Накануне аварии на ЧАЭС: тот самый — роковой реактор РБМК
Реакторы ВВЭР и РБМК: в чем главная разница?
Один из важнейших показателей развития страны – удельная выработка электроэнергии на человека. В эпоху Л.И. Брежнева СССР стал активно развивать атомную энергетику (АЭ), прекрасно понимая, что это один из кратчайших путей достичь прогресса. Но, помимо строительства станций с реакторами ВВЭР, СССР выбрал и свой, второй путь развития АЭ, оказавшийся тупиковым, – за счет строительства канальных реакторов РБМК, не использовавшихся нигде в мире.
Реактор РБМК-3, 4 блок до аварии
ВВЭР и РБМК — два принципиально разных типа ядерных реакторов (ЯР), которые отличаются своими конструктивными особенностями и принципами работы.
ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор) — водо-водяной корпусной энергетический ядерный реактор с водой под давлением.
РБМК — реактор большой мощности канальный.
РБМК – одноконтурный реактор, ВВЭР – двухконтурный.
Схема реактора РБМК
Реактор РБМК-1000 в разрезе
ВВЭР имеет закрытую стальную контейнерную оболочку, внутри которой находится реакторный блок с топливными элементами и системой охлаждения. РБМК же имеет «открытую» конструкцию с графитовым замедлителем, размещенными в каналах, и водным охлаждением. Реактор, сложенный из графитовых колонн, размещается в бетонной шахте размером 21.6х21.6х25.5 м.
ВВЭР имеет защитную оболочку, не допускающую выхода радиоактивности за пределы АЭС даже при разрушении корпуса реактора; выполнить единый защитный колпак для РБМК невозможно из-за большой разветвленности труб реакторного контура. Но корпус ВВЭР имеет большие размеры, а его изготовление трудоемко и дорого. «Открытый» РБМК дешевле.
Схема реактора ВВЭР
В реакторе ВВЭР для замедления применяется вода, а РБМК использует графит, который может гореть.
В РБМК замедлителем служит графитовая кладка, а теплоносителем — вода, нагнетаемая в каналы реактора главными циркуляционными насосами (ГЦН), где она закипает, поэтому этот реактор называют «кипящим». Давление на входе в реактор — 8,1 МПа, температура — 270 °C. Затем смесь воды и пара поступает для разделения в барабан-сепаратор, а оттуда пар поступает на турбогенератор.
РБМК имеет более протяженную активную зону, что влечет большие технические сложности в управлении.
Важным преимуществом РБМК является возможность непрерывной перегрузки топлива перегрузочной машиной. ВВЭР необходимо останавливать ежегодно на перегрузку топлива.
У ВВЭР вода служит и замедлителем, и теплоносителем. Здесь вода находится под более высоким давлением, предотвращающим закипание, т. е. в ВВЭР она всегда в жидкой фазе. До входа в реактор давление воды — 16 МПа, температура — 289 °C. Циркуляционные насосы качают эту воду по первому контуру через реактор и парогенераторы. Парогенератор — это теплообменник, в котором тепло от воды первого контура отводится к воде второго контура, при этом давление во втором контуре поддерживается существенно ниже, чем в первом, что позволяет испарить воду второго контура и генерировать пар, который подаётся в турбогенератор.
В ВВЭР очень сложно получить эффект запаривания активной зоны, тогда как в РБМК он при определенных условиях возможен, и, учитывая положительный паровой эффект реактивности, это может создать (и создало на ЧАЭС) аварийную ситуацию за счет возможности разгона реактора. Тем больше паросодержание, чем хуже поглощение нейтронов и выше возможность разгона реактора. Однако и на реакторах ВВЭР в случае запроектной аварии – потери энергоснабжения реактора или потери теплоносителя – возможно разрушение корпуса реактора. Авария на АЭС «Фукусима-1» в 2011 году показала такую возможность.
ВВЭР использует более обогащенное и дорогое топливо – 3,5–3,6%, КПД ВВЭР-440 – 32%.
РБМК – обогащение топлива от 2,0% до 2,4%, КПД реактора — 31,25%.
Выбросы во внешнюю среду: ВВЭР намного чище, чем РБМК.
Экономичность: расход урана на единицу выработанной энергии у РБМК был примерно на 20% ниже, чем у ВВЭР.
Общий итог можно представить в виде таблицы:
Реакторы РБМК: неудачная попытка из военного реактора сделать гражданский
Первая в мире промышленная атомная электростанция была запущена в 1954 г. в городе Обнинск. Но первая атомная станция с реактором ВВЭР (PWR) была запущена в США в 1957 году (АЭС Шиппингпорт). Первый советский ВВЭР (ВВЭР-210) был введён в эксплуатацию в 1964 году на первом энергоблоке Нововоронежской АЭС. Но здесь разговор пойдет не о них.
Изначально в СССР создавались промышленные уран-графитовые реакторы для наработки плутония. В июне 1948 года на ФГУП «ПО «Маяк» был пущен первый в СССР промышленный уран-графитовый реактор А («Аннушка»). В период с 1953 по 1964 г. на площадках Сибирского химического комбината в г. Северск (Томская область) были введены в эксплуатацию реакторы И-1, ЭИ-2, АДЭ-3, АДЭ-4, АДЭ-5. Реактор И-1 предназначался только для наработки оружейного плутония, остальные реакторы совмещали эту функцию и выработку электроэнергии.
На базе реактора И-1 в 1958 году заработала первая очередь Сибирской АЭС мощностью 100 МВт, ставшей второй атомной станцией в СССР после Обнинской, пущенной 4 годами ранее. По мере пуска следующих блоков мощность Сибирской АЭС наращивалась и достигла 600 МВт с пуском АДЭ-5.
Сибирская АЭС
Опыт эксплуатации промышленных уран-графитовых реакторов заложил основу для развития АЭС и для разработки реактора РБМК. В апреле 1966 года министр Минсредмаша Е. П. Славский подписал задание на проектирование Ленинградской атомной электростанции в 70 км от Ленинграда, рядом с посёлком Сосновый Бор. Научным руководителем проекта стал Институт атомной энергии им. И. В. Курчатова. Технический проект РБМК-1000 разработки НИКИЭТ был одобрен в июне 1967 года.
Академик Валерий Легасов
Возникает вопрос: а почему так активно «двинули» РБМК? Важными стали не только сложившиеся условия, но и экономические причины, о чем свидетельствовал академик Легасов В.А.:
«…Уже в 60-х годах стало ясно, что развивать промышленность в Европейской части и обеспечить её электроэнергией… практически просто невозможно, и что нужно вводить ядерные источники… быстрым темпом. Поэтому возникло некоторое естественное желание: затраты на развитие ядерной энергетики… как-то минимизировать… В этот момент была совершена основная принципиальная философская ошибка… к обеспечению безопасности… Мощности по производству… корпусов для реактора ВВЭР… у нас не хватало… Так появилась идея реактора РБМК канального типа с графитовыми блоками… Сам факт появления… РБМК, с точки зрения международных и вообще нормальных стандартов безопасности, был незаконным…»
Но была и другая причина. СССР активно занимался обороной, Минсредмаш имел огромный вес, а академик Александров — безупречную репутацию и авторитет.
Как справедливо считает доктор технических наук И.Острецов:
«Возникает вопрос, почему Е.П. Славский, А.П. Александров… так активно продвигали РБМК?... Эти люди выросли как специалисты… на создании реакторов уран-графитового типа для производства плутония… Эти разработки принесли им правительственные награды и премии. В эксплуатации такие реакторы показали себя вполне надёжными… [так как]… имели малую мощность… [Им] казалось, что РБМК будут такими же надёжными, как и плутониевые реакторы, и принесут им очередные правительственные награды и премии.»
Но в отличие от своих более компактных «предков» РБМК получился большим, сложным в управлении и менее надежным.
Главное: РБМК был не только менее надежным, но имел меньшую устойчивость в стресс-ситуациях, его было легче «взорвать» — и поэтому авария произошла именно там. И проводимый на ЧАЭС эксперимент выбега стал этим «стресс-фактором», а РБМК оказался «слабым звеном» АЭ СССР.
Как показала авария на ЧАЭС, экономить в такой сфере, как атомная, слишком дорогое удовольствие. У СССР был «свой звонок» в 1975-м: на Ленинградской АЭС случилась авария, отдельные моменты которой стали прообразом аварии 1986-го. Последствия аварии могли бы послужить началу торможения тиражирования РБМК. Но информация о ней была строго засекречена, и, кроме усовершенствования конструкции, выводов не сделали.
Как свидетельствует заместитель главного инженера ЧАЭС по науке Николай Карпан:
«РБМК-1000 имел десятки отступлений от существовавших с 1973-74 годов нормативных документов по безопасности… В 1982 году, после принятия «Общих положений по безопасности» (ОПБ-82), проект РБМК также не был приведен в соответствие с новыми требованиями… В 1984 году по инициативе…НИКИЭТ и …(ИАЭ им. Курчатова) в Москве был срочно созван Межведомственный научно-технический совет (МВНТС)… [который] принял немыслимое… решение – временно «узаконить» имеющиеся отступления…, а переделку реакторов отложить на несколько лет, до наступления периода их плановой реконструкции… Последним [сигналом] (перед аварией) стал… анализ ядерной безопасности РБМК, проведенный инспектором по ядерной безопасности на Курской АЭС Ядрихинским А.А., который выявил в конструкции реактора и его системах безопасности тридцать два грубейших нарушения ПБЯ-04-74, ОПБ-82, Правил устройства и безопасной эксплуатации АЭС.»
За пять месяцев до Чернобыльской аварии инспектор направил свой доклад в Москву, но он был проигнорирован.
Николай Карпан
При этом даже сам руководитель НИКИЭТ, главный конструктор реакторной установки РБМК, академик Доллежаль Н. А. выступал против идеи о продвижении этих АЭС в европейскую часть страны, имевшей большую плотность населения.
Академик Николай Доллежаль
Но с ним полемизировал академик А. П. Александров, президент Академии наук СССР, директор ИАЭ, научный руководитель проекта РБМК.
Академик Анатолий Александров
По мнению Александрова, реактор был «настолько безопасен, что его можно разместить даже на Красной площади». В бытность своей работы в НИКИЭТ автор слышал о планах построить у нас около 100 таких реакторов. Так что случилось бы, если реакторов типа РБМК было бы построено намного больше?
Как считает В.Комаров (бывший замдиректора Смоленской АЭС):
«Истоки аварии были заложены, когда Академию наук возглавил А. Александров. Именно тогда ...была развернута пропаганда РБМК на АЭС как объектов совершенно безопасных. Среди работников атомных станций и молодых инженеров сложилось убеждение, что авария невозможна в принципе»
Все было именно так.
Григорий Медведев, автор легендарной «Чернобыльской тетради», в 70-х работал в руководстве строящейся ЧАЭС в должности заместителя главного инженера станции. В 1972-м он беседовал с министром энергетики Украинской ССР Алексеем Макухиным насчет целесообразности выбора проекта РБМК вблизи Киева:
«Я ответил, что для Чернобыльской АЭС… больше подошел бы не уран-графитовый, а водо-водяной реактор нововоронежского типа… [который]… безопасней. «Вы читали статью академика Доллежаля в «Коммунисте»? Он не советует выдвигать реакторы типа РБМК в европейскую часть страны…». «Ну что я могу сказать... Доллежаль прав, выдвигать не стоит…». «Какие у чернобыльского реактора проектные выбросы?» — уже озабоченно поинтересовался министр. «До четырех тысяч кюри в сутки». «А у нововоронежского?» — «До ста кюри. Разница существенная». «...Применение этого реактора утверждено Совмином… Александров хвалит этот реактор как наиболее безопасный и экономичный. Вы сгустили краски. Но ничего, освоим... Эксплуатационникам предстоит организовать дело так, чтобы наш первый украинский реактор был чище и безопасней нововоронежского!»
Григорий Медведев
На Украине было построено много станций. Теперь знаменитая и хорошо знакомая автору (не менее, чем ЧАЭС) Запорожская АЭС (1981), Хмельницкая (1981) и Южно-Украинская АЭС (1975) – более безопасные (ВВЭР). Зачем было под Киевом размещать этот проект? Но ведь разместили под Питером? И если в 1971 году выбрали бы ВВЭР, такой аварии могло бы и не быть. И слово министра энергетики УССР могло бы сыграть здесь свою роль.
Недостатки реактора РБМК: сложность в управлении и дефекты конструкции
Реакторный зал 4 блока ЧАЭС (до аварии)
По мнению В. Легосова:
«Уже первый пуск… реактора [РБМК] на… Ленинградской АЭС показал…, что такая протяженная активная зона… является довольно сложной для оператора… Возникла проблема неустойчивости нейтронных потоков и трудности управления ими. Пришлось на ходу менять: степень обогащения топлива; целый ряд других технических мероприятий делать для того, чтобы облегчить проблему управления… И… даже после этих мероприятий… реактор требовал очень большого внимания от оператора и являлся всегда достаточно сложным.»
Реактор имел следующие недостатки, в том числе: длительное время ввода стержней СУЗ (1); конструкцию поглощающих стержней, способную вызвать «концевой эффект», т. е. разгон реактора при определенных условиях при срабатывании защиты (2); и, как выяснилось позже, положительный паровой эффект реактивности вместо полученного в проектных материалах отрицательного (3).
Интересны воспоминания начальника смены 4 блока ЧАЭС В.И.Борца, который был свидетелем того, что на малых мощностях аналогичный реактор Ленинградской станции вел себя непредсказуемо и неустойчиво. Это и неудивительно, так как устойчивая работа реактора требует значительной мощности. Он также показал, что в сентябре 1984 года было совещание по безопасности реакторов РБМК под руководством Ю.Н.Филимонцева, на котором были вскрыты многие недостатки реактора РБМК, и руководство ЧАЭС было с ними ознакомлено. Но до аварии 1986 года основная часть мероприятий из протокола по улучшению физики РБМК не была принята к устранению (!).
А. Н. Румянцев, участник проекта разработки реактора, работая в Курчатовском институте, расчетным путем предсказал ряд негативных особенностей реактора РБМК. Но в 1975 г. его отправили в г. Вену («с глаз долой») для работы в МАГАТЭ. Вернувшись оттуда в 1981 г., он обнаружил, что его рабочие тетради были уничтожены по указанию руководства подразделения, куда они были переданы. Но все эти «предупреждения» «задним числом» после аварии интерпретируются под углом зрения уже свершившегося факта.
Действительно ли концевой эффект был причиной аварии?
Остановимся на главном дефекте. Концы стержней (СУЗ) реактора РБМК-1000, сделанные из соображений экономии нейтронов из графита (являющегося плохим поглотителем нейтронов), в начальный момент движения вытесняли воду (которая поглощает нейтроны), что способствовало ускорению реакции в нижней части зоны. Эта особенность была известна и могла проявиться только в случае, если в нарушение технологического регламента почти все из ~200 стержней перед срабатыванием аварийной защиты были выведены из активной зоны, что и случилось перед роковым испытанием. Именно этот дефект, по мнению руководителя испытаний Анатолия Дятлова, основной части персонала ЧАЭС и ряда правительственных комиссий, стал причиной аварии – т.е. вместо заглушения реактор разогнался.
Согласно Докладу Комиссии Госпроматомнадзора (ГПАН) СССР (1991 г.):
«…Исходным событием аварии было нажатие кнопки сброса стержней аварийной защиты (кнопка АЗ-5) старшим инженером управления реактором с целью заглушения реактора по причине, которая достоверно не установлена. Причиной аварии является неуправляемый рост мощности реактора, который на начальной стадии возник из-за увеличения положительной реактивности в активной зоне реактора, внесённой вытеснителями стержней СУЗ». Потом и в более поздних официальных документах данная версия была признана в качестве основной. Отметим, что важнейшее событие — причина сброса аварийной защиты — здесь не установлена.
Как пишет А. Дятлов: «А после чернобыльской аварии была найдена совершённая дикость, абсурд — при малом запасе [стержней или реактивности] АЗ не глушит, а разгоняет реактор… Можно понять, что АЗ не справилась с глушением, но чтобы сама разгоняла реактор — такого и в кошмарном сне не привидится».
Как пишет А. Дятлов: «А после чернобыльской аварии была найдена совершённая дикость, абсурд — при малом запасе [стержней или реактивности] АЗ не глушит, а разгоняет реактор… Можно понять, что АЗ не справилась с глушением, но чтобы сама разгоняла реактор — такого и в кошмарном сне не привидится».
И вот здесь мнение правительственных комиссий и экспертной среды резко раскололось! Освещение этой темы – отдельный большой материал. Мы лишь обозначим контуры дискуссии: (1) мог ли в конкретных условиях концевой эффект реализован в полной мере; (2) если был реализован, имел ли он достаточное влияние на разгон реактора, т.е. был ли он причиной аварии; (3) есть точка зрения, что причина разгона реактора в другом – поступление насыщенной (кипящей) воды в нижнюю часть реактора из-за действий персонала; (4) имеются свидетельства персонала и мнения экспертов, в том числе первой комиссии INSAG-1, что авария началась до нажатия кнопки сброса защиты АЗ-5, а не после, и первые признаки аварии и были причиной ее сброса.
