Николай Карпан - Чернобыль. Месть мирного атома

1973 г.- П/я №7291, «Техническое обоснование безопасности реакторной

установки РБМК-4», инв. № Е4.306-387 и инв. № Е4.306-440.

1974 г. - Главатомэнерго МЭ СССР, «Техническое решение

Главатомэнерго и организации п/я В-2250 по системе обеспечения безопасности АЭС с реакторами РБМК-1000, проектируемых Минэнерго СССР, от 19 июля 1974 года.

1974 г. - Гидропроект им. Жука, «Курская, Чернобыльская АЭС, 2 очередь, Технический проект», инв. № 174.

Еще позднее были разработаны документы по обоснованию безопасности АЭС с РБМК:

1976 г. - Гидропроект им. Жука, Техническое обоснование безопасности, Смоленская АЭС -1 очередь; Курская АЭС - 2 очередь; Чернобыльская АЭС - 2 очередь, инв. № 176.

Но ни для одного из блоков, построенных для Минэнерго СССР после головного (1-й блок ЛАЭС), технический проект РБМК не пересматривался и не переутверждался даже после ввода в действие новых нормативных материалов по безопасности в 1982 году (ОПБ-82). Поэтому уверенно можно заявлять о том, что в серийное изготовление были сознательно переданы реакторы с недостаточным уровнем безопасности.

Массовое строительство энергоблоков с РБМК началось без создания необходимой научной и экспериментальной базы, поэтому действующие АЭС превратились в полигоны для проведения экспериментов, проверки разработчиками новых технических решений. В связи с отсутствием специализированной проектной базы к проектированию атомных электростанций стали привлекать организации из других направлений энергетики. В частности, проектирование второй очереди ЧАЭС выполнял институт Гидропроект, который не имел соответствующего специального опыта, поскольку занимался гидроэлектростанциями.

В этом разделе приводятся только те проектные отступления от вышеупомянутых нормативных документов по безопасности, которые оказались существенными при возникновении и развитии аварии на 4-м энергоблоке ЧАЭС 26 апреля 1986 года (всего в проекте нарушены требования 32-х пунктов ПБЯ-04-74 и ОПБ-82 [5]).

Для удобства представления результатов анализа отступлений вначале приводится содержание пункта правил, требования которого не было учтено при разработке проекта РБМК, а затем излагается суть допущенных проектных нарушений правил безопасности.

Основой для приводимого ниже анализа отступлений послужил Доклад Комиссии Госпроматомнадзора СССР (Москва, 1991 г.), в работе над которым автор принимал активное участие.

1. Пункт 3.1.6 ПБЯ-04-74

"В техническом проекте АЭС проектные материалы по обеспечению ядерной безопасности должны входить отдельным разделом в техническое обоснование безопасности сооружения и эксплуатации атомной электростанции.

Примечание: В этом же разделе указываются все отступления от требований Правил. Отступления должны быть согласованы с Госатомнадзором СССР на стадии технического проектирования".

Технический проект второй очереди Чернобыльской АЭС в составе блоков 3 и 4, разработанный Генеральным проектировщиком - институтом "Гидропроект" в 1974 г. [39], содержал раздел "Техническое обоснование безопасности ЧАЭС", который был согласован с Научным руководителем (ИАЭ им. И.В. Курчатова) и Главным конструктором (НИКИЭТ). В свою очередь, Техническое обоснование безопасности АЭС [40] было составлено с учетом "Технического обоснования безопасности реакторной установки" [41], разработанного НИКИЭТ и технического решения Главатомэнерго Минэнерго СССР [42].

Во всех вышеуказанных проектных материалах отсутствовал перечень отступлений проектов АЭС и реакторной установки от требований Правил ядерной безопасности, и не было приведено обоснование допустимости этих отступлений. Наличие имеющихся отступлений с Госатомнадзором СССР не согласовывали, а сам надзорный орган никакой инициативы не проявил. Может быть, он не знал о них? Знал! Но поскольку эти отступления не были официально сформулированы и отправлены ему по почте, то формально их как бы и не существовало. И только «Техническое обоснование безопасности АЭС» [40] было согласовано с Управлением по надзору в атомной энергетике Госгортехнадзора СССР (письмо от 05.03.75 № 24-11/73), Госатомнадзором СССР (письмо от 18.05.75 № Н18 дсп) и Государственным санитарным надзором СССР (письмо от 20.01.75 №32-57 дсп).

Но поскольку «Техническое обоснование безопасности АЭС» не содержало перечня отступлений от норм и правил, и мер по компенсации этих отступлений, то и разработанная на его основе эксплуатационная документация, которой руководствовался в своих действиях персонал, не была адекватной фактическим характеристикам реактора. Таким образом, требования п. 3.1.6 ПБЯ-04-74 разработчиками проекта ЧАЭС и реакторной установки не были выполнены.

Примечание: До 1984 года Госатомнадзор СССР являлся одним из структурных подразделений Министерства среднего машиностроения СССР.

2. Пункт 3.2.2 ПБЯ-04-74

"При проектировании реактора следует стремиться к тому, чтобы полный мощностной коэффициент реактивности не был положительным при любых режимах работы АЭС. Если полный мощностной коэффициент реактивности в каких-либо эксплуатационных условиях положителен, в проекте должна быть обеспечена и особо доказана ядерная безопасность реактора при работе в стационарных, переходных и аварийных режимах".

Основной составляющей полного мощностного коэффициента реактивности в реакторах типа РБМК является так называемый "паровой эффект реактивности" (ау), численно отражающий изменение реактивности реактора в ответ на изменение паросодержания в активной зоне. В проекте РБМК-1000 изначально предусматривалось, что при выбранном уран-графитовом соотношении величина парового эффекта реактивности будет иметь знак «минус» и значение на уровне -1В [24]. Но практика показала иное - при выгорании топлива и выгрузке из активной зоны дополнительных поглотителей (ДП) паровой эффект реактивности менял свой знак на «плюс» и его величина достигала значений +6В эфф. Это было следствием проектной ошибки при выборе такого уран-графитового соотношения, которое гарантировало большую величину выгорания топлива и достижение высокой экономичности АЭС.

Экспериментальные определения парового ау и полного мощностного коэффициента реактивности a N на АЭС проводились регулярно, по специально разработанным методикам, с 1973 года (с момента пуска 1 блока Ленинградской АЭС).

Для реакторов с обогащением топлива 1,8 % по урану-235 в этих экспериментах были получены данные, указывающие на изменение знака и увеличение парового коэффициента реактивности с ростом выгорания топлива и выгрузкой ДП: