. Куда делся графит? Часть 1я | ЯСталкер

Куда делся графит? Часть 1я

Rate this post

Нынче, во времена информационных войн, многие понимают, как создаются фейковые «новости»: вдруг почти все СМИ начинают жевать какую-то, кому-то очень нужную тему, обсуждая что-то, чего на самом деле никогда не было. Ответом на вопрос «почему ты этому веришь?» – обычно бывает «все так говорят». Если же такую «новость» преподносят устами официальных лиц, например, премьер-министра, как это было с делом Скрипалей, многими это воспринимается как правда, не смотря на оговорки типа highly likely.

Чем авторитетнее произносящий какую-либо чушь, тем больше людей склонно ему верить и принимать сказанное за истину. Тем более, если это академик, как в нашем случае. Прибыв на Чернобыльскую АЭС вскоре после аварии, В.А.Легасов увидел нечто белёсое, поднимающееся над разрушенным энергоблоком. И тут же решил, что это дым, образовавшийся при горении графита. Видимо, забыл, что ещё в школьном курсе химии имеются сведения о горении углерода (а графит – это чистый углерод): образующиеся газообразные окислы СО и СО2 бесцветны. То-есть обычный водяной пар (туман), для образования которого было более чем достаточно причин при аварии, был принят за продукты горения графита. Но самое интересное, что и потом, при написании книги [1] и создании магнитофонной записи воспоминаний [2] он не скорректировал своё ошибочное заявление, сделанное в состоянии сильного эмоционального напряжения при первом взгляде на результаты аварии.

«Из жерла реактора постоянно истекал такой белый, на несколько сот метров столб продуктов горения, видимо, графита. Внутри реакторного пространства (кстати, реакторная шахта оказалась заваленной сверху верхней плитой и обломками строительных конструкций процентов на 80) было видно отдельными крупными пятнами мощное малиновое свечение. При этом однозначно трудно было сказать, что является причиной этого свечения – раскаленные графитовые блоки, оставшиеся на месте – потому что графит горит равномерно, выделяя белёсые продукты обычной химической реакции. А видимый всё-таки свет, который потом отражался в небе, это было свечение раскаленного графита». «…Ясно было, что горит графит и каждая частица несет на себе достаточно большое количество радиоактивных источников.»

«Обычная скорость горения графита где-то составляет тонну в час. В 4-м блоке было заложено около двух с половиной тысяч тонн графита. Следовательно 240 часов при нормальном горении эта масса могла бы гореть, унося с собой…» [2]. Оказалось, и через тридцать с лишним лет фейковая «новость» работает. В обсуждении статьи В.Кузнецова в АС155 находим следующее:

Гость: «Графит трудногорюч и из реакторного графита можно строить дачные печи. А вы считаете, что он горит?»

В. Кузнецов (бывший начальник РЦ ИАЭС): «Да, графит не поддерживает горения. Графит просто горит и его тушили с вертолетов мешками с песком и карбидом бора 10 дней. Это на 4-м блоке ЧАЭС. Сколько графита осталось в шахте реактора после 10 дней пожара, будет известно потомкам. Что же горело 10 суток? Конечно сгораемый материал, а это и есть графит.»

Причем считает, что в кладке РБМК графита 2500 т. Это академик мог не знать, сколько там графита, но не начальник реакторного цеха. Чтобы получить скорость сжигания графита 1 т/ч реакция окисления должна иметь мощность 9,2 МВт/кг (гр). Так как этот процесс – поверхностная реакция, увеличить мощность можно только увеличив площадь поверхности контакта графита с окислителем (воздухом). Этот принцип реализован в топочных камерах пылеугольных котельных агрегатов. Так что для сжигания графита с такой скоростью его нужно размолоть в порошок с размерами частиц не более 0,5 мм и сжигать при принудительном смешивании с воздухом. Если же удастся разогреть графитовые блоки до 1000 °С и поддерживать эту температуру поверхности, то тепловая мощность реакции не превысит 50 Вт/кг(гр). Этого тепла не хватит, чтобы поддерживать необходимую для реакции высокую температуру поверхности.

То-есть предпосылок к поджиганию и горению якобы оставшейся в реакторной шахте графитовой кладки не было [3]. Однако идея горения кладки определила всю последующую стратегию ликвидации последствий аварии. «Высокой правительственной комиссией принято решение – забрасывать с вертолета в шахту реактора мешки с песком (чтобы прекратить горение графита), бросать борную кислоту (чтобы исключить возникновение новой цепной реакции), бросать свинец (чтобы снизить температуру горящего графита)» [4]. В то же время везде присутствовала графитовая пыль. «Диспергированный графит кладки активной зоны в виде мелкой пыли, сажи покрывал всё здание 4-ого энергоблока, внутренние поверхности помещений, промплощадку, здание АБК-2. Осаждение графитовой пыли было отмечено на расстоянии до 1-2 км от АЭС (например, в селе Копачи)»[5]. Процесс оседания графитовой пыли наблюдал замначальника турбинного цеха: выйдя в машзал по окончании активной фазы аварии, увидел, что «из пролома кровли в машзал полупрозрачным столбом опускалась темно-черная пыль. Я не мог тогда понять, что это был реакторный графит» [6].

Ещё одно свидетельство из первых дней после аварии. «Вдруг внимание переключилось на появившийся над блоком вертолёт. Снова сбросил мешки с песком (как потом выяснилось) в развал шахты реактора. Через секунду над разрушенным блоком поднялся чёрный гриб пыли и гари (точь-в-точь как гриб атомного взрыва, только миниатюрный). Шляпа черного зловещего гриба на 3-4 секунды достигла высоты примерно двух третей вентиляционной трубы и медленно стала оседать вниз черными космами, тяжелыми струями, похожими на дождь из тучи на фоне серого неба» [4].

Попробуем разобраться с этой графитовой пылью: как она образовалась, почему и где осела. Сначала вспомним как устроен реактор РБМК, затем воспользуемся результатами обследований разрушенного энергоблока, при этом с помощью классической механики, гидродинамики и теплофизики попытаемся представить картину разрушения реакторной установки.

Конструкционная схема РБМК

Подробнее с конструкцией РБМК-1000 можно познакомиться по книгам [7,8], краткое описание конструкции реактора и устройства энергоблока №4 ЧАЭС можно найти в [9]. Вся активная зона, кроме графитового замедлителя, подвешена на верхней плите (металлоконструкция сх. Е), которая опирается – через 16 катковых опор – на кольцевой бак водяной биологической защиты, рис. 1.

РБМК

Рисунок 1 – Конструкционная схема реактора

Весовая нагрузка на опоры верхней плиты оценивается как 3600 т. Кольцевой бак (сх. Л) установлен на бетонное основание, имеющее два диаметрально расположенных проема для прохода трубопроводов водяных коммуникаций (ВК) топливных каналов (ТК) и других трубопроводов низа реактора. На нижней плите (сх. ОР) весом 2600 т размещается графитовая кладка, состоящая из 2488 колонн, из которых 1661 колонна с топливными каналами, 211 – с каналами системы управления и защиты (СУЗ), 156 – с каналами охлаждения бокового отражателя, остальные – в составе бокового отражателя. Графитовые колонны имеют высоту 8 м, из которых 7 м приходится на собственно активную зону и по 0,5 м на верхний и нижний торцевые отражатели. Графитовые блоки имеют размеры: в плане 250*250 мм, по высоте – основные 600 мм, кроме того 200, 300 и 500 мм, которые установлены в основание колонн для обеспечения сдвига стыков блоков по высоте. Блоки имеют центральное отверстие диаметром 114 мм для размещения труб топливных и иных каналов. В боковом отражателе эти отверстия заполнены графитовыми вкладышами.

Общий вес графита на нижней плите 1700 т, плита установлена на крестообразную опору (сх. С), образованную вертикальными стальными листами высотой 5 м при толщине 40 мм. Пространство под нижней плитой используется для разводки подводящих трубопроводов ВК топливных каналов, отводящих трубопроводов каналов СУЗ, труб системы защиты реакторного пространства от переопрессовки. Трубы ТК закреплены сваркой в стояках (трубных трактах) верхней плиты. Компенсация тепловых расширений труб и графитовых колонн обеспечивается свободным перемещением нижних концов каналов в трубных трактах нижней плиты. Герметизация выходов труб ТК – сильфонами. Графитовая кладка отделена от окружающего пространства цилиндрической обечайкой с линзовым компенсатором тепловых расширений, сх. КЖ. Таким образом металлоконструкциями сх. Е, сх. ОР и сх. КЖ образовано реакторное пространство с активной зоной, заполненное азотно-гелиевой смесью. В топливных каналах установлены тепловыделяющие сборки (ТВС), каждая состоит из двух пучков твэлов длиной по 3,5 м. ТВС закреплены на подвесках вверху, под запорной пробкой ТК. Каждый твэльный пучок содержит 18 твэлов в оболочках из циркониевого сплава. Трубы ТК – также из циркониевого сплава диаметром 88*4, трубы ВК диаметром 57*3,5 и трубы пароводяных коммуникаций (ПВК) диаметром 76*4 – из коррозионностойкой стали.

Циркуляционный контур реактора двухпетлевой, так что на каждую петлю приходится по 830 каналов. В составе каждой из петель – по 4 главных циркуляционных насоса (ГЦН) – три в работе, один резервный, по два барабана-сепаратора (БС) и соответствующие системы трубопроводов и коллекторов. Циркуляционные петли контура условно различаются как правая и левая по направлению на бассейн выдержки в центральном зале (ЦЗ) или на вентиляционную трубу. Для 4-ого блока ЧАЭС левая сторона (петля) –северная, правая – южная, на стороне машзала.

С чего началось

Ещё в декабре 1987 г. шведское Инспекционное управление по ядерной энергетике на основании собственных исследований предложило, как они считали, наиболее вероятную схему развития аварии [10]. В соответствии с этой схемой паровые пузыри, которые образовались при кавитации ГЦН, поступают на вход ТК. Причиной их образования и длительного существования является низкий недогрев воды на входе в насосы. При большом пустотном эффекте реактивности, которым обладал в то время реактор этот пар вызвал мощную вспышку реакции деления. Следствием этого локального скачка энерговыделения было разрушение множества ТК в нижней части. Причиной второго взрыва, как полагают авторы [10], было вытеснение паром воды из верхней части активной зоны. Т.е. опять сыграл большой положительный пустотный эффект. На временных интервалах в несколько секунд знак и величину эквивалентного быстрого мощностного эффекта реактивности почти целиком определяет паровой (пустотный) эффект. Остальные не успевают внести заметный вклад в реактивность [7,11].

Это общая канва событий, если забыть о конструкционной схеме реактора, а также о теплогидравликеи классической механике. Обычно так и поступает большинство исследователей аварии либо по причине слабого представления о законах гидродинамики и теплофизики, либо вследствие пренебрежения такими «низкими» науками.

