В
результате этой ошибки реактор 4-го энергоблока ЧАЭС взорвался при попытке
остановить его штатной аварийной защитой. Произошло это при проведении
испытаний возможности использовать энергию выбега турбогенератора для питания
насосов в случае аварии с обесточиванием
энергоблока. Катастрофа имела последствия, сопоставимые с таковыми
в результате военных действий с ограниченным применением ядерного оружия.
Ситуация в уменьшенном масштабе сходна с тем, что произошло на западных
границах Советского Союза в июне 1941
г. Интерес к этой теме не ослабевает и через семьдесят
лет. Хотя тех, кто реально пытается разобраться в причинах трагедии лета 1941 г., не так много.
Соответственно на порядки меньше тех, кто пытается (пытался) понять, что же
произошло 26 апреля 1986 г.
на 4-м энергоблоке ЧАЭС. Как ни странно, в этих двух событиях много общего. В
обоих случаях, люди, назначенные из Москвы командовать (руководить), устранять
последствия, не знали, с каким противником они имеют дело. В обоих случаях
важнейшие решения принимались без проверенных и оцененных данных разведки, но
зато с учетом сиюминутной целесообразности, чтобы было видно, что мы
что-то делаем, т. е. боремся с последствиями любой ценой. Эта тема –
многообразие последствий аварии – еще долго будет среди актуальных как у
специалистов, так и у переселенцев: тридцатилетний период полураспада
цезия-137 не позволит забыть.
Тем не
менее, волнения улеглись, почти все успокоились. Кого следовало заклеймить –
заклеймили. Или, как говорил один хороший человек, «обнизили и опопулировали»,
не стесняясь в выражениях. Объявили, что в окружающей среде оказалось всего (3¸5) % радиоактивных веществ. Остальные, надо
полагать, лежат в разрушенном энергоблоке. Чтобы, не дай бог, они не стали
причиной очередной радиационной аварии, сгородили второй «саркофаг», прикрыв от
дождя и ветра все, что осталось от 4-го энергоблока вместе со старым
«саркофагом». Все это – последствия, нас интересует источник – а именно, как
удалось взорвать реактор, который был далеко не первый в серии РБМК. К тому
моменту эти реакторы наработали уже более 100 реакторо-лет. А ведь конструкция
стержней-поглотителей на всех этих реакторах была одинакова.
Прежде
чем попытаемся понять, что же там произошло, рассмотрим свидетельства, на
которые будем опираться в разбирательстве.
Свидетельства
За
более чем сорокалетний период существования реактора РБМК о нем написано
достаточно как в дочернобыльском исполнении [1], так и в современном
состоянии [2], не считая множества статей и докладов – так что на технических
характеристиках здесь останавливаться нет смысла. Необходимые будут упомянуты
там, где надо. Просто нужно иметь в виду, что дочернобыльский РБМК и нынешний –
это разные реакторы. А вот на свидетельства, относящиеся к аварии,
придется посмотреть повнимательнее. Основные свидетельства – это
зарегистрированные показания приборов штатной контрольно-измерительной системы
энергоблока. Система предназначена для контроля нейтронно-физических и
теплогидравлических параметров энергоблока в эксплуатационном диапазоне
мощности, в стационарных режимах и при штатных переходных процессах. Результаты
измерений частично выведены на показывающие и самопишущие приборы блочного щита
управления (БЩУ), а полностью регистрировались в информационной системе
СКАЛА, построенной на базе управляющей вычислительной машины В-3М со скоростью
счета и объемом оперативной памяти, характерными для вычислительных машин 70-х
годов.
Из
всего многообразия программного обеспечения системы СКАЛА для нас наиболее
интересна программа ДРЕГ. Некоторые исследователи склонны были считать ее неким
аналогом «черных ящиков», аварийных самописцев на самолетах. К сожалению, на
эту роль система СКАЛА с программой ДРЕГ претендовать не может как из-за
метрологических характеристик измерительных каналов, ориентированных на
стационарные режимы работы реактора, так и из-за объема регистрируемой
информации. Кроме того, на 4-м энергоблоке ЧАЭС программа имела низший
приоритет в программном обеспечении системы СКАЛА, что позволяло ей работать
только во временны́х окнах,
свободных от других программ.
Программой
ДРЕГ предусмотрена регистрация трех списков сигналов: 1) дискретные
сигналы (состояния регулирующих органов, клапанов и т. п.);
2) аналоговые индивидуальные сигналы (теплогидравлические параметры
теплоносителя и т. п.); 3) аналоговые коммутируемые сигналы (положения
стержней СУЗ). Обращение к третьему списку требует времени не менее одной
минуты. Сигналы первого и второго списков считываются и обрабатываются
последовательно, как только появляется окно для программы ДРЕГ. Сбор всей
дискретной информации происходит за единицы миллисекунд. После сбора
производится обработка дискретной информации и занесение ее в буфер (выделенная
часть оперативной памяти) для последующей записи на магнитную ленту. Полное
время обработки дискретной информации с присвоением новому состоянию сигнала
фазы «1» или «0», а также времени, зависит от количества сигналов, изменивших
свое состояние между двумя считываниями. Если изменяется все дискретная
информация (~ 430 сигналов), процесс обработки займет несколько секунд даже без
учета прерывания обработки другими программами. Поэтому напечатанное программой
ДРЕГ время не есть время считывания, а тем более время события. Оно
соответствует времени занесения в буфер обработанного сигнала. Для
регистрации параметров стационарного режима это обстоятельство не играет роли,
однако при быстрых (аварийных) переходных процессах получается существенное
временнóе искажение зарегистрированной дискретной информации. Например, времени
достижения уставок, положения клапана и т. п. В системе СКАЛА
предусмотрена также регистрация сообщений на трех телетайпах: на одном –
сообщения о достижении/превышении технологическими параметрами уставок, на
втором – о действиях оператора по режимам работы системы СКАЛА, на третьем
– о неисправностях системы. На всех трех телетайпах в качестве
сообщения первого приоритета предусмотрена печать сигнала аварийной защиты.
