В качестве тепловыделяющего элемента в реакторе РБМК-1000 используется закрытая с обоих концов циркониевая трубка диаметром 13,9 мм, толщиной стенки 0,9 мм и длиной около 3,5 м, заполненная таблетками топлива диаметром 11,5 мм и высотой 15 мм. Для уменьшения величины термического расширения топливного столба, таблетки имеют лунки. Начальная среда под оболочкой заполнена гелием под давлением 5кгс/см 2. Топливный столб фиксируется пружиной. Максимальная температура в центре топливной таблетки может достигать 2100ºС. Реально эта температура не выше 1600ºС, давление гелия до 17 кгс/см 2 , а температура наружней поверхности оболочки ТВЭЛ около 300°С.
Тепловыделяющие элементы (твэлы) компонуются в тепловыделяющие сборки (ТВС) по 18 штук в каждой; 6 штук по окружности диаметром 32 мм и 12 штук – диаметром 62 мм. В центре – несущий стержень (см. рис. 2.14, сечение Б-Б). ТВЭЛы в сборке скреплены через каждые полметра специальными дистанционирующими решетками.
Основным топливным блоком реактора является тепловыделяющая (или рабочая) кассета, она состоит из двух ТВС, соединенных общим несущим стержнем, штанги, наконечника и хвостовика. Таким образом, часть кассеты, располагающаяся в активной зоне, имеет длину около 7м.
Кассеты омываются водой, при этом нет прямого контакта топлива с теплоносителем при нормальном режиме работы реактора.
Для получения приемлемого коэффициента полезного действия атомной станции необходимо иметь возможно более высокую температуру и давление генерируемого реактором пара. Следовательно, должен быть предусмотрен корпус, удерживающий теплоноситель при этих параметрах. Такой корпус является основным конструктивным элементом реакторов типа ВВЭР. Для реакторов РБМК роль корпуса играет большое количество прочных трубопроводов, внутри которых и размещаются кассеты. Такой трубопровод называется технологическим каналом (ТК), в пределах активной зоны он циркониевый и имеет диаметр 88 мм при толщине стенки 4 мм, в РБМК-1000 1661 технологических канала.
Рис. 1.14. Тепловыделяющая сборка реактора РБМК
Технологический канал (см. рис. 1.13) предназначен для размещения ТВС и организации потока теплоносителя.
Корпус канала представляет собой сварную конструкцию, состоящую из средней и концевых частей. Средняя часть канала выполнена из циркониевого сплава, концевые из нержавеющей стали. Между собой они соединены переходниками сталь-цирконий. Корпус канала рассчитан на 23 года безаварийной работы, однако при необходимости на остановленном реакторе может быть извлечен дефектный корпус канала и на его место установлен новый.
Топливная кассета устанавливается внутри канала на подвеске, которая удерживает ее в активной зоне и позволяет с помощью РЗМ производить замену отработанной кассеты без останова реактора. Подвеска снабжена запорной пробкой, которая герметизирует канал.
Кроме того, в реакторе размещены каналы управления и защиты. В них располагаются стержни поглотители, датчики контроля энерговыделения. Размещение каналов управления в колоннах графитовой кладки автономно от технологических каналов.
Пространство между графитом и каналами заполнено газом, имеющим хорошую теплопроводность, малую теплоемкость и не оказывающим существенного влияния на ход цепной реакции. Лучшим с этой точки зрения газом является гелий. Однако из-за его высокой стойкости он применяется не в чистом виде, а в смеси с азотом (на номинальном уровне мощности 80% гелия и 20% азота, при меньшей мощности азота больше, при 50% номинальной может быть уже чистый азот).
Одновременно предотвращается контакт графита с кислородом, т.е. его окисление. Азотно-гелиевая смесь в графитовой кладке продувается в направлении снизу вверх, это делается для достижения третьей цели – контроля целостности технологических каналов. Действительно, при течи ТК влажность газа на выходы из кладки и его температура увеличивается.
Для улучшения теплопередачи от графита к каналу при движении газа создается своеобразный лабиринт (см. рис. 1.15). На канал и отверстия блоков поочередно надеваются разрезные графитовые кольца высотой 20 мм каждое на участке 5,35 м в центре активной зоны. Таким образом, газ движется по схеме: графит – разрез кольца – стенка канала – разрез кольца – графит.
Министерство образования и науки Российской Федерации Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ» Обнинский институт атомной энергетики
А.С. Шелегов, С.Т. Лескин, В.И. Слободчук
ФИЗИЧЕСКИЕ ОСОБЕННОСТИ И КОНСТРУКЦИЯ РЕАКТОРА РБМК-1000
для студентов высших учебных заведений
Москва 2011
УДК 621.039.5(075) ББК 31.46я7 Ш 42
Шелегов А.С., Лескин С.Т., Слободчук В.И. Физические особенности и конструкция реактора РБМК-1000: Учебное пособие. М.: НИЯУ МИФИ, 2011, – 64 с.
Рассмотрены принципы физического проектирования, критерии обеспечения безопасности и особенности конструкции ядерного энергетического реактора типового проекта РБМК-1000. Описаны конструкция тепловыделяющих сборок и топливных каналов активной зоны, принципы и средства управления реакторной установкой.
Изложены основные особенности физики и теплогидравлики реактора РБМК-1000.
Пособие содержит основные технические характеристики реакторной установки, системы управления и защиты реактора, а также тепловыделяющих элементов и их сборок.
Представленная информация может быть использована только для обучения и предназначена для студентов специальности 140404 «Атомные электростанции и установки» при освоении дисциплины «Ядерные энергетические реакторы».
Подготовлено в рамках Программы создания и развития НИЯУ МИФИ.
Рецензент д-р физ.-мат. наук, проф. Н.В. Щукин
Введение
Создание атомных электростанций с канальными уранграфитовыми реакторами РБМК − национальная особенность развития отечественной энергетики. Основные характеристики энергоустановок выбирались таким образом, чтобы в максимальной степени использовать опыт разработки и сооружения промышленных реакторов, а также возможности машиностроительной промышленности и строительной индустрии. Использование одноконтурной схемы реакторной установки с кипящим теплоносителем позволяло применить освоенное тепломеханическое оборудование при относительно умеренных теплофизических параметрах.
Первый советский промышленный уран-графитовый реактор введен в эксплуатацию в 1948 г., а в 1954-м в Обнинске начал функционировать демонстрационный уран-графитовый водоохлаждаемый реактор первой в мире АЭС электрической мощностью 5 МВт.
Работы над проектом нового реактора РБМК были развернуты в ИАЭ (ныне РНЦ КИ) и НИИ-8 (ныне НИКИЭТ им. Н.А. Доллежа-
ля) в 1964 г.
Идея создания канального кипящего энергетического реактора большой мощности была организационно оформлена в 1965 г. Было принято решение о разработке технического проекта канального кипящего энергетического реактора мощностью 1000 МВт (эл.) по техническому заданию Института атомной энергии им. И.В. Курчатова (заявка на способ выработки электроэнергии и реактор РБМК-1000 с приоритетом от 6 октября 1967 г. была подана сотрудниками ИАЭ). Проект первоначально получил название Б-19), а его конструирование сначала было поручено конструкторскому бюро завода «Большевик».
В 1966 г. по рекомендации НТС министерства работа над техническим проектом реактора большой мощности канального кипящего РБМК-1000 была поручена НИКИЭТ. Постановлением Совета Министров СССР № 800-252 от 29 сентября 1966 г. было принято решение о строительстве Ленинградской АЭС в поселке Сосновый Бор Ленинградской области. В этом постановлении были определены основные разработчики проекта станции и реактора:
кАЭ − научный руководитель проекта; ГСПИ-11 (ВНИПИЭТ) − генеральный проектировщик ЛАЭС; НИИ-8 (НИКИЭТ) − главный конструктор реакторной установки.
На IV Женевской конференции ООН в 1971 г. Советский Союз объявил о решении построить серию реакторов РБМК электрической мощностью 1000 МВт каждый. Первые энергоблоки были введены в эксплуатацию в 1973 и 1975 гг.
ГЛАВА 1. Некоторые аспекты концепции безопасности реакторов РБМК
1.1. Основные принципы физического проектирования
Концепция развития канальных уран-графитовых реакторов, охлаждаемых кипящей водой, основывалась на конструкторских решениях, проверенных практикой эксплуатации промышленных реакторов, и предполагала реализацию особенностей физики РБМК, которые в совокупности должны были обеспечить создание безопасных энергоблоков большой единичной мощности с высоким коэффициентом использования установленной мощности и экономичным топливным циклом.
В числе аргументов в пользу РБМК выдвигались преимущества, обусловленные лучшими физическими характеристиками активной зоны, в первую очередь лучший баланс нейтронов, обусловленный слабым поглощением графита, и возможность достичь глубокого выгорания урана благодаря непрерывным перегрузкам топлива. Расход природного урана на единицу выработанной энергии, в то время считавшийся одним из главных критериев экономичности, оказывался примерно на 25 % ниже, чем в ВВЭР.
От первоначального представления, что физические проблемы РБМК не требуют существенной корректировки развитых методов физических исследований промышленных реакторов, а связаны лишь с использованием в качестве основного конструкционного материала активной зоны циркония вместо алюминия, почти сразу пришлось отказаться. Уже первые оценки нейтронно-физических (и теплофизических) характеристик показали необходимость решения большого круга задач по оптимизации физических параметров реактора и разработки методического и программного обеспечения:
Основными проблемами при определении оптимальных физических характеристик РБМК являются безопасность и экономичность топливного цикла. Ядерная безопасность реактора обеспечивается возможностями контроля и управления реактивностью во всех режимах эксплуатации, что требует определения безопасных диапазонов изменения эффектов и коэффициентов реактивности. Особенно важны физические характеристики, которые обусловливают пассивную безопасность реакторной установки, как в
условиях нормальной эксплуатации, так и в аварийных и переходных режимах. Не менее важны характеристики, обеспечивающие ядерную безопасность, – это эффективность и быстродействие рабочих органов СУЗ, которые обеспечивают заглушение и удержание его в подкритическом состоянии.
Технико-экономические показатели работы реакторной установки также в значительной мере определяются такими физическими характеристиками, как выгорание и нуклидный состав выгружаемого топлива, удельные расходы природного и обогащенного урана и ТВС на единицу выработанной электроэнергии и компоненты баланса нейтронов в активной зоне.
1.2. Основные принципы и критерии обеспечения безопасности
Основным принципом обеспечения безопасности, положенным в основу проекта реакторной установки РБМК-1000, является не превышение установленных доз по внутреннему и внешнему облучению обслуживающего персонала и населения, а также нормативов по содержанию радиоактивных продуктов в окружающей среде при нормальной эксплуатации и рассматриваемых в проекте авариях.
Комплекс технических средств обеспечения безопасности реакторной установки РБМК-1000 осуществляет выполнение функций:
надежного контроля и управления энергораспределением по объему активной зоны;
диагностики состояния активной зоны для своевременной замены потерявших работоспособность конструктивных элементов;
автоматического снижения мощности и останова реактора в аварийных ситуациях;
надежного охлаждения активной зоны при выходе из строя различного оборудования;
аварийного охлаждения активной зоны при разрывах трубопроводов циркуляционного контура, паропроводов и питательных трубопроводов.
обеспечения сохранности конструкций реактора при любых исходных событиях;
оснащения реактора защитными, локализующими, управляющими системами безопасности и отвода выбросов теплоносителя при разгерметизации трубопроводов из реакторных помещений в систему локализации;
обеспечения ремонтопригодности оборудования в процессе эксплуатации реакторной установки и при ликвидации последствий проектных аварий.
В процессе проектирования первых реакторных установок РБМК-1000 был сформирован перечень исходных аварийных событий и проанализированы наиболее неблагоприятные пути их развития. На основе опыта эксплуатации РУ на энергоблоках Ленинградской, Курской и Чернобыльской АЭС и по мере ужесточения требований к безопасности АЭС, которое имеет место
в мировой энергетике вообще, первоначальный перечень исходных событий значительно расширен.
Перечень исходных событий применительно к реакторным установкам РБМК-1000 последних модификаций включает более 30 аварийных ситуаций, которые могут быть разделены на четыре основных принципа:
1) ситуации с изменением реактивности;
2) аварии в системе охлаждения активной зоны;
3) аварии, вызванные разрывом трубопроводов;
4) ситуации с отключением или отказом оборудования.
В проект реакторной установки РБМК-1000 при анализе аварийных ситуаций и разработке средств обеспечения безопасности заложены в соответствии с ОПБ-82 следующие критерии безопасности:
1) в качестве максимальной проектной аварии рассматривается разрыв трубопровода максимального диаметра с беспрепятственным двухсторонним истечением теплоносителя при работе реактора на номинальной мощности;
2) первый проектный предел повреждения твэлов для условий нормальной эксплуатации составляет: 1 % твэлов с дефектами типа газовой неплотности и 0,1 % твэлов с прямым контактом теплоносителя и топлива;
3) второй проектный предел повреждения твэлов при разрывах трубопроводов циркуляционного контура и включении системы аварийного охлаждения устанавливает:
температуру оболочек твэлов − не более 1200 °С;
локальную глубину окисления оболочек твэлов − не более 18 % первоначальной толщины стенки;
долю прореагировавшего циркония − не более 1 % массы оболочек твэлов каналов одного раздаточного коллектора;
4) должна быть обеспечена возможность выгрузки активной зоны и извлекаемость технологического канала из реактора после МПА.
