ПЕРВЫЙ ФОРУМ

 

Попробую коротко и популярно изложить свою версию. Дело в том, что в тогдашней СУЗ отсутствовала схема запоминания сигнала "АЗ-5" и сигнал снимался после снятия первопричины. То есть нажал кнопку – все стержни пошли в зону, отпустил – остановились. На практике этой возможностью не пользовались, но имели ввиду на случай, когда было необходимо резкое снижение мощности (или останов роста мощности) и не хватало других средств. Мера была радикальная и грубая, но снижала мощность наверняка. 26-го возникла именно такая ситуация – необходимо было срочно остановить резкий рост мощности, вызванный началом эксперимента (снижение расхода по КМПЦ) и совпавшее с этим резкое снижение расхода пит. воды. По одной из версий (довольно правдоподобной) эти же причины вызвали кавитацию ГЦН, что только еще больше ухудшило теплоотвод от ТВЭЛ. Дальше просто – СИУР жмет кнопку «АЗ-5», не для того чтобы заглушить реактор, а чтобы остановить бросок мощности. Жмет почти рефлекторно, по себе знаю – это элементарная реакция на показания приборов. Потом так же рефлекторно отпускает, стержни останавливаются – а вот этого уже достаточно для того, чтобы в полную силу заработал концевой эффект. Я думаю пары секунд прекращения движения стержней достаточно, но не меньше. Остановка движения все-таки должна быть, иначе подобная авария случилась бы намного раньше на других блоках. Про концевой эффект наука тогда знала. После этого сработала уже автоматическая защита (АЗС) (повторяю – никто ничего запрещенного не отключал) и примерно в это же время СИУР обесточил муфты стержней (КОМ), стержни (скорее всего уже не все) продолжили движение, но поздно - произошел пережег и разгерметизация 5-10 каналов в юго-восточном квадранте (между прочим разгон был вовсе не обязательно на мгновенных нейтронах). Система сброса давления в РП, рассчитанная на разрыв 1-2 каналов, не справилась и верхнюю плиту биозащиты реактора (схема «Е») приподняло, что привело к почти одновременной разгерметизации остальных (более 1660) каналов. Дальше я думаю пояснять не нужно…

Принцип работы указатели положений стержней (УП) основан на схеме сельсин-датчик/сельсин-приемник. Сельсины-датчики УП были разрушены во время взрыва, соответственно разорвалась цепь датчик-приемник. Те, кто знает работу этой схемы поймут, что в данной ситуации приемник показывает все что угодно, только не положение датчика (как правило, стрелка приемника проворачиваеться под своим весом и показывает около 5,5 метров, но никак не 3,5). Так что про «застывшие» УП тоже очередная чушь. А СИУР при работе "АЗ-5" ориентируется не только на показанания УП, есть и другие признаки движения стержней.

 

Похоже, нужно поподробнее объяснить процессы, происходившие на блоке за несколько минут до взрыва.

Сначала про мощность 200 Мвт. На самом деле, с точки зрения физики, наиболее неустойчив реактор на мощности 700 Мвт, т.к. при этом мощностной коэффициент реактивности минимален. Мощность 200 Мвт плоха другим. Дело в регуляторах уровня в барабан-сепараторах (БС). Их два – один пусковой другой рабочий. На этом уровне мощности пусковой уже не работает, а рабочий еще не работает, т.е. рулит СИУБ. А человек не машина и это приводит к довольно большим скачкам расхода пит.воды. В свою очередь, от этого расхода напрямую зависит реактивность – вот вам и неустойчивость. Добавлю, что неустойчивость вызвана еще несколькими факторами: большие размеры реактора, положительный паровой эффект, положительный эффект по температуре графита, ксеноновое отравление. В общем жизнь у СИУРа тогда была крайне тяжела и неказиста даже в стационарном режиме. А уж в таком как предаварийный так вообще тушите свет.

Теперь по хронологии.

