Причины и последствия аварии на чернобыльской АЭС

Таким образом, основой  аварии на ЧАЭС была признана «низкая  культура безопасности не только на Чернобыльской  АЭС, но и во всех советских проектных, эксплуатирующих  и регулирующих организациях атомной энергетики, существовавших в  то время». Под критику  МАГАТЭ попали все  организации, задействованные  в то время в  атомной энергетике, и входившие в  Министерство энергетики СССР, Среднего машиностроения СССР и Госатомнадзора СССР, и пр.

Ниже  рассматриваются  технические аспекты  аварии, обусловленные  в основном имевшими место недостатками реакторов РБМК, а  также нарушениями  и ошибками, допущенными  персоналом станции  при проведении последнего для 4-го блока ЧАЭС эксперимента.

Недостатки  реактора

По  состоянию на апрель 1986 г. реактор РБМК имел десятки нарушений  и отступлений  от правил безопасности, действующих на тот  момент.

• Техническое обоснование безопасности не содержало перечня отступлений от норм и правил и мер по компенсации этих отступлений, техническое описание и эксплуатационная документация, которой руководствовался в своих действиях персонал, не могла быть адекватной фактическим характеристикам реактора — нарушение 3.1.6. ПБЯ-04-74
• Конструкция реактора, ядерно-физические и теплогидравлические характеристики активной зоны реактора предопределили наличие положительных парового и мощностного коэффициентов реактивности для режима стационарных перегрузок реактора РБМК-1000, при этом не была «обеспечена и особо доказана ядерная безопасность» при таких коэффициентах ни для работы на номинальном уровне мощности, ни для промежуточных уровней мощности от минимально-контролируемой до номинальной. Это также не было сделано для переходных и аварийных режимов. Таким образом, реактор РБМК-1000 из-за ошибочно выбранных его разработчиками физических и конструктивных параметров активной зоны представлял собой систему динамически неустойчивую по отношению к возмущению как по мощности, так и по паросодержанию, которое, в свою очередь, зависело от многих параметров состояния реактора — нарушение 3.2.2. ПБЯ-04-74
• Для ряда важнейших параметров, нарушение которых 26.04.86 г. (персоналом) разработчики реактора считали критическими для возникновения и развития аварии, не были предусмотрены проектом ни аварийные, ни предупредительные сигналы, что является нарушением статьи 3.1.8. ПБЯ-04-74.
• СУЗ РБМК-1000 не отвечала требованиям статьи 3.3.1. ПБЯ-04-74 в условиях реально существовавших эффектов реактивности и конструкции стержней СУЗ.
• Просчёты разработчиков реактора в определении эффектов реактивности, учёт которых был необходим при проектировании СУЗ, предопределил невыполнение требований статьи 3.3.5. ПБЯ-04-74.
• Требования статьи 3.3.21. ПБЯ-04-74 в проекте не выполнены (отсутствие быстродействующей аварийной защиты)
• При имевших место характеристиках реактора и СУЗ возрастание мощности реактора при срабатывании АЗ-5 в определенных условиях могло быть столь значительным, что при достижении аварийных уставок АЗМ и АЗС ядерная реакция уже не могла быть остановлена без значительного повреждения ТВЭЛ`ов, что при малой способности реактора к сбросу пара из реакторного пространства предопределяет его возможное разрушение. Поэтому при разрыве более одного ТК мог произойти «отрыв» верхней плиты реактора, схемы «Е» и последующий выход из строя всей системы ввода стержней СУЗ в активную зону реактора и даже вывод (выброс) стержней СУЗ из активной зоны, что ведёт к вводу положительной реактивности, а не к быстрому и надежному гашению цепной реакции — нарушение 3.3.26. ПБЯ-04-74
• Была выбрана такая конструкция стержней СУЗ, при которой органы воздействия на реактивность не предотвращали образование локальных критических масс в активной зоне реактора, поскольку в силу своей конструкции не перекрывали по высоте всю активную зону — нарушение 3.3.28. ПБЯ-04-74
• Алгоритм действия аварийной защиты разработчиками реактора обосновывался с точки зрения эффективности работы АЭС в энергосистеме, а не с точки зрения обеспечения ядерной безопасности, для чего, собственно, и предназначена аварийная защита — нарушение 3.3.29. ПБЯ-04-74

После аварии в срочном  порядке (первичные  уже в мае 86г) были осуществленны следующие мероприятия:

• Указание держать ОЗР на полупогруженных стержнях.
• Установка до 30 ДП (дополнительных поглотителей) в активную зону. Позже это число увеличили до 80-90.
• Увеличение минимально-допустимого ОЗР до 30 ст. РР (вместо 15 ст. РР до аварии)
• Заведение сигнала АЗ-5 на УСП.
• В ТР появился запрет на одновременное включение 8 ГЦН.
• Выполнен «самоподхват» кнопки АЗ-5.
• Увеличение числа стержней УСП.
• Увеличение быстродействия АЗ с 18 до 12 сек. за счёт модернизации СУЗ.
• В ТР появился запрет на работу на мощности меньше 700 Мвт(т).

В 88-89 г. внедрили быстродействующую  аварийную защиту (БАЗ), заглушающую реактор  за 2 сек, а не 12-18 сек. 

Положительный паровой коэффициент реактивности

Во  время работы реактора через активную зону прокачивается вода, используемая в качестве теплоносителя. Внутри реактора она кипит, частично превращаясь  в пар. Нейтронно-физическое состояние реактора зависит от плотности  кипящего в реакторе теплоносителя. Эта  зависимость была получена в проекте  с использованием программы BPM, разработанной  в ИАЭ и использовалась при разработке систем управления мощностью  и систем аварийной  остановки реактора. Особенностью этой зависимости было положительное значение парового коэффициента реактивности в области малых паросодержаний и отрицательное — в области больших. Суммарный эффект реактивности обезвоживания активной зоны (то есть реактивность, вводимая в реактор при полном обезвоживании активной зоны) при этом оказывался отрицательным. Кроме того, быстрый мощностной коэффициент реактивности также оказывался отрицательным, что в соответствии с нормативными документами отвечало требованиям по безопасности. Однако более тщательный анализ, выполненный после аварии на ЧАЭС, показал, что методика, используемая для оценки парового коэффициента реактивности, даёт неправильный результат в области малых паросодержаний, и коэффициент реактивности по паросодержанию положителен во всём диапазоне паросодержаний. Послеаварийный анализ, проведённый в ИАЭ с использованием более совершенного метода Монте-Карло показал, что эффект обезвоживания активной зоны реактора вместо отрицательных значений может достигать от +4 до +5 β, что было подтверждено экспериментально в конце 1986 года при физическом пуске блоков Чернобыльской и Смоленской АЭС.

  «Концевой эффект»

Существование концевого эффекта  было обнаружено на ЧАЭС в 1983 году во время  физического пуска  энергоблока. Выполненные  тогда же исследования показали, что концевой эффект наблюдается  при погружении в  активную зону одиночных  стержней с верхних  концевиков, в случае массового ввода стержней (более 15-18 стержней РР) концевой эффект отсутствовал.

Исследования  были проведены на реакторе, в котором  было более 200 ДП. Каким  же будет «концевой  эффект» на выгоревшем реакторе без ДП экспериментально не проверялось.

Анализ, проведённый непосредственно  после аварии (по доаварийным методикам) показал, что для реализации концевого эффекта требуется сильный перекос поля (в 3 раза). Однако из анализа данных, зарегистрированных программой ПРИЗМА непосредственно перед началом эксперимента, следовало, что такого сильного перекоса перед аварией не было.

Более тщательное изучение «концевого эффекта» показало, что некоторые  факторы, влияющие на возможность реализации «концевого эффекта», были недооценены. В  частности, возможность  введения положительной  реактивности возникала  при M-образном виде нейтронного поля по высоте реактора. Выполненные оценки показали, что при  положительном эффекте  обезвоживания 4—5 β, только концевой эффект не вызывает катастрофического  роста реактивности. В то же время, анализ с изменённым в  пределах погрешности  измерения видом  поля (подогнанным  к наиболее неблагоприятной  форме) показал осуществимость аварии.

Таким образом, концевой эффект мог быть исходным событием аварии на ЧАЭС 26 апреля 1986 года. 
 

Ошибки  операторов

В процессе подготовки и проведения эксперимента эксплуатационным персоналом был допущен ряд  нарушений и ошибок, часть из которых  не имела последствий, часть — предопределила катастрофу. Непосредственно  после аварии это  позволило возложить  практически всю  ответственность  за аварию на персонал, осуществлявший эксперимент, однако, уже начиная  с конца 1986 года, стали  учитываться и  данные об описанных  выше неудовлетворительных свойствах РБМК.

Так, первоначально отмечалось, что оперативный  персонал допустил следующие  наиболее значимые нарушения:

• Снижение оперативного запаса реактивности существенно ниже допустимого значения;
• Провал мощности реактора существенно ниже запланированного программой;
• Включение в работу всех главных циркуляционных насосов (ГЦН) с превышением расхода через ГЦН выше регламентного значения;
• Блокировка защиты реактора по сигналу остановки двух турбогенераторов;
• Блокировка защиты по уровню воды в барабанах-сепараторах (БС);
• Блокировка защиты по давлению пара в БС;
• Отключение системы аварийного расхолаживания.

