Авария на Чернобыльской АЭС

 

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.

[править]

Недостатки реактора

 

Реактор РБМК-1000 обладал рядом  конструктивных недостатков и по состоянию на апрель 1986 года имел десятки  нарушений и отступлений от действующих  правил ядерной безопасности[17]. Два  из этих недостатков имели непосредственное отношение к причинам аварии. Это  положительная обратная связь между  мощностью и реактивностью, возникавшая  при некоторых режимах эксплуатации реактора, и наличие так называемого  концевого эффекта, проявлявшегося при определённых условиях эксплуатации. Эти недостатки не были должным образом  отражены в проектной и эксплуатационной документации, что во многом способствовало ошибочным действиям эксплуатационного  персонала и созданию условий  для аварии. После аварии в срочном  порядке (первичные уже в мае 1986 года) были осуществлены мероприятия  по устранению этих недостатков[17].

[править]

Положительный паровой коэффициент  реактивности

 

В процессе работы реактора через активную зону прокачивается  вода, используемая в качестве теплоносителя. Внутри реактора она кипит, частично превращаясь в пар. Реактор был  спроектирован таким образом, что  паровой коэффициент реактивности был положительным, то есть, повышение  интенсивности парообразования  способствовало высвобождению положительной  реактивности (вызывающей возрастание  мощности реактора). В тех условиях, в которых работал энергоблок во время эксперимента (малая мощность, большое выгорание, отсутствие дополнительных поглотителей в активной зоне), воздействие положительного парового коэффициента не компенсировалось другими явлениями, влияющими на реактивность, и реактор имел положительный быстрый мощностной коэффициент реактивности[18]. Это значит, что существовала положительная обратная связь — рост мощности вызывал такие процессы в активной зоне, которые приводили к ещё большему росту мощности. Это делало реактор нестабильным и ядерноопасным. Кроме того, операторы не были проинформированы о том, что на низких мощностях может возникнуть положительная обратная связь ([17], с. 45—47).

[править]

«Концевой эффект»

 

«Концевой эффект» в реакторе РБМК возникал из-за неудачной конструкции  стержней СУЗ и впоследствии был  признан ошибкой проекта[17] и, как  следствие, одной из причин аварии. Суть эффекта заключается в том, что при определённых условиях в  течение первых секунд погружения стержня  в активную зону вносилась положительная  реактивность вместо отрицательной. Конструктивно стержень состоял из двух секций: поглотитель (карбид бора) длиной на полную высоту активной зоны и вытеснитель (графит), вытесняющий воду из канала СУЗ при полностью извлечённом поглотителе. Проявление данного эффекта стало возможным благодаря тому, что стержень СУЗ, находящийся в крайнем верхнем положении, оставляет внизу семиметровый столб воды, в середине которого находится графитовый стержень. Таким образом, в активной зоне реактора остается пятиметровый стержень, и под стержнем, находящимся в крайнем верхнем положении, в канале СУЗ остаётся столб воды. Замещение графитом нижнего столба воды при движении стержня вниз и вызывало высвобождение положительной реактивности.

 

При погружении стержня в  активную зону реактора вода вытесняется  в её нижней части, но одновременно в верхней части происходит замещение  графита (вытеснителя) карбидом бора (поглотителем), а это вносит отрицательную реактивность. Что перевесит и какого знака  будет суммарная реактивность, зависит  от формы нейтронного поля и его  устойчивости (при перемещении стержня). А это, в свою очередь, определяется многими факторами исходного  состояния реактора.

 

Для проявления концевого  эффекта в полном объёме (внесение достаточно большой положительной  реактивности) необходимо довольно редкое сочетание исходных условий[19].

 

Независимые исследования зарегистрированных данных по чернобыльской аварии, выполненные  в различных организациях, в разное время и с использованием разных математических моделей, показали, что  такие условия существовали к  моменту нажатия кнопки АЗ-5 в 1:23:39. Таким образом, срабатывание аварийной  защиты АЗ-5 могло быть, за счёт концевого  эффекта, исходным событием аварии на ЧАЭС 26 апреля 1986 года ([17], с. 81). Существование  концевого эффекта было обнаружено в 1983 году во время физических пусков 1-го энергоблока Игналинской АЭС  и 4-го энергоблока Чернобыльской АЭС ([17], c. 54). Об этом главным конструктором были разосланы письма на АЭС и во все заинтересованные организации. На особую опасность обнаруженного эффекта обратили внимание в организации научного руководителя, и был предложен ряд мер по его устранению и нейтрализации, включая проведение детальных исследований. Но эти предложения не были осуществлены, и нет никаких сведений о том, что какие-либо исследования были проведены, как и (кроме письма ГК) о том, что эксплуатационный персонал АЭС знал о концевом эффекте.

[править]

Ошибки операторов

 

В процессе подготовки и проведения эксперимента эксплуатационным персоналом был допущен ряд нарушений  и ошибок. Первоначально утверждалось[15], что именно эти действия и стали  главной причиной аварии. Однако затем  такая точка зрения была пересмотрена и выяснилось[11], что большинство из указанных действий нарушениями не являлись, либо не повлияли на развитие аварии ([11], c. 22—23). Так, длительная работа реактора на мощности ниже 700 МВт не была запрещена действовавшим на тот момент регламентом, как это утверждалось ранее, хотя и являлась ошибкой эксплуатации и фактором, способствовавшим аварии. Кроме того, это было отклонением от утверждённой программы испытаний. Точно так же включение в работу всех восьми главных циркуляционных насосов (ГЦН) не было запрещено эксплуатационной документацией. Нарушением регламента было лишь превышение расхода через ГЦН выше предельного значения, но кавитации (которая рассматривалась как одна из причин аварии) это не вызвало. Отключение системы аварийного охлаждения реактора (САОР) допускалось, при условии проведения необходимых согласований. Система была заблокирована в соответствии с утверждённой программой испытаний, и необходимое разрешение от главного инженера станции было получено. Это не повлияло на развитие аварии: к тому моменту, когда САОР могла бы сработать, активная зона уже была разрушена. Блокировка защиты реактора по сигналу остановки двух турбогенераторов не только допускалась, но, наоборот, предписывалась при разгрузке энергоблока перед его остановкой ([17], c. 90).

 

Таким образом, это не было нарушением регламента эксплуатации; более того, высказываются обоснованные сомнения в том, что это действие как-то влияло на возникновение аварии в тех условиях, которые сложились  до него ([17], c. 78). Также признано, что «операции со значениями уставок 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» ([17], c. 92). При этом нарушением регламента было только непереключение уставки защиты по уровню воды в барабане сепараторе (с −1100 на −600 мм), но не изменение уставки по давлению пара (с 55 на 50 кгс/см²).

 

Нарушением регламента, существенно  повлиявшим на возникновение и протекание аварии, была, несомненно, работа реактора с малым оперативным запасом  реактивности (ОЗР). В то же время  не доказано, что, не будь этого нарушения, авария не могла бы произойти ([11], c. 17—19).

 

Вне зависимости от того, какие именно нарушения регламента допустил эксплуатационный персонал и  как они повлияли на возникновение  и развитие аварии, персонал поддерживал  работу реактора в опасном режиме. Работа на малом уровне мощности с  повышенным расходом теплоносителя  и при малом ОЗР была ошибкой ([20], с. 121) независимо от того, как эти  режимы были представлены в регламенте эксплуатации и независимо от наличия  или отсутствия ошибок в конструкции  реактора ([11], с. 29—31).

[править]

Роль оперативного запаса реактивности

 

 Глубины погружения  управляющих стержней (в сантиметрах)  на 1:22:30 ([20], с. 130)

 

Оперативному запасу реактивности (ОЗР) при анализе развития аварии на ЧАЭС уделяется большое внимание. ОЗР — это положительная реактивность, которую имел бы реактор при полностью  извлечённых стержнях СУЗ. В реакторе, работающем на постоянном уровне мощности, эта реактивность всегда скомпенсирована (до нуля) отрицательной реактивностью, вносимой стержнями СУЗ. Большая  величина оперативного запаса реактивности означает «увеличенную» долю избыточного  ядерного топлива (урана-235), расходуемого на компенсацию этой отрицательной  реактивности, вместо того чтобы этот уран-235 тоже использовался для деления  и производства энергии. 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 стержней СУЗ.

 

В то же время, на реакторах  РБМК низкое значение ОЗР фатальным  образом влияло на безопасность реактора. Для поддержания постоянной мощности реактора (то есть нулевой реактивности) при малом ОЗР необходимо почти  полностью извлечь из активной зоны управляющие стержни. Такая конфигурация (с извлечёнными стержнями) на реакторах  РБМК была опасна по нескольким причинам ([17], с. 49, 94—96):

усиливалась пространственная неустойчивость нейтронного поля, и  затруднялось обеспечение однородности энерговыделения по активной зоне;

увеличивался положительный  паровой коэффициент реактивности;

существенно уменьшалась  эффективность аварийной защиты, и в первые секунды после её срабатывания, из-за «концевого эффекта» стержней СУЗ, мощность могла даже увеличиваться, вместо того чтобы снижаться.

 

Персонал станции, по-видимому, знал только о первой из этих причин; ни об опасном увеличении парового коэффициента, ни о концевом эффекте  в действовавших в то время  документах ничего не говорилось. Персоналу не было известно об истинных опасностях, связанных с работой при низком запасе реактивности ([17], с. 54).

 

Между проявлением концевого  эффекта и оперативным запасом  реактивности нет жёсткой связи. Угроза ядерной опасности возникает, когда большое количество стержней СУЗ находится в крайних верхних  положениях. Это возможно только если ОЗР мал, однако при одном и  том же ОЗР можно расположить  стержни по-разному — так что  различное количество стержней окажется в опасном положении ([11], с. 18).

 

В регламенте отсутствовали  ограничения на максимальное количество полностью извлечённых стержней. ОЗР не упоминался в числе параметров, важных для безопасности, технологический  регламент не заострял внимание персонала  на том, что ОЗР есть важнейший  параметр, от соблюдения которого зависит  эффективность действия аварийной  защиты (A3). Кроме того, проектом не были предусмотрены адекватные средства для измерения ОЗР. Несмотря на огромную важность этого параметра, на пульте не было индикатора, который бы непрерывно его отображал. Обычно оператор получал  последнее значение в распечатке результатов расчёта на станционной  ЭВМ, два раза в час, либо давал  задание на расчёт текущего значения, с доставкой через несколько  минут. То есть ОЗР не может рассматриваться  как оперативно управляемый параметр, тем более что погрешность  его оценки зависит от формы нейтронного  поля ([17], с. 85—86).

[править]

Версии причин аварии

 

Единой версии причин аварии, с которой было бы согласно всё  экспертное сообщество специалистов в  области реакторной физики и техники, не существует. Обстоятельства расследования  аварии были таковы, что (и тогда, и  теперь) судить о её причинах и следствиях приходится специалистам, чьи организации  прямо или косвенно несут часть  ответственности за неё. В этой ситуации радикальное расхождение во мнениях  вполне естественно. Также вполне естественно, что в этих условиях помимо признанных «авторитетных» версий появилось множество  маргинальных, основанных больше на домыслах, нежели на фактах.

 

Единым (в авторитетных версиях) является только общее представление  о сценарии протекания аварии. Её основу составило неконтролируемое возрастание  мощности реактора, перешедшее в тепловой взрыв ядерной природы. Авария (её разрушающая фаза) началась с того, что от перегрева ядерного топлива  разрушились тепловыделяющие элементы (твэлы) в определенной области в нижней части активной зоны реактора. Это привело к разрушению оболочек нескольких каналов (в которых эти твэлы находятся), и пар (под давлением около 7 МПа) получил выход в реакторное пространство (в котором нормально поддерживается атмосферное давление). Давление в реакторном пространстве (РП) резко возросло, что вызвало дальнейшие разрушения уже реактора в целом, в частности отрыв верхней защитной плиты (схема Е) со всеми закрепленными в ней каналами. Герметичность корпуса (обечайки) реактора и вместе с ним контура циркуляции теплоносителя (КМПЦ) была нарушена, и произошло обезвоживание активной зоны реактора. При наличии положительного парового (пустотного) эффекта реактивности 4—5 β это привело к разгону реактора на мгновенных нейтронах (аналог ядерного взрыва) и наблюдаемым масштабным разрушениям со всеми вытекающими последствиями.

 

Версии принципиально  расходятся по вопросу о том, какие  именно физические процессы запустили этот сценарий и что явилось исходным событием аварии:

произошел ли первоначальный перегрев и разрушение твэлов из-за резкого возрастания мощности реактора вследствие появления в нём большой положительной реактивности или наоборот, появление положительной реактивности — это следствие разрушения твэлов, которое произошло по какой-либо другой причине ([9], с. 556, 562, 581—582)?

было ли нажатие кнопки аварийной защиты АЗ-5 непосредственно  перед неконтролируемым возрастанием мощности исходным событием аварии или  нажатие кнопки АЗ-5 не имеет никакого отношения к аварии ([9], с. 578)? И  что тогда следует считать  исходным событием: начало испытаний  выбега ([17], с. 73) или незаглушение реактора при провале по мощности за 50 минут до взрыва ([9], с. 547)?

 

Помимо этих принципиальных различий версии могут расходиться  в некоторых деталях сценария протекания аварии, её заключительной фазы (взрыв реактора).

 

Из основных, признаваемых экспертным сообществом, версий аварии ([11], с. 17—19) более или менее серьёзно рассмотрены только те, в которых  аварийный процесс начинается с  быстрого неконтролируемого роста  мощности, с последующим разрушением  твэлов. Наиболее вероятной считается версия ([11], с. 17), согласно которой «исходным событием аварии явилось нажатие кнопки АЗ-5 в условиях, которые сложились в реакторе РБМК-1000 при низкой его мощности и извлечении из реактора стержней РР сверх допустимого количества» ([17], с. 97). Из-за наличия концевого эффекта при паровом коэффициенте реактивности величиной +5β и в том состоянии, в котором находился реактор, аварийная защита, вместо того чтобы заглушить реактор, запускает аварийный процесс согласно вышеописанному сценарию. Расчёты, выполненные в разное время разными группами исследователей, показывают возможность такого развития событий[17][21].