1 ч.03 мин- 1 ч.07 мин. К 6-ти работающим ГЦН дополнительно подключили еще 2. Это во – первых привело к увеличению расхода через реактор; во – вторых к увеличению СИУБом расхода пит.воды в 4 раза. Оба этих факта приводят к резкому снижению паросодержания (фактически пара не стало совсем) что, при положительном паровом эффекте, ведет к вводу отрицательной реактивности. АР (автоматический регулятор мощности) идет из зоны, компенсируя эту реактивность, но его эффективности недостаточно, и СИУР помогает ему, интенсивно извлекая стержни ручного регулирования (РР). Этот процесс продолжался 15 минут. И надо же было в конце этого извлечения СКАЛе сделать "снимок" положения стержней – вот вам и почти единственное нарушение Регламента. Сделай она его на 5-10 минут раньше…

01ч.22 мин. Уровень воды в БС восстановился, и СИУБ уменьшает расход пит.воды в 4 раза, возвращая его к исходному. Паросодержание начинает увеличиваться.

01ч.23 мин. После стабилизации давления и уровня в БС испытания на выбеге начались. 4 ГЦНа начали снижать расход, что приводит к еще большему увеличению паросодержания и соответственно к вводу положительной реактивности. То есть начинается обратный процесс, но только на порядок быстрее предыдущего. АР идет в зону, СИУР помогает, но мощность все равно увеличивается (примерно 50 Мвт в минуту).

В 1 ч.23 мин.40 сек. поняв, что не успевает, СИУР жмет кнопку АЗ-5 для экстренного прекращения роста мощности (не для заглушения реактора), буквально на пару секунд, и отпускает… Ну кто тогда знал, что примерно через 2-3 сек. "концевой" эффект достигает максимума! Никто. Именно останов стержней на пике работы "концевого" эффекта стал исходным событием аварии. Паровой – только косвенная причина.

Далее просто. Рвутся несколько каналов, вода под давлением 7 МПа попадает в РП (почти атмосферное давление) на горячий графит (около 500 градусов), давлением приподнимает верхнюю плиту, к которой приварены остальные каналы, они все рвутся, плиту подбрасывает в ЦЗ. Оболочки ТВЭЛов (внутреннее давление в них, между прочим, сравнимо с давлением в КМПЦ) разрушаются, топливо высыпается и начинает плавиться.

Да, еще… По последним предаварийным испытаниям паровой коэффициент был равен 4,3 бета. Но это на мощности 80%, а чем ниже мощность, тем он больше. Ниже 80 никто никогда не измерял.

 

Да я и не спорю с тем, что паровой эффект никак не мог вызвать экстремальное увеличение мощности (тем более разгон на мгновенных нейтронах) и с тем, что паросодержание не могло резко измениться за 3 сек. Вернемся к хронологии. СИУР начал бороться с вводом положительной реактивности в 01ч.22 мин. после снижения расхода пит.воды. Через 1 мин. на увеличении паросодержания дополнительно стало сказываться снижение расхода выбегающих ГЦН. После этого СИУР продолжал бороться еще 40 сек. То есть в общей сложности процесс увеличения количества пара и ввода положительной реактивности продолжался 1 мин. 40 сек., а никак не 3 и даже не 20 секунд. При этом мощность увеличилась на 50-100 Мвт, что совсем немного. Но сам факт того, что мощность продолжала расти, несмотря на усилия СИУРа, говорит о том, что необходимо было предпринять более радикальные меры для останова этого роста, т.е. кратковременно нажать на кнопку АЗ-5 и ввести одновременно ВСЕ стержни примерно на метр в зону. Вполне нормальное и логически правильное решение. И вот тут-то и сработал "концевой" эффект, "скорострельность" которого куда выше парового и вполне укладывается в 3 сек. Видимо про него надо поподробнее.

Про наконечники (правильней – вытеснители).

Стержни РБМК находятся в каналах, охлаждаемых своим, независимым от КМПЦ контуром охлаждения. Доаварийный стержень состоял из поглотителя длиной 7 метров (высота активной зоны) и соединенного с ним телескопической штангой вытеснителя длиной 5 метров. Если бы графитового вытеснителя не было, то при извлечении стержня из зоны ниже его оставалась бы вода, а она в РБМК является поглотителем тепловых нейтронов. Это приводит, во-первых, к неравномерности энерговыделения, во-вторых, к снижению экономичности реактора из-за вредного поглощения нейтронов. Поэтому стали применять графитовые вытеснители воды (графит – замедлитель). Логичней их было бы сделать, как и поглотители, длиной 7 м., однако длина канала ниже активной зоны 5 м. т.е. при нахождении стержня в крайнем нижнем положении на размещение вытеснителя ниже его остается всего 5 м. Телескоп сделан для выравнивания энерговыделения по высоте, т.е когда стержень вверху, то вытеснитель находится по центру зоны - сверху и снизу участки воды по 1 м. При перемещении стержня вниз вытеснитель встает на упор внизу канала (на 5 м. ниже активной зоны, в это положении он полностью за пределами зоны зоны), и начинает складывается телескоп.

