обратные клапаны закрылись. Примерно через 2-3 сек расход ГЦН стал восстанавливаться (после массового разрыва труб ТК и заполнения графитовой кладки водой, паром и разрушенными ТВЭЛами и падением мощности реактора) и возрос выше номинального через 2–3 сек (дальше записи обрываются). Именно в эти секунды вода из ГЦН, которые продолжали вращаться, выносит остатки нижних ТВЭЛов вместе с хвостовиком в разрывы труб ТК в графитовую кладку реактора. Через несколько долей секунд (или секунд) происходит срыв подачи насосов (кавитационный срыв вследствие падения давления на ГЦН из-за разрыва труб ТК). Мощный поток теплоносителя остается только сверху из барабанов-сепараторов (там бóльший и основной запас воды и еще поддерживается высокое давление). Именно он отрывает и «вгоняет» часть не разрушенной полностью верхней кассеты в нижний стальной переходник канала (оболочки ТВЭЛов охрупчены и вполне вероятен их обрыв потоком пароводяной смеси из барабанов-сепараторов; ТВЭЛы с двух сторон в выброшенной трубе не имеют концевых заглушек, то есть они оторваны из середины кассеты). Таким образом, основной поток теплоносителя (уже без диспергированного топлива ТВЭЛов, оно выброшено в кладку) направлен не только в кладку, но и вниз по направляющему каналу – еще целой нижней части трубы ТК, под реактор, где давление еще понижено. В этот момент времени вероятен осевой обрыв трубы канала в месте переходника и на метр выше переходника вследствие подъема схемы Е, проседание схемы ОР и смятия креста схемы С. Подъем вверх схемы Е и «проседание» вниз схемы ОР сопровождается обрывом кожуха, обрывом труб каналов и труб охлаждения отражателя. Часть труб ТК вместе с графитовыми блоками, в основном центральных и близких к периферии каналов, зависает над опустившейся схемой ОР (графитовые блоки могли зависнуть на «раздувшихся» трубах). Графитовые блоки отражателя, в которых отсутствуют трубы, опускаются вместе со схемой ОР.

Рассмотренный сценарий развития разрушения активной зоны позволяет понять, почему кусок кассеты из середины активной зоны втиснут в стальной переходник трубы ТК, а не выброшен в кладку.

Только после разрушения труб каналов и роста давления в активной зоне и реакторном пространстве возникли условия для разрушения самого реактора: за счет повышения давления в пределах кожуха (за счет заполнения графитовой кладки с температурой 300-400°С пароводяной смесью и раскаленным разрушенным топливом) происходит его разрыв; затем повышается давление в герметичном реакторном пространстве и деформация («раздувание») металлоконструкций реактора (осмотр показал, что деформированы заполненные водой баки биологической защиты, схема Л); под давлением проседает крест схемы С, рвутся компенсаторы верхней и нижней биологических защит – схемы Е и ОР, опускается схема ОР (нижняя биологическая защита, несущая активную зону; крест схемы С не выдерживает ударной нагрузки), поднимается и отрывается с некоторым смещением в сторону схема Е (верхняя биологическая защита), которая сминает и обрывает трубы пароводяных коммуникаций и каналов СУЗ. В момент «проседания» схемы С вместе со схемой ОР и в момент подъема и сдвига схемы Е происходит выброс раскаленной пароводяной и топливо-графитовой смеси в открывшуюся «дыру» при сдвиге схемы Е, а вместе с ней выброс кусков кожуха и графитовых блоков отражателя и периферийных графитовых блоков активной зоны вместе с остатками нижних участков циркониевых труб ТК и ТВЭЛов в них, последующее разрушение и обрушение конструкций центрального зала, падение многотонной перегрузочной машины (РЗМ) и мостового крана.

Вероятнее всего процесс разрушения и разгерметизации реакторного пространства проходил одновременно (двойной удар), но с неравномерным давлением в нем, иначе произошло бы что-то одно, так как следствием разрыва только верхнего или нижнего компенсаторов с подъёмом только схемы Е или опусканием только схемы ОР должно было бы быть падение давления в реакторном пространстве и торможение разрыва одного из них.

Вследствие «проседания» схемы ОР и подъема схемы Е, разрыва компенсаторов (в этот момент происходил также отрыв труб охлаждения отражателя и части труб рабочих каналов) и разгерметизации нижней части реакторного пространства произошел выброс раскаленной смеси вместе с частью фрагментов разрушенного топлива и «размытого» паром графита в помещения нижних коммуникаций реактора, что привело к их разрушению, а в дальнейшем – к разрушению стен помещений главных циркуляционных насосов, барабанов–сепараторов и других помещений реактора.

В результате парового «взрыва» герметичного реакторного пространства, его разгерметизации и последующего выброса пароводяной и топливо-графитовой смеси вместе с частью состава активной зоны за пределы шахты и центрального зала реактора было выброшено (по оценке специалистов – исследователей аварии 4-го блока) около 5% топлива. Целых и «размытых» графитовых блоков, в большей мере отражателя, так как в них отсутствуют стабилизирующие их трубы, выброшено было больше; ими были буквально завалены соседние крыши станции. Большая часть топлива и графита, особенно зоны малых тепловых нагрузок периферии и верхней части активной зоны, куда вошли поглощающие стержни СУЗ, осталась в шахте реактора на схеме ОР.