Ключевой вопрос в инициировании аварии с разгоном на мгновенных нейтронах – это вопрос об источнике быстрого ввода большой положительной реактивности, так как было признано, что одним «концевым эффектом» стержней СУЗ разогнать мощность реактора не удается [12]. Итак, кавитационный, неравновесный пар поступает на вход топливных каналов. Многие [10, 13, 14, 15] полагали, что источником этого пара были ГЦН. Однако выяснилось, что подпор на всасе был не настолько мал, чтобы вызвать кавитацию на лопатках насоса – 22 м вод. ст. при минимально допустимом 23 м вод. ст. Однако начальная стадия кавитации не исключалась. Паровые пузыри, появившиеся на входных кромках лопастей рабочего колеса, где локальное давление падало ниже давления насыщения, двигаются в область все возрастающего давления (работает центробежное ускорение). Это заставляет пар конденсироваться. Пузыри схлопываются – вот она, причина повреждения поверхностей рабочего колеса. Однако маловероятно, чтобы кавитирующий насос подавал пароводяную смесь в напорный коллектор до того как произойдет срыв подачи из-за кавитации. Появление кавитации в насосе сопровождается вибрацией, тряской насоса из-за резких изменений плотности перекачиваемой жидкости при появлении и исчезновении пара в потоке. Наиболее вероятное последствие – разрушение подшипников.

Так что источник неравновесного пара надо искать за ГЦН. А там мы имеем два устройства, обреченные на кавитацию при соответствующих параметрах теплоносителя, – это дроссельно-регулирующий клапан (ДРК) на напорной линии каждого ГЦН и запорно-регулирующий клапан (ЗРК) на каждом трубопроводе ВК топливного канала. Чтобы сохранять расход постоянным в циркуляционном контуре в процессе подъема мощности реактора, мы вынуждены прибегать к помощи ДРК, перераспределяя гидравлическое сопротивление тракта, чтобы общее сопротивление не изменялось. Подъем мощности сопровождается переходом от почти водяного режима, когда гидравлическое сопротивление ТК относительно мало, к режиму кипения, когда по мере увеличения мощности растет паросодержание и гидравлическое сопротивление ТК. В этой ситуации ДРК из сильно прикрытого положения постепенно открывается, компенсируя снижением своего гидравлического сопротивления рост сопротивления кипящих ТК. Таким образом, сильно прикрытое положение ДРК соответствует низкой мощности, соответственно низкому недогреву теплоносителя на входе ТК.

В этих условиях при обтекании поворотного диска ДРК в нижней части гидравлического тракта, куда устремляется большая часть расхода, вблизи кромки диска возникает кавитация, т. е. появляется паровая фаза. Ниже по течению, где скорость падает, а давление восстанавливается, пузыри схлопываются, вызывая повреждение поверхности трубы. На это явление обратили внимание именно из-за обнаруженного локального утонения стенки трубы, поскольку в условиях нормальной эксплуатации эта кавитация не влияла на характеристики реактора. То же самое можно сказать и о кавитации на ЗРК [16]. Это явление не было секретом хотя бы потому, что и во время исследований критического течения [30], и ранее, при ресурсных испытаниях кавитация была обнаружена, но поскольку она не влияла на характеристики реактора при нормальной эксплуатации никто и не пытался углублять исследования, пока не появилась необходимость понять причины отказов расходомеров на линиях ВК [17]. Вопрос о длине пути конденсации этого неравновесного пара в трубопроводе ВК никого не волновал: даже если этот пар попадал в активную зону при пуске реактора и подъёме мощности, это никак не отражалось на характеристиках безопасности: состав активной зоны характеризуется отрицательным пустотным эффектом реактивности.

Вообще после нарушения программы испытаний выбега турбогенератора (ТГ) 26 апреля 1986 г., когда не удалось создать требуемые начальные условия испытаний, и реактор не заглушался при закрытии стопорно-регулирующего клапана (СРК) последней работающей турбины, были созданы условия для необратимого разгона мощности и взрыва активной зоны. Первое: при почти полном отсутствии штатных поглотителей в активной зоне происходил процесс распада и «выжигания» ксенона, разотравление – процесс с положительной обратной связью, т.е. саморазгоняющийся. Второе: ГЦНы, подключенные к выбегающему ТГ8, должны отключиться собственными защитами электродвигателей – по напряжению и/или частоте питающего тока. Срыв подачи остальных ГЦН неизбежен из-за недостаточного подпора на всасе – вполне ожидаемое явление [18, 19]. Далее запаривание активной зоны, разгон мощности за счет большого парового эффекта. Третье: кавитационный пар от ЗРК или даже от ДРК не конденсируется в потоке воды с низким недогревом и поступает на вход ТК. Опять-так большой пустотный эффект обеспечивает мощный всплеск энерговыделения в нижней части активной зоны. Следует множественный разрыв ТК и дальнейшее развитие аварии. Каждый из трех факторов способен самостоятельно довести ситуацию до разгона на мгновенных нейтронах, различия – только в величине временного интервала от начала процесса до взрыва. В нашем случае все три фактора поучаствовали в аварии. Остается понять, что было первым, что именно инициировало разгон. При этом надо понимать, что все важные события, разрушившие реактор, укладываются в 6-7 секунд.

Для такого быстрого процесса разотравление с «выжигание» ксенона оказалось непригодным: надо было допустить «мгновенное» выжигание, чтобы получить наблюдавшийся эффект; причин для такого процесса не было найдено [20]. Вклад разотравления в рост мощности наряду с появление пара на входе ТК был «замечен» автоматическим регулятором (АР): в 1.23.30 АР начал пытаться остановить рост. Другим свидетельством начала роста мощности были показания уравнемеров БС. На последних семи секундах перед нажатием кнопки А35 уровнемеры всех четырех БС показывают тенденцию к росту уровней воды, хотя никакого увеличения расхода питводы в это время нет. Увеличение количества воды в сепараторах пара возможно только за счет вытеснения её из ТК и труб ПВК паром: кавитационный пар внизу и от начала закипания в верхней части ТК. Близость по времени отключения четырех «выбегающих» ГЦН (1.23.40,2 – 1.23.40,7 по осциллограмме) к сигналу АЗМ-АЗСР (1.23.41 по телетайпу), казалось бы, дает основание считать инициатором разгона именно это событие. Тем более, что в течение следующей, 42-й секунды сорвали подачу остальные ГЦН, запитанные от внешнего источника. Здесь мы должны обратить внимание на другое: на 43-ей секунде уже начало рушиться электрооборудование в машзале[21]. Т.е. насосы только что отключились, прекратили подачу, а реактор уже рушится. Значит, не они виноваты.