Таким образом, если нажать АЗ-5 в тот момент, когда большинство стержней извлечены из АЗ (малый ОЗР), то на последнем метре всей активной зоны будет происходить замена воды (поглотителя) на графит (замедлитель) т.е. ввод положительной реактивности ("концевой" эффект) и рост мощности на нижнем метре зоны (даже если общая мощность реактора снижается). 26-го ситуация была ухудшена кратковременным остановом всех стержней (это моя версия) через 2-3 сек. как раз тогда, когда стержни прошли этот метр и нижние участи каналов со стержнями заполнились графитом – "концевой" эффект достиг максимума (по расчетам около 1-ой бета). Несколько каналов с топливом не выдержали броска мощности на этом участке и разорвались.

"Концевой" эффект очень сложно обнаружить, т.к. датчики нейтронов находятся в центре по высоте активной зоны. Однако этот эффект все же был обнаружен в 1983 г. на Игналинской АЭС. Были разработаны мероприятия, но реализованы они были только после аварии в срочном порядке. Современный стержень РБМК имеет семиметровые вытеснитель и поглотитель. Поглотитель состоит из двух частей – 5-ти метровый старый и 2-х метровый ленточный, который при складывании телескопа надевается на вытеснитель.

 

viur

мощность продолжала расти, несмотря на усилия СИУРа

Извиняюсь за настырность, но все же почему она продолжала расти несмотря ни на что, если все вроде по твоим словам в порядке, все в норме? Расход питательной воды не уменьшен в 4 раза, а приведен в норму, поскольку до этого он был увеличен в 4 раза, ты сам говорил. Половина ГЦН работают нормально, при такой мощности этого более чем достаточно. И все же разгон пошел так, что пришлось нажимать АЗ-5. А она насколько я понимаю просто так при каждой малой нужде не жмется. Причину этого я все равно из твоих объяснений так и не понял.

По моему дилетантскому разумению главная причина - как раз малый ОЗР, который мог внести гораздо бОльшую положительную реактивность, чем "концевой эффект" (см. общеизвестную статью Горбачева)

 

цитата:

«давно известно, что вывод управляющих стержней из активной зоны реактора сам по себе может дать гораздо больший выбег реактивности – более 4в»

Но ты значение этого фактора старательно преуменьшаешь. Оно вобщем-то и понятно, потому что это означало бы признание ошибок твоих коллег. 

Вообще я уже давно понял, что там где есть "человеческий фактор" (в данном случае столкновение корпоративных интересов эксплуатационщиков vs конструкторов и разработчиков), докопаться до истины практически невозможно.

 

Попробую объяснить. Вернемся к началу - к тому моменту, когда подключили еще 2 ГЦН. Допустим, до этого (в 1ч. 00 мин.) расход через КМПЦ был 45000 куб.м./ч, расход пит.воды был 200 куб.м./ч, паросодержание было 10%.

Подключают 2(!) ГЦНа, в результате к 1ч.10 мин. расход через КМПЦ увеличивается до 56000 куб.м./ч еще через минут 5 расход питводы увеличивается до 800 куб.м./ч, еще через 5 мин. паросодержание становится нулевым. Все это приводит к вводу отрицательной реактивности около 0,7 бета в течение 10-15 минут, для компенсации этой реактивности СИУР извлекает около 7 стержней за то же время.

Теперь обратный процесс. В 1ч. 22 мин. СИУБ снижает расход пит.воды до 200 куб.м./ч. Через 1 мин. 4 (!) ГЦНа начинают резко снижать расход, общий расход через минуту возвращается к 45000 куб.м./ч и еще через минуту падает до 35000 куб.м./ч. Это привело к тому, что буквально за 2 минуты паросодержание стало равным 10% и продолжало резко увеличиваться. Понятна разница? Первая фаза длилась 10-15 минут, вторая – 2 минуты, соответственно на первом этапе СИУР успел за 10-15 минут извлечь 7 стержней, а на втором не успевал ввести в зону то же количество стержней за 2 минуты. Замечу, что извлекаются и вводятся стержни не абы как - нужно время и на раздумье.

