Аварии на АЭС

 

Таким образом, это не было нарушением регламента эксплуатации; более того, высказываются обоснованные сомнения в том, что это действие как-то влияло на возникновение аварии в  тех условиях, которые сложились  до него ([17], c. 78). Также признано, что  «операции со значениями уставок и отключением технологических защит и блокировок не явились причиной аварии, не влияли на её масштаб. Эти действия не имели никакого отношения к аварийным защитам собственно реактора (по уровню мощности, по скорости её роста), которые персоналом не выводились из работы» ([17], c. 92). При этом нарушением регламента было только непереключение уставки защиты по уровню воды в барабане сепараторе (с −1100 на −600 мм), но не изменение уставки по давлению пара (с 55 на 50 кгс/см²).

 

Нарушением регламента, существенно  повлиявшим на возникновение и протекание аварии, была, несомненно, работа реактора с малым оперативным запасом  реактивности (ОЗР). В то же время  не доказано, что, не будь этого нарушения, авария не могла бы произойти ([11], c. 17—19).

 

Вне зависимости от того, какие  именно нарушения регламента допустил эксплуатационный персонал и как  они повлияли на возникновение и  развитие аварии, персонал поддерживал  работу реактора в опасном режиме. Работа на малом уровне мощности с  повышенным расходом теплоносителя  и при малом ОЗР была ошибкой ([19], с. 121) независимо от того, как эти  режимы были представлены в регламенте эксплуатации и независимо от наличия  или отсутствия ошибок в конструкции  реактора ([11], с. 29—31).

[править]

Роль оперативного запаса реактивности

 

 Глубины погружения управляющих  стержней (в сантиметрах) на 1:22:30 ([19], с. 130)

 

Оперативному запасу реактивности (ОЗР) при анализе развития аварии на ЧАЭС уделяется большое внимание. ОЗР — это положительная реактивность, которую имел бы реактор при полностью  извлечённых стержнях СУЗ. В реакторе, работающем на постоянном уровне мощности, эта реактивность всегда скомпенсирована (до нуля) отрицательной реактивностью, вносимой стержнями СУЗ. Большая  величина оперативного запаса реактивности означает «увеличенную» долю избыточного  ядерного топлива (урана-235), расходуемого на компенсацию этой отрицательной  реактивности, вместо того чтобы этот уран-235 тоже использовался для деления  и производства энергии. Кроме того, увеличенное значение ОЗР несёт  и определённую потенциальную опасность, поскольку означает достаточно высокое  значение реактивности, которая может  быть внесена в реактор из-за ошибочного извлечения стержней СУЗ.

 

В то же время, на реакторах РБМК низкое значение ОЗР фатальным образом  влияло на безопасность реактора. Для  поддержания постоянной мощности реактора (то есть нулевой реактивности) при  малом ОЗР необходимо почти полностью  извлечь из активной зоны управляющие  стержни. Такая конфигурация (с извлечёнными стержнями) на реакторах РБМК была опасна по нескольким причинам ([17], с. 49, 94—96):

усиливалась пространственная неустойчивость нейтронного поля, и затруднялось обеспечение однородности энерговыделения по активной зоне;

увеличивался положительный паровой  коэффициент реактивности;

существенно уменьшалась эффективность  аварийной защиты, и в первые секунды  после её срабатывания, из-за «концевого эффекта» стержней СУЗ, мощность могла  даже увеличиваться, вместо того чтобы  снижаться.

 

Персонал станции, по-видимому, знал только о первой из этих причин; ни об опасном увеличении парового коэффициента, ни о концевом эффекте в действовавших  в то время документах ничего не говорилось. Персоналу не было известно об истинных опасностях, связанных  с работой при низком запасе реактивности ([17], с. 54).

 

Между проявлением концевого эффекта  и оперативным запасом реактивности нет жёсткой связи. Угроза ядерной  опасности возникает, когда большое  количество стержней СУЗ находится  в крайних верхних положениях. Это возможно только если ОЗР мал, однако при одном и том же ОЗР  можно расположить стержни по-разному  — так что различное количество стержней окажется в опасном положении ([11], с. 18).

 

В регламенте отсутствовали ограничения  на максимальное количество полностью  извлечённых стержней. ОЗР не упоминался в числе параметров, важных для  безопасности, технологический регламент  не заострял внимание персонала на том, что ОЗР есть важнейший параметр, от соблюдения которого зависит эффективность  действия аварийной защиты (A3). Кроме  того, проектом не были предусмотрены  адекватные средства для измерения  ОЗР. Несмотря на огромную важность этого  параметра, на пульте не было индикатора, который бы непрерывно его отображал. Обычно оператор получал последнее  значение в распечатке результатов  расчёта на станционной ЭВМ, два  раза в час, либо давал задание  на расчёт текущего значения, с доставкой  через несколько минут. То есть ОЗР  не может рассматриваться как  оперативно управляемый параметр, тем  более что погрешность его  оценки зависит от формы нейтронного  поля ([17], с. 85—86).

[править]

Версии причин аварии

 

Единой версии причин аварии, с  которой было бы согласно всё экспертное сообщество специалистов в области  реакторной физики и техники, не существует. Обстоятельства расследования аварии были таковы, что (и тогда, и теперь) судить о её причинах и следствиях приходится специалистам, чьи организации  прямо или косвенно несут часть  ответственности за неё. В этой ситуации радикальное расхождение во мнениях  вполне естественно. Также вполне естественно, что в этих условиях помимо признанных «авторитетных» версий появилось множество  маргинальных, основанных больше на домыслах, нежели на фактах.

 

Единым в авторитетных версиях  является только общее представление  о сценарии протекания аварии. Её основу составило неконтролируемое возрастание  мощности реактора, перешедшее в тепловой взрыв ядерной природы. Разрушающая  фаза аварии началась с того, что  от перегрева ядерного топлива разрушились  тепловыделяющие элементы (твэлы) в определенной области в нижней части активной зоны реактора. Это привело к разрушению оболочек нескольких каналов, в которых находятся эти твэлы, и пар под давлением около 7 МПа получил выход в реакторное пространство, в котором нормально поддерживается атмосферное давление. Давление в реакторном пространстве (РП) резко возросло, что вызвало дальнейшие разрушения уже реактора в целом, в частности отрыв верхней защитной плиты (схема Е) со всеми закрепленными в ней каналами. Герметичность корпуса (обечайки) реактора и вместе с ним контура циркуляции теплоносителя (КМПЦ) была нарушена, и произошло обезвоживание активной зоны реактора. При наличии положительного парового (пустотного) эффекта реактивности 4—5 β, это привело к разгону реактора на мгновенных нейтронах (аналог ядерного взрыва) и наблюдаемым масштабным разрушениям со всеми вытекающими последствиями.

 

Версии принципиально расходятся по вопросу о том, какие именно физические процессы запустили этот сценарий и что явилось исходным событием аварии:

произошел ли первоначальный перегрев и разрушение твэлов из-за резкого возрастания мощности реактора вследствие появления в нём большой положительной реактивности или наоборот, появление положительной реактивности — это следствие разрушения твэлов, которое произошло по какой-либо другой причине ([9], с. 556, 562, 581—582)?

было ли нажатие кнопки аварийной  защиты АЗ-5 непосредственно перед  неконтролируемым возрастанием мощности исходным событием аварии или нажатие  кнопки АЗ-5 не имеет никакого отношения  к аварии ([9], с. 578)? И что тогда  следует считать исходным событием: начало испытаний выбега ([17], с. 73) или  незаглушение реактора при провале по мощности за 50 минут до взрыва ([9], с. 547)?

 

Помимо этих принципиальных различий версии могут расходиться в некоторых  деталях сценария протекания аварии, её заключительной фазы (взрыв реактора).

 

Из основных, признаваемых экспертным сообществом, версий аварии ([11], с. 17—19) более или менее серьёзно рассмотрены  только те, в которых аварийный  процесс начинается с быстрого неконтролируемого  роста мощности, с последующим  разрушением твэлов. Наиболее вероятной считается версия ([11], с. 17), согласно которой «исходным событием аварии явилось нажатие кнопки АЗ-5 в условиях, которые сложились в реакторе РБМК-1000 при низкой его мощности и извлечении из реактора стержней РР сверх допустимого количества» ([17], с. 97). Из-за наличия концевого эффекта при паровом коэффициенте реактивности величиной +5β и в том состоянии, в котором находился реактор, аварийная защита, вместо того чтобы заглушить реактор, запускает аварийный процесс согласно вышеописанному сценарию. Расчёты, выполненные в разное время разными группами исследователей, показывают возможность такого развития событий[17][20].

 

Записи системы контроля и показания  свидетелей подтверждают эту версию. Однако не все с этим согласны, есть расчёты, выполненные в НИКИЭТ, которые  такую возможность отрицают[9].

 

Главным конструктором высказываются  другие версии начального неконтролируемого  роста мощности, в которых причиной этого является не работа СУЗ реактора, а условия во внешнем контуре  циркуляции КМПЦ, созданные действиями эксплуатационного персонала. Исходными  событиями аварии в этом случае могли  бы быть:

кавитация главного циркуляционного  насоса (ГЦН), вызвавшая отключение ГЦН и интенсификацию процесса парообразования  с введением положительной реактивности;

кавитация на ЗРК, вызвавшая поступление  дополнительного пара в активную зону с введением положительной  реактивности;

отключение ГЦН собственными защитами, вызвавшее интенсификацию процесса парообразования с введением  положительной реактивности.

