Николай Карпан - Чернобыль. Месть мирного атома

На основании вышеизложенного можно утверждать, что проект реактора РБМК-1000 содержал, в части конструкций и характеристик активной зоны, опасные отступления от требований пунктов 3.2.2 ПБЯ-04-74 и 2.2.3 ОПБ-73.

3. Пункт 3.1.8 ПБЯ-04-74

"Система сигнализации реакторной установки должна выдавать следующие сигналы: аварийные (световые и звуковые, включая сирену аварийного оповещения) при достижении параметрами уставок срабатывания аварийной защиты (АЗ) и аварийных отклонениях технологического режима; предупредительные (световые и звуковые) -при приближении параметров к уставкам срабатывания АЗ, повышении излучения выше установленных пределов, нарушении нормального функционирования оборудования ".

После аварии на 4-м блоке ЧАЭС (1986 г.), в информации [49] и докладе [50], представленных Государственным Комитетом СССР по использованию атомной энергии в МАГАТЭ, главной ошибкой персонала была названа работа с оперативным запасом реактивности (ОЗР) ниже установленного предела.

Однако проектные материалы и научно-исследовательские работы, выполненные в обоснование проекта, не предусматривали ОЗР в качестве основного параметра, по которому должна обеспечиваться сигнализация и аварийная защита (при достижении им предельных значений). Только после аварии была предусмотрена разработка устройства регистрации ОЗР с записывающим прибором на блочном щите управления, и выдача аварийного сигнала на останов реактора при достижении ОЗР аварийной уставки [51].

По ряду других критических параметров, например, по линейной нагрузке на твэл, проектом вообще не был предусмотрен контроль, и тем более защита. Поэтому уверенно можно говорить о том, что даже для важнейших параметров, нарушение которых 26 апреля 1986 г. разработчики реактора считали решающими для возникновения аварии, проектом не были предусмотрены предупредительные и аварийные сигналы (и аварийная защита), что является нарушением требований пункта 3.1.8 ПБЯ-04-74.

4. Пункт 3.3.1 ПБЯ-04-74

"Система управления и защиты должна обеспечивать надежный контроль мощности (интенсивности цепной реакции), управление и быстрое гашение цепной реакции, а также поддержание реактора в подкритическом состоянии ".

Система аварийной защиты РБМК рассчитывалась на компенсацию следующих эффектов реактивности [52]:

- обезвоживание технологических каналов в холодном состоянии реактора;

- схлопывание пара в активной зоне при охлаждении твэла до температуры 265°С;

- возможное «зависание» части стержней аварийной защиты (АЗ).

Почему этот набор эффектов реактивности разработчики реактора посчитали достаточным при расчете необходимой эффективности аварийной защиты, объяснить почти невозможно. Он не охватывал множества других эффектов реактивности, известных уже на ранних стадиях создания реактора. Например, конструкторы не учли, что при выгорании топлива в реакторе мощностной и паровой коэффициенты реактивности меняют свой знак с отрицательного на положительный и достигают опасных для эксплуатации значений. Не учли и того, что конструкция стержней СУЗ изначально предопределяла ввод положительной реактивности при их движении в активную зону из крайнего верхнего положения. А низкие скоростные характеристики аварийной защиты (время полного погружения стержней в активную зону из верхнего положения 18 с) вообще делали защитную функцию СУЗ малоэффективной. Все вышеперечисленные недостатки привели к тому, что для ряда режимов работы реактора аварийная защита напрочь теряла свою функцию и сама инициировала разгон мощности реактора. Поэтому имеются все основания считать, что разработчики реактора своевременно не оценили эффективность аварийной защиты во всех возможных эксплуатационных ситуациях. И только после взрыва на 4-м блоке Главный конструктор в своей работе [53], посвященной анализу аварии на ЧАЭС, показал, что функция аварийной защиты полностью исчезает при

ОЗР равном 7 стержням РР. В этом случае в течение первых 8 секунд (после срабатывания защиты АЗ-5) сброс стержней СУЗ приводит к внесению положительной реактивности (т. е. цепная реакция разгоняется, а не гасится).

Кроме того, разработчиками было допущено немало оплошностей в проекте систем контроля мощности (интенсивности цепной реакции) реактора. Контроль осуществлялся двумя системами - системой физического контроля распределения энерговыделения (СФКРЭ, датчики которой расположены внутри зоны), и системой управления и защиты, датчики которой расположены как в баке боковой биологической защиты, так и внутри активной зоны. Эти системы дополняют друг друга, но каждая из них обладает индивидуальными недостатками, в наибольшей степени проявлявшимися на малой мощности. Это связано с тем, что СФКРЭ обеспечивает контроль относительного и абсолютного распределения энерговыделения в диапазоне 10-120 % номинальной мощности реактора и контроль его мощности в диапазоне 5-120 % номинальной мощности. А система локального автоматического регулирования и локальной автоматической защиты (ЛАР-ЛАЗ), тоже действовавшая по сигналам внутризонных датчиков (импульсных камер -ИК), осуществляла свои функции по регулированию реактора начиная с мощности более 10% Ы [|0, л. Эти два обстоятельства позволяют утверждать, что в диапазоне мощностей от 0 до 5% Н, пммощность реактора, и её распределение в объеме активной зоны практически не контролировались.

Контроль энерговыделения в таком большом реакторе (диаметр активной зоны 11,8 м, высота - 7,0 м) только на основе боковых импульсных камер (ИК), находящихся за пределами активной зоны реактора, является крайне неэффективным. На малой мощности боковые ИК "не чувствуют" центральные части активной зоны реактора и того, как распределено поле энерговыделения по высоте активной зоны. Это связано с тем, что ИК были расположены вне активной зоны в средней по высоте точке и не чувствовали энерговыделение в верхней и нижней частях реактора.

Таким образом, оператор реактора на малых уровнях мощности полагался в своих действиях больше на опыт и интуицию, чем на показания приборов контроля. Такой режим управления реактором неприемлем даже при пуске разотравленного реактора, когда управление полем его энерговыделения ведется в соответствии с предварительным расчетом. А при останове неравномерно отравленного реактора такой режим «интуитивного» управления приводит к риску получения критически высоких неравномерностей энерговыделения как по высоте,так и по радиусу активной зоны. Это обстоятельство не учитывалось до аварии на ЧАЭС, и по нему разработчики не ввели никаких ограничений.