А фраза Горбачева говорит только о его полном незнании физики реакторов вообще и физики РБМК в частности. Я ему об этом писал и он признал, что тут он ляпнул полную чушь. И насчет столкновения интересов это тоже его сугубо личное мнение, лично я никакого столкновения не наблюдаю и никаких интересов эксплуатации не защищаю.

Пожалуй еще кое что добавлю по поводу ОЗР. Вот смотрите. Стержни же извлекаются не просто так, а в ответ на ввод отрицательной реактивности. Она может вводиться по разным причинам. Например, отравление. Что это такое? По сути это замена поглотителя стержней на ксенон, накапливающийся в топливе. Ну вытащили все стержни, вместо них в зоне находится ксенон в качестве поглотителя. Ну откуда тут положительная реактивность? Поглотителя сколько было столько и осталось, только раньше это был карбид бора (стержни) а стал ксенон. Конечно, я сильно упрощаю - у ксенона динамические свойства поглотителя далеко не такие как у карбида бора, поэтому минимальная величина ОЗР и ограничена. Но то, что маленький ОЗР приводит к вводу положительной реактивности аж 4 бета - полная чушь.

 

viur

Реактор до самого последнего момента (нажатия АЗ-5) не выходил из под контроля, не было ни одного сигнала неисправности.

А как же быть со свидетельствами очевидцев? “Оператор реактора Л. Топтунов закричал об аварийном увеличении мощности реактора. Акимов громко крикнул: “Глуши реактор!” и метнулся к пульту управления реактором. Вот эту вторую команду глушить уже слышали все. Было это, видимо, после первого взрыва….” Заметь, получается, что сначала возникла аварийная ситуация, а потом уже было принято решение глушить реактор. Это все вранье?

И еще вопрос: как можно было в тот момент остановить процесс, не нажимая АЗ-5?

То же самое происходило бы при ОЗР в 50 стержней.

Ты действительно так считаешь? Ну не знаю, наверное я не понимаю чего-то фундаментального. Попробую еще раз на пальцах пояснить ход моих мыслей. Договоримся исчислять реактивность системы в условных единицах (уе).

1. Допустим, условный порог реактивности, за которым реактор становится трудноуправляемым, равен 10 уе.

2. Допустим, при ОЗР 50 стержней реактивность равна 5 уе.

3. Допустим, при малом ОЗР реактивность достигла 9 уе.

4. Допустим, изменение расхода теплоносителя в том объеме, как это было в действительности, вносит изменение реактивности 1 уе.

При таких допущениях получается, что при ОЗР 50 стержней реактивность при изменении расхода будет лежать в пределах 4-6 уе, ничего особенного. А вот при малом ОЗР добавление даже небольшой реактивности 1 уе приведет к достижению этого порога неуправляемости реактора 10 уе. Где изъян в моих рассуждениях?

А-аа! Понял. Ты путаешь понятия реактивность и оперативный запас реактивности (ОЗР).

Реактивность - это мера отклонения реактора от критического состояния. При реактивности равной 0 реактор критичен, идет самоподдерживающаяся цепная реакция, мощность постоянна. При реактивности >0 реактор надкритичен, мощность увеличивается.

ОЗР – это суммарная положительная реактивность, которая может выделиться при извлечении всех стержней из зоны. Когда говорят, что ОЗР равен 50 стержням, то это значит, что при извлечении 50 стержней из зоны мы введем положительную реактивность равную примерно 5 бета (10 стержней "весят" около одной бета).

Реактор при ЛЮБОМ ОЗР может обладать и отрицательной, и положительной и нулевой реактивностью. Поэтому твое предположение "Допустим, при ОЗР 50 стержней реактивность равна 5 уе" неверно – у реактора с постоянной мощностью при ОЗР хоть в 50, хоть в 0 стержней реактивность равна 0. Это физика такая – реактивность 0, значит мощность не растет и не падает. А ОЗР при этом может быть любой. Понятно? Не расстраивайся, даже такой популярный в Инете человек, как Борис Горбачев допустил точно такую же грубейшую ошибку. А ведь он "член Академии наук Украины", как его тут называли. Это одна из самых распространенных ошибок стажеров ВИУР.

Другая твоя ошибка: реактор становится неуправляемым не при ОЗР менее (допустим) 10 у.е., а при мгновенном(!) вводе положительной реактивности более 1-ой бета. Это и называется разгоном на мгновенных нейтронах.

