ЧАЭС

Концевой эффект.

Под этим скромным и обыденным названием, возникшим уже после Чернобыльской аварии, скрывается серьёзнейший просчет в конструкции реактора РБМК-1000, сыгравший в этой аварии роковую роль. Главный конструктор реактора (ГК), уходя от ответственности за аварию, еще более завуалировал этот термин, придав ему научную респектабельность, PS-эффект. А между тем, именно этот эффект PS превратил простое нарушение технологического регламента эксплуатации (запрет на работу с малым ОЗР) в преступное действие, приводящее к катастрофическим последствиям. Знал ли об этой опасности эксплуатационный персонал, и что вообще знал он о концевом эффекте? Знал ли об этом Главный конструктор, и какие он принял меры, чтобы исключить саму возможность такой катастрофы?

Как мог эксплуатационный персонал не знать о концевом эффекте, спросите Вы, если он же сам его и обнаружил за 2,5 года до аварии во время физического пуска 4-го блока ЧАЭС? А спустя еще три месяца такой же эффект обнаружился при физ.пуске 1-го блока Игналинской АЭС, о чем Главный конструктор (ГК) тогда же разослал письмо на все АЭС с реакторами РБМК-1000. Более того, проявления концевого эффекта встречались в практике эксплуатации реакторов РБМК и до этого, а на 3-м и 4-м блоках ЧАЭС именно из-за концевого эффекта были удалены вытеснители у стержней АР.

И, тем не менее, персонал АЭС, не знал ничего о концевом эффекте, а тем более о его катастрофической опасности при работе с малым ОЗР. А как, спрашивается, он мог что-либо знать, если официально никакого такого «концевого эффекта» не существовало, и названия даже такого не было. О нем не писалось в учебниках и учебных пособиях, по которым готовились операторы, управляющие реактором, и учились все специалисты, так или иначе причастные к реакторной физике и работе АЭС с РБМК. Никаких следов упоминания концевого эффекта, в любом виде и названии (за исключением двух писем, о которых еще будет речь ниже), нет ни в каких письменных документах доаварийного периода ни в проектно- эксплуатационной документации, ни в мероприятиях по безопасности (каждый год выпускаемых), ни в научно-технической литературе (учебниках, статьях, монографиях и т.д.).

Так всё же, знали или не знали? Как совместить в одной голове всё сказанное выше? В одной голове никак, но ведь «голов» было много за 12 лет (с 1974 г.) эксплуатации АЭС с реакторами РБМК. Давайте, разбираться по порядку.

1) Что было обнаружено на физическом пуске реактора 4-го блока ЧАЭС?

Какой-то эффект положительного выбега реактивности на начальном участке движения стержней АР. «Аналогичный выбег, но меньшей величины обнаружен и при градуировке отдельных стержней РР и АЗ. Однако, при введении стержней с верхних концевиков группами (15-18 стержней РР) положительный выбег реактивности не наблюдается.» А раз не наблюдается, и больше ничего об этом не говорится, то какие могут быть причины для волнений, опасений, и вообще, какого-либо беспокойства – акт подписали и забыли. Вот положительный выбег реактивности на стержнях АР, это конечно, большое неудобство, автомат должен быть однозначно сориентирован, какую реактивность он вводит, положительную или отрицательную. Поэтому в выводах акта о физ. пуске есть пункт:

документ

М-да!.. 3-й блок ЧАЭС пускался в 1977г., там что, тоже на физ. пуске обнаруживали положительный выбег реактивности? Почему же об этом ничего неизвестно? Да и про 4-й было бы ничего неизвестно, не взорвись он в 1986 г. Пылились бы и акт и отчет о физ. пуске в архиве, пока не канули в Лету. Почти все члены комиссии по физ. пуску мои либо знакомые, либо сослуживцы, но ни разу, ни от кого из них я не слышал, что-либо о концевом эффекте. Настолько это был малозначительный факт – его обнаружение при пуске блока. Когда им показывали уже после аварии (при её расследовании) ими же подписанный отчет по физ. пуску, они страшно удивлялись и продолжали не верить, что «такая чепуха» могла взорвать реактор.

2) Что было на физ. пуске 1-го блока ИАЭС?

Достоверно это узнать значительно сложнее, да и не суть столь важно. Гораздо важнее письмо ГК, написанное в связи с этим, ведь только из него мы узнаем об обнаруженном концевом эффекте, о том какую опасность он представляет, и как с ним бороться. Ну и что же мы видим в этом письме [1]? Да, ничего особенного, только «успокоительные пилюли на ночь». Вот его содержание в двух-трех словах.