1.3. Достоинства и недостатки канальных уран-графитовых энергетических реакторов
К основным достоинствам канальных энергетических реакторов, подтвержденным более чем 55-летним опытом разработки и эксплуатации их в нашей стране, можно отнести следующие.
Дезинтегрированность конструкции:
отсутствие проблем, связанных с изготовлением, транспортировкой и эксплуатацией корпуса реактора и парогенераторов;
более легкое, по сравнению с корпусными реакторами, протекание аварий при разрывах трубопроводов контура циркуляции теплоносителя;
большой объем теплоносителя в контуре циркуляции.
Непрерывная перегрузка топлива:
малый запас реактивности;
уменьшение продуктов деления, одновременно находящихся
в активной зоне;
возможность раннего обнаружения и выгрузки из реактора ТВС с негерметичными твэлами;
возможность поддержания низкого уровня активности теплоносителя.
Аккумулирование тепла в активной зоне (графитовая кладка):
возможность перетока тепла от каналов обезвоженной петли к каналам, сохранившим охлаждение, при организации «шахматного» расположения каналов различных петель;
уменьшение скорости роста температуры при авариях с обезвоживанием.
Высокий уровень естественной циркуляции теплоносителя, позволяющий длительное время расхолаживать реактор при обесточивании энергоблока.
Возможность получения требуемых нейтронно-физических характеристик активной зоны.
Гибкость топливного цикла:
малое обогащение топлива;
возможность дожигать после регенерации отработанное топливо из реакторов ВВЭР;
возможность наработки широкого спектра изотопов. Недостатки канальных водографитовых реакторов:
сложность организации контроля и управления из-за больших размеров активной зоны;
наличие в активной зоне конструкционных материалов, ухудшающих баланс нейтронов;
сборка реактора на монтаже из отдельных транспортабельных узлов, что приводит к увеличению объема работ в условиях стройплощадки;
разветвленность циркуляционного контура реактора, увеличивающая объем эксплуатационного контроля основного металла и сварных швов и дозозатраты при ремонте и обслуживании;
образование за счет материала графитовой кладки дополнительных отходов при снятии реактора с эксплуатации.
ГЛАВА 2. Конструкция реактора РБМК-1000
2.1. Общее описание конструкции реактора
Реактор РБМК-1000 (рис. 2.1) тепловой мощностью 3200 МВт представляет собой систему, в которой в качестве теплоносителя используется легкая вода, а в качестве топлива − двуокись урана.
Реактор РБМК-1000 − гетерогенный, уран-графитовый, кипящего типа, на тепловых нейтронах предназначен для выработки насыщенного пара давлением 70 кг/см2 . Теплоноситель − кипящая вода. Основные технические характеристики реактора приведены в табл. 2.1.
Рис. 2.1. Разрез блока с реактором РБМК-1000
Комплекс оборудования, включающий в себя ядерный реактор, технические средства, обеспечивающие его работу, устройства вывода из реактора тепловой энергии и преобразования ее в другой вид энергии, как правило, называют ядерной энергетической установкой. Приблизительно 95 % энергии, выделяющейся в результате реакции деления, прямо передается теплоносителю. Около 5 % мощности реактора выделяется в графите от замедления нейтронов и поглощения гамма-квантов.
Реактор состоит из набора вертикальных каналов, вставленных в цилиндрические отверстия графитовых колонн, а также верхней и нижней защитных плит. Легкий цилиндрический корпус (кожух) замыкает полость графитовой кладки.
Кладка состоит из собранных в колонны графитовых блоков квадратного сечения с цилиндрическими отверстиями по оси. Кладка опирается на нижнюю плиту, которая передает вес реактора на бетонную шахту. Топливные каналы и каналы регулирующих стержней проходят через нижние и верхние металлоконструкции.
Конструкции каналов уран-графитовых реакторов АЭС
Тепловыделяющая часть канала РБМК-1000
(рис. 2.31) состоит из двух ТВС, несущего
центрального стержня, хвостовика, штанги, наконечника. ТВС собирается из
18 твэлов стержневого типа диаметром 13,5x0,9 мм, каркаса и крепежных
деталей; ТВС взаимозаменяемы. Каркас состоит из центральной трубы, на
которой закреплены одна концевая и десять дистанционирующих решеток.
Дистанционирующие решетки служат для обеспечения требуемого
расположения твэлов в поперечном сечении ТВС и крепятся в центральной
трубе. Крепление дистанционирующих решеток позволяет им смещаться вдоль
оси на расстояние 3,5 м при тепловом расширении твэлов. Крайняя
дистанционирующая решетка крепится на шпонке для увеличения жесткости
против скручивания пучка.
Дистанционирующая решетка представляет собой сотовую конструкцию и
собирается из центральной, шеста промежуточных, двенадцати периферийных
ячеек и обода, соединенных между собой точечной контактной сваркой. На
ободе предусмотрены дистанцио-нирующие выступы.
Рис. 2.31. ТВС РБМК-1000:
1 - подвеска; 2 - переходник; 3 - хвостовик; 4 - твэл; 5 - несущий
стержень; 6 - втулка; 7 - наконечник; 8 - гайка
Центральная труба ТВС на конце имеет прямоугольный срез на половину диаметра для стыковки ТВС друг с другом в канале. При этом обеспечивается необходимая соосность твэлов двух ТВС и исключается поворот их относительно друг друга.
Твэлы жестко закреплены в концевых решетках ТВС (на верхней и нижней границах активной зоны), и при работающем реакторе зазор в центре активной зоны выбирается за счет термического расширения. Сокращение расстояния между твэлами в центре активной зоны уменьшает всплеск тепловыделения и снижает температуру топлива и конструкционного материала в зоне заглушек твэлов. Использование двух ТВС по высоте активной зоны позволяет каждой сборке работать в зоне как максимума, так и минимума энерговыделения по высоте.
Все детали ТВС кроме штанги и дистанционирующих решеток изготовляются из циркониевого сплава. Штанга, служащая для соединения сборки с подвеской, и дистанционирующие решетки выполнены из нержавеющей стали Х18Н10Т.
Анализ теплогидравлических и прочностных характеристик реактора РБМК-ЮОО выявил имеющиеся резервы по увеличению мощности установки. Увеличение критической мощности технологического канала, т. е. мощности, при которой на поверхности твэлов наступает кризис теплообмена, сопровождающийся недопустимым повышением температуры циркониевой оболочки, было достигнуто введением в тепловыделяющую сборку интенсификаторов теплообмена. Применение решеток-интенсификаторов с осевой закруткой потока теплоносителя позволило увеличить мощность технологического канала РБМК-1000 в 1,5 раза. Конструкция ТВС РБМК-1500 отличается от конструкции ТВС РБМК-1000 тем, что в верхней ТВС используются дистанционирующие рещетки-интенси-фикаторы, в остальном конструкция ТВС не имеет принципиальных отличий. Сохранение сопротивления контура циркуляции достигается снижением расхода теплоносителя.
Увеличение мощности ТВС вызывает соответствующее увеличение линейной мощности твэлов до 550 Вт/см. Отечественный и зарубежный опыт показывает, что такой уровень линейной мощности не является предельным. На ряде станций США максимальные линейные мощности составляют 570-610 вт/см.
Для монтажа и замены корпуса технологического канала в процессе эксплуатации, а также для организации надежного теплоотвода для графитовой кладки к каналу на средней части его находятся кольца «твердого контакта» (рис. 2.32). Разрезные кольца высотой 20 мм размещаются по высоте канала вплотную друг к другу таким образом, что каждое соседнее кольцо имеет надежный контакт по цилиндрической поверхности либо с трубой канала, либо с внутренней поверхностью графитового блока кладки, а также по торцу между собой. Минимально допустимые зазоры канал- кольцо и кольцо - блок определяются из условия недопустимости заклинивания канала в кладке в результате радиационной усадки графита и увеличения диаметра канала в результате
ползучести материала трубы. Незначительное увеличение зазоров приведет к ухудшению теплоотвода от графита кладки. На верхней части корпуса канала приварено несколько втулок, предназначенных для улучшения теплоотвода от металлоконструкций реактора для обеспечения радиационной безопасности и создания технологических баз при изготовлении корпуса канала.
Рис. 2.32. Установка технологического канала в
графитовой кладке:
1- труба (сплав Zr+2,5 % Nb); 2 - наружное графитовое кольцо; 3 -
внутреннее графитовое кольцо; 4 - графитовая кладка
Как уже отмечалось, циркониевые сплавы применяются в основном для изготовления элементов активной зоны реактора, в которых в полной мере используются их специфические свойства: нейтронная
«прозрачность», жаропрочность, коррозионная и радиационная стойкость и т. п. Для изготовления других частей реактора применяют более дешевый материал - нержавеющую сталь. Сочетание этих материалов определяется требованиями, предъявлямыми к конструкции, а также экономическими соображениями в отношении материалов и технологии. Различие физических, механических и технологических свойств циркониевых сплавов и сталей вызывает проблему их соединения.
В промышленных реакторах известны соединения стали с циркониевыми сплавами механическим способом, например в канадских реакторах «Пикеринг-2, -3 и -4» соединение канальных труб из циркониевого сплава с концевыми фиттингами из отпущенной нержавеющей стали (рис. 2.33) производилось с помощью вальцовки. Однако такие соединения удовлетворительно работают при температуре 200-250 °С. За рубежом исследовались соединения стали с цирконием сваркой плавления (аргонно-дуговой) и сваркой в твердой фазе. Аргонно-дуговая сварка проводится при более высоких температурах, чем сварка в твердой фазе, что приводит к образованию в зоне соединения прослоек хрупких интерметаллидов, отрицательно влияющих на механические и коррозионные свойства шва. Среди исследуемых методов соединения сплавов циркония со сталью в твердой фазе являются сварка взрывом, совместная ковка, штамповка, сварка давлением, совместное прессование, контактно-реактивная пайка, сварка трением и др.
Однако все эти соединения неприменимы для труб технологического канала реактора РБМК, так как все они предназначаются
для работы при других параметрах, и они не могут обеспечить необходимую плотность и прочность.
Средняя циркониевая часть канала РБМК, находящаяся в активной зоне реактора, соединяется с концевыми сборками из нержавеющей стали при помощи специальных переходников сталь- цирконий. Переходники сталь - цирконий получены методом диффузионной сварки.
Сварка осуществляется в вакуумной камере в результате сильного прижатия друг к другу нагретых до высокой температуры деталей из циркониевого сплава и нержавеющей стали. После механической обработки получается переходник, один конец которого- циркониевый сплав, другой - нержавеющая сталь. Для уменьшения напряжений, возникающих в соединении с большой разницей в коэффициентах линейных расширений циркониевого сплава (а = 5,6*10 -6 1/°С) и стали 0Х18Н10Т (а=17,2*10 -6 1/°С), применяется бандаж из биметаллических горячепрессованных труб (сталь марки 0Х18Н10Т + сталь марки 1Х17Н2) (а=11*10 -6 1/°С).
Соединение переходника с циркониевой трубой наружным диаметром 88 и толщиной стенки 4 мм осуществляется электронно-лучевой сваркой. К сварным швам предъявляются те же требования по прочности и коррозионным свойствам, что и к основной трубе. Разработанные режимы электронно-лучевой сварки, способы и режимы механической и термической обработки сварных швов и околошовных зон позволили получить надежные вакуумно-плотные сварные соединения сталь-цирконий.
РБМК - тепловой одноконтурный энергетический реактор с кипящим водяным теплоносителем в каналах и прямой подачей насыщенного пара в турбины. Замедлителем является графит. Эксплуатируются РБМК мощности 1000 и 1500 МВт. По состоянию на 2009 год эксплуатируется 12 энергоблоков с РБМК на четырёх АЭС.
Подвод теплоносителя осуществляется отдельно к каждому каналу, при этом существует возможность регулировать расход воды через канал. В связи особенностями физики реактора тепловая энергия выделяется неравномерно по объему. Проходя по каналу часть воды испаряется, в каналах с максимальной мощностью массовое паросодержание на выходе достигает 20 %, среднее паросодержание на выходе из реактора 14.5 %.
Кипящая вода из реактора пропускается через паросепараторы. Затем насыщенный пар (температура 284 °C) под давлением 65 атм поступает на два турбогенератора электрической мощностью по 500 МВт. Отработанный пар конденсируется, после чего циркуляционные насосы подают воду на вход в реактор. Два паросепаратора РУ РБМК-1000 имеют цилиндрический горизонтальный стальной корпус длиной 30 м и диаметром 2,3 м. Пароводяная смесь со средним содержанием пара около 15 % (по массе) подводится сбоку через подающие патрубки непосредственно от каналов реактора.
| Тепловая мощность реактора, МВт | |
| Электрическая мощность реактора, МВт | |
| Загрузка топлива в стационарном режиме, т. | |
| Высота активной зоны, м. | |
| Диаметр активной зоны, м. | 11,8. |
| Средняя удельная мощность топлива на 1 кг урана, кВт/кг | 16,7 |
| Средняя температура воды в активной зоне, o С | |
| Средняя плотность воды в активной зоне, г/см 3 | 0,516 |
| Размер графитового блока, см | 25х25 |
| Плотность графита, г/см 3 | 1,65 |
| Число технологических каналов | |
| Диаметр отверстия в графитовом блоке, см. | 11,4 |
| Число ТВЭЛов в технологическом канале | |
| Наружный диаметр ТВЭЛа, см | 1,35 |
| Толщина циркониевой оболочки ТВЭЛа, мм.. | 0,9 |
| Диаметр топливной таблетки, см | 1,15. |
| Плотность UO 2 , г/см 3 | 10,5 |
Таб. 21 Основные характеристики активной зоны РБМК-1000.
Одним из преимуществ канальных РБМК перед корпусными ВВЭР, является возможность перегрузки выгоревшего топлива без остановки реактора. Загрузка топлива в реактор осуществляется с помощью разгрузочно-загрузочной машины (РЗМ ). При перегрузки канала РЗМ герметично соединяется с верхней часть канала, в ней создается такое же давление, как и в канале, отработанная ТВС извлекается в РЗМ свежая ТВС устанавливается в канал.
В начале эксплуатации реакторов РБМК-1000 использовалось топливо с обогащением 1,8% однако в дальнейшем оказалось целесообразным перейти к топливу с обогащением 2%. В настоящее время осуществляется переход на топливо с обогащением 2,8%.
ТВС и ТВЭЛ реактора РБМК
К ТВЭЛам и ТВС предъявляются высокие требования по надежности в течение всего срока службы. Сложность реализации их усугубляется тем, что длина канала составляет 7000 мм при относительно небольшом его диаметре, и при этом должна быть обеспечена машинная перегрузка кассет как на остановленном, так и на работающем реакторе. Напряженные условия работы ТВС в реакторах РБМК предопределили необходимость проведения большого комплекса предреакторных и реакторных испытаний. Основные параметры, характеризующие условия работы ТВС
В активной зоне реактора РБМК-1000 находится 1693 канала с ТВС, а в РБМК-1500 - 1661 канал. ТВС в процессе эксплуатации в реакторе неподвижны. Регулирование ядерной реакции, поддержания заданной мощности реактора, переход с одного уровня мощности на другой и остановка реактора осуществляются вертикальным перемещением органов регулирование системы управления и защиты в активной зоне.
В реакторах РБМК-1000 и РБМК-1500 применяется два типа ТВС: ТВС рабочая и ТВС рабочая под гамма камеру. ТВС разных типов имеют некоторые конструктивные отличия.
Конструкция ТВС РБМК-1000 и РБМК-1500 с выгорающим поглотителем, и с дистанционирующими решетками из циркониевых сплавов имеет геометрическую стабильность при выгораниях 30 -35 МВт сут/кг урана, обеспечивает высокую безопасность и хорошие экономические показатели активных зон реакторов РБМК. В ТВС РБМК-1000, как правило, используется регенерированное топливо.
В состав ТВС входят два пучка ТВЭЛов, два хвостовика, стержень центральный со штангой (для ТВС рабочей) или труба несущая с центральной полостью для расположения датчиков (для ТВС рабочей под гамма камеру), крепежные и фиксирующие детали.
В ТВС верхний пучок ТВЭЛов соединяется с нижним с помощью стержня центрального со штангой или трубы несущей и крепежных деталей. Общая длина ТВС РБМК составляет 10 м с топливной частью 7 м, в сечении ТВС имеет форму круга диаметром 79 мм, масса ТВС около 185 кг. ТВС РБМК - безчехловая ТВС.
Пучок ТВЭЛов состоит из 18 ТВЭЛов, каркаса с дистанционирующими решетками и 18 обжимных колец, предназначенных для крепления ТВЭЛов в концевой решетке ТВС.
ТВЭЛы - главные функциональные элементы ТВС, одним концом крепятся к концевой решетке, другой конец остается свободным. ТВЭЛы конструктивно представляют собой трубки из сплава циркония, заполненные таблетками спеченного диоксида урана с оксидом эрбия, герметизированные заглушками посредством сварки. Применение ТВЭЛов с оксидом эрбия, интегрированным в топливо, позволило улучшить энергораспределение по реактору, повысить безопасность и технико-экономические характеристики активных зон реакторов РБМК.
Составные части ТВС РБМК-1500 те же, что и ТВС РБМК-1000. Отличие состоит в том, что с целью турбулизации потока теплоносителя и интенсификации теплосъема с ТВЭЛов на верхнем пучке ТВЭЛов дополнительно установлены 18 решеток интенсификаторов теплообмена.
7.3 PWR (Pressurized Water Reactor). Российский аналог (ВВЭР).
PWR - реактор корпусного типа, работающий под высоким давлением водного теплоносителя, некипящий, двухконтурный. PWR самый распространенный тип реактора в мире.
Реактор PWR состоит из корпуса толщиной 150 мм. с внутренним диаметром 5 м, снабженного четырьмя подводящими и четырьмя отводящими патрубками, расположенными в верхней части корпуса на одном уровне. Диаметр патрубков и трубопроводов первого контура 750 мм. Внутренняя поверхность всего первого контура, включая съемную сферическую крышку, плакирована слоем аустенитной нержавеющей стали.
Активная зона набрана из квадратных ТВС, содержащих пучок стержневых ТВЭЛов с диоксидом обогащенного урана. ТВС бесчехловая, она включает в себя наряду с пучком ТВЭЛов и подвижные поглощающие элементы (ПЭЛ).
Перегрузка топлива в реакторах PWR, как и в реакторах ВВЭР, осуществляется при полном сбросе нагрузки и со съемом крышки. Загрузка топлива при каждой частичной перегрузке ведется ТВС с обогащением урана 3,4% в периферийную область активной зоны. Выгрузка отработавших свой ресурс ТВС осуществляется из центральной зоны.
Теплоноситель первого контура находится под давление 150 атм. Температура на выходе из активной зоны реактора 315 ° C, на входе около 275 ° C. Теплоносителя прокачивается вокруг первичного контура мощными насосами, которые могут потреблять до 6 МВт каждая.
Разогретый теплоноситель первого контура поступает в парогенератор, где тепло передается к нижней среднее давление охлаждающей жидкости, которая испаряется с давлением пара. Передача тепла осуществляется через парогенератор, без смешения двух жидкостей, что является желательным, поскольку главная теплоносителя может стать радиоактивными.
Реакторы PWR имеют отрицательный температурный коэффициент реактивности, поэтому в случае аварии и превышения критичности реактора, снижение мощности реактора происходит автоматически.
В СУЗ для поддержания критичности реактора кроме раствора бора и поглощающих стержней используют возможности управления мощностью с помощью контроля отвода тепла. Увеличение температуры в петле первого контура приводит к уменьшению мощности и наоборот. При незапланированном росте мощности оператор может добавить борную кислоту или уменьшить мощность насоса для повышения температуры теплоносителя первого контура.
Преимущества:
- отрицательный мощностный коэффициент реактивности.
- низкая стоимость теплоносителя и замедлителя.
- теплоноситель второго контура не загрязняется РАО.
Недостатки:
- Повышенные требования к прочности корпуса, и конструктивных материалов в связи с высоким давлением в нутрии первого контура.
- Высокая стоимость парогенератора.
- Пароциркониевая реакция с выделением водорода.
Примечание: Самая крупная авария после аварии на ЧАЭС 1986 года (уровень 7 INES), произошла с реактором PWR в 1979 году на АЭС «Три-Майл Айленд» США (уровень 5 INES).
Александр Николаевич Румянцев получил образование в МИФИ. До 1965 г работал в НИКИЭТ в должности инженера-конструктора, осваивая новую на тот момент вычислительную технику, и проводя массовые нейтронно-физические расчеты. В 1966 г перешел на работу в ИАЭ, где участвовал в разработке альтернативного проекта реактора РБМК-1000, как независимого контроля за разработчиками основного проекта. Попутно продолжалась работа по освоению новой передовой вычислителной техники, созданию программ и проведению трехмерных нейтронно-физических и тепло-гидравлических расчетов. В 1974 г. конкурентная деятельность по проекту РБМК-1000 была прекращена, и А. Н. Румянцев перешел на работу в МАГАТЭ. По возвращении в ИАЭ в 1981 г. занимал должность заместителя директора ОВТиР (Отделения вычислительной техники и радиоэлектроники). Ниже даются воспоминания А.Н.Румянцева, навеянные очередной годовщиной чернобыльской аварии, и опубликованные информационным агенством PROatom . Эти пространные воспоминания ценны тем, что в них описана начальная стадия разработки проекта РБМК-1000 (1965-1975 гг.), предопределившая выбор основных параметров физики и конструкции реактора, и на вечно похороненная под чернобыльской аварией.Чернобыль в 2009 году
А.Н.Румянцев, д.т.н., зам. директора по научной работе НТК "Электроника" НИЦ "Курчатовский институт", 27 апреля – 10 июня 2009 г.
С момента аварии на Чернобыльской АЭС прошло уже 23 (на сегодняшний день – почти 25 – ред .) года. Многое уже забыто. Многие из создателей реакторов типа РБМК-1000 и РБМК-1500 уже ушли из этой жизни. Однако многие живые участники создания таких реакторов еще продолжают анализировать причины этой техногенной катастрофы прежде всего для того, чтобы полученный “know-how” можно было наиболее объективно использовать для оценок будущих рисков, связанных с атомной энергетикой.
Один из них, Валентин Михайлович Федуленко, сотрудник Российского научного центра (РНЦ) “Курчатовский институт”, с которым я знаком по совместным работам с начала 1970-х г.г., принимал непосредственное участие в работах по анализу причин и устранению последствий многих инцидентов и аварий на промышленных и энергетических реакторах СССР и РФ, включая аварию на ЧАЭС в апреле 1986 г. Зная о моем участии в разработках проектов таких реакторов, он обратился с предложением дать оценку причин этой аварии так, как это видится в 2009 г. Поскольку время необратимо, его просьба и послужила причиной создания этой памятной записки.
Предыстория
В период 1966-1975 г.г., являясь сотрудником Сектора-14 ИАЭ им. И.В. Курчатова, который возглавлял профессор Савелий Моисеевич Фейнберг, я принимал участие в работах по проектированию реакторов типа РБМК-1000 и РБМК-1500. С.М.Фейнберг был заместителем научного руководителя проектов. Научным руководителем проектов был академик Анатолий Петрович Александров, директор ИАЭ им. И.В.Курчатова (с 1991 г. - РНЦ “Курчатовский институт”).
Сразу после окончания МИФИ в 1963 г. по специальности инженер-физик я был направлен на работу в должности инженера-конструктора в организацию п.я. 788, ныне – Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники (НИКИЭТ) им. Н.А.Доллежаля. Начав в августе 1963 г. работу в группе Ю.И.Митяева, входившей в состав физического Отдела № 5, которым руководил А.Д.Жирнов, уже через два месяца мною был получен временный пропуск в ИАЭ им. И.В.Курчатова с целью использования имевшейся в нем вычислительной техники (ЭВМ типа М-20) для проведения работ в области расчетного моделирования характеристик канальных реакторов с прямым перегревом пара, установленных и сооружавшихся на Белоярской АЭС (реакторов типа АМБ). НИКИЭТ не обладал необходимой вычислительной базой.
Начав с освоения программирования в коде для ЭВМ М-20, находившейся в зд. 101 ИАЭ им. И.В.Курчатова, уже к середине 1964 г., работая в основном по ночам (дневное отладочное время на ЭВМ было практически недоступно), был создан первый в НИКИЭТ программный комплекс для расчета эффектов реактивности уран-графитовых реакторов типа АМБ методами теории возмущений. В основу были положены методики расчетов, разработанные в Физико-Энергетическом Институте (ФЭИ, г. Обнинск), который был научным руководителем проектов реакторов типа АМБ. Моей задачей было перевести эти методики, которые применялись для проведения расчетов на электрических счетных машинах, на ЭВМ. В результате в 1964 г. квартальные планы группы Ю.И.Митяева по расчетному обоснованию параметров реакторов типа АМБ стали выполняться за две-три недели. Затем на ЭВМ устремились другие сотрудники НИКИЭТ. Решением директора НИКИЭТ Николая Антоновича. Доллежаля в конце 1964 г. на меня были возложены задачи поиска и аренды свободного машинного времени на ЭВМ типа М-20 в Москве и Московской области, организации расчетных работ сотрудников НИКИЭТ, и было предоставлено право подписи документов на оплату использованного машинного времени. К началу 1965 г. вместе с двумя сотрудниками НИКИЭТ, В.Г.Овсепяном и В.К.Викуловым была разработана комплексная программа расчета физических характеристик ячеек рабочих каналов уран-графитовых реакторов с учетом выгорания. Программа получила наименование ВОР – выгорание однородных решеток, - что совпало с первыми буквами фамилий авторов. В этой комплексной программе для расчета распределений тепловых нейтронов по ячейке уран-графитового реактора и коэффициента использования тепловых нейтронов использовалась недавно созданная (1964 г.) программа Г.И. Марчука (ФЭИ), осуществлявшая расчет полей тепловых нейтронов не в диффузионном, а в более точном Р3-приближении. Расчеты коэффициентов размножения на быстрых нейтронах и вероятности избежать резонансного захвата осуществлялись по методикам, разработанным ФЭИ для реакторов типа АМБ с кипящими и пароперегревательными каналами. Эта программа и ее последующие модификации были рабочим инструментом НИКИЭТ вплоть до снятия с эксплуатации ЭВМ типов М-20 и М-220 в начале 70-х г.г.
Мои работы в области физики и теплогидравлики уран-графитовых реакторов с применением ЭВМ, в том числе, находившихся в ИАЭ им. И.В. Курчатова, были замечены сотрудником Сектора-14 Я.В.Шевелевым, который предложил С.М.Фейнбергу перевести меня из НИКИЭТ в ИАЭ им. И.В. Курчатова. Поскольку я считался “молодым специалистом”, такой перевод мог быть произведен только решением Управления кадров Государственного Комитета по использованию атомной энергии СССР (ГКАЭ). По инициативе С.М.Фейнберга, материализованной его заместителем по Сектору-14 В.А.Чеботаревым, ГКАЭ принял такое решение и в марте 1966 г., еще будучи “молодым специалистом”, я был переведен в ИАЭ им. И.В.Курчатова с повышением в должности до старшего инженера.
Перед уходом из НИКИЭТ мне пришлось объясняться с Н.А.Доллежалем и его заместителем И.Я.Емельяновым. Они обнаружили, что сумма подписанных мною счетов на оплату машинного времени, использованного сотрудниками НИКИЭТ на разных ЭВМ в г. Москве и Московской области в 1965 г., многократно превосходит финансовые возможности НИКИЭТ. Последовали и уговоры остаться в НИКИЭТ с повышением в должности, и угрозы наказания за такое распоряжение предоставленными мне правами, которое “разорило” НИКИЭТ.
С марта 1966 г. начались работы в Секторе-14 над проектом нейтринного генератора в виде импульсного уран-графитового реактора со сбрасываемой группой стержней с фторидом лития весом в несколько десятков тонн, предполагавшегося к сооружению в районе г. Серпухов (Московская обл., примерно 100 км от Москвы). Руководство этим проектом осуществляли С.М.Фейнберг и Я.В.Шевелев, один из разработчиков уникального импульсного реактора ИГР. В течение 1966 г. мною были выполнены экспериментальные исследования теплоемкости фтористого лития на калориметре, имевшемся в Секторе В.И.Меркина. Было обнаружено, что опубликованные американские данные практически вдвое занижали эту теплоемкость, имевшую принципиальное значение для создания нейтринного генератора. В тот же период под руководством Н.И.Лалетина, сотрудника С-14, были предприняты попытки создания аналитической модели для расчета анизотропного коэффициента диффузии тепловых нейтронов для нейтринного генератора. Исписав горы бумаги, искомая формула была получена, но расчет по ней можно было сделать только на ЭВМ. В итоге был сделан вывод о том, что наиболее эффективным способом решения этой задачи является ее прямое моделирование методом Монте-Карло. Результатом некоторых других выполненных работ явилась констатация возможного сейсмического воздействия сброса системы литиевых стержней этого реактора на г. Серпухов и даже г. Москву. В 1967-68 г.г. проект такого генератора тихо “умер”. В том же 1966 г. по заданию С.М.Фейнберга был выполнен ряд работ по сравнению параметров реакторов типа АМБ с ожидаемыми параметрами реакторов типа РБМК. Все расчеты выполнялись с применением программы ВОР.
Участие в проектировании реакторов типа РБМК
С начала 1967 г. С.М.Фейнберг полностью переключил меня на работы по проектированию канальных уран-графитовых реакторов с охлаждением кипящей водой – реакторов типа РБМК. Практически все расчетно-теоретические и экспериментальные работы по реакторам типа РБМК были сосредоточены в Секторе-15, которым руководил Е.П.Кунегин. Сектор-15, в основном, осуществлял научное руководство и сопровождение промышленных реакторов-наработчиков плутония. Однако С.М.Фейнберг, как заместитель научного руководителя проекта РБМК, считал необходимым вести независимые проектные проработки для того, чтобы иметь возможность относительно независимого суждения о работах Главного конструктора РБМК, которым был назначен НИКИЭТ, работах Сектора-15 и работах Главного проектанта, которым был назначен ВНИИ “Гидропроект”. Сам он, по сути, выступал интегратором идей и подходов, вырабатывавшихся различными коллективами специалистов.
Будучи по образованию архитектором, образно воспринимавшим графику, С.М.Фейнберг загрузил меня, В.А.Чеботарева и тогда совсем еще молодого специалиста В.Е.Никульшина, работами по проектированию технологических каналов (ТК) для РБМК, требуя разработки комплектов сборочных чертежей, снабженных теплогидравлическими и нейтронно-физическими характеристиками реактора, которые он использовал при обсуждениях проектных решений, предлагавшихся Главным конструктором Н.А.Доллежалем и его командой из НИКИЭТ. Несколько раз С.М.Фейнберг брал меня на эти обсуждения. Нужно воздать должное выдержке Н.А.Доллежаля. Ни разу во время этих встреч он не напомнил мне о “разорении” НИКИЭТ в 1966 г., к которому я имел прямое отношение. Работы по проектированию теплогидравлических и нейтронно-физических характеристик ТК осуществлялись с применением комплекса программ ВОР, его модификаций и вновь созданных программ, что позволяло сравнивать результаты, полученные в Секторе-15, с результатами наших расчетов. Методики, реализованные в программе ВОР, основывались на методиках, разработанных ФЭИ для реакторов типа АМБ. Методики, применявшиеся в Секторе-15, основывались на собственных разработках, созданных для расчета промышленных уран-графитовых реакторов-наработчиков плутония. Основные проектные разработки базировались на созданном в Секторе-15 комплексе программ расчета двумерной полиячейки из 16 ТК, причем поля тепловых нейтронов в каждой ячейке и между ячейками определялись в диффузионном приближении без какой-либо связи с теплогидравлическими характеристиками ТК.
Основные различия в методиках относились к методам расчета вероятности избежать резонансного поглощения и методам расчета полей тепловых нейтронов в ячейках ТК. Методики расчета, разработанные ФЭИ для реакторов типа АМБ и реализованные в программе ВОР и программах расчета баланса нейтронов в реакторе, включая расчет полей тепловых нейтронов в ячейке в Р3-приближении, проходили экспериментальную проверку на действующих реакторах Белоярской АЭС и первой АЭС в Обнинске. Методики расчетов, созданные в Секторе-15, проходили проверку на критическом стенде УГ, сооруженном в ИАЭ им. И.В.Курчатова, на котором эксперименты проводились только со свежим топливом. Масштаб стенда УГ был на порядок меньше проектных размеров активной зоны реактора РБМК. Эксперименты на стенде УГ экстраполировались на полиячейки с различным выгоранием и на активную зону в целом. Сравнение результатов расчетов, весьма ограниченное вследствие существовавшей секретности всех материалов, относящихся к проекту реактора РБМК, выявило систематическое различие в данных как по вероятности избежать резонансного захвата, так и в коэффициенте использования тепловых нейтронов в функции выгорания.
С одобрения С.М.Фейнберга, в период с конца 1967 г. по конец 1968 г. в течение нескольких месяцев пришлось быть в командировках в филиале ИАЭ им. И.В. Курчатова – НИТИ, г. Сосновый Бор, рядом со строительной площадкой 1-го блока Ленинградской АЭС с реактором РБМК-1000. Целью командировок было проведение множественных вариантных расчетов активной зоны реактора РБМК-1000 с возможно более полным анализом влияния конструкции ТК и режимов их эксплуатации на нейтронно-физические и теплогидравлические характеристики реактора РБМК-1000. В НИТИ имелась относительно слабо загруженная ЭВМ типа М-220, на которой можно было почти ежесуточно получать большое (до 6-12 часов) машинное время. В ИАЭ им. И.В.Курчатова возможности получения машинного времени были ограничены интервалом от 15 минут до 1 часа в сутки.
Результаты выполненных расчетных исследований были суммированы в ряде закрытых отчетов ИАЭ им. И.В.Курчатова (1968 г.), отредактированных и утвержденных лично С.М.Фейнбергом. Не все полученные результаты были включены в отчеты. Из выполненных расчетных исследований следовало, что:
Шаг графитовой кладки, выбранный для РБМК из конструктивных соображений на уровне 25 см, при проектном начальном обогащении по урану-235 на уровне 1.8% является оптимальным по достижимым глубинам выгорания топлива, включая режим наработки плутония при переводе реакторов типа РБМК в двух-целевой режим работы;
Однако при шаге 25 см паровой эффект реактивности по воде (вследствие снижения плотности воды при образовании пара) для ожидаемого равновесного по выгоранию изотопного состава топлива всегда положителен и может существенно превосходить долю запаздывающих нейтронов;
При шаге 20 см паровой эффект реактивности всегда отрицателен вследствие преобладания эффекта увеличения резонансного поглощения нейтронов над эффектом снижения поглощения в воде;
При шаге 30 см паровой эффект реактивности всегда отрицателен вследствие преобладания эффекта увеличения поглощения в графите над эффектом снижения поглощения в воде при слабом увеличении резонансного поглощения нейтронов;
При шаге 25 см. некоторого снижения положительного парового эффекта реактивности можно было достичь при увеличении начального обогащения по урану-235 до 2.2-2.4%; однако увеличение начального обогащения требовало существенной переделки системы СУЗ, что было признано нереализуемым. Применение выгорающих поглотителей типа гадолиния исключалось.
Общим выводом из выполненных расчетов было то, что выбор шага 25 см ведет к появлению значительного положительного парового эффекта реактивности, следствием которого может быть возникновение больших и неконтролируемых неравномерностей энерговыделения по объему реактора. Но к этому времени основные проектные характеристики РБМК-1000 уже были утверждены и менять шаг графитовой кладки уже было невозможно. Предложения по снижению плотности графита до эквивалента шага 20-22 см (“пузырчатый” графит либо засыпка кладки графитовыми шариками) были отнесены к практически нереализуемым. Сравнение полученных данных с работами Сектора-15 показывало, что отличия в применяемых методиках нейтронно-физического расчета практически не сказываются на ожидаемых глубинах выгорания, слабо сказываются на ожидаемых изотопных составах топлива в функции выгорания, но различаются по плотностным по воде и температурным по графиту эффектам реактивности и количественно, и даже по знаку.
В ряде более поздних работ Сектора-15 (1969-71 г.г.), в том числе доложенных на закрытых семинарах, также был обнаружен положительный паровой эффект реактивности. Но мера неопределенности этого эффекта была признана слишком большой для того, чтобы принимать немедленные решения по изменению конструкции графитовой кладки, либо других элементов конструкции реактора, либо пересмотру режимов работы реактора.
В связи с наличием в НИТИ и последующим появлением в ИАЭ им. И.В.Курчатова ЭВМ типа БЭСМ-6 с рекордной по тем временам производительностью до 1 млн. операций в секунду, мною в период 1969-1971 г.г. был разработан комплекс программ трехмерного нейтронно-физического и теплогидравлического расчета стационарных характеристик канальных реакторов. В основу моделирования нейтронно-физических характеристик был положен метод Галанина-Фейнберга, развитый для трехмерной геометрии. Нейтронно-физические параметры каждого ТК, стержней системы управления и защиты (СУЗ), дополнительных поглотителей (ДП) описывались корреляционными функциями, получаемыми обработкой вариантных расчетов параметров ячеек ТК, СУЗ, ДП в функции выгорания, плотности воды, температуры графита. В основу теплогидравлического расчета был положен метод поканального расчета всех (до 2 тысяч) ТК с индивидуальными теплогидравлическими параметрами, включая длины и другие особенности нижних подводящих водяных и верхних отводящих пароводяных коммуникаций (НВК и ПВК), прошедший в 1969-70 г.г. экспериментальную проверку на стенде КС ИАЭ им. И.В.Курчатова.
Разработанный комплекс программ был применен для анализа нескольких критических загрузок стенда УГ. Результаты расчетов удовлетворительно согласовались с экспериментом. В период 1971-1973 г.г. были выполнены трехмерные нейтронно-физические и теплогидравлические расчеты стационарных параметров реакторов типа РБМК для различных уровней мощности и различных составов активных зон – от начального пускового до установившегося в режиме непрерывных перегрузок. Один расчет занимал 2-3 часа процессорного времени ЭВМ БЭСМ-6. При проведении этих расчетов выяснилось, что примененные методы расчета эффективного коэффициента размножения (Keff) как собственного значения матричного оператора дают максимальное первое собственное значение в виде отрицательного числа в диапазоне 10-12. Математически корректное решение не имело физического смысла. Эта проблема интенсивно обсуждалась с В.И.Лебедевым и Я.В.Шевелевым. Обнаружилось, что лишь второе собственное значение было положительным и лежало в диапазоне единицы, что и ожидалось для Keff. Следуя формальной логике интерпретации собственных значений и собственных векторов матричных операторов, можно было сделать вывод о том, что изначально наиболее устойчивым состоянием активной зоны реактора является “ее отсутствие”. Это был “первый” звонок в отношении изначальной безопасности будущих реакторов РБМК. Последующий анализ доступной информации по проблемам собственных значений и собственных векторов матричных операторов показал, что указанный эффект типичен для т.н. “слабосвязанных систем”, т.е. систем, состоящих из множества подсистем, обладающих слабыми связями друг с другом. Из расчетов и экспериментов было известно, что группа из 35-40 свежих ТК типа РБМК уже образует критичную систему. Из расчетов следовало, что при наличии в активной зоне реактора типа РБМК до 1700 ТК, даже по достижении равновесного выгорания, локальная группа из 70-110 ТК также может достичь критичности, если в ее составе нет ДП или введенных стержней СУЗ.
