Чернобыль: трагедия, фарс и урок
Дата: 22/04/2016
Тема: Безопасность и чрезвычайные ситуации



А.Н. Румянцев, д.т.н., начальник лаборатории ИСКБ ККЯТЭТ НИЦ “Курчатовский институт”
В.М. Федуленко, к.т.н., ведущий научный сотрудник КЯТК НИЦ “Курчатовский институт”

Со времени аварии на 4-м блоке ЧАЭС прошло уже 30 лет. Уже немногие из участников создания реакторов типа РБМК и тех, кто участвовал в ликвидации последствий этой аварии, смогут отметить этот “юбилей”. Их шансы встретить последующие “юбилеи” убывают.


Полагаем, что этот “юбилей” можно использовать для того, чтобы попытаться вновь оценить то, что привнесла эта авария в понимание роли атомной энергетики и в настоящее время, и на обозримую перспективу.


1. Немного об истории РБМК

Постановлением Совета Министров СССР от 29 сентября 1966 г. был утвержден план строительства и ввода в действие в период 1966-1975 г.г. атомных станций общей мощностью 11,9 МВт(э). План учитывал начавшиеся двумя годами раньше разработки нового направления канальных уран-графитовых реакторов – РБМК-1000 [1]. Эти разработки были инициированы после ознакомления с идеями развития канального направления тяжеловодных кипящих энергетических реакторов в Великобритании и Канаде, представленными в докладах на 3-й Женевской конференции по мирному использованию атомной энергии 1964 г. [2]. С учетом успешного опыта создания и эксплуатации отечественных промышленных канальных реакторов-наработчиков плутония было принято решение о создании кипящих уран-графитовых реакторов большой мощности – реакторов типа РБМК-1000. Создание реактора-прототипа для РБМК-1000 не предусматривалось. Важными в то время отличиями реакторов типа РБМК от реакторов типа ВВЭР считались отсутствие реакторного корпуса высокого давления, возможность транспортировки элементов конструкции реактора по железной дороге со сборкой на месте размещения АЭС, гибкость топливного цикла, включая возможности перевода таких реакторов в двухцелевой режим производства электроэнергии и наработки оружейного плутония, и, самое главное, возможности использования уже имевшихся промышленных мощностей для производства основных компонентов таких реакторов.

СССР не был одинок в развитии направления канальных кипящих реакторов. Великобритания сумела в рекордно короткие сроки (1963-1967 гг.) спроектировать и построить АЭС мощностью 100 МВт(э) с кипящим тяжеловодным канальным реактором типа “SGHWR”. Реактор содержал бак с тяжелой водой и 104 технологических канала в виде труб из циркалоя (ТК) с размещенными в них тепловыделяющими сборками (ТВС) с двуокисью урана. Уже в январе 1968 г. этот реактор достиг проектной мощности [3]. Реактор “SGHWR” рассматривался прототипом в перспективных планах развития ядерной энергетики Великобритании. Канада, успешно развивавшая ядерную энергетику на тяжеловодных канальных реакторах типа “CANDU”, в 1971 г. ввела в эксплуатацию собственный тяжеловодный кипящий канальный реактор “Gentilly 1” мощностью 250 МВт(э) [4]. Однако эксплуатация этих сравнительно небольших по мощности  реакторов выявила проблемы неустойчивости пространственного распределения энерговыделения в активной зоне. Причиной являлся положительный плотностной эффект реактивности, вызванный кипением воды в технологических каналах, проявлявшийся и возраставший по мере увеличения выгорания и накопления плутония. Несмотря на множество мероприятий по стабилизации пространственного распределения энерговыделения в активной зоне, включая, в итоге, обеспечение отрицательного плотностного эффекта реактивности, реактор “SGHWR” в 1976 г. был снят с промышленной эксплуатации и до 1990 г. использовался лишь как исследовательский реактор. Реакторы такого типа были исключены из перспективных планов развития ядерной энергетики в Великобритании. Аналогичные проблемы управляемости были обнаружены и на реакторе “Gentilly 1”, эксплуатация которого была прекращена в 1979 г. За весь период эксплуатации этот реактор отработал в режиме производства электроэнергии всего 190 дней [4].

Отечественные разработчики реакторов РБМК обладали информацией о состоянии работ по реакторам “SGHWR” и “Gentilly 1”. Уже в 1969-1972 гг. в результате расчетно-теоретических исследований проектных параметров реакторов РБМК-1000 были выявлены эффекты пространственной неустойчивости полей энерговыделения в активных зонах таких реакторов. “Быстрые” эффекты неустойчивости проявлялись, прежде всего, на малых мощностях вследствие положительного плотностного эффекта реактивности по кипящей воде при достижении выгораний, близких к равновесным в режиме перегрузок топлива. “Медленные” эффекты неустойчивости проявлялись вследствие пространственной нестабильности распределений ксенона-135. Отсутствие представительного реактора-прототипа не позволяло ни подтвердить, ни опровергнуть результаты этих исследований. Физический пуск 1-го блока ЛАЭС с РБМК-1000 состоялся в октябре 1973 г. В конце 1974 г. 1-й блок ЛАЭС с РБМК-1000 достиг проектной мощности. В декабре 1975 г. при подъеме мощности реактора и достижении примерно 20%-й мощности, произошла авария с разгерметизацией нескольких ТВС примерно из 100 ТВС. Эта авария явилась экспериментальным подтверждением расчетных эффектов “быстрой” пространственной неустойчивости полей энерговыделения в реакторах типа РБМК-1000. Однако замедлить либо приостановить программу сооружения АЭС с такими реакторами для устранения выявленных проблем их управляемости никто не решился. Пошли по пути непрерывных модернизаций как на действовавших, так и на строившихся блоках АЭС с реакторами РБМК. В частности, разработали и внедрили систему локальных автоматических регуляторов (ЛАР) для “быстрого” управления распределением энерговыделения по объему активной зоны. Однако на малых уровнях мощности реактора система ЛАР не работала. В период 1976-1978 гг. в целях экономии бетона путем уменьшения высоты подреакторного пространства и Главный Конструктор (НИКИЭТ), и Научный Руководитель (ИАЭ им. И.В.Курчатова) приняли совместное решение об укорочении графитовых вытеснителей на стержнях СУЗ с образованием под ними столбов воды высотой 1.2 м.


2. Факты

О Чернобыльской аварии говорилось и писалось больше, чем обо всех других авариях на АЭС, вместе взятых. Причины понятны: масштаб ущерба и социально-политические последствия аварии. Исчез СССР. За первые 25 лет с момента аварии оцененный прямой и косвенный ущерб, нанесенный Украине, Белоруссии и России, превысил 500 млрд. долларов США [5-7]. Для сравнения, авария 2011 г. на АЭС “Фукусима” в Японии за сходный период в 25 лет нанесет ущерб, оцениваемый лишь на уровне 300 млрд. долларов США [5]. Авария на АЭС “Three Mile Island” 1979 года причинила ущерб на уровне 3.4 млрд. долларов США. Так что, пока Чернобыль по масштабу оцененного ущерба остается вне конкуренции. К этому можно добавить, что на обозримое будущее свыше 784 тыс. гектаров сельскохозяйственных земель и свыше 694 тыс. гектаров лесных угодий в зоне Чернобыля останутся непригодными для проживания людей [8], что равно примерно 1/3 территории Дании или пяти территориям Люксембурга (Великого Герцогства Люксембург).

В 2015 г. АЭС России выработали 195 млрд. кВт*ч [9]. При отпускной цене за 1 кВт*ч в диапазоне 4-5 руб/кВт*ч., и текущем курсе доллара США на уровне около 70 руб./доллар, АЭС России в 2015 г. наработали электроэнергии на 12-13 млрд. долларов США. Как скоро АЭС России и Украины смогут выработать столько электроэнергии, чтобы ее цена могла сравниться с ущербом от аварии на ЧАЭС, уже превышающем 500 млрд. долларов США? Вопрос пока не имеет ответа.


3. Уроки

Три наиболее впечатляющих аварии на АЭС (“Three Mile Island”, 1979 г.; Чернобыль, 1986 г.; “Фукусима”, 2011 г.) за примерно полвека существования гражданской ядерной энергетики позволили сформулировать и внедрить в практику концепцию “культуры безопасности”. Эти аварии показали уязвимость объектов гражданской ядерной энергетики по отношению к “человеческому фактору” на различных стадиях их жизненного цикла в цепочке событий “от колыбели до могилы”.

Авария на АЭС “Three Mile Island” в 1979 г. продемонстрировала уязвимость по отношению к “человеческому фактору” на стадии  проектирования и эксплуатации. На стадии проектирования, несмотря на накопленный громадный опыт в физике, теплогидравлике и проектировании реакторов типа PWR и BWR, не удалось предусмотреть возможность отказа средств диагностики состояния некоторых наиболее значимых для безопасности элементов оборудования. На стадии эксплуатации ошибки в проектировании средств диагностики спровоцировали ошибочные действия персонала.

Авария на 4-м блоке ЧАЭС в 1986 г. продемонстрировала уязвимость к “человеческому фактору” как в выборе направления развития ядерной энергетики в СССР, так и в проектирования, и эксплуатации. Выбор направления был предопределен несомненными успехами в создании промышленных реакторов-наработчиков плутония и отсутствием необходимых мощностей в производстве оборудования для реакторов типа ВВЭР. Несмотря на существенные отличия в физике и теплогидравлике предложенных реакторов типа РБМК от освоенных промышленных реакторов, в целях экономии ресурсов и времени было решено отказаться от создания реактора-прототипа и сразу приступить к серийному производству этих еще “не доведенных до ума” реакторов. На стадии проектирования особенности физики и теплогидравлики реакторов типа РБМК досконально не были проанализированы. Обнаружение положительного плотностного эффекта реактивности в реакторах типа РБМК также не рассматривалось большой проблемой, т.к. аналогичный эффект фиксировался и в промышленных реакторах, которые успешно эксплуатировались. Совмещение во времени стадий проектирования и эксплуатации реакторов типа РБМК привело к множественным проектным ошибкам, которые выявлялись лишь во время эксплуатации и устранялись путем множественных модернизаций на уже работавших и строящихся АЭС. Судьбоносным для реакторов РБМК оказалось проектное решение об экономии бетона путем уменьшения высоты подреакторного пространства на 2 метра с последующим укорочением вытеснителей стержней СУЗ, под которыми образовались столбы воды высотой 1.2 метра. За три года до аварии на ЧАЭС прямыми экспериментами была показана опасность такого решения. Однако своевременных действий, требовавших затрат и приостановки эксплуатации АЭС с РБМК, со стороны проектантов и эксплуатационников не последовало.

Авария 2011 г. на АЭС “Фукусима” в Японии продемонстрировала уязвимость к “человеческому фактору” как на стадии проектирования, так и на стадии эксплуатации. Несмотря на очевидные ошибки в выборе места размещения АЭС, недостатки в проектировании систем безопасности и нежелание эксплуатирующей организации выполнить предлагавшиеся модернизации АЭС, требовавшие некоторых затрат и времени, эксплуатация АЭС продолжалась.

Концепция “культуры безопасности” как результат осмысливания произошедших аварий на АЭС, охватывает все виды деятельности на всех стадиях жизненного цикла АЭС, которые могут оказать влияние на их безопасную эксплуатацию. Концепция “культуры безопасности” охватывает высшие сферы управления, в том числе законодательную и правительственную, которые, согласно концепции, должны формировать национальный климат, при котором безопасность является делом ежедневного внимания. Оценка с позиций указанной концепции событий аварий на АЭС показывает, что недостаточность культуры безопасности характерна не только для стадии эксплуатации, но в не меньшей степени характерна для участников других стадий создания и эксплуатации АЭС (конструкторы, проектанты, строители, изготовители оборудования, министерские управляющие, контролирующие структуры и т.д.).

Общими причинами всех трех аварий явились проектные ошибки, вызвавшие неизбежные ошибки эксплуатационников.


4. Проблемы

К счастью, после аварии на ЧАЭС и до настоящего времени в России и Украине не было столь значимых аварий на АЭС. Беспрецедентные мероприятия по модернизации реакторов РБМК позволили обеспечить безопасность их эксплуатации путем устранения проектных ошибок и реализации некоторых идей начала 70-х гг. прошлого века: повышение обогащения топлива, применение выгорающего поглотителя (эрбия), увеличение количества стержней ДП и СУЗ, постоянно погруженных в активную зону, и устранение в конструкции нижней части стержней СУЗ проектных “усовершенствований” 1976-1978 гг. в виде водяных столбов высотой 1.2 м.

Последовательное применение концепции “культуры безопасности”  вынуждает вновь оценить достаточность выполненных проектных модернизаций реакторов РБМК для обеспечения их безаварийной эксплуатации.

Критерием достаточности выполненных проектных модернизаций реакторов РБМК может служить успех в математическом моделировании экстремальных экспериментов с РБМК – аварий 1975 г. на 1-м блоке ЛАЭС  и 1986 г. на 4-м блоке ЧАЭС. Такой успех может рассматриваться доказательством того, что проектанты владеют необходимыми методиками и средствами математического моделирования характеристик реактора РБМК, и использовали всю доступную экспериментальную информацию для обоснования безопасности эксплуатации таких реакторов.

По своей физике, теплогидравлике и конструкции реакторы РБМК пока продолжают оставаться наиболее сложными объектами атомной энергетики, с трудом поддающимися математическому моделированию и существенно затрудняющими экспериментальное исследование их характеристик. Поскольку никто в мире, кроме СССР и России, такие реакторы не создавал, все, что имело отношение к проектированию и обеспечению безопасной эксплуатации АЭС с такими реакторами, могло основываться лишь на отечественных научно-технических возможностях.

Эти возможности оказались таковы, что до сих пор отсутствуют публикации с результатами математического моделирование аварии на 1-м блоке ЛАЭС 1975 г. Фактором, существенно ограничивающим возможности моделирования этой аварии, является почти полное отсутствие информации о начальных и граничных условиях, определивших процесс возникновения и развития аварии.

В отношении моделирования аварии 1986 г. на 4-м блоке ЧАЭС есть несколько наиболее информативных публикаций, в которых предприняты попытки воспроизвести расчетным путем этапы возникновения и развития аварии с учетом информации, полученной из действовавших во время аварии систем регистрации параметров активной зоны и контура многократной принудительной циркуляции (КМПЦ) – публикация 1992 г. [10] и публикации 2006 г.[11-13]. Наиболее полный качественный анализ аварий на реакторах РБМК приведен в препринте 2011 г. [14].

Особенностью этих публикаций явилось то, что ни одна из них не рассматривает моделирование процесса возникновения и развития аварии как совместное решение системы нестационарных уравнений 3-х мерной пространственно-распределенной нейтронной кинетики и поканальной нестационарной теплогидравлики для всех почти 1700 ТК с учетом конструктивных и гидравлических особенностей нижних водяных коммуникаций (НВК) и пароводяных коммуникаций (ПВК) каждого ТК, и всех остальных элементов контура многократной принудительной циркуляции (КМПЦ, сборные и раздаточные коллекторы, барабаны-сепараторы, ГЦН, и т.п.), серийно тиражированных в проектах РБМК. Из этих публикаций следует, что вся совокупность ТК, различных по выгоранию и распределению мощности по длине ТВЭЛ (по высоте активной зоны), различных по своим расходным характеристикам, зависящим от длин НВК и ПВК, различных по распределениям плотности теплоносителя по длине ТК, моделируется одним или несколькими “эффективными” ТК, которым могут быть “приписаны” некоторые динамические характеристики. Подобная ничем не обоснованная “гомогенизация” привносит существенные неопределенности в результаты моделирования, во многом не соответствующие доступной экспериментальной информации.

Результаты корректного расчетного моделирования процесса возникновения и развития аварии на ЧАЭС должны соответствовать наиболее существенным установленным и опубликованным фактам, в частности:

(1) область с наибольшим энерговыделением располагалась в нижней части юго-восточного квадранта активной зоны и обладала эффективным диаметром 2.4-3 метра [15], (аналогичный факт пространственного расположения области с наибольшим энерговыделением был зарегистрирован и при аварии на ЛАЭС в 1975 г. [14]);

(2) в процессе развития аварии на ЧАЭС был зафиксирован факт перемещения АР-1 вниз в момент времени 01 час. 23 мин. 30 сек. (01.23.30), т.е. через 26 сек. после начала эксперимента с выбегом ГЦН и за 10 сек. до нажатия кнопки АЗ-5 [11], что свидетельствует об увеличении интегрального потока нейтронов в активной зоне и увеличении ее мощности;

(3) через 3 сек. после нажатия кнопки АЗ-5 мощность реактора превысила 530 МВт, и период разгона стал меньше 10 сек. [11].

Как следует из анализа публикаций [10-14], доступные отечественные научно-технические возможности математического моделирования аварий на реакторах РБМК таковы, что до сих пор лишь часть указанных выше экспериментальных фактов получила расчетное подтверждение. Результаты пока наиболее полного анализа приведены в работе [11].


5. Что еще можно сделать

Достигнутый уровень расчетного моделирования процессов возникновения и развития аварии на реакторах типа РБМК пока не позволяет рассматривать их проектную безопасность как доказанную истину, основанную на доступных знаниях. Поскольку эксплуатация таких реакторов может продолжаться еще десятки лет, пока еще не поздно продолжить работы по совершенствованию их математических моделей. Доступные средства вычислительной техники позволяют решать такие задачи.

Создание адекватных физическим реальностям математических моделей динамики АЭС с реакторами РБМК является исключительно сложной задачей, требующей совместного моделирования нейтронно-физических параметров активной зоны и теплогидравлических параметров как каждого ТК, так и всего КМПЦ. При этом пространственно-распределенная нейтронная кинетика реакторов типа РБМК зависит от пространственно-распределенных плотностей и температур воды, температур топлива и графита, изотопного состава топлива, концентрации йода и ксенона, эффективной доли запаздывающих нейтронов, зависящей от изотопного состава, и движения стержней СУЗ. Важно отметить, что обратные связи между нейтронной кинетикой в каждый момент времени T” (и, следовательно, энерговыделением) и определяющими ее нейтронно-физическими параметрами активной зоны имеют различные времена запаздывания “τ”.

Изменения пространственно-распределенной температуры топлива практически синхронны с изменениями в пространственно-распределенном энерговыделении, но должны учитывать запаздывание стока тепла от ТВЭЛ к теплоносителю. Изменения пространственно-распределенной температуры графита (за счет поглощения гамма-излучения и замедления нейтронов) с учетом стока тепла от графитового блока к воде каждого ТК должны считаться с запаздыванием такого стока, определяемым тепловой постоянной графитового блока, оцениваемой в диапазоне нескольких минут. Сколь-нибудь существенные изменения в пространственно-распределенном изотопном составе и эффективной доле запаздывающих нейтронов, определяемые выгоранием топлива и накоплением плутония, возникают с запаздыванием в десятки часов. Значимые для анализа переходных процессов изменения в пространственно-распределенной концентрации йода и ксенона, определяемые текущим локальным энерговыделением, возникают с запаздыванием на уровне нескольких часов. Однако пространственно-распределенные плотности и температуры воды изменяются с запаздыванием относительно текущего локального энерговыделения всего лишь на уровне тепловой постоянной ТВЭЛ, которая для ТВЭЛ реактора РБМК, в зависимости от выгорания, оценивается в диапазоне13-33 сек. Запаздывание движения стержней СУЗ определяется положением стержней СУЗ в активной зоне, скоростью их перемещения и может быть оценено в диапазоне 0.01-1 сек.

Некоторые аналитические методы оценки влияния эффектов запаздывания нейтронно-физических и теплогидравлических процессов на кинетику ядерных реакторов изложены в работах [16, 17]. Именно А.Хичкоку принадлежит обнаружение и обоснование эффекта “пыхтения” мощности канального реактора с кипящей водой [16].


6. Что было сделано

Еще до пуска 1-го блока ЛАЭС в 1973 г. уже существовали программные комплексы трехмерного моделирования стационарных и нестационарных нейтронно-физических и теплогидравлических процессов в реакторах типа РБМК с учетом запаздывания процессов [18-21]. Нейтронно-физические и теплогидравлические процессы моделировались для каждого из 1700 ТК. Теплогидравлика моделировалась для всех элементов КМПЦ. Несмотря на относительную “убогость” тогда доступных ЭВМ, в результате расчетно-теоретических исследований проектных параметров реакторов РБМК-1000 были выявлены эффекты пространственной неустойчивости полей энерговыделения в активных зонах таких реакторов, а также динамики их возникновения и развития. Эти эффекты проявлялись, прежде всего, на малых мощностях вследствие положительного плотностного эффекта реактивности по кипящей воде при достижении выгораний, близких к равновесным в режиме перегрузок топлива. К сожалению, к 1981 г. эти программные комплексы были утрачены, и от них остались лишь публикации методик расчета.

Результаты анализа динамики развития “быстрой” аварии на 4-м блоке ЧАЭС (десятки секунд) с применением предельно упрощенной линеаризованной модели, обобщившей результаты моделирования начала 70-х гг., были получены еще осенью 1986 г. по данным, приведенным в официальном докладе для МАГАТЭ [22]. Но в то время результаты этого анализа не могли быть ни обсуждены, ни признаны, ни опубликованы.

Почти четверть века спустя эти результаты были воспроизведены в памятной записке “Чернобыль в 2009 году.”[23]. Модель развития аварии была сформулирована по результатам расчетов, выполненных в начале 70-х гг. по методике, изложенной в [20], и дополнена анализом неопределенностей методом МКО [24]. Полученные результаты удовлетворительно коррелируют с доступной фактической информацией об аварии и подтверждают указанные выше факты (1),(2),(3).

