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 2


Содержание

Часть 1.

Часть 3.


4. Причины и обстоятельства аварии

4.1. Общая характеристика программы испытаний, при выполнении которой произошла авария на 4-ом блоке ЧАЭС.

Авария произошла при проведении испытаний режима выбега с нагрузкой собственных нужд турбогенератора № 8 блока № 4 Чернобыльской АЭС.

Необходимость проведения этих испытаний была обусловлена тем, что своевременно, - до начала промышленной эксплуатации блоков данной серии, - не был отработан один из важных пртивоаварийных режимов эксплуатации.

Предложение об использовании выбега турбогенераторов с нагрузкой собственных нужд исходило от Главного конструктора [60] и объяснялось необходимостью гарантированного обеспечения принудительной циркуляции в контуре охлаждения реактора, для чего требовалось обеспечить главные циркуляционные насосы (ГЦН) и питательные насосы (ПН) надежным электроснабжением. Указанная концепция использования выбега была признана и включена в проекты строительства АЭС с реакторами РБМК (см., например, ТОБ 2-ой очереди Смоленской АЭС: "...При МПА, сопровождающейся обесточиванием собственных нужд блока, охлаждающая вода подаётся в аварийную половину ПН`ами, работающими за счет выбега турбогенератора...").

В соответствии с требованиями проекта для режима обесточивания АЭС при максимальной проектной аварии (МПА) электроснабжение ПН, являющихся составными элементами третьей подсистемы аварийного охлаждения реактора (САОР), должно обеспечиваться за счет механической энергии выбега турбогенератора (ТГ). Однако, 4-ый блок ЧАЭС был принят в эксплуатацию в декабре 1983 г. без опробования этого проектного режима. Подобные испытания должны быть составной частью предэксплуатационных испытаний основных проектных режимов, проводимых при различных уровнях мощности энергоблока.

В 1982 г. Чернобыльской АЭС, - с привлечением по договору предприятия "Донтехэнерго" и с участием представителей Генпроектанта, института "Гидропроект" им. С.Я. Жука, - были проведены соответствующие испытания на 3-ем энергоблоке ЧАЭС. Испытания показали, что требования по характеристикам электрического тока, вырабатываемого за счет выбега ТГ, в течение заданного времени не выдерживаются и необходима доработка системы регулирования возбуждения ТГ.

Дополнительные испытания с модернизированным блоком выбега проводились в 1984 и в 1985 г.г. Программами 1982 и 1984 г.г. предусматривалось подключать к выбегающему ТГ по одному ГЦН с каждой стороны реактора, а программами 1985 и 1986 г.г. - по два ГЦН. Программами 1984, 1985 и 1986 г.г. предусматривалось отключение САОР ручными задвижками.

Комиссия считает, что выполнение указанных выше испытаний неправомерно было относить к чисто электрическим, поскольку их проведение сопровождалось изменением схемы электропитания ответственных механизмов энергоблока, требовало вмешательства в штатную систему защит и блокировок. Такие испытания должны классифицироваться как комплексные испытания блока и программу их проведения целесообразно было согласовать с Генеральным проектировщиком, Главным конструктором, Научным руководителем и органом Государственного надзора. Однако, действовавшие до аварии ПБЯ-04-74 и ОПБ-82 не требовали от руководства атомных станций проводить согласование такого рода программ с указанными выше организациями.

В целом же главная идея программы подчинена возможно более реалистичной проверке проектного режима и существо её не вызывает возражений. С точки зрения современных подходов к разработке программ проведения подобных испытаний на АЭС, рассматриваемый документ не вполне удовлетворителен прежде всего в части регламентации мер безопасности. Однако, совокупность эксплуатационной документации (регламент, инструкции) вместе с обсуждаемой программой давали достаточные основания для безопасного проведения запланированного режима. Причины аварии скрыты не в программе, как таковой, а в незнании разработчиками программы особенностей поведения РБМК-1000 в предстоявшем режиме работы.

Специфической еплогидравлической особенностью запланированного режима являлся повышенный относительно номинального начальный расход теплоносителя через реактор. Паросодержание было минимальным при незначительном недогреве теплоносителя до температуры кипения на входе в активную зону реактора. Оба указанных фактора, как оказалось, имели прямое отношение к масштабу проявившихся при испытаниях эффектов.

4.2. Хронология технологического процесса 25-26.04.86 г. на 4-ом блоке ЧАЭС.

Комиссия основывает свой анализ и выводы на следующей хронологической последовательности событий, полученных ею на основе изучения источников, указанных в п. 4.3.

25 апреля 1986 г.

01.06
начало разгрузки энергоблока; оперативный запас реактивности (ОЗР) равен 31 стержню РР;

03.45
начата замена состава газовой продувки графитовой кладки реактора с азотно- гелиевой смеси на азот;

03.47
тепловая мощность реактора 1600 МВт;

с 04.13 до 12.36
поочередное измерение характеристик систем регулирования и вибрационных характеристик ТГ-7,8 при постоянной тепловой мощности реактора 1500 МВт;

07.10
ОЗР равен 13,2 стержня РР;

13.05
отключен от сети ТГ-7;

14.00
САОР отключена от КМПЦ;

14.00
отсрочка выполнения программы испытаний по требованию диспетчера Киевэнерго;

15.20
ОЗР равен 16,8 стержней РР;

18.50
нагрузка оборудования собственных нужд, не участвующего в испытаниях, переведена на электропитание от рабочего трансформатора Т6;

23.10
продолжена разгрузка энергоблока; ОЗР равен 26 стержней РР;

26 апреля 1986 г.

00.25
тепловая мощность реактора составила (по оперативному журналу) 720 МВт;

00.28 (по оперативному журналу)
при тепловой мощности реактора около 500 МВт переход с системы локального автоматического регулирования мощности (ЛАР) на автоматический регулятор мощности основного диапазона (1АР, 2АР). В процессе перехода допущено не предусмотренное программой снижение тепловой мощности реактора до 30 МВт (нейтронной мощности до нуля).

00.34.03``
Начат подъём мощности; аварийные отклонения уровня в барабан- сепараторах;

00.43.37"
...
уставка АЗ по снижению давления в барабан-сепараторах переведена с 55 на 50 кг/cм2 ;

с 00.39.32" до 00.43.35"
программа ДРЕГ не работала; персоналом блокирован сигнал АЗ по останову двух ТГ;

с 00.41 до 01.16 (по оперативному журналу)
отключение от сети ТГ-8 для снятия вибрационных характеристик на холостом ходу;

с 00.52.35" до 00.59.54"
программа ДРЕГ не работала;

01.03 (по оперативному журналу)
тепловая мощность реактора поднята до 200 МВт и застабилизирована; включен в работу седьмой ГЦН (ГЦН-12);

01.07 (по оперативному журналу)
включен в работу восьмой ГЦН (ГЦН-22);

с 01.12.10" до 01.18.49"
программа ДРЕГ не работала;

01.19.39"
зарегистрирован сигнал "1ПК вверх";

с 01.19.44" до 01.19.57"
сигнал "1ПК вверх";

01.22.30"
произведена запись параметров на магнитную ленту. (Расчет произведен аварии на Смоленской АЭС. ОЗР по программе "ПРИЗМА" оказался равен 8 стержням РР);

01.23.04"
подана команда "Осциллограф включен", закрыты стопорно-регулирующие клапаны (СРК) турбины № 8. Начался выбег четырёх ГЦН: ГЦН-13, 23 (секция 8РА), ГЦН-14, 24 (секция 8РБ);

01.23.10"
нажатие кнопки МПА;

01.23.30"
снялся сигнал "1ПК вверх" (длительность 3 мин. 33 сек.);

01.23.40"
нажата кнопка АЗ-5. Стержни АЗ и РР начали движение в активную зону реактора;

01.23.43"
появились сигналы аварийных защит по периоду разгона (АЗС) - период менее 20 с., а также по превышению мощности (АЗМ) - мощность более 530 МВт;

01.23.46"
отключение первой пары "выбегающих" ГЦН - 13, 23;

01.23.46,5"
отключение второй пары "выбегающих" ГЦН - 14, 24;

01.23.47"
резкое снижение расходов (на 40%) ГЦН, не участвующих в выбеге (ГЦН - 11, 12, 21, 22) и недостоверное показание расходов ГЦН, участвующих в выбеге (ГЦН - 13, 14, 23, 24); резкое увеличение давления в БС; резкий подъём уровня в БС; сигналы "неисправность измерительной части" обоих автоматических регуляторов основного диапазона (1АР, 2АР);

