Истории из жизни реальных людей
произошла авария, и почему Дятлов хотя бы и был жестким в своей должности человеком, но уж точно не был таким мудаком и дебилом, как его выставили в сериале. Я не стану описывать все тонкости и моменты, приведшие к аварии — это материал для целого цикла статей, которые уже были в принципе написаны и доступны в интернете для каждого желающего, но самое, на мой взгляд, важное — постараюсь осветить.
Напомню — я работаю на одной из АЭС с реакторами типа РБМК. В свое время я работал в отделе ядерной безопасности и надёжности, а там разбор причин Чернобыльской аварии — отдельный вопрос при сдаче экзамена на должность, так что, надеюсь, воспоминания мои свежи и сильно я вас не обману 🙂
Дисклеймер — к показаниям свидетелей и участников испытаний и аварии надо подходить критически, сравнивать их между собой, и уже затем на их основании делать выводы.
Также различные отчеты и доклады, особенно от «заинтересованных» научных организаций СССР тоже надо рассматривать критически — должностные лица из этих организаций так или иначе имели отношение к причинам аварии, и потому в отчетах, разумеется, скидывали вину на персонал.
Я лично буду больше опираться на официальный отчет в МАГАТЭ, ИНСАГ-7, делая свои ремарки и заметки на основании того, что известно мне и во что верю я сам.
Мне тоже верить на слово не стоит — я просто человек, которые имеет своё мнение, которым с вами и делюсь, так что читайте, но не доверяйте, а аргументированная критика от вас наоборот, ожидается и приветствуется.
Ссылки тот же ИНСАГ-7 и прочие интересные документы будут в конце поста.
Итак, поехали.
1. Почему в СССР вообще строили РБМК
В СССР промышленность развивалась очень бурными темпами. Для того, чтобы всем строящимся заводам, фабрикам и городам хватило электроэнергии, необходимо было такими же темпами вводить в строй электростанции.
Темы ввода мощностей планировались настолько лихими, что в стране практически в массовом порядке строились угольные, гидроэлектростанции, а в 1954 году была запущена Первая в мире АЭС в городе Обнинске. Соответственно, электростанций нужно было много, они должны были быть мощными, и атомная энергетика пришлась тут как раз к месту.
В Советском Союзе к началу 60-х годов был накоплен огромный опыт проектирования и эксплуатации уран-графитовых реакторов (УГР), а вот водо-водяное направление (ВВЭР) немного отставало. Не буду вдаваться в подробности, приведу простые цифры — первый энергоблок-миллионник (электрической мощностью в миллион киловатт) с реактором РБМК был подключен к сети в 1973 году, а первый миллионник с реактором ВВЭР-1000 был подключен к сети только в 1980 году.
Также не надо забывать, что для постройки АЭС с реактором ВВЭР-1000 необходимо производить очень сложное и уникальное оборудование — в основном сложности возникали с корпусом реактора и парогенераторами. Для производства всего этого добра нужны были отдельные новые заводы, а это требовало времени и денег.
Для постройки энергоблока с реактором РБМК-1000 такое сложное оборудование не было нужно, практически всё, из чего состоял энергоблок, производилось на обычных машиностроительных заводах, и монтировалось и сваривалось на месте. И важнейший плюс — топливо на РБМК можно перегружать на мощности, позволяя поддерживать равномерное выгорание по всем ячейкам реактора, что тоже должно было повысить экономичность реактора.
Соответственно, в финале пятой серии сериала «Чернобыль» было сказано абсолютно верно — такие реакторы, как РБМК, массово строились исходя из финансовых соображений. Их было дешевле, быстрее и проще строить.
Вопрос в другом:
2. Опасен ли был дочернобыльский РБМК
Сейчас, в 2019 году, у нас есть мощные компьютеры, куча реально крутых программных средств и комплексов для расчетов как нейтронной физики, так и теплогидравлики, в любых режимах — в статике и в динамике. В шестидесятых же, когда РБМК проектировался и рассчитывался, такого изобилия программ с такой точностью попросту не было, я уже молчу про мощность ЭВМ.
