ГЕОФИЗИЧЕСКИЕ АСПЕКТЫ КАТАСТРОФЫ ЧЕРНОБЫЛЬСКОЙ АТОМНОЙ СТАНЦИИ "Центр инструментальных наблюдений за окружающей средой и прогноза геофизических процессов" Второй Доклад в МАГАТЭ

Глава 1. Ядерный реактор РБМК-1000

1.1. Основные физические характеристики реактора

1.2. История создания ядерного реактора

1.3. Катастрофа ЧАЭС в системе "ЧЕЛОВЕК – МАШИНА"

1.1. ОСНОВНЫЕ ФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ РЕАКТОРА РБМК-1000

Ядерный энергетический реактор РБМК-1000 является гетерогенным канальным реактором на тепловых нейтронах, в котором в качестве топлива используется слабообогащенный по U-235 диоксид урана, в качестве замедлителя — графит и в качестве теплоносителя – кипящая легкая вода [1]. Ниже приведены основные характеристики реактора:

Тепловая мощность, МВт ....................................................................................... 3200
Обогащение топлива, % ...........................................................................................2.0
Масса урана в ТВС, кг ............................................................................................. 114.7
Число / диаметр твэлов в ТВС, мм ......................................................................... 18/13.6
Коэффициент неравномерности энерговыделения:
по радиусу …………………………………………………………………………..1.48
по высоте ……………………………………………………………………………1.4
Предельная расчетная мощность канала, кВт .........................................................3250
Паровой коэффициент реактивности p в рабочей точке, %-1 по объему пара ... 2.0-10^-4
Эффект замены (в среднем) выгоревшей ТВС на свежую, % ……………………0.02
Минимальная эффективность стержней СУЗ, % ………………………………….10.5
Эффективность стержней РР, % ……………………………………………………7.5

Состояние ядерного реактора характеризуется эффективным коэффициентом размножения нейтронов Кэф в активной зоне или реактивностью р = (Кэф – 1)/Кэф. Если Кэф > 1, то цепная реакция нарастает во времени. Ядерный реактор находится в надкритичном состоянии и его реактивность р > 0; если Кэф < 1, то реакция затухает, реактор подкритичен, р < 0; при Кэф = 1, р=0 реактор находится в критичном состоянии, идет стандартный процесс и число делений постоянно во времени [2].
Важной физической характеристикой с точки зрения управления и безопасности реактора является величина, называемая оперативным заносом реактивности, т.е. определенное число погруженных в активную зону стержней СУЗ, находящихся в области высокой дифференциальной эффективности. Он определяется пересчетом на полностью погруженные стержни СУЗ. При этом скорость ввода отрицательной реактивности при срабатывании A3 составляет в/с (в – доля запаздывающих нейтронов), что достаточно для компенсации положительных эффектов реактивности. Запас реактивности для РБМК-1000 принят равным 30 стержням ручного регулятора (РР).
Для определения полей энерговыделения по активной зоне реактора используются показания системы физического контроля, основанной на внутриреакторных измерениях нейтронного потока по радиусу и высоте активной зоны. Наряду с показаниями системы физического контроля, в станционную ЭВМ вводятся также данные, характеризующие состав активной зоны, энерговыработку каждого технологического канала, положение регулирующих стержней, распределение расходов воды по каналам активной зоны, показания датчиков зоны, а также показания датчиков давления и температуры теплоносителя.
Опыт эксплуатации действующих РБМК показывает, что при имеющихся на этих реакторах средствах контроля и регулирования поддержание температурного режима топлива, графита и запаса до кризиса теплоотдачи на допустимом уровне не вызывает затруднений.
На рис. 1.1 показан 4-й энергоблок ЧАЭС [3]. Рисунок 1.1. Энергоблок 4 Чернобыльской АЭС


1.2. ИСТОРИЯ СОЗДАНИЯ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Основой для разработки энергетического реактора РБМК послужил уран-графитовый реактор для получения плутония-239. Теплоносителем является вода с температурой на выходе из реактора менее 100°С [4].
С переходом на энергетический режим и появлением паровой фазы возникли сложности нейтронно-физического характера – положительный паровой эффект реактивности, затруднившие операции по управлению ядерным реактором. Образование паровой фазы в теплоносителе – появление пустот в водной фазе – приводит к образованию дополнительных нейтронов [5].
На ядерных реакторах — наработчиках плутония аварии были связаны с разгерметизацией оболочек, в которые заключался уран. Это происходило из-за некачественной сварки оболочки или распухания урана и прекращения подачи охлаждающей воды. Для восстановления работы реактора приходилось высверливать заклинившиеся изделия на полную высоту активной зоны, так как извлечь «закозлившийся» канал было не под силу сорокатонному подъемному крану. Сорокатонный мощный кран отключился из-за непосильной для него нагрузки. Вырвать «гнилой ноющий зуб» не удалось. Остановка котла продлевалась на неопределенный срок [6].
Возможность аварии на АЭС предсказывалась. Представляют интерес отзывы заместителя научного руководителя реактора РБМК Е.П.Кунегина. Он был фактически научным руководителем всех промышленных уран-графитовых реакторов, работающих на 3 комбинатах, находящихся в Челябинске-40, Томске-7 и Красноярске-26. На указанных реакторах были и непредсказуемые аварийные ситуации.
Так, на реакторах АВ-3 еще задолго до аварии в Чернобыле были ксеноновые колебания мощности, причину которых объяснил не головной реакторный институт, а физик-теоретик комбината № 817 Ю.И.Корчемкин [5].
После вывода на проектную мощность первого блока РБМК на Ленинградской АЭС начались колебания мощности. Старшие инженеры управления реактором (их тогда называли «пианистами») работали в аварийном режиме. В реакторе непрерывно возникали перегревы каналов и вводом поглощающих стержней они непрерывно регулировали кнопками стержней СУЗ распределение мощности в активной зоне реактора.
Е.П.Кунегин, разобравшись с причиной таких колебаний и понимая природу положительного (парового) эффекта реактивности, говорил А.К.Круглову следующее: «Если произойдет авария, нас, руководителей, с Институтом атомной энергии им. И.В.Курчатова отдадут под суд, но и от министерства тоже сядут с нами». Более решительными были высказы-вания первого руководителя Госатомнадзора Н.И.Козлова: «Если бы я не был подчинен министру Е.П.Славскому и его первому заместителю Н.А.Семенову, то реакторы РБМК я бы закрыл и не допустил их эксплуатацию». Это было сказано под впечатлением от первого опыта работы реактора РБМК на Ленинградской АЭС — первый блок введен в эксплуатацию 1 ноября 1974 г. В июле 1975 г. на первом энергоблоке ЛАЭС произошла тяжелая авария с пережогом технологического канала и разгерметизацией тепловыделяющей сборки (ТВС).
В дальнейшем, после проведения ряда мероприятий по обеспечению ядерной безопасности эксплуатация Ленинградской АЭС показала высокую надежность и безопасность реакторов РБМК. Эти выводы поддерживались большинством членов НТС министерства, а также советами Академии наук и Государственного комитета СССР по науке и технике.
В работе [7], обсуждающей вопросы безопасности РБМК, сделаны следующие выводы:
1. Канальные графитовые реакторы, охлаждаемые кипящей водой, обладают высокой чувствительностью энергораспределения по отношению к размещению и положению стержней СУЗ. Изменение состава активной зоны в процессе выхода на стационарный режим перегрузок топлива существенно влияет на значение коэффициентов реактивности и приводит к деформации энергораспределения с малыми периодами. Для стабилизации энергораспределения в таких реакторах предусматривается система локальных автоматических регуляторов, работающих от внутриреакторных датчиков. Система СУЗ обеспечивает не только глушение реактора в аварийных ситуациях, но и (когда это возможно) управляемое снижение мощности до безопасного уровня при частичном выходе из строя оборудования АЭС.
2. Предусматриваемые технические средства позволяют обеспечить сохранность активной зоны реактора в случае гипотетического разрыва трубопровода циркуляционного контура большого диаметра, вплоть до максимального. Размещение труб в прочных боксах и применение системы локализации предотвращают выброс радиоактивного теплоносителя за пределы здания АЭС.
3. Секционно-блочный канальный графитовый реактор обладает возможностью наращивать мощность за счет подключения новых секций. Многопетлевая схема циркуляционного контура, использование труб небольшого диаметра, применение непрерывной подачи питательной воды турбонасосами для аварийного охлаждения активной зоны при разрывах труб упрощает решение проблемы безопасности реактора этого типа независимо от его мощности.
Все эти мероприятия и технические средства позволяют считать канальный графитовый реактор, охлаждаемый кипящей водой, надежным и безопасным источником энергии для населения и окружающей среды в условиях массового строительства АЭС.
Таким образом, максимальная авария сводилась к частичному или полному оплавлению активной зоны ядерного реактора.


1.3. КАТАСТРОФА ЧАЭС В СИСТЕМЕ «ЧЕЛОВЕК-МАШИНА»

Перед остановкой 4-го энергоблока были запланированы испытания турбогенератора (ТГ) № 8 в режиме выбега с нагрузкой собственных нужд. Цель этих испытаний – экспериментально проверить возможности использования механической энергии ротора отключенного по пару ТГ для поддержания производительности механизмов собственных нужд блока в условиях обесточивания.
Подобные испытания уже проводились ранее на этой станции. Тогда было выяснено, что напряжение на шинах генератора падает намного раньше, чем расходуется механическая энергия ротора при выбеге. В испытаниях, намеченных на 25 апреля 1986 г., предусматривалось использование специального регулятора магнитного поля генератора, который должен был устранить этот недостаток [1].
В процессе подготовки и проведения испытаний ТГ в режиме выбега с нагрузкой собственных нужд блока персонал отключил ряд технических средств защиты и нарушил важнейшие положения регламента эксплуатации в части безопасности ведения технологического процесса (табл. 1.1).
Основным мотивом поведения персонала было стремление быстрее закончить испытания. Нарушение установленного порядка при подготовке и проведении испытаний, нарушение самой программы испытаний, небрежность в управлении реакторной установкой свидетельствуют о недостаточном понимании персоналом особенностей протекания технологических процессов в ядерном реакторе и о потере им чувства опасности.

Таблица 1.1. Наиболее опасные нарушения режима эксплуатации, совершенные персоналом четвертого блока ЧАЭС [1]

Из доклада Международной консультативной группы по ядерной безопасности – МАГАТЭ, Вена, 1992 – «Чернобыльская авария: Обновление INSAG-1 INSAG-7» [8]:
– по п. 6. Отключение САОР в принципе не запрещалось инструкциями нормальной эксплуатации, действовавшими в Чернобыле. ИНСАГ понимает, что таково было требование программ испытания и, в соответствии с правилами, было получено специальное разрешение главного инженера на такое выведение из работы. В любом случае не было необходимости выводить САОР из работы на такой длительный период времени. ИНСАГ полагает, что это не повлияло па аварию, но свидетельствует о низком уровне культуры безопасности.
– по п. 5. Блокирование защиты по уровню воды в барабане-сепараторе (БС) могло быть допустимым; однако этого не произошло, и ИНСАГ считает, что это не повлияло бы на аварию, и, в любом случае, существовала другая цепь защиты.
– по п. 4. Отключение сигнала «Остановка двух турбин» было разрешенными и действительно требовалось инструкциями по нормальной эксплуатации на малых уровнях мощности, таких как уровень мощности в проводимом испытании.
– по п. 3. Комиссия Госпроматомнадзора (ГПАН) сообщает, что работа всех восьми насосов одновременно никакими документами не запрещалась, включая программы испытаний, хотя повышенный расход, который они обеспечивали, нарушал инструкции.
Следствием было установлено, что в аварийную ночь расходы по отдельным ГЦН могли достигать 7500 м³/ч, что, в принципе, является нарушением регламента, но несущественным.
В процессе анализа теплогидравлического режима работы ГЦН было установлено, что «выбегающие и невыбегающие насосы сохранили устойчивую подачу, включая момент разгона и разрушение реактора» [9].
Вышеназванные доводы позволяют принять как доказанные следующие факты:
– кавитация в аварийную ночь при реальных расходах воды не возникала;
– ГЦН работали устойчиво до момента разрушения реактора.
– при включении ГЦН изменения реактивности не было. Отключения ГЦН не было. Они отключились уже на разрушенном реакторе.
– по п. 2. Отключение подсистемы локального автоматического регулирования предусмотрено регламентом эксплуатации на малой мощности.
Однако при снижении мощности с 1600 МВт (тепл) с 23 час. 10 мин. тепловая мощность реактора упала до 30 МВт. Доклад INSAG-1 описывает резкое падение мощности до 30 МВт (тепл), как процесс, вызванный ошибкой оператора. Современные доклады утверждают, что это не было ошибкой оператора; доклад комиссии ГПАН относит это к невыясненным причинам и невозможности регулировать мощность, а А.С.Дятлов, прежний заместитель главного инженера по эксплуатации ЧАЭС, в частной встрече ссылался на недостаточную работоспособность системы.
– по п. 1. Снижение оперативного запаса реактивности существенно ниже допустимого значения. Ядерный реактор оказался в «йодной яме», и как следствие отравление ксеноном.
Операторы с трудом подняли мощность реактора с 30 МВт до 200 Мвт (тепл), т.е. реактор должен был сам заглушиться.
