Гражданский Центр ядерного нераспространенияГражданский сайт ядерного нераспространения
На главную   English
Поиск:
Эксклюзив | Архив | Публикации | О нас | Ссылки | Форум | Гостевая

10 апреля 2006

О причинах и обстоятельствах аварии на 4 блоке чернобыльской АЭС 26 апреля 1986 г.

Доклад Комиссии Госпроматомнадзора СССР. Часть 1


Содержание

Часть 2.

Часть 3.


Перечень сокращений

АЗ
аварийная защита

АЗМ
аварийная защита по мощности

АЗС
аварийная защита по скорости нарастания мощности

АЗСР
аварийная защита по скорости нарастания мощности в рабочем диапазоне (N > 5% Nном. )

АЗ-5
аварийная защита реактора РБМК наибольшей интенсивности наивысшего ранга, осуществляющая снижение мощности до нуля или до момента исчезновения аварийного сигнала

АР
автоматический регулятор мощности реактора

АЭС
атомная электростанция

β эфф.
эффективная доля запаздывающих нейтронов

БАЗ
быстродействующая аварийная защита

ББ
бассейн-барботёр

БИК
боковая ионизационная камера

БРУ
быстродействующее редукционное устройство

БРУ-К
быстродействующее редукционное устройство сброса пара в конденсатор турбины

БС
барабан-сепаратор

БЩУ
блочный щит управления

ВВЭР
водо-водяной энергетический реактор

ВК
верхний концевой выключатель

ВНИИАЭС
Всесоюзный научно-исследовательский институт по эксплуатации атомных электростанций

ГИС
главный инженер станции

ГЦН
главный циркуляционный насос

ДРЕГ
программа диагностической регистрации

ДРК
дроссельно-регулирующий клапан

ДП
дополнительный поглотитель

ЗГИС
заместитель главного инженера станции

ИАЭ
Институт атомной энергии им. И.В. Курчатова

ИК
ионизационная камера

КАЭС
Курская АЭС

ИЯИ АН СССР
Киевский институт ядерных исследований АН СССР

КМПЦ
контур многократной принудительной циркуляции

ЛАР
локальный автоматический регулятор мощности реактора

ЛАЭС
Ленинградская АЭС

МВНТС
межведомственный научно-технический совет

МКУ
минимально-контролируемый уровень мощности

МПА
максимальная проектная авария

НИКИЭТ
научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники

НК
нижний концевой выключатель

НСБ
начальник смены блока

НСС
начальник смены станции

НСЭЦ
начальник смены электроцеха

НТД
нормативно-техническая документация

НТС
научно-технический совет

ОЗР
оперативный запас реактивности

ОКБМ
опытное конструкторское бюро машиностроения

ОПБ
общие положения обеспечения безопасности атомных электростанций при проектировании, строительстве и эксплуатации

ПБЯ
правила ядерной безопасности атомных электростанций

ПК-АЗ
режим действия группы стержней перекомпенсации

ППР
планово-предупредительный ремонт

ПРИЗМА
станционная программа оперативного физического расчета

ПН
питательный электронасос

РБМК
реактор большой мощности канальный

РП
реакторное пространство

РР
ручное регулирование

РУ
реакторная установка

САОР
система аварийного охлаждения реактора

САЭС
Смоленская АЭС

СИУР
старший инженер управления реактором

СИУТ
старший инженер управления турбиной

СК
стопорный клапан

СРК
стопорно-регулирующий клапан

СУЗ
система управления и защиты реактора

СФКРЭ
система физического контроля распределения энерговыделения

СЦК
система централизованного контроля

ТВС
тепловыделяющая сборка

ТВЭЛ
тепловыделяющий элемент

ТГ
турбогенератор

ТК
технологический канал

ТОБ
техническое обоснование безопасности

ТР
технологический регламент

УСП
укороченный стержень-поглотитель

ЧАЭС
Чернобыльская АЭС

ЯППУ
ядерная паропроизводящая установка.


1. Введение

При проведении испытаний по проверке проектного режима автономного энергоснабжения при потере внешних источников электропитания на 4 блоке Чернобыльской АЭС 26 апреля 1986 г. произошла ядерная авария с катастрофическими последствиями.

Проблема преодоления последствий этой ядерной катастрофы к настоящему времени в сознании общественности оттеснила на второй план проблему выяснения причин и обстоятельств возникновения аварии и извлечения уроков на будущее. Однако, в среде специалистов эти вопросы не считаются окончательно решенными, свидетельством чему являются продолжающиеся расчетные исследования, а также проведение обсуждений этой проблемы на различных, в том числе международных, семинарах, научно-технических советах и т.д.

К сожалению, до настоящего времени ни одной из научных организаций в СССР не опубликована достаточно обоснованная цельная версия, доказательно объясняющая зарождение и развитие аварийного процесса. Без этого продолжает иметь место настороженное отношение общественности ко всем реакторам чернобыльского типа и заверения о невозможности подобных аварий в будущем мало чем отличаются от заверений в высокой безопасности реакторов типа РБМК-1000 в недалёком прошлом.

Комиссия, созданная Государственным комитетом СССР по надзору за безопасным ведением работ в промышленности и атомной энергетике (Госпроматомнадзор СССР), предпринимает попытку проанализировать и обобщить имеющиеся к настоящему времени материалы и доклады, относящиеся к аварии. Официальная версия, которая была признана Правительственной комиссией и положена в основу доклада (информации), представленного от СССР для совещания экспертов МАГАТЭ 25-29 августа 1986 г. в г. Вене [29], говорит о том, что первопричиной аварии явилось крайне маловероятное сочетание нарушение порядка и режима эксплуатации, допущенных персоналом энергоблока. Спустя год в МАГАТЭ на международную конференцию по показателям и безопасности ядерной энергетики (г. Вена, 28 сентября - 2 октября 1987 г.) от СССР был представлен доклад "Авария на Чернобыльской АЭС: год спустя" [30], в котором также подтверждена указанная версия. Однако, при анализе указанных докладов и их сопоставлении возникает ряд вопросов, вызывающих сомнения относительно достоверности этой версии.

В отчете ИАЭ [28], утверждённом уже после представления доклада [29] в МАГАТЭ, указывается, что "первопричиной аварии явилось крайне маловероятное сочетание нарушений порядка и режима эксплуатации, допущенных персоналом энергоблока, при которых проявились недостатки в конструкции реактора и стержней СУЗ" (выделенные слова в официальной версии отсутствуют). Более того, как говорится в этом же отчете, "... достаточно очевидно, что единственной версией, которая не противоречит имеющимся данным, является версия, связанная с эффектом вытеснителей стержней СУЗ". Наличия указанных противоречий достаточно для того, чтобы продолжить анализ причин и обстоятельств аварии с целью установления истины и разработки обоснованных мер для исключения аналогичных аварий в будущем.

Следуя статусу надзорно-регулирующего органа, члены Комиссии уделили внимание рассмотрению и оценке соответствия проекта реактора и действий эксплуатационного персонала 4-ого блока ЧАЭС нормативно-технической и эксплуатационной документации и пытались понять, почему действия персонала вызвали катастрофу, тем более, что выполнялись они не одним лицом, а коллективом смены.

В трудах психологической отраслевой научно-исследовательской лаборатории "Прогноз" Минатомэнергопрома СССР [66, 67, 68] получены результаты анализа личностных и социально-психологических характеристик персонала ЧАЭС до и после аварии, которые показали, что личностные данные оперативного персонала ЧАЭС не имели таких отличий от данных персонала других станций, которые могли бы быть прямой причиной аварии. И в целом коллектив ЧАЭС в 1986 г. характеризуется как достаточно ординарный, зрелый, сформировавшийся, состоящий из квалифицированных специалистов - на уровне, признанном в стране удовлетворительным. Коллектив был не лучше, но и не хуже коллективов других АЭС.