Результаты расчетов стационарных трехмерных нейтронно-физических и теплогидравлических параметров активных зон реакторов типа РБМК по достижении равновесного выгорания обнаружили несколько тогда весьма неожиданных эффектов:
При работе реактора на малых уровнях мощности (1-5% от номинала) на вход в ТК, имеющие самые длинные нижние водяные коммуникации (НВК), уже может подаваться пароводяная смесь, образуемая за счет сочетания температуры подаваемой воды, близкой к температуре насыщения, и падения давления воды вследствие увеличенного гидравлического сопротивления НВК; вследствие положительного парового эффекта максимум энерговыделения может смещаться в нижнюю часть реактора в области с ТК, имеющими самые длинные НВК, близ бокового отражателя, с одновременным ростом общего коэффициента неравномерности энерговыделения по активной зоне;
При работе реактора на малых уровнях мощности (1-5% от номинала) извлечение ранее погруженного стержня СУЗ, находящегося вблизи бокового отражателя, при одновременном опускании стержня СУЗ, находящегося на противоположном краю активной зоны (операция “выравнивания” положений стержней СУЗ по высоте), приводит к существенному увеличению общего коэффициента неравномерности энерговыделения по активной зоне с максимумом в районе извлекаемого стержня СУЗ;
Распределение мощности ТК по высоте имеет выраженную “двугорбость”; при работе реактора на номинальной мощности верхний “горб” больше нижнего; при работе реактора на малой мощности (порядка 1-5% от номинала) нижний “горб” может быть больше верхнего;
При увеличении мощности реактора до номинальной максимум энерговыделения по высоте смещается в верхнюю часть активной зоны;
Общий коэффициент неравномерности энерговыделения по активной зоне убывает по мере роста мощности и снижения температуры воды, подаваемой в ТК.
Из проведенных расчетов основным был вывод о том, что наиболее сложными для контроля и управления реактором являются режимы работы на малой мощности с повышенным расходом воды. Другим выводом явилась констатация факта существенной зависимости высотного распределения энерговыделения по ТК от положения области начала объемного кипения воды. При работе на номинальной мощности область начала объемного кипения располагалась на высоте 1.5-3 м от низа активной зоны. Однако при снижении мощности реактора и соответствующем увеличении расхода воды с более высокой входной температурой область начала кипения могла смещаться вниз в область меньших выгораний топлива, различных для различных ТК, что привносило дополнительную положительную реактивность. Тем самым было доказано, что нейтронно-физические расчеты параметров реакторов типа РБМК требуют учета индивидуальных теплогидравлических характеристик каждого ТК.
Изобретенные в 1971-1972 г.г. новый способ охлаждения кипящего ядерного реактора (авторы: С.М.Фейнберг, А.Н.Румянцев, В.А.Чеботарев, А.Я.Крамеров) и реализующий этот способ т.н. “многоэтажный” ТК (авторы: С.М.Фейнберг, А.Н.Румянцев, В.А.Чеботарев, В.Е.Никульшин, В.С.Осмачкин, В.А.Капустин) с поперечной подачей воды, успешно испытанный на стенде КС в 1973 г., с возможностями его применения как в РБМК-1000, так и РБМК-1500, практически полностью устранял высотную неравномерность распределения плотности воды в ТК и имел в 2.5-3 раза большую критическую мощность в сравнении с ТК для РБМК-1000. Однако вместо него для проекта реактора РБМК-1500 был применен ТК разработки НИКИЭТ с традиционной продольной подачей воды и стальными завихрителями потока пароводяной смеси в верхней части ТК. Конструкция ТК для РБМК-1000 осталась без изменений. Высотная неравномерность плотности воды в реакторах типа РБМК была сохранена.
В период 1972-1973 г.г. была создана методика и программа расчета трехмерных нейтронно-физических и теплогидравлических нестационарных процессов в канальных реакторах типа РБМК (до 2000 ТК). В основу моделирования нейтронно-физических характеристик был положен метод Галанина-Фейнберга, развитый для нестационарных процессов в трехмерной геометрии. В реализованной модели учитывались 6 групп запаздывающих нейтронов. Программа была предназначена для анализа относительно медленных нестационарных процессов, при которых период изменения мощности каждого ТК должен был быть больше времени прохождения теплоносителем самой активной зоны. Для РБМК время прохождения теплоносителем самой активной зоны оценивалось в 3-4 сек. Поскольку тепловая постоянная ТВЭЛ типа РБМК со свежим топливом оценивалась на уровне 13 сек, указанные модельные ограничения практически не сказывались на моделировании относительно “медленных” нестационарных процессов, вызываемых, в частности, плотностными эффектами реактивности по воде. Нестационарная теплогидравлика расчитывалась для каждого ТК с учетом индивидуальных особенностей его НВК и ПВК. Нейтронно-физические характеристики каждого ТК описывались корреляционными зависимостями в функции начального обогащения, выгорания, температуры и плотности воды, температуры графита. Нейтронно-физические характеристики ДП и стержней СУЗ описывались корреляционными зависимостями в функции температуры и плотности воды, и температуры графита. Корреляционные зависимости получались обработкой серий вариантных расчетов параметров ячеек по модифицированной программе ВОР-
Каждый вариантный расчет реактора начинался с расчета исходного стационарного состояния. Затем, в соответствии с принятым сценарием событий, выполнялся расчет переходного нестационарного процесса, начинающегося со стационарного состояния и заканчивающегося либо достижением нового практически стационарного состояния, либо прерыванием счета из-за переполнения разрядной сетки полученных чисел вследствие роста во времени нейтронного потока и мощности ТК (одна ячейка памяти ЭВМ БЭСМ-6 использовалась для хранения 3-х десятичных чисел). Расчет аварийно прерывался при достижении коэффициентом неравномерности тепловыделения по объему активной зоны реактора величины порядка 103. Один расчет нестационарного процесса длительностью 3-5 минут требовал от 100 до 150 часов процессорного времени ЭМВ БЭСМ-6. Критерием целостности активной зоны было непревышение в любой точке по высоте любого ТК критического теплового потока. По моей просьбе, поддержанной Я.В.Шевелевым, С.М.Фейнберг обратился к заместителю директора Института А.Г.Зеленкову, курировавшему вычислительный комплекс, с предложением о выделении мне персонального ресурса в виде двух постоянно работавших магнитофонов и линейки из 3-х магнитных дисков для проведения нестационарных расчетов РБМК на ЭВМ БЭСМ-6. Просьба была удовлетворена. Программный комплекс был снабжен механизмом автоматического рестарта, который позволял в любой момент времени пускать задачу и останавливать ее. Поскольку в то время операторы ЭВМ БЭСМ-6 получали премии за достижение наивысшего коэффициента использования процессорного времени, этот программный комплекс стал “любимцем” операторов, применявших для его запуска всего 4 перфокарты. Обычными для того времени были события отказа во вводе больших колод перфокарт из-за их замятия, перекоса и т.п. Если перфокарты не удавалось восстановить, то операторы ЭВМ предпочитали пускать программный комплекс с тем, чтобы избежать простоя ЭВМ. Расчет одного шага по времени требовал от 5 до 15 минут процессорного времени БЭСМ-6. Таким образом, машинное время, необходимое для проведения одного расчета нестационарного процесса удавалось получить в течение 2-4 недель. За период 1972-1974 всего было проведено не более 30-40 полных расчетов.
Моделировались, в основном, характеристики активных зон с достигнутым равновесным выгоранием и изотопным составом. Этим состояниям соответствовало нахождение в активной зоне 10-20 стержней ДП, практически равномерно распределенным по активной зоне. Количество введенных стержней СУЗ определялось с применением теории возмущений. Начальное распределение стержней СУЗ по высоте моделировалось методом Монте-Карло. Исходное значение Keff всегда нормировалось на единицу. Сценарии большинства событий согласовывались с С.М.Фейнбергом и Я.В.Шевелевым. Наибольшее внимание было уделено анализу ситуаций, возникающих при работе реактора на малой мощности (1-5% от номинала) и ситуаций сброса АЗ на различных уровнях мощности. Результаты расчетов оформлялись в виде диаграмм распределений мощности ТК во времени (размером примерно 2.5x2.5 метра, до 20-30 таких листов на один вариант расчета) и записей в рабочих тетрадях, находившихся в 1-м Отделе зд. 101, которым руководила Л.С.Данченко. Результаты расчетов докладывались на нескольких закрытых семинарах Сектора-14. Возможности экспериментальной проверки результатов расчетов тогда отсутствовали. В ряде расчетов были обнаружены значительные нестационарные неравномерности распределения мощности по объему активной зоны c локализацией внутри объемов активной зоны, включающих порядка 70-110 ТК. Выводы о возникновении и развитии пространственных эффектов перераспределения мощности с образованием локальных зон надкритичности могли быть либо подтверждены, либо опровергнуты только экспериментами на действующих реакторах типа РБМК. Накопленный к тому времени опыт эксплуатации двух-целевых промышленных реакторов, а также реакторов типа АМБ, не мог ни подтвердить, ни опровергнуть эти выводы.
Из полученных результатов на сегодня (2009 г.) можно воспроизвести по памяти лишь некоторые, которые, как оказалось, были впоследствии, к сожалению, подтверждены экспериментом. Поэтому они и запомнились.
1) При работе реактора на малой мощности (1-5% от номинала) и применении 6 главных циркуляционных насосов (ГЦН) извлечение ранее полностью погруженного стержня СУЗ, находящегося вблизи бокового отражателя, в области симметрии активной зоны, при одновременном опускании стержня СУЗ, находящегося на противоположном краю активной зоны (операция “выравнивания” положений стержней СУЗ по высоте) может приводить к образованию локальной зоны повышенного и нарастающего во времени энерговыделения в нижней части активной зоны в районе извлекаемого стержня СУЗ. Темп роста локальной мощности ТК был соизмерим с тепловой постоянной ТВЭЛ (порядка 13 сек). Эффективный диаметр этой близкой по форме к сфере или эллипсу локальной зоны на конец счета оценивался в 2.5-3 метра. Эта область охватывала группу из 70-110 ТК. Объемный коэффициент неравномерности энерговыделения изменялся в широком диапазоне, достигая 200-500, при относительно небольшом увеличении интегральной мощности реактора. На конец счета локальная мощность ТК в области максимума энерговыделения могла превысить предельную по кризису теплоотдачи в 2-10 раз. Тот же переходной процесс при работе реактора на номинальной мощности вызывал лишь смещение распределения локальной мощности по высоте ТК в верхнюю часть активной зоны без сколь-нибудь значительных изменений объемного коэффициента неравномерности энерговыделения по активной зоне. Был сделан вывод о необходимости исключения операций выравнивания по высоте удаленных стержней СУЗ при работе реактора на малых уровнях мощности и необходимости снижения расхода воды через активную зону при снижении ее мощности. Мне не известно, было ли такое требование включено в регламент эксплуатации. Авария на 1-м блоке Ленинградской АЭС (ЛАЭС) в декабре 1975 г. подтвердила реализуемость таких сценариев, а также масштаб области локального перегрева ТК с последующей разгерметизацией (порядка 100 ТВС).
2) Сброс АЗ на малом уровне мощности (1-5% от номинала при работе 6 ГЦН) всегда вызывал рост объемного коэффициента неравномерности энерговыделения со смещением максимума энерговыделения в нижнюю часть активной зоны вследствие наложения двух эффектов: наличия пароводяной смеси уже на входе в ТК, имевших нижние водяные коммуникации с наибольшей длиной, и смещения максимумов потока нейтронов и энерговыделения в нижнюю часть активной зоны вследствие вывода из активной зоны графитовых вытеснителей и ввода поглощающей части стержней АЗ. При этом возникала конкуренция двух пространственных эффектов – эффекта уменьшения локальной реактивности в верхней части активной зоны за счет ввода поглощающих элементов стержней АЗ, и эффекта увеличения локальной реактивности в нижней части активной зоны за счет положительного парового эффекта и “передавливания” нейтронного поля вниз. Результат этой конкуренции определялся начальным размещением стержней ДП и СУЗ в активной зоне, и скоростью ввода стержней АЗ в активную зону. При скорости ввода стержней АЗ, принятой в проекте 1-го блока ЛАЭС (порядка 0.4 м/сек), эффект кратковременного локального “вcпучивания” проявлялся всегда. Масштаб эффекта оценивался увеличением объемного коэффициента неравномерности энерговыделения в десятки раз. При некоторых начальных условиях этот эффект приводил к кратковременному (на уровне десятка секунд) кризису теплосъема. За это время стержни АЗ вводились примерно до середины активной зоны (3.5 метра). Были выполнены оценки возможных последствий локального разгона в области близ бокового отражателя с эффективным диаметром 2.5-3 метра, с тепловой постоянной ТВЭЛ на уровне 13 сек., и с учетом количества водорода, который может выделиться как в результате пароциркониевой реакции, так и, в основном, за счет термического разложения воды. При этом предполагалось, что происходит прожог и разрыв 70-110 циркониевых труб ТК, и за период порядка тепловой постоянной ТВЭЛ в локальную зону надкритичности попадает 5-10 тонн воды, термически разлагаемой на водород и кислород. При последующем контакте с атмосферой может происходить детонация кислород-водородной смеси, при которой 1 тонна смеси считалась эквивалентной 0,5-2 тоннам ТНТ. Полученные оценки соответствовали тротиловому эквиваленту в диапазоне от 2 до 20 тонн ТНТ.
