Страница:
– не было никаких природных катаклизмов: наводнения, землетрясения, тунгусского или другого метеорита;
– не было диверсии;
– не было терроризма.
При всех недостатках информации всё-таки экспертам МАГАТЭ были доложены в основном фактические обстоятельства аварии и графики параметров. И вот в этих условиях эксперты МАГАТЭ фактически согласились с советскими информаторами и также во взрыве обвинили персонал. В связи с этим возникает вопрос: допускают ли эксперты возможность взрыва (ядерного взрыва) реактора, исполненного согласно нормативным документам, вследствие ошибки оператора? Если допускают, то их пропаганда по развитию ядерной энергетики безнравственна. И на Западе операторы ошибаются.
После аварии я проанализировал много раз принятые в Советском Союзе нормативные документы на проектирование атомных реакторов и не нашёл ситуации, при которой взрывался бы реактор, спроектированный согласно ПБЯ и ОПБ. Природные аномалии и диверсии не рассматривал. Безусловно, претендовать на всеобъемлющую полноту анализа не смею, одному человеку это не под силу. Но не видят таких ситуаций и коллективы составителей документов, иначе были бы предусмотрены противодействующие меры. Учитывая квалификацию экспертов МАГАТЭ, им не составляло труда на основе имеющихся у них материалов обнаружить многочисленные несоответствия проекта реактора нормативным документам и сделать заключение о его негодности к эксплуатации. Не составляло труда им сделать заключение и о том, что приписанные нам нарушения инструкций (на самом деле их не было) ни в коем случае не взрывали реактор, отвечающий нормам проектирования. Видимо, ошарашенные свалившейся им на голову информацией, обычно из Советского Союза другими способами получаемой, эксперты поспешили выпустить доклад, буквально следуя за советскими информаторами. Иначе ничем нельзя объяснить, к примеру, такую выдержку из доклада:
1. Распечатки не было, она получена после аварии. Это отнесём на совесть информаторов.
2. Распечатка положения стержней на момент времени 1 ч 22 мин 30 с. Кнопка АЗ нажата в 1 ч 23 мин 40 с. Это как раз время для анализа распечатки – надо просмотреть 211 стержней. Ещё успеешь ли. Советским информаторам понятно, что надо – опорочить персонал. Но почему эксперты не хотят даже маленько подумать? Но это так, другое здесь серьёзнее.
3. Неужто не видят эксперты противоречия: «…что он не располагал достаточным запасом реактивности для выполнения требований при остановке. В это время оператору следовало остановить реактор…». Получается – казнить нельзя помиловать – вообще без знаков препинания. Предположим, увидели мы по распечатке малый запас, согласно Регламенту при отклонении параметра сбрасываем защиту – получаем взрыв. Так это и было 26.04.86 г., только кнопку защиты мы нажали по окончании работы.
4. И главное. Как понимать, что реактор «…не располагал достаточным запасом реактивности для выполнения требований при остановке…»? В книгах по реакторам записано, что реактор должен иметь реактивность не больше дозволяемой органами воздействия на реактивность. Это понятно и в полном согласии с физикой реакторов. И нет в книгах даже намёков о каком-то необходимом для безопасной остановки минимуме (?!) запаса реактивности. Что АЗ становится разгонным устройством (универсальная защита) – нет и в документах на РБМК: в проектных, Регламенте, инструкциях. Что это так, стало известно после аварии, когда провели расчёты. Конструкторы стержней СУЗ родили уродов, советские информаторы в МАГАТЭ и после аварии утверждают, что ничего страшного, и – удивительно – уговорили специалистов МАГАТЭ.
Непостижимо! Уговаривая, советские информаторы-то знали, что такая конструкция стержней непригодна для работы: сразу после аварии подъём стержней ограничили, а потом заменили стержнями другой конструкции. У них была цель – уговорить, что плохой персонал взорвал хороший реактор. И ведь достигли. Почему В.А. Легасову не присвоили звание Героя, как об этом сожалеет В. Губарев, не понимаю.
При таком отношении в другой раз могут и не согласиться врать. Всего три десятка слов, а сколько несут ложной информации! Другие утверждения доклада специалистов МАГАТЭ такого же рода. И разошёлся он на весь белый свет, елеем пролившись на головы советских информаторов. Возвратившись к рассмотрению доклада в 1991 г., найдут ли в себе решимости эксперты МАГАТЭ написать доклад, соответствующий действительности и достойный этой организации, покажет ближайшее будущее. Конечно, учёных разных стран чернобыльская катастрофа продолжает интересовать, и на веру они ничего принимать не склонны. Но в основном исследования касаются отдельных аспектов, а доклад экспертов комплексный, и потому продолжает выполнять негативную роль.
Трудно человеку противостоять обрушившейся на него информации. Добро бы информации. Доклад Правительственной комиссии, заключения различных комиссий, газеты, журналы, писатели… И все ветры в одну сторону, все в одну дудку. Как тут не поверить? Ну, спрашивается, зачем заместителю Председателя Совета Министров Б. Е. Щербине говорить не то? Зачем ему, отцу-батюшке (всё под его рукой), виновных позабыть, невиновных обвинять? Значит, так и есть. Зачем другому заместителю Председателя Совета Министров Г.Ведерникову просто так говорить (прямо скажем – врать), что вывели в Чернобыле «все четыре ступени защиты от дурака»? Ему это не надо. Значит, вывели. Немецкий журнал «Шпигель» №29 за 1987г. (Приложение 1) под фотографией подсудимых: директора Брюханова, заместителя главного инженера Дятлова, главного инженера Фомина пишет: «Беспорядок, халатность, небрежность». Правда, непонятно, как это могло повлиять на физические характеристики реактора. Обиделся ли он, что ли? Гнёт официального обвинения давил и продолжает давить на сознание людей. Нет, так просто не могла произойти авария. Ведь работали же реакторы. Что это отнюдь не довод, как-то и не думают. Не видят лежащее на поверхности.