Эти выводы говорят о том, что нарушения и ошибки допущены персоналом не потому, что персонал ЧАЭС имел из ряда вон "выдающиеся" характеристики, и поэтому существует необходимость продолжить анализ причин и обстоятельств аварии, чтобы установить - действительно ли авария произошла из-за "маловероятного сочетания нарушений порядка и режима эксплуатации" или причинами аварии стала совокупность недостатков конструкции реактора, допущенных его разработчиками, и неправильных действий персонала.

В соответствии со сложившейся мировой и национальной практикой конструирование и проектирование объектов атомной энергетики и их элементов должно осуществляться в строгом соответствии с требованиями специальных норм и правил. В указанных выше докладах не приводится сведений о выполнении экспертизы конструкции РБМК и проекта блока №4 ЧАЭС на соответствие их требованиям норм и правил. В процессе ознакомления с материалами и документами Комиссия установила, что об отступлениях, допущенных в проекте реактора РБМК-1000 от требований норм и правил по безопасности в атомной энергетике, и конструктивных недоработках проекта было известно уже в конце мая - начале июня 1986 г. Такие сведения содержатся в различных справках и отчетах, представленных в Правительственную комиссию. Однако, вскрытые дефекты конструкции реактора и его неудовлетворительные физические характеристики не стали достоянием широкого круга специалистов и общественности страны. Отсутствуют они и в материалах, представленных в МАГАТЭ. Значительно раньше, ещё 28.12. 84 г., решением Межведомственного научно-технического совета по атомной энергетике (МВНТС) утверждены предложения экспертных комиссий №№ 4 и 5, созданных МВНТС для разработки мероприятий по частичному приведению действующих энергоблоков с РБМК-1000 в соответствие с требованиями нормативных документов по безопасности. Однако, экспертные комиссии МВНТС, к сожалению, не обратили внимания на некоторые особенности реактора РБМК-1000, которые оказались существенными для возникновения и развития аварии 26.04.86 г.

В настоящем докладе рассмотрены только те конструктивные и проектные решения, которые в той или иной мере могли стать причиной аварии, проявились в её развитии или сказались на её последствиях. Комиссия посчитала необходимым обратить внимание на то, как недостатки конструкции (проекта) отразились на качестве эксплуатационной документации, которой руководствовался персонал блока при ведении технологического режима. Уделено внимание рассмотрению состава мероприятий и требований, которые были осуществлены на всех АЭС с реакторами РБМК-1000 немедленно после аварии или впоследствии - по мере технической готовности более сложных усовершенствований, рассматривая их как объективный указатель имевших место недостатков конструкции реактора. Комиссия обратила на то, что направленность и сущность этих мероприятий не адекватны официальной версии о том, что причины аварии кроются только в ошибках персонала.

2. Краткая справка о проектировании 4 блока ЧАЭС

Постановлением Совета Министров СССР от 29.09.66 г. был принят план ввода энергетических мощностей на атомных электростанциях в 1966-1977 г.г. в размере 11,9 млн. кВт, в том числе на АЭС с реакторами РБМК-1000 - 8 млн. кВт. Данным постановлением было принято предложение Госплана СССР, Минсредмаша СССР и Минэнерго СССР о строительстве Ленинградской атомной станции, - головной в серии станций с реакторами РБМК-1000, - силами Минсредмаша СССР с передачей станции после завершения строительства в эксплуатацию Минэнерго СССР. Этим же постановлением на Минсредмаш СССР было возложено научно-техническое руководство разработками реакторных энергетических установок и выполнение научно-исследовательских и проектно-изыскательских работ; обеспечение заводов-изготовителей рабочими чертежами; ответственность за принятые конструктивные решения; научно-техническое руководство пусками реакторных установок и доведение их параметров до проектных; изготовление и поставка на АЭС топлива и его последующая переработка, а на Минэнерго СССР - проектирование АЭС в целом, строительство и эксплуатация атомных станций.

Выбор пункта строительства Чернобыльской АЭС осуществлялся на основании разработанного Киевским отделением Теплоэлектропроекта и Киевским ОКП Энергосетьпроекта технико-экономического обоснования "Выбор пункта строительства Центрально-Украинской АЭС", в котором было предложено два пункта строительства: с. Ладыжино Винницкой области и с. Копачи Киевской области.

Совет Министров УССР распоряжением от 04.03.66 г. принял решение о размещении в с. Ладыжино ГРЭС на органическом топливе. Минэнерго СССР 15.03.66 г. утвердило размещение Центрально-Украинской АЭС у с. Копачи. Коллегия Госплана УССР согласилась с размещением АЭС около с. Копачи Киевской области и дала будущей станции название Чернобыльской. Постановление ЦК КПСС и СМ СССР от 02.02.67 г. подтвердило решение Госплана УССР.

Разработка проектного задания на строительство Чернобыльской АЭС мощностью 2000 МВт была поручена Уральскому отделению института "Теплоэлектропроект". Задание на проектирование утверждено Минэнерго СССР 29 сентября 1967 г.

Проектное задание было разработано в трёх вариантах:

  • с применением реактора РБМК-1000;
  • с применением газового реактора РК-1000;
  • с применением реактора ВВЭР-1000.

Согласно проектному заданию технико-экономические показатели первого варианта были наихудшими, но состояние разработки и готовности поставок оборудования были более удовлетворительными.

Совместным решением Минэнерго СССР и Минсредмаша СССР от 21.09.68 г. проектное задание утверждено с применением газографитового реактора, но затем в связи с большой готовностью оборудования совместным решением этих министерств от 19.06.69 г. переутверждено на АЭС с реактором РБМК-1000. Переработанное проектное задание утверждено Советом Министров СССР 14.12.70 г. В соответствии с приказом Минэнерго СССР от 30.03.70 г. дальнейшее проектирование Чернобыльской АЭС было передано институту "Гидропроект". Разработку проекта реакторного отделения 1-ой очереди ЧАЭС, включая рабочее проектирование, согласно постановлению СМ СССР от 29.06.67 г. выполнил институт ВНИПИЭТ Минсредмаша СССР в качестве подрядчика у генерального проектировщика - института "Гидропроект".

Технико-экономическое обоснование расширения Чернобыльской АЭС до 4000 МВт утверждено решением НТС Минэнерго СССР от 30.03.72 г. Совместное решение Минэнерго СССР и Минсредмаша СССР о проектировании и строительстве Смоленской АЭС и второй очереди Чернобыльской АЭС было принято 04.01.74 г. Согласно этому решению проектирование было поручено вести параллельно двум институтам - "Гидропроекту" и ВНИПИЭТ. Технический проект второй очереди Чернобыльской АЭС разрабатывался институтом "Гидропроект", рассмотрен в Госстрое СССР и Госплане СССР и совместным письмом от 30.09.75 г. направлен в СМ СССР, который и утвердил технический проект своим постановлением № 2638Р от 01.12.75 г.

Технический проект реакторной установки РБМК-1000 разрабатывался для головного блока Ленинградской АЭС в институте НИКИЭТ по заданию Минсредмаша СССР и в октябре 1967 г. утверждён на НТС Минсредмаша СССР [7]. Ни для одного из последующих блоков технический проект РБМК не разрабатывался вновь и не пересматривался.

3. О некоторых несоответствиях проекта блока № 4 ЧАЭС требованиям правил и норм по безопасности.

В данном разделе приводятся сведения о несоответствии проекта блока № 4 ЧАЭС некоторым требованиям действовавших на момент проектирования и сооружения "Правил ядерной безопасности атомных электростанций" [35] и "Общих положений обеспечения безопасности атомных электростанций при проектировании, строительстве и эксплуатации" [36]. В статье 1.1.4 ОПБ-73 есть запись о том, что "объём требований "Общих положений...", распространяемых на вновь проектируемые АЭС с реакторами РБМК-1000 и ВВЭР-440, устанавливается для каждой конкретной электростанции или группы электростанций специальным решением организаций, утвердивших (согласовавших) "Общие положения...". Согласно решению от 02.07.75 г. "по вопросу обеспечения безопасности при проектировании вторых очередей Курской и Чернобыльской АЭС" разработчики должны были руководствоваться действовавшей в то время нормативно-технической документацией, т.е. выполнять требования ОПБ-73 и ПБЯ-04-74. Комиссия приводит только те отступления от вышеупомянутых документов, которые оказались существенными для возникновения и развития аварии 26.04.86 г. Для удобства представления результатов анализа приводится содержание статьи правил, отступления от требований которых обсуждаются, а затем излагается существо допущенных отступлений.

3.1. Статья 3.1.6. ПБЯ-04-74 гласит:

"В техническом проекте АЭС проектные материалы по обеспечению ядерной безопасности должны входить отдельным разделом в техническое обоснование безопасности сооружения и эксплуатации атомной электростанции.

Примечание: В этои же разделе указываются все отступления от требований "Правил". Отступления должны быть согласованы с Госатомнадзором СССР на стадии технического проектирования".

Технический проект 2-ой очереди Чернобыльской АЭС в составе блоков №№ 3 и 4, разработанный Генеральным проектировщиком - институтом "Гидропроект" в 1974 г. [2], содержал раздел "Техническое обоснование безопасности ЧАЭС", согласованный Научным руководителем (ИАЭ им. И.В. Курчатова) и Главным конструктором (НИКИЭТ). Техническое обоснование безопасности АЭС [3] было составлено с учетом "Технического обоснования безопасности реакторной установки" [4], разработанного НИКИЭТ, и технического решения Главатомэнерго Минэнерго СССР [5].

Во всех указанных выше проектных материалах отсутствовал перечень отступлений проектов АЭС и реакторной установки 2-ой очереди ЧАЭС от требований "Правил..." и не было проведено обоснование допустимости этих отступлений и согласование их с Госатомнадзором. Можно отметить, что "в конструкции РБМК было по меньшей мере два слабых места: положительный паровой эффект (реактивности) и аварийная защита, которая при нарушении эксплуатационных инструкций глушила реактор недостаточно быстро, а в ряде случаев могла даже кратковременно повысить его мощность" [75]. Оба этих "слабых места" явились результатом допущенных отступлений от требований норм и правил по безопасности и рассмотрены ниже. Поскольку официально отступлений не существовало, то не были разработаны технические и организационные меры по компенсации отступлений от требований "Правил...".

Техническое обоснование безопасности АЭС [3] согласовано с Управлением по надзору в атомной энергетике Госгортехнадзора СССР (письмо № 24-11/73 от 05.03.75 г.), Госатомнадзором СССР (письмо № Н18 доп. от 18.05.75 г.), Государственным санитарным надзором СССР (письмо № 32-57 доп. от 20.01.75 г.).

Примечание: До 1984 г. Госатомнадзор СССР являлся одним из структурных подразделений Минсредмаша СССР.

Комиссия считает, что требования статьи 3.1.6. ПБЯ-04-74 разработчиками проекта ЧАЭС и реакторной установки не выполнены, и отмечает, что поскольку техническое обоснование безопасности не содержало перечня отступлений от норм и правил и мер по компенсации этих отступлений, то и эксплуатационная документация, которой руководствовался в своих действиях персонал, не могла быть адекватной фактическим характеристикам реактора.

3.2. Статья 3.2.2. ПБЯ-04-74 (аналогичная статья 2.2.3. ОПБ-73) устанавливает, что: "При проектировании реактора следует стремиться к тому, чтобы полный мощностной коэффициент реактивности не был положительным при любых режимах работы АЭС. Если полный мощностной коэффициент реактивности в каких-либо эксплуатационных условиях положителен, в проекте должна быть обеспечена и особо доказана ядерная безопасность реактора при работе в стационарных, переходных и аварийных режимах".

Определяющей составляющей полного мощностного коэффициента реактивности в реакторах типа РБМК является так называемый "паровой коэффициент реактивности" αφ , численно отражающий изменение реактивности реактора в ответ на изменение паросодержания в активной зоне. В проекте РБМК-1000 изначально предусматривалось, что при выбранном из конструктивных соображений уран-графитовом отношении и достижении глубин выгорания топлива, соответствующих стационарному режиму перегрузок ТВС, паровой коэффициент реактивности будет иметь существенно положительное значение. Большие положительные значения парового коэффициента реактивности были следствием стремления к получению больших глубин выгорания ТВС (достижение высокой экономичности). Предполагалось обеспечить область устойчивости реактора в диапазоне значений парового коэффициента реактивности от - 3,2·10-4 Δк/к до + 9,6·10-4 Δк/к. Значение этого коэффициента существенным образом зависит от выбора шага решетки и состава активной зоны (числа погруженных в активную зону стержней СУЗ, количества установленных в реакторе ДП, обогащения топлива и глубины выгорания ТВС).

Экспериментальные определения парового αφ и полного мощностного αN коэффициентов реактивности проводились по соответствующим методикам, начиная с пуска 1-ого блока Ленинградской АЭС, т.е. с 1973 г.

Для реакторов с обогащением топлива 1,8 % по урану-235 в результате проведения экспериментов были получены данные, указывающие на увеличение парового коэффициента реактивности с ростом выгорания топлива и выгрузкой ДП:
от - 0,22 β эфф. (211 ДП) до + 5,1 β эфф. (32 ДП) на блоке 1 ЛАЭС [11];
от - 0,16 β эфф. (215 ДП) до + 4,9 β эфф. (39 ДП) на блоке 1 ЧАЭС [12];
от - 0,38 β эфф. (179 ДП) до + 5,3 β эфф. (40 ДП) на блоке 2 ЧАЭС [12].

Экспериментально было подтверждено, что по мере роста αφ уменьшался такой важный параметр, как период развития первой азимутальной гармоники, характеризующий стабильность поля энерговыделения в реакторе и возможность эффективного управления реактора оперативным персоналом. При значении α φ около + 5 β эфф. этот период уменьшался до 3-х минут, что делало реактор неустойчивым, а возможность управления его персоналом - проблематичной.

Для повышения устойчивости реактора в 1976 г. было принято решение о переводе реакторов РБМК на топливо с 2% обогащением по урану-235 и оснащению реакторов системой ЛАР (локальный автоматический регулятор). Вторые поколения АЭС с РБМК-1000 (3-й и 4-й блоки ЛАЭС, КАЭС, ЧАЭС, 1-й и 2-й блоки САЭС) с самого начала загружались топливом с обогащением 2% по урану-235. <и>Однако, и при этом обогащении по мере роста выгорания до значения 1100-1200 МВт ? сут./ТВС и при регламентном оперативном запасе реактивности в 20-30 стержней РР величина парового коэффициента реактивности становилась близкой к + 5 β эфф. Близкие значения величины выгорания топлива были и на блоке № 4 ЧАЭС перед аварией.

Комиссия отмечает, что всё вышесказанное относится к уровням мощности реакторов более 50 % N ном. Для мощностей ниже 50 % N ном. и для различных аварийных ситуаций и переходных режимов отсутствовали как расчетные, так и экспериментальные данные по определению величины αφ .

