Николай Карпан - Чернобыль. Месть мирного атома

Неустойчивость поля энерговыделения может сделать реактор неуправляемым, что фактически и было на всех РБМК после выгрузки из него дополнительных поглотителей. Проблема управляемости полей энерговыделения была решена только после перехода на загрузку реактора топливом с обогащением 2% (вместо 1,8%) и внедрения локальных систем регулирования ЛАР.

В начале эксплуатации реактора распределение делящегося изотопа (урана-235) в топливной сборке является равномерным. Поэтому распределение плотности нейтронного потока по высоте реактора имеет конфигурацию близкую к косинусоидальному, с максимумом плотности нейтронного потока, расположенном на половине высоты активной зоны. Вполне естественно, что в зоне максимума потока нейтронов ядерное топливо выгорает быстрее, поэтому со временем форма распределения плотности потока нейтронов по высоте реактора изменяется.

Кроме неравномерного выгорания топлива, на форму поля влияют -регулирование стержнями СУЗ, распределение концентраций отравителей (ксенон и самарий), распределение поля температур по высоте реактора.

При рассмотрении реальных распределений мощности по высоте реактора совершенно четко просматривается их трехзонность по высоте:

- пик мощности по высоте в середине реактора,

- пик мощности в нижней трети реактора,

- пик мощности в верхней трети реактора,

- два пика мощности (в верхней и нижней трети) с провалом посередине.

Другими словами, реактор РБМК можно рассматривать как три наложенных друг на друга плоских реактора, высота активной зоны

каждого из которых равна 7м:3 = 2,33м (здесь 7 метров - высота активной зоны РБМК). В этом случае количество локальных критмасс утраивается (и в этом нет особой ошибки, как будет показано ниже):

85x3 = 255 лок. критмасс.

По расчетам ВНИИАЭС, опубликованным в отчете «Анализ причин аварии на Чернобыльской АЭС путем математического моделирования физических процессов» (инв. № 864, Москва, 1987 г.), критическая высота активной зоны РБМК-1000 для различных состояний активной зоны может быть равна от 0,7 до 2,0 м. А по данным ИАЭ им. Курчатова [Отчет инв. № 33/134280, 1980 г.], полученным на основании критических экспериментов, минимальная критмасса в РБМК составляет примерно 0,5 процента загрузки реактора (29 ТК высотой 1,75 м или 8 ТВС), что составляет по весу всего 0,9 тонны двуокиси урана (при общем весе загрузки в 180 тонн мы имеем около 200 критмасс).

Для осуществления регулирования энерговыделения в РБМК, реально состоящего из множества локальных критмасс, реактор должен быть оснащен большим количеством стержней регулирования и разветвленной системой контроля энергораспределения по высоте и радиусу реактора. На практике это требование не было реализовано разработчиками реактора.

Анализ проектной системы управления и защиты

Не вдаваясь в детали математических выкладок [18], сразу приведем в таблице №5 несколько основных результатов, полученных с учетом фактических эффектов реактивности (выраженных в стержнях СУЗ), наблюдаемых до аварии на реакторах Чернобыльской АЭС.

Полный учет проявления эффектов реактивности необходим по требованиям Правил ядерной безопасности. Только такой подход дает нам расчетное количество стержней, необходимое для гарантированного заглушения реактора в любых режимах эксплуатации (см. жирно выделенные цифры в графах «г» и «д»).

Для сравнения, рядом представлены цифры стержней СУЗ, реально установленных в РБМК по решению Главного конструктора (выделены курсивом в графах «е» и «ж»).

Из таблицы следует только один вывод: проектная СУЗ РБМК не могла обеспечить ядерной безопасности этих реакторов.

Г лава 4

НЕСООТВЕТСТВИЕ СОСТОЯНИЯ БЛОКА 4 ЧАЭС ПРАВИЛАМ И НОРМАМ БЕЗОПАСНОСТИ

Напомним даты выхода документов, положенных в основу проекта реактора РБМК:

1965 г. - «Технические условия на проектирование РБМК», отчет п/я А-Г758, инв. № 8107.

1965 г. - «Дополнение к ТУ на проектирование РБМК», отчет п/я А-Г758, инв. № 8798.

1965 г. - «Расчетно-пояснительная записка к эскизному

проекту реактора РБМК», п/я А-1758, инв. № М-8474.

1966 г. - «Расчетно-пояснительная записка к техническому проекту

РБМК», п/я А-1758, инв. № М-9599.

1972 г. - «РБМ-К4. Пояснительная записка», п/я А-7291, инв. № П-18504.

Позднее вышли нормативные документы по безопасности, в соответствии с требованиями которых разработчики должны были пересмотреть все проектные документы по АЭС с РБМК:

1973 г. - «Общие положения обеспечения безопасности атомных

электростанций при проектировании, строительстве и эксплуатации» (ОПБ-73) [37].

1974 г. - «Правила ядерной безопасности» (ПБЯ-04-74) [38].

Практически одновременно вышли документы проектировщиков: