Как взорвать РБМК, часть 1.
Прежде всего хочу извиниться перед читателями, для которых изложение хода аварии на ЧАЭС уже известно - вряд ли я расскажу что-то новое. Тем не менее некоторые нюансы могут быть интересны всем.
Реакторная установка РБМК-1000 в духе картинок журнала Nuclear Engineering, только победнее :)
Итак, для того, что бы разобраться в причинах взрыва на Чернобыльской АЭС, сначала нужен минимальный ликбез по нейтронной физике.
Основные два термина, которые нужны для понимания, как живется ядерному реактору - это критичность и реактивность. Критичность - это стационарное состояние потока нейтронов, когда каждую секунду в реакторе происходит одинаковое количество делений ядер урана 235 и/или плутония 239, причем неважно какое именно это количество. Каждый поделившийся после поглощения атом U235 испускает еще в среднем 2,3 нейтрона, один из которых в свою очередь делит следующее поколение атомов, продолжая цепочку, а остальные улетают наружу или поглощаются без деления.
Кроме как критичным, состояние реактора может быть над- и подкритичным, соответственно, когда нейтронов в каждом следующем поколении больше единицы или меньше. Эти отличия от стационарного состояния вызываются реактивностью, положительной или отрицательной. Т.е. реактивность - это отличие критичности от единицы :), и выражается она обычно в небольших долях - например процентах.
Важно понять, что критичность и реактивность - это слегка не интуитивные свойства ядерного реактора, не связанные напрямую с мощностью. Критичность может быть на любой мощности, а ввод реактивности вызывает изменение мощности - опять же с любого уровня на любой.
Наконец, заканчивая ликбез по нейтронной физике реактора нужно вспомнить о мгновенных и запаздывающих нейтронах. Коротко - “поддувать” реактор можно только регулируя его реактивность в рамках доли запаздывающих нейтронов (а это всего 0,65% для урана 235), так как выход за эти рамки ведет к резкому ускорению нарастания мощности. Например, если мы ввели не 0,65% а 0,66% реактивности то время удвоения мощности изменится кардинально - с ~20 минут до 10 секунд. Для реактивности, равной доле запаздывающих нейтронов применяют специальную букву - 0,64% = 1 β.
Теперь, после этого мини-ликбеза перейдем к событиям 1986 года, попутно разбираясь во всяких физических явлениях и инженерных явлениях.
Структура реактора РБМК. Сверху биозащита, ниже пароводяные отводы от технологических каналов, еще ниже верхняя металлическая плита (схема "Е"), еще ниже активная зона и в самом низу система подачи воды в реактор (схемы "ОР" и "С").
В апреле 1986 года на 4 блоке Чернобыльской АЭС был запланирован эксперимент по использованию тепловой и механической инерции энергоблока для аварийного питания собственных нужд блока на случай аварии. Питание это может пригодится в случае обрыва или выключения ЛЭП от станции до единой энергосистемы, а использование инерции теоретически помогает пережить момент от обесточивания до запуска резервных дизель-генераторов (что занимает примерно 30 секунд). История этого злосчастного эксперимента вообще довольно своеобразна. Инерция ротора турбогенератора как запасной источник энергии появилась в голове разработчиков в процессе создания РБМК-1000, но при конкретной реализации оказалось довольно бессмысленной. Тем не менее она попала в эксплуатационные документы, а раз она там есть - этот режим надо испытать, правильно? Итак, в 26 апреля 1986 года этот режим работы планировалось в 4 раз (три предыдущих были неудачными по разными причинам, не связанным с атомным реактором, например в 1985 году забыли включить регистрирующие осциллографы) испытать на выводящемся на перегрузку 4 блоке.
Скан первой страницы предыдущей попытки программы испытаний на выбег в 1985 году.
Эксперимент заключался в отключении внешнего питания от блока, подключения главных циркуляционных насосов (ГЦН) - а это основная нагрузка собственных нужд к турбогенератору №8 (всего у каждого реактора РБМК-1000 два турбогенератора, у блока 4 соответственно №7 и №8), перекрытие подачи пара с реактора на турбину и наблюдение за тем, как выбегающий ротор обеспечивает энергией ГЦНы, пока не запустятся дизель-генераторы и не возьмут на себя нагрузку.
Испытание режима выбега в одном отношении принципиально отличается от выбега, автоматически возникающего в случае реальной аварии, сопровождающейся обесточиванием собственных нужд. Во втором случае выбег проходит при заглушенном реакторе, и это заглушение не зависит от работы автоматики выбега или каких-либо действий персонала АЭС, оно происходит автоматически от срабатывания аварийной защиты реактора по факту аварии. Реактор в этом процессе выбега выступает лишь как источник остаточного тепловыделения. В первом случае аварии на самом деле никакой нет, и защита реактора автоматически не срабатывает. Сигнал аварии формируется искусственно, и реактор может быть заглушен только принудительно. В этом случае, в отличие от предыдущего реактор является источником ядерной (катастрофической) опасности.
Центральный реакторный зал 4 блока после взрыва. Правее центра видна схема Е.
