Накануне 30-й годовщины аварии на Чернобыльской АЭС, многие анализируют, пишут, говорят, дискутируют о причинах аварии и ее последствиях с учетом полученного опыта на протяжении уже трех десятков лет. Ниже мы представляем статью, которая была написана ветеранами ликвидации аварии на ЧАЭС через 4 года с момента аварии, экспертный взгляд того, что же происходило трагического в 1986 году? Эмоции, воспоминания и анализ того периода бесспорно очень ценны и интересны, поскольку, в силу особенностей того исторического периода, не всем понимающим происходящее было разрешено предоставить общественности правдивую информацию. Именно по этой причине представленная ниже статья была опубликована только в одном издании НПО «Припять» – «Вестник Чернобыля» в 1990 году и не получила широкой огласки.
Издание НПО «Припять» – «Вестник Чернобыля» (1990), в котором была опубликована представленная ниже статья
Авторский состав: ветераны ликвидации аварии на ЧАЭС – Н.Карпан, В.Ломакин, М.Мельников, В.Орлов, В.Тарасенко
Прошло четыре года с момента аварии на блоке № 4 Чернобыльской АЭС. Много написано на эту тему, но не меньше еще предстоит написать. Снимаются фильмы, сочиняются художественные повести, технические отчеты, рефераты. В некоторых из них предпринимаются попытки вскрыть истинные причины аварии, назвать конкретных виновников. Но, к сожалению, они широкому читателю не известны, т.к. напечатаны либо с грифом “Для служебного пользования (ДСП)”, либо в прессе районного масштаба. Например, статья начальника смены Нововоронежской АЭС т. Б.И. Смутнева “В чем первопричина?”, напечатана только в местной газете “Мирный атом”, хотя автор статьи обращался в центральную прессу, в том числе и в газету “Известия”. Поэтому над многими по-прежнему довлеет официальная версия причины аварии: “Первопричиной аварии явилось крайне маловероятное сочетание; нарушений порядка и режима эксплуатации, допущенных персоналом энергоблока” (из “Информации об аварии на Чернобыльской АЭС и ее последствиях подготовленной для МАГАТЭ” в августе 1986 года, журнал “Атомная энергия” том 61, вып.5,1986 г.).
Да, конечно, реактор взорвал персонал энергоблока. Никто другой-то ведь на нем не работал. А почему реактор взорвался? Может попробуем еще раз разобраться в этом вопросе? Может быть хватит писать повести людям, далеким от атомной энергетики, руководствуясь одним: виноват персонал и все тут ясно – небрежность, самонадеянность, недопонимание технологического процесса, потеря им чувства опасности и т.д. На первый взгляд, чего же тут не ясно. Но это только на первый взгляд. К этому выводу упорно подводили всех нас те, кто за этим хотел (и пока что сумел) скрыть истинные причины Чернобыльской аварии. В этом они преуспели, тем более что они в этом очень заинтересованы и имеют могущественных покровителей. Вы, читатель, спросите: “Кто это “они”?”. “Они” – это Главный, конструктор реактора типа РБМК в лице Научно-исследовательского и конструкторского института энерготехники (НИКИЭТ) во главе с академиком Н.А. Доллежалем и Научный руководитель в лице Института атомной энергии (ИАЭ) им. И.В. Курчатова во главе с бывшим президентом Академии наук СССР А.П. Александровым. Оба они теперь на “заслуженном” отдыхе.
Это и те “эксперты”, знающие как истинных виновников, так и истинные причины аварии, но не нашедшие в себе смелость сказать правду. Сначала, в августе 1986 года, в Вене на совещании МАГАТЭ, а затем в июле 1987 года, в городе Чернобыле во время суда над, по образному выражению средств зарубежной информации, “чернобыльскими козлами отпущения”.
Сам факт проведения суда в закрытом Чернобыле, куда без спецпропусков не попасть говорит о многом. Лишь малая часть “счастливчиков” – журналистов получила такой пропуск всего лишь на день открытия и день закрытия суда, на котором всем, кто пытался давать показания, противоречащие официальной версии причины аварии, умело затыкали рот. Мол, у нас есть свои эксперты, они и без вас во всем разберутся. И разобрались. Чего уж проще. Сценарий был готов, исполнители подобраны высшей квалификации Остальным, предлагалось привычное “одобрямс”. Впрочем, согласитесь, ситуация до боли знакомая, Вспомним А.Солженицина, А.Сахарова, 1937-й наконец. Возврата к старому не будет – заверяют нас наши руководители. И мы, какой уже раз, готовы им поверить, а многие не верят.
Резко, грубо?! Да, не спорим. Но мы имеем право (не на грубость, конечно), нам не до сглаживания острых углов, мы те, кого так обильно продолжают поливать грязью новоиспеченные горе-писатели, не понимающие и не желающие ни в чем разобраться. Мы за тех, кто, к сожалению, за себя уже ничего не скажет.
Всех, кто уже что-то написал или собирается написать о Чернобыльской аварии, не разобравшись в ней, мы призываем набраться терпения, внимательно и полностью прочесть эту статью. Мы не претендуем на истину в последней инстанции, но гарантируем объективность использования имеющейся у нас информации. Дело, скажем сразу, непростое говорить о технических причинах аварии на таком сложном объекте, как атомный энергоблок, простым и доступным всем языком, не используя специальных технических терминов. Помогут нам в этом сложном и нужном деле специалисты, работы которых опубликованы, как уже говорилось, только в узком кругу таких же специалистов и нормативные документы по обеспечению ядерной безопасности АЭС, выполнение требований которых обязательно для всех организаций и учреждений, участвующих в проектировании, строительстве и эксплуатации АЭС. Те самые документы, о которых многие почему-то забыли. Таких документов немало. Но мы будем пользоваться, в основном, только двумя главными в нашем вопросе, которые проектанты-разработчики и эксплуатационники должны знать очень хорошо, и обязаны строго соблюдать их требования. Такими документами являются:
– Правила ядерной безопасности атомных электростанций (ПБЯ-04-74);
– Общие положения обеспечения безопасности атомных станций при проектировании, сооружении и эксплуатации (ОПБ-82).
Последние две цифры в сокращенном названии документов – год их утверждения. Отметим, что ПБЯ утверждены и введены к обязательному исполнению до начала строительства блока № 4 Чернобыльской АЭС (ЧАЭС). Поэтому основное внимание будет уделено именно этому документу. Надо ли спрашивать уважаемых разработчиков реактора РБМК (ИАЭ и НИКИЭТ), знают ли они о существовании этих документов, за нарушение которых виновники привлекаются к судебной ответственности в соответствии с существующим Законодательством. Тем более, что они сами их разрабатывали.
Тушение энергоблока. Фото: atomic-energy.ru
Вернемся к формулировке официальной версии причины аварии, упомянутой в начале, этой статьи, и сравним ее с формулировкой, приведенной в отчете ИАЭ “Исследование причин аварии на Чернобыльской АЭС”, утвержденном в октябре 1986 года заместителем директора института, д.т.н. Е.П.Рязанцевым, который, кстати, являлся одним из привлеченных экспертов для подготовки информации в МАГАТЭ (Международное агентство по атомной энергии) формулировка в отчете ИАЭ следующая: “Первопричиной аварии явилось крайне маловероятное сочетание нарушений порядка и режима эксплуатации, допущенных персоналом энергоблока, при которых проявились недостатки в конструкции реактора и стержней СУЗ”. Сравнить их, как видим, очень просто. Ведь формулировка для МАГАТЭ является только первой частью такой же формулировки отчета ИАЭ, причем с точностью до запятой. Скажем более того, сам отчет ИАЭ и информация для МАГАТЭ, совпадают с той же точностью во многом – целыми разделами, такими, как: “Хронология развития аварии” и “Причины аварии”. Но только официальная информация для МАГАТЭ представляет собой сокращенный вариант отчета ИАЭ. Авторы отчета сами указывают на это: “Наиболее важные результаты этой работы использовались при подготовке информации для совещания экспертов МАГАТЭ, которое проходило в Вене 25-29 августа 1986 года”. Что ж, ничего странного нет в том, что Научный руководитель взорванного реактора РБМК готовит материал для совещания экспертов МАГАТЭ. Странное в другом – то, что для ИАЭ или для Правительственной комиссии (здесь вопрос пока остается открытым) является маловажным, и оно для МАГАТЭ сокращается, для других специалистов, включая зарубежных, является наиболее важным. Причем настолько важным, что считается ими первопричиной аварии.
Рассмотрим конкретно. Сокращенная для МАГАТЭ часть рассматриваемой выше формулировки ИАЭ после слов “допущенных персоналом” следующая: “… при которых проявились недостатки в конструкции реактора и стержней СУЗ”. СУЗ – система управления и защиты реактора. Что же это за недостатки в конструкции реактора и стержней СУЗ, которые Научный руководитель, считая их маловажными, скрывает в своем отчете с грифом “ДСП” (для служебного пользования)? Получается, согласитесь, какой-то абсурд – наиболее важные, с их же точки зрения, результаты отчета предоставляются в МАГАТЭ, а затем через журнал “Атомная энергия” т.61, вып.5,1986г.- всем его читателям, а маловажные, ничего не значащие результаты отчета, остаются в документе для внутреннего пользования. Что же скрывать, уважаемая Наука, если все важное уже все знают?
Оказывается, причина есть. Дело в том, что такое сокрытие «ничего не значащих” результатов анализа аварии позволило авторам проекта РБМК и (или) Правительственной. комиссии поставить все, как говорится, с “ног на голову” и взвалить всю тяжесть своей ответственности на других. В подтверждение сказанному приведем выдержки из работ, других специалистов.
Профессор Б.Г. Дубовский, один из авторов ПБЯ-04-74, руководивший в течении 14 лет (1958-1973) службой ядерной безопасности СССР, созданной в 1958 по инициативе академика И.Б. Курчатова, в своем реферате (1988 г.) о неустойчивости ядерных реакторов РБМК говорит: “Уму непостижимо, как могли руководители проектантов систем управления и защиты (СУЗ) РБМК допустить такие крупные, а в некоторых случаях и лишенные элементарной логики просчеты. Ведь по существу реакторы РБМК до 1986г. не имели нормальной защиты. Не имели вообще никакой аварийной защиты! Ни снизу активной зоны, ни сверху”.
Инженер-инспектор по ядерной безопасности на Курской АЭС (КуАЭС т. А. А. Ядрихинский в своей работе (1989г.) “Ядерная авария на 4-м блоке Чернобыльской АЭС” подводит итог своему анализу причин аварии: “Ядерная авария – взрыв реактора 4-го блока ЧАЭС, произошел из-за нарушений в проекте реактора РБМК Научным руководителем и Главным конструктором ПБЯ-04-74”. Им указываются 7 пунктов этих правил. А всего, в той же работе говорится, анализ проекта РБМК выявил 32 нарушения ПБЯ и ОПБ. Тех самых правил, о существовании которых Научному руководителю и Главному конструктору очень не хочется вспоминать по понятным теперь причинам.
В информационном сообщении 1987 г. “Зарубежная печать о Чернобыльской аварии и ее последствиях” говорится: “В отличие от официальной советской точки зрения английские специалисты считают основной причиной Чернобыльской аварии недостатки конструкции, а не человеческий фактор. Ошибочные действия операторов они считают “способствующей причиной”.
Американские специалисты считают, что сама система останова реактора является причиной всплеска реактивности (мощности)”.
В рассматривавшемся нами выше отчете ИАЭ, в котором ученые проанализировали 13-ть версий возможных причин взрыва реактора, включая и диверсию, сделан вывод: “…достаточно очевидно, что единственной версией, которая не противоречит имеющимся данным, является версия, связанная с эффектом вытеснителей стержней СУЗ”. Для неспециалистов поясним: эффект вытеснителей стержней СУЗ связан с недоработкой (ошибкой) в конструкции стержней СУЗ – при высоте активной зоны РБМК – 7 метров длина вытеснителя воды была выбрана всего лишь 4.5 метра.
