Фрагменты из «АКТА КОМИССИИ ГОСАТОМНАДЗОРА СССР О СОСТОЯНИИ ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ЧЕРНОБЫЛЬСКОЙ АЭС» от 10 марта 1983 года

Примечание:

а) «Акт комиссии Госатомнадзора СССР о состоянии ядерной безопасности Чернобыльской АЭС» от 10.03.1983 г. (далее: «Акт…») был разослан руководителям ЧАЭС, ЛАЭС, Курской АЭС, САЭС, инспекций ГАН СССР на указанных АЭС, ИАЭ им. И.В. Курчатова, НИКИЭТ, МЭиЭ СССР для устранения недостатков в эксплуатации РУ РБМК-1000;

б) Из «Акта…» выбраны замечания к эксплуатации блоков 1?3 ЧАЭС, которые касались порядка ведения режимов, обуславливающего опасность повреждения твэлов ТВС, разуплотнения ТК, интенсивного выжигание графита кладки реактора, разуплотнения/разрушения корпуса реактора, трубопроводов и оборудования КМПЦ, В «Технологическом регламенте эксплуатации реакторной установки РБМК-1000…» (ТР) ЧАЭС были особо оговорены:

– недопустимость работы реактора на мощности в случае потери работоспособности более допустимого числа в сочетании с нарушением необходимой равномерности распределения по сечению и высоте активной зоны датчиков системы физического контроля распределения энерговыделения (СФКРЭ). Важнейшими параметрами для активной зоны РБМК-1000 были и остаются паросодержание в теплоносителе, отводящем тепло от твэлов ТВС, и величина экономайзерного участка в ТК по высоте стержневых твэлов ТВС. Однако эти параметры напрямую не контролируются и могут быть определены лишь расчетом на основе данных СФКРЭ. Нарушение же комплектности датчиков этой системы существенно ухудшает представительность результатов расчетов, поскольку активная зона РБМК-1000 состоит, по сути, из нескольких взаимосвязанных, но вполне самостоятельных активных зон. В итоге ухудшения контроля распределения энерговыделений в активной зоне реактора по ее радиусу и высоте могут произойти нарушения теплоотвода от твэлов ТВС, затем разгерметизация их оболочек и в конечном итоге выход радиоактивности за пределы АЭС.

Кроме того, перегрев твэлов ТВС может привести к разрыву трубы ТК с этой ТВС, при этом не исключены разрывы труб «смежных» ТК. В итоге – Чернобыль.

– Недопустимость превышения скорости изменения температуры теплоносителя в КМПЦ, металла компонентов РУ при изменениях мощности ядерного реактора и при аварийном расхолаживании РУ более 10 °C/час. В частности, спровоцированное недопустимой динамикой изменения температуры теплоносителя разуплотнение КМПЦ, эквивалентное сечению трубопровода основного контура, обусловит интенсивное истечение теплоносителя из КМПЦ. В результате может состояться спад температуры теплоносителя в контуре, в барабане-сепараторе, многократно превышающий предельно допустимую по проекту скорость расхолаживания компонентов РУ – не более 30 °C/час, сектора активной зоны реактора. Безопасность такого режима не подтверждена стендовыми испытаниями и «показана» лишь на бумаге – в проекте. Неизвестно, как поведет себя и реактор при локальном расхолаживании активной зоны и неизбежных изменениях ее реактивности. Не исключено и появление неплотности в узлах герметичных соединений металлоконструкций, формирующих герметичный корпус ядерного реактора.