Последующий разогрев графита остаточным энерговыделением в топливе привел к возгоранию графита и его полному выгоранию. Для горения графита возникли благоприятные условия: воздух поступал через разрушенные помещения нижних коммуникаций и отверстия под каналы в схеме ОР, по периферии схемы ОР и по периферии шахты реактора (схемы Л), а раскаленные газы и высокоактивные продукты деления (газообразные, испаряемые и легколетучие) выходили в разрыв и проходы между схемой Е и баками тепловой водяной защиты (схемы Л) и поднимались на сотни метров над развалом реактора в течение 8-10 суток, пока горел графит. Возможно, часть баков схемы Л оставалась заполненной водой. Вдоль этих баков сверху вниз опускался холодный воздух, поверхность таких баков оставалась сравнительно холодной, несмотря на горение графита. После сгорания графита и остатков труб ТК схема Е перевернулась под тяжестью конструкций и фрагментов стен центрального зала, песка и прочих сброшенных с вертолета материалов, а также выброшенных в момент взрыва в центральный зал графитовых блоков и фрагментов труб ТК и ТВЭЛов (именно тех фрагментов, которые находились на схеме Е). Конечно, выброшенные фрагменты активной зоны в первой фазе аварии и находившиеся на схеме Е до момента ее переворота не могли испытать длительный режим высоких температур, когда упали на схему ОР, так как горение графита к этому времени практически закончилось. На схеме ОР в настоящее время вместе с разрушенными металлоконструкциями центрального зала, как мне представляется, должны «покоиться» остатки циркониевых и стальных участков труб периферийных ТК, вывернутых вверх потоком перегретого пара и с которых этим потоком были сорваны графитовые блоки. После переворота схемы Е они также не должны были сгореть. Там же должны находиться практически все стальные блоки тепловой защиты, которые располагались под и над графитовыми колоннами, и стальные трубы каналов охлаждения отражателя. (Каналы охлаждения отражателя в момент резкого подъема мощности не должны быть разрушены, так как они без топлива. Они были оборваны в момент подъёма схемы Е и смятия схемы С с опусканием схемы ОР). Там же должны находиться практически все стальные части подвесок ТВС с защитными пробками ТК (возможно, внутри схемы Е). В общем, на схеме ОР должно находиться столько разрушенных конструкций, несгораемых, несгоревших и нерасплавленных остатков активной зоны реактора, что обнаружить топливо визуально весьма проблематично, особенно если учесть значительную часть топлива, которое «утекло» вместе с расплавленным песком и другими сброшенными с вертолета материалами. Часть из них все же попала в шахту реактора и превратилась в лавообразные топливосодержащие массы (например, в «слоновую ногу» – застывший столб лавы, или застывшую струю расплава в парораспределительном коллекторе). Без длительных высоких температур лавообразные растекшиеся массы, объемы которых значительны, вряд ли могли бы образоваться!

Так что, по моему, «косточка» свидетельствует о последовательности развития аварии, близкой изложенной выше.

При компактном подъеме вверх всей активной зоны и последующем взрыве активной зоны вне шахты реактора стальной хвостовик ТВС должен был бы находиться в «косточке» – в выброшенном куске трубы с ТВЭЛами. Отсутствовали бы и лавообразные топливосодержащие массы, возникновение которых, безусловно, связано с длительным тепловым воздействием, а не с взрывом. Не было бы и длительного выброса активных раскаленных газов на большую высоту.

Заключение

Уверен, мало оснований говорить о том, что большая часть топлива 4-го блока реактора РБМК-1000 выброшена за пределы реактора в результате мифического взрыва и испарения активной зоны вне шахты реактора на высоте 15-30 метров от пола центрального зала. Тут впору вспомнить скорее другого барона с его занимательными историями.

Идея (гипотеза) взрыва активной зоны вне шахты реактора 4-го блока ЧАЭС опубликована в журнале «Атомная энергия», том 100, вып. 4, апрель 2006 г.[3] и в недавней книге НИКИЭТ [4]. Фантастическая гипотеза без достаточного расчетного нейтронно-физического и теплофизического обоснования перекочевала в серьезную и полезную книгу о реакторах РБМК и выдается за истину.

Если еще с большой натяжкой можно говорить о вероятности компактного «выпрыгивания» всей активной зоны из шахты реактора вместе с верхней защитой (схемой «Е») в результате локального роста давления вблизи схемы ОР у «подошвы» активной зоны и за счет струй воды из барабанов-сепараторов (ружейный пыж; в нашем случае это не пассивный «пыж», а «активный», внутри которого шли теплогидравлические процессы почти взрывного ненаправленного характера с изменением геометрии всей активной зоны), то у авторов гипотезы нет никаких веских нейтронно-физических (реактивностных) и даже логических (на уровне рассуждений) аргументов о возможности дополнительного мгновенного роста реактивности и тепловой мощности в этой «выпрыгнувшей» активной зоне, ставших причиной взрыва, испарения и превращения в раскалённую «пыль» всей активной зоны вне шахты реактора на высоте 15-30 м от пола центрального зала (тут впору говорить о ядерном взрыве). Ведь значительной части разрушенного топлива, скорее всего, в каналах при подъеме активной зоны уже не останется, так как за счет этого топлива будет сам подъем: оно будет вынесено вниз через оборванные нижние подводящие трубы каналов (НВК), в процессе самого подъёма, причём основная часть не разрушенного топлива будет находиться в верхней части графитовой кладки. Стержни СУЗ будут заклинены внутри активной зоны из-за смятия труб каналов СУЗ в момент роста давления в межтрубном пространстве активной зоны и не могут «вывалиться» из «вылетевшей» активной зоны. (Стержни СУЗ «все враз» остановились через несколько секунд после их сброса, что можно объяснить только их заклиниванием из-за смятия труб, которые в момент роста мощности могли дополнительно нагреться и потерять устойчивость вследствие роста давления, а также из-за искривления графитовых колонн вследствие заполнения кладки смесью пара и топлива). Поэтому нет оснований ожидать дополнительного роста реактивности в поднятой на 30 метров всей активной зоне со стержнями СУЗ с последующим, практически ядерным, взрывом и диспергированием всей активной зоны.

Еще два соображения.

1. При подъеме схемы Е должны быть оборваны трубы пароводяных коммуникаций (ПВК). После обрыва ПВК прекратится подача теплоносителя (пароводяной смеси) в рабочие каналы. Иссякнет и подъемная сила, которая могла бы выбросить активную зону из шахты реактора.

2. Представим, что «Елена» была выброшена вместе с компактно выброшенной активной зоной. Активная зона взорвалась под «Еленой», почти вся испарилась, а «Елена» ребром опустилась вертикально вниз в шахту реактора. Невероятность такого развития взрыва, на мой взгляд, очевидна, так как очевидна неравномерность давления под схемой Е. Если бы взрыв под схемой «Е» случился на самом деле, то взрывная волна отбросила бы «Елену» в сторону, а не в шахту. И валялась бы «Елена» где-нибудь в углу центрального зала, а не в шахте реактора.

Появление публикаций о взрыве активной зоны 4-го блока ЧАЭС вне шахты реактора напоминает библейскую легенду о Моисее, который водил евреев по пустыне 40 лет, чтобы избавить их от духа (синдрома) египетского рабства (чтобы умерли все свидетели и носители рабства), чтобы возникла из разрозненных племён единая, сплочённая и жизнеспособная нация. Так и в нашем трагическом, но локальном случае: видимо, единое мнение о причинах и развитии аварии на ЧАЭС появится ещё только через 20 лет, когда уйдут в мир иной участники тех событий, свидетели, «ликвидаторы» и «организаторы» чернобыльской катастрофы. Хотя…Поиски истины продолжаются. Энтузиасты уже сто лет спорят о природе Тунгусского метеорита (болида, ледяной кометы и пр.). Уж очень хочется найти следы пришельцев.

На самом деле, «у нас есть историки, но нет истории» – фантастическая гипотеза-то в серьёзной книге по РБМК [4] может остаться в головах нескольких поколений, прочитавших книгу.

Источники:

1. М.Н. Бабайцев, Е.В. Бурлаков, А.В. Краюшкин. Анализ аварии на 4-м энергоблоке Чернобыльской АЭС. Препринт РНЦ «КИ», ИАЭ-6416/4, Москва, 2006 г.

2. П.А. Платонов. О процессе разрушения активной зоны реактора IV блока ЧАЭС (Ретроспективный анализ экспериментов и фактов). Препринт РНЦ «КИ», ИАЭ-6486/11, Москва, 2006 г. (Препринт посвящён памяти Ф.Ф. Жердева, изучавшего распределение радионуклидов во фрагментах графитовых блоков, выброшенных из реактора).

3. Черкашов Ю.М., Новосельский О.Ю., Чечеров К. П. Исследование развития процессов при аварии на чернобыльской АЭС в 1986 г.4. Канальный ядерный энергетический реактор РБМК. Москва, ГУП НИКИЭТ, 2006 г.

Источники: http://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=article&sid=2814
http://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=article&sid=2852
http://pripyat.com/articles/22-goda-chernobylskoi-katastrofe-memuary-uchastnika-i-mnenie-eksperta-chast-1.html
http://pripyat.com/articles/22-goda-chernobylskoi-katastrofe-memuary-uchastnika-i-mnenie-eksperta-chast-2.html
http://pripyat.com/articles/22-goda-chernobylskoi-katastrofe-memuary-uchastnika-i-mnenie-eksperta-chast-3.html

Подписывайтесь:

youtube

telegram

instagram

facebook

vk