1. Почему материалы об аварии засекретили? Недоступны до сих пор. А реактор-то несекретный.
2. Не надо быть специалистом, чтобы сделать вывод: были или не были ошибки персонала, но реактор взорвался в рядовых условиях. И, значит, такой реактор негоден.
3. Почему в Советском Союзе ни одной аварии не произошло из-за плохого оборудования? Ну, понятно, советское оборудование – лучшее в мире, но всё же не идеальное. Может, я ошибаюсь? Вот и попытаюсь ответить на эти и другие вопросы.
– не было диверсии;
– не было терроризма.
При всех недостатках информации всё-таки экспертам МАГАТЭ были доложены в основном фактические обстоятельства аварии и графики параметров. И вот в этих условиях эксперты МАГАТЭ фактически согласились с советскими информаторами и также во взрыве обвинили персонал. В связи с этим возникает вопрос: допускают ли эксперты возможность взрыва (ядерного взрыва) реактора, исполненного согласно нормативным документам, вследствие ошибки оператора? Если допускают, то их пропаганда по развитию ядерной энергетики безнравственна. И на Западе операторы ошибаются.
После аварии я проанализировал много раз принятые в Советском Союзе нормативные документы на проектирование атомных реакторов и не нашёл ситуации, при которой взрывался бы реактор, спроектированный согласно ПБЯ и ОПБ. Природные аномалии и диверсии не рассматривал. Безусловно, претендовать на всеобъемлющую полноту анализа не смею, одному человеку это не под силу. Но не видят таких ситуаций и коллективы составителей документов, иначе были бы предусмотрены противодействующие меры. Учитывая квалификацию экспертов МАГАТЭ, им не составляло труда на основе имеющихся у них материалов обнаружить многочисленные несоответствия проекта реактора нормативным документам и сделать заключение о его негодности к эксплуатации. Не составляло труда им сделать заключение и о том, что приписанные нам нарушения инструкций (на самом деле их не было) ни в коем случае не взрывали реактор, отвечающий нормам проектирования. Видимо, ошарашенные свалившейся им на голову информацией, обычно из Советского Союза другими способами получаемой, эксперты поспешили выпустить доклад, буквально следуя за советскими информаторами. Иначе ничем нельзя объяснить, к примеру, такую выдержку из доклада:
В чём она неверна и почему недопустима для таких компетентных людей:
«Эта распечатка показывает, что из активной зоны реактора было извлечено слишком много регулирующих стержней и что он не располагал достаточным запасом реактивности для выполнения требований при остановке. В это время оператору следовало остановить реактор».
1. Распечатки не было, она получена после аварии. Это отнесём на совесть информаторов.
2. Распечатка положения стержней на момент времени 1 ч 22 мин 30 с. Кнопка АЗ нажата в 1 ч 23 мин 40 с. Это как раз время для анализа распечатки – надо просмотреть 211 стержней. Ещё успеешь ли. Советским информаторам понятно, что надо – опорочить персонал. Но почему эксперты не хотят даже маленько подумать? Но это так, другое здесь серьёзнее.
3. Неужто не видят эксперты противоречия: «…что он не располагал достаточным запасом реактивности для выполнения требований при остановке. В это время оператору следовало остановить реактор…». Получается – казнить нельзя помиловать – вообще без знаков препинания. Предположим, увидели мы по распечатке малый запас, согласно Регламенту при отклонении параметра сбрасываем защиту – получаем взрыв. Так это и было 26.04.86 г., только кнопку защиты мы нажали по окончании работы.
4. И главное. Как понимать, что реактор «…не располагал достаточным запасом реактивности для выполнения требований при остановке…»? В книгах по реакторам записано, что реактор должен иметь реактивность не больше дозволяемой органами воздействия на реактивность. Это понятно и в полном согласии с физикой реакторов. И нет в книгах даже намёков о каком-то необходимом для безопасной остановки минимуме (?!) запаса реактивности. Что АЗ становится разгонным устройством (универсальная защита) – нет и в документах на РБМК: в проектных, Регламенте, инструкциях. Что это так, стало известно после аварии, когда провели расчёты. Конструкторы стержней СУЗ родили уродов, советские информаторы в МАГАТЭ и после аварии утверждают, что ничего страшного, и – удивительно – уговорили специалистов МАГАТЭ.
Непостижимо! Уговаривая, советские информаторы-то знали, что такая конструкция стержней непригодна для работы: сразу после аварии подъём стержней ограничили, а потом заменили стержнями другой конструкции. У них была цель – уговорить, что плохой персонал взорвал хороший реактор. И ведь достигли. Почему В.А. Легасову не присвоили звание Героя, как об этом сожалеет В. Губарев, не понимаю.
При таком отношении в другой раз могут и не согласиться врать. Всего три десятка слов, а сколько несут ложной информации! Другие утверждения доклада специалистов МАГАТЭ такого же рода. И разошёлся он на весь белый свет, елеем пролившись на головы советских информаторов. Возвратившись к рассмотрению доклада в 1991 г., найдут ли в себе решимости эксперты МАГАТЭ написать доклад, соответствующий действительности и достойный этой организации, покажет ближайшее будущее. Конечно, учёных разных стран чернобыльская катастрофа продолжает интересовать, и на веру они ничего принимать не склонны. Но в основном исследования касаются отдельных аспектов, а доклад экспертов комплексный, и потому продолжает выполнять негативную роль.
Трудно человеку противостоять обрушившейся на него информации. Добро бы информации. Доклад Правительственной комиссии, заключения различных комиссий, газеты, журналы, писатели… И все ветры в одну сторону, все в одну дудку. Как тут не поверить? Ну, спрашивается, зачем заместителю Председателя Совета Министров Б. Е. Щербине говорить не то? Зачем ему, отцу-батюшке (всё под его рукой), виновных позабыть, невиновных обвинять? Значит, так и есть. Зачем другому заместителю Председателя Совета Министров Г.Ведерникову просто так говорить (прямо скажем – врать), что вывели в Чернобыле «все четыре ступени защиты от дурака»? Ему это не надо. Значит, вывели. Немецкий журнал «Шпигель» №29 за 1987г. (Приложение 1) под фотографией подсудимых: директора Брюханова, заместителя главного инженера Дятлова, главного инженера Фомина пишет: «Беспорядок, халатность, небрежность». Правда, непонятно, как это могло повлиять на физические характеристики реактора. Обиделся ли он, что ли? Гнёт официального обвинения давил и продолжает давить на сознание людей. Нет, так просто не могла произойти авария. Ведь работали же реакторы. Что это отнюдь не довод, как-то и не думают. Не видят лежащее на поверхности.
1. Почему материалы об аварии засекретили? Недоступны до сих пор. А реактор-то несекретный.
2. Не надо быть специалистом, чтобы сделать вывод: были или не были ошибки персонала, но реактор взорвался в рядовых условиях. И, значит, такой реактор негоден.
3. Почему в Советском Союзе ни одной аварии не произошло из-за плохого оборудования? Ну, понятно, советское оборудование – лучшее в мире, но всё же не идеальное. Может, я ошибаюсь? Вот и попытаюсь ответить на эти и другие вопросы.
Глава 2. Чернобыльская АЭС
Чернобыльская АЭС расположена вблизи от р. Днепр на р. Припять. В 1986 г. – это крупный энергетический узел мощностью 4 млн. кВт. Первый энергоблок запущен 26 сентября 1977г., последующие – в декабре 1978, 1981 и 1983 гг. соответственно. Вместе со строительством станции рос и формировался коллектив эксплуатационников. Особых проблем с обслуживающим персоналом не было, думаю, ввиду хороших перспектив на получение квартиры и местоположения станции. В реакторный цех на первый блок, в основном, пришли люди с подобных по устройству так называемых промышленных реакторов. Они и составили костяк. В дальнейшем этот источник исчерпался, но уже появилась возможность на вводимый блок переводить с работающих. Обычные проблемы нового предприятия, смягчённые постепенностью ввода блоков в действие.
Станция работала вполне удовлетворительно. До 1986 г. была одна серьёзная авария – разрыв технологического канала на первом блоке в 1982 г. Она привела к длительному ремонту и значительному облучению ремонтного персонала. В пределах нормы для работающих на станции. Был один случай загрязнения территории станции, нескольких десятков квадратных метров, дезактивирующим раствором после промывки первого контура из-за небольшой течи трубопровода. Поверхностный слой грунта сняли, захоронили. В целом на Чернобыльской станции инцидентов происходило меньше среднего количества по атомным станциям страны. Выработка электроэнергии в последнее перед аварией время составляла около 28 млрд. кВт/ч в год, что лишь немного уступало Ленинградской АЭС. Но там был уже устоявшийся коллектив. У нас же постоянно шла передвижка персонала и приток новых людей. И в 1985-86 гг. часть опытных оперативных работников была передана на сооружаемый пятый блок. Передавали, конечно, хороших работников, потому что:
– станция-то одна, не на сторону отдавали. Отлично понимали трудности пускового периода;
– как правило, переходили с повышением должности. В этом случае неудобно человека удерживать;
– да и начальство третьей очереди (пятый и шестой блоки) – свои станционные работники, знали, кто есть кто.
Надо сказать, на Чернобыльской станции технические руководители среднего звена назначались из станционных работников, не со стороны. Что-то не припоминаю пришлых, исключая первое время. Есть в этом и плюсы, и минусы, но, думаю, всё же положительные стороны перетягивают.
Все начальники смены блока, да и начальники смены цехов, отработали только на Чернобыльской станции не менее пяти лет. Это не какие-то сидячие начальники, а люди, непосредственно реализующие и контролирующие технологический процесс. После аварии весь оперативный персонал прошёл переэкзаменовку, сами понимаете, с пристрастием и признан годным к работе. Сошлюсь здесь на доклад комиссии Госпроматомэнергонадзора от 4 января 1991 г.:
Одна очередь станции включала в себя два энергоблока. Но практически каждый блок функционировал самостоятельно, связей мало. Основное оборудование блока: реактор, два ТГ, трансформатор.
Атомный реактор электростанций – это аппарат для преобразования ядерной энергии в тепловую. Топливом в подавляющем большинстве реакторов служит слабообогащенный уран. В природе химический элемент уран состоит из двух его изотопов: 0,7 % изотоп с атомным весом 235, остальное – изотоп с атомным весом 238. Топливом является только изотоп урана-235. При захвате (поглощении) нейтрона ядром урана-235 оно становиться неустойчивым и по житейским меркам мгновенно распадается на две, в основном неравные, части с выделением большого количества энергии. В каждом акте деления ядра энергии выделяется в миллионы раз больше, чем при сгорании молекулы нефти или газа. В таком большом реакторе, как Чернобыльский, при работе на полной мощности «сгорает» около четырех килограммов урана за сутки.
Выделяемая при каждом делении ядра урана энергия реализуется следующим образом: основная часть – в виде кинетической энергии «осколков» деления, которые в процессе торможения передают её практически всю в твэле реактора и в его конструктивной оболочке. Выход за оболочку сколько-нибудь заметной части осколков недопустим. Если посмотрим на таблицу Менделеева, то увидим, что ядра осколков деления имеют явный избыток нейтронов для того, чтобы быть стабильными. Поэтому в результате цепочки β-распадов, претерпевая радиационные превращения, они по таблице химических элементов сдвигаются вправо до стабильного состояния. Этот процесс, сопровождающийся испусканием β-частиц и γ-излучением, для каждого вида осколков имеет свою биографию и свои периоды полураспада. Именно осколки деления и составляют большую часть радиационного загрязнения территории при аварии после разрушения и выброса при взрыве твэлов.
При нормальной работе реактора β-частицы также не выходят за пределы твэлов и там теряют свою энергию; γ-излучения большей частью поглощаются также внутри реактора. После прекращения цепной реакции, при остановке реактора, остаточные тепловыделения от распада продуктов деления ещё длительное время вынуждают охлаждать твэлы.
При каждом делении ядра урана испускается два-три, в среднем около двух с половиной, нейтрона. Их кинетическая энергия поглощается замедлителем, топливом и конструктивными элементами реактора, затем передаётся теплоносителю.
Как раз нейтроны-то и делают возможным осуществлять цепную реакцию деления ядер урана-235. Если один нейтрон от каждого деления вызовет новое деление, то интенсивность реакции сохранится на одном уровне.
Большая часть нейтронов испускается немедленно при делении ядра. Это мгновенные нейтроны. Малая часть, около 0,7 %, через небольшой промежуток времени, через секунды и десятки секунд, – запаздывающие нейтроны. Они позволяют управлять интенсивностью реакции деления урана и регулировать мощность реактора. В противном случае существование энергетических реакторов становилось бы проблематичным – только атомная бомба. Остальная часть энергии деления – мгновенное γ-излучение, выделяемое непосредственно при делении, и энергия нейтрино, которую мы никак не улавливаем и не видим.
Обычно в энергетических реакторах используют не природный, а несколько обогащённый изотопом-235 уран. Но всё-таки большая часть – это уран-238 и потому значительное количество нейтронов поглощается им. Ядро урана-238, после поглощения нейтрона, неустойчиво и через двойной β-распад превращается в химический элемент плутоний-239, также способный делиться при поглощении тепловых нейтронов, как и уран-235. Свойства плутония как топлива отличаются от урана и при достаточном его накоплении после длительной работы реактора несколько изменяют физику реактора. Выброшенный при аварии плутоний также вносит свою лепту в загрязнение территории. Причём надежды на его распад нет никакой (период полураспада плутония-239 более 24 тыс. лет), только миграция вглубь земли. Присутствуют и другие изотопы плутония. Свойства урана-235:
– делиться при поглощении его ядром теплового (с малой энергией) нейтрона;
– выделять при этом большое количество энергии;
– испускать при делении нейтроны, необходимые для самоподдерживающейся реакции.
Уран-235 является основой создания атомных энергетических реакторов.
Почти все реакторы АЭС работают на тепловых нейтронах, т.е. нейтронах с малой кинетической энергией. Нейтроны после деления урана или плутония претерпевают стадии замедления, диффузии и захвата ядрами топлива и конструктивных материалов. Часть нейтронов вылетает за пределы активной зоны – утечка. Одновременно происходит большое количество делений, и, следовательно, в работающем реакторе всегда в наличии большое количество нейтронов, составляющих нейтронный поток, нейтронное поле. Выгорание ядер топлива происходит медленно, и поэтому в достаточно длительный промежуток времени количество топлива в реакторе можно считать неизменным. Тогда число поглощённых топливом нейтронов, а при этом и число разделившихся ядер и количество получаемой энергии, будет прямо пропорционально нейтронному потоку в активной зоне. Фактически задача операторов сводится к измерению и поддержанию нейтронного потока согласно требованиям по поддержанию мощности.
Если условно разбить нейтроны деления на последовательные поколения (условность в следующем – поскольку деление происходит несогласованно, то это аналогично движению неорганизованной толпы, а не шагам армейской колонны) с количеством нейтронов № 1, № 2 и так далее, то при равенстве числа нейтронов каждого поколения мощность реактора будет постоянной, такой реактор будет называться критичным и коэффициент размножения нейтронов, равный отношению числа нейтронов последующего поколения к предыдущему, равен единице. При коэффициенте размножения больше единицы число нейтронов и мощность непрерывно возрастают – реактор надкритичный. Чем больше коэффициент размножения, тем больше скорость нарастания мощности, причём мощность нарастает со временем не линейно, а по экспоненте. В оперативной работе пользуются, как правило, не величиной коэффициента размножения К, а величиной так называемой реактивности ρ, которая при К, незначительно отличающихся от единицы, с достаточной точностью представляется равной (К-1). В обычной практике оператор имеет дело с реактором, надкритичность или положительная реактивность которого составляет не более одной десятой процента. При большей реактивности скорость нарастания мощности становится слишком большой, опасной для целостности реактора и обслуживающих систем. Все энергетические реакторы имеют автоматическую АЗ, глушащую реактор при большой скорости увеличения мощности. На реакторе РБМК АЗ срабатывала при скорости возрастания мощности в два раза за время 20 с.
Важнейший момент. При делении ядра урана примерно 0,7 % нейтронов рождаются не при делении, а с некоторым запаздыванием. Они входят в общее число нейтронов данного поколения и тем самым увеличивают время жизни поколения нейтронов. Доля запаздывающих нейтронов обычно обозначается р. Если избыточная (положительная) реактивность достигает (и больше) величины р, то реактор становится критичным только на мгновенных нейтронах, скорость сменяемости поколений которых велика – определяется временем замедления и диффузии нейтронов, и поэтому скорость увеличения мощности очень большая. Защиты в этом случае нет – только разрушение реактора может прервать цепную реакцию. Так было 26 апреля 1986 г. на четвёртом блоке Чернобыльской АЭС. Фактически из-за наработки в активной зоне плутония и различия в свойствах мгновенных и запаздывающих нейтронов в реакторе РБМК величина β-эффективная равнялась не 0,7, а 0,5 %.
Реактор РБМК-1000 – это реактор канального типа, замедлитель нейтронов – графит, теплоноситель – обычная вода. Топливная кассета набирается из 36 твэлов по три с половиной метра длиной. Твэлы с помощью дистанционирующих решёток, закреплённых на центральном несущем стержне, размещаются на двух окружностях: на внутренней 6 штук и на внешней 12 штук.
Каждая кассета состоит из двух ярусов по высоте. Таким образом, активная зона имеет высоту семь метров. Каждый твэл набирается из таблеток UO2 размещённых в герметичной трубе из сплава циркония с ниобием. В отличие от корпусных реакторов, где все топливные кассеты располагаются в общем корпусе, рассчитанном на полное рабочее давление, в реакторе РБМК каждая кассета размещена в отдельном технологическом канале, представляющем собой трубу диаметром 80 мм.
Активная зона реактора РБМК высотой 7 и диаметром 11,8 м набрана из 1 888 графитовых колонн с центральными отверстиями каждая, куда установлены каналы. Из этого числа 1 661 – технологические каналы с топливными кассетами, остальные – каналы СУЗ, где размещены 211 поглощающих нейтроны стержней и 16 датчиков контроля. Каналы СУЗ равномерно распределены по активной зоне в радиальном и азимутальном направлениях.
Снизу к технологическим каналам подводится теплоноситель – обычная вода под высоким давлением, охлаждающая твэлы. Вода частично испаряется и в виде пароводяной смеси сверху отводится в барабан-сепараторы, где пар отделяется и поступает на турбины. Вода из барабан-сепараторов при помощи ГЦН вновь подаётся на вход в технологические каналы. Пар после отработки в турбинах конденсируется и возвращается в контур теплоносителя. Таким образом, замыкается контур циркуляции воды.
Если принять конструкцию активной зоны заданной, посмотрим куда деваются нейтроны деления. Часть нейтронов уходит за пределы активной зоны и теряется безвозвратно. Часть нейтронов поглощается замедлителем, теплоносителем, конструкционными материалами и продуктами деления топливных ядер. Это бесполезная утрата нейтронов. Остальные поглощаются топливом. Для поддержания постоянной мощности количество поглощаемых топливом нейтронов также должно быть неизменным. Следовательно, из испускаемых при каждом делении топливного ядра двух с половиной (в среднем) нейтронов на утечку и захват неделящимися материалами мы можем терять полтора нейтрона. Это будет критичный реактор.
Такой реактор работать не может, хотя бы по следующей причине: при делении урана образуются ядра различных химических элементов и среди них в значительном количестве ксенон с атомным весом 135, обладающий очень большим сечением поглощения нейтронов. При подъёме мощности начинает образовываться ксенон, и реактор заглохнет. Так и было с первым американским реактором. Э. Ферми посчитал сечение захвата нейтронов ядром ксенона и в шутку сказал, что ядро получается величиной с апельсин.
Для компенсации этого и других эффектов топливо в реактор загружают с избытком, что при постоянной утечке нейтронов и поглощении их неделящимися материалами увеличивает долю поглощения топливом. Чтобы не происходило постоянного наращивания мощности такого реактора, в активную зону вводят так называемые органы воздействия на реактивность, содержащие материалы, интенсивно поглощающие нейтроны. Методы компенсации могут быть различные, мы рассмотрим их только на примере РБМК.
В каналах СУЗ размещаются стержни, содержащие сильный поглотитель нейтронов – бор, с помощью которого и поддерживается нужный баланс нейтронов и, следовательно, мощность реактора. При необходимости увеличения мощности часть стержней выводится полностью или частично из активной зоны, в результате чего увеличивается доля нейтронов, поглощаемых топливом, мощность возрастает и стержни по достижении нужного уровня мощности вновь вводятся в активную зону. Как правило, новое положение стержней управления не идентично исходному – это зависит от изменения реактивности активной зоны при изменении мощности – от мощностного коэффициента реактивности. При необходимости уменьшения мощности в активную зону вводят стержни, т.е. вводят отрицательную реактивность, реактор становится подкритичным и мощность начинает уменьшаться. На новом уровне мощность стабилизируется изменением положения стержней. Всё это осуществляется АР. Оператор нажатием кнопки изменяет уровень заданной мощности, а остальное – дело регулятора. Правда, в случае с реактором РБМК это не совсем так, а иногда и совсем не так, – оператор вынужден своим вмешательством корректировать работу регулятора в основном по установлению энерговыделения в той или иной части зоны.
Во вновь построенном реакторе технологические каналы загружаются свежими невыгоревшими топливными кассетами. Если все 1 661 канал загрузить кассетами, то коэффициент размножения будет столь велик, что погасить его имеющимися стержнями управления будет невозможно. Поэтому около 240 технологических каналов вместо топливных кассет загружаются специальными стержнями-поглотителями нейтронов. И ещё несколько сотен поглотителей размещаются в отверстиях центральных несущих стержней топливных кассет. По мере выгорания топлива эти поглотители постепенно извлекаются и заменяются топливными кассетами. При извлечении всех поглотителей поддержание нужной реактивности активной зоны осуществляется заменой наиболее выгоревших кассет свежими. Наступает режим стационарных перегрузок.
В реакторе РБМК топливные кассеты заменяются при работе реактора на мощности специальной разгрузочно-загрузочной машиной. В это время активная зона содержит полностью выгоревшие кассеты, свежие и с промежуточным выгоранием. Вот на этот режим и рассчитано количество стержней управления и защиты.
Каждый стержень СУЗ вносит какую-то реактивность, что зависит от его местоположения в зоне и формы нейтронного поля. В реакторе РБМК реактивность принято измерять в стержнях, эффективность одного стержня условно принята 0,05 %. Как уже пояснялось, скорость увеличения мощности реактора тем больше, чем больше его положительная реактивность. Скорость уменьшения мощности также больше при большей внесённой отрицательной реактивности.
Станция работала вполне удовлетворительно. До 1986 г. была одна серьёзная авария – разрыв технологического канала на первом блоке в 1982 г. Она привела к длительному ремонту и значительному облучению ремонтного персонала. В пределах нормы для работающих на станции. Был один случай загрязнения территории станции, нескольких десятков квадратных метров, дезактивирующим раствором после промывки первого контура из-за небольшой течи трубопровода. Поверхностный слой грунта сняли, захоронили. В целом на Чернобыльской станции инцидентов происходило меньше среднего количества по атомным станциям страны. Выработка электроэнергии в последнее перед аварией время составляла около 28 млрд. кВт/ч в год, что лишь немного уступало Ленинградской АЭС. Но там был уже устоявшийся коллектив. У нас же постоянно шла передвижка персонала и приток новых людей. И в 1985-86 гг. часть опытных оперативных работников была передана на сооружаемый пятый блок. Передавали, конечно, хороших работников, потому что:
– станция-то одна, не на сторону отдавали. Отлично понимали трудности пускового периода;
– как правило, переходили с повышением должности. В этом случае неудобно человека удерживать;
– да и начальство третьей очереди (пятый и шестой блоки) – свои станционные работники, знали, кто есть кто.
Надо сказать, на Чернобыльской станции технические руководители среднего звена назначались из станционных работников, не со стороны. Что-то не припоминаю пришлых, исключая первое время. Есть в этом и плюсы, и минусы, но, думаю, всё же положительные стороны перетягивают.
Все начальники смены блока, да и начальники смены цехов, отработали только на Чернобыльской станции не менее пяти лет. Это не какие-то сидячие начальники, а люди, непосредственно реализующие и контролирующие технологический процесс. После аварии весь оперативный персонал прошёл переэкзаменовку, сами понимаете, с пристрастием и признан годным к работе. Сошлюсь здесь на доклад комиссии Госпроматомэнергонадзора от 4 января 1991 г.:
И почему это обычные нормальные операторы вдруг допускают «крайне маловероятное сочетание нарушения порядка и режима эксплуатации», как это представили советские информаторы в МАГАТЭ? Может сочетание в смене 26 апреля было каким-то особо выдающимся? Нет, обычная смена. Да и не слишком ли много «маловероятного»? Оно, конечно, было, и я об этом далее скажу.
«В трудах психологической отраслевой научно-исследовательской лаборатории „Прогноз“ Минатомэнергопрома СССР (были исследования и других – А.Д.) получены результаты анализа личностных и социально-психологических характеристик персонала ЧАЭС до и после аварии, которые показали, что личностные данные оперативного персонала ЧАЭС не имели таких отличий от данных персонала других станций, которые могли бы быть прямой причиной аварии. И в целом коллектив ЧАЭС в 1986 г. характеризуется как достаточно ординарный, зрелый, сформировавшийся, состоящий из квалифицированных специалистов – на уровне, признанном в стране удовлетворительным. Коллектив был не лучше, но и не хуже других АЭС».
Одна очередь станции включала в себя два энергоблока. Но практически каждый блок функционировал самостоятельно, связей мало. Основное оборудование блока: реактор, два ТГ, трансформатор.
Реактор РБМК-1000
Необходимо для понимания дальнейшего коротко рассказать, что такое атомный реактор вообще и реактор РБМК в частности.Атомный реактор электростанций – это аппарат для преобразования ядерной энергии в тепловую. Топливом в подавляющем большинстве реакторов служит слабообогащенный уран. В природе химический элемент уран состоит из двух его изотопов: 0,7 % изотоп с атомным весом 235, остальное – изотоп с атомным весом 238. Топливом является только изотоп урана-235. При захвате (поглощении) нейтрона ядром урана-235 оно становиться неустойчивым и по житейским меркам мгновенно распадается на две, в основном неравные, части с выделением большого количества энергии. В каждом акте деления ядра энергии выделяется в миллионы раз больше, чем при сгорании молекулы нефти или газа. В таком большом реакторе, как Чернобыльский, при работе на полной мощности «сгорает» около четырех килограммов урана за сутки.
Выделяемая при каждом делении ядра урана энергия реализуется следующим образом: основная часть – в виде кинетической энергии «осколков» деления, которые в процессе торможения передают её практически всю в твэле реактора и в его конструктивной оболочке. Выход за оболочку сколько-нибудь заметной части осколков недопустим. Если посмотрим на таблицу Менделеева, то увидим, что ядра осколков деления имеют явный избыток нейтронов для того, чтобы быть стабильными. Поэтому в результате цепочки β-распадов, претерпевая радиационные превращения, они по таблице химических элементов сдвигаются вправо до стабильного состояния. Этот процесс, сопровождающийся испусканием β-частиц и γ-излучением, для каждого вида осколков имеет свою биографию и свои периоды полураспада. Именно осколки деления и составляют большую часть радиационного загрязнения территории при аварии после разрушения и выброса при взрыве твэлов.
При нормальной работе реактора β-частицы также не выходят за пределы твэлов и там теряют свою энергию; γ-излучения большей частью поглощаются также внутри реактора. После прекращения цепной реакции, при остановке реактора, остаточные тепловыделения от распада продуктов деления ещё длительное время вынуждают охлаждать твэлы.
При каждом делении ядра урана испускается два-три, в среднем около двух с половиной, нейтрона. Их кинетическая энергия поглощается замедлителем, топливом и конструктивными элементами реактора, затем передаётся теплоносителю.
Как раз нейтроны-то и делают возможным осуществлять цепную реакцию деления ядер урана-235. Если один нейтрон от каждого деления вызовет новое деление, то интенсивность реакции сохранится на одном уровне.
Большая часть нейтронов испускается немедленно при делении ядра. Это мгновенные нейтроны. Малая часть, около 0,7 %, через небольшой промежуток времени, через секунды и десятки секунд, – запаздывающие нейтроны. Они позволяют управлять интенсивностью реакции деления урана и регулировать мощность реактора. В противном случае существование энергетических реакторов становилось бы проблематичным – только атомная бомба. Остальная часть энергии деления – мгновенное γ-излучение, выделяемое непосредственно при делении, и энергия нейтрино, которую мы никак не улавливаем и не видим.
Обычно в энергетических реакторах используют не природный, а несколько обогащённый изотопом-235 уран. Но всё-таки большая часть – это уран-238 и потому значительное количество нейтронов поглощается им. Ядро урана-238, после поглощения нейтрона, неустойчиво и через двойной β-распад превращается в химический элемент плутоний-239, также способный делиться при поглощении тепловых нейтронов, как и уран-235. Свойства плутония как топлива отличаются от урана и при достаточном его накоплении после длительной работы реактора несколько изменяют физику реактора. Выброшенный при аварии плутоний также вносит свою лепту в загрязнение территории. Причём надежды на его распад нет никакой (период полураспада плутония-239 более 24 тыс. лет), только миграция вглубь земли. Присутствуют и другие изотопы плутония. Свойства урана-235:
– делиться при поглощении его ядром теплового (с малой энергией) нейтрона;
– выделять при этом большое количество энергии;
– испускать при делении нейтроны, необходимые для самоподдерживающейся реакции.
Уран-235 является основой создания атомных энергетических реакторов.
Почти все реакторы АЭС работают на тепловых нейтронах, т.е. нейтронах с малой кинетической энергией. Нейтроны после деления урана или плутония претерпевают стадии замедления, диффузии и захвата ядрами топлива и конструктивных материалов. Часть нейтронов вылетает за пределы активной зоны – утечка. Одновременно происходит большое количество делений, и, следовательно, в работающем реакторе всегда в наличии большое количество нейтронов, составляющих нейтронный поток, нейтронное поле. Выгорание ядер топлива происходит медленно, и поэтому в достаточно длительный промежуток времени количество топлива в реакторе можно считать неизменным. Тогда число поглощённых топливом нейтронов, а при этом и число разделившихся ядер и количество получаемой энергии, будет прямо пропорционально нейтронному потоку в активной зоне. Фактически задача операторов сводится к измерению и поддержанию нейтронного потока согласно требованиям по поддержанию мощности.
Если условно разбить нейтроны деления на последовательные поколения (условность в следующем – поскольку деление происходит несогласованно, то это аналогично движению неорганизованной толпы, а не шагам армейской колонны) с количеством нейтронов № 1, № 2 и так далее, то при равенстве числа нейтронов каждого поколения мощность реактора будет постоянной, такой реактор будет называться критичным и коэффициент размножения нейтронов, равный отношению числа нейтронов последующего поколения к предыдущему, равен единице. При коэффициенте размножения больше единицы число нейтронов и мощность непрерывно возрастают – реактор надкритичный. Чем больше коэффициент размножения, тем больше скорость нарастания мощности, причём мощность нарастает со временем не линейно, а по экспоненте. В оперативной работе пользуются, как правило, не величиной коэффициента размножения К, а величиной так называемой реактивности ρ, которая при К, незначительно отличающихся от единицы, с достаточной точностью представляется равной (К-1). В обычной практике оператор имеет дело с реактором, надкритичность или положительная реактивность которого составляет не более одной десятой процента. При большей реактивности скорость нарастания мощности становится слишком большой, опасной для целостности реактора и обслуживающих систем. Все энергетические реакторы имеют автоматическую АЗ, глушащую реактор при большой скорости увеличения мощности. На реакторе РБМК АЗ срабатывала при скорости возрастания мощности в два раза за время 20 с.
Важнейший момент. При делении ядра урана примерно 0,7 % нейтронов рождаются не при делении, а с некоторым запаздыванием. Они входят в общее число нейтронов данного поколения и тем самым увеличивают время жизни поколения нейтронов. Доля запаздывающих нейтронов обычно обозначается р. Если избыточная (положительная) реактивность достигает (и больше) величины р, то реактор становится критичным только на мгновенных нейтронах, скорость сменяемости поколений которых велика – определяется временем замедления и диффузии нейтронов, и поэтому скорость увеличения мощности очень большая. Защиты в этом случае нет – только разрушение реактора может прервать цепную реакцию. Так было 26 апреля 1986 г. на четвёртом блоке Чернобыльской АЭС. Фактически из-за наработки в активной зоне плутония и различия в свойствах мгновенных и запаздывающих нейтронов в реакторе РБМК величина β-эффективная равнялась не 0,7, а 0,5 %.
Реактор РБМК-1000 – это реактор канального типа, замедлитель нейтронов – графит, теплоноситель – обычная вода. Топливная кассета набирается из 36 твэлов по три с половиной метра длиной. Твэлы с помощью дистанционирующих решёток, закреплённых на центральном несущем стержне, размещаются на двух окружностях: на внутренней 6 штук и на внешней 12 штук.