 

Версии о кавитации основываются на расчётных исследованиях, выполненных  в НИКИЭТ, но по собственному признанию  авторов этих расчётов, «детальные исследования кавитационных явлений не выполнялись» ([9], с. 561). Версия отключения ГЦН, как исходного события аварии, не подтверждается зарегистрированными данными системы контроля ([17], с. 64—66). Кроме того в адрес всех трёх версий высказывается критика, состоящая в том, что речь идёт по существу не об исходном событии аварии, а о факторах, способствующих её возникновению. Нет количественного подтверждения версий расчётами, моделирующими произошедшую аварию ([17], с. 84).

 

Существуют также различные  версии, касающиеся заключительной фазы аварии, собственно взрыва реактора. Высказывались  предположения, что взрыв, разрушивший  реактор, имел химическую природу, то есть это был взрыв водорода, который  образовался в реакторе при высокой  температуре в результате пароциркониевой реакции и ряда других процессов. Существует версия, что взрыв был исключительно паровым. По этой версии все разрушения вызвал поток пара, выбросив из шахты значительную часть графита и топлива. А пиротехнические эффекты в виде «фейерверка вылетающих раскалённых и горящих фрагментов», которые наблюдали очевидцы, — результат «возникновения пароциркониевой и других химических экзотермических реакций»[16].

 

По версии, предложенной К. П. Чечеровым[21], взрыв, имевший ядерную природу, произошёл не в шахте реактора, а в пространстве реакторного зала, куда активная зона вместе с крышкой реактора была выброшена паром, вырывающимся из разорванных каналов. Эта версия хорошо согласуется с характером разрушения строительных конструкций реакторного здания и отсутствием заметных разрушений в шахте реактора, она включена главным конструктором в его версию аварии ([9], с. 577). Первоначально версия была предложена для того, чтобы объяснить отсутствие топлива в шахте реактора, подреакторных и других помещениях (присутствие топлива оценивалось как не более 10 %). Однако последующие исследования и оценки дают основание считать, что внутри построенного над разрушенным блоком «саркофага» находится около 95 % топлива[22].

[править]

Альтернативные версии

 

Причины чернобыльской аварии невозможно понять без того, чтобы вникнуть в тонкости физики ядерных реакторов  и технологии работы энергоблоков АЭС  с РБМК-1000. В то же время первичные  данные об аварии не были известны широкому кругу специалистов. В этих условиях помимо версий, признанных экспертным сообществом, появилось много других, не требующих глубокого проникновения  в предмет. В первую очередь это  версии, предложенные специалистами  из других областей науки и техники. Во всех этих гипотезах авария предстаёт  результатом действия совершенно других физических процессов, чем те, которые лежат в основе работы АЭС, но хорошо знакомых авторам по их профессиональной деятельности.

 

Широкую известность получила версия, выдвинутая сотрудником Института  физики Земли РАН Е. В. Барковским[23]. Эта версия объясняет аварию локальным землетрясением. Основанием для такого предположения является сейсмический толчок, зафиксированный примерно в момент аварии в районе расположения Чернобыльской АЭС. Сторонники этой версии утверждают, что толчок был зарегистрирован до, а не в момент взрыва (это утверждение оспаривается[24]), а сильная вибрация, предшествовавшая катастрофе, могла быть вызвана не процессами внутри реактора, а землетрясением. Причиной того, что соседний третий блок не пострадал, считается тот факт, что испытания проводились только на 4-м энергоблоке. Сотрудники АЭС, находившиеся на других блоках, никаких вибраций не почувствовали.

 

Согласно ещё одной версии, высказанной  сотрудником Института проблем информатики Российской академии наук В. П. Торчигиным, причиной взрыва могла быть искусственная шаровая молния, возникшая при проведении электротехнических испытаний в 1:23:04, которая проникла в активную зону реактора и вывела его из штатного режима[25]. Автор гипотезы претендует на то, что ему удалось установить природу шаровой молнии и объяснить многие её загадочные свойства, в частности, способность двигаться с большой скоростью. Он утверждает, что возникшая шаровая молния могла в доли секунды проникнуть по паропроводу в активную зону реактора.

 

Наиболее экзотической является версия, предложенная Л. И. Уруцкоевым, сотрудником ИАЭ им. И. В. Курчатова и встречающая принципиальные возражения в академических кругах[26]. По мнению автора и его сторонников, ряд экспериментальных фактов не имеет убедительных объяснений; в качестве основного физического механизма аварии предполагается образование магнитных монополей[27] в ходе «выбега» турбогенератора и попадание их вместе с паром в ядерный реактор.