Не только в СССР, во всем мире расчет реактора тогда был сложен, долог, а погрешность такого расчета, особенно для нового типа реакторов, не всегда была удовлетворительна.
Поэтому спроектированный безопасным РБМК на деле обладал определенного рода особенностями. Не буду называть это «ошибками проектирования», это не совсем верно на мой взгляд, но вот основные негативные характеристики, которыми обладал дочернобыльский РБМК:
2.1 Положительный паровой эффект реактивности. Паровой эффект реактивности — это суммарная реактивность, которая будет внесена в реактор, при полной замене воды во всех технологических каналах на пар.Если на свежем РБМК с большим количеством дополнительных поглотителей (ДП) в активной зоне этот эффект был положительный, но небольшой (менее 1 βэфф), то на поработавшем, выгоревшем реакторе с минимальным количеством ДП паровой эффект достигал 5-7 βэфф. Для понимания — реактор стабилен и управляем, пока вносимая положительная реактивность не превышает 1 βэфф. Когда мы вносим реактивность больше 1 βэфф — реактор начинает мгновенно разгоняться, и за одну секунду мощность может увеличиться в десятки тысяч раз.Собственно, проектировщики реактора рассчитали заранее паровой эффект и знали, что он будет менее 1 βэфф на номинальном уровне мощности и на свежем реакторе — тут они не ошиблись. Но, возможно, они не знали, что на малых мощностях и на выгоревшем (поработавшем какое-то время) реакторе паровой эффект будет больше расчетного, а в отдельных режимах — очень сильно больше. Узнали они об этом в процессе эксплуатации или нет, в принципе не так важно, но никакой модернизации или изменений в физике реактора по этой части до аварии не было проведено.
2.2 Очень медленное движение стержней управления и защиты. Стержни управления, содержащие в себе поглощающий материал, очень медленно входили в активную зону. В дочернобыльском РБМК стержень полностью входил в активную зону за ~20 секунд. Согласитесь — когда у тебя мощность в аварийных ситуациях может сильно меняться за доли секунды, то 20 секунд на ввод стержней — это слишком много.
Тем не менее, надо отметить, что до момента аварии на ЧАЭС такой скорости хватало для достаточно безаварийной эксплуатации всех РБМК.
2.3 Проблемы с расчетом оперативного запаса реактивности. Оперативный запас реактивности (ОЗР) — это та реактивность реактора, которая в данный момент скомпенсирована введенными в активную зону стержнями управления и защиты (СУЗ). На РБМК она измеряется в «эффективных стержнях» — принято, что в среднем физический вес одного стержня составляет примерно 0.09 βэфф, и, соответственно, ОЗР в 10 стержней означает, что мы можем высвободить реактивность ~ 0.9 βэфф, а ОЗР в 30 стержней означает, что высвободить мы можем ~ 2.7 βэфф.
Надо, опять же, понимать, что ОЗР не равен простому количеству стержней в активной зоне с учетом их глубины погружения. ОЗР — это сложный расчетный параметр, он очень сильно зависит от положения стержней в зоне, от расхода воды, от ее температуры, от отравления реактора, от многих других критериев.
Соответственно, оператор никак не может посчитать ОЗР в уме, особенно в переходных режимах. К тому же, на дочернобыльском РБМК этот параметр нигде не отображался на БЩУ, выводился только в распечатках информационно-измерительной системы СКАЛА, да и сам расчет на ЭВМ занимал около 10-15 минут.
Параметр ОЗР, который после аварии стал считаться ядерно опасным, операторы попросту не видели на БЩУ, а могли увидеть лишь результаты его расчета с некоторым опозданием.
2.4 Концевой эффект стержней СУЗ и его значение при низком ОЗР. Под самим стержнем СУЗ находился графитовый вытеснитель. Зачем он там был В целях экономии нейтронов. Вода в РБМК, учитывая очень большое количество графита в активной зоне, выполняла роль скорее поглотителя. Если бы графитового вытеснителя не было, то в 211 каналах СУЗ всегда находился бы различной высоты столб холодной (до 100 градусов Цельсия) воды, поглощающей нейтроны. Соответственно, от лишней воды в активной зоне для более рационального использования нейтронов необходимо было избавиться.