Отдельные замечания:

1. На блоке № 1, отработавшем 5 лет и 5 месяцев в периоды с 30.09.1977 г. по 1982 г., состоялось восемь полных вводов в активную зону реактора стержней АЗ СУЗ по срабатыванию сигнала АЗ-5, 28 срабатываний АЗ-(1 4), при которых ввод стержней АЗ в активную зону не полный, и восемь «глубоких» переходных режимов, связанных с расхолаживанием РУ для проведения ремонтов и с последующим выводом РУ на мощность. Имели место следующие режимы:

– 28.11.1979 г. подъем мощности реактора после срабатывания АЗ-5 производился без выдержки времени на 1-й ступени (700 МВт), на 2-й ступени была установлена мощность 1800 МВт, а не 1600 МВт (два нарушения п. 5.6.9 ТР – требовались выдержки по 5 часов);

– 15.12.1979 г. после срабатывания АЗ-2 и вывода реактора на мощность 70% Nном. дальнейший подъем мощности производился через 2 часа выдержки после стационарной работы РУ вместо 5 часов выдержки (нарушение п. 5.6.9 ТР);

– 18.12.1979 г. мощность реактора поднималась до Nном. при отсутствии в оперативном журнале старшего инженера управления реактором (СИУР) записи начальника смены станции (НСС) о разрешении этого подъема (нарушение п. 5.4 ТР). Мощность РУ на 2-й ступени была установлена на уровне 80% Nном. вместо 70% Nном.. Подъем мощности ядерного реактора был совершен по истечении менее 5 часов, при этом он производился ступенями по 400 МВт вместо допустимых ступеней по 150 МВт («букет» нарушений п. 5.6.9 ТР);

– 23.12.1979 г. продолжался подъем мощности реактора с выдержкой на 2-й ступени, которая была менее необходимых 5 часов (нарушение п. 5.7.1 ТР);

– с 16.10.1979 по 31.10.1979 гг. реактор эксплуатировался на мощности с неисправным датчиком СФКРЭ в ячейке 31-57 по высоте активной зоны (нарушение п. 7.8 «е» ТР), при этом 6 штук ТВС «вышли» за регламентную 4-метровую зону;

– 21.01.1980 г. после срабатывания АЗ-2 подъем мощности реактора с 70% Nном. производился после выдержки 3 часа вместо 5 часов (нарушение п. 5.6.9 ТР). Это нарушение ТР санкционировал ГИС, уволенный до приезда комиссии на ЧАЭС;

– 13.02.1980 г. после срабатывания АЗ-2 подъем мощности реактора с 70% Nном. производился после выдержки, меньшей необходимых 5 часов (нарушение п. 5.6.9 ТР). Нарушение ТР санкционировал ГИС, работавший до Н.М. Фомина;

– 13.08.1980 г. дальнейший подъем мощности реактора с уровня 70% Nном.производился ступенями по 300 МВт вместо подъема мощности допустимыми ступенями не более 150 МВт (нарушение п. 5.7.1 ТР);

– 11.01.1981 г. подъем мощности реактора с 70% Nном. произведен ступенью 600 МВт за время 1 час (нарушение п. 4.5.2 ТР). Нарушение санкционировал ГИС;

– 21.10.1981 г. выдержка мощности реактора на уровне 70% Nном. перед дальнейшим увеличением мощности составила 3 часа вместо требовавшихся 5 часов нарушение п. 5.7.1 ТР). Нарушение обусловил ГИС, работавший до Н.М. Фомина;

– с 03.12.1981 по 08.01.1982 гг. реактор эксплуатировался на мощности с тремя неисправными датчиками СФКРЭ (яч. 60-27, 20-47, 30- 37) по высоте активной зоны (нарушение п.7.8 «е.» ТР). Подобных нарушений требований ТР было несколько;

– (выборочно) с 25.06.1981 по 26.06.1981 гг. производился разогрев КМПЦ. Из данных по регистрации температуры «металла» выявилось, что скорость разогрева составляла 14,2 °C/час вместо допустимой скорости 10 °C/час (нарушение п. 2.5.2 ТР);

– 21.01.1983 г. реактор выводился на минимально контролируемый уровень (МКУ) мощности при наличии влаги в графитовой кладке реактора: имелись сигналы влажности в системах контроля целостности технологических каналов (КЦТК) (нарушение пунктов 2.5 и 2.6.17 ТР);

– 28.01.1983 г. производилось увеличение мощности реактора с 700 МВт до 1600 МВт с неисправным датчиком СФКРЭ по высоте в яч. 20-27 (нарушение п. 4.3.3 ТР);