01.23.48"
восстановление расходов на ГЦН, не участвующих в выбеге, до близких к исходным; на выбегающих ГЦН левой стороны восстановление расходов на 15 % ниже исходного; на выбегающих ГЦН правой стороны восстановление расхода на 10 % ниже исходного для ГЦН-24 и недостоверность для ГЦН-23; дальнейший рост давления в БС (левая сторона - 75,2 кг/см2 , правая сторона - 88,2 кг/см2 ) и уровня в БС; срабатывание БРУК-1 и БРУК-2;

01.23.49"
сигнал аварийной защиты "Повышение давления в РП (разрыв ТК); сигнал "Нет напряжения = 48 в" (снято питание муфт сервоприводов СУЗ); сигналы "Неисправность исполнительной части 1АР, 2АР".

Из записи в оперативном журнале старшего инженера управления реактором: "01 ч. 24 мин. Сильные удары, стержни СУЗ остановились, не дойдя до НК (нижних концевиков). Выведен ключ питания муфт".

4.3. Данные о регистрируемой информации, использованной комиссией.

Ход предаварийного и аварийного процессов анализировался Комиссией с использованием данных регистрации следующих приборных и информационно-вычислительных систем:

  • штатные самопишущие приборы с соответствующими диаграммными лентами;
  • штатная система централизованного контроля (СЦК) СКАЛА, использующая ЭВМ и включающая, в частности, программу диагностической регистрации параметров (ДРЕГ), а также программу расчета непосредственно не измеряемых параметров реактора (ПРИЗМА);
  • нештатная система осциллографирования важных параметров, характеризующих выбег ТГ-8.

4.3.1. Штатные самопишущие приборы.

Предназначены для регистрации сравнительно медленно протекающих процессов (скорость лентопротяжки не более 240 мм/час.) и поэтому позволяют достаточно определенно регистрировать значения экстремумов интересующих параметров, но не пригодны для восстановления хода быстропротекающих нестационарных процессов.

4.3.2. Система централизованного контроля СКАЛА с подсистемами.

Система обеспечивает расчет основных параметров реакторной установки с периодичностью около 5 мин., что обусловлено мощностью ЭВМ типа В-3М. Естественно, что такая периодичность расчетов также не пригодна для анализа быстропротекающих процессов.

Программа ДРЕГ обладает большей полнотой и разрешением по времени. Она опрашивает и регистрирует несколько сотен дискретных и аналоговых сигналов. Время ввода информации в ЭВМ о непосредственно измеряемых параметрах составляет менее 1 с. Однако, программа ДРЕГ не фиксирует такие важные параметры реакторной установки, как мощность, реактивность, поканальные расходы теплоносителя и другие массовые параметры. Из 211 стержней СУЗ регистрируется положения только 9-ти стержней, в том числе по одному стержню каждой из трех групп автоматических регуляторов. Эти параметры не являются непосредственно измеряемыми, поэтому цикл их опроса значительно больше (1 мин.). Несмотря на малый цикл регистрации некоторых параметров (1 с.), интервал опроса может быть довольно неопределенным в связи с тем, что программа ДРЕГ в СЦК СКАЛА является одной из самых низкоприоритетных. Кроме того, в течение последнего часа перед аварией ДРЕГ имел три 3 перерыва в работе, связанные с перезапуском СЦК СКАЛА. Это привело к дополнительной потере информации. Другие результаты работы СЦК СКАЛА, включая программу ПРИЗМА и запись состояния реакторной установки на магнитную ленту (РЕСТАРТ), имеют большой цикл (5 мин.), а также перерывы во времени, обусловленные перезапуском системы и особенностями работы программного обеспечения. Кроме того, результаты работы программы ПРИЗМА регистрируются только на распечатках.

4.3.3. Осциллографирование.

Нештатная система осциллогафирования быстроменяющихся параметров была смонтирована в соответствии с программой испытаний. Она позволила получить с хорошей точностью параметры работы отдельного оборудования: ТГ-8, ГЦН-13, ПН-1, секций 8РА, 8РБ. Недостатком системы явилось отсутствие синхронизации указанных электрических параметров с реакторными параметрами, фиксируемыми СЦК СКАЛА. Однако, имеющиеся документы - расшифровка осциллограммы электрических параметров и фиксация программы ДРЕГ - позволяют довольно точно синхронизировать между собой реперные события. Главные из них - посадка стопорных клапанов турбины № 8 и момент нажатия кнопки АЗ-5 оператором.

По записи программы ДРЕГ известен момент посадки СК турбины № 8 - 1 ч. 23 мин. 04 с. Этот момент можно отметить по изменению ряда параметров на осциллограмме. Известно, что сигнал АЗ-5 прошел в 1 ч. 23 мин. 40 с., что также можно отметить на осциллограмме, а изменения параметров на ней зафиксированы с высокой степенью точности. Поэтому может быть определено время нажатия кнопки МПА, отключения ГЦН. Так определено, что отключение первой пары ГЦН ("выбегающих") произошло в 1 ч. 23 мин. 46 с., а сброс нагрузки другой пары ГЦН - через 0,45 с. после этого. Это значит, что эти события произошли через 6,0-6.45 с. после нажатия кнопки АЗ-5 оператором. Анализ осциллограммы говорит о том, что нажатие кнопки МПА произошло через 6,6 с. после посадки стопорных клапанов турбины № 8.

ПРИМЕЧАНИЕ: "Кнопка МПА" - специально смонтированная для проведения испытаний кнопка с целью имитации сигнала МПА (максимальной проектной аварии) и выдачи его в схему запуска дизельгенератора № 6 со схемой ступенчатого набора нагрузки и включения испытуемого блока выбега ТГ-8.

4.4. О математическом моделировании предаварийного и аварийного процесса.

Комиссия отмечает, что сколько бы ни была полна и достоверна приборно регистрируемая информация о параметрах реакторной установки в аварийном режиме, для анализа аварии рассматриваемого типа необходимо привлекать математическое моделирование предаварийных и аварийных процессов. Оно необходимо не только для того, чтобы заполнить имеющиеся регистрационные паузы и выполнить экстраполяции в область не измеряемых параметров, но также и для того, чтобы выяснить чувствительность результатов по отношению к некоторым важным исходным параметрам. Без этого невозможно также судить о достаточности последующих противоаварийных мероприятий.

Комиссия, проанализировав доступные ей источники, считает, что до настоящего времени не создана комплексная математическая модель, в достаточной степени адекватная объекту РБМК-1000 и верифицированная по экспериментальным данным. Различные по охвату необходимых для анализа явлений модели имеются в НИКИЭТ, ИАЭ, ВНИИАЭС, КИЯИ АН УССР и в некоторых других организациях. Имеются математические модели в ряде организаций зарубежных стран, результаты расчетов по которым обсуждались с советскими специалистами.

Компилируя результаты расчетов различных фрагментов хода предаварийного и аварийного процессов, не противоречащих друг другу и согласующихся с имеющимися экспериментальными данными, к настоящему времени удается получить, повидимому, достаточно реалистичную картину развития аварии.

Одно из первых расчетных исследований после аварии проведено с использованием одномерной модели в ИАЭ [28], в которой зависимость реактивности от положения стержней СУЗ была получена из пространственной модели. Однако, несмотря на удовлетворительное в целом описание основных событий, начиная с 01 ч. 19 мин., данная модель является только качественной, т.к. не имеет детального описания процесса в активной зоне реактора и поэтому не может давать надежных результатов по поведению реактивности, мощности и другим параметрам. Это подтверждается наличием расхождений между результатами моделирования и зарегистрированными данными (отсутствие в действительности сигнала "1ПК-ВНИЗ" в 01 ч. 23 мин. 38 с. , заниженное значение расхода через КМПЦ по модели в 01 ч. 23 мин. 43 с. и др.), а также неадекватность поведения реактивности и мощности.

Вариант распределенной быстродействующей нейтронно-физической модели РБМК был разработан и использовался в расчетных исследованиях аварии в КИЯИ АН УССР. Перенос нейтронов в ней описывался нестационарным одногрупповым уравнением диффузии, которое решается на крупной сетке с шагом 50 см. Плотность теплоносителя и перемещение стержней СУЗ учитывается путем пересчета констант, а изменение температуры топлива вводится как влияние обратной связи через температурный коэффициент реактивности. Для задания глубины выгорания топлива по высоте ТВС используются данные прогнозных расчетов (REFUELER). Одногрупповые константы готовятся из двухгрупповых, рассчитанных по программе WIMS. Эта модель использовалась в программном комплексе ДИКРУС, разработанном во ВНИИАЭС, в качестве быстродействующего блока нейтронно-физического расчета [33]. С её использованием было проведено исследование режима сброса стержней АЗ-5 для состояния, в котором находился реактор 4-ого блока ЧАЭС 26.04.86 г. на момент времени 01 ч. 22 мин. 30 с.