Время в телетайпном сообщении практически соответствует моменту появления
аварийного сигнала, так как сигнал аварийной защиты проходит в системе СКАЛА в
виде прерывания высшего приоритета, прекращающего выполнение других программ на
время формирования телетайпного сообщения. Причем телетайп регистрирует только
появление сигнала аварийной защиты. Повторная регистрация сигнала возможна
только при исчезновении его на время не менее нескольких миллисекунд и нового
его появления, потому что прерывание работы других программ происходит только
по фронту возникновения сигнала.
Телетайп
и коммутатор дискретных сигналов были запитаны от секций надежного питания,
фактически от трансформатора шестого турбогенератора, т. е. от энергоблока
№ 3. Аппаратура УВМ В-3М запитана от секции надежного питания через
мотор-генератор, что позволяет сохранять питание в течение ~2 секунд при
обесточивании секции за счет выбега мотор-генератора. В процессе подготовки
«Исходных данных анализа» [3] было выполнено специальное исследование
динамических характеристик измерительных каналов расхода, уровня воды в
барабанах-сепараторах (БС) и давления в БС и напорном коллекторе.
Использовались датчики-манометры и дифманометры, идентичные установленным на
4-м энергоблоке ЧАЭС. Основная погрешность каналов составляла: для давления ±1 % (класс 1), для расхода и уровня воды ±2,5 % (класс 2,5). Трубчатые импульсные линии
между точками отбора давления и датчиками в силу упругости чувствительного
элемента, воды, стенок труб создают искажение сигнала колебаниями на частотах,
близких к собственной. Частота этих колебаний уменьшается с увеличением длины
импульсных труб: для линии длиной 18 м (измерение уровня воды в БС) – это
0,7 Гц, для линии длиной 36 м
(расходомеры главных циркуляционных насосов (ГЦН)) – это 0,5 Гц. Эта
«пила» хорошо видна на лентах самописцев, да и в распечатках ДРЕГ тоже.
Динамические (фазовые) искажения выходного сигнала характеризуются временем
вхождения в класс при резком изменении входного сигнала. Для уровнемеров
это время составляет 5 секунд, для расходомеров ГЦН – 10 секунд, для
датчиков давления – 1 секунда. При этом амплитудные искажения составляют ±30 %. Другим важным свидетельством служат
две осциллограммы, где зарегистрированы параметры выбегающего турбогенератора №
8 (ТГ8) – осциллограмма № 1 и параметры электрических нагрузок, подключаемых к
аварийному дизель-генератору (секция 8РНА), вместе с током двигателя
«выбегавшего» ГЦН 14, а также током секции 8РБ, через которую осуществлялось
питание «выбегавших» ГЦН и ПЭН – осциллограмма № 2.
По
сравнению с измерениями приборами штатной системы выведенные
на осциллографы можно считать безинерционными, т. е. время событий
на осциллограмме в пределах нескольких миллисекунд совпадает с реальным
временем события. Недостаток этих изменений – отсутствие специально подготовленной
временнóй привязки к хронологии системы СКАЛА. Однако отражение на
осциллограмме такого события как посадка стопорно-регулирующего клапана (СРК)
турбины и известная скорость лентопротяжки позволяют с достаточной точностью
привязать события на осциллограмме ко времени, напечатанном программой
ДРЕГ.
Регистрация
результатов измерений и событий на последних десяти секундах в распечатке
программы ДРЕГ нуждается в отдельном рассмотрении, в частности, потому, что
некоторые исследователи использовали эти данные для подтверждения адекватности
моделирования аварии своими расчетными кодами [4, 5]. А результаты этого
моделирования приводятся как доказательство «виновности» стержней СУЗ
в инициировании аварии. Этот фрагмент распечатки результатов программы
ДРЕГ приведен в таблице.
Данные ДРЕГ из списков дискретных и
индивидуальных аналоговых сигналов
В
распечатке ДРЕГ отражено двукратное срабатывание аварийной защиты АЗ-5: первый
раз без указания причины в 1.23.40, второй – в 1.23.43 по увеличению скорости
роста и уровня мощности (АЗСР и АЗМ). Важно заметить, что эти же события
отражены в распечатке телетайпа:
1.23.39 АВАР ЗАЩИТА.5
1.23.41 АВАР 3
Вторая
строка не допечатана, так как исчезло напряжение на секции надежного питания.
Скорость печати телетайпа приблизительно 7 знаков в секунду, возврат
каретки в левую позицию занимает около одной секунды. Таким образом, на печать
первой стоки ушло около 4 секунд, второй, недопечатанной – примерно 2 секунды.
Это значит, что обесточивание телетайпов произошло около 1.23.46. Так как время
на телетайпном сообщении есть фактически время события, можно заключить, что
для обработки дискретных сигналов в ДРЕГ, даже для сообщения
о срабатывании аварийной защиты требуется от 1 до 2 секунд. С другими
сообщениями ситуация значительно хуже. Логика системы защиты предусматривает
выдачу команды на закрытие стопорно-регулирующего клапана турбины через доли
секунды после появления сигнала АЗ-5, т. е. прекращение подачи пара на
турбину производится одновременно с началом движения вниз стержней аварийной
защиты. Этот факт отражен программой ДРЕГ среди событий на 40-й секунде:
«разгрузка ТГ при АЗ-5», хотя команда неисполнимая, так как подача пара на
турбину была прекращена в начале испытаний в 1.23.04. Все команды, следующие за
сигналом «АЗ-5 СУЗ» соответствуют алгоритму действий при срабатывании аварийной
защиты.
Пока
ДРЕГ обрабатывала и заносила в буфер расходы питательной воды и давления в БС с
присвоением им времени 1.23.41, сформировались два аварийных сигнала,
свидетельствующих о начале разгона мощности. Появление этих сигналов, как было
отмечено выше, стало возможным только после прекращения действия первого
аварийного сигнала. Здесь мы должны вспомнить, что логика аварийной защиты
реактора в дочернобыльском исполнении позволяла снижать мощность по аварийному
сигналу до исчезновения причины, вызвавшей формирование этого аварийного
сигнала. Иначе говоря, если причина не исчезала за 18–20 секунд
после появления аварийного сигнала, стержни-поглотители достигали нижних
концевых выключателей, хотя цепная реакция могла прекращаться и раньше. В
противном случае процесс аварийного заглушения реактора мог ограничиться
снижением мощности и продолжением работы на пониженной мощности. Это
значит, что тогда приоритеты были расставлены в таком порядке: сначала
производство электроэнергии, а потом безопасность.
Формирование
двух аварийных сигналов в 1.23.41 вызвало лавину изменений состояния элементов
автоматически. Для ДРЕГ – это обработка большого количества дискретных
сигналов, причем во временных окнах, свободных от работы других,
запускаемых при АЗ-5 программ. Это привело к большим временны́м искажениям в распечатке событий. Например,
сигнал «разгрузка ТГ при АЗ-5» должен был появиться одновременно с сигналами
АЗСР и АЗМ, т. е. в 1.23.43 по ДРЕГ. Однако в распечатке этому
событию соответствует время 1.23.48, на 5 секунд позже. Еще на секунду позже
показан сигнал «нет напряжения 48 В», что отвечает обесточиванию муфт приводов
стержней СУЗ с помощью ключа КОМ. Если, как «принято считать», в 1.23.39 была
нажата кнопка АЗ-5, то она была тут же отпущена, т. е. действие аварийной
защиты было прервано. Иначе не сформировались бы сигналы АЗ-5 по скорости роста
и уровню мощности в 1.23.41. Скорее всего, кнопка АЗ-5 была отпущена,
чтобы ускорить ввод стержней СУЗ в активную зону, обесточив муфты приводов
и позволив стержням падать под действием собственного веса. Похоже, ключ
КОМ был повернут где-то после 1.13.41 – оператору потребовалось не менее
двух секунд, чтобы сбросить защитный колпак и повернуть ключ. Если бы оператор
справился с этим до 1.23.41, мы не увидели бы сообщений о сигналах АЗСР и
АЗМ, так как аварийная защита уже действовала бы, стержни СУЗ уже «падали» бы
в активную зону. Сигнал о росте давления в реакторном пространстве
в 1.23.49 только за счет запаздываний в измерительном канале должен быть
отнесен ко времени на 5 секунд раньше [6]. Обработка этого сигнала еще
увеличила запаздывание на 3¸4 секунды. Другие временны́е
искажения в распечатке ДРЕГ во время и после формирования сигналов АЗСР и
АЗМ тоже легко обнаруживаются. Эти сигналы сформировались в 1.23.41, в ДРЕГ
зарегистрированы на 2 секунды позже. Сигнал о превышении давления в БС
сформировался между 45-й и 46-й секундами (по ДРЕГ), однако в распечатке
отнесен к 47-й секунде.
Из этого рассмотрения следует неутешительный вывод: для
анализа развития аварии уверенно можно использовать данные ДРЕГ до 1.23.39.
К информации, зарегистрированной позже этого момента, следует относиться с
осторожностью, не забывая о больших временных искажениях и динамических
погрешностях в зарегистрированных результатах измерений.
Данные осциллографирования вполне пригодны для
использования в анализе после привязки осциллограмм к реперным событиям,
отраженным как в распечатке ДРЕГ, так и на осциллограмме. Что касается
свидетельских показаний прямых и косвенных участников событий
26.04.1986 г., то в связи с высокой степенью вовлеченность этих
персонажей до, во время и после аварии их свидетельства мало пригодны для
объективной оценки произошедшего. К независимым свидетельствам можно отнести
видимо только показания тех двух браконьеров и наряда милиции, оказавшихся
на берегу пруда-охладителя в ночь 26 апреля 1986 г. Их показания
касаются внешнего проявления аварии: сначала яркий выброс над зданием
энергоблока, без грохота, через 2–3 секунды – мощный взрыв с выбросом
темно-фиолетового облака и падение обломков на поверхность пруда.
Важным
свидетельством служит состояние оборудования и помещений энергоблока после
аварии [7]. Был установлен ряд фактов, без учета которых невозможно составить
адекватное представление об аварийных процессах. Наиболее примечательные:
-
практически пустая реакторная шахта, если не
считать упавшие в нее бетонные плиты и то, что осталось от нижней плиты
(Сх. ОР);
-
расплавление, выжигание более четверти нижней
плиты в юго-восточной части;
-
положение верхней плиты (Сх. Е), повисшей
на трактах наращивания на краю реакторной шахты;
-
опускание нижней плиты до упора вследствие
смятия опорной металлоконструкции (Сх. С) и «калачей» трубопроводов
водяных коммуникаций;
-
характер повреждения стен нижних помещений:
механические повреждения, прожоги – наибольшие в южной части здания;
-
количество топлива в нижних помещениях не более
30 т.
Теперь,
опираясь на эти свидетельства, а также зная как устроен и работал РБМК-1000 в
дочернобыльском исполнении, попытаемся проследить развитие аварии с
катастрофическими последствиями.