– 11.02.1983 г. реактор выводился на МКУ мощности при наличии влаги в графитовой кладке реактора: имелись сигналы влажности в системах контроля целостности технологических каналов (КЦТК) (нарушение п. 2.6.17 ТР);

– 20.02.1983 г. реактор выводился на МКУ мощности при наличии влаги в полости графитовой кладки реактора (в реакторном пространстве, РП): в газовой среде, поступавшей из РП, влажность составляла 12 г/нм3, и имелись сигналы влажности в системах КЦТК (нарушение пунктов 2.5, 2.6.17 ТР). Нарушение требований ТР санкционировалось распоряжением дирекции № 44 от 20.02.1983 г.;

– 20.02.1983 г. дальнейший подъем мощности реактора до 1600 МВт производился при наличии 9 сигналов влажности по системе КЦТК с влажностью порядка 12 г/нм3 на выходе газовой среды из РП (нарушение п. 2.6.17 ТР).

2. На блоке № 2, отработавшем 4 года и 1,5 месяца – с 25.12.1978 г., с 1980 по 1982 гг. состоялись 12 срабатываний АЗ СУЗ по сигналам АЗ-5, 28 срабатываний АЗ СУЗ по сигналам АЗ-(1?4) и 11 «глубоких» переходных режимов работы РУ для проведения ремонтов с последующими выводами на мощность. Были режимы:

– 02.02.1980 г. при восстановлении мощности реактора после частичной разгрузки выдержка по времени на 2-й ступени продолжалась 1 час 10 минут вместо необходимых 5 часов, и после каждой последующей ступени по 150 МВт выдержка составляла 1 час вместо требовавшихся 1,5 часов (нарушение п. 5.7.1 ТР);

– 10.02.1980 г. (исх. состояние – см. выше) работа ядерного реактора на 2-й ступени продолжалась 2 часа 5 минут вместо 5 часов (нарушение п. 5.7.1 ТР);

– 08.01.1981 г. при подъеме мощности работа реактора на 2-й ступени продолжалась порядка 45 минут вместо необходимых 5 часов (нарушение п. 5.7.1 ТР);

– 21.06.1981 г. при подъеме мощности работа реактора на 2-й ступени продолжалась 3 часа 50 минут вместо необходимых 5 часов (нарушение п. 5.7.1 ТР);

– 26.08.1981 г. после АЗ-5 подъем мощности реактора производился с выдержкой на 1-й ступени 1 ч 40 мин вместо требуемых 3 часов (нарушение п. 5.6.9 ТР);

– 06.10.1981 г. выдержка мощности реактора на 2-й ступени составила 2 часа 10 минут вместо необходимых 5 часов (нарушение п. 5.6.9 ТР);

– с 15.12.1981 до 04.02.1982 гг. ядерный реактор эксплуатировался на мощности с тремя неисправными датчиками СФКРЭ (яч. 50-57, 40- 47, 50-37) по высоте активной зоны (нарушение п. 7.8 «е» ТР). При этом до 6 штук ТВС «вышли» за регламентную 4-метровую зону расчетного «охвата» по радиусу;

– с 19.07.1982 г. по настоящее время (04.03.1982 г.) ядерный реактор эксплуатируется на мощности с имеющимися сигналами влажности в системе КЦТК. Содержание влаги варьирует в интервале 2?14 г/нм3 (нарушение п. 7.8 ТР);

– с 12.12.1982 г. продолжалась работа реактора на мощности с увеличенным содержанием влаги в газе за реакторным пространством (РП) в соответствии с «Программой определения текущего канала в контуре охлаждения каналов СУЗ (КОСУЗ), камер деления (КД), ДКЭ и отражателя на блоке № 2 ЧАЭС» (инв. № 166). Эта «Программа…» была утверждена дирекцией станции, однако из ряда заинтересованных организацией согласована была лишь с НИКИЭТ (нарушение п. 3 раздела «Содержание» ТР). Дирекция ЧАЭС не могла представить согласованные с заинтересованными организациями документальные подтверждения допустимости работы реактора на мощности в аварийном состоянии, т.е. с водяным паром в полости графитовой кладки реактора, со стороны вышестоящего руководства;

– 23.11.1982 г. при работающем реакторе на мощности сменным персоналом была обнаружена неготовность системы аварийного охлаждения реактора (САОР) к выполнению своих функций: в течение 6 часов отсутствовали вода в гидробаллонах и электропитание местного щита управления системы (грубое нарушение ТР).

3. На блоке № 3, отработавшем 1 год и 1,5 месяца – с 22.12.1981 г., при работе блока на номинальной мощности в апреле 1982 г. состоялись 4 срабатывания АЗ СУЗ по сигналу АЗ-5, 13 срабатываний – по сигналу АЗ – (1?2):

– 24.08.1982 г. после снижения мощности срабатыванием АЗ-2 до 1600 МВт время подъема мощности на 2-ю ступень составило 35 минут вместо требовавшихся 2 часов (нарушение п. 6.5.10 ТР);

4. Не включены приборы, предназначенные для контроля над содержанием CO и CO2 в коллекторе вентиляции РП реакторов трех блоков станции.

5. Не предусмотрен пробоотбор в узле вводов чистых газов для контроля чистоты азота и сжатого воздуха в режимах перехода на «азотный» режим и при останове и расхолаживании ядерного реактора.

6. При продувке полости графитовой кладки ядерного реактора воздухом состав газа в РП не контролируется вообще.

7. Фрагменты из Приложения № 4 «Эксплуатация графитовой кладки РБМК-1000 блоков 1, 2, 3 ЧАЭС»:

7.1. Графит кладки ядерного реактора блока № 1 периодически и продолжительно эксплуатировался в условиях, когда расчетное значение максимальной температуры графита превышало предельное значение 750 °C. Это установленное регламентом значение с учетом погрешности расчета свидетельствует, что графит локально (на гранях) мог быть нагрет до температуры порядка 840 °C.

7.2. Из данных расчетов тепловой мощности ядерного реактора, приведенных в таблице № 2, следует, что в ряде случаев значения тепловой мощности его превышали номинальную мощность; (пояснение: погрешность расчета температуры графита для значения 750 °C составляет ~90 °C, т.е., фактическое расчетное значение температуры должно рассматриваться в интервале порядка 660?840 °C).

7.3. При наличии повышенных расчетных значениях температуры графита персонал в большинстве случаев не предпринимал каких-либо действий для приведения температурного режима графита в пределы, установленные в ТР.

7.4. Из таблиц с данными о тепловой мощности ядерного реактора, определявшейся по тепловым балансам и расчетами посредством СЦК «Скала», систематически расчетные значения его мощности превышали номинальную мощность.

8. Фрагменты из Приложения № 6 «Качество эксплуатационной документации для блоков 1, 2 ЧАЭС».

Прежде чем привести «избранные» недостатки в этой документации, считаю целесообразным отметить следующее. Из всех работ, связанных с изучением технологических регламентов по эксплуатации энергоблоков на ряде АЭС, инструкций по эксплуатации важнейших для их безопасности систем, есть основание полагать важным первое знакомство с такой документацией ЧАЭС. Важность эта, возможно, более чем грустный курьез, заключалась в том, что не требовалось какого-либо знания проекта РУ РБМК-1000 для обнаружения существенных упущений в документации ЧАЭС. Эти «лежащие на тарелочке» упущения были тиражированы и для других АЭС с РБМК-1000 через посредство оформленного в установленном порядке «Типового технологического регламента по эксплуатации блоков АЭС с реакторами РБМК-1000» (ТТР) на «кальке» инв. № 33/262982 от 28.09.1982 г., находившейся в ведении ИАЭ им. И.В. Курчатова.

В свою очередь многочисленные тексты ограничительного и предупредительного характера, содержавшиеся в ТР блоков ЧАЭС, явствовали о неустранимой опасности реактора РБМК-1000 и его высокой готовности к ядерной аварии. Но мне, неискушенному в «технологической» сути РУ РБМК-1000, странно было осознавать факт того, что многократно более компетентные специалисты НИКИЭТ, ИАЭ и пальцем не пошевелили, чтобы убрать из ТТР упущения, привнесенные из ТР, разработанного ранее для этих РУ ЧАЭС. Такое же недоумение вызывало и безразличие специалистов ЧАЭС в отношении «ляпов», имеющихся в ТР.

Главный инженер НИКИЭТ Ю.М. Черкашов, находившийся на ЧАЭС в связи с ликвидацией последствий разрыва ТК в ячейке 62-44 реактора блока № 1, изучил выявленные упущения в ТР, в инструкциях и счел необходимым устранить их в этой документации, а также заодно и в ТТР. Он сказал, что, может быть, посредством этого «Акта…» удастся обязать Л.В. Решетина, начальника отдела НИКИЭТ, разработавшего ТТР, провести корректировку последнего, поскольку Решетин «внутри» НИКИЭТ упорно «уходил» от такой работы. Он обосновывал этот «уход» ссылкой на законченность и совершенство его ТТР на «кальке».

Естественно, я тотчас же уведомил об указанном согласовании с Ю.М. Черкашовым Н.И. Козлова с тем, чтобы он приостановил в ИАЭ им. И.В. Курчатова тиражирование напечатанного на «кальке» ТТР, который был уже согласован со всеми заинтересованными организациями, в том числе и с ним. ТТР должен был поступить на АЭС с РБМК-1000 с целью приведения станционных ТР в соответствие с ТТР. В итоге выпуск ТТР был отложен до поступления в организации замечаний из Госатомнадзора СССР в составе утвержденного вышеуказанного «Акта…». Рассылка «Акта…» из ГАН состоялась с исх. № И-5/81дсп от 23.03.1983 г.

8.1. «Технологический регламент по эксплуатации 1-го и 2-го блоков ЧАЭС»:

8.1.1. В пунктах 2.5.2, 5.6.11, 6.5, 11.13, 11.14, 12.1, 12.3 оговорено требование, что в режимах разогрева и расхолаживания РУ РБМК- 1000 недопустимо превышать скорость повышения или снижения температуры компонентов контура многократной принудительной циркуляции (КМПЦ). Они как безопасные определены величиной не более 10 °C/час при нормальных режимах и не более 20 °C/час при аварийном расхолаживании. Кроме того, разность между величинами температур левой и правой петель КМПЦ не должна превышать 30°C. Очень малой должна быть развертка по температуре между нижней и верхней частью, а также между сферическими торцами крупногабаритных, длинномерных и толстостенных барабанов-сепараторов (БС). Есть и другие ограничения по разности температуры компонентов в КМПЦ. Вместе с тем в ТР и другой документации не определены точки замера температуры, которые персонал должен «брать на контроль» для корректного определения скорости изменения температуры КМПЦ. Не пояснено, имеется ли в виду температура «металла» или же говорится о температуре воды в КМПЦ.

8.1.2. В пункте 2.7.8 ошибочно указано, что обеспечивается сдувка водорода с газового контура, – схемой это не обеспечивается. Нет такой трубы с арматурой. И так далее. Однако есть смысл привести текст не «горячего» пункта замечаний, но характеризующего «разгул» разработчиков ТР в толкованиях и терминах:

«В тексте ряда пунктов имеются смысловые неточности, неприемлемые для регламента. В пп. 8.4, 9.7 «е», 9.8.3 и др. имеются термины «тепловая мощность ТК», «энергонапряженность ТК», «энерговыделение в ТК», в то время как термин «технологический канал, или ТК» не включает в себя тепловыделяющую сборку (ТВС), о которой и должна идти речь. В п. 13.9.4 указаны фразы «держать уровень воды в реакторе», обеспечивать подпитку активной зоны водой», но подразумеваются подпитка водой ТК и уровень воды в ТК реактора. При этом подача воды в графитовую кладку реактора вообще недопустима, как недопустимо оставлять без воды ТК, поскольку прекратится теплоотвод от тепловыделяющих элементов (твэлов) находящихся в ТК «двухэтажных» пучков твэлов ТВС».

8.2. «Инструкция № 20Э-РЦ-1 по эксплуатации газового контура 1-я очереди ЧАЭС» (рассмотрена применительно к схеме газового контура для блоков 1, 2). В качестве наиболее существенных замечаний приведены следующие:

8.2.1. Инструкция обуславливает ошибочные операции по газовому контуру каждого блока, поскольку для подготовки различных режимов в пунктах 5.3.2?5.3.4, 5.4.2, 6.9.2, 6.10.1, 6.10.2, 6.10.5, 8.1.3, 9.1.4, 9.1.9, 9.1,10, 10.2.2 и в других пунктах единым образом показаны операции как однотипные, но характерные для каждого блока. Условия для выполнения последних операций отсутствуют, маркировка регулирующей и запорной арматуры не «привязана» к номеру конкретного блока.

8.2.2. Предусмотренные основные технологические операции, связанные с обеспечением продувки РП при выводе на мощность и при работе реактора на мощности, являются невыполнимыми либо недопустимыми. Например, по пункту 5.3.3 инструкции регулировка подачи азота на продувку РП и металлоконструкций (МК) реактора производится одним регулирующим вентилем Р-39, что невыполнимо. При операциях по п. 7.1 (перевод продувки РП с азота на азотно- гелиевую смесь) прекращается вовсе продувка РП, что также недопустимо. Не представляется возможным выполнение перевода продувки с азотно-гелиевой смеси на продувку азотом, если руководствоваться п. 9.13 инструкции.

8.2.3. Инструкцией не предусмотрен режим вентиляции графитовой кладки реактора воздухом (влажностью 0,5 г/нм3) при температуре графита выше 250 °C в процессах разогрева КМПЦ и вывода реактора на МКУ. Вместе с тем этот режим допускается пунктами 2.3.22 и 2.6.18 ТР. Имеется расхождение с ТР.

8.2.4. Есть операции, которые не согласуются с требованиями ТР. Например, в пункте 4.3 не предусмотрена операция подачи технической воды на аварийный конденсатор и охладитель конденсата, в то время как по п. 2.4.7 ТР это выполняется до начала разогрева КМПЦ выше 100 °C и контролируется СИУР и начальником смены реакторного цеха НСРЦ. И т.д.

8.3. «Инструкция 12-Э1-РЦ по эксплуатации … КМПЦ и его вспомогательных систем». Замечания (выборочные):

8.3.1. Имеется несоответствие номеров разделов в «Содержании» с номерами разделов по тексту, что предопределяет возможность ошибочных действий.

8.3.2. Содержание п. 4.1.4 не соответствует требованиям пп. 2.3.13 и 2.3.14 ТР – не указано, что должны быть сделаны записи об окончании ремонтных работ и готовности соответствующих систем к выводу реактора на мощность.

8.3.3. В разделе 4 не отражено требование п. 2.3.17 ТР о том, что «Окончены операции по перегрузке активной зоны реактора…».

8.3.4. Раздел 5 «Опрессовка КМПЦ на давление 90х93 кгс/см2» в «Содержании» отсутствует, кроме того, должно быть уточнено давление прессовки: 90?93 кгс/см2 или 109 кгс/см2, как это указано в ТР.

8.3.5. Пункты 8.18, 9.7.3 не соответствуют пункту 11.13 ТР – разность величин температуры между низом БС и питательной водой должна быть <130 °C. 8.3.6. В пункте 8.19 фразу в «Дополнении 1» «...При плановых остановах блока перед загружением...» заменить фразой «...При плановых остановах блока перед разгрузкой...». Именно такая предусматривается технологическая операция. 8.3.7. Пункт 9.7.3 противоречит пункту 14.15 ТР: разность температуры левой и правой сторон петли КМПЦ не должна превышать 30°C. 8.3.8. Пункт 9.7.7 не соответствует пункту 13.9.3 ТР, не допускающему одновременное проведение двух и более потенциально ядерноопасных работ. Кроме того, пункт 9.7.7 должен быть внесен в раздел 12 или 13 инструкции. И т.д. Взято из книги Бурлакова Е. Б. Неизвестный Чернобыль. — 2006