Сочетание удовлетворительного описания кинетики энерговыделения с удовлетворительным теплогидравлическим описанием тепловой инерции ТВЭЛ и роста парообразования в активной зоне реактора с предварительной тщательной настройкой модели по распределенным исходным данным выдвигает данную модель в число наилучших в настоящее время моделей для анализа Чернобыльской аварии.

Результаты моделирования процесса не противоречат тем данным, которые зарегистрированы программой ДРЕГ за последние 9 с. (сигналы АЗС и АЗМ, рост давлений и уровней в БС, повышение давления в РП, соответственно, на 3-ей, 6-ой и 9-ой секундах после нажатия кнопки АЗ-5).

Однако, рассматриваемую модель все ещё нельзя считать в достаточной мере адекватной объекту, поскольку одногрупповое приближение в нестационарном уравнении на загрубленной разностной сетке для реакторных установок подобного типа, вероятно, не даёт результатов достаточной точности. Кроме того, в качестве исходных берутся данные (положение стержней СУЗ, токи датчиков СФКРЭ и др.), зафиксированные за 1 мин. 10 с. до начала исследуемого режима. Примерно в это время закончилась интенсивная подпитка БС, а через 34 с. были закрыты стопорные клапаны турбины. Таким образом, к моменту нажатия кнопки АЗ-5 в 1 ч. 23 мин. 40 с. указанные параметры могли измениться. Тем не менее, Комиссия считает, что результаты рассмотренной работы к настоящему времени являются одними из наиболее полных, не содержат существенных нереалистических допущений в своей постановочной части, в части полученных результатов не противоречат результатам других фрагментарных исследований и поэтому могут претендовать на то, чтобы они были приняты за основу при анализе происшедших процессов.

Можно полагать, что из отечественных наиболее совершенной нейтронно-физической моделью реактора РБМК является модель, реализованная в программе STEPAN, разработанной в ИАЭ [52]. В ней решаются нестационарные двухгрупповые диффузионные уравнения переноса нейтронов в трехмерной геометрии с учетом 18 групп запаздывающих нейтронов (по 6 для U-235, Pu-239, Pu-241). Двухгрупповые диффузионные константы рабочих ячеек РБМК представляются в виде зависимости от 5 переменных: глубины выгорания топлива, плотности теплоносителя, температур топлива и графита, концентрации ксенона. Исходные значения констант получают с помощью программы WIMS.

Комиссия отмечает, что подробный анализ развития и возникновения аварии с использованием программы STEPAN в качестве нейтронно-физического блока в математической модели, в котором бы рассматривалось влияние всех факторов (критические величины ОЗР, недогрева теплоносителя на входе в активную зону реактора и др.), не проведен до настоящего времени.

Кроме указанных выше особенностей и недостатков разных методик расчетного моделирования, использование даже самых совершенных из них встречает трудность, обусловленную некорректностью исходных данных. Она заключается в том, что расчет распределения изотопного состава (энерговыработки) по высоте рабочих каналов штатной системой централизованного контроля не ведется. Поэтому распределение получается с помощью прогнозного расчета в зависимости от общей энерговыработки ТВС без учета конкретных условий их эксплуатации. Это же обстоятельство не даёт возможности корректно учесть нестационарное распределение ксенона-135 непосредственно перед началом аварийного процесса. Влияние этих факторов для распределенных моделей, по-видимому, может быть заметным. Следовательно, снижается точность в определении параметров состояния реактора (нейтронные потоки, мощность, реактивность, температура и др.), времен событий (достижение максимальной реактивности или мгновенной критичности, предельных температур и др.) и координат (максимума нейтронного потока, энерговыделения, разрушения топлива и др.).