В первом докладе комиссии, сделанном для МАГАТЭ, Доклад №1 (INSAG-1), в 1986 г. концевой эффект стержней как фактор аварии не рассматривался вообще:
«….В том состоянии, в которое попал реактор, небольшое изменение мощности приводит к тому, что объемное паросодержание… влияющее на реактивность, увеличивается во много раз сильнее, чем на номинальной мощности. Конкуренция этих факторов в конечном итоге привела к росту мощности…, [что] могло быть причиной нажатия кнопки АЗ-5…. Начался ввод стержней A3... Работа персонала с недопустимо малым оперативным запасом реактивности привела к тому, что практически все остальные стержни-поглотители находились в верхней части активной зоны… Суммарная положительная реактивность, появившаяся в активной зоне, начала расти... Положительный паровой эффект реактивности способствовал ухудшению ситуации… Продолжающееся снижение расхода воды через ТК реактора… привело… к интенсивному парообразованию, а затем к кризису теплоотдачи…, резкому повышению давления в ТК, их разрушению и тепловому взрыву….»
Не значится он и в материалах суда, несмотря на красивую легенду американского сериала.
Основной аргумент против концевого эффекта крайне прост — согласно той же информации об аварии, «из записи в оперативном журнале… 01 ч. 24 мин. Сильные удары, стержни СУЗ остановились, не дойдя до НК (нижних концевиков). Выведен ключ питания муфт». То, что стержни не пошли вниз до конца, свидетельствует о том, что к моменту нажатия кнопки аварийный процесс уже шел, активная зона и каналы были частично повреждены, что не позволило сработать аварийной защите.
Также известно, что кнопка АЗ-5 была нажата дважды (один раз ее нажал оператор в 1.23.39, второй сигнал АЗМ-АЗРС сформирован автоматикой в 1.23.41), хотя для безостановочного движения стержней (в доаварийном исполнении) ее надо было удерживать постоянно. Этот факт, как считает О. Новосельский, бывший начальник отдела НИКИЭТ, участвовавший в подготовке доклада группы А. А. Абагяна (директора ВНИИАЭС) для INSAG, ставит под сомнение действенность самого эффекта «вытеснения»:
«Нажимается кнопка АЗ-5. Но рост мощности быстрый, а скорость стержней аварийной защиты всего 0,4 м/с. Оператор решает ускорить ввод стержней-поглотителей: он отпускает кнопку АЗ-5 и обращается к ключу КОМ, обесточивая муфты приводов стержней СУЗ. Как только оператор отпустил кнопку АЗ-5, стержни-поглотители остановились. Кнопку удерживали приблизительно одну секунду…, за это время стержни успели переместиться всего на 0,3 м в соответствии с разгонной характеристикой.»
Т.е. оператор решил ускорить сбор защиты, обесточивая ее электропривод. Что заставило это сделать?
С целью объяснить возможность разгона реактора было сделано очень много попыток доказать это с помощью расчетов, но большая чувствительность к входным данным не исключает возможность спекуляций.
Согласно официальной версии, разгон занял секунды, сам аварийный процесс — около 10 сек. Но даже официальные комиссии и международные эксперты признали, что ряд работ не подтверждают разгон реактора за столь малое время за счет только одного концевого эффекта.
Согласно докладу ГПАН (1991 г.):
«…в работе американских специалистов, выполненной на основе информации, подготовленной специалистами СССР для МАГАТЭ, указано: «Расчеты не подтверждают утверждение об изменении мощности и взрыве в течение минуты испытаний». Этот же вывод содержится в отчете НИКИЭТ, выпущенном в 1990 г., и в публикации директора НИКИЭТ Е.О. Адамова.»
Однако существует ряд работ, авторы которых пытаются показать возможность разгона реактора на концевом эффекте, например В. А. Халимончук со авторами, работа директора ВНИИАЭС А. Абагяна со авторами.
В декабре 1987 г. шведское Инспекционное управление по ядерной энергетике предложило следующую схему развития аварии на ЧАЭС: паровые пузыри, которые образовались при кавитации ГЦН, поступают на вход ТК. Причиной их образования является низкий недогрев воды (т. е. близость температуры воды к точке кипения) на входе в насосы. При большом пустотном эффекте реактивности, которым обладал в то время реактор, этот пар вызвал мощную вспышку реакции деления (разгон реактора). Следствием этого локального скачка энерговыделения было разрушение множества ТК в нижней части. Причиной второго взрыва было вытеснение паром воды из верхней части активной зоны. Т. е. опять сыграл большой положительный пустотный эффект. На временных интервалах в несколько секунд знак и величину эквивалентного быстрого мощностного эффекта реактивности почти целиком определяет паровой (пустотный) эффект. Остальные не успевают внести заметный вклад в реактивность.