Итак, многие, в том числе и авторы проекта РБМК, признают наличие грубейших недостатков в конструкции стержней СУЗ, связанных, прежде всего, с выполнением ею защитных функций, так называемой аварийной защиты реактора (АЗ). В чем тут суть? Приведем одно из основных требований ПБЯ (п.3.3.26) к СУЗ: “Аварийная защита реактора должна обеспечивать автоматическое быстрое и надежное гашение цепной реакции (останов реактора – прим. авт.) в следующих случаях:
-при достижении аварийной уставки по мощности, -при достижении аварийной уставки по скорости нарастания мощности;
-при появлении аварийных технологических сигналов, требующих останова реактора; -при нажатии кнопок аварийной защиты.
Подчеркнем еще раз: “АЗ реактора (СУЗ) должна обеспечивать быстрое и надежное гашение цепной реакции…” и никаких оговорок о допустимости снижения эффективности АЗ, за которую “скрываются” авторы проекта РБМК в информации для МАГАТЭ (“В создавшихся условиях допущенные персоналом нарушения привели к существенному снижению эффективности аварийной защиты”), нет и быть не может. Это и понятно, ведь реактор не автомобиль, и отказ его “тормозной системы» (АЗ) недопустим ни при каких условиях. Об этом ясно говорится в п.3.3.28 ПБЯ:”…в проекте реактора должно быть показано, что ПРИ ЛЮБЫХ АВАРИЙНЫХ РЕЖИМАХ исполнительные органы АЗ даже без одного эффективного органа обеспечивают… быстрое и надежное гашение цепной реакции без повреждения тепловыделяющих элементов (твэлов) “. Твэлы РБМК – это герметичные трубки с таблетками ядерного топлива. Отметим еще раз, “при любых аварийных режимах” и “без повреждения “твэлов”, не говоря уже о взрыве, при котором радиоактивное топливо (его в активной зоне РБМК около 190 тонн) выбрасывается в окружающую среду, что и произошло 26.04.86. А чтобы аварийная защита реактора всегда и при любых аварийных режимах выполняла свои функции, правила ПБЯ (п.3.3.27) требуют от проектантов-разработчиков предусмотреть в проекте “не менее 2-х независимых групп исполнительных органов системы АЗ” или другими словами – не менее 2-х быстродействующих аварийных защит (говоря образно, – не менее 2-х быстродействующих “тормозных систем”) на случай отказа одной из них.
Теперь приведем для читателя один неопровержимый факт событий 26.04,86. Персонал энергоблока № 4 ЧАЭС в 1 час 23 мин.04 сек. начал испытания, когда “параметры реактора были наиболее близки к стабильным” (из информации для МАГАТЭ). А через 36 секунд персонал, видя, что испытания практически закончены и параметры выбега турбогенератора № 8 своевременно и синхронно зафиксированы всеми датчиками (в эксперименте были задействованы и нештатные приборы – осциллографы, самопишущие приборы, секундомеры) спокойно, без паники (для этого не было причин) нажал кнопку останова реактора (кн. АЗ). И вот тут, вопреки всякой логике и здравому смыслу, заложенному в обязательных к исполнению требованиях правил ПБЯ к аварийной защите, мощность реактора вначале чуть-чуть снизилась (~25 МВт), а затем резко и с нарастающей скоростью начала увеличиваться. Произошел разгон мощности реактора, закончившийся взрывом.
“Взрыв произошел после нажатия на кнопку АЗ, что само по себе выглядело довольно парадоксально” – спокойно отмечают в своем отчете ученые ИАЭ. В своем и для себя, т.к. для МАГАТЭ и общественности этот факт опять же скрыт, а точнее – сглажен. Чудовищно, товарищи Наука, а не “довольно парадоксально”. “Такое может присниться оператору АЭС только в кошмарном сне” – пишет в своей статье начальник смены Нововоронежской АЭС т. В. И. Смутнев. Точнее не скажешь. Это мнение многих эксплуатационников. А мнение Науки и экспертов, тем не менее, совершенно другое. Например, судебно-технические эксперты на вопрос суда, подтверждают ли они, что реактор РБМК небезопасен, ответили: “РБМК снабжен надежной СУЗ, способной обеспечить все режимы – стационарные и переходные”. Так ли? Аварийная защита, которая в любом состоянии реактора должна надежно и быстро его остановить, сама же его и разогнала. (либо совместно с паровым. эффектом -о нем речь будет ниже). Причем взрыв произошел через 5 секунд после нажатия, персоналом кн. АЗ, а через 3 секунды после нажатия кнопки при мощности 520 МВт появились аварийные сигналы по превышению мощности над исходной (200 МВт) и скорости ее, нарастания (см. выше треб. п.3.3.26 ПБЯ) и опять аварийная защита не остановила реактор. Впрочем, как она могла остановить, если в этот момент сама же его и разгоняла?! Что это так, не скрывают от себя товарищи из ИАЭ в своем отчете: “В состоянии, в котором находился реактор, нажатие на кнопку АЗ может в течение первых нескольких секунд привести к росту реактивности и разгону реактора”.
Фото: novostimira.net
Вот так, тихо, шепотом признаются они себе, что аварийная защита реактора (система останова) сработала как мина, а другим громко, со вдохом во всю свою грудь заявляют о каком-то загадочном состоянии реактора, на которое они свой монстр не рассчитывали. О каком таком состоянии реактора Вы все время говорите, при котором, с Вашей точки зрения, допускается разгон реактора его же аварийной защитой? Назовите хоть один пункт ПБЯ, ОПБ или любого другого нормативного документа, в котором допускается вообще разгон реактора? Нет таких документов, Вы об этом отлично знаете. Но есть документы, которыми вы обязаны были пользоваться, создавая реактор РБМК и выполнить все их требования, в которых постоянно подчеркивается, что аварийная защита обязана остановить реактор в любых его состояниях, причем быстро и надежно, без повреждения твэлов, а не взрывать его и не способствовать взрыву. В противном случае создавать реакторы с такой аварийной защитой равносильно тому, что создавать автомобили, у которых, педаль тормоза, а экстремальной ситуации (Например, на крутом спуске) становится второй педалью газа. Причем, об этом странном, а точнее страшном свойстве тормозной педали умолчать. А потом разбившемуся “неудачнику-водителю”, пытавшемуся остановить свой автомобиль с помощью педали тормоза почему-то превратившейся в педаль газа, ставить в вину слабое понимание особенностей тормозной системы и потерю им чувства опасности. Приблизительно так обвинен персонал Чернобыльской АЭС. Судите сами, но для этого наберитесь еще терпения.
В составе СУЗ реакторы РБМК имели две группы стержней-поглотителей нейтронов:
I – рабочая группа, с помощью которой персонал осуществлял управление реактором на всех этапах его работы (пуск, работа на номинальном уровне мощности, плановые остановы, остановы в ремонт);
ІІ – группа стержней аварийной защиты (ст. АЗ), название которых говорит само за себя.
Обе группы стержней (кроме стержней УСП рабочей группы, которые вводятся в активную зону реактора, в отличие от всех остальных, снизу) по аварийным сигналам или от кнопки АЗ реактора погружались в активную зону, тем самым вроде бы выполнялось одно из требований ПБЯ (п.3.3.27) о наличии в системе аварийной защиты реактора не менее двух независимых групп исполнительных органов. Почему вроде бы выполнялось? Да потому что во-первых, эти группы не являются, строго говоря, независимыми (но не будем столь придирчивыми и закроем на это пока глаза), а во-вторых, и это основное, следующий же пункт 3,3.28 ПБЯ определяет требования к характеристикам всей системы АЗ реактора: “Количество расположение, эффективность и скорость введения исполнительных органов АЗ должны быть определены и обоснованы в проекте реактора, где должно быть показано, что при ЛЮБЫХ аварийных режимах исполнительные органы АЗ без одного наиболее эффективного органа обеспечивают:
– скорость аварийного снижения мощности реактора достаточную для предотвращения возможного повреждения твэлов;
– приведение реактора в подкритическое состояние;
– предотвращение образования локальных критмасс.”
Как показала Чернобыльская авария, ни одно из этих требований для РБМК не было выполнено должным образом. Подчеркнем еще раз – количество, расположение эффективность и скорость введения стержней СУЗ реактора “…должны быть определены и обоснованы в Проекте”. Это и понятно, ведь выполнение всех вышеприведенных требований к системе АЗ реактора требует сложных расчетов по определению поведения его физических характеристик “при любых аварийных режимах”. Мог ли это сделать эксплуатационный персонал АЭС? Нет, не мог, даже если бы и захотел проверить работу конструкторов и Науки, не мог не только потому, что это вовсе не его обязанность, а прежде всего потому, что эти расчеты очень сложны и громоздки (ведь любые аварийные режимы должны быть просчитаны!) и требуют соответствующей техники (сложных ЭВМ), методик и программ расчета. Что же оставалось делать эксплуатационному персоналу АЭС? Надеяться и верить в то, что те, кто обязан выполнить эти расчеты, их выполнил, проанализировал, сравнил с результатами стендовых (модельных) испытаний и выводы всей этой кропотливой и сложной работы отразил в проектной документации (техническом обосновании безопасности реакторной установки и АЭС) и основном эксплуатационном документе по безопасной эксплуатации энергоблока (Технологическом регламенте), который для того и разрабатывается с участием авторов проекта согласно требований ПБЯ и ОПБ. Технического обоснования безопасности проекта не было, но был высокий авторитет его авторов и их неоднократные заверения в безопасности созданного ими реактора РБМК. Так, например, Главный конструктор утверждал: “Активная зона реактора РБМК и тепловыделяющие кассеты, а также СУЗ и ее исполнительные органы выполнены с учетом основных требований положений по ядерной безопасности реактора, которая обеспечивается во всех режимах работы и состояниях реактора, а также при любых возможных аварийных ситуациях в технологическом контуре” (Н.А. Доллежаль, И.Я.Емельянов. “Канальный ядерный энергетический реактор.” М., Атомиздат, 1980). Было ли это выполнено на самом деле авторами РБМК? Нет, не, было. Но это стало ясно в полной мере только после Чернобыльской аварии. А до аварии, авторы проекта, пользуясь своим авторитетом, убеждали всех в полной безопасности своего детища. И убедили, им поверили все – и мы, эксплуатационники, и Правительство. А что же еще оставалось. Обоснования безопасности АЭС нет, но был огромный авторитет, “отцов» РБМК – академиков А.П. Александрова, Н.А. Доллежаля и других. Но на что же тогда надеялись сами авторы РБМК? Ответ находим в информации для МАГАТЭ: “Небольшая скорость СУЗ компенсируется их количеством”. Как видим, привычная картина – сработал знакомый всем механизм-количество без качества и вместо качества. Вот так, никаких серьезных расчетов, обоснований, экспериментов, а просто победим авторитетом и количеством. А как же эффективность и быстродействие? Попробуем хоть теперь сами разобраться, как количество “компенсировало” качество. Все 211 стержней СУЗ имели скорость ввода в активную зону реактора около 40 см в сек. Высота активной зоны -7 м. Значит, время полного ввода стержней в активную зону в среднем составляет 18-20 сек. Много это или мало? Много и очень. Вспомним, взрыв произошел на 5-ой секунде после, приведения персоналом в действие АЗ (нажатие кн. АЗ). Но это взрыв (мощность реактора при взрыве оценивается учеными из ИАЭ в 200-400 номиналов мощности реактора), а разгон зафиксирован штатной системой контроля на 3-ей секунде при мощности 520 МВт (номинальная мощность реактора 3200 МВт). Здесь нужно уточнить. Из двух рассмотренных выше групп исполнительных органов СУЗ только вторая, аварийная группа стержней (ст. АЗ), всегда находится над активной зоной в режиме ожидания аварии, так называемом “стерегущем режиме аварии”. Могла ли эта аварийная группа стержней, ожидая аварию, выполнить свою функцию, определенную пунктом 3.3.28 ПБЯ (предотвратить разгон реактора)? Могла, если авария не сопровождается вовсе или сопровождается, но очень незначительным, ростом мощности, или, говоря техническим языком, не сопровождается быстрым вводом значительной избыточной реактивности. И совершенно не могла в противном случае. Специалисту нетрудно определить скорость ввода отрицательной реактивности” этой спецгруппой стержней АЗ, зная ее физический вес и время полного погружения в активную зону: всего 24 стержня (порядка 2-х бетта), за время, как указано выше, 18-20 сек. Средняя по высоте активной зоны скорость ввода отрицательной реактивности этой группой, как видим, порядка 0,1 бетта в сек. И это при возможном вводе избыточной реактивности в 4-6 бетта за 1,5-2 сек. (время возможного проявления парового эффекта при обезвоживании активной зоны в случае МПА (максимальной проектной аварии) согласно данным Главного конструктора)! И все это без учета того, что в первые 3-4 секунды эта группа сама же вводит положительную реактивность в нижнюю часть активной зоны (положительный выбег реактивности). Для неспециалиста предлагаем оценить скоростные характеристики аварийной группы стержней СУЗ, представив себе, что время полного погружения тормозной педали автомобиля равно 18-20 сек. Во всех ли возможных случаях Вам поможет такая “быстродействующая” тормозная система автомобиля? Ответить, думаем, не сложно. Профессор Б. Г. Дубовский говорит так: “Аварийная защита, которая срабатывает за 18-20 сек. – это не защита, это пародия на аварийную защиту. Ведь нормальная аварийная защита срабатывает за несколько секунд (до 5) на реакторах во всем мире, по меньшей мере, для наиболее быстрых подсистем аварийной защиты. “Лишь после аварии 26.04.86.эту группу стержней АЗ, наконец-то, сделали быстродействующей (БАЗ) с временем полного погружения 2-2,5 секунды. В информации для МАГАТЭ, несмотря на все вышесказанное, читаем: “СУЗ реактора обеспечивает аварийное прекращение цепной реакции стержнями АЗ по импульсам опасных отклонений параметров блока или отказов оборудования”. Что это, как не полуправда?