Измерения быстрого мощностного коэффициента реактивности, характеризующего изменение реактивности активной зоны реактора в ответ на изменения мощности реактора, показали, что при увеличении α φ от - (0,2-0,4) β эфф. до + 5 β эфф. α N менялся от - 4?10-4 β эфф. /МВт (т) до + 0,6?10-4 β эфф. /МВт (т). Однако, и эти данные были справедливы для мощностей выше 50 % N ном. [12].

Комиссия, в связи с отсутствием расчетных данных по коэффициентам реактивности на уровнях мощности менее 50 % N ном. , должна отметить, что разработчики реактора, видимо, не предполагали каких-либо опасных особенностей в поведении реактора на малых уровнях мощности и до аварии 26.04.86 г. не вводили никаких ограничений по работе на малых уровнях мощности.

Для анализа протекания максимальной проектной аварии (МПА) в проекте рассматривался разрыв напорного коллектора контура многократной принудительной циркуляции (КМПЦ) с осушением половины активной зоны реактора. Научным руководителем и Главным конструктором по рачетным программам была определена зависимость реактивности активной зоны реактора от плотности теплоносителя в активной зоне. В соответствии с расчетной зависимостью при обезвоживании активной зоны реактора (снижении плотности теплоносителя) вначале вводится положительная реактивность - до + 2 β эфф. - а затем, по мере приближения плотности теплоносителя к нулевому значению (полное запаривание каналов или обезвоживание активной зоны), реактивность уменьшается и становится отрицательной, что приводит к самоглушению реактора даже при отсутствии воздействия исполнительных органов СУЗ на реактивность. Это послужило основанием не рассматривать проблемы заглушения реактора при течах теплоносителя [4]. В действительности, согласно расчетам 1980-85 г.г. и затем 1987 г., при замещении воды в активной зоне реактора на пар выделяется положительная реактивность величиной до + 5 β эфф. [72], что приводит не к "самоглушению" реактора, а к вводу большой положительной реактивности и разгону реактора.

В целом надо отметить, что в материалах проекта РБМК-1000 отсутствует обоснование безопасной величины парового коэффициента реактивности, поэтому на всех АЭС с реакторами РБМК-1000 блоки с фактически полученными значениями этого коэффициента, а не с установленными проектом. Выше уже отмечалось, что величина α φ в значительной степени зависит от состава активной зоны реактора, которая в свою очередь определялся принятой на конкретной АЭС методикой расчета и проведения перегрузок топлива. Эти методики также не обосновывались проектом.

Выявленным в результате экспериментов фактам значительных по величине положительных эффектов реактивности ни разработчики, ни АЭС, ни надзорный орган своевременно не придали должного значения и не добились удовлетворительного расчетно-теоретического объяснения. Очевидному несоответствию фактических характеристик активных зон их ожидаемым проектным значениям не было дано должной оценки, вследствие чего поведение реакторов РБМК в аварийных ситуациях оставалось неизвестным.

Низкое качество расчетного обоснования безопасности в проекте объясняется рядом причин, в том числе хроническим отставанием развития отечественной вычислительной техники и низким уровнем машиноориентированных расчетных методик, существовавших до недавнего времени. Для расчетного определения физических характеристик реактора РБМК в различных режимах необходимы 3-хмерные нестационарные нейтронно-гидравлические модели. Такие модели стали появляться незадолго до чернобыльской аварии и получили развитие лишь после неё.

Комиссия констатирует, что конструкция реактора, ядерно-физические и теплогидравлические характеристики активной зоны реактора предопределили наличие положительных парового и мощностного коэффициентов реактивности для режима стационарных перегрузок реактора РБМК-1000, при этом не была "обеспечена и особо доказана ядерная безопасность" при таких коэффициентах ни для работы на номинальном уровне мощности, ни для промежуточных уровней мощности от минимально-контролируемой до номинальной. Это также не было сделано для переходных и аварийных режимов. Таким образом, реактор РБМК-1000 из-за ошибочно выбранных его разработчиками физических и конструктивных параметров активной зоны представлял из себя систему динамически неустойчивую по отношению к возмущению как по мощности, так и по паросодержанию, которое, в свою очередь, зависело от многих параметров состояния реактора.

Комиссия заключает, что проект реактора РБМК-1000 содержал в части конструкции и характеристик активной зоны отступления от требований статей 3.2.2. ПБЯ-04-74 и 2.2.3. ОПБ-73.

3.3. Статьей 3.1.3. ПБЯ-04-74 установлено, что "система сигнализации реакторной установки должна выдавать следующие сигналы:

  • аварийные (световые и звуковые, включая сирену аварийного оповещения) при достижении параметрами уставок срабатывания АЗ и аварийных отклонениях технологического режима;
  • предупредительные (световые и звуковые) при приближении параметров к уставкам срабатывания АЗ, повышения излучения выше установленных пределов, нарушения нормального функционирования оборудования...".

Известно, что в информации [29] и в докладе [30], представленных Государственным Комитетом СССР по использованию атомной энергии в МАГАТЭ, главной ошибкой персонала названа работа реактора с оперативным запасом реактивности (ОЗР) ниже установленного предела. Однако, проектные материалы и научно-исследовательские работы, выполненные в обоснование проекта, не предусматривали ОЗР в качестве параметра, по которому должна быть обеспечена сигнализация, не говоря уж об аварийной защите при достижении этим параметром предельных значений. Только после аварии "Сводными мероприятиями по повышению безопасности и надежности РБМК" [39] в числе прочих была предусмотрена разработка устройства регистрации ОЗР с записывающим прибором на блочном щите управления и устройства выдачи аварийного сигнала на останов реактора при достижении ОЗР аварийной уставки.

Аналогично и по ряду других параметров, которые были отнесены к нарушениям допустимых пределов, проектом также не была предусмотрена сигнализация и, тем более, защита. В отдельных случаях из-за неправильно принятых проектных решений защиты действовали не во всём диапазоне возможных режимов работы реакторной установки (см. п. 4.7.4. доклада).

Комиссия констатирует, что для ряда важнейших параметров, нарушение которых 28.04.86 г. (персоналом) разработчики реактора считали критическими для возникновения и развития аварии, не были предусмотрены проектом ни аварийные, ни предупредительные сигналы, что является нарушением статьи 3..1.8. ПБЯ-04-74.

3.4. Статья 3.3.1. ПБЯ-04-74 устанавливает: "Система управления и защиты должна обеспечивать надежный контроль мощности (интенсивности цепной реакции), управление и быстрое гашение цепной реакции, а также поддержание реактора в критическом состоянии".

Система аварийной защиты РБМК рассчитывалась на компенсацию следующих эффектов реактивности [22]:

  • обезвоживание технологических каналов в холодном состоянии реактора;
  • схлопывание пара в активной зоне реактора при охлаждении ТВЭЛ до температуры 265 °С;
  • возможное зависание части стержней АЗ.

Приведенный набор эффектов реактивности, который разработчики реактора РБМК-1000 посчитали достаточным учесть при проектировании системы аварийной защиты, не охватывает широкого спектра различных эффектов, известных уже на ранних стадиях создания реактора. Так, в частности, не учитывалось, что мощностной и паровой коэффициенты реактивности изменяются в зависимости от состава активной зоны и режима работы реактора. Не учитывалось также, что конструкция стержней СУЗ предопределяла ввод положительной реактивности при начале их движения в активную зону реактора из крайнего верхнего положения. Низкие скоростные характеристики аварийной защиты (время полного погружения стержней в активную зону из верхнего положения 18 с.) и наличие проектного недостатка в конструкции стержней (положительный выбег реактивности) вели к тому, что для ряда режимов аварийная защита не только не выполняла своих функций, но и сама инициировала разгон реактора.

Имеются основания считать, что разработчики реактора не смогли оценить эффективность аварийной защиты в возможных эксплуатационных ситуациях. Так в работе [71], выполненной после аварии, показано, что реактивность, вносимая в реактор стержнями СУЗ, в сильной степени зависит от ОЗР. При ОЗР около 30 эффективных стержней РР (приблизительно 100 стержней РР, погруженных в активную зону на 1,4 м каждый) происходит интенсивный ввод отрицательной реактивности. При ОЗР, равном 15 эффективных стержней РР, на протяжении первых 6 с. после команды АЗ-5 в реактор вносится менее 1β эфф. отрицательной реактивности. В случае нерегламентного ОЗР, равного 7 эффективным стержням РР, в течение первых 8 с. после команды АЗ-5 вводимая реактивность положительна (т.е. цепная реакция в активной зоне реактора разгоняется, а не гасится). Последнее не было в достаточной степени осознано разработчиками до аварии, ибо трудно поверить, что можно было рассчитывать на обеспечение безопасности организационными мерами в виде запрета работы с малыми ОЗР при названных характеристиках аварийной защиты.

Необходимо остановиться на вопросе обеспечения надёжного контроля мощности (интенсивности цепной реакции) реактора РБМК-1000, который осуществляется двумя системами - системой физического контроля энерговыделения (СФКРЭ), датчики которой расположены внутри активной зоны, и системой управления и защиты, датчики которой расположены как в баке боковой биологической защиты, так и внутри активной зоны реактора. В принципе эти системы дополняют друг друга, однако, каждая из них обладает существенными недостатками, которые в наибольшей степени проявляются на малой мощности.

Это связано с тем, что СФКРЭ обеспечивает контроль относительного и абсолютного распределения энерговыделения в диапазоне 10-120 % и контроль мощности реактора в диапазоне 5-120 % N ном. , а система локального автоматического регулирования и локальной автоматической защиты (ЛАР-ЛАЗ), действовавшая по сигналам внутризонных ИК, осуществляла свои функции по регулированию реактора при мощности более 10 % N ном. Контроль на малой мощности такого геометрически большого реактора, как РБМК-1000 (диаметр активной зоны - 11,8 м, высота активной зоны - 7,0 м), только на основе боковых ИК представляет существенные трудности, поскольку на малой мощности при отключенном ЛАР-ЛАЗ боковые ИК "не чувствуют" центральной части активной зоны реактора и, тем более, "не чувствуют" распределения поля энерговыделения по высоте активной зоны, т.к. все ИК расположены по высоте напротив середины активной зоны. Таким образом, оператор реактора на малых уровнях мощности "слепнет", полагаясь в своих действиях более на опыт и интуицию, нежели на показания приборов. И если "слепой" режим управления РБМК-1000 в какой-то степени приемлем при пуске разотравленного реактора, когда управление полем его энерговыделения ведётся в соответствии с предварительным расчетом, то аналогичный режим на малой мощности при останове неравномерно отравленного реактора связан с риском большого перекоса поля и получения критически высоких неравномерностей энерговыделения как по высоте, так по радиусу активной зоны. Это обстоятельство не учитывалось до аварии и, к сожалению, не вводились ограничения по условиям работы на малой мощности.

Комиссия делает вывод о том, что СУЗ РБМК-1000 не отвечала требованиям статьи 3.3.1. ПБЯ-04-74 в условиях реально существовавших эффектов реактивности и конструкции стержней СУЗ.

3.5. Статья 3.3.5. ПБЯ-04-74 устанавливает, что "по крайней мере одна из предусмотренных систем воздействия на реактивность должна быть способна привести реактор в подкритическое состояние и поддерживать его в этом состоянии при любых нормальных и аварийных условиях и при условии несрабатывания одного наиболее эффективного органа воздействия на реактивность".

Комиссия считает, что как показано в п. 3.4. настоящего доклада, просчеты разработчиков реактора в определении эффектов реактивности, учет которых был необходим при проектировании СУЗ, предопределил невыполнение требований статьи 3.3.5. ПБЯ-04-74.

3.6. Статья 3.3.21. ПБЯ-04-74 устанавливает, что "в СУЗ должна быть предусмотрена быстродействующая аварийная защита (АЗ 1-го рода), обеспечивающая автоматический останов реактора при возникновении аварийной ситуации. Сигналы и уставки срабатывания аварийной защиты должны быть обоснованы в проекте".

В проекте реактора РБМК-1000 отсутствует обоснование быстродействия аварийной защиты. Время ввода всех стержней СУЗ в активную зону реактора (18-21 с.) было одинаковым, поэтому разбивка их на функциональные группы АЗ и РР (аварийной защиты и ручного регулирования) была условной. В процессе эксплуатации реактора можно было без каких-либо технических и организационных затруднений перекоммутировать стержень АЗ в РР и наоборот. Указанное быстродействие для реактора, обладающего большими положительными обратными связями, было недостаточным. Можно полагать, что исследований по определению необходимого быстродействия стержней АЗ со временем погружения в активную зону менее 18 с. не проводилось из-за недостаточной изученности эффектов реактивности и отсутствия представительного изучения аварийных режимов, включая режимы с малыми исходными уровнями мощности.

ПРИМЕЧАНИЕ: Авторы информации [29], представленной в МАГАТЭ, отмечают, что "реакторы РБМК оснащены большим количеством независимых регуляторов, которые при срабатывании АЗ вводятся в активную зону со скоростью 0,4 м/с. Небольшая скорость движения регуляторов компенсируется их большим количеством". Ошибочность такого подхода подтверждена как раз тем событием, по поводу которого и была подготовлена названная информация. После аварии была разработана и внедрена быстродействующая аварийная защита (БАЗ) со временем полного погружения стержней в активную зону реактора 2,5 с.

Комиссия отмечает, что требования статьи 3.3.21. ПБЯ-04-74 в проекте не выполнены.

3.7. Статья 3.3.26. ПБЯ-04-74 гласит:

"Аварийная защита реактора должна обеспечивать автоматическое быстрое и надежное гашение цепной реакции в следующих случаях:

  • при достижении аварийной уставки по мощности;
  • при достижении аварийной уставки по скорости нарастания мощности (или реактивности);
  • при исчезновении напряжения на шинах электропитания СУЗ;
  • при неисправности или не рабочем состоянии любых двух из трёх каналов защиты по уровню или скорости нарастания мощности;
  • при появлении аварийных технологических сигналов, требующих останова реактора;
  • при нажатии кнопок аварийной защиты".

Выше было показано, что СУЗ реактора РБМК, включая систему АЗ, не была способна удовлетворить требованиям этого пункта "Правил...", а перечень аварийных технологических сигналов не был полным и не обеспечивал защиту реактора при достижении параметрами опасных значений (например, по оперативному запасу реактивности, по низкому уровню мощности и т.д.).

Дополнительно следует отметить, что ввод стержней СУЗ в активную зону реактора из верхнего положения по любому аварийному сигналу или при нажатии кнопки аварийной защиты в зависимости от режима работы реактора мог приводить, - из-за конструктивных недостатков стержней СУЗ и физических характеристик активной зоны, - к прямо противоположному эффекту: к вводу положительной реактивности, а не к быстрому и надежному гашению цепной реакции (см. раздел 4 доклада).

В разделе 4.6.3. доклада показано, что при имевших место характеристиках реактора и СУЗ возрастание мощности реактора при срабатывании АЗ-5 в определенных условиях могло быть столь значительным, что при достижении аварийных уставок АЗМ и АЗС ядерная реакция уже не могла быть остановлена без значительного повреждения ТВЭЛ`ов, что при малой способности реактора к сбросу пара из реакторного пространства предопределяет его возможное разрушение.