Здесь надо вспомнить о состоянии ТВС, топлива в начале разгона. Если бы причиной разгона стало падение, а затем прекращение расхода, то запаривание ТК, а с ним и ввод положительной реактивности начался бы спустя несколько секунд, так как для производства пара нужно было преодолеть тепловую инерцию топлива, которое при низкой мощности (не более 530 МВт) было относительно холодным. Так что до запаривания ТК прошло бы 3-5 секунд. Выходит, появление сигнала АЗМ-АЗСР в 1.23.41 обязано какому-то другому событию, потому что разгон уже начался, когда отвалились сначала 4 «выбегавших» ГЦН, а следом и остальные 4. Естественно, это событие только подхлестнуло рост мощности. А начало разгона обязано кавитационному пару, появившемуся на ЗРК. При этом объёмное паросодержание этого потока могло превышать 20 % [17].

Что там происходило

В нашем анализе используются сведения о разрушениях реакторной установки и энергоблока, добытые нелёгким и зачастую опасным трудом двух групп исследователей из НИКИЭТ и ИАЭ (Комплексная экспедиция) – это Н.В.Жуков и его помощники М.А.Можаров, Б.Ю.Озеров и В.В.Вощев, а также К.П.Чечеров и его сотрудники А.Н.Киселёв, А.И Сурин, А.Ю.Ненаглядов. К сожалению, не всем удалось дожить до наших дней.

Конечно, были и другие. Но эти отличились тем, что они всегда были уверены в том, что именно они наблюдают, снимают фото- или видеокамерой, потому что они знали как устроен РБМК и вся станция. Чего не скажешь о других, кто, может быть, сделал даже больше фотоснимков на разрушенном энергоблоке, например, В.И. Ободзинский, но не всегда понимали, что именно они снимают. В результате работ этих исследователей – съёмки через исследовательские скважины, посещение всех этих мест с наблюдением, фото- и видеосъёмкой, взятием проб материалов, вплоть до обломков активной зоны (подреакторные помещения, реакторная шахта, бассейн-барботер, плотно-прочные боксы, помещения БС и ГЦН, машзал) – были добыты важнейшие сведения, позволяющие понять, что и как произошло с реактором во время аварии [5, 22, 23, 24].

Основные результаты таковы:

– шахта реактора пуста, если не считать упавшие в неё железобетонные стеновые блоки;
– следов горения в шахте нет, бетон блоков сохранил окраску, деградации свойств бетона не обнаружено;
– верхняя плита (сх. Е) почти вертикально повисла в шахте, зацепившись трубными трактами за её край;
– по периферии сх. Е свисает около 40 труб, похоже, каналы охлаждения отражателя, других труб нет;
– нижняя плита (сх. ОР) опустилась вниз на ~4 м;
– примерно четверть нижней плиты, юго-восточный сектор отсутствует;
– в северной части на нижней плите сохранилось несколько труб каналов охлаждения отражателя, на них – 1-3 графитовых блока;
– верхняя плоскость нижней плиты завалена главным образом обломками железобетонных стен помещений БС с обрывками стальной облицовки, на облицовке – штатная окраска;
– графитовые блоки на нижней плите, принадлежавшие боковому отражателю;
– под нижней плитой с западной стороны наблюдаются трубы, толстые металлические листы, окрашенные краской АС-8, графитовые блоки;
– на остатках обечайки сх. КЖ застыл стекловидный натёк топливосодержащей массы;
– оставшаяся на опорах ферма кровли ЦЗ сильно деформирована в горизонтальной плоскости;
– глубокий прогиб этой деформации указывает на направление силового воздействия.

Следов горения в шахте реактора обнаружить не удалось: на внутренней стенке кольцевого бака сх. Л сохранилась штатная окраска, в пробуренных секциях бака оказалась вода, т. е. горения графита в реакторной шахте не было. Но были другие, локальные высокотемпературные процессы, приведшие к тому, что исчезла четверть нижней плиты, часть стальной опоры сх. Л, часть труб в подреакторном помещении, оплавлена бетонная опора бака сх. Л. Облицовка стен и внутренняя стенка бака сх. Л имеют следы прожегов струйного характера. Многочисленные свидетельства указывают на то, что высокотемпературные процессы в подреакторном помещении были узконаправленными и быстротечными.

Помимо последствий высокотемпературных процессов имеются следы силовых воздействий на конструкции. Мощным импульсом давления была смята и прорвана на опорах стальная облицовка стен, сорваны и отброшены откатные ворота, на уровне пола сломана (скорее оторвана от пола) стена между подреакторным помещением и приборным отсеком, сорваны крепления подвесок трубопроводов ВК. Из наблюдений следует, что состояние нижней плиты, северных и южных трубопроводов ВК, проломы и прожоги строительных конструкций существенно несимметричны – наиболее разрушительные высокотемпературные процессы происходили в юго-восточной части реактора и подреакторного помещения.