……… – Во время физического пуска реактора на Игналинской АЭС (ИАЭС) при градуировке стержней регулирования (АР и РР) обнаружен положительный выбег реактивности. Ничего нового в этом нет, такой же эффект в несколько меньшем масштабе наблюдался при пусках 3-го и 4-го блоков ЧАЭС.

……… – Никакой опасности обнаруженный эффект не представляет. Положительный выбег имеет место только на одиночных стержнях РР и четверке стержней АР на начальном участке их движения.

………– Происхождение эффекта давно и хорошо известно. Он возможен только при движении стержня из крайнего верхнего положения и одновременно сильно перекошенном вниз нейтронном поле. В реальности, в работающем реакторе всегда находится много стержней в промежуточном положении. Их погружение перекрывает положительный выбег, поэтому при сбросе стержней положительный выбег никогда не наблюдался, хотя поле нейтронов могло быть и перемещенным вниз.{comment: т.е. иными словами, концевой эффект никак не нарушает выполнение аварийной защитой своих функций: быстрый ввод отрицательной реактивности с целью заглушения реактора}.

………– Нет причин для какого-либо беспокойства, мы всё знаем и у нас всё под контролем. При работе реактора в различных регламентных режимах эксплуатации никакого положительного выбега реактивности не наблюдается. Тем не менее, есть и дальнейшие предложения – 7 пунктов предложений. «Задачи, стоящие в письме, включены в план , и по ним ведутся работы.» {comment: никаких следов ни этого плана, ни якобы проводившихся по нему работ обнаружить не удалось}.

Чтобы оценить в полной мере всю прелесть этих 7-ми пунктов письма, нужно прочитать их в оригинале. Первым пунктом идет уже осуществлённое на АЭС отъединение вытеснителей на стержнях АР, вторым – предложение ограничить количество стержней одновременно извлекаемых из активной зоны, третьим пунктом предлагается – «изучить и обобщить опыт лучших операторов по управлению полями энерговыделения» и усовершенствовать {comment: до невозможности исполнения} «инструкции управления реакторов». И только начиная с 4-го пункта идут предложения касающиеся сути дела, как исключить концевой эффект в принципе, изменением конструкции стержней регулирования и даже реактора в целом.

Единственное, что может сделать дирекция и персонал АЭС, прочитав такое письмо, это «положить его под сукно» в ожидании дальнейших инструкций и указаний, а, не получив их, через какое-то время выбросить это письмо из головы. Что, судя по всему, и произошло.

3) Где, когда и как были «отрезаны» вытеснители у стержней АР?

Если проследить, насколько это возможно, историю стержней АР, то мы увидим следующее. В рабочем проекте реактора РБМК-1000 стержни АР имели графитовые вытеснители, эти вытеснители, судя по всему, были на 1-ом блоке ЛАЭС во время аварии 1975 г. и обеспечили ту картину, которую наблюдал В.И.Борец. Очевидно, тогда и встал вопрос, что делать со стержнями АР, и видимо тогда было принято техническое решение об удалении вытеснителей. Во всяком случае, в своей первой книге по реактору РБМК-1000, выпущенной 1980 г. ([3] стр.38) ГК пишет, что стержни АР не имеют вытеснителей. Но, увы, на 3-ем блоке ЧАЭС, введенном в эксплуатацию вслед за этим в 1981 г., эти вытеснители были. Их отъединили и вывели за пределы активной зоны уже на самой АЭС (так же, как позже, в 1983 г., это было проделано на 4-м блоке), как бы по рекомендации (?) комиссии по физ.пуску. В официальных проектных документах по реактору РБМК-1000 все эти изменения (туда и обратно) никакого отражения не нашли. В своей второй книге выпущенной в 2006 г., описывая конструкцию стержней СУЗ, ГК пишет, что стержни АР имеют вытеснители ([4] стр.324), и ни слова о том, что за прошедшие 40 лет их конструкция как-то, кем-то менялась.

Итак, техническое решение об отрезании графитовых вытеснителей на всех действующих блоках с реакторами РБМК несомненно было, и они на АЭС перед пуском блока отъединялись и размещались за пределами активной зоны реактора. Но вот никаких документальных следов этого технического решения не сохранилось, что же тогда говорить о человеческой памяти.