Каждая кассета состоит из двух ярусов по высоте. Таким образом, активная зона имеет высоту семь метров. Каждый твэл набирается из таблеток UO2 размещённых в герметичной трубе из сплава циркония с ниобием. В отличие от корпусных реакторов, где все топливные кассеты располагаются в общем корпусе, рассчитанном на полное рабочее давление, в реакторе РБМК каждая кассета размещена в отдельном технологическом канале, представляющем собой трубу диаметром 80 мм.
Активная зона реактора РБМК высотой 7 и диаметром 11,8 м набрана из 1 888 графитовых колонн с центральными отверстиями каждая, куда установлены каналы. Из этого числа 1 661 – технологические каналы с топливными кассетами, остальные – каналы СУЗ, где размещены 211 поглощающих нейтроны стержней и 16 датчиков контроля. Каналы СУЗ равномерно распределены по активной зоне в радиальном и азимутальном направлениях.
Снизу к технологическим каналам подводится теплоноситель – обычная вода под высоким давлением, охлаждающая твэлы. Вода частично испаряется и в виде пароводяной смеси сверху отводится в барабан-сепараторы, где пар отделяется и поступает на турбины. Вода из барабан-сепараторов при помощи ГЦН вновь подаётся на вход в технологические каналы. Пар после отработки в турбинах конденсируется и возвращается в контур теплоносителя. Таким образом, замыкается контур циркуляции воды.
Если принять конструкцию активной зоны заданной, посмотрим куда деваются нейтроны деления. Часть нейтронов уходит за пределы активной зоны и теряется безвозвратно. Часть нейтронов поглощается замедлителем, теплоносителем, конструкционными материалами и продуктами деления топливных ядер. Это бесполезная утрата нейтронов. Остальные поглощаются топливом. Для поддержания постоянной мощности количество поглощаемых топливом нейтронов также должно быть неизменным. Следовательно, из испускаемых при каждом делении топливного ядра двух с половиной (в среднем) нейтронов на утечку и захват неделящимися материалами мы можем терять полтора нейтрона. Это будет критичный реактор.
Такой реактор работать не может, хотя бы по следующей причине: при делении урана образуются ядра различных химических элементов и среди них в значительном количестве ксенон с атомным весом 135, обладающий очень большим сечением поглощения нейтронов. При подъёме мощности начинает образовываться ксенон, и реактор заглохнет. Так и было с первым американским реактором. Э. Ферми посчитал сечение захвата нейтронов ядром ксенона и в шутку сказал, что ядро получается величиной с апельсин.
Для компенсации этого и других эффектов топливо в реактор загружают с избытком, что при постоянной утечке нейтронов и поглощении их неделящимися материалами увеличивает долю поглощения топливом. Чтобы не происходило постоянного наращивания мощности такого реактора, в активную зону вводят так называемые органы воздействия на реактивность, содержащие материалы, интенсивно поглощающие нейтроны. Методы компенсации могут быть различные, мы рассмотрим их только на примере РБМК.
В каналах СУЗ размещаются стержни, содержащие сильный поглотитель нейтронов – бор, с помощью которого и поддерживается нужный баланс нейтронов и, следовательно, мощность реактора. При необходимости увеличения мощности часть стержней выводится полностью или частично из активной зоны, в результате чего увеличивается доля нейтронов, поглощаемых топливом, мощность возрастает и стержни по достижении нужного уровня мощности вновь вводятся в активную зону. Как правило, новое положение стержней управления не идентично исходному – это зависит от изменения реактивности активной зоны при изменении мощности – от мощностного коэффициента реактивности. При необходимости уменьшения мощности в активную зону вводят стержни, т.е. вводят отрицательную реактивность, реактор становится подкритичным и мощность начинает уменьшаться. На новом уровне мощность стабилизируется изменением положения стержней. Всё это осуществляется АР. Оператор нажатием кнопки изменяет уровень заданной мощности, а остальное – дело регулятора. Правда, в случае с реактором РБМК это не совсем так, а иногда и совсем не так, – оператор вынужден своим вмешательством корректировать работу регулятора в основном по установлению энерговыделения в той или иной части зоны.
Во вновь построенном реакторе технологические каналы загружаются свежими невыгоревшими топливными кассетами. Если все 1 661 канал загрузить кассетами, то коэффициент размножения будет столь велик, что погасить его имеющимися стержнями управления будет невозможно. Поэтому около 240 технологических каналов вместо топливных кассет загружаются специальными стержнями-поглотителями нейтронов. И ещё несколько сотен поглотителей размещаются в отверстиях центральных несущих стержней топливных кассет. По мере выгорания топлива эти поглотители постепенно извлекаются и заменяются топливными кассетами. При извлечении всех поглотителей поддержание нужной реактивности активной зоны осуществляется заменой наиболее выгоревших кассет свежими. Наступает режим стационарных перегрузок.
В реакторе РБМК топливные кассеты заменяются при работе реактора на мощности специальной разгрузочно-загрузочной машиной. В это время активная зона содержит полностью выгоревшие кассеты, свежие и с промежуточным выгоранием. Вот на этот режим и рассчитано количество стержней управления и защиты.
Каждый стержень СУЗ вносит какую-то реактивность, что зависит от его местоположения в зоне и формы нейтронного поля. В реакторе РБМК реактивность принято измерять в стержнях, эффективность одного стержня условно принята 0,05 %. Как уже пояснялось, скорость увеличения мощности реактора тем больше, чем больше его положительная реактивность. Скорость уменьшения мощности также больше при большей внесённой отрицательной реактивности.