Комиссия считает, что работы по усовершенствованию методик математического моделирования РБМК, их верификации и расчетному анализу аварии на ЧАЭС ведутся крайне медленно, являясь низкоприоритетными. В результате до настоящего времени нет достаточно представительного количественного анализа, выполненного на уровне, соответствующем возможностям современной вычислительной техники и разработкам по физике РБМК.

4.5. Версии и предполагаемые причины аварии.

Первая официальная версия происшедшей аварии была сформулирована 5 мая 1986 г. на ЧАЭС межведомственной комиссией под председательством первого заместителя Министра среднего машиностроения СССР А.Г. Мешкова [46]. Она состояла в том, что авария на энергоблоке № 4 Чернобыльской АЭС произошла в результате неконтролируемого разгона реактора вследствие запаривания технологических каналов активной зоны реактора из-за срыва циркуляции в контуре МПЦ. Срыв циркуляции произошел из-за несоответствия расхода питательной и расхода теплоносителя в контуре МПЦ.

Несколько ранее, 01.05.86 г., в обращении к директору ИАЭ А.П. Александрову, а 09.05.86 г. - в письме руководителям страны сотрудником ИАЭ начальником группы по надежности и безопасности АЭС с РБМК В.П. Волковым была изложена иная версия аварии, которая "обусловлена не действиями обслуживающего персонала, а конструкцией активной зоны реактора и неверным пониманием нейтронно-физических процессов, протекающих в ней". Версия предполагала в качестве причин аварии - положительный выбег реактивности при вводе стержней СУЗ в активную зону реактора из-за их конструктивного дефекта и большой положительный паровой коэффициент реактивности.

Последующий более углубленный анализ теплогидравлического режима работы ГЦН, выполненный в конце мая 1986 г. представителями ОКБМ (разработчика ГЦН), института "Гидропроект" им. С.Я. Жука и ВТИ им. Ф.Э. Дзержинского, не подтвердил предположения о кавитации и срыве ГЦН [44]. Было установлено, что наименьший запас до кавитации ГЦН имел место в 01 ч. 23 мин. 00 с. , т.е. приблизительно за 40 с. до разгона реактора, но был выше того, при котором мог бы произойти срыв ГЦН.

Тогда же, в конце мая 1986 г., после изучения имевшихся данных и проведения расчетов группа специалистов Минэнерго СССР (А.А. Абагян, В.А. Жильцов, В.С. Конвиз, В.З. Куклин, Б.Я. Прушинский, А.С. Сурба, Ю.Н. Филимонцев, Г.А. Шашарин) направила дополнение к акту расследования аварии [48], в котором изложила причины аварии, такие как:

  • принципиально неверная концепция стержней СУЗ;
  • положительные паровой и быстрый мощностной коэффициенты реактивности;
  • большой расход теплоносителя при малом расходе питательной воды;
  • нарушение персоналом регламентного ОЗР, малый уровень мощности;
  • недостаточность в проекте средств защиты и оперативной информации персоналу;
  • отсутствие указания в проекте и технологическом регламенте об опасности нарушения ОЗР.

На состоявшихся под председательством академика А.П. Александрова двух заседаниях МВНТС (02.06.86 г. и 17.06.86 г. ) результатам расчетов ВНИИАЭС, продемонстрировавшим, что недостатки конструкции реактора в значительной мере явились причиной катастрофы, не было придано серьезного внимания и, по существу, все причины аварии были сведены исключительно к ошибкам в действиях персонала.

Решения МВНТС открыли путь для представления в МАГАТЭ, широкому кругу специалистов и общественности односторонней информации о причинах и обстоятельствах, приведших к аварии.

В докладе советской делегации совещанию экспертов МАГАТЭ в г. Вене в августе 1986 г. [47] версия о срыве ГЦН уже не фигурирует. В нем указывается, что "первопричиной аварии явилось крайне маловероятное сочетание нарушений порядка и режима эксплуатации, допущенных персоналом энергоблока".

Исходное событие начала аварийного процесса не указывается. Однако, существо аварийного процесса представлено следующим образом ([47] стр.309):

К началу испытаний, а именно к 01 ч. 23 мин. , параметры реактора были наиболее близки к стабильным. Закрытие СРК турбины привело к медленному росту давления пара в БС со скоростью, примерно, 6кПа/с. Одновременно начал снижаться расход теплоносителя через реактор, обусловленный выбегом четырёх из восьми ГЦН. За минуту до этого (в 01 ч. 20 мин.) оператор снизил расход питательной воды.