Нам могут задать вопрос: “Позвольте, как же вы или другие не взорвались намного раньше, чем 26.04.86 г.?” Совершенно правильный вопрос. Для ответа на него необходимо рассмотреть участие (роль) первой, рабочей, группы стержней СУЗ в аварийных режимах, ее вклад в систему аварийной защиты реактора. Рассмотрение этого вопроса требует определенных знаний физики РБМК, которые, кстати, и на сегодняшний день не являются полными и для ученых и, тем более для эксплуатационников из-за особенностей этого реактора, слабой экспериментальной базы и хронического отставания в вычислительной технике, поэтому ограничимся констатацией фактов. Как было сказано выше, с помощью рабочей группы стержней СУЗ персонал управлял мощностью реактора на всех этапах его работы (пуск, работа на номинальном уровне, плановый останов и ремонт). В аварийных режимах она же использовалась в помощь рассмотренной выше аварийной группе стержней (ст. АЗ), как говорится в информации для МАГАТЭ – для количества. Но как она используется? Проследим это с момента пуска в 1973 году первого головного блока № 1 Ленинградской АЭС (ЛАЭС) с РБМК. В первые 7 лет (1973 – 1980) эксплуатации РБМК, а их в 1980-м году уже насчитывалось 7, никаких ограничений по количеству извлеченных из активной зоны стержней рабочей группы не было. Т.е. можно было извлекать из активной зоны все стержни СУЗ. Число стержней, находящихся в пределах активной зоны реактора при его работе, называется оперативным запасом реактивности (ОЗР). Пользуясь этим термином можно сказать, что не было никаких ограничений по минимально-допустимой величине ОЗР. Поэтому не так уж редкими были случаи, когда реакторы ЛАЭС, ЧАЭС, КуАЭС (т.е, действующие на то время АЭС с РБМК) пускали и выводили на мощность после их -кратковременного останова с ОЗР в 1 – 3 стержня. Так называемые “пуски с- нуля без прохождения йодной ямы”. А сколько их было этих кратковременных остановов, ведь РБМК только начали “жить” и опыта эксплуатации ни у кого не было. И все эти годы (и последующие вплоть до аварии) персонал вышеуказанных АЭС в таких ситуациях опасался одного – как бы не допустить больших перекосов энерговыделения в реакторе и не сжечь твэлы и топливные каналы (т.е. не допустить кризиса теплоотдачи на твэлах из-за превышения линейной нагрузки). Чем же озабочены ученые в этот важный период освоения нового реактора РБМК? Для ответа воспользуемся обзорной статьей одного из ведущих специалистов по физике РБМК в ИАЭ т. В. С. Романенко “Некоторые вопросы физики РБМК” (“Вопросы атомной науки и техники”. Серия: физика и техника ядерных реакторов, 1981, вып.5(18)):”Начальный период эксплуатации нового реактора РБМК имеет особо важное значение, т.к. серия новых реакторов создавалась, без реактора-прототипа. Поэтому потребовался тщательный анализ работы первых реакторов и своевременный учет накопленного опыта в последующих. При проектировании РБМК, когда в распоряжении физиков еще не было отработанных программ детального расчета энергораспределения в полномасштабной загрузке, возможность управления полями энерговыделения не могла быть надежно обоснована. Проблеме устойчивости энергораспределения уделялось большое внимание на всех стадиях создания РБМК. Оказалось, что все детали поведения новой установки со сложными обратными связями не могли быть полностью учтены в проекте и выяснились только в процессе эксплуатации. Экспериментально установлено, что свойственная РБМК неустойчивость распределения мощности усиливается по мере изменения свойств загрузки и при работе на топливе с обогащением 1,8% становится существенной к моменту, когда в активной зоне остается около 30 ДП. Осуществляемый в настоящее время, перевод РБМК на топливо 2% позволит удалить из активной зоны большую часть ДП, не переходя в область заметных деформаций энергораспределения. Для улучшения экономических показателей в настоящее время все РБМК переводятся на топливо с обогащением 2%. Статья написана в декабре 1979-го года и подводит итог анализа поведения нейтронно-физических характеристик РБМК начального периода его эксплуатации (1973 – 1980). Таким образом, в этот период (как и в последующий, вплоть до аварии) основное внимание обращено на вопросы поддержания устойчивости знергораспределения физически большого реактора РБМК и улучшения экономических показателей топливного цикла. В 1980 году на действующих РБМК в активной зоне оставалось около 30 ДП из 200 – 240, содержащихся в начальной загрузке для компенсации избыточной реактивности свежего топлива (ДП – дополнительный поглотитель). Поэтому в Технологическом регламенте ЧАЭС 1980-го года впервые появилось ограничение по ОЗР: “Работа с ОЗР менее 10 стержней СУЗ не допускается”.
В Технологическом регламенте ЧАЭС 1983-го года появилась фраза, ужесточающая это ограничение (к этому времени практически все ДП были заменены на топливные кассеты): “При снижении ОЗР до 15-ти стержней реактор должен быть немедленно заглушен, Научное руководство станции должно периодически (1 раз в год) рассматривать конкретные условия устойчивого поддержания полей энерговыделения на данном блоке и при необходимости пересматривать их в сторону ужесточения по согласованию с Научным руководителем и Главным конструктором”. И никаких больше объяснений, никаких даже намеков на то, что величина ОЗР в 15 стержней является тем пределом, ниже которого реактор становится ядерноопасным (взрывоопасным) при движении вниз исполнительных органов АЗ. Не говоря уже об отсутствии кричащих фраз: “ВНИМАНИЕ! ВНИМАНИЕ! При нарушении этого параметра реактор ядерноопасен!” Правда, забегая вперед, скажем, что такая кошмарная по своей сути фраза появилась в Технологическом регламенте, но, как и многое другое, только после аварии 26.04.86. Да и не могло быть никаких пояснений, тем более кричащих фраз со стороны Научного руководителя и Главного конструктора, т.к. мы с полной уверенностью заявляем: ни Научный руководитель, ни Главный конструктор РБМК полностью не представляли и не понимали опасности работы своего реактора с малым ОЗР на малом уровне мощности! Этого не отрицают сами ученые в своих работах для служебного пользования. Цифра 15 стержней, также, как и 10, введена согласно вышеприведенной фразы Технологического регламента для устойчивого поддержания поля энерговыделения, Этим числом ограничивалась регулирующая способность рабочей группы стержней СУЗ, а не защитная ее функция. Именно так понимал это ограничение персонал всех АЭС с РБМК. В чем признаваться нам, аварийщикам? И ничего тут стыдного и тем более преступного нет. Стыдно за преступно низкий уровень знания своего РБМК должно быть тем, кто его создал, не выполнив при этом более 30-ти требований ПБЯ и ОПБ, ими же разработанных. Это видно из следующего. С первых лет эксплуатации РБМК персонал АЭС иногда обнаруживал противоестественное поведение мощности при движении отдельных стержней рабочей группы СУЗ. В чем его суть? При введении в активную зону стержня, находящегося в крайнем верхнем положении (над активной зоной), на первом метре его движения иногда происходил кратковременный скачок (выбег) мощности вместо ожидаемого спада. Персонал назвал это явление “концевым эффектом” стержня, хотя точнее было бы назвать “концевым дефектом” стержня. Наука позже назовет это “положительным выбегом реактивности”. Нужно подчеркнуть, что такое наблюдалось только при управлении одиночных стержней, находящихся над активной зоной (на верхнем концевом выключателе) и то не всегда, а при определенной форме поля энерговыделения (нейтронного поля). Сигналы об этом “странном” эффекте, естественно, поступали к Главному конструктору и Научному руководителю. Суть проблемы была ясна практически всем: проектная недоработка конструкции стержня СУЗ, неправильно выбранная длина самого стержня и его составной части, так называемого графитового вытеснителя воды. При высоте активной зоны в 7 метров длина графитового вытеснителя была выбрана всего 4.5 метра, а поглощающей части – 5м. При расположении стержня в крайнем верхнем положении его вытеснитель расположен симметрично по высоте активной зоны. Таким образом, легко подсчитать, что при этом над и под вытеснителем образуются столбы воды по 1.25 метра. Графитовый вытеснитель повышает поглощающую способность стержня-поглотителя, т.к. поглощающая способность нейтронов у графита значительно меньше, чем у воды. Но при движении стержня СУЗ в активную зону с верхнего положения вытеснитель вытесняет собой столб воды в 1.25 метра в нижней части активной зоны, внося в эту область положительную реактивность (за счет вытеснения воды, имеющей свойство поглотителя нейтронов). Забегая вперед, скажем, что сразу же после аварии для исключения столбов воды под укороченным вытеснителем верхнее крайнее положение стержней было смещено вниз на эти самые 1.2 метра, что явилось временной мерой до замены стержней на стержни новой конструкции (для чего потребовалось еще порядка 3-х лет).
Может Научному руководители и Главному конструктору все-таки был неизвестен, этот иногда проявлявшийся эффект? Известен и хорошо. При физических пусках блоков 3 и 4 ЧАЭС. (1981 и 1983 г.г.) и блока № 1 Игналинской АЭС (1983 г.) их представители воочию убедились в этом сами. Некоторые пояснения: физпуск реактора – это первая загрузка активной зоны топливом и выполнение необходимых при этом экспериментов на очень малом уровне мощности. В процессе физпуска должны быть получены данные о нейтронно-физических параметрах активной зоны, физических эффектах характеристиках органов регулирования (ст. СУЗ), компенсации и защиты. Результаты физпуска оформляются актом и отчетом (в соответствии с п.4.2.14 ПБЯ). Один экземпляр акта и отчета направляются а Госатомнадзор СССР (Госинспекция по ядерной безопасности СССР). Научное руководство физпуском осуществляется Научным руководителем и Главным конструктором реактора. Несмотря на странное поведение реактивности при погружении стержней СУЗ, выявленное при вышеуказанных физпусках, энергоблоки были приняты в эксплуатацию Правительственной комиссией. А в феврале 1984 года на ЧАЭС от Главного конструктора за подписью зам. директора НИКИЭТ Ю.М. Черкашова пришло письмо “По вопросу положительного выбега реактивности”, в котором после объяснения сути, по их выражению, “конструктивных особенностей ст. СУЗ РБМК” (не проектных ошибок, а особенностей!) говорится следующее: “Подчеркнем еще раз, положительный выбег реактивности будет наблюдаться при движении стержней только из крайнего верхнего положения и только при перекошенном вниз поле нейтронов”. Отметим, при нажатии кнопки АЗ персоналом ЧАЭС 26.04,36 нейтронное поле было перекошено вверх, а не вниз. Поле вверху, а выбег есть. Продолжим. Далее в этом письме было сказано: “Таким образом, мы имеем дело с известным явлением. По нему уже принимались решения. Есть и дальнейшие предложения, суть которых сводится к следующему:
Не применять в автоматических регуляторах стержни с коротким соединительным звеном. На всех действующих блоках вытеснители у этих стержней отрезаны.