4) Какие проявления концевого эффекта встречались в практике эксплуатации реакторов РБМК-1000?

После того, как у стержней АР удалены графитовые вытеснители, концевой эффект на работающем реакторе может проявляться только на стержнях РР, перемещаемых поодиночке (или небольшими группами). Обычно, такие действия связаны с необходимостью выравнивания нейтронного поля и подавления его пространственной неустойчивости. На фоне этих глобальных явлений, являвшихся основной «головной болью» операторов реактора, заметить какой-то концевой эффект, особенно, когда о нем ничего не знаешь, очень и очень проблематично. Вот если бы он проявлялся (вопреки письму ГК) как эффект PS, при сбросе аварийной защиты, тогда другое дело, не заметить его было бы нельзя. И он проявлялся.

В практике эксплуатации очень редко, но случались странные выпадения аварийных сигналов АЗМ и АЗСР (свидетельство быстрого возрастании мощности) при срабатывании аварийной защиты по совсем другим (технологическим) причинам. Более того, случались незначительные всплески мощности при сбросе АЗ, зафиксированные на ленте самописца (штатный регистрирующий прибор БЩУ). По крайней мере, один такой фрагмент ленты (найденной в архиве Курской АЭС) был в распоряжении автора при расследовании причин аварии. Выглядело это так же, как на рис 18 a), только в зеркальном отражении относительно горизонтальной линии, и всплеск мощности был несколько больше, чем провал на рисунке.

Задним числом, после аварии стало ясно, что это было проявлением концевого эффекта. Но тогда это было необъяснимо и игнорировалось как некий непонятный артефакт (какие-то сбои в работе систем сигнализации или управления реактором). Об этом в частности упоминает в своей книге (стр 41) и А.С.Дятлов.

5. Что знал ГК о концевом эффекте, и какие он принимал меры для его исключения?

И знал и принимал, о чем и было написано его письмо (по физ. пуску), в этом суть письма. Но вот какая штука. Невозможно одновременно делать вид, что ничего особенного не произошло, и нет причин для беспокойства, а в то же время затевать серьёзные, трудоёмкие и дорогостоящие работы по внесению изменений в конструкцию реактора.
Не остался в стороне и научный руководитель (НР), он в отличие от ГК выразил серьёзное беспокойство по поводу обнаруженного эффекта:
” при снижении мощности реактора до 50% (например, при отключении одной турбины) запас реактивности уменьшается за счет отравления и возникают перекосы высотного поля до Kz <= 1,9. Срабатывание A3 в этом случае может привести к выделению положительной реактивности. Видимо, более тщательный анализ позволит выявить и другие опасные ситуации". Это цитата из письма, написанного своему руководству (в Средмаш) [2]. Были в нем и конкретные предложения по предотвращению возможной катастрофы: «— доработать конструкцию стержней РР и A3 реакторов РБМК с тем, чтобы исключить столб воды под вытеснителем при взведенном стержне; — провести тщательный анализ переходных и аварийных режимов реакторов РБМК с учетом реальных градуировочных характеристик существующих стержней СУЗ; — до проведения указанных мероприятий ввести в регламенты реакторов РБМК дополнение, ограничивающее число стержней, полностью извлеченных из реактора.» Не знаю, было ли это письмо направлено также на какие-либо АЭС (вряд ли), но Главному конструктору ничего не оставалось, кроме как написать в ответ своё письмо, адресовав его уже «всем, всем, всем» [1]. В нём ГК фактически согласился со всеми предложениями НР и даже добавил ещё свои. Но дальше написания тех.заданий и рац.предложений дело не пошло. Ничего, из этого, конечно, не было выполнено, и никаких следов этой бумаготворческой деятельности не сохранилось. Впрочем, один «след» всё-таки есть, это записи в регламенте, ограничивающие (снизу!) допустимый оперативный запас реактивности величиной в 15 ст.РР. Но только уж очень искушенный «следопыт» возможно смог бы хоть как-то связать этот след с концевым эффектом, о котором он при этом ничего не знает. Эта корректировка регламента произошла намного раньше описываемых событий, после аварии на 1-ом блоке ЛАЭС в 1975 г., которая прошла в обстановке глубокой секретности, как бы в недрах Средмаша, и за его пределами мало кто знал о ней какие-либо подробности. Тогда всё было списано на неустойчивость нейтронного поля, и ни о каком концевом эффекте не было речи, что и прослеживается при чтении регламента (в преамбуле главы 9, где записано это ограничение). «Научное руководство станции должно периодически (1 раз в год) рассматривать конкретные условия устойчивого поддержания полей энерговаделения на данном блоке и при необходимости пересматривать их в сторону ужесточения по согласованию с Научным руководителем и Главным конструктором.» И на этом всё, НР и ГК «свою миссию выполнили», дальше за безопасность АЭС согласно ПБЯ-04-74 (раздел 10) отвечает эксплуатирующая организация. Пусть она, если ей надо, нанимает «следопытов» и «предсказателей» для чтения и толкования регламента, чтобы увидеть «ослиные уши» концевого эффекта, и прочувствовать катастрофическую опасность малого ОЗР. ----------------------------------------------------------------- [1] НАУЧНО-ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ И КОНСТРУКТОРСКИЙ ИНСТИТУТ ЭНЕРГОТЕХНИКИ, Письмо, исх. № 050-01/1-120 от 02.02.84. [2] ИНСТИТУТ АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ ИМ. И.В. КУРЧАТОВА, Письмо,исх. № 33-08/67 дсп (1983) [3] Н.А.Доллежаль, И.Я.Емельянов «Канальный ядерный энергетический реактор», Москва, Атомиздат, 1980 г. [4] Е.О.Адамов, Ю.М.Черкашов и др. «Канальный ядерный энергетический реактор РБМК», М.: ГУП НИКИЭТ, 2006 г. ----------------------------------------------------------------- Начнем с регламента. Регламент писал Главный конструктор. Поэтому открываем его книгу, "библию" по реактору РБМК [E1] и на стр. 34 читаем. "…в зависимости от характера изменения нагрузки в энергосистеме и соответствующих требований, предъявляемых к изменению мощности реактора, должен поддерживаться тот или иной запас реактивности, который оказывает непосредственное влияния на глубину выгорания топлива. Все характеристики реактора РБМК рассчитаны в предположении, что оперативный запас реактивности равен 1%. В этом случае допустимо снижение мощности реактора до 50% от номинального уровня без попадания в иодную яму. Для расширения допустимого диапазона снижения мощности необходимо увеличивать оперативный запас реактивности, что либо уменьшит глубину выгорания топлива, либо потребует увеличения начального обогащения топлива для сохранения глубины выгорания." И далее читаем на стр.35 "Оперативный запас реактивности оказывает также влияние на допустимое время полной остановки реактора или снижения мощности или на время вынужденного простоя реактора в случае попадания его в иодную яму. Так, при изменении мощности реактора со 100%-ного уровня и оперативном запасе 1% допустимое время полной остановки реактора составляет ~1 ч, а время вынужденного простоя ~24 ч; для оперативного запаса 2% эти времена равны 3 и 18 ч соответственно." И это все, больше о запасе реактивности ни слова. Ни о какой опасности малого ОЗР речи не идет, а только об экономической целесообразности. Вынужденное время простоя, выгорание, обогащение, это всё показатели эффективности данного типа реактора. И еще речь идет об оперативности управления реактором, чем больше запас реактивности, тем больше оперативных возможностей. Обратим внимание на два узловых момента. Главный конструктор при выборе характеристик и режимов работы своего реактора рассматривает ОЗР не как некий порог для условий эксплуатации, а как некие желаемые значения. Как бы оптимальным является для ОЗР диапазон от 1% до 2%. Если меньше этого диапазона, то будут возникать слишком большие простои и будет низкая оперативность управления, если больше, то слишком дорого будет обходиться топливо. 1% и 2% - это и есть эти самые магические числа 15 ст.РР и 30 ст.РР. А как буднично они появились, без всякого трубного гласа и фанфар. Может у кого-то возникнет вопрос, а почему этих чисел два, а не одно. Ответ простой. Запас реактивности реактора меняется в процессе работы реактора в широких пределах, никого не спрашивая (отравление, выгорание и т.