Графитовый вытеснитель эту воду замещает, но есть одно «но» — так как под реактором места немного, и при полном вводе стержня в активную зону вытеснителю просто не хватит места под ней, то вытеснитель по высоте был сделан меньше, чем вся активная зона. Когда стержень СУЗ полностью извлечен, в нижней части активной зоны всегда остается небольшой участок с водой. И когда стержень начинает идти вниз, то графитовый вытеснитель перекрывает эту воду, вызывая ввод небольшой положительной реактивности в первые секунды движения.
Когда ОЗР достаточный (15 и более стержней), то при массовом вводе стержней СУЗ (например, от кнопки АЗ) всё «хорошо», внесенная вытеснителями положительная реактивность компенсируется отрицательной от ввода поглотителей. Проблемы возникали при малом ОЗР. Когда большинство стержней извлечены из активной зоны, при массовом вводе их в зону положительная реактивность суммировалась, и в первые секунды могла даже достигать величины в 1 βэфф, как и показала нам потом авария.
Это не единственные, но, на мой взгляд, самые важные особенности РБМК, которые и привели в итоге к аварии. Отвечая на вопрос «опасен ли был РБМК», я могу лишь сказать одно — он точно не был безопасен в том плане, как мы понимаем безопасность атомной станции сейчас, в 2019 году.
Далее мы поговорим о том, что привело реактор четвертого блока ЧАЭС к взрыву.
3. Предпосылки к взрыву, проводимые испытания
Возможно, у вас возник вопрос — как с такими недостатками РБМК не взорвался раньше Фактически, он «взорвался». На первом энергоблоке Ленинградской АЭС в 1975 году произошел серьезный инцидент — разрыв технологического канала с выбросом топлива в графитовую кладку. Причиной аварии была нестабильность реактора на малой мощности в условиях отравления реактора — оператор, стараясь вывести реактор на требуемую мощность, не смог уследить за распределением мощности в определенном районе реактора, и из-за этого топливо в канале 13-33 перегрелось, расплавилось, заблокировало прохождение воды в канале и в дальнейшем канал разгерметизировался. Не знаю достоверно, повезло ли Сосновому Бору, или всё же атомщики Ленинградской АЭС, как работники Минсредмаша, а не Минэнерго, были лучше подготовлены, но никто при аварии серьезно не пострадал, а реактор, после ремонта, проработал еще 43 года и был благополучно остановлен навсегда лишь недавно, в декабре 2018 года.
Серьезных выводов и полноценной модернизации реактора после аварии 1975 года не последовало, со всеми своими плюсами и минусами РБМК эксплуатировался дальше.
3.1 Испытания энергоблока в режиме выбега турбогенератора
В сериале достаточно подробно описано, зачем нужен был выбег турбогенератора. Неправильно в сериале было сказано о том, что «в безопасности был изъян» и что реактор до запуска дизель-генераторов оставался без охлаждения. На самом деле определенный выбег по инерции имели и сами насосы (ГЦН), да и для поддержания работы самой важной аппаратуры и насосов имелись аккумуляторы (даже целые аккумуляторные комнаты), т.е. реактор всегда имел надежное охлаждение. Внедрение же режима выбега турбогенератора в теории позволяло еще более повысить надежность охлаждения и безопасность энергоблока.
Отдельный вопрос есть к разработчикам реактора и энергоблока о том, почему этот режим не был прописан в проектной документации, и почему внедрять его решили заставить сами станции, но факт остается фактом — «эксперимент» не был самодеятельностью станции, а сама идея использования запасенной энергии турбогенератора — не так уж и плоха.
Надо отметить, что такие испытания на четвертом блоке ЧАЭС проводились не впервые, и даже более того — по электрической части на 4 блоке все отработало успешно, как в 1985, так и в 1986 году. Однако в 1985 году по неизвестной причине не удалось зарегистрировать параметры выбегающего турбогенератора, а в 1986 году после успешного завершения выбега произошла авария.