Незнание или игнорирование выявленной конкуренции двух пространственных эффектов в последующих (без моего участия) усовершенствованиях реакторов типа РБМК привело к тому, что на реакторах Чернобыльской АЭС (ЧАЭС) и Игналинской АЭС с реактором РБМК-1500 были укорочены графитовые вытеснители (концевики) на стержнях СУЗ и АЗ. Вместо графита в нижней части этих стержней оказались столбы воды высотой порядка 1.2 метра. Эти столбы играли роль поглотителя тепловых нейтронов и их размер вполне коррелировал с указанным выше эффективным диаметром локальной зоны критичности (2.5-3 метра). При сбросе стержней АЗ в нижней части активной зоны происходило вытеснение воды графитовыми концевиками стержней АЗ, что привносило дополнительную положительную реактивность в уже существовавший положительный паровой эффект реактивности и эффект “передавливания” нейтронного поля вниз. Предсказанный эффект роста объемного коэффициента неравномерности энерговыделения при сбросе АЗ на малых уровнях мощности с возможностью создания локальных зон надкритичности был в начале 80-х г.г. прошлого века экспериментально подтвержден при пуске реакторов и на ЧАЭС, и на Игналинской АЭС с реактором РБМК-1500. В 1986 г. этот эффект был вновь экспериментально подтвержден аварией на 4-м блоке ЧАЭС, случившейся в мой день рождения 26 апреля.
Продолжение истории участия в проектировании реакторов типа РБМК
В июне 1973 г. я защищал свою диссертацию на соискание ученой степени кандидата физико-математических наук на Совете ИАЭ им. И.В. Курчатова. Совет возглавлял А.П.Александров. Темой диссертации, имевшей гриф секретности, были созданные методы расчета стационарных нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик трехмерных реакторов канального типа, соответствующие программные комплексы и некоторые результаты расчетов параметров реакторов типа РБМК-1000. По совместному решению С.М.Фейнберга, бывшего заместителем председателя Совета, и Я.В.Шевелева, моим научным руководителем был назван Я.В.Шевелев. Из первоначального текста диссертации были исключены результаты расчетов, ставившие под сомнение принятые проектные параметры реактора РБМК-1000. Защита прошла успешно.
В начале сентября 1973 г. С.М.Фейнберг, назначенный председателем государственной комиссии по пуску реактора типа РБМК-1000 на 1-м блоке ЛАЭС, вернулся из командировки на ЛАЭС, вызвал меня к себе и сказал: “Саша, мы создали такое, что умом человеческим уже не объять. Пустим реактор к 7 ноября. Всего 30-40 каналов. И потом вернемся к Вашим расчетам. Пока доберемся до полной загрузки активной зоны, у нас будет время все заново проверить и уточнить”. Затем С.М.Фейнберг улетел на семинар в г. Тбилиси. С семинара С.М.Фейнберга аварийно эвакуировали в г. Москву и сразу положили в 6-ю больницу, где ему поставили смертельный диагноз. В конце октября 1973 г. Савелия Моисеевича Фейнберга не стало. В больницу к нему, кроме родственников и В.А.Чеботарева, никого не пускали. Никаких указаний я от него больше не получал. Вновь назначенный председателем государственной комиссии сотрудник НИКИЭТ Л.В.Константинов, которого я хорошо знал еще по работе в НИКИЭТ и с которым несколько последующих лет работал в МАГАТЭ, понятия не имел о проблемах РБМК, кратко обрисованных выше.
Последовавшие реорганизации и образование Отделения ядерных реакторов во главе с В.А.Сидоренко, формальная передача моей команды под руководство Е.П.Кунегина, не остановили попыток дальнейшего анализа особенностей реакторов РБМК-1000 и проектировавшегося РБМК-1500. По результатам работ 1973-1974 г.г. был выпущен ряд закрытых отчетов. В начале 1974 г. я обратился к А.П.Александрову с предложением создать на базе моей группы и созданных программных комплексов Лабораторию численного моделирования реакторов канального типа (типа РБМК), объединив в ней расчетчиков РБМК, разбросанных по различным подразделениям. Лаборатория не была создана. В то же время Я.В.Шевелев, основываясь на результатах выполненных расчетов, выступил с инициативой оснащения каждого реактора типа РБМК расчетно-диагностическим комплексом в составе 2-х ЭВМ типа БЭСМ-6, поскольку других ЭВМ требуемой мощности в СССР не выпускали. Эта инициатива не была реализована. В совместных работах с моим аспирантом Н.Л.Поздняковым были намечены пути совершенствования методов трехмерных нейтронно-физических и теплогидравлических расчетов с целью снижения затрат машинного времени в 10 и более раз. Эти методы были разработаны и положены в основу его успешно защищенной кандидатской диссертации.
В сентябре 1974 г. я был командирован на конференцию Американского Ядерного Общества в г. Атланта (США) с докладом о методах трехмерного моделирования нестационарных процессов в реакторах канального типа. Доклад вызвал интерес и был опубликован в сборнике трудов конференции. Основным был вопрос о том, где удалось найти такую ЭВМ, на которой можно было бы решать задачи с размерностью матриц порядка 104-105 с количеством элементов 108-1010? По мнению американцев, таких ЭВМ еще не было в природе. Ответ, что такой ЭВМ является БЭСМ-6, вызывал и удивление, и недоверие, и даже некоторую зависть. Другим часто задававшимся вопросом был вопрос об управляемости реакторов типа РБМК и способах контроля энерговыделения в активной зоне. Благодаря визиту команды Комиссии по атомной энергии США во главе с Гленом Сиборгом на строившийся 1-блок ЛАЭС в 1972 г., которую сопровождал С.М.Фейнберг, американцы уже многое знали о программе строительства АЭС с РБМК-1000 и уже тогда интересовались как возможностями управления такими реакторами, так и возможностями их применения в двух-целевых режимах.
В конце 1974 г. я был зачислен в резерв ГКАЭ для работы в МАГАТЭ. С февраля 1975 г. были прекращены работы по анализу РБМК. Все материалы, включая действующие программные комплексы, были формально переданы Е.П.Кунегину. Н.Л.Поздняков успешно защитился два года спустя. В мае 1975 г. я уехал в г. Вену для стажировки в МАГАТЭ.
Вернувшись из г. Вена в декабре 1975 г. для последующего оформления в качестве штатного сотрудника МАГАТЭ с увольнением из ИАЭ им. И.В.Курчатова, я узнал о локальной аварии на 1-м блоке ЛАЭС. При встрече с начальником Лаборатории РБМК А.Я.Крамеровым я подробно объяснил ему наиболее вероятную причину аварии (см. выше) и подписал ему разрешение на ознакомление со своими рабочими тетрадями, хранившимися в 1-м Отделе 101 здания в виде рукописей закрытых отчетов. В марте 1976 г. я уехал на работу в МАГАТЭ. Перед отъездом я договорился с Л.С.Данченко о том, что она сбережет в 1-м Отделе все мои рабочие тетради, все весьма толстые папки с распечатками как исходных текстов моих программ, так и результатов моих расчетов.
Завершив командировку в МАГАТЭ, с января 1981 г. я вновь стал сотрудником ИАЭ им. И.В.Курчатова в ранге заместителя директора Отделения вычислительной техники и радиоэлектроники (ОВТиР) с поручением В.А.Легасова и В.А.Сидоренко всемерно способствовать развитию вычислительной базы ИАЭ им. И.В.Курчатова, поскольку обладал опытом работы с новейшей зарубежной вычислительной техникой, а вопросы анализа характеристик РБМК-1000 и РБМК-1500 уже перестали быть актуальными – реакторы строились и успешно работали. Повторов аварии, случившейся на 1-м блоке ЛАЭС в декабре 1975 г., видимо, не было. Соответствующее Постановление ЦК КПСС и Совмина СССР о создании в ИАЭ им. И.В.Курчатова кустового вычислительного центра (КВЦ) было принято в 1980 г. Оно предусматривало сооружение КВЦ площадью до 20 тыс. кв. м. в период до 1990 г. и оснащение его наиболее мощными ЭВМ отечественного и зарубежного производства, включая супер-ЭВМ типа Cray. Проект Постановления разрабатывался тогда директором ОВТиР И.И.Малашининым (ставшим контр-адмиралом флота на посту директора ОВТиР) и его заместителем И.Н.Поляковым по поручению А.П.Александрова.
По возвращении из МАГАТЭ выяснилось, что в процессе переезда 1-го Отдела из здания 101 в здание 158 все мои рабочие тетради и бумаги были уничтожены по указанию Е.П.Кунегина. Мой бывший аспирант Н.Л.Поздняков, к этому времени также направленный в МАГАТЭ, не сумел предотвратить эту акцию по “разгребанию” архивов 1-го Отдела. Л.С.Данченко очень переживала, но ничего не могла сделать по формальным причинам (срок хранения, гриф секретности и т.п.).
Попытки восстановить программные комплексы для трехмерных расчетов, резервные копии которых хранились с 1975 г. на магнитных лентах у сотрудника Отдела вычислительной техники (ОВТ) А.А.Дербенева, предпринятые в 1981 г., не удались. При первой же попытке считать и перезаписать эти ленты на свежие носители с них посыпался ферромагнитный слой. Кроме публикаций и некоторых руководств пользователям от всех этих программных комплексов ничего не осталось. Функциональных аналогов этих комплексов до сих пор (2009 г.) пока не обнаружено. Кинетика реакторов все еще точечная, распределенной теплогидравлики нет, уровень моделирования физических процессов в реакторах типа РБМК пока далек от того, что удалось однажды достичь несколько десятков лет назад.
В процессе работ по развитию вычислительной базы ИАЭ им. И.В.Курчатова удалось узнать об усовершенствованиях в РБМК-1000, внедренных на ЧАЭС. Наибольший интерес вызвало решение об укорочении графитовых вытеснителей на стержнях СУЗ и АЗ. Попытки выяснить у лиц, тогда уже Лауреатов Государственной премии за реактор РБМК, меру обоснованности таких усовершенствований ни к чему не привели. Оставалось только ждать. Е.П.Кунегин, осуществлявший функции заместителя научного руководителя проекта РБМК, ушел из жизни в 1983 г. В.А.Сидоренко был переведен на работу в Госатомнадзор. А.П.Александров стал Президентом АН СССР. Фактическое руководство реакторными направлениями перешло к заместителю директора Института В.А.Легасову, талантливому химику.
На расширенном заседании партийно-хозяйственного актива ИАЭ им. И.В.Курчатова 13 ноября 1984 г., которое вел А.Ю.Гагаринский, только что избранный секретарем Парткома Института, мною от имени ОВТиР (директор ОВТиР И.И.Малашинин, как обычно, срочно “заболел” – “залег на дно”) была изложена программа развития вычислительной базы Института на перспективу 10-15 лет в рамках реализации Постановления ЦК и Совмина. Программа разрабатывалась вместе с И.Н.Поляковым, тогда заместителем директора ОВТиР, будущим директором РНЦ “Курчатовский институт” (2003-2006 г.г.), при самом активном участии председателя Совета пользователей ЭВМ Л.В.Майорова и членов Совета. При представлении программы было подчеркнуто, что недостаток вычислительных мощностей не позволяет в необходимой мере анализировать безопасность принимаемых проектных решений по АЭС, и что наиболее вероятным кандидатом на тяжелую аварию являются новейшие блоки РБМК со всеми внедренными в них усовершенствованиями. Острую нехватку вычислительных мощностей и риск “недоделанности” проектов реакторов подчеркнул Л.В.Майоров. В первом ряду конференц-зала зд. 158 сидели А.П.Александров и В.А.Легасов. В.А.Легасов бурно реагировал на услышанное, перейдя на личные оскорбления в адрес Л.В.Майорова. А.П.Александров в основном молчал, но настолько близко к сердцу принял эту информацию, что спустя три дня поставил вопрос об упразднении ОВТиР, что и было сделано. На том же заседании Главный инженер ИАЭ им. И.В.Курчатова Е.О.Адамов (будущий глава Минатома) выступил с предложением построить гараж и автоматизированные механические мастерские вместо вычислительного центра в рамках им разработанной программы инженерной реконструкции Института. В итоге было реализовано предложение Е.О.Адамова. Постановление ЦК и Совмина было без последствий проигнорировано. Гараж был построен и стоял пустым свыше 10 лет, пока его не “передали” автомобильной фирме Audi. Механические мастерские, объявленные “Всесоюзной ударной комсомольской стройкой”, стоят недостроенными и поныне. Единственным человеком, однозначно оценившим происшедшее на этом партийно-хозяйственном активе, оказался Н.Н.Пономарев-Степной, который, уже после окончания актива, сказал мне, что КВЦ будет построен. Несмотря на все трудности, здание для КВЦ было построено 12 лет спустя в рамках программы создания космических реакторных установок исключительно благодаря инициативе и поддержке со стороны Н.Н.Пономарева-Степного. Проектное Задание на это сооружение написали И.Н.Поляков и я. Это здание со всеми его сооружениями оказалось исключительно пригодным для развертывания работ по микроэлектронике и, затем, для развертывания в нем многопроцессорных вычислительных систем. Магнитофонные ленты с записью выступлений и дискуссий на этом расширенном заседании партийно-хозяйственного актива исчезли из архивов Парткома в мае-июне 1986 г. после аварии на 4-м блоке ЧАЭС.