Топтунов закричал об аварийном увеличении мощности, когда увидел реакцию аппарата на его кратковременное нажатие АЗ-5. Я бы тоже заорал, когда мощность после погружения всех стержней в зону на 1 метр вместо резкого снижения не менее резко подскочила.

 

viur

Кажется я более-менее понял смысл ваших высказываний, и хочу попробовать описать технику развития аварии языком неспециалиста, но опираясь на ваше мнение и некоторые другие доступные факты. Поправьте меня, если я где-то ошибусь.

К 26 апреля 1986 года среднее выгорание топлива в ТВЭЛах составляло более 50%, (читал, что большинство сборок работало еще с самой первой загрузки реактора) поэтому, для поддержания реактора на проектной мощности было необходимо относительно низкое количество управляющих стержней-поглотителей опущенных в активную зону. Возможно, по этой же причине (большое выгорание) оператор реактора при снижении мощности до величин, требуемых экспериментом "посадил" аппарат в йодную яму, что было эквивалентно введению 30ти стержней-поглотителей, затем, для поднятия мощности пришлось убрать из активной зоны почти все оставшиеся там поглотители, что было запрещено, но оперативно об этом узнать возможности не было. (Интересно, а что же показывали в это время сельсины, или они показывают положение только больших групп стержней, и количество стержней в активной зоне по ним определить невозможно? Хотя бы примерно.) Мощность реактора поднялась до 200 МВТ(т), решено было начинать эксперимент по выбегу турбины, в процессе эксперимента реактор решили не останавливать, для возможности повтора (вот это очень зря, т.к. оператор реактора кнопку АЗ-5 додержал бы до упора), тем более, что проводились испытания на вибрацию, и ход этих различных испытаний мог помешать друг другу. Подключили резервные насосы (ГЦН), подающие воду в реактор вместе с основными, расход воды через реактор увеличился, что снизило парообразование и еще снизило мощность аппарата, оператор реактора вывел из активной зоны еще 7 стержней для поддержания мощности, затем закрыли задвижку турбогенератора, и снизили расход воды через реактор, что соответственно резко увеличило парообразование. Если увеличилось парообразование, то соответственно начала быстро расти мощность реактора, т.к. пар меньше чем вода тормозит и поглощает свободные нейтроны. Оператор реактора на несколько секунд нажал кнопку АЗ-5, которая вводит все стержни поглотители в реактор, но останавливает движение стержней при отпускании кнопки. Т.е. стержни были введены где-то на 1 метр. Стержни на концах снабжены вытеснителем, который имеет более низкую поглотительную способность чем вода. Если вспомнить, что до этого из активной зоны были выведены почти все стержни, то при массовом погружении в зону почти всех стержней на 1 метр, так называемый концевой эффект получился просто колоссальным. Начался неуправляемый рост мощности реактора, к тому же видимо с перекосом на нижнюю часть активной зоны, т.е. почти весь прирост мощности сконцентрировался внизу активной зоны реактора, температура и давление (от вскипевшей за мнгновения воды) там резко подскочили и опять же ещё увеличили тепловыделение в нижней части активной зоны, начались лопаться каналы, в которых находились тепловыделяющие сборки, а также началась пароциркониевая реакция разложения пара на водород и кислород, также давлением подбросило тяжелую крышку биозащиты реактора, что привело к разрыву всех технологических каналов, ТВЭЛы также полопались, топливо и радиоактивные отходы попали непосредственно в активную зону, затем произошел взрыв гремучего газа, который видимо был инициирован раскаленными остатками ТВЭЛов в нижней части реактора, видимо из-за строения реактора (канальность) взрыв получился направленный в основном вверх т.к. начинался снизу и усиливался проходя через всю активную зону снизу вверх (подобные взрывчики в миниатюре можно наблюдать у пиротехнических изделий, которые выдают фонтан искр). Крышку биозащиты (схему Е) взрывом открыло, как выхлопные газы открывают крышку выхлопной трубы у тракторов, прожгло крышу ЦЗ, и столб пламени, кусков активной зоны, остатков топлива и отходов устремился в небо. Т.е. мне кажется, что сам взрыв был не очень большой мощности, но он получился направленным (как у кумулятивного заряда). Такая теория может объяснить слова Чечерова о том, что сами стены активной зоны не получили сильных повреждений, так и то, что взрывом не был разрушен весь энергоблок вместе с третьим.

Вот такое у меня получилось мнение, поправьте, где считаете нужным.

 

viur

Да, блин, согласен, я конечно чушь сморозил в предыдущем посте (хотя и приятно, что меня в одну компанию с академиками записали ). Действительно маленький ОЗР сам по себе наверное ни при чем. Перечитал предыдущую страницу и кажется начал понимать. Мне просто этот маленький ОЗР глаза заслонял.  А все дело в скорости снижения расхода, так что скорости движения стержней в зону было недостаточно чтобы это скомпенсировать. Но разве в процессе нормальной эксплуатации никогда не включают/отключают часть ГЦНов и не манипулируют расходом пит.воды? Почему этого раньше не происходило?

Топтунов закричал об аварийном увеличении мощности, когда увидел реакцию аппарата на его кратковременное нажатие АЗ-5.

Ну а Дятлов-то (это я его выше процитировал) говорит наоборот, что Топтунов закричал до нажатия АЗ-5. Не в обиду тебе, но я все же склонен ему верить больше, все же он живой свидетель. Скорее наверное Топтунов увидел, что при снижении расхода теплоносителя реактор начал разгоняться слишком быстро и он не справляется с управлением. А АЗ-5 только подлила масла в огонь, хотя и без нее скорее всего произошло бы то же самое.

А почему в то время было настолько сложно додуматься погружать эти самые УСП? (господи, сколько у вас там этих всяких стержней?

 

ДРУГОЙ ФОРУМ

 

Во-первых, хочу отметить, что я не хотел обвинять Дятлова в искажении фактов. Все неточности и ошибки в его книге несущественны. Во-вторых, почему я решил ответить в этом форуме? Уже в который раз я встречаю «1-й официальный доклад «Информации об аварии на Чернобыльской АЭС и ее последствиях...», представленный советской делегацией на проведенном в Вене 25 - 29 августа 1986 г. совещании экспертов МАГАТЭ» на базе которого был опубликован доклад INSAG-1. 99% информации об аварии это вариации на тему INSAG-1, хотя то же МАГАТЭ в более позднем докладе INSAG-7 признало ошибочность выводов INSAG-1. И глава делегации советских экспертов академик Легасов застрелился вскоре после опубликования позорного INSAG-1. Насколько все-таки живуча ложь! Б.Горбачев пишет, что: «Различных объяснений причин Чернобыльской аварии много. А научно разумных всего две. Первая из них появилась в августе 1986 г.» Неправда, в книге Дятлова приводится версия группы экспертов под руководством А.Г. Шашарина, появившаяся уже в мае 1986 г. Заместитель Министра энергетики и электрификации Г.А. Шашарин подписывать акт расследования (тот самый «1-й официальный доклад…») отказался, и группа в составе работников Института «Гидропроект» и ВНИИАЭС с привлечением Всесоюзного теплотехнического института и конструкторов ГЦН провела расследование причин Чернобыльской аварии и выпустила документ под названием «Дополнение к акту расследования».... Именно эта версия (ИМХО) является наиболее квалифицированной и согласующейся со всеми фактами.

Приведу ее со своими комментариями (и подчеркиваниями).

 

1. Как следует из распечаток программы ДРЕГ, расшифровки осциллограмм изменения параметров работы оборудования при проведении опыта совместного выбега нагрузки собственных нужд с ТГ, диаграмм самописцев, объяснительных записок эксплуатационного персонала, справки работника организации - конструктора ГЦН, срыва циркуляции в КМПЦ не было вплоть до неконтролируемого разгона реактора и роста давления в контуре.

Из указанных приложений видно, что расходы теплоносителя через каждый ГЦН и по КМПЦ в целом до O1 ч 23 мин 45с были стабильными, признаки срыва расхода отсутствовали.

2. Установка работала по нормальной технологической схеме с одним включенным ТГ-8, имевшим мощность 40 МВт электрических при тепловой мощности реактора около 200 МВт. Мощность реактора поддерживалась АР. При этом все параметры, характеризующие работу реакторной установки, в период времени, предшествующий аварии, вплоть до нажатия кнопки A3 были нормальными и стабильными. Аварийных технологических сигналов на блоке отмечено не было.

4. Изменение режима работы блока после отключения ТГ-8 состояло в постепенном за 30,..40 с сокращении расхода через реактор и переходе на работу с восьми на четыре ГЦН при постоянной мощности реактора, составлявшей 6... 7 % от номинальной. В процессе проведения этого режима расход через реактор сократился на 20 % от исходного значения. Расход воды через каждый из четырех ГЦН, оставшихся на нормальном питании, возрос. Это сократило запас до запаривания этих ГЦН, однако признаков срыва напора насосов, снижения их производительности, резкого сокращения расхода теплоносителя через реактор, изменения реактивности активной зоны и возрастания мощности или иных заметных изменений параметров по этой причине не было. (изменения мощности и реактивности не было т.к. АР и СИУР активно подавляли рост мощности и ввод положительной реактивности, вызванные резким увеличением паросодержания в активной зоне. viur)

Отличие от обычных режимов эксплуатации состояло в том, что:

— для выполнения программы по проверке предусмотренного проектом режима работы механизмов собственных нужд при потере внешних источников питания (режим обесточивания) за счет энергии ТГ после его отключения от сети были включены в работу восемь ГЦН, что не запрещено технологическим регламентом и инструкциями;

— оперативный запас реактивности перед аварией, как установлено при дополнительном анализе (но не во время событий!), составлял около восьми стержней РР при допускаемом технологическим регламентом не менее 15 стержней PP.

5, Оперативный персонал допустил следующие нарушения:

5.1 По отдельным ГЦН расход воды превышал величину 7000 м3 /ч, установленную как предельная при расходе питательной воды менее 500 т/ч.

5.2 При провале мощности в переходном процессе, длившемся 12 мин, тепловая мощность снизилась до 40...60 МВт (но никак не 30!) , ОЗР снизился ниже допустимого и составлял за одну минуту до аварии восемь стержней. Кроме того, мощность реактора была 200 МВт в отклонение от программы.

6. Группа экспертов проанализировала указанные нарушения и отмечает следующее:

Для определения ОЗР необходимо по запросу оператора выполнить расчет по программе «Призма» и провести анализ распечатки результатов расчета. Этот процесс длится 7..10 мин, в течение которых в переходном периоде ситуация существенно меняется. Другой способ оценки - подсчитать па указателям положения 211 стержней- Но это долго. (это автоматически снимает обвинение персонала в недопустимом снижении ОЗР)

В проектных материалах реакторной установки и основанном на них технологическом регламенте нет обоснования минимального запаса реактивности с точки зрения безопасности реактора. (справедливости ради отмечу, что в Регламенте и не должно быть никаких разъяснений)

В техническом проекте реакторной установки и в технологическом регламенте нет разъяснения о возможных последствиях работы реактора с малым запасом реактивности .

Нет указаний об оптимальном распределении стержней в процессе нестационарного отравления. С другой стороны, ни в каких материалах нет указании об особой опасности режима работы па малых уровнях мощности.

Во всех материалах подчеркивается особая опасность превышения допустимых пределов при больших уровнях мощности. Таким образом, персонал ни технически, ни психологически не был подготовлен к тому, что столь малый уровень мощности может представлять не меньшую, а большую опасность при определенных обстоятельствах, чем при работе на полной мощности.

11. Причины аварии.

Как следует из расчетов ВНИИАЭС, основной причиной неконтролируемого разгона реактора является сброс A3 в конкретных условиях: при запасе реактивности, равном восьми стержням, находившимся в активной зоне, и при малом недогреве до кипения теплоносителя на входе в реактор.

Такой разгон возможен из-за одновременного действия следующих факторов:

11.1 Принципиально неверная конструкция стержней управления и защиты, приводящая при начальном их опускании вниз с целью прекращения цепной реакции деления к внесению положительной реактивности в нижнюю часть активной зоны. При некоторых конфигурациях нейтронного поля и большом числе выведенных из активной зоны стержней –это может привести как к локальному, так и общему разгону реактора, вместо его остановки

11.2 Наличие положительного парового эффекта реактивности.

11.3 Наличие, как показала рассматриваемая авария, положительного быстрого мощностного коэффициента реактивности, вопреки утверждению (утверждению науки)

11.4 Работа ГЦН на малой мощности реактора с расходом до 56 тыс. м'/ч при малом расходе питательной воды. Это не запрещено технологическим регламентом

11.5 Непреднамеренное нарушение персоналом требований регламента в части поддержания минимального запаса реактивности и программы испытаний в части поддержания уровня мощности реактора. (в программе речь шла о допустимом максимуме мощности, минимум не ограничивался)

11.6 Недостаточность в проекте реакторной установки технических средств защиты и оперативной информации персоналу, а также указаний в материалах проекта и в технологическом регламенте об опасности выше указанных нарушений.

Перечисленные факты показывают, что в проекте реакторной установки не были выполнены важнейшие требования пунктов 2.2.2. и 2.3.7. ОПБ.

 

Приведу еще один фрагмент книги Дятлова, в котором приводится фрагмент отчета сотрудника Курчатовского института В.П. Волкова:

 

«При анализе Чернобыльской аварии выяснилось: большой эффект вытеснителей, большой паровой эффект реактивности, образование чрезмерно большой объемной неравномерности энерговыделения в активной зоне в процессе аварии. Последнее обстоятельство - одно из наиболее важных и обусловлено большими размерами активной зоны (7x12 м), малой скоростью перемещения неоднородных (имеющих поглотители, вытеснители и водяные столбы) стержней - 0,4 м/с и большим паровым эффектом реактивности – 5βэфф. Все это и предопределило размеры катастрофы. Таким образом масштаб аварии на ЧАЭС обусловлен не действиями оперативного персонала, а непониманием, прежде всего со стороны научного руководства, влияния паросодержания на реактивность активной зоны РБМК, что привело к неправильному анализу надежности эксплуатации; игнорированию неоднократных проявлений большой величины парового эффекта реактивности при эксплуатации; к ложной уверенности в достаточной эффективности СУЗ, которая на самом деле не могла справиться как с произошедшей аварией, так и со многими другими, в частности, с проектными авариями, и, естественно, к составлению неверного Регламента эксплуатации. Подобное научно-техническое руководство объясняется, кроме всего прочего, чрезвычайно низким уровнем научно-технических разработок по обоснованию нейтронно-физических процессов, происходящих в активной зоне АЭС с РБМК; игнорированием расхождения результатов, получающихся по различным методикам; отсутствием экспериментальных исследований в условиях, наиболее приближенных к натурным; отсутствием анализа специальной литературы и, в конечном итоге, передачей главному конструктору неверных методик расчета нейтронно-физических процессов и своих функций - обоснование процессов, протекающих в активной зоне, и обоснование безопасности АЭС с РБМК. Важным обстоятельством является и то, что Минэнерго длительное время пассивно эксплуатировало АЭС с РБМК с нейтронно-физической нестабильностью в активной зоне, не придавало должного значения неоднократным выпадениям сигналов АЗМ и АЭС при срабатывании A3, не требовало тщательного разбора аварийных ситуаций... Необходимо констатировать, что авария, подобная Чернобыльской, была неизбежной»

 

Все это верно, однако я давно (еще когда проходил подготовку на ВИУРа) обратил внимание на несколько непоняток в этих причинах:

1. До аварии РБМК глушили защитой АЗ-5 сотни (если не тысячи) раз с различных уровней мощности при самых разных режимах, но ни разу при этом (при заглушении) не было бросков мощности, достаточных для разрыва хотя бы 1-го канала. Конечно, 26-го был довольно необычный режим работы реактора, но не уникальный. Тем не менее, почему-то в тот раз срабатывание АЗ-5 привело к одновременному разрыву около 7 каналов.

2. Как показали послеаварийные расчеты, суммарная величина «концевого эффекта» равна примерно 1-ой бета. Но это суммарная величина, эта реактивность не вводится мгновенно – стержни идут довольно медленно (0,4 м/с). По-моему, этого мало для увеличения мощности, достаточного для разрыва канала. Конечно, «по-моему» это не аргумент – нужны расчеты, эксперименты.

3. Все послеаварийные мероприятия по повышению безопасности РБМК являются следствием причин аварии. Все, кроме одного – была внедрена схема запоминания сигнала АЗ-5 на 40 сек. после его возникновения. Почему была внедрена эта схема? Какое она имеет отношение к аварии?

 

Все это и натолкнуло меня на идею об останове стержней по факту снятия сигнала АЗ-5. Это дает ответы на все вышеизложенные вопросы.

И еще. Получается, что кто-то знал (знает) об этом факте. Изначально об этом могли знать только сам Топтунов и, наверняка Акимов. Видимо, кому-то они потом сказали. Кому-то хорошо разбирающемуся в РБМК и довольно влиятельному – сумел протолкнуть это в первоочередные мероприятия, скрыв причины. А ведь получается что это ключевая причина – это исходное событие аварии.

 

 



Сайт управляется системой uCoz