Чернобыль. Как это было - Дятлов Анатолий Степанович - Страница 62

4.2. В упомянутой выше статье Н. Лалетина отмечено: «Важно, что для равномерно выгоревшей зоны паровой эффект примерно в два раза больше, чем для зоны с таким же средним выгоранием, но распределённым по топливным каналам от нулевого до примерно удвоенного среднего значения.

Отсюда следует, что состояние реактора в конце переходного периода, когда удалены все дополнительные поглотители, опаснее состояния установившихся перегрузок, хотя они и совпадают по среднему выгоранию». (При первоначальной загрузке реактора свежими ТВС для погашения избыточной реактивности в зону загружается порядка 240 ДП).

Активная зона 4-го блока находилась именно в конце переходного периода: 1 ДП, 1 незагруженный канал, 1 659 кассет со средним выгоранием 1 180 МВт сут/ТВС. Основная часть ТВС (75 %) представляла собой сборки первой загрузки с выгоранием 1 150… 1 700 МВт сут/ТВС.

Можно сказать, что паровой эффект был больше +5 ? эфф , хотя и этого вполне достаточно для взрыва.

И вопрос экспертам – операторы «сделали» положительным быстрый мощностной коэффициент или проектанты?

Если не для оправдания проектантов, то зачем вообще эта фраза?

Согласно Регламенту нормальными эксплуатационными режимами считались все уровни мощности от минимально-контролируемого до номинала, и время работы нигде не ограничивалось.

Если эксперты хотели сказать, что мощностной коэффициент оставался отрицательным при номинальной мощности, то верно, но явно недостаточно. Нормы проектирования требуют этого при всех эксплуатационных и аварийных режимах.

То есть, эксперты говорят, что должен был произойти скачок мощности реактора и персонал то ли предвидел это, то ли случайно перед скачком сбросил защиту, чем ускорил или даже предопределил катастрофу.

Это новое. Почему эксперты не высказали причины предстоящего скачка мощности, хотя бы предположительно?

Ни одна комиссия причин не нашла.

Автор статьи, как очевидец, утверждает: кнопка защиты нажата в спокойной обстановке. Есть также свидетельства очевидцев Г. Метленко и А. Кухаря. В Приложении I, п. 1-4.9., к ИНСАГ-7 сказано, что комиссия не нашла причин сброса А3. Причина сброса защиты одна – желание остановить реактор по окончании работы.

Сброс защиты не «способствовал» разрушению реактора, а вызвал его.

«Ловушек» для персонала тот реактор имел много более, чем эксперты назвали. Разрыв канала (одного, двух) к ним не относится.

При разрыве канала количество воды в зоне увеличится и не имеет значения – в виде пара или жидкости. Кроме того, вода охладит графит. Обе причины приведут к снижению реактивности.

Тот реактор «успешно» взрывался и при 700 МВт. Для него не было безопасного уровня мощности. Был только более или менее опасный. С другой стороны, реактор, отвечающий нормам проектирования, в таком ограничении не нуждается.

Никакого технического обоснования безопасности при мощности выше 700 МВт нет. А приняла она прямо-таки мистический характер (заставив на весь мир врать академиков и докторов) только для обвинения персонала.

Уровень в 700 МВт при составлении программы устанавливал автор данной статьи, исходя из побочных соображений. В момент составления программы предполагалось, что будем проверять главные предохранительные клапана, для чего необходима значительная мощность – пропускная способность одного клапана 725 т пара в час. Поскольку выполнение программы выбега ТГ было отнесено на самый конец (из-за подключения большинства механизмов на резервное питание – это и есть меры безопасности, в отсутствии которых критикуется программа) и реактор при этом глушился, то, чтобы не ждать снижения мощности, был записан уровень при предполагаемой предшествующей работе.

После непланированного провала мощности реактора автор же статьи принял решение ограничиться подъёмом до 200 МВт ввиду достаточности, а не из-за невозможности. Разве не ясно, что при положительном быстром мощностном коэффициенте препятствий для подъёма мощности нет?

Конечно, при принятии решения учитывалось, что 200 МВт обычная разрешённая Регламентом мощность.

5.4. Нельзя сказать, что аварийные ситуации и данные по эксплуатации не анализировались. Так, после аварии на первом блоке Ленинградской АЭС комиссия (Е. Кунегин и другие) выдала в 1976 г. рекомендации:

– снизить паровой коэффициент;

– изменить конструкцию стержней СУЗ;

– создать быстродействующую А3.

Аналогично было и при обнаружении внесения защитой положительной реактивности. В декабре 1984 г. даже был разработан технический проект новых стержней. Были и другие предложения.

Однако всё это решительно игнорировалось руководством, включая и экспертов МАГАТЭ Ю. Черкашова, В. Сидоренко, А. Абагяна. Этим, господин Д. Вэлли, и объясняется, почему столь мало пользы оказалось от включения в состав экспертов высоких должностных лиц, хотя в их руках техника, вычислители, характеристики реактора…

Ввиду игнорирования руководством темы РБМК как первоначально заложенных в проекте, так и выявляющихся в процессе эксплуатации явно опасных физических характеристик, реактор РБМК был обречён взорваться.

Реактор не отвечал требованиям более трёх десятков статей норм проектирования – более чем достаточно для взрыва.

Можно по-другому: реактор перед сбросом защиты был в состоянии атомной бомбы и нет ни единого даже предупредительного сигнала. Как об этом мог узнать персонал – по запаху, на ощупь?

26 апреля авария произошла в результате совместного действия А3 из-за ошибочной конструкции её стержней и положительного быстрого мощностного коэффициента реактивности. В других ситуациях каждый из этих факторов в отдельности мог привести к аварии.

О стержнях СУЗ нет смысла говорить, всё достаточно ясно.

А вот о мощностном коэффициенте надо. Прежде всего есть смысл посчитать паровой эффект в связи со статьёй Н. Лалетина (см. п. 4.2.).

Реактор РБМК наиболее опасен был на уровнях мощности примерно до 40 % в зависимости от расхода теплоносителя из-за большого положительного быстрого мощностного коэффициента. Изменение плотности теплоносителя, а с ней и реактивности, отнесённое к единице мощности, на меньшем уровне её существенно больше, чем вблизи номинала (см. рис. 4, Приложение 3). Конечно, изменение реактивности ставить в прямую зависимость от плотности нельзя, но характер останется тем же.

Ни в каких документах по реактору об этом до аварии не было написано. Лишь после неё началось изучение и на низких уровнях мощности, смотри, например, отчёт ИАЭ инвентарный номер № ЗЗР/1-1007-90 от сентября 1990 г.

После всех принятых мер по снижению парового коэффициента реактивности до 0,8 ?эфф мощностей коэффициент при 200 МВт стал минус 6*10 -7 ?эфф/МВт. Каким он был при паровом коэффициенте +5 ?эфф? Причём, вопреки утверждениям экспертов, большая опасность при меньшем расходе теплоносителя.