В соответствии с проектом реакторное пространство не имело защиты от множественных разрывов ТК, поэтому при разрыве более одного ТК мог произойти "отрыв" верхней плиты реактора, схемы "Е" и последующий выход из строя всей системы ввода стержней СУЗ в активную зону реактора и даже вывод (выброс) стержней СУЗ из активной зоны, что ведёт к вводу положительной реактивности, а не к быстрому и надежному гашению цепной реакции.

Комиссия делает заключение, что проект СУЗ РБМК-1000 не соответствовал требованиям статьи 3.3.26. ПБЯ-04-74.

3.8. Статьей 3.3.28. ПБЯ-04-74 установлено:

"Количество, расположение, эффективность и скорость введения исполнительных органов АЗ должны быть определены и обоснованы в проекте реактора, где должно быть показано, что при любых аварийных режимах исполнительные органы АЗ без одного наиболее эффективного органа обеспечивают:

  • скорость аварийного снижения мощности реактора, достаточную для предотвращения возможного повреждения ТВЭЛ`ов сверх допустимых пределов;
  • приведение реактора в подкритическое состояние и поддержание его в этом состоянии с учетом возможного увеличения реактивности в течение времени, достаточного для введения других более медленных органов СУЗ;
  • предотвращение образования локальных критмасс".

По этой статье правил проект СУЗ РБМК-1000 к моменту аварии 1986 г. имел весьма существенные несоответствия. Количество, эффективность и скорость введения исполнительных органов АЗ выбраны и обоснованы без учета теоретически предсказанных и экспериментально подтвержденных эффектов реактивности, которые могли сыграть (а в аварии 1986 года на 4-ом блоке ЧАЭС действительно сыграли) катастрофическую роль.

Представляет интерес эволюция проекта РБМК-1000 в части, касающейся определения и обоснованности количества и эффективности органов воздействия на реактивность. Так, в эскизном проекте РБМК [7], разработанном в 1965 г., предусматривалось 212 стержней управления и защиты при обогащении топлива 2% по урану-235, в то время как в техническом проекте было принято 179 стержней СУЗ при обогащении топлива 1,8% по урану-235. Эскизным проектом предусматривались стержни СУЗ с поглотителем и вытеснителем длиной 7 м (т.е. полностью перекрывавшие активную зону реактора), из них 68 стержней АЗ. Однако, техническим проектом предусматривался поглотитель длиной всего 6 м для 146 стержней, 5 м для 12 стержней и 3 м для 21 стержня. Количество стержней АЗ было уменьшено до 20 штук с длиной поглотителя 6 м. В окончательном рабочем проекте предусматривалось 179 стержней СУЗ с длиной поглотителя 5 м у всех стержней (кроме 21 стержня УСП с длиной поглотителя 3,5 м). Количество стержней АЗ равно 21 для первых и 24 для вторых очередей РБМК. Для вторых очередей общее количество стержней СУЗ было увеличено до 211 без изменения конструкции. Таким образом, в результате длительной эволюции была выбрана такая конструкция стержней СУЗ, при которой органы воздействия на реактивность не предотвращали образование локальных критических масс в активной зоне реактора, поскольку в силу своей конструкции не перекрывали по высоте всю активную зону (по данным [24] критическая высота активной зоны РБМК-1000 составляла от 0,7 до 2,0 м для различных состояний активной зоны).

Вследствие того, что поглощающая способность графитового вытеснителя, соединённого с поглощающим стержнем соединительным телескопом, меньше поглощающей способности вытесняемой из нижней части канала воды, при движении стержня СУЗ с верхнего концевика происходил локальнный ввод положительной реактивности в нижнюю часть активной зоны. При определенном составе активной зоны и профиле поля энерговыделения это могло привести к образованию локальной критической массы.

Главному конструктору [32] и Научному руководителю этот эффект был известен до аварии. Экспериментально он был обнаружен при проведении физических пусков 1-ого блока Игналинской и 4-ого блока Чернобыльской АЭС в ноябре-декабре 1983 г., т.е. почти за 2,5 года до катастрофы [69]. Комиссиями по физпуску для ликвидации этих негативных эффектов предлагались некоторые мероприятия, но ни одно из них, включая ограничение на извлечение стержней РР до верхних концевиков, доработка конструкции стержней СУЗ с исключением нижнего водяного столба или внедрение плёночного охлаждения каналов СУЗ до аварии не было выполнено. На чрезвычайную опасность выявленного эффекта обратила внимание организация Научного руководителя. В частности, было отмечено, что "... при снижении мощности реактора на 50% (например, при отключении одной турбины) запас реактивности уменьшается за счет отравления и возникают перекосы высотного поля до КZ ~ 1,9. Срабатывание АЗ в этом случае может привести к выделению положительной реактивности. Видимо, более тщательный анализ позволит выявить и другие опасные ситуации..." [70].

И далее делаются предложения, реализация которых в режиме, имевшем место 26.04.86 г. на блоке № 4 ЧАЭС, позволила бы избежать катастрофы:

  • доработать конструкцию стержней РР и АЗ реакторов РБМК с тем, чтобы исключить столб воды под вытеснителем при взведённом стержне;
  • провести тщательный анализ переходных и аварийных режимов реактора РБМК с учетом реальных градуировочных характеристик существующих стержней СУЗ;
  • до проведения указанных мероприятий ввести в регламенты реакторов РБМК дополнение, ограничивающее число стержней СУЗ, полностью извлеченных из реактора.

НИКИЭТ признал наличие положительного выбега реактивности [32] и предложил ряд мер по компенсации этого эффекта. Однако, технические меры самим же Главным конструктором не были реализованы (увеличение числа стержней УСП, увеличение длины телескопа, возврат к первоначальному проекту СУЗ с использованием стержней без вытеснителей и с плёночным охлаждением каналов СУЗ). Главный конструктор предлагает организационными мерами устранить опасный эффект и даёт следующую рекомендацию по исключению концевого эффекта СУЗ: "Ограничить число стержней, извлекаемых из активной зоны полностью (на ВК) общим числом 150 для РБМК-1000. Остальные, частично погруженные, стержни должны быть введены в активную зону не менее, чем на 0,5 м." [32].

Рекомендация допускала такое положение стержней СУЗ, при одновременном движении из которого по сигналу аварийной защиты в нижней части активной зоны реактора высотой 1,2 м происходило увеличение размножающих свойств. Следуя этой рекомендации, можно было иметь оперативный запас реактивности (ОЗР) в 3-5 стержней РР, что противоречило требованиям раздела 9 технологического регламента, который определял минимально-допустимый ОЗР в 15 стержней РР.

Одно из предложений Главного конструктора для компенсации положительного выбега реактивности при вводе стержней СУЗ состояло в том, чтобы по сигналу аварийной защиты в нижнюю часть активной зоны реактора вводились стержни УСП (рацпредложение № 264 от 22.02.77 г.). Однако, на большинстве блоков это реализовано не было, в том числе и на блоке № 4 ЧАЭС. Также не было реализовано техническое задание Главного конструктора (8.794 ТЗ) на экспериментальный стержень СУЗ (с увеличенным до 7 м поглотителем и увеличенным телескопом).

Комиссия считает, что проект реактора РБМК-1000 не отвечал требованиям статьи 3.3.28. ПБЯ-04-74.

3.9. Статья 3.3.29. ПБЯ-04-74 гласит: "Аварийная защита должна быть спроектирована таким образом, чтобы защитное действие, как правило, доводилось до конца. Допустимость прекращения действия защитных устройств в некоторых случаях при исчезновении сигнала, вызвавшего срабатывание защиты, должна быть обоснована в проекте".

Подход Главного конструктора к построению системы управления и защиты изложен в техническом проекте СУЗ [22], в котором, в частности, говорится: "... Условия работы станции с реактором РБМК, включенной в энергетическое кольцо, в котором удельный вес станции большой по величине, делают неприемлемой систему управления и эащиты, построенной по классическому принципу, когда по аварийному сигналу производится сброс всех стержней или части стержней СУЗ для быстрого неуправляемого прекращения реакции. Разработанная система позволяет не сбрасывать мощность, а осуществлять ускоренное управляемое снижение мощности с номинального до более низких уровней вплоть до собственных нужд и обеспечивает устойчивую работу станции на этих уровнях". Там же: "... Существенно новые решения приняты в системе АЗ. Полная остановка реактора путём сброса всех стержней СУЗ предусматривается только при обесточении объекта. При остальных аварийных ситуациях производится быстрое управляемое снижение мощности до определенных уровней с необходимой скоростью".

Каких-либо иных обоснований допустимости прекращения действия защит при исчезновении сигнала первопричины (защита по превышению мощности, защита по скорости увеличения мощности) Комиссия в проектных материалах не установила.

Изложенное показывает, что алгоритм действия аварийной защиты разработчиками реактора обосновывался с точки зрения эффективности работы АЭС в энергосистеме, а не с точки зрения обеспечения ядерной безопасности, для чего, собственно, и предназначена аварийная защита.

Комиссия считает, что проект РБМК-1000 не соответствовал требованиям статьи 3.3.29. ПБЯ-04-74.

3.10. По результатам рассмотрения вопроса о соответствии системы управления и защиты реактора РБМК-1000, существовавшей на 4-ом блоке ЧАЭС на момент аварии, требованиям правил.

Комиссия считает необходимым особо подчеркнуть, что практически все конструктивные недоработки СУЗ были известны до аварии. Были ясны и технические меры для их устранения, такие как:

  • увеличение длины поглощающей части стержней СУЗ;
  • увеличение длины телескопа и вытеснителя стержней СУЗ;
  • внедрение независимой быстродействующей аварийной защиты (БАЗ);
  • внедрение ряда новых технологических защит;
  • введение в активную зону реактора стержней УСП по сигналу АЗ.

Все вышеуказанные меры уже после аварии были включены в "Сводные мероприятия" [39,40], частично реализованы и продолжают реализовываться на всех реакторах РБМК-1000.

Комиссия отмечает, что кроме перечисленных выше отступлений проекта СУЗ РБМК-1000 от требований статей 3.1.6; 3.1.8; 3.2.2; 3.3.1; 3.3.5; 3.3.21; 3.3.26; 3.3.28; 3.3.29 ПБЯ-04-74, проект этой важнейшей для безопасности реактора системы также не соответствовал аналогичным требованиям статей 2.2.5; 2.2.6; 2.2.7; 2.2.8; 2.5.2; 2.5.8 ОПБ-73.

3.11. Кроме отступлений, изложенных выше, в проекте АЭС с реакторами РБМК имелись и другие отступления от правил, важные с точки зрения обеспечения безопасности. Комиссия считает необходимым остановиться на одной из часто дискутируемых проблем - отсутствии защитной оболочки реакторной установки блока № 4 ЧАЭС. Четвертый блок Чернобыльской АЭС сооружался по проекту, разработанному в период действия "Общих положений обеспечения безопасности" 1973 г. Согласно п. 2.7.1. ОПБ-73 разрешается размещать контур первичного теплоносителя вне герметичных помещений так, чтобы "в случаях возникновения аварийных ситуаций обеспечивалась локализация выделяющихся радиоактивных веществ в герметичных необслуживаемых помещениях или направленный их выброс, если он допустим в конкретных условиях". Пункт 2.7.4. ОПБ-73 требует, что "... если часть контура первичного теплоносителя или вспомогательных систем находятся вне герметичных помещений, должны быть предусмотрены устройства, обеспечивающие безопасность населения и персонала в случае разрыва этой части контура".

Проектом 2-ой очереди ЧАЭС часть контура первичного теплоносителя (трубопроводы Øу 70 и Øу 300 мм) размещена вне зоны герметичных помещений. Для помещений, где расположена эта часть контура, предусмотрены специальные "вышибные" панели, обеспечивающие направленный выброс радиоактивной паровоздушной смеси в атмосферу при разрывах трубопроводов Øу 70 и Øу 300 мм. Радиационные последствия при таких авариях оценивались дозой в 2,1 бэр на щитовидную железу ребенка за счет ингаляции изотопов йода и тем самым обосновывалась допустимость отказа от полноценной системы локализации аварии [3].

Возможность более "тяжелых" исходных событий аварии не рассматривалась, в том числе аварии с разгерметизацией реакторного пространства и значительными повреждениями топлива, вызванными множественными разрывами технологических каналов, которые приводят к подъему верхней плиты реактора - схемы "Е", что и произошло 26.04.86 г.

Комиссия считает необходимым отметить, что дискуссии о возможном значительном уменьшении последствий аварии, происшедшей 26.04.86 г., при наличии защитной оболочки не имеют под собой достаточных оснований, поскольку каких-либо серьёзных исследовательских работ в этом направлении проведено не было. В то же время важно отметить, что отсутствие полноценной системы локализации у реакторов РБМК-1000, во-первых, говорит о пренебрежении вырабатывавшейся и реализовывшейся за рубежом в полном объёме уже в 60-70-х г.г. философии безопасности АЭС, базирующейся на принципе глубокоэшелонированной защиты (защитная оболочка - четвертый барьер защиты в этой философии); во-вторых, именно Чернобыльская катастрофа трагически убедительно подтвердила цену отступления проекта от принципов многобарьерной защиты.

3.12. Фактическое состояние обоснования ядерной безопасности реакторной установки РБМК-1000 на момент выпуска в 1976 г. дополнения к техническому обоснованию безопасности отражено в решении от 5-6 мая 1976 г. созданной Минсредмашем СССР комиссии по разработке основных исходных данных для проектирования АЭС и уточнений основных положений обеспечения системы безопасности реактора РБМК-1000. В этом решении, в частности, сказано, что обеспечение температурного режима оболочек ТВЭЛ и технологических каналов при авариях с нарушением нормальной подачи охлаждающей воды с учетом таких факторов, как влияние перерыва в подаче теплоносителя, изменение нейтронной мощности при срабатывании АЗ-5 и освобождения дополнительной положительной реактивности за счет парового эффекта -является весьма сложной задачей, которая ещё не решена. В решении отмечается, что важным условием обеспечения безопасности является обеспечение быстрого гашения нейтронной мощности с помощью АЗ, которая компенсировала бы положительную реактивность, выделяющуюся при быстром росте паросодержания в активной зоне реактора после разрыва ТК и создавала бы большую подкритичность.

В этом же решении зафиксировано мнение ИАЭ о том, что следует разработать дополнительно более быструю аварийную защиту, чтобы скомпенсировать положительный паровой эффект реактивности при разрывах.

Указанная выше комиссия рекомендовала НИКИЭТ`у совместно с ИАЭ рассмотреть расчеты ИАЭ, провести дополнительные расчеты по достаточности АЗ и дать соответствующие рекомендации.

Рекомендовалось также ускорить расчетные и экспериментальные работы по обоснованию системы безопасности и, прежде всего, по изменению реактивности при резком росте паросодержания в активной зоне реактора. К сожалению, дальше рекомендаций дело не продвинулось, хотя актуальность предложений, высказанных ещё в 1976 г., не вызывает сомнений.

