1.2.2. Авария на IV блоке Чернобыльской аэс. Выводы и уроки
Причины аварии на ЧАЭС изучаются уже более 18 лет. Имеются веские основания считать, что они в достаточной мере установлены, хотя не все специалисты и организации с этим согласны. Помимо легко объяснимого различия субъективных точек зрения имеется и серьёзная объективная причина противоречий в опенке причин аварии:
- действовавшая на реакторах РБМК штатная система регистрации технологических параметров, достаточно эффективная при нормальной эксплуатации с характерными временами процессов – минуты, часы, оказалась недостаточно информативной при регистрации параметров аварийного процесса, длившегося менее 9 секунд от момента исходного события до начала разрушения реактора. Тут надо заметить, что вычислительная система считала фактические поля энерговыделений и положение всех поглощающих стержней регулирования в течение семи-десяти минут, стало быть, она показала состояние аппарата примерно за десять минут до взрыва.
Урок 1. Нельзя слишком уж экономить на информационных системах. Эта экономия снижает безопасность ядерной энергетики, т.к. не дает возможности проводить анализ и делать достоверные выводы о причинах и течении аварии, если она произойдет, чтобы устранить эти причины.
Зарегистрировано несколько разреженных совокупностей некоторых важных параметров, причем время фиксации данных известно с погрешностью ~1 сек. Такой сетке зафиксированных параметров можно поставить в соответствие несколько непротиворечивых сценариев аварии, удовлетворяющих на качественном уровне нейтронно-физическим и теплогидравлическим закономерностям.
Однако почти все эксперты сходятся на том, что первыми были зафиксированы сигналы о превышении мощности и скорости ее нарастания. Через несколько секунд после этого отмечен бурный рост давления в одном из барабанов-сепараторов с 6.5 МПа до ~9 МПа всего за 3-4 сек.
Это свидетельствует о том, что причина аварии – значительное и очень быстрое приращение реактивности реактора.
Можно выдвинуть две версии о причинах такого приращения.
ВЕРСИЯ 1. Причина разгона реактора – массовое опустошение технологических каналов из-за полного срыва циркуляции теплоносителя вследствие попадания ГЦН в кавитационный режим.
Эта версия расходится с проектными данными по переходным процессам реакторов типа РБМК при падении расхода теплоносителя в контуре циркуляции. На рисунке 1.2 показано поведение мощности реактора во времени с уменьшением расхода теплоносителя, как это предполагалось в проекте.
Т
Рис.1.2. Проектные
доаварийные оценки динамики реактора
РБМК при уменьшении расхода теплоносителя
из-за отключения 4-х ГЦН из шести: 1-число
нейтронов в реакторе (n);
2-расход
через реактор (G).
Согласно этой оценке положительный паровой эффект с уменьшением плотности теплоносителя сначала растет, а потом уменьшается и даже меняет знак при полном обезвоживании зоны. Поэтому считалось, что полное обезвоживание зоны может быть опасно только с теплофизической точки зрения, т.к. в этом случае реактор должен сам себя заглушить.
П
Рис. 1.3. Оценки
парового эффекта реактивности в
реакторах РБМК в зависимости от плотности
теплоносителя :
1-эффект,
реализовавшийся при аварии;
2-проектные
расчеты; 3-результат противоаварийных
мероприятий.
Если по проекту мощность должна была, сначала возрасти, а затем снизиться, то по тщательным расчетам получается, что уменьшение расхода теплоносителя только ускоряет процесс делений. Как оказалось, полный паровой эффект реактивности в 2 2.2 раза превышал компенсирующую возможность стержней A3.
Отсюда важный вывод 1. При обезвоживании активной зоны стержни A3 без помощи каких-то других поглощающих стержней не могли, в принципе, заглушить реактор.
Урок 2. Необходимо добросовестно оценивать важные для безопасности физические эффекты в реакторах и проектные расчеты подвергать тщательной независимой экспертизе.
Разумеется, читателю известно, что для динамики реактора важнейшим является вопрос: при положительном эффекте реактивности превышается или нет эфф и, если да, то на сколько? Проработавшие два-три года РБМК той (доаварийной) модификации имели изотопный состав такой, что эфф ~ 0.5%. Значит, если оценить баланс реактивностей, то за вычетом того, что может взять на себя AЗ, остаток парового эффекта, который необходимо компенсировать еще чем-то, составляет 2.5эфф
Вывод 2. До катастрофы физические характеристики реакторов РБМК из-за слишком большого положительного парового эффекта реактивности предрасполагали эти реакторы к саморазгонным процессам.
Однако ВЕРСИЯ 1 с кавитацией ГЦН как первопричиной аварии многими подвергается сомнению, т.к. по данным регистрации параметров вроде бы срыва циркуляции в контуре не было.
В
Рис. 1.4. Схематическая первоначальная конструкция органов AЗ реакторов РБМК, их положение на старте (I) и в начальный период движения в зону (II):
1-поглотитель,
2-охлаждающая вода,
3-вытеснитель.
Справа показан вклад в реактивность реактора замен одних компонент канала СУЗ другими.
I
II
Задолго до аварии был обнаружен аномальный эффект в поведении реактивности при погружении в зону полностью выведенных стержней РР или AЗ (они одинаковы по конструкции): реактивность сначала немного возрастала, а затем падала, как и положено при вводе поглотителя. Причиной такого аномального хода реактивности является конструкция органов AЗ и РР, схематическое изображение которой дано на рисунке 1.4. Этим были нарушены требования п. 3.3.38 действовавших тогда правил ПБЯ-04-74 (п. 2.2.11 ныне действующих правил ПБЯ-РУ-АС-89), смысл которых состоит в том, что органы воздействия на реактивность должны быть сконструированы так, чтобы ни на каком участке своего хода в зону они не вносили бы положительной реактивности.
Графитовый вытеснитель, предназначенный для экономии нейтронов, был выполнен на ~2 м. короче высоты активной зоны (в целях экономии на строительных работах под реактором). Вследствие этого, на начальном участке хода стержня в верхней части реактора вносится отрицательная реактивность за счет замещения воды более эффективным поглотителем (бором) и замещения водой менее поглощающего материала вытеснителя. В нижней части реактора, наоборот, более эффективный поглотитель (вода) замещается менее эффективным (графитом), т.е. вносится положительная реактивность. Полный (разностный) эффект от ввода стержня на начальном участке зависит от конфигурации высотного распределения потока нейтронов, в которое опускается стержень, деформируя его. Поскольку в реакторах РБМК это распределение, как правило, скошено вниз (см. рис. 1.5), то разностный эффект был почти всегда положительным.
При этом обычно проявляется еще одна конструктивная особенность реакторов РБМК – их кассеты состоят из двух ТВС длинной 3.5 м., расположенных одна над другой, с зазором между ними для компенсации температурных расширений. В этом зазоре нет энерговыделения из-за отсутствия топлива в нем. Следовательно, всегда в центре по высоте активной зоны есть провал (пусть небольшой) в поле энерговыделения и два локальных максимума по обе стороны от него. Такое поле очень неустойчиво к малым возмущениям и легко искажается, что при вводе стержней в зону, как правило, приводит к выпячиванию поля энерговыделения в нижнюю часть реактора.
Урок 3. Не всегда экономия нейтронов и экономия на строительных работах безопасны.
Необходимо было и разработчикам и органам госнадзора принять надлежащие меры по выполнению требований ПБЯ, провести тщательные и всесторонние исследования по изучению всех эффектов, связанных с положительным "выбегом" реактивности. Однако этого сделано не было.
Вывод 3. Увеличение реактивности (пусть кратковременное и только в начале движения стержней в зону) явилось как будто бы тем незначительным отступлением от правил, которое, как выяснилось в дальнейшем, имело крайне тяжелые последствия.
Традиционно для большинства реакторов считается, что стержни РР должны использоваться для управления сравнительно медленно изменяющимися конфигурациями нейтронного поля и компенсации медленных эффектов выгорания и отравления. При остановках реактора эти стержни используются для создания дополнительной подкритичности, т.к. в холодном состоянии при отрицательном температурном эффекте в реактор вносится положительная реактивность. На перемещение и положение стержней PР не накладывается ограничений, не связанных с выполнением именно этих функций во всех реакторах кроме РВМК.
В технологическом регламенте эксплуатации РБМК имеются указания и недопустимости извлечения из реактора стержней РР более определенного количества. Для обозначения этого количества введен специальный термин – оперативный запас реактивности (ОЗР). Он измеряется в эффективном количестве целиком погруженных стержней. В регламенте оговаривалось, что ОЗР должен быть не менее 15 стержней. Если нет, то реактор должен быть заглушен. Такое требование выдвигалось в предположении, что при меньшем ОЗР возникают трудности с удержанием стабильного поля энерговыделения. Это действительно так.
Но есть и другая причина: несоблюдение регламентного ОЗР может также резко снизить эффективность аварийной защиты и даже превратить ее в антизащиту.
В регламенте не было и намека на такую возможность.
Чисто техническая функция аварийной остановки реактора в случае уменьшения ОЗР ниже допустимого была передоверена операторам в расчете на их постоянное внимание и умение быстро отыскивать среди полутора сотен указателей положения РР те, которые находятся в промежуточном положении, опираясь на арифметические подсчеты, поддерживать необходимый ОЗР. В аварийных условиях это оказалось невыполненным.
Вывод 4. Регламент был составлен некачественно.
Урок 4: а) нельзя, экономя на автоматике, слишком многое передоверять операторам;
б) регламенты необходимо писать так, чтобы все тонкости управления, связанные с безопасностью реактора, были в нем оговорены.