Ограничить число стержней, извлекаемых из активной зоны полностью (на верхние концевики) общим числом 150. Остальные частично погруженные стержни должны быть введены в активную зону не менее, чем на 0.5 метра.
Провести конструкторские проработки в направлении увеличения длины телескопического соединения вытеснитель-стержень с целью удаления столба воды из активной зоны под вытеснителем, что исключит появление положительных выбегов реактивности при любой деформированности поля.
Исключает возможность появления положительного выбега реактивности в любых состояниях реактора и для любых конфигураций высотного поля энерговыделения использование стержней СУЗ без вытеснителя с пленочным охлаждением канальной трубы. Такой вариант стержней и каналов СУЗ был предусмотрен техническим проектом, но из-за недостаточной экспериментальной проверки был отвергнут. К настоящему времени накопился достаточный опыт пленочного охлаждения и есть основания вернуться к этому решению” Задачи, стоящие в письме, ВКЛЮЧЕНЫ в план и по ним ведутся работы”. Итак, подведем итоги.
Мероприятия, изложенные в п.3 и п.4 письма, выполнены только спустя три года после аварии.
За два года до аварии Главный конструктор во втором пункте своего письма рекомендует ограничить число стержней, извлекаемых из активной зоны полностью, общим числом 150. Остальные, частично погруженные не менее чем на 0.5 метра стержни СУЗ, по мнению Главного конструктора перекроют положительный выбег реактивности. При этом он ничего НЕ говорит о положении стержней СУЗ, которые вводятся в активную зону реактора снизу (УСП). Причина ясна – не допускается и в мыслях возможность образования локального реактора в нижней части активной зоны. Как мы уже говорили выше, эти стержни УСП не вводились в активную зону по сигналам АЗ или от кнопки АЗ. А это, как показала авария, было еще одной грубейшей проектной ошибкой, т.к. низ активной зоны не был гарантированно защищен поглотителями, и сама АЗ могла создавать в нем локальную критмассу. И в какой уже раз добавим, что только после аварии в числе первоочередных мероприятий стержни УСП (укороченные стержни-поглотители) были введены в состав исполнительных органов АЗ (на что не требовалось ни материальных затрат, ни времени). Если хотя бы это было бы сделано до 26.04.86, аварии, согласно расчетам, не было бы. Но продолжим. Определим минимальную величину ОЗР, которая получается при выполнении рассматриваемой рекомендации Главного конструктора. Расчет очень прост. Всего 211 ст. СУЗ. Минус разрешенные к полному извлечению 150 стержней, остается 61 ст. СУЗ, которые могут быть частично, на 0.5*1 метра, погружены. Общее число метров поглотителя ст. СУЗ в активной зоне будет составлять 30.5 метров (0.5 * 61). Длина поглощающей части одного стержня составляла 6,2 метра, тогда минимальное число ст. СУЗ (ОЗР) при выполнении рекомендации для исключения положительного выбега реактивности будет равно 5-ти линейным стержням (30.5: 6.2). Но не 15-ти, как теперь пытаются утверждать авторы проекта. А что же говорить о реакторах первых очередей ЛАЭС, ЧАЭС, КАЭС, у которых СУЗ состоит всего из 179-ти стержней? Ведь для них такой же расчет дает величину всего лишь 2.5 линейных стержня.
Ученые при анализе причин аварии расчетным путем определили ОЗР на момент начала эксперимента в 6 – 8 стержней. Даже отбросив сомнения в корректности получения этой цифры (по свидетельству некоторых участников эксперимента за 0.5 часа до начала ОЗР составлял ~18 стержней), она больше минимальной величины ОЗР, полученной в соответствии с рассмотренной рекомендацией Гл. конструктора.
И последнее, что нужно сказать при рассмотрении вопроса защитной функции рабочей группы стержней СУЗ. Если величина ОЗР (15 или какое-либо другое значение – в данном случае не важно) определяла способность выполнения рабочей группой стержней СУЗ защитных функций реактора, то почему же по этому параметру полностью отсутствовали сигнализация (предупредительная, аварийная) индивидуальный прибор визуального контроля и регистрации, а также блокировка или защита, что является одним из основных требований ПБЯ (п. п. 3.1,8. п.3.3.21,) для параметров реакторной установки, определяющих ее безопасность. Кроме того, параметр ОЗР расчетный с периодом расчета 5-15 минут. Причем, чтобы знать его величину, необходимо периодически делать запрос на ЭВМ, программа которой по определению ОЗР на низких (до 10% от номинальной) уровнях мощности работает нестабильно. И опять лишь только после аварии установили показывающий и регистрирующий приборы величины ОЗР, выполнили предупредительную (световую и звуковую) и аварийную (с сиреной) сигнализацию. Собираются выполнить блокировку (защиту) на автоматический останов реактора при снижении ОЗР до .30-ти стержней(?). Не до 15-ти, а уже до 30-ти (!). Почему? Судебно-технические эксперты на подобный вопрос суда ответили приблизительно следующим образом: практика показала, что, есть необходимость застраховаться “от дурака” (снизить чувствительность реактора к ошибкам персонала). Не от дурака, а от своих расчетов “на пальцах”, от своей неповоротливости. Ведь та доаварийная величина в 15 стержней, с помощью которой Наука, подобно утопающему, ухватившемуся за случайно попавшуюся соломинку, сумела “выплыть” не спасла бы 26.04.86 Чернобыль. Предварительные расчеты подтверждают это. Для специалистов поясним: положительный выбег реактивности после нажатия кн. АЗ при ОЗР даже в 18 стержней и мощности реактора 200 МВт составил бы 0.9 бетта, а при том же ОЗР и мощности реактора 700 МВт – 0.6 бетта. Подведем итог всему сказанному выше о системе аварийной защиты РБМК до 26.04.86 г.
До аварии РБМК эксплуатировались с системой АЗ из двух групп стержней, одна из которых являлась пародией на защиту (быстродействие ее составляло 18-20 сек. вместо требуемых 2-3 сек.), а другая- вообще при определенных условиях (минимально-допустимая величина ОЗР – 15) вместо защиты реактора становилась его разгонным устройством в первые 3-4 сек.
Лишь только сейчас понимаешь, как долго мы все ходили по краю пропасти. Счастливая случайность спасала нас все те годы от катастрофы, именуемой бы возможно Ленинградской, Курской или все той же Чернобыльской, а не отсутствие “крайне маловероятного сочетания нарушений порядка и режима эксплуатации, допущенных персоналом энергоблока”, приведших реактор в “супернерегламентное” состояние, считавшееся разработчиками РБМК невозможным.”
Как можно было повышать экономичность РБМК за счет снижения его ядерной безопасности? Ведь в эскизном проекте реактора РБМК (1965 г.) предусматривались стержни СУЗ с поглотителем и вытеснителем полной длины (по 7 метров). А в техническом проекте РБМК (1969 г.) уже предусматривались стержни СУЗ с укороченной длиной поглотителя (5 и 6 метров) и вытеснителя (5 метров), но с пленочным охлаждением канальной трубы, что исключало возможность проявления положительного выбега реактивности и такой аварии, как Чернобыльская. Однако рабочий проект РБМК уже предусматривал стержни СУЗ с укороченной длиной поглотителя и вытеснителя, но с заполненными водой каналами стержней СУЗ, т.к. пленочное охлаждение каналов сложнее по исполнению и, естественно, дороже. Пленочное охлаждение каналов исключало столбы воды под укороченными вытеснителями ст. СУЗ и, как следствие этого, положительный выбег реактивности при их погружении в активную зону реактора. Кроме того, оно позволяло повысить быстродействие стержней АЗ, т.к. исключалось выталкивающее действие воды на стержни СУЗ.
Понадобилась Чернобыльская авария, чтобы возвратиться к эскизному и техническому проектам СУЗ. В каналах стержней АЗ, наконец-то, выполнили пленочное охлаждение и аварийную группу стержней по праву назвали быстродействующей аварийной защитой (БАЗ). Время полного погружения этим снизили почти в 10 раз (2-2,5 сек.). Длину поглотителя стержней СУЗ увеличили до 7-ми метров. Длину вытеснителя в перспективе также увеличат до 7-ми метров после удлинения самих каналов или еще одной реконструкции ст. СУЗ (труба в трубе).
Чернобыльская авария “понадобилась” (пусть простит читатель нас за это выражение}, чтобы наконец-то вспомнить Научному руководителю и Главному конструктору РБМК простую истину – для разгона реактора достаточно ввода избыточной реактивности всего лишь в 1 бетта (бетта – доля запаздывающих нейтронов, которую “подарила” природа для возможности управления реактором и за пренебрежение которой жестоко наказывает). После Чернобыльской аварии приняты меры по улучшению нейтронно-физических характеристик активной зоны реактора, которые не выдерживали никакой критики. Реактор РБМК имел много больших, по величине положительных эффектов реактивности, которые делали его трудноуправляемым, т.к. эти физические эффекты реактивности совпадают по знаку с изменяющейся мощностью и могли в определенных условиях (ремонт, отказы оборудования, аварии) вызвать разгон реактора. Не вдаваясь в подробности, назовем эти эффекты:
– эффект разогрева активной зоны (+ 4,5 бетта);
– эффект опорожнения всех каналов СУЗ (+5 бетта);
– паровой эффект (+5 – +6 бетта);
– эффект перехода с гелия на азот для продувки графита (+1,1 бетта).
Наиболее опасен из них паровой эффект, т.к. проявляется он приблизительно через 3 сек. после скачка нейтронной мощности. Остальные, приведенные выше эффекты, имеют большое время проявления (минуты, часы и даже сутки).
Кратко остановимся на паровом эффекте. Суть его в том, что при изменении паросодержания в топливных каналах реактора (РБМК – тип реактора с кипящей водой) меняется нейтронная мощность данного канала, отдельной области активной зоны или реактора в целом. Причем, этот эффект при глубокой степени выгорания топлива имеет положительный знак, т.е. совпадающий со знаком скачка мощности. Поэтому любое повышение мощности приводит через паровой эффект к дальнейшему ее росту, т.е. саморазгону. При “свежей” загрузке реактора (невыгоревшее топливо) этот эффект имеет обратный знак (отрицательный) по сравнению с изменяющейся мощностью. Значит, при отрицательном паровом эффекте повышение мощности по какой-либо причине приводит через этот эффект к ее подавлению и возврату к прежнему значению. В таких случаях говорят, что реактор обладает физическим свойством саморегулирования мощности (внутренней самозащищенностью). И это очень важно с точки зрения обеспечения безопасности управления реактором.
Так вот, к 26.04.86г. в погоне за экономией топлива (многие, наверное, помнят лозунги Минэнерго этого времени: “Сэкономим 1 или 2% органического топлива”, подхваченные, к сожалению, и руководством атомной энергетики) под “зорким научным надзором” и “любезного согласования» со стороны Научного руководителя паровой эффект на многих АЭС с РБМК достиг + 4-6 бетта. Достигнуто это было более глубокой степенью выгорания ядерного топлива (и благодаря удалению из активной зоны реактора всех дополнительных поглотителей – ДП) и меньшим числом загрузок свежего топлива. При таком большом и быстропроявляющемся положительном паровом эффекте персоналу АЭС стоило немалого труда управлять огромным и мощным реактором. Поэтому, очевидно, в комиссии по разбору причин Чернобыльской аварии не было эксплуатационников. Зато с избытком было тех, кто разработал ПБЯ и ОПБ, а затем сконструировал, не заглядывая в них, реактор РБМК. Потом они же и “разобрались” в причинах аварии, ни разу не вспомнив о требованиях ПБЯ и ОПБ.