Информация об аварии на 4-м блоке ЧАЭС была получена от А.Ю.Гагаринского 28 апреля 1986 г. без каких-либо деталей. В отношении деталей он, секретарь Парткома, публично посоветовал слушать радиостанцию “Голос Америки”. Неделю спустя я, как руководитель политико-экономического семинара ОВТ, проводил плановый семинар. На нем А.А.Дербенев, хорошо знавший историю моих работ по РБМК, спросил о возможных причинах этой аварии. Не зная никаких деталей происшедшего, кроме официальных сообщений об аварии, мною был высказан ряд версий, основной из которых была спровоцированная работой на малой мощности неравномерность энерговыделения, инициировавшая образование локальных зон надкритичности в нижней части активной зоны вблизи бокового отражателя с последующим разгоном (см. детали выше). Позже выяснилось, что так оно и было. В июне 1986 г. начальник Лаборатории РБМК А.Я.Крамеров, вернувшийся из командировки на ЧАЭС, встретив меня в столовой Института, задал тот же вопрос. И получил тот же ответ, чему очень удивился.
В мае 1986 г. при личной встрече с В.А.Легасовым, вернувшимся с ЧАЭС, я попросил включить меня в команду Института, которая занималась анализом причин аварии. Он пообещал это сделать. Два года спустя, после кончины В.А.Легасова, удалось узнать, что он отдал команду не подпускать меня к анализу этой аварии на “пушечный” выстрел. Причины такого решения мне не известны.
Немного о самой аварии на 4-м блоке ЧАЭС
Ни интенсивные послеаварийные исследования, ни доклад комиссии под руководством В.А.Легасова, представленный в МАГАТЭ, не открыли мне ничего нового в отношении характеристик РБМК. Длительная работа реактора на малом уровне мощности и почти “чистая” от СУЗ и ДП активная зона спровоцировали создание локальных зон надкритичности в нижней части реактора, в области, близкой к боковому отражателю и к оси симметрии активной зоны, за счет положительного парового эффекта при подаче в ТК пароводяной смеси с начальным периодом удвоения мощности, определяемом тепловой постоянной ТВЭЛ. Последующее относительно медленное нарастание мощности было обнаружено оператором реактора, который нажал кнопку сброса стержней АЗ. Начало ввода стержней АЗ спровоцировало внесение дополнительной реактивности в нижнюю часть активной зоны за счет вытеснения воды “усовершенствованными” графитовыми вытеснителями с последующим разгоном мощности. Специалисты-взрывники оценили тротиловый эквивалент аварии на 4-м блоке ЧАЭС на уровне 10-15 тонн ТНТ. Эта величина вполне коррелирует с оценками, сделанными мною в 1973 г.
Официальный доклад ГКАЭ СССР “Авария на Чернобыльской АЭС и ее последствия” , составленный комиссией под руководством В.А.Легасова и представленный на совещание экспертов МАГАТЭ 25-29 августа 1986 г., содержал некоторую информацию, которую можно было использовать для подтверждения или опровержения моих прогнозов нестационарных процессов в реакторах типа РБМК-1000, сделанных в 1972-74 г.г.
Приведенные ниже выкладки основаны на информации о возможных сценариях возникновения и развития аварии, полученной еще в процессе моделирования нестационарных характеристик реакторов типа РБМК в 1972-1974 г.г. Используется упрощенная линеаризованная аналитическая модель.
Из доклада известно, что в 1 час. 22 мин. 26 апреля 1986 г. оператор резко снизил расход питательной воды, что повлекло увеличение температуры воды на входе в реактор с запаздыванием, равным времени прохода воды от барабанов-сепараторов до реактора. В работе находились все 8 ГЦН с суммарным расходом (56-58)103 м3/час. При количестве ТК 1680 средний расход через один ТК составил (56-58)103 м3/час / 1680 » (33.3-34.5) м3/час » 9.4 л/сек. Из-за отсутствия точных данных далее используются интервальные оценки с применением метода квантильных оценок неопределенностей . Мера “резкости” снижения расхода питательной воды в докладе не указана. Будем полагать, что “резкое” снижение подачи питательной воды привело к почти полному прекращению ее подачи в течение 5¸7 сек. Приняв внутренний диаметр НВК в диапазоне 5 см, и длину НВК в диапазоне 30¸50 метров, получим емкость одного НВК в диапазоне 19см2*(3000¸5000)см = (57000¸95000) см3 = 57¸95 л. Подобная емкость при расходе через ТК 9.4 л/сек заполнится водой с увеличенной температурой за (57/9.4)¸(95/9.4) сек » 6¸10 сек. С учетом длины коллекторов от барабан-сепараторов до ГЦН (»50 м) и от ГЦН до стыка групповых коллекторов с НВК(» 60 м), реальный путь воды до ТК увеличится еще на »110 м и составит (30+110)¸(50+110)=140¸160 м. Реальный диапазон времени прохода воды с увеличенной температурой до входа в ТК с самыми длинными нижними водяными коммуникациями (НВК) пропорционален длине пути (140¸160)/(30¸50)»3.8 и может быть оценен в диапазоне » 23¸38 сек. С учетом “резкости” снижения расхода питательной воды реальное время достижения водой с увеличенной температурой из барабан-сепараторов точки входа в ТК с самыми длинными НВК может быть оценено в диапазоне (23+5)¸(38+7)=28¸45 сек.
Из доклада известно, что в 1 час. 22 мин. 30 сек из системы “Скала” была получена распечатка фактических полей энерговыделения и положений всех стержней регулирования. С учетом инерционности системы датчиков полей энерговыделения и производительности системы “Скала”, полученная распечатка с большой вероятностью относилась к моменту времени до 1 час. 22 мин, т.е. фиксировала состояние активной зоны до момента снижения оператором расхода питательной воды. К моменту получения этой распечатки вода с увеличенной температурой из барабан-сепараторов еще практически не достигла точки входа в ТК с самыми длинными НВК.
Из доклада известно, что через минуту после резкого снижения расхода питательной воды, к 1 час. 23 мин., параметры реактора были наиболее близки к стабильным. Реактор продолжал работать на мощности »200 Мвт (»6.25% от номинала). К этому моменту времени уже (60-45)¸(60-28)=15¸32 сек в ТК с самыми длинными НВК подавалась вода с увеличенной температурой.
Из доклада известно, что в 1 час. 23 мин 04 сек. были закрыты стопорно-регулирующие клапаны (СРК) турбогенератора № 8 и испытания начались. К этому моменту времени уже (15+4)¸(32+4)=19¸36 сек в ТК с самыми длинными НВК подавалась вода с увеличенной температурой. Реактор продолжал работать на мощности »200 Мвт.
Из доклада известно, что через некоторое время после начала испытаний началось медленное повышение мощности. Понятия “некоторое время” и “медленное повышение” в докладе не определены.
Из доклада известно, что в 1 час. 23 мин 40 сек., т.е. спустя 36 сек после закрытия СРК, начальник смены блока дал команду нажать кнопку АЗ-5, по сигналу от которой в активную зону вводятся все регулирующие стержни и стержни аварийной защиты. Стержни пошли вниз, однако через несколько секунд раздались удары и оператор увидел, что стержни-поглотители остановились, не дойдя до нижних концевиков. В докладе не сказано, какова была мощность реактора, вынудившая начальника смены блока отдать команду нажать кнопку АЗ-5.
Таким образом, всего за 36 сек с момента начала испытаний мощность реактора, медленно повышаясь, достигла уровня, вызвавшего сброс АЗ-5. В докладе сказано, что через 3 сек после сброса АЗ-5 мощность реактора превысила 530 Мвт, а период разгона стал намного меньше 20 сек.
Проанализируем вероятную динамику изменения мощности реактора. К 1 час. 23 мин. параметры реактора были наиболее близки к стабильным и до 1 час. 23 мин. 04 сек мощность реактора была »200 Мвт (»6.25% от номинала). К этому моменту времени (1 час. 23 мин. 04 сек) уже 19¸36 сек в ТК с самыми длинными НВК подавалась вода с увеличенной температурой.
С учетом уменьшения коэффициента теплопроводности через газовый зазор между таблетками двуокиси урана и оболочкой ТВЭЛ по мере выгорания (оценка от »5 до »2 кВт/(м2*град)) тепловая постоянная ТВЭЛ “t” может быть определена в диапазоне 13¸33 сек со средним значением (математическим ожиданием для логарифмически равномерного распределения, см. ) на уровне »21 сек. В предположении, что образование локальной зоны надкритичности в нижней части активной зоны началось с момента начала подачи в ТК с самыми длинными НВК воды с увеличенной температурой, за период T=19¸36 сек при тепловой постоянной ТВЭЛ t=13¸33 сек, мощность локальной зоны надкритичности увеличилась (экспоненциальная зависимость) в e(T/t) »2.718((19¸36)/(13¸33)) »3.6 раз с 90%-м доверительным интервалом от 2 до 7.3 раз. При этом мощность ТК в локальной зоне надкритичности с исходного уровня 6.25% от номинальной увеличилась до (0.0625*3.6)»0.22 от номинала с 90%-м доверительным интервалом 0.125¸0.45 от номинала. Эффективный диаметр возможной локальной зоны надкритичности был ранее оценен на уровне 2.5-3 метра. Объем такой зоны составляет примерно 11 куб.м. Объем активной зоны, занятый ТК с топливом, может быть оценен на уровне 735 куб.м. В предположении, что возникла лишь одна локальная зона надкритичности, интегральная тепловая мощность всей активной зоны могла увеличиться в (1+(11/735)*3.6)»1.05 раза с 90%-м доверительным интервалом от 1.03 до 1.1, т.е. с уровня 200 Мвт до 210 Мвт с 90%-м доверительным интервалом от 206 до 220 Мвт. Такой относительно малый прирост мощности мог быть просто не замечен персоналом блока в 1 час. 23 мин. 04 сек. Персонал блока лишь заметил, что “через некоторое время после начала испытаний началось медленное повышение мощности”.
К моменту времени отдачи команды на сброс АЗ-5 через 36 сек. уже не менее (19+36)¸(36+36)=55¸72 сек. в ТК с самыми длинными НВК подавалась вода с увеличенной температурой. За это время мощность локальной зоны надкритичности увеличилась в e(T/t)»2.718((55¸72)/(13¸33)) »19 раз (!) с 90%-м доверительным интервалом от 6 до 87 раз. При этом мощность ТК в локальной зоне надкритичности с исходного уровня 6.25% от номинальной мощности увеличилась до (0.0625*19)»1.2 номинала с 90%-м доверительным интервалом 0.38¸5.4 от номинала. В предположении, что возникла лишь одна локальная зона надкритичности, тепловая мощность всей активной зоны могла увеличиться в (1+(11/735)*19)»1.3 раза с 90%-м доверительным интервалом от 1.09 до 2.3 раз, или до 260 Мвт с 90%-м доверительным интервалом от 218 до 460 Мвт.
С учетом времени, которое начальник смены блока потратил на анализ неожиданно быстрого роста мощности и отдачу команды на сброс АЗ-5 (экспертная оценка 5-10 сек, определяется готовностью воспринять негативную информацию и отреагировать на нее), исходное значение интегральной мощности активной зоны, начиная с которого внимание начальника смены было приковано к датчику уровня мощности, может быть оценено как время с момента начала подачи в ТК с самыми длинными НВК воды с увеличенной температурой до момента времени начала анализа начальником смены в виде (55-10)¸(72-5)=45¸68 сек. За этот период времени мощность локальной зоны надкритичности увеличилась в сравнении с первоначальной в e(T/t)»2.718((45¸68)/(13¸33))»13 раз с 90%-м доверительным интервалом от 5 до 55 раз. При этом мощность ТК в локальной зоне увеличилась до (0.0625*19)»0.8 от номинала с 90%-м доверительным интервалом 0.3¸3.4 от номинала Интегральная мощность реактора, наблюдавшаяся начальником смены, увеличилась в сравнении с первоначальной в (1+(11/735)*13)»1.2 раза. Таким образом, мощность реактора, привлекшая внимание начальника смены блока, достигла 240 Мвт с 90%-м доверительным интервалом от 214 до 360 Мвт и продолжала нарастать.