Абсолютно сходную картину дает О. Новосельской в работе «Легенда об аварийной защите, взорвавшей ядерный реактор» (2016):
«После почти полного прекращения подачи питательной воды в топливных каналах в верхней их части появилось кипение… В это время начинаются испытания – закрывается СРК, в 1.23.04 прекращается подача пара на турбину. Давление в контуре начинает увеличиваться. В опускные трубы из БС поступает насыщенная [прим. автора – кипящая] вода… С появлением… пара в нижней части ТК включился мощный механизм положительной обратной связи: рост паросодержания вызывает увеличение энерговыделения, причем в первую очередь там, куда прибывает пар, т. е. в нижней части ТК. Это, в свою очередь, ведет к росту паросодержания. С увеличением плотности нейтронного потока вступает в действие еще одна положительная обратная связь – происходит ускоренное разотравление активной зоны. Роль «концевого эффекта» во всем этом плохо просматривается.»
Такого же мнения придерживается А. Тарапон, А. Н. Румянцев и ряд других исследователей.
И самая первая правительственная комиссия, начавшая работу 27 апреля 1986 г. (группа замминсредмаша А. Г. Мешкова), материалы которой до сих пор не опубликованы (видимо, засекречены), сделала аналогичный вывод: «Авария... произошла в результате неконтролируемого разгона реактора вследствие запаривания ТК активной зоны из-за срыва циркуляции в контуре МПЦ». Комментарии излишни.
Важнейшая ошибка в проектировании реактора: доступность защит для персонала
Валерий Легасов также обращал внимание на другую важнейшую ошибку в проектировании:
«…системы аварийных защит, которых было достаточно большое количество… были доступны персоналу станции».
Как метко на этот счет сказал академик А. Александров: «А там [на блоке] не было только защиты от дурака, задумавшего отключить защиту ради своего эксперимента». Регламент запрещал блокировки защит. Основные претензии, которые реально можно предъявить к конструкторам реактора, – что такая возможность существовала.
Согласно Докладу №1 (INSAG-1) для МАГАТЭ, реактор имел все необходимые защиты для спасения реактора: «Конструкция реакторной установки предусматривала защиту от подобного типа аварий с учетом физических особенностей реактора, включая положительный паровой коэффициент реактивности». Но с целью предотвращения остановки реактора для продолжения эксперимента в случае неудачи персоналом, часть важнейших защит были заблокирована. Реактор стал неким автомобилем без тормозов – и что с ним могло произойти?
Согласно Г. Медведеву, персонал отключил следующие защиты:
«— Намереваясь при необходимости повторить эксперимент с обесточиванием, заблокировали защиты реактора по сигналу остановки аппарата при отключении двух турбин [прим. автора — данная защита предотвращает аварию, когда реактор работает, а обе турбины стоят];
— заблокировали защиты по уровню воды и давлению пара в барабанах-сепараторах, стремясь провести испытания, несмотря на неустойчивую работу реактора. Защита по тепловым параметрам была отключена;
— отключили системы защиты от максимальной проектной аварии, стремясь избежать ложного срабатывания САОР во время проведения испытаний, тем самым потеряв возможность снизить масштабы вероятной аварии.»
— заблокировали защиты по уровню воды и давлению пара в барабанах-сепараторах, стремясь провести испытания, несмотря на неустойчивую работу реактора. Защита по тепловым параметрам была отключена;
— отключили системы защиты от максимальной проектной аварии, стремясь избежать ложного срабатывания САОР во время проведения испытаний, тем самым потеряв возможность снизить масштабы вероятной аварии.»
Система аварийного охлаждения САОР была не просто отключена, она была жестко заблокирована вручную. Согласно докладу ГПАН (1991 г.), отключение САОР было нарушением Регламента, но не повлияло на возникновение и развитие аварии, так как не было зафиксировано сигналов на автоматическое включение САОР.
Возможно, при самых первых признаках аварии еще можно было сбросить аварийную защиту (но только до момента начала разрушения каналов) и запустить САОР.
И после аварии начальник смены блока Александр Акимов пытался включить САОР, попросив об этом Г. Метленко: «Будь другом, иди в машзал, помоги крутить задвижки. Всё обесточено. Вручную каждую открывать или закрывать не менее четырех часов. Диаметры огромные...»
Как считает В. А. Винокуров, к. т. н., ВНИИ:
«Когда начались нестационарные процессы в энергоблоке ночью 26.04.1986, начальник смены, заметив, что верхняя часть ГЦН колеблется с амплитудой 1 м, дал команду немедленно открыть клапаны аварийной проливки реактора системы САОР, которые для обеспечения чистоты эксперимента по выбегу турбоагрегата были закрыты. Одним из двух погибших в первые минуты катастрофы был как раз тот человек, который открывал клапаны аварийного охлаждения реактора».
Но отключение защиты по остановке обеих генераторов было критическим, так как лежало в основе цепочки событий, вызвавших поступление насыщенной (кипящей) воды в нижнюю часть реактора, что и вызвало его аварийный разгон.
На фото: Турбогенераторы: машзал 4 блока ЧАЭС
Главный инженер ЧАЭС Николай Фомин, отвечавший за безопасность на ЧАЭС и ставший при этом основным инициатором пресловутого «эксперимента», открыто признает, что отключение данной защиты было одной из основных причин аварии:
Прокурор: Как по-вашему, что могло бы предотвратить аварию?
Фомин: Если бы выведения [отключения – прим. автора] АЗ-5 от закрытия СРК не было, блок остался бы цел… В 1982, 84 и в 85 годах при выполнении программы сигнал АЗ-5 на реактор шел от закрытия СРК на турбине. А в 1986 году были внесены изменения в этой части... Сейчас мне ясно, что программу следовало согласовывать со специалистами. Незачем было оставлять аппарат на мощности, если все ТГ стоят.
Фомин: Если бы выведения [отключения – прим. автора] АЗ-5 от закрытия СРК не было, блок остался бы цел… В 1982, 84 и в 85 годах при выполнении программы сигнал АЗ-5 на реактор шел от закрытия СРК на турбине. А в 1986 году были внесены изменения в этой части... Сейчас мне ясно, что программу следовало согласовывать со специалистами. Незачем было оставлять аппарат на мощности, если все ТГ стоят.
Отметим, что в сходных условиях (поднятия большинства стержней в верхнем положении) аварийная защита во время аварии на ЛАЭС сработала абсолютно эффективно, в том числе сработала и другая отключенная на ЧАЭС защита по закрытию СРК (стопорно-регулирующих клапанов) обеих турбогенераторов (ТГ). Как вопрошает Борис Горбачев (МНТЦ «Укрытие» Национальной Академии Наук Украины):
«…почему в ноябре 1975 г. на несовершенном реакторе 1-го блока ЛАЭС аварийная автоматика сработала и заглушила реактор, а 26 апреля 1986 г. на гораздо более совершенном 4-м блоке ЧАЭС автоматическая аварийная защита не «откликнулась» ни на аварийный сигнал «АЗМ» (сигнал превышения мощности), ни на аварийный сигнал «АЗС» (сигнал превышения скорости нарастания мощности), ни на восемь аварийных сигналов по отключению всех восьми ГЦН (главных циркуляционных насосов), ни на восемь аварийных сигналов по всем восьми УЗМ (усилителям защиты по мощности), а система управления в ответ вообще не выработала аварийного сигнала высшей, 5-й категории «АЗ-5»?... Интересно, кто-нибудь из ветеранов ЧАЭС осмелится раскрыть эту свою «цеховую тайну», которую… не захотели раскрыть все официальные комиссии, и… даже факт её наличия тщательно замалчивают до сих пор.»
Итак, нам еще предстоит узнать много, но не сейчас, а, скорее всего, в недалеком будущем. Все материалы уголовного дела и исследования аварии по-прежнему находятся в архивах Москвы.
Обычный вопрос: так кто все-таки виноват?
Руководство АЭ СССР, движимое соображениями экономии и находясь под влиянием ученых, связанных с ВПК, затеяло масштабное строительство реакторов РБМК, не использовавшихся нигде в мире. После аварии все эти реакторы были сначала модернизированы, а потом поставлены в программу закрытия. В России пока еще работают несколько реакторов на Курской и Смоленской АЭС, которые будут скоро закрыты.