В частности, модель развития аварии основана на расчетном эффекте возникновения и развития локальных зон надкритичности с эффективным диаметром 2.5-3 метра (содержащих 70-110 ТК) в области активной зоны, приближенной к ее середине и боковому отражателю. В этой области находятся ТК с наиболее длинными НВК, провоцирующими вскипание воды, имеющей температуру, близкой к температуре насыщения, с образованием неравновесного пара вследствие падения давления по длине НВК. Оцененные после аварии размеры области с наибольшим энерговыделением в нижней части юго-восточного квадранта активной зоны обладали эффективным диаметром 2.4-3 метра [15]. Размещение этой области в активной зоне определяется проектными особенностями конструкции НВК и ПВК.

Перемещение вниз АР-1, зафиксированное в момент времени 01 час. 23 мин. 30 сек. (01.23.30), т.е. на 26-й сек. после начала эксперимента с по выбегу ГЦН и за 10 сек. до нажатия кнопки АЗ-5, было вызвано увеличением расчетной интегральной мощности реактора до 240 МВт с 90%-м доверительным интервалом 214-260 МВт. Фиксация нейтронного потока, рост которого привел к перемещению АР-1 вниз, осуществлялась путем обработки и усреднения показаний ионизационных камер (ИК), расположенных за пределами реакторного пространства на середине высоты активной зоны. Возникновение существенных неравномерностей энерговыделения по объему, локализованных в относительно небольшой части низа активной зоны (зоне локальной надкритичности), даже примыкающей к боковому отражателю, может не вызывать сколь-нибудь значимых изменений усредненных показаний всей группы ИК. Однако прирост мощности был зафиксирован, и стержни АР-1 пошли вниз.

Через 3 сек. после нажатия кнопки АЗ-5 мощность реактора превысила 530 МВт, и период разгона стал меньше 10 сек. Этому моменту времени соответствует расчетная мощность 520 Мвт  и период разгона на уровне 4.1 сек.  

Основные положения примененной модели возникновения и развития аварии, позволившей получить результаты, удовлетворительно соответствующие доступной фактической информации об аварии, изложены ниже.

Изменение мощности локальной зоны надкритичности во времени W(t), вызываемое различными эффектами реактивности, может быть приближенно представлено в линеаризованной форме соотношением: W(t)=Wo * exp(δK*t/τ), где “Wo”- мощность в момент времени начала процессаt”= 0, “δK” – реактивность, привносимая анализируемым процессом, “τ ” – постоянная времени процесса.

Для анализа можно выделить два процесса. Первый процесс начался с момента резкого снижения подачи питательной воды в 01.22.00 (час.мин.сек) и продолжался до момента сброса АЗ-5 (01.23.40). Через 19-36 сек. после начала этого процесса в группу ТК, имеющую наиболее длинные НВК, уже подавалась пароводяная смесь. До этого момента эта группа ТК находилась в критичной части активной зоны. С момента подачи пароводяной смеси на вход ТК эта часть активной зоны с эффективным диаметром 2.5-3 метра стала надкритичной за счет положительного парового эффекта реактивности и оставалась такой до момента времени начала сброса АЗ-5 в 01.23.40, т.е. в течение 64-81 сек. При этом, пропорционально объему этой части активной зоны увеличивалась общая мощность реактора. Постоянная времени первого процесса, определявшая рост паросодержания в этой группе ТК, определяется тепловой постоянной ТВЭЛ с различным выгоранием, оцениваемой в диапазоне 13-33 сек с математическим ожиданием для логарифмически равномерного распределения (равномерного распределения логарифма от ln(13) до ln(33), см. [24]) на уровне 21 сек. Тепловой постоянной стока тепла из графитового блока к теплоносителю можно пренебречь, поскольку энерговыделение в графите составляет лишь малую долю (около 5%) от энерговыделения ТВЭЛ, а тепловая постоянная оценивается на уровне минут.

Второй процесс начался в момент начала сброса АЗ-5 в 01.23.40 и продолжался 3 сек. до момента последующего перехода на период разгона “намного меньше” 20 сек, что можно рассматривать началом третьего процесса – процесса разгона на мгновенных нейтронах. Постоянная времени второго процесса определяется в диапазоне от тепловой постоянной наиболее выгоревших ТВЭЛ (около 33 сек) до времени жизни тепловых нейтронов в активной зоне, оцениваемой на уровне 0.01 сек. Математическое ожидание постоянной времени второго процесса с диапазоном 0.01-33 сек. для логарифмически равномерного распределения оценивается на уровне 4.1 сек.