Почему так произошло? Да потому, что заглядывать при разборе причин аварии в эти правила – это значит неизбежно признать непригодность реактора РБМК. Сплошные нарушения. Признать, что безопасность РБМК вообще не доказана. А признав это, надо остановить оставшиеся в работе еще 14 реакторов и срочно устранять недоработки проекта. Но ведь 13 из них по миллиону киловатт, а один – полтора. Это энергетический кризис! И вот тут поистине прав тот, кто сказал: “Политика – это концентрированное выражение экономики”, Тут само правительство вынуждено помочь найти “козлов отпущения” из эксплуатационников. Но кого из них выбрать? Наконец-то, единственный раз, вспомнили ПБЯ, где в п.5.19 сказано, что в период эксплуатации ответственными за ядерную безопасность АЭС являются дирекция, начальник реакторного цеха, начальник, смены станции. Именно по этому пункту определили шестерку “козлов отпущения”. Для этого ход расследования причин аварии был направлен по пути набора как можно большего количества так называемых нарушений персонала, чтобы за этим количеством скрыть многочисленные и грубейшие ошибки проекта. А на оставшихся в работе 15-ти РБМК срочно устранять, насколько это возможно, проектные недоработки, скрыв их суть под хитрым (с точки зрения универсальности применения) названием “Мероприятия по повышению надежности и безопасности, действующих и строящихся АЭС с РБМК”. А ведь правильнее их назвать “Мероприятия по устранению многочисленных и грубейших недоработок и доведению АЭС с РБМК до уровня безопасности, отвечающего требованиям нормативных документов насколько это вообще возможно”.
Судите сами. О многих недоработках проекта мы уже сказали, но вынуждены повториться. Практически все мероприятия направлены на их устранение,
Приведем краткий перечень указанных мероприятий:
Паровой эффект снижен до величины *1 бетта. Предполагается дальнейшее снижение этого положительного эффекта до значений, близких к нулю. (Выполнение требования п.3.2.2 ПБЯ и п.2.2.2 ОПБ).
Выполнена быстродействующая аварийная защита (БАЗ) реактора на базе штатной аварийной группы стержней (ст. АЗ). (Выполнение требований п.п.3.3.21, 3.3.27 ПБЯ).
Устранен положительный выбег реактивности от погружения в. активную зону рабочей группы стержней СУЗ путем их замены на новую конструкцию и включением в состав исполнительных органов АЗ стержней УСП. Увеличено их быстродействие. (Выполнение требований п.п.3.3.21, 3.3.27, 3.3.28 ПБЯ).
Для постоянного контроля за ОЗР установлены индивидуальные показывающий и регистрирующий приборы, выполнена предупредительная и аварийная сигнализация. Планируется выполнение блокировки (защиты) по минимально-допустимому ОЗР. (Выполнение требования п.3.1.8 ПБЯ).
Разрабатывается техническое предложение по дополнительной аварийной защите (ДАЗ) реактора (Основанной на независимом принципе действия, отличающемся от существующего. (Выполнение требований п.п.3.3.3, 3.3.27 ПБЯ и п.п.2.3.1, 2.3.2 ОПБ).
Разрабатывается система диагностики состояния металла трубопроводов и основного оборудования первого контура (КМПЦ). (Выполнение требований п.п.4.2.1, 4.2.32 ОПБ).
Разработка мероприятий по обеспечению сейсмостойкости оборудования и систем АЭС, важных для безопасности (ни для одного из действующих РБМК этот вопрос ранее вообще не рассматривался). (Выполнение п.п.2.1.5; 2.1.6 ОПБ).
Выпуск технического обоснования безопасности реакторной установки (ТОБ РУ) и АЭС (ТОБ АЭС). (Выполнение требований п.2.1.14 ОПБ и п.3.1.6 ПБЯ).
Перевыпуск типового Технологического регламента с учетом требований п.3.1.2 ОПБ и п.4, 2.3 ПБЯ.
Разработка и внедрение мероприятий, обеспечивающих безопасность реактора при одновременном разрыве наибольшего числа топливных каналов. (Выполнение требований п.п.2.2.1, 2.2.3 ОПБ),
Доработка систем аварийного охлаждения реактора (САОР) в соответствии с требованиями п.2.7.2 ОПБ,
Разработка и внедрение дополнительных аварийных сигналов по опасным параметрам (ОЗР, скорости падения давления в КМПЦ, высотному перекосу поля энерговыделения, разрыва РГК и др.). (выполнение требования п.3.3.21 ПБЯ).
Модернизация существующей системы регистрации параметров (ДРЕГ), позволяющей установить пути_ возникновения и развития аварии и действия персонала. (Выполнение требования п.2.5.2 ОПБ),
Как видно из приведенного перечня мероприятий, практически все они направлены на устранение несоответствий проекта РБМК требованиям ПБЯ и ОПБ. А ведь это далеко не полный перечень отступлений от ПБЯ и ОПБ. В мае 1988 года специалистами ряда организаций составлен перечень основных несоответствий РБМК требованиям нормативных документов с учетом хода выполнения вышерассмотренных мероприятий. Этот перечень содержит порядка 30-ти отступлений от ПБЯ и ОПБ, 9-ть из которых, как отмечает бывший министр Минатомэнерго Н.Ф. Луконин, технически неустранимы. Причем, в примечании этого перечня говорится: “Данный перечень подлежит дополнению в установленном порядке после выпуска ТОБ РУ и ТОБ АЭС и при выявлении в процессе эксплуатации других “отступлений”. Другими словами, часть отступлений в спешном порядке после аварии устранена. Значительная часть (~30) еще не устранена, а некоторые отступления (~9), касающиеся в основном 6-ти реакторов первых блоков ЛАЭС, КАЭС, ЧАЭС вообще неустранимы. Уместно здесь привести ответ судебно-технических “экспертов” на вопрос суда, соответствовал ли реактор РБМК требованиям ПБЯ: “Реактор соответствовал требованиям ПБЯ и ОПБ. Произошла гипотетическая (запроектная) авария”. О какой квалификации или совести этих “экспертов” можно говорить?!
Вот как напроектировали товарищи ученые! Почему так получилось, что реактор РБМК имел столько дефектов?
Во-первых, никто не осуществлял анализ проекта РБМК на стадии его создания (имеется ввиду вневедомственный надзор).
Во-вторых, сами авторы проекта не сочли нужным такой анализ, точнее выполнили, но очень поверхностно (слабая экспериментальная база, хроническое отставание вычислительной техники и т.д.)
И, в-третьих, реакторы РБМК, в отличие от самолетов, автомобилей,- не проходили серьезных испытаний (обкатки) на живучесть по понятным причинам. Основной упор должен был быть сделан на математическое моделирование и анализ безопасности для различных режимов, выявление слабых мест проекта. Но, увы. Наша большая Наука предпочла подход к оценке безопасности своих проектов, основанный на интуиции и предшествующем опыте проектирования. Но опыта проектирования таких сложных и физически больших реакторов кипящего типа не было, была только уверенность в правильности собственных идей, которая из-за высокого научного авторитета “отцов” РБМК не была подвергнута сомнению. А тех, кто сомневался, не брали во внимание, т.к. ведомственная монополия позволяла это делать, поэтому ввели в работу 16 реакторов даже без ТОБ РУ и ТОБ АЭС. А ведь без этих обязательных частей проекта атомные станции не только не имеют права работать, но и строиться (п.п.1.2.3, 2.1.14 ОПБ). Только в 1988 году Генеральный конструктор сделал попытку обосновать безопасность РБМК второго и третьего поколений. Эта попытка интересна тем, что обоснование (ТОБ РУ) учитывает и те мероприятия по устранению недостатков проекта, КОТОРЫЕ НА САМОМ ДЕЛЕ ЕЩЕ НЕ ВЫПОЛНЕНЫ, А ТОЛЬКО НАМЕЧЕНЫ К ВЫПОЛНЕНИЮ. При этом сам ТОБ РУ не отвечает требованиям типового, содержания. Для 6-ти реакторов РБМК первого поколения (первые блоки ЛАЭС, КАЭС, ЧАЭС) даже не предпринимается такой попытки обоснования, т.к. обосновать их безопасность невозможно по причине крайне низкого уровня их проекта (выше упоминалось о 9-ти неустранимых отступления от ПБЯ и ОПБ). Эти 6 реакторов не имеют систем локализации аварии, а системы аварийного охлаждения этих реакторов (САОР) не что иное, как пародия на них и ничего общего, кроме названия, не имеют с аналогичным системами, выполненными в соответствии с требованиями ОПБ.
Фото: www.hockey-nsk.ru
Подумать только, более 15-ти лет эксплуатируются блоки с РБМК и лишь один из 16-ти (3-й блок Смоленской АЭС, введенный в эксплуатацию в январе 1990 г.) имеет обоснование безопасности! А нас всех упорно убеждают, что первопричиной Чернобыльской аварии явился “человеческий фактор”, однозначно понимая под этим только ошибки персонала. Но мы вынуждены напомнить, что под этим термином в любом учебном пособии (например, учебное пособие “Системы контроля, управления и защиты АЭС” Обнинского института атомной энергетики 1987 г.) понимаются различного рода ошибки людей на всех трех этапах обеспечения безопасности АЭС: проектирование и конструирование (I этап), изготовление и монтаж (II этап), эксплуатация (III этап). Так почему же все эксперты помнят только последний? Почему при разборе (а точнее подборе) причин аварии напрочь забыли первый этап, самый основной? Этап, на котором закладывается основная степень уровня безопасности, построенной АЭС. Впрочем, мы на эти вопросы уже ответили выше. В тех же пособиях говорится: “От того, какая степень безопасности заложена, а проекте – в значительной степени зависит ее практическая реализация, но нужно помнить, что обычно она только ухудшается по сравнению с проектной на этапах изготовления и эксплуатации”. Какая степень безопасности была заложена в проект РБМК, мы кратко рассмотрели. Надеемся, что читатель оценил эту степень, а если нет, то хоть засомневался в ее наличии. Справедливости ради рассмотрим, насколько эксплуатационный персонал ЧАЭС ее ухудшил, если она была высока, по мнению авторов проекта.
Приведем все 6 “наиболее опасных нарушений режима эксплуатации”, совершенных персоналом 4-го блока ЧАЭС, составившие то “крайне маловероятное сочетание нарушений, считавшееся разработчиками реакторной установки невозможным” и позволившее им, “не предусмотреть создания защитных систем безопасности, способных предотвратить аварию” (из информации для МАГАТЭ). И проанализируем каждое из этих “нарушений” с разных точек зрения.
Во-первых, было ли оно на самом деле и не является ли оно вымыслом Науки и экспертов.
Во-вторых, если это “нарушение” действительно является нарушенном требования какого-либо документа, который персонал обязан был знать и выполнять, то является ли оно первопричиной аварии и как оно повлияло или повлияло бы (будь оно не нарушено) на ход развития аварии.
На наш взгляд, именно такое рассмотрение “нарушений” персонала будет справедливым, а не рассмотрение только количественной стороны этого вопроса. Хотя и это немаловажно.
Итак, первое “нарушение” персонала из официальных источников (информация для МАГАТЭ и общественности). Его формулировка: “Снижение ОЗР существенно ниже допустимого значения”. Последствия этого нарушения по мнению Науки и экспертов: “Аварийная, защита реактора оказалась неэффективной”.