д.), и не всегда легко с этим справиться одними лишь только органами регулирования. Поэтому и дается диапазон на все случаи жизни. Когда реактор работает в режиме начальной загрузки и запас реактивности у него более 20%, для его компенсации используются дополнительные поглотители (ДП). Эти ДП постепенно извлекаются (по мере выгорания топлива) так, чтобы оперативный запас реактивности поддерживался на уровне порядка 2% и выше (экономика здесь вся съедена дополнительными поглотителями, и на неё внимания можно особо не обращать). Когда все ДП извлечены, реактор переходит в режим стационарной перегрузки топлива (на ходу). Кассеты (топливные сборки) с выгоревшим топливом выгружаются, а со свежим топливом загружаются, одновременно производится перестановка и других кассет для достижения равномерности выгорания. В этом режиме запас реактивности реактора поддерживается на уровне 2% за счет подпитки свежим топливом, и весь этот запас - оперативный (т.е. он компенсируется только стержнями регулирования). Стоит поработать на постоянной 100%-ной мощности 1 месяц без перегрузок и ОЗР за счет эффекта выгорания уменьшится с 30 ст.РР до 15 ст.РР, ну а если нужен будет переход на разные уровни мощности, то тут вступит отравление и другие эффекты, и может не хватить даже диапазона в 30-15 ст.РР для ОЗР. А что говорит обо всем об этом регламент? Цитировать его не будем, поверим Горбачеву на слово. И будем считать, что при ОЗР меньше 30 ст.РР работать запрещено, но видимо с чьего-то разрешения (допустим Главного инженера АЭС) можно; а при ОЗР меньше 15 ст.РР работать абсолютно запрещено и нужно немедленно глушить реактор. Как это следует понимать? Вряд-ли как надпись на трансформаторной будке: "Не влезай, убьёт". Скорей всего это означает следующее. По ограничению в 30 стержней: "Соблюдайте график выгрузки ДП (в режиме начальной загрузки) или перегрузки топлива (в режиме стационарной перегрузки). Иначе, у вас возможны большие простои и недовыработка электроэнергии из-за попадания в йодные ямы. Ну, а если графики срываешь, доложи Главному инженеру, он с тобой разберется." Примерно так это выглядит. Ограничение в 15 стержней можно понимать двояко. Для стационарного режима постоянной мощности оно могло бы означать: "Никогда не превышайте предельного среднего по реактору выгорания, в погоне за высокой знерговыработкой. Не планируйте работу реактора с таким малым запасом реактивности, будете все время попадать в иодную яму и вся ваша энерговыработка пойдет насмарку. Поэтому останавливайте реактор прямо сейчас." С учетом предыдущего ограничения, это требование относится скорее к руководству АЭС, чем к сменному персоналу. Для переходных режимов ограничение в 15 стержней видимо читается так: "Планируйте заранее переходный режим так, чтобы ксеноновое отравление не забросило вас в йодную яму. А если планировать не умеете, то и нечего вам переходными режимами заниматься и в йодные ямы проваливаться. Глушитесь сразу и ждите, когда можно будет снова на мощность выйти." Это мы, конечно, в какой-то степени фантазируем. Но ни для каких других фантазий нет ни малейших зацепок ни в тексте регламента, ни в тексте первоисточника [E1]. Ну так как же все-таки? Почему малый ОЗР оказался опасен 26.04.86 на Чернобыльской АЭС и вызвал ядерную аварию? Если все ставить с ног на голову, то да это так. А на самом деле опасен был не малый ОЗР, а опасной оказалась аварийная защита реактора, которая при малом ОЗР инициировала Чернобыльскую аварию. Как это происходило, и почему аварийная защита не только оказалась неработоспособной, но еще запалила бикфордов шнур мощной ядерной аварии, мы подробно рассмотрели в разделе "Чернобыль, как это было" на странице "Особенности реактора РБМК". Суть дела вкратце в следующем. Стержни регулирования РР, которые по сигналу АЗ-5 погружаются в активную зону реактора имеют не только поглотитель нейтронов, но и графитовый вытеснитель. При извлеченном из зоны поглотителе он вытесняет воду из канала СУЗ. Эти вытеснители почти на 1,5 метра короче, чем высота активной зоны, и потому в нижней её части вода в каналах СУЗ остается (когда стержни находятся в крайнем верхнем положении). Эта вода замещается графитом уже при движении стержней, чем вносится внизу активной зоны положительная реактивность Одновременно с этим вверху активной зоны перемещается поглотитель и вносит отрицательную реактивность. Какая в сумме на начальном участке движения стержней вносится реактивность: положительная или отрицательна зависит от многих условий (от формы нейтронного поля по высоте реактора, от распределения выгораний и т.д.). Обязательное условие, при котором вносимая реактивность может оказаться положительной, это движение подавляющего большинства стержней из крайнего верхнего положения. А эта ситуация имеет место только при малом ОЗР. Если бы графитовые вытеснители стержней были на 1,3 метра длиннее, то никаких бы этих проблем не было, и аварийная защита нормально выполняла свои функции (т.е. глушила реактор, а не разгоняла бы его) независимо ни от каких выгораний и нейтронных распределений. Если главный конструктор РБМК считает в порядке вещей, то что работоспособность (и даже принципиально выполняемая функция) аварийной защиты зависит от обычных физических процессов в реакторе, это его право. Но почему все остальные вот уже 20 лет должны стоять на голове в вопросе о причинах Чернобыльской аварии. Оперативный запас реактивности ОЗР не измеряется непосредственно никакими датчиками и не регистрируется никакими показывающими или самопишущими приборами. Величина ОЗР рассчитывается по программе физрасчета "Призма" на ЭВМ системы централизованного контроля (СЦК) "СКАЛА". Этот расчет занимает определенное время и его результат можно увидеть на распечатке, которую дежурный инженер по вычислительной технике должен специально сделать и принести на БЩУ. Да, в регламенте есть ограничения по величине ОЗР, но давайте посмотрим как оно там записано. Во всем регламенте есть только три записи, касающаяся этого ограничения, и одна из них находится в главе 9. "Нормальные параметры эксплуатации блока и допустимые отклонения". В этой главе в 33-х её параграфах для всех более или менее значимых параметров энергоблока (каждому посвящен отдельный параграф) подробно расписывается в каких они должны находиться пределах. Там где это необходимо, описывается как это соответствие регламенту определяется. Для некоторых (комплексных) параметров дополнительно разъясняются разрешенные ситуации. В следующей главе 10 "Действия персонала при отклонениях параметров от нормальных" в 27-ми параграфах (с большим количеством подпунктов каждый) подробнейшим образом описываются все необходимые действия по каждому из параметров. Так вот, во всем этом тексте нет не слова про оперативный запас реактивности. Ни как определять, находится ли он в допустимых пределах, ни что и как делать, если он за эти пределы вышел. Вообще ничего. Нет такого контролируемого параметра!. ОЗР упоминается только в преамбуле главы 9. Эта преамбула очень короткая, так что даем её целиком. документ

Что мы здесь видим?

1) ОЗР это никакой ни эксплуатационный параметр, оперативно контролируемый, а некая количественная характеристика состояния реактора, которая еще не вышла из под опеки науки.

2) Эта характеристика связана с устойчивостью полей энерговыделения в реакторе и возможностью ими управлять. Ни о каком ослаблении аварийной защиты, а тем более возможности взрывоопасной ситуации речи здесь не идет.

3) Ограничения на величину ОЗР относятся к стационарному режиму, когда этот параметр меняется очень медленно и есть время для его определения и осмысления.

4) Ограничение ОЗР в 15 стержней представлено крайне несерьезно. Не описано, что такое немедленное заглушение (если это кнопка АЗ-5, то так и должно было быть написано), и не объяснено чем вызвано такое требование. Ни в одном пункте этой главы регламента нигде больше не фигурирует термин “немедленное заглушение”.

Очень странно выглядит как сама жесткая реакция на отклонение от нормы такого спокойного на вид параметра, так и контекст в котором она записана.

Если, ОЗР не оперативный параметр, а всего лишь определенная физическая характеристика, не влияющая на ядерную безопасность реактора, и главный конструктор сам ничего не знал об опасности малого ОЗР, тогда контекст объясним, но такая жесткость реакции непонятна.

Если же ОЗР это действительно важный для ядерной безопасности параметр, и гл. конструктор знал об этом (хотя никому ничего не сказал), тогда жесткость реакции понятна. Но тогда такая запись этого ограничения в регламенте попахивает уже уголовщиной.

Другая запись ограничения ОЗР величиной в 15 стержней находится в главе 6 “Подъем мощности реактора и пуск блока после кратковременной остановки и частичной разгрузки” , в параграфе 6.6 “Порядок подъема мощности “. Вот эта запись.

документ

Как видим никакой срочности и спешки в заглушении реактора здесь нет.

Во-первых, чтобы увидеть, что запас реактивности достиг предельного значения и продолжает падать нужно какое-то время (несколько минут). Все это время ОЗР будет меньше 15 стержней и будет становится все меньше и меньше.