Что же там произошло
Останов
энергоблока № 4, а вместе с ним намеченные испытания длительное время
откладывались. Так что смена А.Ф. Акимова, заступившая на работу
в 0 часов 26.04.1986 г., о предстоящих испытаниях узнала, только
прибыв на энергоблок. Они приняли энергоблок на мощности ~700 МВт,
в работе один турбогенератор № 8 (ТГ8). Предстояло проведение двух
испытаний (кто придумал?): сначала измерение вибраций ТГ8 на холостом ходу,
затем испытание выбега ТГ8 с нагрузкой в виде четырех ГЦН и одного питательного
насоса. «На ходу» ознакомившись с программами испытаний, смена приступила
к работе. Для проведения первых испытаний на холостом ходу ТГ8 потребовалось
снизить паропроизводительность, т. е. мощность реактора. В процессе этого
снижения оператор не удержал мощность, реактор оказался заглушен. Можно ли было
поднимать мощность? Регламент по эксплуатации разрешает эту операцию, если
оперативный запас реактивности (ОЗР), измеренный в полностью погруженных
в активную зону стержнях ручного регулирования (РР) превышает 30 стержней
РР. В противном случае следует погрузить стержни аварийной защиты и все
стержни СУЗ в активную зону и ждать разотравления реактора не менее
20 часов, т. е. нужно пройти «йодную яму». Похоже про этот несчастный
ОЗР никто из двух смен (предыдущая еще не покинула БЩУ) не вспомнил, а этот
запас, как выяснилось потом, составлял много меньше 15 стержней РР, т. е.
требовался обязательный останов реактора с прохождением «йодной ямы».
Извлечением почти всех стержней-поглотителей из отравленной ксеноном активной
зоны удалось поднять мощность до 160 МВт, провести измерения вибраций ТГ8. Ко
времени 1.03.00 26 апреля мощность удалось поднять до 200 МВт.
Начались
испытания выбега. В 1.23.04 закрылся СРК турбины, начался выбег ТГ8 с нагрузкой
из четырех ГЦН и одного ПЭН. Однако реактор остался на мощности, так как
связь СРК с логикой АЗ-5 была разорвана. Эта связь мешала проведению предыдущих
испытаний – измерениям вибраций ТГ8 на холостом ходу. Для этих испытаний нужно
было почти полностью прикрыть СРК, чтобы обеспечить минимально необходимый для
холостого хода расход пара. Был риск «задеть» уставку АЗ-5 и заглушить реактор.
А программа испытаний выбега ТГ8 требовала в исходном состоянии иметь реактор
на мощности 700 МВт. Здесь с ядерным реактором обращались как
с отопительным котлом: снизили мощность почти до нуля, измерили вибрации,
а теперь поднимем ее до программной величины 700 МВт. Про всякие там
ксеноновые отравления и запасы реактивности никто не вспомнил. Впрочем, мы
отвлеклись. Что же происходило в реакторной установке? Примерно за 5 минут до
начала испытаний оператор повысил расход питательной воды, так что он стал
соответствовать 25 %-ной мощности реактора. За 20 секунд до начала
испытаний выбега ТГ расход питательной воды снизился до первоначального, почти
нулевого. За время выбега ТГ8 частота вращения и производительность ГЦН,
подключенных к выбегавшему ТГ, снизилась на (15¸20) %. В результате общий расход воды через
реактор сравнялся с расходом при пусковом режиме, при МКУ (минимальный
контролируемый уровень мощности, ~5 %). В
этом режиме, как было установлено экспериментально-расчетным исследованием [8]
в запорно-регулирующих клапанах (ЗРК) с открытием менее 8 мм устанавливается
кавитационный режим, критическое течение. При этом неравновесное массовое
паросодержание на выходе ЗРК может достигать 2 %. Теперь вопрос –
сконденсируется этот пар до входов в топливные каналы (ТК) или нет? При пуске
реактора, в режиме МКУ появление неравновесного пара на входах ТК не
представляет никакой опасности: активная зона «набита» поглощающими стержнями,
пустотный эффект отрицательный. В нашем случае на режим МКУ, к сожалению,
похожа только теплогидравлика реактора. С нейтроникой все оказалось иначе –
пустотный эффект, как выяснилось позже, составлял +(4¸5)b, где b – доля запаздывающих нейтронов. Зависимость
пустотного эффекта rэф
от плотности теплоносителя в
рассматриваемом случае почти линейная: при плотности воды эффект нулевой,
при плотности пара – максимальный, равный +5b [6].
Иначе эту зависимость приближенно можно представить прямой линией от объемного
паросодержания j: rэф=0 при j=0 (вода) и rэф=+5b при j=1
(пар).
Известно,
что ввод положительной реактивности в количестве 1b ведет к разгону мощности на мгновенных
нейтронах, при этом период удвоения мощности составляет ~0,1 секунды. Это
значит, что в нашем случае если и когда на вход ТК попадет теплоноситель в
виде пароводяной смеси с объемным паросодержанием, равным или более 20 %
(массовое паросодержание ~1 %), разгон на мгновенных нейтронах обеспечен.
Рассмотрим, каковы шансы у этого пара проделать путь от ЗРК до входов ТК, не
сконденсировавшись в потоке теплоносителя. Из многочисленных исследований
кавитации известно, что появившиеся в месте возникновения кавитации мелкие
(доли миллиметра) пузыри пара сливаются в более крупные диаметром (1¸3) мм. Затем эти пузыри схлопываются в потоке.
Схлопывание таких пузырей вблизи твердой поверхности вызывает характерные
повреждения. Длина пути конденсации (существования пузырей) сильно зависит от
недогрева воды, в которой движется пар. Как было замечено при исследовании
поведения кавитационных каверн, длина этих каверн, т. е. длина пути
конденсации пара, обратно пропорциональна величине недогрева до кипения [9].
Следовательно, при малых недогревах длина этого пути может быть очень большой,
а при нулевом – бесконечной.
В 2007
году в рамках работ по продлению ресурса энергоблоков с реакторами РБМК
было выполнено расчетно-экспериментальное исследование характеристик
конструкционного узла ЗРК-ШАДР (расходомер) в различных режимах работы
реактора. Нужно было установить причины преждевременных отказов расходомеров
ШАДР-32 и выработать рекомендации по их устранению. В экспериментах под
руководством д.т.н. Э.Н. Болтенко в ЭНИЦ на специальном испытательном
стенде среди других важных результатов было получено подтверждение
существования кавитации в ЗРК в определенных режимах и, самое главное, слабая
конденсация этого неравновесного пара в потоке воды с недогревом (3¸5) °С.