Мы многое уже сказали по этому вопросу. Но вынуждены кратко повториться и дополнить. Основной эксплуатационный документ по безопасной эксплуатации АЭС – Технологический регламент (ТР) – не определял ОЗР как параметр, который, должен был постоянно контролироваться на всех уровнях мощности. Поэтому, параметр ОЗР не входил даже в перечень основных контролируемых параметров ТР (п.8.9.1), а в его разделах (гл. 10, 11) по действиям персонала в режимах, связанных с глубокими снижениями мощности реактора (режимы АЗ-1, АЗ-2, АЗ-3, АЗ-4, ручные разгрузки), вообще отсутствовали требования контроля за ОЗР. Поэтому, очевидно, этот расчетный на ЭВМ параметр не имел даже приборов постоянного контроля и регистрации, предупредительной и аварийной сигнализации, блокировок и защит, обязательных для параметров, определяющих условия безопасной эксплуатации реактора (п. 3.1.8 ПБЯ). ТР не определял (как, впрочем, не определяет и сегодня) действия персонала в случае отказа ЭВМ по функции определения ОЗР (штатная программа “Призма”). Все сказанное, однако, не означает, что персонал вовсе не уделял этому параметру никакого внимания. Ограничение есть ограничение (независимо от того, из каких соображений его ввели) и его надо выполнять. Но возникает вопрос, было ли это ограничение все-таки нарушено персоналом? Ученые ответили – да и значительно, практически в 2 раза (по их оценкам ОЗР на начало эксперимента составлял 6 – 8 стержней). Мы же говорим – не уверены. Распечатки параметров с таким ОЗР нет. Ведь штатная программа ЭВМ “Призма”, в том числе и для определения ОЗР, устойчиво работает при мощности реактора более 10-ти процентов от номинальной (согласно инструкции по эксплуатации системы физического контроля распределения энерговыделения), на меньших же уровнях мощности она либо вовсе не работает, либо работает неустойчиво (дает сбои). Мощность же на начало эксперимента, напомним, составляла 200 МВт. Возникает вопрос: “Видел ли персонал перед началом эксперимента величину ОЗР менее 15-ти стержней?” Мы знаем только (по свидетельству очевидцев эксперимента), что за полчаса до начала эксперимента ОЗР составлял 18-19 стержней. А величина ОЗР в 6-8 стержней получена учеными в результате их расчета по исходным данным, записанным штатной ЭВМ на магнитную ленту, уже в процессе анализа аварии вне территории ЧАЭС. Это, во-первых. Во-вторых, если и допустить, что персонал ЧАЭС “проморгал» этот параметр (для чего, согласитесь, были созданы проектантами все условия), то как же понимать рекомендацию Главного конструктора, рассмотренную нами в первой части этой статьи. Ведь в соответствии с ней, для поддержания эффективности АЗ достаточен ОЗР всего лишь в 2.5-5 стержней. И в-третьих, если опять-таки допустить что ограничение по ОЗР было нарушено, как можно согласиться с тем, что сразу обе исполнительные группы АЗ при несоблюдении всего лишь одного параметра оказались неспособными остановить реактор, зато “эффективно” стали его разгонять?
Другими словами, если ограничение по ОЗР и было нарушено персоналом, то оно является прежде всего прямым следствием недостатков проекта и низкого качества эксплуатационной документации.
Как же величина ОЗР повлияла на возникновение и развитие аварии? Вернемся к официальной трактовке последствий: “Аварийная защита реактора оказалась неэффективной”. Это явная попытка скрыть крупный, лишенный элементарной логики просчет в системе защиты реактора заключающийся в наличии положительного выбега реактивности при срабатывании ее в определенных условиях. Если даже допустить что ограничение ОЗР 15 стержней было введено как предел, исключающий такие условия, то следует отметить: величина в 15 стержней без конкретных дополнительных условий ее реализации (какой ОЗР иметь на полностью погруженных стержнях ручного регулирования, сколько на стержнях УСП и т.д.) не исключала проявления этого дефекта АЗ. Это подтверждается результатами расчета: при ОЗР равном даже 18-ти стержням реализованном с соблюдением рекомендации Главного конструктора (150 ст. СУЗ извлечены полностью, остальные погружены не менее чем на 0.5 метра) по исключению положительного выбега реактивности, он, тем ‘не менее, существовал и имел величину порядка 0.9 бетта. Таким образом, как видим, первопричиной разгона реактора явился положительный выбег реактивности из-за дефекта в конструкции стержней СУЗ, а не возможное нарушение персоналом необоснованного ограничения по ОЗР.
Второе “нарушение” персонала. Официальная формулировка: “Провал мощности предусмотренной программой испытаний”. Последствия этого нарушения по мнению Науки и экспертов: “Реактор оказался в трудноуправляемом состоянии”. Действительно персонал нарушил программу испытаний, где был указан уровень мощности «реактора при проведении эксперимента – 700-1000 МВт. Ни в одном из документов, действовавших до 26.04.86. никакого ограничения по минимальному уровню мощности не существовало. Более того, на всех РБМК были выполнены проектные блокировки (режим АЗ-3, АЗ-4), которые автоматически разгружали реактор до мощности 640 МВт (20%. от номинальной). Кроме того, Технологическим регламентом (п.11.4) требовалось от персонала в этих случаях (отделение блока от энергосистемы) приведение тепловой мощности реактора в соответствие с электрической нагрузкой собственных нужд блока, т.е. дальнейшее ручное снижение мощности реактора до уровня 200-300 МВт (электрическая нагрузка собственных нужд блока оценивается в 70-80 МВт, к.п.д. энергоблока порядка 30%). Аналогичные операции по снижению мощности персоналом блока предписывались и другими разделам Технологического регламента (действия персонала при снижении или повышении частоты, напряжения в энергосистеме). Технологический регламент испытаний и опробований защитных систем безопасности (п.5, 6.1.1.), согласованный Научным руководителем и Главным конструктором, предписывал проводить испытания главных предохранительных клапанов при мощности реактора менее 700 МВт и отключенных турбогенераторах. Таким образом, рассматриваемое “нарушение” персоналом своей же программы является нарушением условий проведения эксперимента, а не требований документов, определяющих режимы (состояния) безопасной эксплуатации реактора. Такого предела безопасных условий эксплуатации (700 МВт! до аварии ни в одном эксплуатационном документе не было. Лишь после аварии срочно были исключены проектные блокировки (АЗ-3, АЗ-4) и введено ограничение минимального уровня мощности 700 МВт, до которого разрешается разгрузка реактора, а ниже которого реактор должен быть немедленно заглушен. Не расчеты Науки, а горький опыт показал, что реактор РБМК кроме дефектной АЗ имеет опасные уровни мощности, когда он “оказывается в трудноуправляемом состоянии”. Научный руководитель (ИАЭ) в своем отчете признает факт незнания им особой опасности режима работы реактора на низких уровнях мощности: “…в этом смысле авария на ЧАЭС весьма поучительна. Оказалось, что тяжесть и масштабы аварии на малых уровнях мощности могут быть существенно больше, чем на больших. Целенаправленный поиск возникновения даже маловероятных аварий, возможно натолкнул бы исследователей на особую опасность подобных режимов”.
В чем суть этой особой опасности режима работы на низком уровне мощности и как она повлияла на возникновение и развитие аварии? Дело в том, что за этим неконкретным выражением “трудноуправляемый реактор на низком уровне мощности” опять-таки пытаются скрыть еще одно грубейшее проектное нарушение требований ПБЯ (п.3.2.2) и ОПБ (п.2.2.2) где сказано, что мощностной коэффициент реактивности не должен быть положительным для любых состояний реактора. А если он при каких-либо условиях положителен, то в проекте должна быть обеспечена и особо доказана ядерная безопасность реактора в стационарных, переходных и аварийных режимах. Этого сделано не было, не сделано это и по сей день. На 26.04.86 положительный паровой эффект на малых уровнях мощности был больше отрицательного температурного эффекта топлива (Допплер-эффекта), сумма которых составляет быстрый мощностной эффект реактивности. Т.о., суть особой опасности такого режима состояла в наличии положительной обратной связи между реактивностью и мощностью. Другими словами, реактор РБМК в этом состоянии обладал свойством саморазгона. При выполнении штатной операции подъема мощности это свойство компенсируется работой автоматического регулятора мощности и (или) действиями оператора. Так происходило и 26.04.86 до нажатия оператором кн.АЗ – регулятор (АР) удерживал мощность на заданном уровне (возможно с помощью оператора), компенсируя положительный паровой эффект, вызванный снижением расхода теплоносителя при выбеге главных циркуляционных насосов (ГЦН). Нажатие кн.АЗ. привело к внесению дополнительной положительной реактивности (положительный выбег) в течении первых нескольких секунд погружения стержней СУЗ. Именно эти два положительных эффекта явились причиной возникновения (первопричиной) аварии – разгона реактора – и ее развития вплоть до взрыва.
Третье “нарушение” персонала. Официальная формулировка: “Подключение к реактору всех ГЦН с превышением расходов по отдельным ГЦН, установленных регламентом”. Его последствия по мнению Науки и экспертов: “Температура теплоносителя КМПЦ стала близкой к температуре насыщения”. КМПЦ – контур многократной принудительной циркуляции (барабаны-сепараторы – ГЦНы – реактор – барабаны-сепараторы). Подключение всех ГЦН к реактору на любом уровне мощности до 26.04.86. никаким документом, в том числе и Технологическим регламентом, не запрещалось. Такое ограничение по количеству подключенных насосов для уровня мощности реактора менее 700 КВт появилось лишь после аварии. В этом вопросе нарушения со стороны персонала нет. При малых уровнях мощности реактора, когда расход питательной воды менее 500 т/ч (при мощности менее 700 МВт) существовало и существует ныне ограничение по производительности ГЦН – не более 7000 куб.м/ч. Такое ограничение введено “по условиям обеспечения необходимого запаса до кавитации” (из Технологического регламента). Да, действительно, некоторые из насосов имели производительность на момент эксперимента порядка 8000 куб.м/ч (нарушение пункта 11.1.6 Технологического регламента), но это превышение, как видим, не было более 20% от допустимого в таком режиме. Была ли кавитация ГЦН 26.04.86? Нет, ее не было. Это видно из имеющихся достоверных данных – распечатки диагностической регистрации (ДРЕГ), которая, как отмечается учеными из ИАЭ в своем отчете, наиболее объективная. Это подтверждается и выводом, сделанным самими учеными в том же отчете: “По результатам испытаний насосов ГЦН на горячей воде в условиях, в которых работали ГЦНы 26.04.86, кавитация насосов наступить не может. Справка об условиях работы ГЦН на ЧАЗС 26.04.86 дана предприятием-изготовителем насосов”. Это одна из 13-ти рассмотренных учеными ИАЭ версий возможных первопричин разгона реактора, которая ими же была отвергнута. Таким образом, это нарушение персонала не является первопричиной аварии. На этом можно было бы остановиться при рассмотрении данного вопроса. Но, учитывая официальную формулировку последствий этого нарушения, необходимо к сказанному добавить следующее. Температура теплоносителя на входе в активную зону реактора близка к температуре воды в барабанах-сепараторах (БС), видимо это имеют в виду ученые в своей формулировке последствий, не только в рассматриваемом нами случае. Такое состояние КМПЦ неизбежно бывает всегда при выполнении штатных операций пуска блока после длительных ремонтов при разогреве КМПЦ до номинальных параметров или после кратковременного останова без расхолаживания с прохождением йодной ямы, когда мощность реактора, а, следовательно, расходы пара и питательной воды малы (до 10% от номинального). Недогрев воды на входе реактора при номинальном давлении в БС, с точки зрения исключения кризиса теплообмена на твэлах, допускается Главным конструктором близким и даже равным нулю, если в технологических каналах с топливом расход теплоносителя не менее 10 куб.м/ч и мощность в них не более 1.5 МВт. Расходы теплоносителя через топливные каналы 26.04.86 даже при 6-ти работавших ГЦН, не говоря уже о 8-ми, были больше 10-ти куб.м/ч. Мощность же в любом топливном канале при общей мощности реактора 200 МВт даже при консервативной оценке не может быть больше 1.0МВт. Говорить же о том, что “температура теплоносителя КМПЦ стала близкой к температуре насыщения” для кипящего типа реактора РБМК, по крайней мере некорректно. Понятие “насыщение” для воды строго связано с давлением. Если ученые имели в виду состояние теплоносителя на входе в реактор, то вынуждены им напомнить, что на входе в реактор давление превышает давление в БС при всех работающих ГЦН не менее чем на 10-12 кгс/кв.см. Как же может вода, взятая насосами ГЦН из БС и сжатая ими еще на эту величину перейти в состояние насыщения? Тем более что на всос ГЦН подается еще и питательная вода, температура которой ниже чем в БС примерно на 150 градусов. Опасность сложившейся 26.04.86 ситуации, связанной с включением всех насосов ГЦН, состояла не в превышении расходов по отдельным ГЦН (о чем уже сказано выше), а в большом суммарном расходе теплоносителя через активную зону при малой мощности реактора. Дело в том, что при большом суммарном расходе теплоносителя и малой мощности реактора (ни первое, ни второе, к сожалению, не запрещалось ни одним документом) создавались условия для практически полного проявления парового эффекта, имевшего большое значение (4-6 бетта) на то время. Таким образом, с учетом всего сказанного выше, дефекты проекта (система СУЗ с потенциальной возможностью ввода положительной реактивности при погружении стержней плюс положительный быстрый мощностной эффект), задолго до начала эксперимента создали условия для неконтролируемого разгона реактора при срабатывании его АЗ.