Впервые сценарий разрушения реактора, не противоречащий наблюдаемому состоянию энергоблока и оборудования, был предложен К.П.Чечеровым в 1991 г. [25], далее в совместных работах с другими исследователями сценарий уточнялся [5, 26, 27]. Хотя законченным его считать нельзя, так как не все вопросы удалось прояснить. По нашему мнению, это наиболее непротиворечивая картина аварии. Рассмотрим последовательно что происходило от момента начала испытаний до того как начала оседать пыль после взрыва активной зоны. Повествование придётся прерывать комментариями для оценки разных сторон происходящих событий. В 1.23.04 закрыли СРК ТГ8. При этом не была восстановлена связь закрытия СРК с аварийной защитой АЗ5, которая была разорвана ранее для проведения измерений вибраций ТГ8 на холостом ходу [21].

Восстанавливать эту связь для возвращения энергоблока в программное состояние не стали, по-моему потому, что руководитель испытаний не понимал сути и причин проведения испытаний выбега турбогенератора. Он решил, что те 200 МВт, на которые удалось вытащить реактор путем нарушения регламента, вполне достаточная мощность, поскольку питание собственных нужд обеспечено. Т.е. не было понимания того, что испытания проводятся с заглушением реактора с мощности 700 МВт, а не на мощности 700 МВт. Кстати, некоторые из пытавшихся разобраться с тем, что же там произошло, рассуждают об испытаниях при 700 МВт (или при 200 МВт), а не с заглушением реактора с мощности 700 МВт и выбегом ТГ при заглушенном реакторе. Все рассказы руководителя испытаний, в том числе на суде, о том, что не заглушили реактор на случай необходимости повторения испытаний, рассчитаны на, мягко выражаясь, неподготовленную публику.

Итак, испытания начались. В течение примерно полминуты плавно падающие обороты ротора ТГ8 снижали частоту и напряжение на клеммах генератора. Запитанные от ТГ8 4 ГЦН и один питательный насос тоже снижали частоту вращения и производительность. Падало напряжение на электродвигателях насосов. Начальник электроцеха Орлов: «Заметил как снижалась частота тока, затем упала. Где-то через 30 секунд началась вибрация», т.е. примерно за 5 секунд до нажатия кнопки АЗ5. Начальник предшествующей смены Ю. Тригуб, также находившийся на блочном щите управления (БЩУ): «… появился какой-то нехороший звук … как если «Волга» на полном ходу начала бы тормозить и юзом бы пошла… Такой звук: ду-ду-ду, переходящий в грохот, появилась вибрация здания, БЩУ дрожал. Но не как при землятрясении… раздавался грохот, частота колебаний падала, а мощность их росла. Затем прозвучал удар. Это удар был не очень, по сравнению с тем что был потом. Хотя удар сильный. Сотрясло БЩУ. …Вот это был очень сильный. Посыпалась штукатурка, всё здание заходило ходуном… потух свет…».

В этой красочной картине, к сожалению отсутствует один важный элемент – время. Видно, что за чем следовало, но когда что происходило – неизвестно. Хотя относительно вибраций, ощущавшихся на БЩУ, кое-что прояснить можно. На энергоблоках РБМК в качестве главных циркуляционных насосов установлены насосы типа ЦВН-8, развивающие напор 200 м вод. ст. при подаче 8000 м3/ч, частота вращения 1000 об/мин. Электропривод насоса – синхронный двигатель мощностью 5 МВт. Вертикальный насосный агрегат установлен на кольцевой раме (диаметром ~1,5 м), жестко вмонтированной в перекрытие плотно-прочного бокса (ППБ). В каждой насосной для левой и правой циркуляционной петли установлено по 4 насоса. Корпус насоса со всасывающим и напорным патрубками находится под перекрытием ППБ (армированный бетон), а электродвигатель с маховиком и соединительной муфтой размещается в обслуживаемом помещении, над ППБ.

Масса насосного агрегата 107 т, основной вес – это электродвигатель. Центр масс агрегата находится на высоте около 6 м над полом помещения. В конце 80-х концерн «Росэнергоатом» пытался организовать виброаккустический контроль ГЦН на энергоблоках РБМК. НИКИЭТ участвовал в этой работе (канд. техн. наук В. В. Вазингер). Сначала нужно было создать виброаккустические портреты действующих ГЦН, чтобы затем, следя за их изменениями в процессе эксплуатации, оптимизировать межремонтные периоды. В процессе этой работы была определена и собственная частота колебаний насосного агрегата как вертикальной, закреплённой в основании десятиметровой балки. На разных насосах она оказалась равной от 9 до 10 Гц, в среднем 9,5 Гц.

При вращении рабочего колеса насоса оборотная частота изменяется от 0 до 16,4 Гц, когда частота вращения увеличивается от 0 до 1000 об/мин. Таким образом, каждый пуск и останов насоса связан с прохождением критической (резонансной) «балочной» частоты, максимум амплитуды достигается при 600 об/мин. Если разгон насоса до номинальных оборотов занимает около 16 с, то останов свободно вращающегося двигателя с маховиком растягивается более, чем на 2 мин, так что для раскачивания насосного агрегата имеется несколько секунд при приближении к 600 об/мин и удалении от них. Насколько сильным бывает раскачиванием «балки», могут рассказать эксплуатационники, работающие с этими насосами. Во время проведения измерений на Курской АЭС В.В. Вазингеру об этом рассказал сотрудник станции Ю.Б. Горбашов, который сам оказался на верхней площадке насосного агрегата, во время его останова. Говорит, если бы не схватился за поручень, был бы сбит с ног.

В нашем случае убывание частоты вращения четырёх ГЦН (по два с северной и южной насосной), запитанных от выбегающего ТГ8, происходило довольно медленно: на 1 Гц частота убывала за 4 секунды. Так совпало, что уставку по напряжению электродвигатели насосов достигли при частоте вращения вблизи 600 об/мин, т.е. вблизи или на критической «балочной» частоте. Приближаясь к этой частоте, насосные агрегаты раскачивались с возрастающей амплитудой. Колебания передавались на перекрытие ППБ и на трубопроволы циркуляционного контура.