Эпизод из истории: В декабре 1948 года была произведена новая загрузка в реактор «А» всего металлического урана, имевшегося в стране. Результат этой спешки был печален. Уже в конце декабря началась массовая протечка труб (неанодированных) и замачивание кладки. Физические параметры котла постоянно, день ото дня, ухудшались. Запас реактивности падал на глазах. 18 января 1949 года Курчатов решил требовать остановки в ультимативной форме. А ничего другого и не оставалось. Защитные стержни были полностью извлечены из активной зоны. Коэффициент размножения в сборке в любую минуту мог перейти границу и стать ниже единицы. Тогда цепная реакция в котле заглохнет сама собой, независимо от решений специального комитета [6, с.130-131].
В процессе работы ядерного реактора в нем накапливаются осколки деления и образуются трансурановые элементы, главным образом, плутоний. Накопление осколков вызывает уменьшение реактивности ядерного реактора. Это называется отравлением ядерного реактора (в случае радиоактивных осколков) и зашлаковыванием (для стабильных) [2]. Отравление вызывает главным образом Хе-135, обладающий наибольшим сечением поглощения нейтронов ~ 2.6 10⁶ барн. Его период полураспада Т_1/2 = 9.2 ч, выход при делении 6-7 %. Основная часть Хе-135 образуется в результате распада I-135 (T_1/2 = 6.8 ч). При отравлении К_эф уменьшается на 1-3 %. Большое сечение поглощения Хе-135 и наличие промежуточного нуклида I-135 приводит к двум важным следствиям: 1) к увеличению концентрации Хе-135 и, следовательно, к уменьшению реактивности ядерного реактора после его остановки или снижения мощности («йодная яма»); 2) из-за отравления могут происходить пространственно-временные колебания нейтронного потока и мощности ядерного реактора. Колебания возникают тем легче, чем больше ядерный реактор (несколько метров) и чем больше поток нейтронов > 10¹³ н/см² с. Для ВВР-2 достаточно было остановки на 72 часа – примерно восемь T_1/2 для Хе-135, чтобы реактор заработал вновь.
Итак реактор РБМК работает на мощности 200 МВт (тепл). Неожиданно приборы фиксируют рост мощности, что явилось причиной нажатия кнопки АЗ-5, по сигналу от которой в активную зону вводятся все регулирующие стержни и стержни AЗ со скоростью 0.4 м/с. Небольшая скорость движения регуляторов компенсируется их количеством. Через 3 с мощность превысила 500 МВт (тепл), а период разгона стал намного меньше 20 с. Положительный паровой эффект реактивности способствовал ухудшению ситуации [1].
Различные группы советских специалистов по разному оценивали влияние конструктивного дефекта органов аварийной защиты на ход аварии, и расхождения сохраняются до настоящего времени. По крайнему суждению сам катастрофический разгон реактора был вызван срабатыванием аварийной защиты. Разработчики реактора многие годы проводили расчетное моделирование аварийного процесса, в результате которого делали вывод о том, что количественное влияние «положительного A3» недостаточно для реализации случившегося. Для того должен был срабатывать дополнительный механизм ввода положительной реактивности. Такая направленность послеаварийного анализа определенно была вызвана потребностью реабилитации и подталкивалась «дамокловым мечом» наказания.
Анализ катастрофы в системе «Человек-Машина» не может разрешить противоречия между конкретными фактами и интерпретацией причин. Признав виновниками катастрофы персонал ЧАЭС, удалось вывести из-под «дамоклова меча наказания» научное руководство, конструкторские организации, проектировщиков, специалистов инженерной геологии и геофизиков.
Однако следует признать, что поиск причин катастрофы в системе «Человек–Машина–Природа» направлен на приближение к истине, на вскрытие причинно-следственных связей.

Выводы
1. Ядерный реактор РБМК является логическим продолжением развития первого промышленного реактора с решеткой уран–графит–вода для наработки плутония.
2. Использование данного реактора в энергетическом режиме связано с трудностями в эксплуатации, обусловленными паровым (пустотным) эффектом реактивности.
3. В сравнении с энергетическим реактором ВВЭР реактор РБМК не отвечает комплексу требований по безопасности и должен быть снят с эксплуатации.
4. Анализ шести наиболее опасных нарушений режима эксплуатации, совершенных персоналом четвертого энергоблока ЧАЭС, представленных в докладе для МАГАТЭ в августе 1986г., показал, что эти нарушения некритичны и не могли привести к катастрофе.
5. Состояние реактора РБМК-1000 в последние сутки работы характеризуется попаданием в «йодную яму» с последующим переходом к ксеноновому отравлению, при котором должно произойти самоглушение реактора, что исключало протекание цепной реакции.
6. Зафиксированное «возрастание нейтронного потока» произошло вследствие воздействия ионизирующего излучения геофизического процесса на внутриреакторные ионизационные камеры.
7. Анализ катастрофы в системе «Человек–Машина» не может привести к разрешению противоречий между фактами и их интерпретацией.