Во-вторых беспокойство в этом пункте, как будет видно из дальнейшего, идет о времени простоя в результате попадания в “йодную яму” (характерное время – часы), что тоже к особой спешке не располагает. Нет ни единого слова о какой-либо катастрофичности малого ОЗР.

В-третьих, то же замечание, что и по главе 9. Нечеткость формулировок. Например, что такое запас реактивности в процессе подъема мощности, как его определять в этом достаточно быстром переходном процессе? До его начала – понятно, после его окончания тоже, но в самом процессе как?

И главное, непонятно для чего вообще такой пункт в регламенте, если в нем есть пункт 6.2 (см. ниже), который четко предписывает при каком ОЗР можно выводить реактор на мощность после кратковременной остановки (и как этот запас реактивности определять). А то, как обеспечивается безопасность при выводе реактора в критическое состояние и дальнейшем подъеме мощности, подробно описано во многих пунктах регламента без всяких ссылок на ОЗР, пункт 6.6.4 по существу ничего к этому не добавляет.

Третье упоминание ОЗР содержится в пункте 6.2

документ

Даже в этом достаточно четко сформулированном пункте не обошлось без непонятности. Какой по вашему мнению согласно этому пункту должен быть минимальный исходный ОЗР, если до останова реактор работал на мощности менее 50% – 30, 26 или 15 стержней РР? Или может быть надо понимать так, что если реактор до останова работал на мощности меньше 50%, то снова выходить на мощность без прохождения йодной ямы вообще запрещено? Тогда почему это так прямым текстом не написано?

Возникает вопрос.

Чем можно объяснить столь расплывчатое представление в технологическом регламенте (ТР) такого важного для безопасности реактора параметра, как оперативный запас реактивности (ОЗР).

Если не подозревать авторов регламента в чем-то нехорошем, то объяснение может быть только одно, они не считали ОЗР параметром, важным для безопасности. И ограничения на его величину, записанные в регламенте, связаны отнюдь не с ядерной безопасностью, а с чем-то другим. С чем же?

Давайте посмотрим что писал об ОЗР Главный конструктор реактора до чернобыльской аварии. В его книге [Е1] про ОЗР написано следующее (на стр. 34-35 ):

документ

И все, больше в этой книге ничего нет про влияние ОЗР на что бы то не было. А из того что говорится в приведенном тексте совершенно очевидно, что допустимый оперативный запас реактивности в реакторе РБМК выбран вовсе не из соображений ядерной безопасности, а из соображений экономичности, хорошей маневренности при работе в энергосистеме и оперативности управления в переходных режимах. Значения ОЗР от 1% до 2% (а это приблизительно и есть 15 и 30 ст.РР, см кривую 1 на рис 2.5) считаются оптимальными. Если ОЗР меньше этого диапазона, то будут возникать слишком большие простои из за попадания в йодные ямы и будет низкая оперативность управления, а если больше, то слишком дорого будет обходиться топливо, и будет низкой эффективность его использования.

Трудно прочитать ограничения на ОЗР в регламенте иначе, кроме как сделанные именно по этим соображениям. Да и сами эти ограничения появились в регламенте лишь после Ленинградской аварии 1975 г. Интересно, а что было до этого на реакторах РБМК 1-ой очереди?

Судя по всему никаких ограничений в регламенте до этого просто не было. В той же книге Главного конструктора [Е1] на стр. 45 читаем:

документ

Т.е. в 1980 г., еще ничего не зная о будущих «коварных замыслах» и действиях эксплуатационного персонала ЧАЭС, которые ГК через 6 лет будет гневно разоблачать, он спокойно описывает рядовой эксперимент по измерению парового коэффицента реактивности. И что же мы видим? Условия проведения эксперимента как будто списаны с чернобыльских: работа на пониженной мощности, отключены два ГЦН, оперативный запас реактивности 6-8 стержней. И что? А ничего. К эксплуатации претензий никаких нет, наоборот, она похоже приведена как пример хорошего и качественного проведения эксперимента.

А почему не взорвались? Ну во-первых потому, что не нажимали кнопку АЗ-5, а во-вторых, им повезло, они проводили эксперимент на слабо выгоревшей активной зоне 3,5 ГВт*сут/т вместо 14 ГВт*сут/т в Чернобыле.