Говорить, что испытания взорвали реактор — я считаю некорректным. Скорее, при проведении испытаний реактор оказался в таком режиме, когда все его недостатки проявились максимально явно и сильно, сложились в цепочку, и как итог — произошла серьезнейшая ядерная авария.
3.2 «Нарушения» инструкций и Технологического Регламента по эксплуатации
В сериале, множестве книг и «документальных» фильмов бытует мнение, что персонал на ЧАЭС был на всю голову отбитый, заблокировал все защиты, отключил все возможные системы безопасности, и, радостно улюлюкая, взорвал реактор.
Это не так. Как описано в том же ИНСАГ-7, если брать за основу документы, которыми руководствовались операторы тех лет, то оказывается, что почти всё, что делали операторы, было допустимо и разрешено, а то, что они сделали неправильно, было сделано либо из-за недостатка информации о реакторе, либо не повлияло на развитие аварии.
Пойдем по пунктам:
— Отключение системы аварийного охлаждения реактора (САОР): САОР предназначена для аварийной подачи охлаждающей воды в реактор в случае аварии с разрывом трубопроводов. Отключение этой системы допускалось Регламентом с разрешения Главного инженера станции и такое разрешение было получено. САОР никак не могла предотвратить аварию, точно также она никак не могла повлиять на её развитие и её последствия — до момента аварии система не была нужна, а после аварии охлаждать уже было нечего.
— Работа реактора на малом уровне мощности (ниже 700 мегаватт): Тут тоже особо добавить нечего. Это сейчас в Регламенте РБМК запрещается работа на такой мощности — в случае снижения тепловой мощности до 700 МВт мы сразу же глушим реактор. Доаварийный же регламент никак не ограничивал операторов по уровню мощности. Соответственно, ночью 26 апреля операторы вполне себе в нормальной обстановке и без нарушений стали поднимать мощность после провала. Отдельно про провал мощности я еще напишу далее.
— Блокировка сигнала аварийной защиты по останову турбогенераторов: Это требовалось программой испытаний, и Регламентом такое действие допускалось. Нарушений нет, хотя лично я не вижу смысла в такой блокировке — всё равно при проведении испытаний реактор должен был глушиться.
— Не соблюден требуемый оперативный запас реактивности (ОЗР): Регламентом тех лет допускался ОЗР в 15 стержней, при снижении ОЗР менее этого значения — реактор должен был быть заглушен. Как я уже рассказывал ранее, ОЗР не выводился на БЩУ для оператора в режиме «онлайн» и долго рассчитывался по запросу. 26 апреля, во время подготовки к испытаниям, ОЗР всегда был выше 15 стержней, и только за минуту до аварии ЭВМ СКАЛА выполнила запись параметров реактора, по которой уже после аварии на другой АЭС был проведен расчет ОЗР. Как выяснилось, за минуту до аварии ОЗР составил от 2 до 8 стержней, что, фактически, было нарушением регламента. Однако оператор реактора не успел узнать о таком низком значении ОЗР, а если бы и узнал — то точно так же нажал бы кнопку АЗ-5 для останова реактора.
— Блокировка сигналов аварийной защиты реактора по уровню воды и давлению пара в барабанах-сепараторах: Это точно было нарушением регламента — хотя защита и продолжала работать, но уставка (уровень) был ниже, чем того требовали документы. Тем не менее, эта ошибка не повлияла на развитие аварии.
— Работа на 8 насосах (ГЦН) с превышением допустимого расхода: Для надежного охлаждения реактора при выбеге турбогенератора была предусмотрена такая схема: четыре ГЦН были запитаны по штатной схеме и во время испытания работали без снижения расхода, а еще четыре ГЦН запитывались от выбегающего турбогенератора. Это позволяло, даже в случае провала испытаний, надежно охлаждать активную зону реактора. Однако же, когда перед аварией были включены все восемь ГЦН, то системой регистрации параметров были зафиксированы превышения расходов по отдельным насосам. Исходя из