Последнее было установлено с помощью электроконтактных датчиков, чувствительные
элементы которых размещались на оси трубы диаметром 50 мм. Один датчик
был установлен приблизительно в одном метре от выхода из расходомера,
второй – в пяти метрах. Поток воды из раздаточного коллектора поступает
сначала на вход в ЗРК, двигаясь снизу вверх, на выходе клапана – поворот на 90°, затем горизонтальный участок длиной 180 мм и снова поворот на 90° вниз, в расходомер ШАДР-32. В нижней части
расходомера установлены три наклонные лопасти, подкручивающие поток. Это
вращательное движение необходимо для работы шарикового расходомера.
Ближний
к расходомеру индикатор пара выдавал нерегулярный, прерывистый сигнал –
свидетельство прохождения паровых пузырей и более крупных паровых образований.
Однако дальний индикатор показывал длительный, редко прерывающийся сигнал
присутствия пара. Там существовал стержневой режим течения, который
сформировался с помощью подкручивающих лопаток расходомера. Надо заметить, что
изменение режима течения двухфазного потока с пузырькового на стержневой
при объемном паросодержании 20 % приводит к уменьшению площади межфазной
поверхности в 40 раз, т. е. условия для конденсации пара существенно
ухудшаются.
Расчетное
исследование режимов работы узла ЗРК-ШАДР было выполнено под руководством
к.т.н. А.В. Шишова, метод исследования базировался на применении CFD-технологии. Одним из важных результатов
этого исследования была демонстрация невозможности конденсации пара за ЗРК
в режиме МКУ при открытиях ЗРК менее 8 мм. Было показано, что в этих условиях
давление в потоке за ЗРК не восстанавливается даже до давления насыщения.
Так это рассчитывать на исчезновение неравновесного пара по пути к ТК не
приходится, так как двухфазный поток становится равновесным. Паросодержание в
таком потоке может только увеличиваться в связи с падением давления из-за
гидравлического сопротивления водяной коммуникации.
Как мы
помним, за 20 секунд до начала выбега ТГ8 расход питательной воды был снижен
почти до нуля. Однако это совсем не значит, что на входы опускных труб из
сепараторов пара начала поступать насыщенная вода. Более чем трехминутной
подачей питательной воды с расходом от 1300 до 1450 т/ч оператор захолодил
воду в сепараторах пара. Этот расход питательной воды отвечает мощности реактора
примерно четверть номинальной, в то время как реально имелось 6 % номинала. В
этой ситуации кипение в активной зоне прекратилось, что легко отслеживается
по поведению давления в БС – с увеличением подачи питательной воды оно
начало падать со скоростью полторы–две атмосферы в минуту. Падение
давления продолжалось и после снижения расхода питводы до почти нулевого в
1.22.45. Дело в том, что в сепараторах оставалось ~ по 100 м3 недогретой
воды, время полной смены объема воды в БС составляет ~30 секунд. Транспортное
время в тракте от БС до ЗРК – 25¸30
секунд.
После
почти полного прекращения подачи питводы в топливных каналах, в верхней их
части появилось кипение, пароводяная смесь с низким массовым паросодержанием
(~1 %) начинает поступать в сепараторы из активной зоны. Примерно через 20
секунд бóльшая часть водяного объема сепараторов замещается водой при
температуре насыщения. В это время начинаются испытания – закрывается СРК, в
1.23.04 прекращается подача пара на турбину. Давление в контуре начинает
увеличиваться. В опускные трубы из БС поступает насыщенная вода, через 25–30
секунд из-за низкого перегрева на ЗРК развивается кавитация.
Что же
происходит с мощностью? Мощностью управляет автоматический регулятор (АР) –
четыре стержня-поглотителя. На мощность могут оказать влияние (и оказывает)
ксенон-135, вода в ТК и каналах СУЗ. Температурные эффекты топлива и
замедлителя существенны при достаточно длительных изменениях, так как
постоянная времени твэлов ~10 с, графита – десятка минут.
АР
работает по осредненному сигналу от четырех ионизационных камер (БИК),
расположенных в кольцевом баке водяной биологической защиты, он удерживает
заданную мощность в диапазоне ±2,5 %.
Если среднее отклонение по четырем сигналам не превышает 2,5 %, АР
бездействует. АР не предназначен для управления локальным энерговыделением в
активной зоне. Например, суммарный средний сигнал может содержать три нуля и
один, равный +10 %, АР «увидит» +2,5 %. Если же хоть в одном измерительном
тракте АР разбаланс превысит 10 %, произойдет отключение автоматического
регулятора. Однако, аварийная защита по превышению мощности (АЗМ) реагирует на
превышение заданной мощности на 10 % от номинальной (т. е. на
320 МВт) по сигналам хотя бы от двух соседних датчиков из разных групп. Таким
образом, хотя АР и не отследит локальный рост мощности, аварийная защита
сформирует сигнал даже если в одном квадранте активной зоны произойдет
превышение уставки.
Приблизительно
через 50 секунд после снижения расхода питводы на многих ЗРК появилась
кавитация, и пар начал поступать в трубопроводы водяных коммуникаций. Длина
трубопроводов водяных коммуникаций от ЗРК до входов ТК – от 5,5 до 24 м. Скорость воды в этих
трубопроводах – от 2 до 4 м/с, если же так движется пароводяная смесь
с объемным паросодержанием 20 %, скорость потока будет уже от 3 до 5
м/с. Так что в диапазоне от одной до шести секунд пароводяная смесь
достигнет входов в различные топливные каналы. В 1.23.30 АР «почувствовал»
появление этого пара в части топливных каналов, он пытается компенсировать
положительную реактивность, вносимую кавитационным паром. Но весь его потенциал
ограничен отрицательной реактивностью 0,5b [5].
Примерно за 9 секунд движения вниз четырех стержней АР не удается
компенсировать положительную реактивность, вносимую паром, рост мощности
продолжается. Реакция оператора естественна – нажимается кнопка АЗ-5.