Отвечая на вопрос, кто виноват — реактор или человеческий фактор, обратимся к мнению О. Новосельского: «Так что «основных точек зрения» не две, имеется ещё и третья…: «Авария произошла вследствие неудовлетворительных нейтронно-физических характеристик активной зоны и недостаточной скоростной эффективности аварийной защиты, которые проявились в результате ошибочных действий во время подготовки и проведения испытаний выбега…». Как сказал друг семьи Александрова: «Сам по себе реактор был надежен, просто на нем надо было работать, а не ставить эксперименты». И это часть правды.
В следующей заметке мы попробуем дать хронологию и технический анализ причин аварии и действий персонала.
Ссылки:
И снова я стою… на крышке реактора, или мистика Ленинградской АЭС - Фото-Драйв
Промышленные уран-графитовые реакторы для наработки плутония
Валерий Алексеевич Легасов, Об аварии на Чернобыльской АЭС, Текст из пяти магнитофонных кассет, надиктованных академиком Легасовым В.А.
О чернобыльской аварии ( Н.В.Карпан), (стр. 392 - 415)
https://pravo.ru/process/view/10455/?ysclid=lvp6dkmo6s625767321
Чернобыль: СВИДЕТЕЛЬСТВО КОМАРОВА
В.М. Федуленко, в 1986 г. начальник лаборатории теплотехнических расчётов канальных реакторов, отдел 33 ИАЭ им. И.В. Курчатова, о причинах и развитии аварии на 4-м блоке ЧАЭС
Как готовился взрыв Чернобыля
О причинах и обстоятельствах аварии на 4 блоке чернобыльской АЭС 26 апреля 1986 г., Доклад Комиссии Госпроматомнадзора СССР
Анатолий ДЯТЛОВ, ЧЕРНОБЫЛЬ. КАК ЭТО БЫЛО
Информация об аварии на Чернобыльской АЭС и её последствиях, подготовленная для МАГАТЭ, Доклад №1 (INSAG-1)
О причинах и обстоятельствах аварии на 4 блоке чернобыльской АЭС 26 апреля 1986 г., Доклад Комиссии Госпроматомнадзора СССР
Канальный ядерный энергетический реактор РБМК. Под общей редакцией Ю.М. Черкашова. ГУП НИКИЭТ, 2006
О. Ю. Новосельский, ведущий научный сотрудник НИКИЭТ им. Н. А. Доллежаля до ноября 2014 г., «Легенда об аварийной защите, взорвавшей ядерный реактор»
«США: Моделирование аварии на ЧАЭС», Национальная лаборатория, штат Айдахо. Перевод предприятия п/я 7755, № 92 от 12.07.88.
Обобщенный анализ аварии на 4-ом блоке ЧАЭС, НИКИЭТ, 13.168 от 1990 г.
Анализ разрушительных сил, приведших к аварии на ЧАЭС. Nucl. Eng. and Design., V.106, № 2, 1988, р. 179-189.
В. А. Халимончук, А. В. Кучин, В. В.Токаревский, Оценка вклада парового коэффициента реактивности и концевого эффекта СУЗ в развитие аварии на энергоблоке № 4 Чернобыльской АЭС
Абагян А. А., Аршавский И. М., Дмитриев В. М., Крошилин А. Е., Краюшкин А. В., Халимончук В. А. Расчетный анализ начальной стадии аварии на Чернобыльской АЭС
Цитировано по О.Новосельский, Nuclear News, December 1987, р. 67-68
Филимонцев Ю.Н., Иванов B.C., Конвиз B.C., Куклин В.З., СурбаА.С, Мешков А.Г., Будылин Б.В., Черкашов Ю.М.,Калугин А.К, Полушкин К.К., Федуленко В.М., Василевский В.П., Сироткин А.П., Сидоренко В.А., Алексеев М.П.,Митрофанов Ю. Ф. Акт расследования причин аварии на энергоблоке № 4 Чернобыльской АЭС, происшедшей 26 апреля 1986 г., ЧАЭС, учетн. № 97 ПУ 05 мая 1986 г.
Григорий Медведев. Чернобыльская тетрадь. М.: Известия, 1989 г.
В.А.Винокуров, к.т.н., ВМИИ, Чернобыльская катастрофа: что, как, почему
ЧЕРНОБЫЛЬСКИЙ СУД
Борис Горбачёв, Ненаучные споры вокруг чернобыльской аварии
Битва после смерти
Информация