Николай Карпан - Чернобыль. Месть мирного атома

от - 0.22 В эфф(при 211 ДП) до + 5,1 В эфф(при 32 ДП) на блоке 1 ЛАЭС [43];

Кроме того, в экспериментах было замечено, что одновременно с увеличением значения д, происходило уменьшение значений такого важного параметра, как период развития первой азимутальной гармоники х 01 , характеризующего стабильность поля энерговыделения в реакторе и возможность эффективного управления реактором стержнями управления. При значении д, близком к +5 В эфф период т 0і уменьшался до 3 минут, что делало поле энерговыделения в реакторе настолько неустойчивым, что старший инженер управления реактором (СИУР) не мог отойти от пульта даже на полминуты. Автоматический регулятор поддержания заданного уровня мощности тоже работал на износ. Частота его срабатываний достигала 430-440 включений в час и муфты сервоприводов то и дело выходили из строя. Проблема регулирования поля энерговыделения оказалась очень актуальной, т.к. нестабильность его распределения приводила к превышению мощности в отдельных тепловыделяющих сборках и к их разгерметизации. Оперативными мерами СИУР эту проблему решить не мог, поскольку интенсивность его труда была уже запредельной (на 1-м блоке ЧАЭС в 1978-79 годах за 8-ми часовую смену СИУР был вынужден обращаться к стержням управления до 3500 раз).

С целью решения этой задачи проектировщиками было принято решение о переводе всех РБМК на топливо с 2% обогащением по и-235 и оснащению реакторов системой ЛАР (локальный автоматический регулятор). Но реальное внедрение в работу системы ЛАР состоялось только в 1983-84 годах.

Начальная загрузка реакторов АЭС второго поколения с РБМК-1000 (3 и 4 блоки ЛАЭС, КАЭС, ЧАЭС, 1 и 2 блоки САЭС) формировалась уже целиком из топливных сборок с обогащением 2% по и-235. Однако и с этим топливом, по мере роста выгорания до значений 1100-1200 МВтсут/ТВС и при регламентном оперативном запасе реактивности в 26-30 стержней РР, величина парового коэффициента реактивности д, постепенно возрастала и становилась близкой к +5В эфф.

Измерения адг, быстрого мощностного коэффициента реактивности, характеризующего изменение реактивности реактора в ответ на изменения мощности показали, что при увеличении парового эффекта af до +5В эфф , сіу тоже менял свой знак и увеличивался от минус 4x10" 4В эфф/МВт (тепл.) до +0,6х10" 4В эфф/МВт (тепл.).

Примечание - приведенные значения ау и а кбыли получены во время экспериментов на мощности реактора от 50% до 65% Ы ном[48].

В связи с отсутствием проектных и экспериментальных данных по эффектам и коэффициентам реактивности для мощности менее 50% №юм., можно отметить, что до аварии 26 апреля 1986 года разработчики реактора не осознавали какой-либо особой опасности при работе реактора на малых уровнях мощности, и не вводили для этих режимов никаких ограничений.

Для анализа протекания максимальной проектной аварии (МПА), в качестве которой в проекте рассматривался разрыв напорного коллектора контура многократной принудительной циркуляции (КМПЦ) с осушением половины активной зоны, Научным руководителем и Главным конструктором была определена (по расчетным программам) зависимость реактивности реактора от плотности теплоносителя в активной зоне. Результаты расчетов показали, что при обезвоживании активной зоны (снижении плотности теплоносителя) вначале в реактор вводится положительная реактивность (до +2 В эфф), а затем, по мере приближения к полному запариванию каналов (или обезвоживанию активной зоны), вводимая реактивность уменьшается и становится отрицательной. Вследствие этого якобы происходит самозаглушение реактора (даже при отсутствии воздействия исполнительных органов СУЗ на реактивность) [41]. Не будучи проверены на практике, эти расчеты, тем не менее, послужили основанием не рассматривать далее проблемы заглушения реактора при течах теплоносителя. Но в реальной действительности, согласно позднее полученным данным из экспериментов на работающих реакторах, при замене воды в активной зоне на пар выделяется положительная реактивность величиной до +5В эфф [48], что приводит не к "самоглушению" реактора, а к вводу большой положительной реактивности и «разгону» мощности реактора.

В целом надо отметить, что в материалах проекта РБМК-1000 вообще отсутствует обоснование безопасной величины парового эффекта реактивности, поэтому энергоблоки эксплуатировались с такими значениями ау, которые совершенно не соответствовали проектным данным.

Выше уже отмечалось, что величина ау в значительной степени зависит от состава загрузки активной зоны реактора, который в свою очередь определялся принятой на конкретной АЭС методикой расчета и проведения перегрузок топлива. Эти методики также не были обоснованы в проекте.

Выявленным в результате экспериментов фактам значительных по величине положительных эффектов и коэффициентов реактивности ни разработчики, ни Госатомнадзор своевременно не дали объективной оценки, вследствие чего поведение реакторов РБМК в аварийных ситуациях и режимах оставалось неизвестным.

Все вышеизложенное позволяет констатировать, что конструкция реактора, а также ядерно-физические и теплогидравлические характеристики активной зоны предопределили наличие опасных по величине положительных значений парового эффекта и мощностного коэффициента реактивности. И при этом не была "обеспечена и особо доказана ядерная безопасность" как для работы на номинальном уровне, так и для промежуточных уровней мощности (от минимальноконтролируемой, до номинальной). Не было сделано это и для аварийных режимов.

Таким образом, реактор РБМК-1000, из-за ошибочно выбранных его разработчиками физических и конструктивных параметров активной зоны, представлял собой трудно управляемую, динамически неустойчивую систему.