Но рост мощности быстрый, а скорость стержней аварийной защиты всего 0,4
м/с. Оператор решает ускорить ввод стержней-поглотителей: он отпускает кнопку
АЗ-5 и обращается к ключу КОМ, обесточивая муфты приводов стержней СУЗ.
Как только оператор отпустил кнопку АЗ-5 стержни-поглотители остановились.
Кнопку удерживали приблизительно одну секунду (больше не получается, в 1.23.41
сформировались сигналы АЗСР и АЗМ), за это время стержни успели переместиться
всего на 0,3 м
в соответствии с разгонной характеристикой. Из этого положения стержни
снова двинулись вниз в 1.23.41 по сигналам АЗСР и АЗМ. Ключ КОМ был повернут
после этого момента. Иначе сигналы АЗСР и АЗМ не могли сформироваться:
аварийная защита уже работала бы. Далее из свидетельств для анализа пригодны
только осциллограммы и состояние энергоблока после аварии. Анализ результатов
осциллографирования вместе с анализом работы электромеханического оборудования
энергоблока был выполнен д.т.н. М.С. Микляевым (НИИЭМ) в 1995 г.
На рисунке показан финальный участок осциллограммы № 2.
На осциллограмме, где записан ток двигателя ГЦН14, запитанного от ТГ8, зафиксирован
момент отключения этого двигателя собственной защитой по напряжению,
которое упало ниже 0,75 Uo,
т. е. на 25 % ниже исходного. Это произошло (по осциллограмме) в
момент 1.23.40,2, после чего в течение одной секунды в режиме парных отключений
прекратили подачу все четыре ГЦН, запитанные от ТГ8 через секцию 8РБ. Быстрый
рост мощности продолжался и до отключения этих ГЦН, так что падение
расхода в активной зоне могло только ухудшить ситуацию. Однако этим изменение
расхода в реакторе не ограничилось. Отключение половины насосов на каждом из
напорных коллекторов вызвало перегрузку по расходу оставшихся в работе ГЦН,
запитанных от внешнего источника. Теперь каждый из них должен был подавать
примерно по 11 500 м3/ч. Для этого требовался подпор на
всасе ~ 50 м
вод. ст., а реально имелось только ~22 м вод. ст., т. е. условия для
кавитационного срыва подачи были созданы, он и произошел в течение секунды
после отключения насосов, запитанных от ТГ8 [6].
С одной
стороны отключение четырех ГЦН снизило скорость воды в ЗРК, прекратив
кавитацию и производство неравновесного пара, с другой – спровоцировало
кавитационный срыв подачи остальных ГЦН, что могло только увеличить вводимую
положительную реактивность из-за запаривания топливных каналов.
Теперь
вспомним, что электрооборудование: трансформаторы, шкафы с клеммниками,
автоматическими выключателями и т. п., а также часть электродвигателей (в
том числе ПЭН) находятся в машинном зале, т. е. отделены от реактора
расстоянием, стенами, сепараторным боксом, помещением ГЦН, деаэраторной
этажеркой. Вообще говоря, реактор мог сгореть синим пламенем (без взрыва),
а все электрооборудование продолжало бы работать. Однако в нашем случае
оказалось, что при подключении последней шестой группы нагрузки аварийного
дизель-генератора в 1.23.42,4 на секции 8РНА вместо пускового тока двигателей
появились токи коротких замыканий. Еще через секунду происходит резкое
изменение, колебания и рост тока в секции 8РБ, где после отключения ГЦН13 и 14
единственным потребителем остался двигатель «выбегающего» питательного насоса.
Такое поведение тока расценивается как следствие заклинивания ротора двигателя
или рабочего колеса насоса, например, из-за разрушения подшипника. Трубопроводы
питводы и сами насосы рассчитаны на давление 15 МПа. Начальник турбинного
цеха, выйдя в машзал после окончания активной фазы аварии, увидел, что из
раскрытого фланца вблизи ПЭН хлещет струя воды [10]. Чтобы раскрыть фланец на
трубопроводе, рассчитанном на 15 МПа, нужно очень сильно ударить по
трубе. Плиты перекрытия машзала, падающие с высоты 30 м, вполне пригодны для
создания таких повреждений.
Финальный
участок осциллограммы № 2:
7,8 –
Отключение первой пары сблокированных насосов ГЦН 14, 24; 9, 10 – Отключение
второй пары ГЦН 13, 23;
11– сигнал АЗСР, АЗМ; 12 – Включение шестой ступени нагрузки; 13 – Процесс
заклинивания ПН;
14 – Срыв дизель-генератора; 15 – Конец регистрации по ДРЕГ 1 ч. 23 мин. 49 с.
Еще
через 4 секунды (по осциллограмме в 1.23.46,5) надежное питание прекратилось:
остановилась запись на осциллографах. Очевидно, имеющее отношение
электрооборудование в машзале было разрушено очередным обвалом плит перекрытия.
Программа ДРЕГ на выбеге мотор-генератора в течение 2,5 секунд допечатала
изменения дискретных сигналов, присвоив им время 1.23.49.
Итак,
разгон, начало которого зафиксировано в 1.23.41 сигналами АЗСР и АЗМ, через
секунду привел к массовому разрушению топливных каналов в юго-восточном
квадранте активной зоны. Выбросом огромного количества пара были разрушены
стеновые панели шатра центрального зала (расчетное допустимое давление 0,5 м вод. ст.). Обломки этих
панелей падали в том числе и на перекрытия машзала, вызывая первые повреждения
электрооборудования. Затем активная зона вместе с верхней плитой была выброшена
из реакторной шахты и взорвалась под крышей центрального зала. Так что
через четыре секунды и остальное оборудование машзала в районе ТГ7 и ТГ8
перестало функционировать – ударная волна от взрыва вызвала массовое обрушение
плит перекрытия.