При срыве подачи ГЦН, запитанных от внешнего источника, эти четыре насоса удвоили ансамбль раскачивающихся насосных агрегатов: останавливаясь, они проходили через критическую частоту. Не забывая о том, что раскачиваются стотонные массы на перекрытиях ППБ, находим объяснение вибрации здания, так сильно ощущавшихся на БЩУ перед взрывом. Тем более, что южная насосная находится недалеко от БЩУ. Колебания передавались и на трубопроводы циркуляционного контура, возбуждение колебаний трубопроводов могло сопровождаться разнообразными звуковыми эффектами. Кавитационный срыв подачи насоса – тоже не бесшумное явление. Так что шумо-вибрационное оформление финальной части испытаний выбега ТГ было обеспечено в том числе и работой ГЦН.

Реакция деления безинерционно отслеживает изменение плотности теплоносителя, т.е. скорость ввода реактивности равна скорости изменения плотности теплоносителя, последняя изменяется за счёт появления в потоке на входе ТК лёгкой фазы – пара.В начале испытаний в каналах реактора почти водяной режим. Происходит разотравление активной зоны за счёт распада и выжигания ксенона в относительно слабом нейтронном потоке – мощность – то на уровне МКУ. Недогрев теплоносителя на входе в ГЦН и за ними, т. е. перед ЗРК убывает – подача питводы почти полностью прекращена. На ЗРК с открытием менее 8 мм развивается кавитация [16]. Неравновесный пар не конденсируется в потоке воды за ЗРК, более того, падение давления в ВК за счет гидравлического сопротивления делает пароводяной поток равновесным, при этом объёмное паросодержание может превышать 30% [17].

Пароводяной поток входит в ТК, в активную зону со скоростью (5-6) м/с. Это значит, что на первом нижнем метре высоты активной зоны за время не более 0,2 с произойдет резкий рост энерговыделения, который тут же увеличит паросодержание за счёт захватного энерговыделения в воде. Это – дальнейший рост реактивности и интенсивности энерговыделения как в топливе, так и в стенке трубы ТК, что ускоряет разогрев и деградацию механических свойств материала труб ТК. Одновременно возрастает давление в ТК, так как диспергированное топливо усиливает испарение воды, создавая скачёк давления в ТК и, как следствие, разрыв стенок труб. Никаких шансов сохранить целостность ТК в этой ситуации нет. Следует множественный разрыв труб ТК в нижней части.

Поскольку это происходит на фоне высокого энерговыделения и при высоких температурах топлива разрыв приобретает форму полного разделения трубы, рис.2.

РБМК

Рисунок 2 – Характер разрушения ТК при продолжении роста мощности после разрыва ТК

Остатки нижней части ТВС скачком давления вбиваются вниз, в переходник в стальной части ТК [28], либо выбрасываются в полость в кладке потоком воды из подводящего трубопровода. Верхние части повреждённых ТВС остаются в ТК на подвесках, хорошо охлаждаемых потоком воды/пароводяной смеси из БС. Именно эти частично разрушенные ТВС послужат источником энергии для расплавления/выжигания четверти нижней плиты.

Первоначальный разрыв труб ТК мог быть ограничен парой десятков ТК, т. е. группой ТК, достаточной для образования критического объёма, однако процесс распространялся и до момента выброса активной зоны охватил весь юго-восточный квадрант. Скачка давления в реакторном пространстве от такого разрыва ТК более, чем достаточно для разрушения обечайки сх. КЖ, допустимое избыточное давление которой несколько больше 200 кПа. Теперь сильно перегретый пар с возрастающим по мере роста числа разорванных ТК расходом попадает в пространство между обечайкой сх. КЖ и кольцевым баком сх. Л, которое закрыто сверху и снизу компенсаторами тепловых расширений – гофрированными стальными листами, которые рушатся при перепадах давления более 80 кПа.

Потоки пара устремляются как в подреакторные помещения и далее через 8 клапанов – в парораспределительный коридор (ПРК) бассейна-барботёра (ББ), так и вверх, в сепараторные помещения и центральный зал. Туда пар, а сначала просто воздух, из-под плитного настила может попасть через зазоры между съёмными блоками биологической защиты, которые установлены на головках всех ТК, так называемые «одиннадцатые сборки». Перепад давления взвешивания такого блока не превышает 20 кПа (~0,2 кгс/см2). Так что, когда давление паро-воздушной смеси под плитным настилом превысило атмосферное на эти самые 20 кПа, съёмные блоки пришли в движение. Похоже, именно это и увидел В.И. Перевозченко[29], т.е. начальную стадию разрушения реактора.

Для стеновых панелей центрального зала избыточное давление разрушения составляет всего 2 кПа. С помощью [30, 31] максимальный расход течи был оценен как ~2000 кг/с, паровоздушная смесь растекалась по помещениям, полный объём которых составляет ~62000 м3. Так что без учета гидравлических сопротивлений избыточное давление в центральном зале через одну секунду составило бы 3 кПа. Учёт гидравлических сопротивлений и реального темпа нарастания расхода течи несколько увеличит время достижения этого давления. Таким образом, вслед за множественным разрывом ТК в юго-восточном секторе реактора происходит разрушение стеновых панелей центрального зала.