Паровой эффект реактивности для обоих процессов с ожидаемыми мощностями и объемным паросодержанием по результатам моделирования нестационарных процессов начала 70-х гг. был оценен в диапазоне 0.2-3β. Экспериментальные данные 80-х гг. дают оценку 0.03-5.2β [10]. Обе оценки дают математическое ожидание для логарифмически равномерного распределения на уровне “δK”=1, т.е. равной эффективной доле запаздывающих нейтронов β. Поэтому изменение мощности во времени для обоих процессов можно описать соотношением W(t)=Wo * exp(t/τ). Именно это соотношение было использовано при анализе аварии в 1986 г. и создании записки “Чернобыль в 2009 г.”[23].

Приведенные выше результаты соответствуют экспериментально установленным фактам и подтверждают справедливость выводов, приведенных в записке “Чернобыль в 2009 г.”[23], полученных с использованием упрощенных подходов к моделированию динамических процессов в реакторах типа РБМК.

Основным был и остается вывод о том, что именно укорачивание графитовых вытеснителей на стержнях СУЗ предопределило беспрецедентный масштаб аварии на ЧАЭС. Без укорачивания вытеснителей на стержнях СУЗ масштаб аварии был бы соизмерим с аварией на 1-м блоке ЛАЭС в декабре 1975 г., о которой сегодня уже и не вспоминают.


7. Послесловие

14 июня 1986 г. Николай Иванович Рыжков (тогда Пред.Сов.Мина СССР) обобщил результаты аварии на ЧАЭС, сказав: “Мне кажется, что эта авария на Чернобыльской АЭС была не случайной, что атомная энергетика с некоторой неизбежностью шла к такому тяжелому событию” [25].

С тех пор прошло 30 лет. Атомная энергетика жива и продолжает развиваться. Оставшиеся реакторы РБМК продолжают успешно эксплуатироваться, хотя обоснование их безопасности пока не может быть признано завершенным. Об экономической эффективности этого направления атомной энергетики говорить уже не приходится. Экономики в нем не осталось. К счастью, у соотечественников хватило ума отказаться от завершения строительства 5-го блока Курской АЭС с РБМК-1000, который, благодаря обрезанным графитовым блокам и не исследованной новой нейтронной физике, мог оказаться очередным “черным ящиком”, которыми были реакторы РБМК до аварии на ЧАЭС.

К сожалению, судьба канальных реакторов типа РБМК напоминает судьбу дирижаблей в начале-середине 20-го века – оптимистичное начало и бесславный конец. Громадный потенциал канальных реакторов в части обеспечения гибкости топливного цикла и наработки любых изотопов, в которых нуждается и промышленность, и медицина, оказался нереализованным.

Видимо прав уважаемый член-корреспондент РАН Виктор Алексеевич Сидоренко, один из создателей реакторов типа ВВЭР, который в 2008 г. на семинаре в Курчатовском институте в своем прогнозе развития атомной энергетики на обозримую перспективу заявил, что атомная энергетика может базироваться только на реакторах типа ВВЭР.

Атомная энергетика является одной из немногих областей человеческой деятельности, к участникам которой предъявляются особые требования, сформулированные в концепции “культуры безопасности”. Основное требование – наличие у всех участников программы атомной энергетики особого менталитета “безопасности” с чувством личной ответственности за каждое деяние. Для этого необходимы и общая культура, и специальное образование, и личная мотивация.

С момента Чернобыльской аварии прошло 30 лет. Новым поколениям “атомщиков” достались не только документированные уникальные знания и опыт создателей атомной энергетики, но и ядерные “могильники”, включая Чернобыль и Фукусиму. Незабвенный профессор Савелий Моисеевич Фейнберг (1910-1973), автор проекта РБМК, лауреат Ленинской и многочисленных Государственных премий СССР, оказался прав, сказав своим коллегам в начале 70-х гг. прошлого века: “Атомная энергия – не для этих поколений людей”. С тех пор поколения “атомщиков” неоднократно сменялись. Будем надеяться, что для нынешних и грядущих поколений “атомщиков”, обладающих культурой безопасности, атомная энергия окажется интересным, экономически эффективным, экологически приемлемым и безопасным источником энергии на столетия вперед.


28 марта – 18 апреля 2016 г.