Почему важны эти факты? Из-за йодной ямы - эффекта изменения изотопного состава осколков деления при снижении мощности любого реактора, которое вносит постепенно увеличивающуюся отрицательную реактивность. Это называют еще “отравлением реактора” и заставляет постепенно извлекать поглощающие стержни, для того что бы мощность не пошла вниз. Эффект йодной ямы нарастает постепенно, достигая максимума через 11 часов после снижения мощности, что означает, что к моменту аварии реактор подойдет с большой отрицательной реактивностью - и это станет первым элементом в цепи причин аварии.
Разрешение на разгрузку энергоблока получено только к 23 часам и снижение мощности (с 50%) было начато в 23:10 25.04.86 Мощность, установленная в программе испытаний (700 МВт) была достигнута к 00:05 26.04.86. Далее согласно программе испытаний необходимо было включить в работу два ГЦН (в нормальной работе используется 6 из 8 ГЦН реактора), и приступить к выполнению основной части программы. Однако, этого не произошло, и все дальнейшие действия оперативного персонала АЭС были сплошной импровизацией между программой и реальной обстановкой на энергоблоке.
На этом месте стоит остановится и поговорить об основной теме расследования чернобыльской катастрофы: противостояния конструктора реактора и его эксплуатации. Проблема в том, что вину приходится делить между двумя этими сторонами и никак не получается полностью отбелить кого-то из участников, однако попытки такие начались с первых дней и не закончились и поныне. Фраза выше про импровизацию (вещь, недопустимая при работе с ядерными энергоустановками) и, например, такие факты, как отключение системы аварийного охлаждения реактора за 11 часов до испытаний (в место положенного часа) говорят далеко не в пользу эксплуатации, т.е. персонала станции. Однако дальше будет много проблем и с конструкторами РБМК. Продолжаем.
Кроме программы испытаний выбега турбогенератора должна была быть выполнена еще одна работа: измерение вибраций турбины на холостом ходу турбогенератора.
Это современный вид БЩУ РБМК-1000 (Курская АЭС), вид на место старшего инженера управления реактором (СИУРа).
Эти две работы, в общем-то, противоречат друг другу. Обе они требуют разгрузки турбогенератора, т.е. отключения его от внешней сети, но в одном случае разгрузка полная, до холостого хода (т.е. без выработки какой-либо электроэнергии), а в другом случае разгрузка только до уровня собственных нужд. В первом случае обороты холостого хода поддерживаются за счет (небольшой) подачи пара на турбину, и реактор для этого нужен, во втором случае пар не подается, и реактор не нужен, а обороты под нагрузкой собственных нужд сравнительно быстро падают.
В программе испытаний такая коллизия не была предусмотрена. Тем не менее, как пишет руководитель испытаний (и составитель программы) А.С. Дятлов в своих воспоминаниях ему "было здесь все ясно. И по подготовке к последнему эксперименту у А.Акимова нет вопросов, он еще 25 апреля смотрел".
Затем А.С. Дятлов временно (в 00ч.05мин.) покидает БЩУ, предоставив начальнику смены блока А.Акимову самому разбираться с тем, что им обоим было так ясно.
А это дизель-генераторы, такие же, как на ЧАЭС, подхват нагрузки которыми во время испытаний 26 апреля 1986 года совпал с моментом разрушения реактора.
Тем временем начато дальнейшее снижение мощности реактора, до мощности в 200 тепловых мегаватт, необходимых для вибрационных испытаний. В 00 ч 28 мин при тепловой мощности реактора около 500 МВт допущено непредусмотренное программой снижение тепловой мощности до 30 МВт (нейтронной мощности - до нуля); после паузы продолжительностью 4-5 мин начат подъем мощности. Этот момент тоже сыграет свою роль через снижение количество поглощающих стержней к моменту аварии.
При таком отношении к "рабочим программам" и к своим "должностным инструкциям" все дальнейшие смертные грехи, в которых обвиняют персонал, это просто детские шалости, не заслуживающие внимания.
Работа реактора на малом уровне мощности при малом запасе реактивности сопровождалась неустойчивостью теплогидравлических параметров и возможно неустойчивостью нейтронного поля. Об этом свидетельствуют многократные аварийные сигналы по уровню в барабане сепараторе (БС), срабатывания системы быстрого сброса лишнего пара БРУ-К, большие перерегулирования в расходе питательной воды (т.е. холодной воды, возвращающейся от конденсаторов турбины в контур реактора), и выходы из строя автоматичесих регуляторов нейтронной мощности. Именно поэтому в период с 00:35 по 00:45, видимо, чтобы сохранить реактор на мощности, были заблокированы аварийные сигналы по теплогидравлическим параметрам КМПЦ (и сигнал АЗ-5 по отключению 2-х ТГ). В 01ч.16 мин закончились работы по замеру вибраций, и турбогенератор был снова включен в сеть (для последующего выполнения программы выбега).
Турбогенератор типа К-500-65, стоявшие на ЧАЭС. А вот интересно, здесь продают запчасти от чернобыльских турбин. Никому не нужно?
Продолжение в части 2.