Четвертое “нарушение” персонала. Официальная формулировка: “Блокировка защиты” реактора по сигналу остановки двух ТГ (турбогенераторов)”. Последствия этого “нарушения” по мнению Науки и экспертов: “Потеря возможности автоматической остановки реактора”. Уточним формулировку нарушения. Под словами “блокировка защиты реактора по сигналу остановки двух ТГ необходимо понимать преднамеренный вывод (разрыв) персоналом из работы цепи сигнала на автоматический останов реактора по факту отключения единственного работавшего ТГ-6. Да, действительно, персонал преднамеренно вывел воздействие указанного сигнала на автоматический останов реактора, оставив за собой право выполнить эту операцию вручную нажатием кнопки АЗ. Давалось ли такое право персоналу? Программа испытаний не рассматривала этот вопрос. ТР (гл.17) по вопросу работы с защитами и сигнализацией предписывал персоналу следующее: “Действия персонала по вводу и выводу защит, блокировок и сигнализации должны быть в соответствии с Регламентом переключения ключей и накладок технологических защит и блокировок”. А “Регламент переключения…” (п.1) предписывал: “Ключи защиты реактора по останову двух ТГ при снижении на обеих электрической нагрузки до 100 МВт и менее должны быть в положении “выведена”. Мощность ТГ-8 перед экспериментом составляла 50-60 МВт (ТГ-7 был остановлен раньше). Поэтому персонал не нарушил требований эксплуатационной документации.
Повлияло ли отключение этой защиты на возникновение и развитие аварии? Нет, не повлияло, т.к. условия для разгона реактора уже существовали до начала эксперимента. Разгон реактора мог бы произойти на 36 секунд раньше момента нажатия персоналом кнопки АЗ – в момент срабатывания защиты по останову двух ТГ. Так какая разница в том, взорвался бы реактор от нажатия кнопки АЗ или от действия автоматической защиты?
Пятое “нарушение” персонала. Официальная формулировка: “Блокировка защит по уровню воды и давлению пара в БС”. Последствия этого “нарушения” по мнению Науки и экспертов: “Защита реактора по тепловым параметрам была полностью отключена”.
Скажем сразу официальная формулировка “нарушения” и особенно его последствий является полной дезинформацией.
Оба рассматриваемых параметра – уровень воды и давление пара в БС – имеют верхний и нижний пределы безопасности. Какие из них имеют в виду авторы этих формулировок? Из содержания видно, что все. Таким образом, они утверждают, что персонал ЧАЭС вывел из работы 4 защиты (2 параметра с 2-мя пределами). Тут уже и специалисту, не имеющему других источников информации, кроме официальных, станет не по себе. Не говоря уже о дилетантах. Вот почему даже некоторые работники АЭС с РБМК считают персонал ЧАЭС грубыми нарушителями ТР, инструкций и виновниками аварии.
Итак, для каждого предела по давлению пара и уровню воды в БС строго соблюдены требования ПБЯ (п.п.3.1.8, 3.3.21), о которых мы уже говорили при рассмотрении первого “нарушения” по ОЗР – имеются приборы постоянного контроля и регистрации (не менее трех на каждый параметр), выполнена предупредительная и аварийная сигнализация (световая и звуковая, включая сирену), выполнены блокировки (защиты) на автоматическое заглушение реактора при достижении параметрами предельных значений, имеются четкие указания в эксплуатационных инструкциях и ТР по действиям персонала при отклонении этих параметров от нормальных значений. (Здесь уместно вспомнить и сравнить, как выполнены эти же требования ПБЯ для ОЗР).
Какие же защиты по рассматриваемым параметрам на самом деле были выведены? Ответ очень короткий – никаких. Все они оставались в работе. К защитам по верхнему пределу уровня воды (+250 мм) и давления пара (75 ата) в БС персонал даже не прикасался, они оставались в работе с указанными уставками. Лишь уставка защиты по нижнему пределу уровня воды в БС не была изменена персоналом с -1100 мм на -600 мм (в соответствии с требованием “Регламента переключения ключей и накладок…” перевод уставки осуществляется при снижении мощности реактора ниже 60% от номинальной). Можно ли говорить, что она была вовсе выведена? Конечно нет, любой специалист это подтвердит. Защита по нижнему уровню воды в БС оставалась в работе, но с загрубленной на 500 мм уставкой. Повлияло ли это нарушение на возникновение и развитие аварии? Нет, не повлияло, т. к. уровень воды в БС непосредственно перед и в процессе самого эксперимента практически не менялся и был выше уставки – 600 мм.
Рассмотрим защиту реактора по снижению давления пара в БС. Необходимо отметить, что она ступенчатая – при снижении давления до 55 ати отключается один из 2-х работающих турбогенераторов (какой – неважно), а при дальнейшем снижении до 50 ати отключается оставшийся. Право выбора номера турбогенератора и уставки по давлению пара в БС на его отключение дано персоналу “Регламентом переключений ключей и накладок…”. И этим правом персонал воспользовался – перевел уставку с 55 на 50 ати для ТГ-8. Давление пара в БС непосредственно перед и в процессе эксперимента практически не изменялось, а после нажатия кнопки А3, наоборот, резко возросло. Более того, если бы эксперимент проводился не на ТГ-8, а на ТГ-7, то вышеуказанное изменение уставки не пришлось бы выполнять, т.к. на ТГ-7 эта уставка была равна 50 ати. Т.о., эта защита реактора оставалась в работе с нормальной уставкой.
Подведем итог сказанному: ни одна из рассмотренных защит по давлению пара, уровня воды в БС не была выведена, все они оставались в работе. Нарушение персонала в этом вопросе одно – загрубление уставки защиты по нижнему пределу уровня воды в БС.
И последнее, что здесь необходимо отметить, раз уж мы коснулись этого вопроса. Защиты РБМК по снижению давления пара, а БС на сегодняшний день практически не существует. Ведь то, как она выполнена сейчас (ступенчатое отключение обеих турбин), является полумерой, если не меньше того. Во-первых, эта защита реактора нужна во всех его состояниях с рабочими параметрами КМПЦ, а не только тогда, когда турбогенераторы находятся в работе, да еще с приличной нагрузкой (потреблением пара). При пуске энергоблока, когда параметры КМПЦ номинальные, а турбогенераторы еще не включены в работу или включены, но с малой нагрузкой, этой защиты реактора нет, (нечего отключать). Во-вторых, даже если турбогенераторы блока находятся в работе с большой нагрузкой, то одного их отключения при резком и глубоком снижении давления пара в БС (например, при разрыве паропровода) недостаточно. Согласно данным Главного конструктора, при резком снижении давления пара в БС до 38 ати произойдет вскипание воды активной зоны реактора и срыв циркуляции (даже естественной) теплоносителя через нее. Дополнительно к отключению турбогенераторов и закрытию всех паросбросных устройств необходима для таких случаев специальная система принудительной циркуляции воды через активную зону (например, можно использовать САОР, но только с алгоритмом запуска ее на обе стороны КМПЦ), т.к. ГЦН в этом паровом режиме работать не могут и будут “сорваны”. Это пока не выполнено ни на одном из работающих РБМК.
Шестое “нарушение” персонала. Официальная формулировка: “Отключение системы защиты от максимальной проектной аварии (отключение САОР)”. Последствие этого «нарушения» по мнению Науки и экспертов: “Потеря возможности снижения масштаба аварии”. Некоторые пояснения. Максимальная проектная авария (МПА)- проектная авария с наиболее тяжелым исходным событием, за которое для РБМК, согласно ОПБ, принят мгновенный поперечный разрыв напорного коллектора ГЦН, имеющего максимальный внутренний диаметр (900 им). При этом мгновенно, независимо от режима работы ГЦН прекращается подача теплоносителя, а каналы с топливом и через 2 секунды (данные Главного конструктора для каналов с максимальной мощностью) происходит их опорожнение. САОР в технологическом процессе энергоблока не участвует, постоянно находится в режиме ожидания аварии и предназначена предотвратить опорожнение топливных каналов при наличии признаков разрыва трубопроводов КМПЦ большого диаметра (более 300 мм). Именно при наличии признаков разрыва. Почему? Потому что, кроме прочих недостатков, САОР имеет один существенный – подача системой холодной воды (не более 40 град.) в разогретые до +300 град, трубопроводы КМПЦ и каналы с топливом, что может привести к дополнительным разрывам трубопроводов из-за неизбежных при этом гидроударов и недопустимой скорости расхолаживания металла (допустимая аварийная скорость не более 30 град./час). Именно это обстоятельство вызывало и вызывает ныне опасения персонала в случае ложных/срабатываний САОР. Ведь одно дело, когда произошел разрыв трубопровода КМПЦ большого диаметра и необходимо спасать реактор от расплавления топлива своевременной подачей потребного количества воды (пусть даже и холодной) и совсем другое дело, когда эта холодная вода САОР подается без какой-либо надобности в разогретый КМПЦ с возможными последствиями, указанными выше. Именно по этой причине полная комплексная проверка состояния САОР производится, согласно всем производственным инструкциям, только на остановленном и расхоложенном, реакторе, а частичная (поузловая) проверка должна производиться и на работающем энергоблоке, но без пуска холодной воды. Чтобы на работающем энергоблоке выполнить поузловую проверку САОР без подачи холодной воды, необходимо этот узел на время проверки вывести из режима ожидания МПА. На какое время это допускается? До 26.04.86 ни в одной из инструкций оно не было определено все по той же причине – из-за отсутствия проектных документов РУ, ТОБ АЭС, Регламента техобслуживания и проверок систем безопасности. Допустимое время вывода в таких случаях, а также в случаях обнаружения неисправностей САОР, должен был определять Главный инженер станции согласно “Правилам технической эксплуатации…” (параграф 29.23).’ Технологический регламент не содержал на этот счет конкретных указаний (как, впрочем, и по сей день не содержит, кроме одного, что САОР при разогреве КМПЦ более 100 град, должна быть приведена в состояние готовности) и ПБЯ тоже (п.5,4 требует только рабочего состояния системы аварийного расхолаживания при пуске реактора и работе на мощности, без уточнения – САОР это или СПИР (система продувки и расхолаживания). Во время эксперимента СПИР, имеющая режим аварийного расхолаживания, оставалась в работе.
Для проводившегося 26.04.86 эксперимента было достаточно и, строго говоря, необходимо вывести только один (третий) из 3-х каналов САОР, быстродействующая часть которого должна обеспечиваться, согласно проекту, электропитанием и рабочей средой – питательной водой) за счет выбега турбогенератора. Однако, из-за опасения ложного срабатывания всех каналов САОР, малого времени эксперимента (порядка 4-х часов по программе и с учетом последующего за ним вывода энергоблока в плановый ремонт, Главный инженер счел возможным вывести из рабочего состояния САОР полностью. Фактически это было нарушением указанного выше п.5.4 ПБЯ и требования ТР. Возникают вопросы: насколько снизилась при этом безопасность энергоблока и как повлиял вывод САОР на возникновение и развитие аварии?
