proatom.ru - сайт агентства ПРоАтом
Журналы Атомная стратегия 2021 год
  Агентство  ПРоАтом. 24 года с атомной отраслью!              
Навигация
· Главная
· Все темы сайта
· Каталог поставщиков
· Контакты
· Наш архив
· Обратная связь
· Опросы
· Поиск по сайту
· Продукты и расценки
· Самое популярное
· Ссылки
· Форум
Журнал
Журнал Атомная стратегия
Подписка на электронную версию
Журнал Атомная стратегия
Атомные Блоги





Обсудим?!
Способствует ли безопасности атомной отрасли закрытость (усиление режима)?
Да
Нет
Сильнее влияют другие факторы

Результаты
Другие опросы
Подписка
Подписку остановить невозможно! Подробнее...
Задать вопрос
Наши партнеры
PRo-движение
АНОНС
Вышло в свет второе издание двухтомника Б.И.Нигматулина. Подробнее
PRo Погоду

Сотрудничество
Редакция приглашает региональных представителей журнала «Атомная стратегия» и сайта proatom.ru. Информация: (812) 438-32-77, E-mail: pr@proatom.ru Савичев Владимир.
Время и Судьбы

[31/07/2006]     И ещё раз . . .

О.Ю. Новосельский, начальник лаборатории НИКИЭТ им. Н.А. Доллежаля
Ответ на статью Д.Стацуры («АС» № 22, май 2006 г.)

Майский номер «Атомной стратегии» приносит нам ещё один взгляд на причины Чернобыльской аварии.  На этот раз – из прекрасного китайского далека. Оттуда проблема выглядит несколько иначе. Посетовав на отсутствие общего мнения о причинах аварии, автор предлагает свою версию.

Общее мнение – оно и не может сложиться...


Это настолько крупномасштабное событие, катастрофа, затронувшая самые разные стороны жизни общества и государства, многих людей персонально, что любой заинтересованный (в чем-либо конкретно) человек или группа людей может предложить свою трактовку события, приведя при этом те или иные основания для своих выводов. Тем более что первичная информация специфична и плохо доступна.


Например, далеко не каждому известно, что такое  паровой коэффициент реактивности или пустотный эффект, который будучи положительным и величиной существенно больше b (доля запаздывающих нейтронов) при определенных условиях способен привести  к разгону на мгновенных нейтронах, т.е. к взрыву активной зоны. Без понимания этого нельзя объяснить, как персоналом были созданы эти «определенные условия» в процессе проведения  испытаний выбега турбогенератора на ЧАЭС-4.


Так что «основных точек зрения» не две, имеется ещё и третья, по нашему мнению, верная: «авария произошла вследствие неудовлетворительных нейтронно-физических характеристик активной зоны и недостаточной скоростной эффективности  аварийной защиты, которые проявились в результате ошибочных действий  во время подготовки и проведения испытаний выбега турбогенератора с нагрузкой собственных нужд» [1].


Таким образом «вклад» в катастрофическое развитие аварии внесли и те и другие.


Однако, интересно другое: в качестве одной из причин аварии, причем достаточно весомой, предлагается «отсутствие взаимопонимания между представителями проектно-конструкторских организаций и эксплуатационным персоналом АЭС», читай между НИКИЭТ и МоАЭП, с одной стороны, и персоналом Чернобыльской АЭС, блок № 4, с другой. Вот, де, на заре атомной энергетики СССР такого отсутствия не было. «За пультами первых атомных реакторов доктора и кандидаты наук сидели рядом с инженерами», а теперь нет. Причем не только сбежали из-за пультов доктора и кандидаты, но и «стали скрывать некоторые результаты своих работ от персонала АЭС». Тут уж, конечно, ничего  хорошего ждать не приходится. Ясно, что при таком положении дел мы бы имели не одну крупную аварию на АЭС, после чего атомная энергетика как отрасль народного хозяйства перестала бы существовать, не говоря  уже о строительстве АЭС за пределами России, в том числе в Китае. Поскольку этого, слава богу, не происходит, тезис об отсутствии взаимопонимания следует рассмотреть внимательнее.