Вышеупомянутая комиссия по разработке основных исходных данных для проектирования АЭС и уточнения основных положений обеспечения системы безопасности реактора РБМК-1000 была создана после аварии 30.11.75 г. на блоке № 1 Ленинградской АЭС, приведшей к радиоактивным выбросам. Приведенные выше выдержки говорят о понимании членами этой комиссии того, что авария 30.11.75 г. на блоке № 1 ЛАЭС (головного в серии с реакторами РБМК-1000) явилась следствием принципиальных особенностей конструкции собственно реактора, а не ошибок персонала, хотя известно, что перед аварией 30.11.75 г. персонал ЛАЭС работал с оперативным запасом реактивности (ОЗР), значительно меньшим 15 стержней РР. К сожалению, действительные причины этой аварии не стали достоянием тех, кому предстояло эксплуатировать серию АЭС с реакторами РБМК-1000.

Официально объявленная причина аварии на ЛАЭС, - разрушение ТК из-за заводского дефекта, - представляется малоубедительной и в первую очередь об этом говорят приведенные выше рекомендации комиссии Минсредмаша СССР, работавшей в 1976 г.

В 1980 г. НИКИЭТ выполнил работу [12], которая в дальнейшем использовалась для обоснования безопасности 3-ей очереди ЧАЭС. В работе приведены факторы, существенно влияющие на ядерную безопасность и, в частности, показано, что:

  • увеличение расхода теплоносителя через топливный канал ухудшает динамические свойства реактора;
  • уменьшение оперативного запаса реактивности смещает значения всех коэффициентов реактивности, - кроме температурного эффекта топлива, - в положительную сторону;
  • происходит переход парового коэффициента реактивности в положительную сторону и его последующий рост при увеличении выгорания топлива;
  • увеличивается значение положительного эффекта реактивности по температуре графита при увеличении выгорания топлива;
  • с ростом выгорания топлива происходит переход суммарного коэффициента реактивности при разогреве КМПЦ из отрицательной в положительную область;
  • обезвоживание контура охлаждения СУЗ приводит к высвобождению положительной реактивности;
  • при низких мощностях можно создать большие нерегулярности в размножающих свойствах, что может привести к большим перекосам в энерговыделении с величиной коэффициента неравномерности больше 10; при этом произойдёт перераспределение "весов" стержней так, что стержни в районе "всплеска" могут иметь эффективность в десятки раз больше, чем вдали от него;
  • изменение весов частично погружаемых стержней может также обуславливаться изменениями профиля высотного поля нейтронов;
  • за счет деформации нейтронных полей, а также перераспределения при этом расходов теплоносителя по каналам могут изменять свои значения и коэффициенты реактивности для реактора в целом.

По мнению Комиссии, приведенный набор негативных свойств реакторов рассматриваемого типа (РБМК-1000) скорее всего предопределяет неизбежность аварийных ситуаций, а вовсе не свидетельствует об их исключительности "при крайне маловероятном сочетании порядка и режима эксплуатации персоналом энергоблоков".

Таким образом, разработчикам РБМК-1000 характеристики реактора, опасные последствия их проявления и пути повышения безопасности РБМК-1000, видимо, были понятны до аварии. Это подтверждается тем, что уже через полтора месяца после аварии были названы первоочередные технические меры для повышения безопасности РБМК-1000 [38], которые включали:

  • установку в активную зону реактора 30 ДП (в дальнейшем количество ДП увеличено до 80);
  • увеличение ОЗР до 43-48 стержней РР;
  • определение минимально допустимого ОЗР величиной 30 стержней РР (а не 15 стержней, как это было до аварии);
  • увеличение числа стержней УСП с 21 до 32;
  • погружение всех стержней СУЗ (кроме УСП) на 1,2 м в активную зону реактора (перенастройка ВК);
  • ограничение перемещения стержней УСП в диапазоне 3,5-1,2 м по УП;
  • обеспечение расчета ОЗР с цикличностью 5 мин., а не 15 мин., как это было до аварии;
  • запрет включения в работу 4-х ГЦН на мощности реактора менее 700 МВт (тепловых) - подтверждение того, что такого запрета до аварии не было.

Очевидно, что сущность этих мероприятий не адекватна официальной версии о том, что причины аварии кроются только в ошибках персонала.

3.13. Конструктивные дефекты и нестабильность физических и теплогидравлических характеристик реактора РБМК-1000 были теоретически и экспериментально определены до аварии 26.04.86 г. Однако, не было принято адекватных мер, во-первых, для устранения этих недостатков и во-вторых, для предупреждения персонала о последствиях этих опасных характеристик и соответствующей подготовки его к работе на реакторной установке, характеристики которой не отвечали требованиям НТД по безопасности эксплуатации ядерных энергетических установок. Непонимание возможной цены последствий действий персонала по управлению таким реактором привели к тому, что разработчики проекта и типового технологического регламента по эксплуатации РБМК-1000 не довели до сведения персонала действительную опасность проявления ряда характеристик реактора при возможных, - в том числе и ошибочных, - действиях персонала. Установленные в регламенте пределы и условия безопасной эксплуатации (см. раздел 4 данного доклада) далеко не всегда были однозначны, обоснованы и понятны персоналу, что не могло не отразиться на безопасности эксплуатации ядерной установки, проектом которой ряд защитных функций был переложен с технических средств на персонал. Технических мер, компенсирующих несоответствие проекта РБМК-1000 "Правилам...", разработчиками реакторной установки также не было принято. Можно предположить, что хотя разработчики реактора и знали о недостатках конструкции и особенностях физики реактора, они не смогли количественно оценить возможные последствия этих недостатков и понять, что они могут привести к катастрофе.

В целом, - по результатам рассмотрения проектных материалов, - Комиссия считает необходимым сделать следующие выводы:

  • проект 4-го блока ЧАЭС имел существенные отступления от норм и правил по безопасности в ядерной энергетике, действовавших на момент согласования и утверждения технического проекта 2-ой очереди Чернобыльской АЭС в составе блоков №№ 3 и 4;
  • разработчиками проекта отступления не были выявлены, проанализированы, обоснованы и согласованы в установленном порядке;
  • не было разработано технических и организационных мер, компенсирующих отступления от требований норм и правил по безопасности в ядерной энергетике.

От срока ввода в действие ОПБ-73 и ПБЯ-04-74 до аварии прошло более 10 лет, в течение которых осуществлялось проектирование, строительство, а затем и эксплуатация блока № 4 ЧАЭС. Однако, на протяжении всего этого периода Главным конструктором, Генпроектировщиком, Научным руководителем не было предпринято эффективных мер для приведения конструкции РБМК-1000 в соответствие с требованиями норм и правил по безопасности в ядерной энергетике. Столь же бездеятельными в вопросах приведения АЭС с реакторами РБМК-1000 в соответствие с требованиями действующих правил по безопасности в ядерной энергетике оказались Минсредмаш СССР, Минэнерго СССР и органы Государственного надзора и контроля.

Комиссия отмечает, что проект не был приведен также и в соответствие с "Общими положениями обеспечения безопасности" (ОПБ-82), вступившими в силу в 1982 г.


Содержание

Часть 2.

Часть 3.



Ваше мнение (комментарий к статье)?


Ваше имя:

Ваш комментарий:

Впишите в следующее поле буквы которые Вы видите на картинке.


Реклама
Здесь может быть ваша реклама

Рейтинг@Mail.ru Яндекс цитирования
Эксклюзив | Архив | Публикации | О нас | Ссылки | Форум | Гостевая
На главную   Вверх   Назад

660000. Главпочтамт, а/я 25211, г. Красноярск, Россия.
e-mail: ccnnp@yandex.ru, NuclearNo.ru
© 2000. Дизайн: NuclearNo.ru