Как не странно, никаких претензий не было и к персоналу ЛАЭС по аварии 1975 г., а они работали с ОЗР даже 3,5 стержней, как сказано в книге ГК 2006 г [Е2] на стр. 593 (раскрыли секрет спустя 30 лет). И особой суеты вокруг ограничений на ОЗР после этой аварии не возникло. Ну записали, что-то невнятное в регламент, ну разослали по станциям информационное письмо о концевом эффекте, обнаруженном (якобы впервые) в экспериментах на физпуске. Но так как, никакой связи этого эффекта ни с ядерной безопасностью, ни с ОЗР в этом письме явно не прослеживалось, то скорее всего его «положили под сукно» и о нём забыли.

Так что, концевой эффект и работа с малым запасом реактивности до чернобыльской аварии были некой «вещью в себе», о которой никто серьёзно не вспоминал (особенно в связи с ядерной безопасностью).

Особенности реактора РБМК

документ

Стержни РР СУЗ, изображенные на Рис 16 состоят из двух секций: секция поглотителя нейтронов из карбида бора, имеющая длину практически равную высоте активной зоны реактора (~7 м) и секция вытеснителя из графита (~4,5 м), секции соединены между собой телескопической тягой. Стержни перемещаются в каналах СУЗ (аналогичных технологическим каналам, в которых размещаются тепловыделяющие сборки ТВС) и охлаждаются водой.

Когда стержень находится в крайнем верхнем положении Рис 16a, в активной зоне размещается его графитовая часть. Графит, это замедлитель, практически не поглощающий нейтроны, в отличие от воды, которая тоже замедлитель, но нейтроны поглощает. Если стержень находится в крайнем нижнем положении Рис16d, то в активной зоне реактора расположен сильный поглотитель карбид бора.

Тем самым перемещение стержня из крайнего верхнего в крайнее нижнее положение вносит в реактор большую отрицательную реактивность, способную заглушить реактор при любой аварийной ситуации (если, конечно, он при этом не разрушается).

Однако, посмотрим, как вносится эта отрицательная реактивность во времени. При перемещении стержня (Рис16 b), в верхней части активной зоны вносится отрицательная реактивность, за счет погружения в зону сильного поглотителя (карбид бора). В это же время в нижней части активной зоны вода в канале СУЗ вытесняется графитом и это вносит положительную реактивность, так как графит значительно слабее поглощает нейтроны, чем вода. Это продолжается до тех пор пока не будет вытеснен весь столб воды в нижней части активной зоны, после чего вносится только отрицательная реактивность (Рис 16b,с).

Если отрицательная реактивность, вносимая в верхней части активной зоны, окажется меньше положительной, вносимой в нижней части, то получится, что стержень на каком-то этапе погружаясь в активную зону, разгоняет реактор вместо того, чтобы его глушить.

Величина реактивности, которую, перемещаясь, вносит стержень, зависит от величины потока нейтронов в том месте, где эта реактивность вносится. Если плотность нейтронного потока равномерно распределена по высоте активной зоны (как на Рис 16a), т.е. одинакова вверху и внизу, то, конечно, вверху вносится гораздо большая (примерно в 2 раза) отрицательная реактивность, чем внизу положительная и общая вносимая реактивность отрицательна. Если же поток нейтронов внизу гораздо больше чем вверху, то ситуация противоположная, и общая вносимая реактивность положительна.

Величина нейтронного потока в данном локальном месте в свою очередь зависит от наличия или отсутствия в этом месте поглотителя. Т.е. пространственное распределение нейтронного потока (нейтронное поле) меняется при перемещении стержней, в одном месте заваливается, а зато в другом вспучивается.

Если стержни в активной зоне находятся в произвольных случайных положениях, то при одновременном движении всех стержней вниз (что и происходит при сбросе аварийной защиты) эти изменения нейтронного потока локальны и также случайны, так что в целом (в распределении нейтронов) по реактору ничего не меняется. Происходит нормальный ввод отрицательной реактивности с постоянной скоростью движения стержней. Если же почти все стержни находятся в крайнем верхнем положении, то при их одновременном движении, распределение нейтронов будет сильно деформироваться по высоте активной зоны. Так как это показано на рис a), b) и c), и так как это было тогда в Чернобыльской аварии.

И в реактор несколько секунд, пока вытеснялся столб воды, по сигналу АЗ-5 от кнопки вводилась стержнями положительная реактивность.

Просмотров: 2

 

Оставьте комментарий

Яндекс.Метрика Top.Mail.Ru