Действительно, за пультом первого атомного реактора – промышленного уран-графитового реактора А на комбинате «Маяк» - сидел один из создателей реактора, разработчик системы автоматического управления нейтронной мощностью, тогда кандидат технических наук Емельянов Иван Яковлевич. В процессе пуска первого двухцелевого реактора ЭИ-2 на Сибирской АЭС за пультом одну смену сидела руководитель конструкторской бригады Крылова В.И.. Аналогичная ситуация была и при пуске наземного прототипа реактора для первой атомной подводной лодки в Обнинске. И, практически, всё. Далее, как и в остальном машиностроении: конструктор, разработчик изделия пишет инструкции – по эксплуатации, по ремонту и т.д. и т.п. Просто потому, что никто лучше него не знает, как правильно, безопасно эксплуатировать изделие. Другое дело, что при создании образцов новой техники даже сам разработчик не до конца знает все свойства и характеристики изделия. Углубление знаний, уточнение характеристик объекта происходит в процессе опытной и промышленной эксплуатации. Соответственно изменяются инструкции, корректируются учебные программы для эксплуатационного персонала. Но когда изделие тиражируется и эксплуатируется много лет (вплоть до исчерпания проектного ресурса) всё, что нужно знать эксплуатационному персоналу уже хорошо известно. Так что, если «смысл и причины многих ограничений оставались неизвестны оперативному персоналу», то здесь одно из двух: либо процесс обучения в учебно-тренировочном центре на низком уровне, либо просто «не выучили урок».

 
В иерархии эксплуатационной документации наивысшей ступенью действительно является Технологический регламент по эксплуатации  АЭС. Правда,  автор называет его Технологическим регламентом по безопасной эксплуатации (ТРБЭ), подразумевая, видимо, что ещё должен быть регламент по опасной эксплуатации. Однако,  оставим это на совести автора. Он утверждает, что не смотря на замечания МАГАТЭ 1996 г. за десять лет не устранены недостатки Технологических регламентов по эксплуатации АЭС с ВВЭР в части обоснований эксплуатационных   пределов и условий. Больше того, «многие пределы и условия, которые содержатся в российских ТРБЭ, нельзя не только обосновать, но и просто объяснить». Надо понимать, что они там записаны «с кандачка». Поскольку здесь поминаются «российские ТРБЭ», видимо, заявление относится и к «пределам и условиям» в Технологическом регламенте эксплуатации АЭС с реакторами РБМК-1000. В связи с этим должен успокоить автора: в рамках работы над Отчетами  по углубленной оценке безопасности энергоблоков РБМК-1000 выполнено обоснование всех проектных пределов: эксплуатационных пределов, пределов безопасной эксплуатации, проектных пределов для проектных и запроектных аварий. Работа выполнялась в соответствии с требованиями российских нормативных документов (ОПБ-88/97, ПБЯ-АС-89) и документов МАГАТЭ [2, 3, 4]. Так что обоснования и объяснения для «пределов и условий», приведенных в Технологическом регламенте по эксплуатации АЭС с реакторами РБМК-1000, имеются.


Для меня остается загадкой, как это, «ориентируясь на типовые технические спецификации АЭС Westinghouse», удалось избавиться от понятия «пределы безопасной эксплуатации». Или фирма Westinghouse игнорирует документы МАГАТЭ? Ведь это понятие фигурирует не только в ОПБ-88/97.


В целом же проблема «отсутствия взаимопонимания» представляется надуманной, хотя некоторые мероприятия, предлагаемые для её решения, имеют самостоятельную ценность для повышения культуры безопасности в атомной энергетике.

Литература
1.     Черкашов Ю.М., Новосельский О.Ю., Чечеров К.П., Исследование развития процессов при аварии на Чернобыльской АЭС в 1986 г. – Атомная энергия, т. 100, вып. 4, апрель 2006, стр. 243-258.
2.     МАГАТЭ. Пределы и условия для эксплуатации и эксплуатационные пределы для атомных электростанций. – Серия норм МАГАТЭ по безопасности. Руководства,
№ NS-G-2.2. Вена, 2004.
3.     IAEA. Accident Analysis for Nuclear Power Plants. – Safety Report Series, № 23, Vienna, 2002.
4.     IAEA. Accident Analysis for Nuclear Power Plants with Graphite Moderated Boiling Water RBMK Reactors. - Safety Report Series, № 43, Vienna, 2005.
 

 
Связанные ссылки
· Больше про Безопасность и чрезвычайные ситуации
· Новость от PRoAtom


Самая читаемая статья: Безопасность и чрезвычайные ситуации:
Стратегия обеспечения энергетической безопасности России

Рейтинг статьи
Средняя оценка работы автора: 0
Ответов: 0

Проголосуйте, пожалуйста, за работу автора:

Отлично
Очень хорошо
Хорошо
Нормально
Плохо

опции

 Напечатать текущую страницу Напечатать текущую страницу

Связанные темы

Безопасность и чрезвычайные ситуации

"Авторизация" | Создать Акаунт | 1 Комментарий | Поиск в дискуссии
Спасибо за проявленный интерес

Re: И ещё раз . . . (Всего: 0)
от Гость на 03/08/2006
Уважаемый господин Новосельский!

Со многими Вашими словами трудно не согласиться. Конечно же, что такое паровой коэффициент реактивности известно далеко не каждому. Но ведь каждый и не соберется что-то написать на такую больную тему, как причины чернобыльской аварии. Разумеется специалисты НИКИЭТ им. Н.А. Доллежаля лучше всех знают физику ректоров РБМК, но что такое паровой коэффициент реактивности знают не только они.
С Вашей формулировкой причин аварии (авария произошла вследствие неудовлетворительных нейтронно-физических характеристик активной зоны и недостаточной скоростной эффективности аварийной защиты, которые проявились в результате ошибочных действий во время подготовки и проведения испытаний выбега турбогенератора с нагрузкой собственных нужд) тоже нет смысла спорить, убедительная формулировка, и, пожалуй, правильная. Если уж даже НИКИЭТ признал, что нейтронно-физические характеристики РБМК неудовлетворительные и аварийная защита недостаточно эффективна, то о чем же тут спорить. Вот только почему тогда на скамье подсудимых не было конструкторов и проектировщиков, которые разработали такую активную зону и такую аварийную защиту, судили только эксплуатационников за "ошибочные действия".

С ошибочными действиями персонала – давайте разберемся. В ОПБ есть хорошее определение термина "ошибочное решение" - неправильное непреднамеренное выполнение или невыполнение ряда последовательных действий из-за неверной оценки протекающих процессов. Неверная оценка протекающих процессов явно имела место, но вот почему? Может сложиться впечатление, что от безграмотности персонала, но это не так.
17 апреля 2006 года в Российском научном центре "Курчатовский институт" прошел "круглый стол" на тему "Курчатовцы и Чернобыль" [1]. С основным докладом выступил В.Г.Асмолов. Главной причиной чернобыльской аварии, по словам Асмолова, стало незнание. Было известно, что при работе реактора РБМК на максимальной мощности никаких ЧП быть не должно. Однако никто не знал, что на малой мощности может существовать опасный режим. Это выяснилось уже после аварии, в результате 800-часовых расчетов на стоявших тогда в Курчатовском институте ЭВМ БЭСМ-6.
Если к 1986 году не были известны важнейшие свойства серийного РБМК – это значит, что есть причины для беспокойства. Это значит, что разработчик "изделия" плохо выполнил свою задачу, а не оператор "плохо выучил уроки".
Если даже Курчатовский институт не знал, что РБМК на малой мощности небезопасен, тем более после йодной ямы и с повышенным расходом через активную зону, то какие претензии к эксплуатационному персоналу? Разве были в технологическом регламенте 4 блока Чернобыльской АЭС ограничения на эксплуатацию реактора на низкой мощности? Была указана величина парового коэффициента реактивности? Был запрет включения дополнительных ГЦН?
Фактически персоналом был нарушен только один запрет – по количеству введенных в активную зону стержней. Но количество стержней – это не давление и не температура, на приборе его не посмотришь, его надо рассчитывать на ЭВМ. У персонала просто не было оперативной информации по данной величине. Так же не были доступны персоналу основы данного ограничения, то есть, почему минимальное количество стержней именно такое, к чему может привести нарушение данного ограничения, при каких условиях нарушение данного ограничения представляет наибольшую опасность и т.д. Отчеты по углубленной оценке безопасности – это хорошо, но выполнены они после 2000 года. К тому же они предназначены не для эксплуатационного персонала, а для экспертов МАГАТЭ и НТЦ ГАН.

Технологические регламенты безопасной эксплуатации энергоблоков с реакторами ВВЭР называются именно так, со словом "безопасной", придумано не мной. Существует разработанный ВНИИАЭС Типовой технологический регламент безопасной эксплуатации энергоблока АЭС с реактором ВВЭР-1000 (В-320) [2].
Сказанное в статье относится в первую очередь к регламентам ВВЭР, однако есть основания считать, что и

Прочитать остальные комментарии...


[ Ответить на это ]






Информационное агентство «ПРоАтом», Санкт-Петербург. Тел.:+7(921)9589004
E-mail: info@proatom.ru, webmaster@proatom.ru. Разрешение на перепечатку.
За содержание публикуемых в журнале информационных и рекламных материалов ответственность несут авторы. Редакция предоставляет возможность высказаться по существу, однако имеет свое представление о проблемах, которое не всегда совпадает с мнением авторов Открытие страницы: 0.14 секунды
Рейтинг@Mail.ru