Давайте рассуждать. Расчетная величина вероятности разрыва напорного коллектора ГЦН (МПА) за годичный интервал по последним данным Главного конструктора составляет 2.2*10-7 на один реактор. Величина, как видим, очень малая, что и дало основание авторам нового нормативного документа ОПБ-88, который уже утвержден и будет введен в действие, а июле месяце этого года вместо действующего ныне ОПБ-82, исключить рассматриваемое понятие “МПА”, а разрыв напорного коллектора перевести в разряд запроектных аварий (гипотетических). Эта величина вероятности рассчитана на годичный интервал, т.е. на 8760 часов работы энергоблока. Программа проведения эксперимента с полностью отключенной САОР, с учетом времени подготовки к нему, рассчитана была на 4 часа. Вероятность события МПА за это время, нетрудно подсчитать, оценивалась величиной 1*10-10. Фактическое время отключенного состояния САОР на энергоблоке № 4 ЧАЭС составляет около 12-ти часов (диспетчером энергосистемы был задержан останов блока в плановый ремонт из-за неполадок энергосистемы). Тем самым вероятность события МПА в течение этих 12-ти часов составила 3*10-10. Вряд ли можно оценивать такую вероятность, как опасную. Для подтверждения такого вывода приведем еще одну величину. Вероятность одновременного независимого разрыва 2-х и более каналов одного реактора в течение года, по оценкам Главного конструктора доставляет 1.44*10-10 и считается им практически нулевой (гипотетической) и в число проектных исходных событий не входит, а поэтому реактор не имеет и защиты на этот случай. А ведь при реализации такого маловероятного события масштабы аварии могут быть не меньше, чем 26.04.86 (давление, при котором произойдет подъем верхней металлоконструкции “сх.Е” вместе со стержнями СУЗ, по оценкам Главного конструктора, равно 3.1 ата и достигается при разрыве 2-х и более каналов без топлива или 4-х и более каналов с топливом.
Вывод САОР не является, и это главное в рассматриваемом вопросе, первопричиной разгона реактора (аварии). Во-первых, эта система, как уже говорилось, не участвует в технологическом процессе работы энергоблока. Во-вторых, как свидетельствуют объективные данные, газ (азот) из этой отключенной задвижками (18 штук) от реактора системы попасть в него не мог даже при условии допущения неполного ‘закрытия одной или нескольких из них. Для этого необходимо, чтобы давление в напорном коллекторе ГЦН длительное время было значительно ниже давления в баллонах САОР (воды в них хватает не менее чем на 100 секунд даже при всех полностью открытых задвижках). По фактическим данным, давление в КМПЦ во время эксперимента до нажатия персоналом кнопки АЗ практически не менялось, а после нажатия резко росло и было выше, чем в баллонах, САОР. С момента же начала эксперимента до взрыва прошло всего около 43-х секунд. Если бы САОР была отключена не полностью, а только один проверяемый третий канал, то масштабы аварии не уменьшились бы. Во-первых, минимальное время запуска САОР (начала подачи воды в активную зону) составляет на практике 4-5 секунд. А это уже совпадает со временем разгона реактора, сопровождаемого резким ростом давления в активной зоне. Во-вторых, до взрыва реактора признаков разрыва трубопроводов КМПЦ не было, не был, таким образом, и сформирован сигнал автоматического запуска САОР. А после взрыва реактора САОР уже была не нужна, тем более, что она была этим взрывом разрушена. Г. Медведев в своей “повести” (журнал “Новый мир” № 6, 1989) описывая эту ситуацию очень сожалел, что САОР была персоналом выведена. По его мнению, персонал должен был запустить ее в работу, а затем уже нажимать кнопку АЗ. Что можно сказать на это, кроме одного- такое может придумать только человек никогда не стоявший у пульта управления энергоблоком. Спросите любого оператора АЭС с РБМК, запустит ли он САОР, если нет признаков разрыва трубопроводов КМПЦ? Уверены, не запустит.
И последнее. После аварии 26.04,86 вопрос использования выбега турбогенератора вызывает у всех легкую, если не больше, дрожь в суставах. Но ведь это проектный режим обеспечения работоспособности быстродействующей части 3-го канала САОР при авариях в энергосистеме с обесточением АЭС, совпавшим с МПА. Без использования этого режима в указанных выше случаях, с учетом требований ОПБ-82 (принципа единичного отказа), действующие энергоблоки с РБМК и трехканальной САОР неправомочны работать на уровне мощности более 50% от номинальной. Но они работают и никого это пока не волнует второй десяток лет, а не 12 часов. Работают 6 реакторов РБМК первых очередей ЛАЭС, КАЭС, ЧАЭС практически вообще без САОР, и никто из ученых не анализирует масштабы возможных аварий. Правда с выпуском ОПБ-88, где исключено понятие МПА, очевидно отпадет вообще необходимость такого анализа. Не является ли это попыткой подогнать нормативные документы к нынешнему состоянию реакторов, вместо того, чтобы довести уровень безопасности реактора РБМК путем реконструкции (если это возможно) к требованиям нормативных документов? Кстати, новые ОПБ-88 по-прежнему определяют ответственным за безопасность АЗС только эксплуатационный персонал, а Главный конструктор и Научный руководитель опять остаются в стороне.
Подведем итоги «нарушений» персонала ЧАЭС 26.04.86. Из приведенного выше анализа видно, что нарушениями персонала (требований эксплуатационной и нормативной документации) можно считать следующее:
– эксплуатация отдельных (2-х из 8-ми) ГЦН с незначительным (не более 20%) превышением расходов (нарушение ТР);
– загрубление защиты по нижнему допустимому уровню воды в БС на 500 мм (нарушение «Регламента переключений ключей и накладок технологических защит…»;
– отключение всех каналов САОР вместо одного, необходимого для проведения эксперимента (нарушение ТР и ПБЯ).
Ни одно из этих нарушений персонала, как и их совокупность, не являлось первопричиной аварии (разгона реактора) и не влияло на ход ее развития и на масштабы ее последствий. Первопричиной аварии явились грубейшие ошибки проекта основными из которых являются:
– ядерноопасные физические характеристики активной зоны (большой положительный паровой эффект реактивности и положительный мощностной эффект на малых уровнях мощности реактора);
– дефект системы аварийной защиты реактора (наличие положительного выбега реактивности при погружении стержней СУЗ из крайнего верхнего положения;
– крайне низкое быстродействие исполнительных органов АЗ, отсутствие быстрой аварийной защиты (БАЗ);
– низкое качество проектной и, как следствие, эксплуатационной документации.
Тем не менее Наука и сегодня утверждает, что первопричиной аварии явилось невыполнение персоналом требований ТР (гл.10, 11) в случаях нарушений работы энергосистемы (отделение блока от энергосистемы – режим АЗ-3, колебание частоты в энергосистеме). Например, ТР (п.11.4) предписывал: после автоматической разгрузки реактора до 640 МВт (режим АЗ-3) и выделения энергоблока на собственные нужды привести в соответствие тепловую мощность реактора к электрической нагрузке, т.е. снизить вручную мощность реактора до уровня 200-300 МВт (электрическая нагрузка собственных нужд блока не превышает 70-30 МВт), Основное внимание в таких случаях ТР уделял только допустимому времени работы турбин с малой нагрузкой (35 МВт – не более 1-го часа, 70 МВт – не более 4-х часов). В течение первого часа разрешенной работы двух турбин с нагрузкой в 35-40 МВт происходит быстрое снижение ОЗР вследствие отравления реактора и существует. большая вероятность отключения турбин (и тем более одной из них) своими защитами (уровни в СС, ПНД и др.). При отключении одной из них неизбежно возникает режим выбега турбогенератора с нагрузкой его собственными нуждами (два ГЦН одной из сторон КМПЦ, питательный насос и др.). Т.о. действия персонала в соответствии с ТР приводили бы в указанных выше случаях реактор в регламентное состояние ни чем практически не отличающееся от “нерегламентного” состояния 26.04.86.
У многих может возникнуть вопрос: “Хорошо, общественность легко обмануть – многие неспециалисты. Но ведь на совещании в МАГАТЭ в августе 1986 года присутствовали сотни зарубежных специалистов-экспертов, как же они согласились с выводами советской делегации, возглавляемой академиком В.А. Легасовым?” Ответом на этот вопрос послужат выдержки из доклада Международной консультативной группы по ядерной безопасности (группа МАГАТЭ), составленного в сентябре 1986 года по поручению директора МАГАТЭ на основании информации представленной советскими специалистами: “Основная часть доклада взята из хорошо подготовленной информации, представленной советскими экспертами на совещание… При нормальных условиях эксплуатации мощностной коэффициент РБМК при полной мощности является отрицательным и становится положительным при снижении мощности ниже ~20% от полной. Эксплуатация реактора ниже 700 МВт ограничивается правилами эксплуатации ввиду проблем, связанных с поддержанием теплогидравлических параметров в нормальном рабочем диапазоне… Для обеспечения требуемого распределения энерговыделения и эффективности использования отрицательной реактивности в аварийных условиях, правилами предписывается, что не менее 30-ти эффективных стержней должны оставаться введенными в активную зону реактора”. В докладе нет ни одного слова о наличии положительного выбега реактивности стержней СУЗ. Зато признается факт наличия положительного мощностного коэффициента реактивности на низких уровнях мощности реактора (вероятно скрыть этот факт не представлялось возможным от зарубежных экспертов, что, однако, скрывается и по сей день от своих специалистов). Повторяем еще раз, и это подтвердит любой специалист-эксплуатационник АЭС с РБМК, что ни одним документом до аварии не запрещалась работа реактора на мощности менее 700 МВт и с ОЗР менее 30-ти стержней, ни в одном документе не упоминалось о наличии положительного мощностного коэффициента реактивности. Эти ограничения появились только после аварии. Как видим, “хорошо подготовленная информация”(?!) советскими “экспертами” – не что иное, как ложь в международном масштабе. Куда уж тут до них, хоть они и старались, судебным “экспертам” Чернобыльского судилища, которые на вопрос суда: “Почему в Технологическом регламенте работа с оперативным запасом реактивности менее 15-ти стержней и мощностью менее 700 МВт(т) не названа ядерноопасным режимом», соврали гораздо скромнее; “Считали ненужным, думали на АЭС грамотные физики. Сейчас, после аварии, вынуждены были это сделать”. Какую нужно иметь совесть, чтобы дать такую “информацию” для МАГАТЭ, послужившую основанием для дальнейшей лжи на суде и “творчеству” любителей конъектуры?
Если добавить к этой “информации” ложь о том, что персонал вывел все защиты по уровню воды и давлению пара в БС и тем самым оставил реактор полностью без защит по тепловым параметрам, то становится очевидным, факт умышленного направления расследования первопричин аварии по ложному пути с целью скрытия истинных причин. Кому это понадобилось, чего они хотели этим добиться? Эти вопросы остаются для многих открытыми. Как и вопрос, кто есть истинные виновники аварии, а кто – ее жертвы. Ясно одно, что при таком подходе к вопросам безопасности АЭС невозможно исключить повторения подобных аварий. Только правдивое и открытое для всех изложение первопричин Чернобыльской аварии (как, впрочем, и других) даст возможность исключить в дальнейшем внедрение непродуманных решений в атомной энергетике и обеспечит эффективный контроль со стороны широкой общественности за ее, а значит и нашей общей безопасностью.
Сейчас же можно твердо констатировать, что “защитники” государственных интересов бессовестно взвалившие всю ответственность за аварию на эксплуатационный персонал, добились только одного – широкая общественность, исчерпав доверие к правительству и Науке, требующей жертв, не хочет даже и слышать об атомной энергетике. Мы не против атомной энергетики. Но мы за такие АЭС, безопасность которых еще на стадии проектирования надежно обоснована и доведена до всех, интересующихся этим вопросом. Нужен не только вневедомственный, но даже неподконтрольный Правительству надзор за состоянием безопасности атомной энергетики. Последствия аварий на АЭС, как показала Чернобыльская, не имеют границ, и поэтому проблема безопасности АЭС из государственной переросла в международную. Альтернатив атомной энергетике в ближайшее время не видно. Это нужно понимать всем, в том числе и ее противникам. Однако, человеческие жертвы, нарушение нормальных условий проживания миллионов людей и целых поколений, потеря огромных территорий не могут быть оправданы никакими потребностями в электроэнергии и “государственными” интересами и, тем более, “хроническим отставанием в развитии вычислительной техники и слабой экспериментальной базой” атомной энергетики. И это тоже нужно понять всем и прежде всего нашему Правительству, если оно еще наше. Выбранный им и Наукой единственный метод убеждения населения в необходимости атомной энергетики путем ее запугивания возможностью перехода от электрической лампы к лучине, ничего, кроме вреда и еще большей отчужденности, не принесет.
Ветераны ликвидации аварии на ЧАЭС.
Немає коментарів:
Дописати коментар