Николай Карпан - Чернобыль. Месть мирного атома

3) Создать быстродействующую аварийную защиту.

Их проигнорировали. Только после Чернобыльской аварии, через 10 лет, эти рекомендации были положены в основу "Сводных мероприятий по повышению безопасности реактора РБМК" [51].

Почему они не были внедрены в 1976 году? Пока известно только одно объяснение этого факта [65]: "Следует иметь в виду, что выбранная для РБМК решетка является оптимальной по глубине выгорания топлива, и значительное изменение отношения числа ядер урана и замедлителя делает

решетку неоптимальной». Это означает что Научный руководитель, ради обеспечения максимальной экономичности топливного цикла реактора сознательно пошел на снижение ядерной безопасности реакторов.

Изучив обстоятельства аварии на первом блоке ЛАЭС, в 1976 году Комиссия Минсредмаша СССР выдала свои рекомендации [66] по снижению парового эффекта реактивности и по увеличению скорости погружения в реактор стержней СУЗ, но и эти рекомендации не были выполнены проектировщиками.

В 1977 году, при выполнении экспериментов во время физического пуска реактора 1-го блока Курской АЭС было выявлено серьезное нарушение требований пункта 3.3 Правил ПБЯ-04-74. Тогда была зарегистрирована недостаточная подкритичность неработающего реактора при перемещении стержней У СП из нижнего положения в верхнее (стержни У СП, в отличии от других стержней, вводятся в реактор снизу). По этому нарушению комиссия Госатомнадзора (акт от 04.12.76 инв. № 29ЭП) выдала предписание Научному руководителю и Главному конструктору, по которому опасный эффект подлежал устранению в течение шести месяцев. Но НИКИЭТ и ИАЭ им. Курчатова хладнокровно проигнорировали предписание Госатомнадзора, т.е. оно ими не было выполнено. И только благодаря инициативе персонала АЭС стержни УСП были введены в аварийную защиту по рационализаторскому предложению № 264 от 22.02.77, которое Научный руководитель и Главный конструктор хоть и согласовали, но не распространили на другие энергоблоки с реакторами РБМК.

Аналогичным образом пришлось действовать персоналу лаборатории СУЗ цеха ТАИ Чернобыльской АЭС - стержни УСП были заведены в аварийную защиту (АЗ-5) на блоке № 1 и 2 по техническим решениям [67,

68, 69] в 1977 и 1978 годах. При согласовании этих решений с Главным конструктором ЧАЭС просила внести соответствующие изменения в проект СУЗ строящихся в то время реакторов второй очереди станции. Но когда пришла документация на монтаж СУЗ для 3-го, а потом и 4-го блока, то обнаружилось, что создатели реактора опять не включили эти стержни в защитные режимы. Станционному персоналу вновь пришлось оформлять технические решения на УСП и посылать их на согласование в НИКИЭТ и ИАЭ им. Курчатова. Для третьего блока техническое решение согласовали достаточно быстро, а по четвертому реактору его выдачу затянули, что безусловно проявилось в аварии 26 апреля 1986 года.

Удивительная ситуация - своего Главного конструктора персонал всех АЭС с РБМК годами подталкивал выполнить вышеупомянутое предписание Госатомнадзора, которое могло снять проблему раз и навсегда еще в 1977-1978 годах.

Персонал станций беспокоился не зря. В процессе эксплуатации АЭС он неоднократно убеждался в потенциальной опасности реактора. Концевой эффект стержней СУЗ, большой паровой эффект реактивности, сильное изменение объемной неравномерности энерговыделения в процессе изменения мощности реактора при обычной эксплуатации и во время аварий были отмечены задолго до взрыва на 4-блоке ЧАЭС. Эти явления были должным образом зафиксированы и о них знали все заинтересованные стороны. Однако скрупулезного и комплексного анализа опасных ситуаций, с практической реализацией технических решений по их устранению, Главный конструктор так и не сделал.

Г лава 6 АВАРИИ НА ЧАЭС

Аварийных остановов, связанных с отказом оборудования и ошибками операторов, было достаточно на каждой АЭС. Нет смысла их перечислять, поскольку они не сопровождались выходом радиоактивности за пределы энергоблока. Рассмотрим только случаи, связанные с радиационной опасностью для персонала станции и с выходом радиоактивности за пределы АЭС.

Версия №1 (НИКИЭТ)

Девятого сентября 1982 года, при пуске блока №1 ЧАЭС после окончания СПР, произошел аварийный разрыв ТК в ячейке 62-44. В этот момент реактор работал на мощности 700 МВт (т), контур МПЦ был разогрет до номинальных параметров. Как показал анализ причин возникновения аварии, разрыв канальной трубы произошел из-за прекращения циркуляции теплоносителя через ТК, вызванного ошибочным закрытием запорно-регулирующего клапана (ЗРК) канала 62-44 персоналом цеха наладки во время регулирования поканальных расходов воды [9].

Авария имела тяжелые последствия, обусловленные в первую очередь тем, что по сигналу повышения давления в РП не сработала аварийная защита АЗ-5 реактора и оперативный персонал в течение более 20 мин после разрыва ТК удерживал реактор на мощности 700 МВт (т).

Мощность канала 62-44 была на уровне ~ 450 кВт, и при отсутствии расхода теплоносителя в нем твэлы разогрелись до температуры ~ 800 °С в течении 35-40 секунд. Этого оказалось достаточно, чтобы тепловыделяющая сборка приобрела "бочкообразную" форму и её твэлы стали касаться стенок канала. В месте их касания внутренней поверхности канальной трубы начался ее локальный разогрев до температуры ~ 650°С и ухудшение механических свойств сплава 125 (98% циркония + 2% ниобия), из которого сделана труба технологического канала (ТК). Под действием внутреннего давления пароводяной смеси в месте перегрева трубы ТК произошел разрыв канальной трубы и началось истечение теплоносителя в графит. По мере вымывания графита расходом пароводяной смеси с давлением свыше 70 атмосфер, металл трубы все больше раскрывался в образовавшуюся в графитовой кладке реактора каверну. Максимальный угол раскрытия трубы канала в месте разрыва составил — 230 °.

Вследствие перегрева произошло разрушение центрального несущего стержня тепловыделяющей сборки (ТВС), после чего верхняя часть верхней ТВС (длиной около 1,5 м) была с него сдернута и выдавлена в графитовую кладку (в каверну). Эта часть ТВС хорошо охлаждалась потоком теплоносителя из барабан-сепараторов (БС) и поэтому сохранила свою геометрическую форму. После восстановления циркуляции в ТК 62-

44, в образовавшуюся в кладке каверну потоком теплоносителя были выдавлены перегретые и разрушенные твэлы нижней половины ТВС. Они вошли в открывшиеся щели между соседними графитовыми блоками, а также на верхние защитные блоки и в оборудование и трубопроводы системы аварийного сброса парогазовой смеси из реакторного пространства (РП).