При работе над ИНСАГ-1 специалисты МАГАТЭ, рассмотрев материалы, предоставленные  советской стороной, а также основываясь  на устных высказываниях  советских специалистов (делегацию  советских специалистов возглавлял Легасов В. А., который не был специалистом по реакторным установкам), расширили список нарушений, дополнив его, в том числе, не подтверждёнными документально нарушениями.

В 1991 году комиссия Госатомнадзора (ГПАН) пересмотрела некоторые  вопросы о нарушениях, допущенных персоналом, отмеченных в ИНСАГ-1. Как указывалось  выше, данная работа была включена в виде приложения в ИНСАГ-7, и известна как  доклад «комиссии  Штейнберга». По мнению комиссии, некоторые  нарушения, приписываемые  персоналу, либо не являлись таковыми, либо не могли  повлиять на развитие аварии:

• Одновременное включение восьми ГЦН, блокировка защиты по сигналу остановки двух ТГ не нарушали действовавших на момент аварии инструкций. Превышение расхода через ГЦН было подтверждено, но было отмечено, что оно не привело к их отказу (так называемому кавитационному срыву).
• Защита по давлению в БС не отключалась, была изменена установка её срабатывания (одно из двух значений установки может быть выбрано оператором)
• Блокировка системы аварийного расхолаживания (не повлияла на протекание аварии).
• Было подтверждено, что отключение защиты по уровню воды в БС являлось нарушением, но, по мнению комиссии, оно не повлияло на развитие аварии.

Кроме того, комиссия ГПАН, указала, что значение ОЗР не выводилось оперативно на БЩУ. Требовалось  осуществить несколько  операций, чтобы рассчитать и получить этот параметр, поэтому оперативный  персонал мог не заметить вовремя его снижение ниже разрешённого значения. Отметила комиссия и  то, что проект не предусматривал ОЗР  в качестве параметра, по которому должна быть обеспечена «сигнализация, не говоря уже об аварийной защите при достижении этим параметром предельных значений». 

Кроме того, по мнению комиссии, технологические  защиты (по уровню в  барабан-сепараторах и другие) не следует рассматривать как имеющие отношения к непосредственно реактору: «Операции со значениями установок и отключением технологических защит и блокировок не явились причиной аварии, не влияли на её масштаб. Эти действия не имели никакого отношения к аварийным защитам собственно реактора (по уровню мощности, по скорости её роста), которые персоналом не выводились из работы». 

Так же в доклад ИНСАГ-7 был включен доклад комиссии, включавшей в себя сотрудников  ВНИИАЭС, а также  НИКИЭТ, ИАЭ и других организаций (в ИНСАГ-7 она позиционируется  как комиссия, возглавляемая  директором ВНИИАЭС  Агобяном). Этот доклад, нацеленный в основном на технические аспекты аварии, в отличие от комиссии ГПАН, не содержит анализа действий оперативного персонала. Тем не менее, этот доклад указывает на следующие примеры опасной работы:

• неудовлетворительная, с современной точки зрения, регламентация мер безопасности в программе испытаний;
• высокий расход теплоносителя через реактор при низком расходе питательной воды, что приводило к малому недогреву теплоносителя до температуры кипения на входе в активную зону и низкому паросодержанию в активной зоне. Комиссией указывается, что оба этих фактора напрямую влияли на масштаб проявившихся при испытаниях эффектов.

Таким образом, наиболее существенными  ошибками оперативного персонала следует  назвать:

• трактовка предполагаемых испытаний как электрических;
• ненадлежащая подготовка программы испытаний, в том числе в части регламентации мер безопасности;
• существенные отклонения от программы на стадии подготовки к эксперименту и его проведения;
• отключение систем безопасности, в том числе аварийных защит реактора;

Роль  оперативного запаса реактивности

Глубины погружения управляющих  стержней (в сантиметрах) на момент времени 1 ч 22 мин 30 с

При анализе развития аварии на ЧАЭС большое  внимание уделяется  оперативному запасу реактивности (ОЗР). Значение этого параметра  указывает значение реактивности, вносимое в реактор стержнями  системы управления и защиты. Высокое  значение оперативного запаса реактивности означает «увеличенную»  долю нейтронов, поглощаемую  поглощающими стрежнями, что неблагоприятно с точки зрения их использования, поскольку  эти нейтроны могли  бы осуществить реакцию  деления и произвести энергию. Кроме того увеличенное значение ОЗР несёт и  определённую потенциальную  опасность, поскольку  означает достаточно высокое значение реактивности, которая  может быть внесена  в реактор из-за ошибочного извлечения СУЗ. 

В то же время, на реакторах  РБМК низкое значение ОЗР приводило  к снижению пространственной устойчивости реактора и увеличению положительного парового коэффициента реактивности. Кроме  этого, как оказалось  после аварии, создались  условия для увеличения мощности в первые секунды после срабатывания аварийной защиты из-за «концевого эффекта» стержней.