Николай Карпан - Чернобыль. Месть мирного атома

6.92% + 3,58% = 10,50%.

Сравнение этой цифры (10,50%) с эффективностью всех стержней СУЗ (10,22%) показывает, что проектная СУЗ реакторов РБМК первых очередей (Спецификации РБМ-К.Сб.01, РБМ-К1.С6.01, РБМ-К2.С6.01) была неспособна (с запасом в 1%, как того требует ядерная безопасность) заглушить реактор даже в обычной рабочей, неаварийной ситуации.

Теперь проанализируем аварийную ситуацию - обезвоживание разогретого, разотравленного реактора. В этом случае стержни СУЗ (10,22%) должны будут скомпенсировать реактивность, равную (см. в таблице 4. п. 1 + п. 5 + п. 7)

6,92% + 3,58% + 1,33% = 11,83 %

Т.е. и в этом случае реактор не мог быть заглушен и начал бы аварийно увеличивать свою мощность. Однако руководителей организации Главного конструктора (НИКИЭТа) - H.A. Доллежаля и И.Я. Емельянова - это обстоятельство не смутило и в своей книге "Канальный ядерный энергетический реактор" они заявили: "Активная зона реактора РБМК и тепловыделяющие массы, а также система управления и защиты реактора и её исполнительные органы выполнены с учетом основных требований и положений по ядерной безопасности реактора, которая обеспечивается во всех режимах работы и состояниях реактора, а также при любых возможных аварийных ситуациях в технологическом контуре" [24].

Основные проектные ошибки в обеспечении требований ядерной безопасности

Для определения максимального запаса реактивности AK тах, который может быть реализован в реакторе, используются максимальные значения величин эффектов реактивности. Ниже приводятся проектные (расчетные) значения этих эффектов и реальные величины эффектов реактивности, измеренные на реакторах Чернобыльской АЭС.

Разотравление Хе и Sm

Величина эффекта [24] ДКхе, Sm = + 3,58 % или +72 ст. РР.

Полное время проявления эффекта - через 72 часа после останова реактора. Реально учитываемая величина эффекта разотравления на реакторах ЧАЭС - 60 ст. РР.

Разогрев реактора до рабочих температур(от +20 с до + 270 с)

Величина эффекта разогрева определяется как

ДКразогрева = +8,5хЮ' 5х (270 - 20) = 2,13хЮ' 2= 2,13 % = +42 ст. РР [25].

Время проявления эффекта - одни сутки с начала разогрева. Реально наблюдаемый эффект разогрева на ЧАЭС = +20 ст. РР.

В реакторе РБМК теплоносителем является вода под давлением, входящая снизу в трубу технологического канала с топливом и пароводяная смесь, в которую превращается эта вода проходя выше и снимая тепло от тепловыделяющей кассеты. При этом превращении воды в пароводяную смесь (содержащую на выходе из канала до 80% пара в своем объёме) коэффициент поглощения нейтронов этой смесью тоже меняется пропорционально содержанию пара в активной зоне, а это "может привести к опасной нестабильности реактора" [26].

Если содержание пара превышает определенный процент, то паровой эффект реактивности (если он имеет знак «минус») оказывается причиной возникновения автоколебаний мощности в кипящем реакторе. Если он имеет знак «плюс», то вызванное какой-либо причиной повышение нейтронного потока порождает дальнейший рост паросодержания и увеличение реактивности системы (при положительном значении парового эффекта). На языке физиков это называется "реактор пошел в разгон".

Из-за просчетов создателей РБМК в этих реакторах паровой эффект реактивности становится положительным после выгрузки дополнительных поглотителей (ДП) из начальной загрузки активной зоны и реакторы постоянно норовят "пойти в разгон", то есть становятся взрывоопасными. Этим они отличаются даже от своих зарубежных собратьев - кипящих реакторов. Так, американским специалистам после аварии в Чернобыле стоило больших трудов убедить общество в том, что хотя реактор "№' в Ханфорде (штат Вашингтон) и кипящий, но он не имеет физических причин чтобы "пойти в разгон". Одним словом, если мы имеем "нормальный" реактор, т.е. "самозатухающий", то задачей персонала будет являться только поддержание в нем процесса "горения" ядерного топлива. У РБМК характер иной, это реактор "саморазгоняющийся" и задачей обслуживающего его персонала становится контроль потенциально возможного разгона мощности.

Взрывоопасность чернобыльского (равно как и ленинградского, курского, смоленского, литовского) РБМК была экспериментально обнаружена на Ленинградской АЭС еще в 1975 году, за одиннадцать лет до катастрофы на Украине. Однако неустойчивость поля энерговыделения на этом реакторе (и на всех позднее построенных РБМК) никого из его разработчиков не волновала. Даже после аварии, в мае - июне 1986 года академик Е. Велихов, ставший после А.П. Александрова директором ИАЭ им. Курчатова, высокопарно «просвещал» всю страну: "Правящие круги капиталистических держав постарались использовать аварию на Чернобыльской АЭС в неблаговидных целях. Раздувая пропагандистскую шумиху вокруг "ненадежности" систем защиты на советских атомных электростанциях, а также "чрезмерной секретности", которой-де окружена их работа, эти круги пытаются нажить себе сомнительный капитал, отвлечь внимание мировой общественности от советской программы полного и всеобщего ядерного разоружения, а заодно и бросить тень на всю политику Советского Союза" [27].

Величина парового эффекта в стационарном режиме работы реактора оценивалась Научным руководителем проекта [28] как

а/ = ДК пар. = +4,5В эфф = 4,5 х 0,5 = 2,25 % = 45 ст. РР.

Время проявления парового эффекта - несколько десятков секунд. При аварии типа МПА паровой эффект проявляется в виде нейтронной вспышки или взрыва. Проектные данные по расчету энерговыделения в такой нейтронной вспышке отсутствуют.

Для реакторов первой очереди ЧАЭС, с обогащением топлива 1,8 % по урану-235 в результате проведения экспериментов были получены данные, указывающие на изменение знака и увеличение парового коэффициента реактивности с ростом выгорания топлива и выгрузкой ДП:

от -0,16 В эфф(при 215 ДП) до +4,9 В эфф(при 39 ДП) на блоке 1 ЧАЭС [29]; от -0,38 В эфф(при 179 ДП) до +5,3 В эфф (при 40 ДП) на блоке 2 ЧАЭС [29].

Величина парового эффекта на 4-м энергоблоке, определенная из эксперимента, проведенного отделом ядерной безопасности ЧАЭС 24.04.86 г., составила +5,2 В эфф или 52 стержня РР [30].

Изменение мощности приводит к изменению температуры топлива и замедлителя (графит), изменяет величину паросодержания в теплоносителе, величину «отравления» топлива поглотителями нейтронов (ксенон и самарий) - и все это в совокупности вызывает изменение реактивности системы.