Теперь
возникает вопрос: при чем тут «концевой эффект» стержней СУЗ? В 1.23.39
была нажата кнопка АЗ-5. Если верить руководителю испытаний, она была нажата,
чтобы заглушить реактор в связи с успешным окончанием испытаний. Тот факт, что
работающий реактор в этих испытаниях был не нужен, обсуждать не будем. Однако,
если взялись останавливать реактор, то кнопку АЗ-5 надо было держать в нажатом
состоянии 18–20 секунд. Так работала аварийная защита в дочернобыльском исполнении
РБМК-1000. Однако кнопка АЗ-5 была отпущена и только после 1.23.41, когда
именно неизвестно, был повернут ключ обесточивания муфт приводов стержней СУЗ,
чтобы ускорить их ввод в активную зону, т. е. стержни-поглотители снова
двинулись в активную зону после 1.23.41, а через секунду, когда они должны были
пройти еще (0,3¸0,4) м,
мощность превысила 100 номиналов и произошло массовое разрушение топливных
каналов в юго-восточном квадранте. Расплавленная, выжженная четверть
нижней плиты – наглядное доказательство перекоса энерговыделения в активной
зоне при разгоне мощности.
Надо
заметить, активная зона РБМК физически большая, это, в частности, значит, что
события типа роста энерговыделения в одном месте незаметны для датчиков
энерговыделения на некотором удалении. Недаром в активной зоне реактора 4-го
энергоблока был 12-зонный ЛАР-ЛАЗ (локальный автоматический регулятор –
локальная аварийная защита), т. е. в этой большой активной зоне имелось не
менее 12 «малых» активных зон. Но на время испытаний ЛАР-ЛАЗ был отключен, так
как эта система не предназначена для работы на низком уровне мощности.
С
появлением кавитационного пара в нижней части ТК включился мощный механизм
положительной обратной связи: рост паросодержания вызывает увеличение
энерговыделения, причем в первую очередь там, куда прибывает пар, т. е. в
нижней части ТК. Это в свою очередь ведет к росту паросодержания.
С увеличением плотности нейтронного потока вступает в действие еще одна
положительная обратная связь – происходит ускоренное разотравление активной
зоны. Роль «концевого эффекта» во всем этом плохо просматривается.
Почему
стержни СУЗ?
Откуда
появилась эта версия с «концевым эффектом» стержней регулирования и почему она
усиленно внедрялась «в сознанье масс»? Сначала цитаты. «Версия аварии, с первых
дней обсуждавшаяся сотрудниками Курчатовского института – специалистами по
РБМК, а затем и другими специалистами, заключалась в том, что причина аварии
лежит в конструкции стержней СУЗ, которые в состояниях, близких к тому, которое
предшествовало аварии, могли вводить положительную реактивность вместо
отрицательной (т. е. разогнать реактор вместо его заглушения)» [5].
«Сидели
на прошлогодней и молодой траве. Подходит А.К. Калугин
с Е.П. Сироткиным (физик из НИКИЭТ). Сели. Александр Константинович
тихо говорит: «А реактор-то взорвался от сброса стержней аварийной защиты.
Помнишь отчет Саши Краюшкина? 10 номиналов по мощности после сброса стержней
АЗ, если все они перед сбросом находились в верхнем положении» [11].
Прошлогодняя,
как и молодая трава – это 29 апреля 1986 г. вблизи Чернобыля. А.К. Калугин –
тогда директор отделения, заместитель научного руководителя проекта РБМК
академика А.П. Александрова. Два его предшественника на этом посту –
С.М. Фейнберг и Е.П. Кунегин – уже умерли, причем первый, будучи
фактически автором РБМК, к сожалению, не дожил до пуска первого РБМК. Теперь
вспомним, что основная задача научного руководителя – уберечь главного
конструктора от фатальных ошибок при конструировании активной зоны. В качестве
подтверждения «концевого эффекта» стержней СУЗ указывалось на результаты
испытаний на ЧАЭС и ИАЭС в 1983
г., когда при погружении одиночных стержней были
отмечены всплески реактивности. Однако при движении из верхнего положения
групп стержней СУЗ, никакого всплеска реактивности не происходило. «Этот
последний вывод представлялся совершено непонятным» научному руководителю [5].
Тем не менее, версия понравилась. По-моему, по двум причинам: во-первых,
стрелка автоматически переводилась на главного конструктора; во-вторых,
это очень наглядное и простое объяснение произошедшего на 4-м энергоблоке ЧАЭС
26 апреля 1986 г.
Особенно версия понравилась эксплуатационникам, их позиция понятна: зачем
признаваться в каких-то неверных действиях – все равно всех собак на них
повесят. Что, кстати, и происходило на начальном этапе расследования.
Версия
причины аварии, высказанная столь высокой научной инстанцией, естественно, была
услышана зарубежными специалистами и получила почти «международное признание».
Правда, многочисленные расчетные исследования в разных странах давали
большой разброс в величине положительной реактивности от стержней СУЗ, никому
не удавалось «разогнать» реактор за счет «positive scram effect». В связи с этим международная группа
экспертов вынуждена была признать необходимость дополнительного ввода
реактивности [12]. Авторы версии предлагают в качестве этого дополнительного
ввода положительный паровой (пустотный) эффект, за счет которого
«подхватывается» рост мощности: увеличение мощности за счет «концевого эффекта»
приводит к закипанию теплоносителя, рост паросодержания за счет положительного
парового эффекта ведет к дальнейшему росту мощности. И все эти события, по
мнению авторов [5], укладываются во временнýю шкалу программы ДРЕГ после нажатия кнопки АЗ-5 в 1.23.40. Тот факт,
что напечатанное время событий после 1.23.39 не имеют отношения к
реальному времени событий, авторами не принимается во внимание. Более того
авторы призывают в свидетели своей правоты самописцы мощности на БЩУ: «изучение
данных самописцев мощности ясно показывает, что мощность не изменялась в
последние секунды перед аварией». Для справки: скорость лентопротяжки на
самописце нейтронной мощности по датчикам СФКРЭ составляет 60 мм/ч (т. е.
1 мм/мин), по датчикам БИК – 240 мм/ч (или 4 мм/мин). На эти же данные
ссылаются для подтверждения своих результатов моделирования аварии, рассуждая о
поведении реактивности «на первых двух секундах». Глядя на прямую линию
поперек ленты самописца (регистрация разгона), можно предполагать любые
изменения мощности на длине толщины этой линии.
В расчетах научного руководителя [5], как и в расчетах
других исследователей предполагалось, что после нажатия кнопки АЗ-5 начинается
непрерывное движение стержней СУЗ в активную зону, что не соответствует реальным
событиям.
Однако время лечит. На третьем десятилетии «отыскался»
А.Н. Румянцев. Это тот, который еще на стадии проектирования РБМК, работая
под руководством С.М. Фейнберга, обнаружил, что в реакторе РБМК можно
организовать «локальный котел», обеспечив надкритику в группе 70–110 топливных
каналов, если удалить оттуда штатные поглотители [13]. Теперь нам объяснили,
что «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, так как аналогичный эффект фиксировался и в
промышленных реакторах, которые успешно эксплуатировались» [14].
В реакторе РБМК эта «небольшая» проблема, оказывается,
из-за каких-то «проектных особенностей НВК и ПВК» (нижние водяные и пароводяные
коммуникации) могла вылиться и вылилась в образование области эффективным
диаметром (2,4¸3) м, т. е. те же 70¸110 ТК, с паровым эффектом
реактивности много больше 1b. Появление паровой фазы в водяных коммуникациях за
счет падения давления при почти нулевом недогреве – это гарантия роста мощности
в каналах этой области активной зоны. Причем разгон начнется именно в нижней
части активной зоны.
Казалось бы, ну наконец, научный руководитель осознал и
признал, что именно произошло на реакторе 4-го энергоблока ЧАЭС
26.04.1986 г. Осталось только понять, что источником пара были
запорно-регулирующие клапаны. Ан-нет! Не тут-то было! «Основным был и остается
вывод о том, что именно укорачивание графитовых вытеснителей на стержнях СУЗ
предопределило беспрецедентный масштаб аварии на ЧАЭС» [14]. А если бы не
укорачивали графитовые вытеснители, то могли отделаться повреждением пары
десятков ТК. Это в ситуации, когда паровой эффект реактивности составляет +(4¸5)b, а
на вход ТК подается пар. Интересно, как смогли стержни СУЗ сыграть эту
беспрецедентную роль в разрушении энергоблока, если они и двигались-то всего
около двух секунд с перерывом? В 1.23.39 стержни СУЗ начали движение (от
кнопки), в течение сороковой секунды они погрузились не более, чем на 0,4 м и остановились. Повторное
движение они начали в 1.23.41, однако в 1.23.42,4 уже рушились плиты перекрытия
машзала, т. е. в течение сорок первой секунды уже шло разрушение реактора
и шатра центрального зала, обломки стеновых панелей уже долетели
до машинного зала. Кстати, по оценке научного руководителя, в первые две
секунды стержни СУЗ вводят отрицательную реактивность. Так что «основным был и
остается вывод о том», что в проекте РБМК научный руководитель свою задачу не
выполнил.
Литература
1.
Доллежаль Н.А., Емельянов И.Я. Канальный
ядерный энергетический реактор. М.: Атомиздат, 1980.
2.
Канальный ядерный энергетический реактор
РБМК/Под общ. ред. Ю.М. Черкашова. М.: НИКИЭТ, 2006.
3.
Новосельский О.Ю., Подлазов Л.Н.,
Черкашов Ю.М. Чернобыльская авария. Исходные данные анализа // ВАНТ.
Серия: Атомная техника и технология, 1994. – Вып. 1. – С. 1–5.
4.
Ионов А.И. и др. 10-летний период в
исследовании Чернобыльской аварии (аналитический обзор). Препринт НИКИЭТ,
ЕТ-97/36. М., 1997. 68 с.
5.
Краюшкин А.В. и др. Исследования по анализу
аварии на 4-м энергоблоке Чернобыльской АЭС 26 апреля 1986 г. Препринт РНЦ
«Курчатовский институт», 2006.
6.
Черкашов Ю.М., Новосельский О.Ю.,
Чечеров К.П. Исследование развития процессов при аварии на Чернобыльской
АЭС в 1986 г.
// Атомная энергия, апрель 2006
г. – Т. 100. – Вып. 4. – С. 243–258.
7.
Черкашов Ю.М. и др. Состояние 4-го
энергоблока ЧАЭС после аварии // Уроки Чернобыля. Технические аспекты: Сб.
докладов международного семинара в 2 т. (15–19 апреля 1996 г. Десногорск,
Смоленская АЭС, Россия). М., 1996. – Т. 2. – С. 224-251.
8.
Новосельский О.Ю., Колганова Л.И.
Кавитационная модель кризиса течения недогретой воды // Атомная энергия, январь
2012 г.
– Т. 112. – Вып. 1. – С. 3–12.
9.
Кнэпп Р., Дейли Дж., Хэммит Ф.
Кавитация. М.: Мир, 1974.
10.
Давлетбаев Р.И. Последняя смена //
Чернобыль. Десять лет спустя. Неизбежность или случайность? / Под ред.
А.Н. Семенова. – М.: Энергоатомиздат, 1995. – С. 366–383.
11.
Федуленко В.М. ЧАЭС: авария, потрясшая мир //
Энергия: экономика, техника, экология, 2006. – № 4.
12.
INSAG-7.
Чернобыльская авария: дополнение к INAG-1.
МАГАТЭ, Вена, 1993.
13.
Румянцев А.Н. Чернобыль в 2009 г. // сайт «Proatom.ru», архив от февраля 2011 г.
14.
Румянцев А.Н., Федуленко В.М.
Чернобыль: трагедия, фарс, урок… // Атомная стратегия, апрель 2016 г. – № 4.
О.Ю.Новосельский, ведущий научный сотрудник НИКИЭТ им. Н.А.Доллежаля до ноября 2014 г., ныне – пенсионер