На момент сброса АЗ-5 ТК в локальной зоне надкритичности уже имели среднюю по зоне мощность на уровне 1.2 значений номинальной мощности. Их мощность продолжала нарастать. При всех сопутствующих обстоятельствах авария стала неизбежной.
Если бы АЗ-5 содержала бы не укороченные графитовые вытеснители, то ее сброс не смог бы предотвратить аварию, но смог бы уменьшить ее масштаб, сделав его соизмеримым с последствиями аварии на 1-м блоке ЛАЭС в 1975 г. В предположении, что вносимая АЗ-5 “глобальная” реактивность стала существенно отрицательной со сменой режима разгона на режим спада мощности при введении поглотителей стержней на глубину от 1/3 до 1/2 высоты активной зоны (2.3¸3.5 м), разгон после момента сброса АЗ-5 продолжался бы еще 5.3¸8.8 сек при скорости движения стержней 0.4 м/сек. К этому моменту времени внесения “глобальной” отрицательной реактивности уже не менее (55+5.3)¸(72+8.8)=60.3¸80.8 сек. в ТК с самыми длинными НВК подавалась бы вода с увеличенной температурой. За это время мощность локальной зоны надкритичности увеличилась бы в e(T/t)»2.718((60.3¸80.8)/(13¸33)) »26 раз (!) с 90%-м доверительным интервалом от 7.5 до 144 раз. При этом мощность ТК в локальной зоне надкритичности с исходного уровня 6.25% от номинала увеличилась бы до (0.0625*26)»1.6 значений номинальной мощности с 90%м доверительным интервалом 0.46¸9 от номинала. В предположении, что возникла лишь одна локальная зона надкритичности, интегральная тепловая мощность всей активной зоны могла увеличиться в (1+(11/735)*26)»1.4 раза с 90%-м доверительным интервалом от 1.1 до 3.2 раз, или до 280 Мвт с 90%-м доверительным интервалом от 220 до 640 Мвт. При мощности ТК в локальной зоне на уровне 1.2¸1.6 от номинальной с неизбежностью произошло бы разрушение ТВЭЛ, которое само по себе привнесло бы отрицательную реактивность с последующим спадом мощности. Из этого и вытекает вывод о том, что масштаб аварии на ЧАЭС мог быть вполне соизмерим с масштабом аварии на 1-м блоке ЛАЭС в 1975 г.
Однако сброс АЗ-5 с укороченными вытеснителями инициировал дальнейшее увеличение мощности реактора с расширением локальной зоны надкритичности за счет вовлечения других областей активной зоны в ее нижней части, что и определило катастрофические последствия.
Из доклада известно, что после нажатия кнопки сброса АЗ-5 “…через 3 сек мощность превысила 530 Мвт, а период разгона стал намного меньше 20 сек…”. При проектной скорости движения стержней СУЗ порядка 0.4 м/сек в течение 3 сек с момента сброса АЗ-5 продолжалось удаление столбов воды высотой 1.2 м из-под нижних концевиков и замещение их графитом. В течение этого периода времени движущиеся вниз графитовые концевики вносили дополнительную положительную реактивность в нижнюю часть активной зоны. Нейтронные поглотители стержней СУЗ, вводимые сверху, также прошли путь в 1.2 м, но их вклад в отрицательную “глобальную” реактивность был еще мал. Через 3 сек с момента сброса АЗ-5 прошло уже не менее (55+3)¸(72+3)=58¸75 сек, в течение которых в ТК с самыми длинными НВК подавалась вода с увеличенной температурой.
Поскольку через 3 сек “период разгона стал намного меньше 20 сек”, определим на этот момент период разгона “t” в диапазоне от »0.01 сек, что соизмеримо с временем жизни тепловых нейтронов в активной зоне, до выше принятого максимума тепловой постоянной ТВЭЛ »33 сек, характерной для ТВЭЛ с наибольшим выгоранием (т.е. в диапазоне 0.01¸33 сек с математическим ожиданием »4.1 сек). С учетом погрешности фиксации этих “3-х секунд” и определив временной диапазон в интервале 3±0.1 сек, мощность ТК с самыми длинными НВК увеличится еще в e(T/t)»2.718((2.9¸3.1)/(0.01¸33)) »2 раза с 90%-м доверительным интервалом от 1.002 до 24 раз. Таким образом, интегральная тепловая мощность всей активной зоны, оцененная на момент сброса АЗ-5 в 260 Мвт с 90%-м доверительным интервалом от 218 до 460 Мвт, за 3 последующие секунды увеличится еще в 2 раза и может быть оценена на уровне 520 Мвт с 90%-м доверительным интервалом от 220 до 6240 Мвт. Указанная в докладе мощность 530 Мвт лежит внутри границ этого 90%-го доверительного интервала и хорошо коррелирует с оценкой математического ожидания мощности активной зоны на уровне 520 Мвт.
Полученные выше оценки вероятной динамики изменения мощности реактора представлены в Таблице 1. В 5-м столбце Таблицы указано время с момента начала подачи горячей воды (ГВ) в ТК активной зоны с самыми длинными НВК.
Таблица 1. Интервальные оценки вероятной динамики изменения мощности реактора
Строка 5 Таблицы соответствует ситуации на 4-м блоке ЧАЭС. По достижении интегральной мощности 530 Мвт реактор продолжал разгоняться.
Строка 6 содержит те же оценки для случая не укороченных графитовых концевиков стержней СУЗ. По достижении интегральной мощности 280 Мвт (вдвое меньшей, чем в строке 5) реактор прекратил бы разгон.
Изложенное выше рассматриваю и качественным, и количественным подтверждением моих прогнозов нестационарных процессов в реакторах типа РБМК-1000 с образованием локальных зон надкритичности, сделанных еще в 1972-74 г.г. Приведенные оценки могут рассматриваться доказательством проектной ошибки Главного конструктора и Научного руководителя, укоротивших графитовые вытеснители стержней СУЗ, что и вызвало катастрофические последствия аварии на ЧАЭС.
К этому можно добавить, что в проектах реакторов типа РБМК-1000 скорость ввода стержней СУЗ была выбрана весьма малой (около 0.4 м/сек). Время до полного ввода стержней составляло 17-18 сек. Однако даже при значительном (в 2-3 раза) увеличении скорости ввода стержней СУЗ в активную зону аварию не удалось бы предотвратить. При скорости ввода порядка 0.8¸1.2 м/сек время, необходимое для достижения от трети (2.3 м) до половины высоты (3.5 м) активной зоны, может быть оценено в диапазоне от (2.3/1.2) = 1.9 сек до (3.5/0.8)=4.4 сек. При этом время для вытеснения столбов воды графитовыми вытеснителями составило бы от 1 до 1.5 сек. Общий интервал времени до внесения “глобальной” отрицательной реактивности может быть оценен в диапазоне (1+1.9)¸(1.5+4.4)»3¸6 сек. Следовательно, с применением более быстрой системой сброса стержней СУЗ, до момента ввода “глобальной” отрицательной реактивности прошло бы не менее (55+3)¸(72+6)=58¸78 сек, в течение которых в ТК с самыми длинными НВК подавалась вода с увеличенной температурой. За это время мощность локальной зоны надкритичности увеличилась в e(T/t)»2.718((58¸78)/(13¸33)) »23 раза с 90%-м доверительным интервалом от 7 до 118 раз. В предположении, что возникла лишь одна локальная зона надкритичности, интегральная тепловая мощность всей активной зоны могла увеличиться в (1+(11/735)*23)»1.34 раза, т.е. с уровня 200 Мвт до примерно 270 Мвт. Из изложенного следует вывод о том, что быстродействие АЗ-5 практически не могло повлиять на масштаб аварии.
Немного о самом докладе об аварии на 4-м блоке ЧАЭС
В докладе, представленном в МАГАТЭ, констатируется, что (цитата из , Раздел 4 “Причины аварии”): “…Разработчики реакторной установки не предусмотрели создание защитных систем безопасности, способных предотвратить аварию при имевшем место наборе преднамеренных отключений технических средств защиты и нарушений регламента эксплуатации, так как считали такое сочетание событий невозможным. Таким образом, первопричиной аварии явилось крайне маловероятное сочетание нарушений порядка и режима эксплуатации, допущенных персоналом энергоблока. Катастрофические размеры авария приобрела в связи с тем, что реактор был приведен персоналом в такое состояние, в котором существенно усилилось влияние положительного коэффициента реактивности на рост мощности…”.
Однако чуть ниже в том же докладе содержится фраза (цитата из , Раздел 5 “Первоочередные меры по повышению безопасности АЭС с реакторами РБМК”): “Принято решение переставить на действующих АЭС с реакторами РБМК концевые выключатели регулирующих стержней так, чтобы в крайнем положении все стержни были погружены в активную зону на глубину 1.2 м. Эта мера повышает скоростную эффективность защиты и устраняет возможность повышения размножающих свойств активной зоны в нижней ее части (выделено мною, АНР ) при движении стержня с верхнего концевика.”
Выделенный фрагмент текста был призван завуалировать истинную причину столь масштабной аварии, связанную с укорачиванием графитовых вытеснителей “регулирующих стержней” на 1.2 метра в рамках работ по усовершенствованию реакторов типа РБМК-1000, выполнявшихся Главным конструктором с участием Научного руководителя, которые проигнорировали уже известные особенности нейтронной физики и теплогидравлики в нижней части активной зоны при работе реактора на малой мощности. Полагаю, что без укорачивания графитовых вытеснителей любые манипуляции персонала ЧАЭС могли привести лишь к повторению аварии, случившейся на 1-м блоке ЛАЭС в декабре 1975 г. Может быть, в несколько большем масштабе. За это их и можно было бы наказать. Насколько мне известно, никто из персонала 1-го блока ЛАЭС не был привлечен к суду за аварию в декабре 1975 г. Однако группу сотрудников ЧАЭС отдали под суд.
Подтверждением этого вывода о “завуалировании” является публикация в журнале “Атомная энергия” в ноябре того же 1986 г. статьи “Информация об аварии на Чернобыльской АЭС и ее последствиях, подготовленная для МАГАТЭ” с текстом в подзаголовке “Ниже следует краткое изложение информации, представленной советскими экспертами в МАГАТЭ”. В этом “кратком изложении” слово в слово воспроизведен цитированный выше Раздел 4 “Причины аварии” доклада , ряд разделов доклада даже расширен, но полностью исключен цитированный выше Раздел 5 доклада в МАГАТЭ “Первоочередные меры по повышению безопасности АЭС с реакторами РБМК”. Видимо это было связано с нежеланием сообщать советским читателям то, что уже было известно весьма широкому кругу международных экспертов, собранных в МАГАТЭ в августе 1986 г. Ни представители Главного конструктора, ни представители Научного руководителя к суду не привлекались. Группу сотрудников ЧАЭС посадили.
Послесловие
Полагаю, что судьба реакторов типа РБМК была предопределена безвременной кончиной С.М.Фейнберга за две недели до физического пуска реактора 1-го блока ЛАЭС в 1973 г. Считал и считаю, что это был “второй звонок”. Пришедшие ему на смену возместить эту утрату не смогли. “Третьим звонком”, полагаю, была авария на 1-м блоке ЛАЭС в декабре 1975 г. В наборе других случайностей, которые предшествовали аварии на ЧАЭС, видимо, есть некая закономерность. Слишком много произошло взаимно коррелированных событий, приведших к такому печальному результату.
К сожалению, многих из перечисленных выше сегодня уже нет в живых. Из лиц, имевших прямое отношение к созданию АЭС с реакторами РБМК лишь один человек, Анатолий Петрович Александров, публично взял всю вину за аварию на ЧАЭС на себя. Прямой и косвенный ущерб от аварии на ЧАЭС многократно превысил все капиталовложения в атомную энергетику СССР и, по сути, инициировав экономическую катастрофу в условиях низких мировых цен на нефть, привел к исчезновению СССР.
Авария на 4-м энергоблоке Чернобыльской АЭС была не первой аварией в истории атомной энергетики. Наиболее впечатляющей аварией до аварии на ЧАЭС была авария на американской АЭС “Трех-Мильный остров” (“Three Mile Island”) в 1979 г., приведшая к плавлению активной зоны, но без серьезных последствий для населения и окружающей среды. Однако масштаб аварии на ЧАЭС был несоизмеримо большим.
Не исключаю, что С.М.Фейнберг был прав, сказав мне однажды у себя дома: “Атомная энергия – не для этих поколений людей”. К этой оценке мне нечего добавить.
Список литературы
1. Авария на Чернобыльской АЭС и ее последствия. Информация, подготовленная для совещания экспертов МАГАТЭ (25-29 августа 1986 г., Вена). Часть 1. Обобщенный материал. – М., ГКАЭ СССР, 1986.
2. Румянцев А.Н. Метод квантильных оценок неопределенностей. – Атомная энергия, 2007, т. 102, вып. 4, с. 208-215.
3. Информация об аварии на Чернобыльской АЭС и ее последствиях, подготовленная для МАГАТЭ. – Атомная энергия, 1986, т. 61, вып. 5, с. 301-320.
