Николай Карпан - Чернобыль. Месть мирного атома

РБМК может принести только вред, так как их нельзя получить из выполненных авторами измерений".

Как же поступили академик А.П. Александров и другие руководители ИАЭ им. Курчатова, узнав эти факты? Срочно начали работать над повышением ядерной безопасности реакторов РБМК? Нет. Они завели на И. Ф. Жежеруна дело и даже после Чернобыльской аварии утверждали, что сумеют достойно ответить на всю его "необоснованную" критику.

Сделал ли А.П. Александров (автор и Научный руководитель реактора РБМК), для себя какие-либо выводы из Чернобыльской аварии? Да, сделал. Из новых Правил ядерной безопасности ПБЯ РУ АС-89, действующих с 01.09.90 и разрабатывавшихся (в основном) сотрудниками ИАЭ, исчезло всякое упоминание об ответственности научного руководителя. Ответственность за эксплуатацию реакторов РБМК была переложена на институт ВНИИ АЭС [61]. В связи с этим еще раз вспомним, что реакторы РБМК проектировались исключительно на основе документов ИАЭ им. Курчатова - Главного научного руководителя проекта.

В 1975 году, при проведении физических экспериментов на 1-м блоке Ленинградской АЭС, при оперативном запасе реактивности в 15,6 стержней РР и загруженных в реактор 157 дополнительных поглотителях (ДП) было получено неожиданно высокое (по сравнению с проектом) значение парового эффекта реактивности +2.8+3.2 р ,фф.

Экспериментаторы сразу сделали прогноз по дальнейшему изменению величины ctf - «Если линейно проэкстраполировать зависимость парового эффекта реактивности от количества ДП в зоне, с учетом оперативного запаса реактивности и отношения числа ДП к числу ТВС, то к моменту замены всех ДП на ТВС паровой эффект может достичь величины 10-12 Рэфф [59,62]».

В 1976 году этот прогноз подтвердили сотрудники Института атомной энергии Кунегин Е.П., Егиазаров М.Б., Кузьмин А.Н., Осипов A.A. [63]: «В то же время для соответствующих решеток (т.е. решеток с такими же материальными параметрами, как в РБМК) с "отравленными" топливными кассетами эффект обезвоживания положительный и составляет 5-7%, или 10-14 рэфф ».

Примечание - Здесь "эффект обезвоживания" реактора является аналогом проявления полного парового эффекта реактивности.

Как видим, на практике оправдались самые неблагоприятные и наиболее опасные оценки величины парового эффекта реактивности.

Величина эффектов реактивности, проектное количество ст. СУЗ, и необходимая эффективность СУЗ по правилам ПБЯ.

«ОСОБЕННОСТИ» ЭКСПЛУАТАЦИИ РЕАКТОРОВ РБМК

Реакторы РБМК являются одноконтурными аппаратами, т.е. вода, охлаждающая ядерное топливо в технологических каналах, там же и закипает, превращаясь в пар, который потом направляется на турбины для выработки электроэнергии. Поэтому реакторы РВМК дают в десятки раз больший выброс радиоактивных веществ в атмосферу, чем двухконтурные реакторы ВВЭР. Выбросы радиоактивных газов из РБМК составляют до сотни кюри в сутки, а из реакторов ВВЭР - несколько кюри.

Реактор РБМК разрабатывался во времена зарождения ядерной энергетики, когда наиболее доступным ядерным топливом был природный (или малообогащенный) уран, а замедлителем - графит и разработчики стремились создать максимально экономичный реактор с использованием опыта и технологии сборки промышленных уран-графитовых аппаратов, поскольку в таком реакторе обеспечивалась минимальная критмасса. В "Расчетно-пояснительной записке к техническому проекту РБМ-К” [33] утверждалось, что АЭС с двумя такими реакторами будет «экономична как тепловая электростанция аналогичной мощности». В 1967 году академик А.П. Александров прямо говорил [63], что "советским ученым удалось решить задачу повышения экономичности атомных станций".

Однако это было достигнуто за счет снижения ядерной безопасности, что будет показано ниже.

Стремление добиться наибольшей экономической эффективности РБМК (через достижение максимальной глубины выгорания ядерного топлива), отрицательно повлияло на безопасность реактора. Выше было показано, что реактор имел положительную сумму эффектов реактивности и по многим пунктам не удовлетворял требованиям Правил ядерной безопасности. В таком реакторе возможны разнообразные аварии, т.к. он не обладает свойством саморегуляции мощности.

В ИАЭ им. Курчатова всегда находились люди, которые на основании результатов своих исследований неоднократно заявляли о недостатках РБМК. Вот свидетельство начальника группы надежности и безопасности АЭС с РБМК В.П. Волкова [64]: «В период эксплуатации (с 1973г.) АЭС с РБМК вскрылись недостатки как самого реактора, так и систем, обеспечивающих безопасность АЭС<...> Устранение недостатков резко снижало экономичность АЭС с РБМК и делало реакторы подобного типа неконкурентоспособными по отношению к другим типам реакторов. Это привело бы к свертыванию канального направления <...> Поэтому работы в

направлении усовершенствования реактора не велись, а если и велись, то результаты подобных исследований игнорировались.

Это привело к тому, что несмотря на многократные проявления недостатков реактора в процессе эксплуатации АЭС с РБМК, в стране было развернуто полномасштабное строительство этих станций без устранения недостатков».

Первая серьезная авария на реакторе РБМК случилась 30 ноября 1975 года на головном блоке Ленинградской АЭС. Тогда, при локальном обезвоживании активной зоны, впервые опасно проявил себя большой положительный паровой эффект реактивности. Авария произошла во время подъема мощности реактора после его остановки из-за отключения двух турбогенераторов. На 20% от номинальной мощности был допущен большой локальный перекос энерговыделения в активной зоне. В том районе реактора, где развилась аномальная мощность, произошел перегрев топлива с разрушением оболочек тепловыделяющих элементов и разрывом стенки трубы технологического канала. Авария была тяжелой, с выходом радиоактивности за пределы реактора и АЭС.

Сотрудники ИАЭ им. Курчатова - Кунегин Е.П., Егиазаров М.Б., Кузьмин А.Н., Осипов А. А., Романенко B.C., Кватор В.М., Лавренов Ю.И.

- участвовавшие в изучении состояния реактора после этой аварии, выдали рекомендации по повышению ядерной безопасности реактора РБМК [62, 65]:

1) Снизить паровой эффект реактивности путем:

- повышения обогащения и плотности топлива;

- уменьшения количества графита в активной зоне реактора;

- оставления в активной зоне реактора дополнительных поглотителей (ДП);

- повышения оперативного запаса реактивности.

2) Изменить конструкцию стержней СУЗ с увеличением длины поглощающей части. Сделать независимым регулированием энерговыделения по высоте и радиусу, т.е. при регулировании радиального поля, аксиальное поле не должно меняться.