Список литературы
:

1) Сборник “А.П.Александров. Документы и воспоминания” под ред. Академика РАН Н.С.Хлопкина. – М., РНЦ Курчатовский институт, ИздАТ, 2003, стр. 215.
2) С.М.Фейнберг. Отчет о 3-й Женевской конференции по мирному использованию атомной энергии. – М., Препринт ИАЭ им. И.В.Курчатова, 1964.
3) www.world-nuclear-news.org/WR-Winfrith-realities
4)https://en.wikipedia.org/.../Gentilly_Nuclear_Generation”
5) “https://en.wikipedia.org/.../List_of_disasters_by_cost”.
6). Janette D. Sherman, Alexey V. Yablokov “Chernobyl: Consequences of the catastrophe 25 years later”,  San Francisco Bay View, April 27, 2011
7) “www.mfa.gov.by” (“Chernobyl disaster”, Belarus Foreign Ministry)
8)www.who.int/mediacentre/news/.../index1.html” (“Chernobyl: the True Scale of the Accident”)
9) “www.tass.ru/ekonomika/261189825”, янв. 2016 г. - МОСКВА, 25 января. /ТАСС/.
10) В.П. Борщев, Е.В.Бурлаков, А.Д. Жирнов, А.В. Краюшкин, В.Д. Никитин, В.С. Романенко, А.П. Сироткин, И.А. Стенбок, Ю.А. Тишкин, Ю.М. Черкашов. Нейтронно-физические характеристики реакторов РБМК до аварии и после выполнения мероприятий по повышению безопасности. М., РНЦ “Курчатовский институт”, Вопросы атомной науки и техники. Серия “Физика реакторов”, вып. 1, 1992, стр. 20-26.
11) М.Н. Бабайцев, Е.В. Бурлаков, А.В. Краюшкин. Анализ аварии на 4-м энергоблоке Чернобыльской АЭС. – М. Российский научный центр “Курчатовский институт”, Препринт № ИЭА-6416/4, 2006, 34 стр.
12) Черкашов Ю.М., Новосельский О.Ю.(НИКИЭТ), Чечеров К.Р. (РНЦ «Курчатовский институт”) Исследование развития процессов аварии на Чернобыльской АЭС в 1986 г. -Атомная энергия. Том 100, вып. 4, апрель 2006, с.243-258.
13) Канальный ядерный энергетический реактор типа РБМК. Глава 13. Технические аспекты аварии на 4-м блоке Чернобыльской АЭС. - М., “ГУП НИКИЭТ”, 2006 г.
14) В.М.Федуленко. Четверть века Чернобыльской катастрофе. – М., НИЦ “Курчатовский институт”, Препринт ИАЭ-6686/3 (2011).
15) Платонов П.А. О процессе разрушения активной зоны реактора IV блока ЧАЭС (ретроспективный анализ экспериментов и фактов) – Препринт ИАЭ № 6486/11 (2007 г.).
16) A. Hitchckock, Nuclear Reactor Stability, - Nucl.Engng.Monograph, Temple Press, London, 1960, 61 pp.
17) M.M.R. Williams. Random Processes In Nuclear Reactors.- Pergamon Press, 1974.
18) Румянцев А.Н. Численный метод расчета трехмерных гетерогенных реакторов. Препринт ИАЭ № 2260 (1973 г.).
19) Румянцев А.Н. Численный метод теплогидравлического расчета канальных кипящих реакторов. Препринт ИАЭ № 2261 (1973 г.).
20) Румянцев А.Н. Уравнения динамики трехмерного гетерогенного реактора; Препринт ИАЭ № 2299 (1973 г.).
21) Roumintsev A.N. Equations of Dinamics of Three-Dimensional Geterogeneous Reactors; Proc. of Int.Conf. On Advanced Reactors: Physics, Design and Economics, Sept. 1974. – USA, Atlanta, Proc. of ANS, Pergamon Press, 1974. – pp. 224-235.
22) Авария на Чернобыльской АЭС и ее последствия. Информация, подготовленная для совещания экспертов МАГАТЭ (25-29 августа 1986 г., Вена). Часть 1. Обобщенный материал. – М., ГКАЭ СССР, 1986.
23) А.Н.Румянцев. Чернобыль в 2009 году. – сайт “Proatom.ru”, архив от февраля 2011 г.
24) А.Н.Румянцев А.Н. Метод квантильных оценок неопределенностей. – М., Атомная энергия, 2007, т. 102, вып. 4, с. 208-215.
25) Николай Рыжков. Трагедия великой страны - М.: Вече, 2007. – 656 стр.







Это статья PRoAtom
http://www.proatom.ru

URL этой статьи:
http://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=article&sid=6700