К окончанию выбега ТГ8 СИУР замечает быстрый рост мощности, начальник смены «метнулся к пульту, сбил защитный колпак, нажал кнопку аварийной защиты». Телетайп зафиксировал это событие в 1.23.39. Через две секунды система аварийной защиты обнаружила превышение уставок по мощности и периоду реактора: в 1.23.41 появился сигнал АЗМ-АЗСР, а ещё через секунду началось разрушение электрооборудования в машзале[21]: рухнули первые плиты перекрытия машзала – на них сыпались обломки стеновых панелей шатра центрального зала. Похоже, что множественный разрыв ТК произошёл на сороковой секунде или даже раньше. При множественном разрыве ТК давление под верхней плитой намного превысило так называемое давление взвешивания. Казалось бы, плита сх. Е вместе с подвешенными на ней топливными каналами должна двинуться вверх. Но этого не происходит. Пока. Разрыв ТК привёл к деформированию кладки вместе с трубами неповреждённых ТК,кладка принимает бочкообразную форму [32, 33].

Разрыв обечайки сх. КЖ на участке юго-восточного квадранта активной зоны создаёт перекос в деформировании колонн: усилие от истекающего в разрыв сх. КЖ перегретого пара или плазмы направлено на северо-запад. Изгиб целых труб ТК приводит к заклиниванию этих труб в трактах нижней плиты (зазор 1 мм) и заклиниванию графитовых блоков на изогнутых трубах. Эта реактивная сила передаётся через заклиненные трубы ТК на нижнюю плиту. Происходит защемление в соединениях нижней плиты с опорой сх. С, т.е. в результате такого глобального деформирования металлоконструкций и труб ТК возникла механическая связь верхней плиты с бетонным основанием.

Только разорвав эту связь, можно выбросить сх. Е с активной зоной из шахты реактора. Именно это и происходило на протяжении последних секунд существования реактора. В активной зоне образовались две области, отличающиеся по составу и характеристикам: зона разрывов ТК, охватывающая всё большее число каналов в юго-восточном квадранте, и зона пока ещё целых топливных каналов. Состав и характеристики этих областей изменялись под действием таких событий как прекращение расходов в целых ТК и движения поглощающих стержней, которые вносили отрицательную реактивность, хотя медленнее и меньше, чем нужно для прекращения реакции деления. В разорванные ТК вода/пароводяная смесь поступала из БС, теряя по пути давление и увеличивая паросодержание, испаряясь и перегреваясь.

Так что максимум, 100-процентное паросодержание приходилось на участок вблизи разрыва трубы, т.е. именно там вводилась наибольшая положительная реактивность и соответственно имело место наибольшее энерговыделение. О его масштабах можно судить по эффекту – полное расплавление/выжигание более четверти нижней плиты реактора, причём на ней ещё присутствовал слой графита, толщиной не менее торцевого отражателя. И всё это за несколько секунд. Зная сколько и каких материалов было расплавлено, нетрудно оценить необходимые затраты тепла.

Так как разрыв ТК произошел в нижней части, можно предположить, что на нижней плите оставался слой графита высотой не более 1 м, из них 0,5 м – торцевой отражатель. Источник лучистого и конвективного тепла находится над этим слоем, поэтому графит служит тепловой защитой металла нижней плиты. «Графит является уникальным материалом, прочность которого растёт с повышением температуры от комнатной до 2400°С примерно вдвое, а затем резко падает. При температуре 3200°С графит полностью деградирует… становится неустойчивым и может рассыпаться при любом внешнем воздействии» [28]. При давлениях ниже 10 МПа графит может существовать только в твёрдой и газообразной форме. Температура возгонки (фазового перехода) 4350°С, хотя реально процесс возгонки (абляция) начинается при более низких температурах.

В процессе разрушения нижней плиты графитовый слой подвергался тепловому и силовому воздействию высокоскоростного потока плазмы. Необходимая для устойчивого существования плазмы ионизация поддерживается потоком нейтронов и гамма-квантов. Тепловое воздействие группы струй плазмы состоит приблизительно из 80% излучения и 20% конвекции [34, 35]. О силе и характере совместного теплового и силового воздействия на графитовые блоки можно судить по состоянию найденных в подреакторном помещении остатков блоков бокового отражателя (фотографии в источниках 5, 8, 26). Стена из трёх рядов колонн бокового отражателя подверглась термосиловому разрушению перепадом давления и высокотемпературным потоком плазмы. Так что блоки потеряли до половины своей массы в результате уноса графита потоком плазмы.

Куда делся графит? Часть 2

Источники

1. В.А. Легасов Из сегодня – в завтра. Мысли вслух. М. Аврора, 1996
2. В.А.Легасов Об аварии на Чернобыльской АЭС (текст кассеты №1). http://www.royallib.com/
3. В.П. Александров, О.Ю. Новосельский, А.Ф. Финякин О проблеме горения графитовой кладки РБМК, препринт НИКИЭТ ЕТ-07/74, М. ГУП НИКИЭТ, 2007
4. В.М. Федуленко ЧАЭС: авария, потрясшая мир. «Энергия: экономика, техника, экология», №4, 2006 с. 10-20
5. Ю.М. Черкашов и др. Состояние 4-го энергоблока ЧАЭС после аварии. «Уроки Чернобыля. Технические аспекты», Международный семинар, Десногорск, 15-19 апреля 1996 г. Сб. докладов, том 2, с. 224-251
6. Р.Н. Давлетбаев Последняя смена // Чернобыль десять лет спустя. Неизбежность или случайность? М. Энергоатомиздат, 1995, с. 366
7. Н.А. Доллежаль, Н.Я. Емельянов Канальный ядерный энергетический реактор. М. Атомиздат, 1980 г.
8. Канальный ядерный энергетический реактор РБМК. Под общей редакцией Ю.М.Черкашова, М. ГУП НИКИЭТ, 2006 г.
9. О.Ю. Новосельский. Причины чернобыльской аварии. Доллежалевские чтения, 1 цикл, сб. лекций и презентаций, М. НИКИЭТ. 2018 г. с. 8-45
10. Nuclear News, December 1987, р. 67-68
11. O.R. Fletcher et al. Simulation of the Chernobyl accident. – Nucl. Eng. And Design. 1988. v.105, p. 157-172
12. МАГАТЭ INSAG-7. Чернобыльская авария: дополнение к INSAG-1, Вена, 1993 г.
13. Н.А. Доллежаль Об энергетическом уран-графитовом реакторе и об одной из версий аварии 26 апреля 1986 г. На 4-м энергоблоке Чернобыльской атомной станции. Препринт НИКИЭТ, ЕТ-95/01, М. НИКИЭТ, 1995 г.
14. Н.И. Безбатченко и др. Моделирование аварии на ЧАЭС – Обзор по материалам зарубежной печати. ИАЭ им. Курчатова, М. 1991 г.
15. Е.О. Адамов и др. Оценка качественных эффектов возможных возмущений во время аварии на ЧАЭС. Первая международная рабочая группа по тяжелым авариям и их последствиям. М. Наука, 1990 г., с. 48-68
16. О.Ю. Новосельский, Л. И. Колганова. Кавитационная модель кризиса течения недогретой воды. «Атомная энергия», т. 112, вып. 1, январь 2012, с. 3-12
17. О.Ю. Новосельский и др. Определение начала кризиса течения в запорно- регулирующем клапане с помощью трехмерного теплогидравлического кода. – «Теплоэнергетика», 2007, №11, с. 56-61
18. L. Nordstrom. Was pump cavitation the key to Chernobyl? Nucl. Eng. Jnt., v.33, №406, May1988 p. 18-19.
19. А.П. Юфин Гидравлика, гидравлические машины и гидропривод. М. Высшая школа, 1965 г.
20. www.accidont.ru
21. О.Ю. Новосельский. Легенда об аварийной защите, взорвавшей ядерный реактор. «Атомная стратегия», №121, 2016 г.
22. А.А. Боровой и др. Состояние 4-го блока ЧАЭС и ядерного топлива, находящегося в нём (по результатам исследований 1988-1989 г.), Препринт ИАЭ, КЭ, Чернобыль, 1990 г.
23. А.Н. Киселёв и др. Послеаварийное обследование реактора 4-го энергоблока Чернобыльской АЭС «Атомная Энергия», т. 80, вып. 4, 1996 г., с. 240-247
24. А.Н. Киселёв и др. Лавообразныетопливосодержащие массы. «Атомная Энергия», т. 80, вып. 4, 1996 г., с. 280-292
25. K.P. Checherov. Reconstruction of accident. – Jn: Poc. Of the European East – West Symp. On Materials and Processes «Mat-Tech-91», May 26-30, 1991, Helsinky
26. О.Ю. Новосельский, Ю.М. Черкашов, К. П. Чечеров. Технические аспекты аварии на 4-ом энергоблоке Чернобыльской АЭС. Препринт НИКИЭТ ЕТ-05/70, М. НИКИЭТ, 2005 г.
27. А.Н. Киселёв, К.П. Чечеров. Модель процесса разрушения реактора 4-го энергоблока Чернобыльской АЭС. «Атомная энергия», т. 91, вып. 6, декабрь
2001 г.
28. П.А. Платонов. О процессе разрушения активной зоны реактора 4 блока ЧАЭС (Ретроспективный анализ экспериментов и фактов). Препринт ИАЭ-6486/11, М. 2007 г.
29. Г.И. Медведев. Чернобыльская тетрадь. М. Молодая гвардия, 1989 г.
30. Б.А. Габараев и др. Расчётно-экспериментальное исследование критических расходов в соплах. Труды семинара СЭВ «Теплофизика-82», Карловы Вары, СЧЧР, 1982, т. 1, с. 183
31. Report the US Department of the Energy¢s Team Analyses of the Chernobyl-4 Atomic Energy Station Accident Sequences. November 1986.
32. С.Л. Соловьев и др. Комплексный анализ механических и теплогидравлических процессов в графитовой кладке канального реактора при аварийном разрыве топливного канала. «Атомная энергия», т. 94, вып. 2, февраль 2003 г.
33. Г.В. Циклаури и др. Анализ проблем, возникающих при разрывах технологический каналов РБМК-1000. «Уроки Чернобыля. Технические аспекты» Международный семинар, Десногорск, 15-19 апреля 1996. Сб. докладов. Том 2, с. 299-306.
34. Л.М. Биберман и др. Кинетика неравновесной низкотемпературной плазмы. М. 1983.
35. А.В. Зайцев. Гидродинамика и теплообмен в системах импактных газовых струй, сформированных чередующимися соплами с разной формой поперечного сечения. Канд. Диссертация, Екатеринбург, УГТУ, 2005
36. А.А. Карасюк, А.И. Сидоренко. Вокруг Чернобыля: диалоги с учёными. ИздАТ, М. 1991 г.
37. В.Г. Асмолов и др. Авария на Чернобыльской АЭС: год спустя. «Атомная энергия», т. 64, вып. 1, январь 1988 г.
38. Первая международная рабочая рабочая группа по тяжёлым авариям и их последствиям, 30.10-03.11.1989, Дагомыс, Сочи, СССР, М. Наука, 1990.
39. МАГАТЭ. Итоговый доклад Международной консультативной группы по ядерной безопасности на совещании по рассмотрению причин и последствий аварии в Чернобыле. Вена, 30.08-5.09.1986 г.

Добавить комментарий

Ваш адрес email не будет опубликован. Обязательные поля помечены *

Яндекс.Метрика Top.Mail.Ru