Примечание Комиссии: В действительности это был возврат расхода питательной воды к некоторому среднему расходу, соответствующему мощности реактора 200 МВт и равному, примерно, расходу по 120 т/час. на каждую сторон реактора.

Снижение расхода теплоносителя через реактор, а также питательной воды в БС, несмотря на конкурирующее (по генерации пара) с этими эффектами повышение давления, в конечном привели к росту мощности реактора, поскольку реактор обладает положительной обратной связью между мощностью и парообразованием. В условиях эксперимента перед началом выбега ТГ имело место незначительное содержание пара в активной зоне реактора и его прирост был во много раз больше, чем при эксплуатации на номинальной мощности (стр. 309).

Именно рост мощности мог побудить персонал нажать кнопку аварийной защиты АЗ-5. Поскольку в нарушение технологического регламента из активной зоны реактора персоналом было выведено больше допустимого количества стержней РР, эффективность стержней АЗ оказалась недостаточной и суммарная положительная реактивность продолжала расти (стр. 311).

Как следует из вышеизложенной версии, исходным событием аварийного процесса было закрытие СРК турбины, т.е. начало испытаний по выбегу, усугубленное снижением расхода питательной воды.

Комиссия считает, что недостатком изложенной версии является отсутствие подтверждения её расчетом без привлечения каких-либо дополнительных данных. В частности, в работе американских специалистов [49], выполненной на основе информации, подготовленной специалистами СССР для МАГАТЭ, указано: "Расчеты не подтверждают утверждение об изменении мощности и взрыве в течение минуты испытаний". Этот же вывод содержится в отчете НИКИЭТ [72], выпущенном в 1990 г., и в публикации директора НИКИЭТ Е.О. Адамова [73].

ИАЭ в 1986 г. выполнил анализ возможных версий аварии, согласно которым в реакторе могло бы происходить быстрое и значительное увеличение реактивности [28]. Анализ построен на выявлении противоречий между ожидаемым эффектом рассматриваемой версии аварии с имеющимися объективными данными, зафиксированными ДРЕГ. Перечень этих версий насчитывает 13 позиций, причем выдвигались они разными специалистами на разных стадиях расследования причин аварии:

  1. Взрыв водорода в бассейне-барботере (ББ).
  2. Взрыв водорода в нижнем баке контура охлаждения СУЗ.
  3. Диверсия (взрыв заряда с разрушением трубопроводов КМПЦ).
  4. Разрыв напорного коллектора ГЦН или раздаточного группового коллектора.
  5. Разрыв БС или пароводяных коммуникаций.
  6. Эффект вытеснителей стержней СУЗ.
  7. Неисправность АР.
  8. Грубая ошибка оператора при управлении стержнями РР.
  9. Кавитация ГЦН, приводящая к подаче пароводяной смеси в ТК.
  10. Кавитация на дроссельно-регулирующих клапанах (ДРК).
  11. Захват пара из БС в опускные трубопроводы.
  12. Пароциркониевая реакция и взрыв водорода в активной зоне реактора.
  13. Попадание сжатого газа из баллонов САОР.

В работе ИАЭ показано, что все перечисленные версии, кроме одной (п. 6), противоречат имеющимся объективным данным.

Применительно к этому анализу Комиссия считает необходимым отметить, что, согласно расчетам ВНИИАЭС [33], при исходном состоянии реакторной установки, имевшем место перед началом испытаний, возникновение крупной (более ØУ 300 мм) течи теплоносителя из КМПЦ, - в силу присущего реактору большого положительного парового коэффициента реактивности, - могло привести к не менее крупномасштабной аварии. И некоторое время при расследовании аварии предполагалось, что контур МПЦ действительно поврежден, например, по причине повышенной вибрации ГЦН, обусловленной их возможной кавитацией. Однако, версия о течи теплоносителя (см. п.п. 3, 4, 5 перечня возможных версий аварии) были отвергнуты из-за того, что при них показания приборов давления и уровня в БС и ряда других параметров были бы другими. Кроме того, осмотры помещений КМПЦ блока № 4 ЧАЭС, проводившиеся в течение нескольких лет после аварии, не выявили повреждений контура, которые могли бы стать исходным событием аварии.

На основании изложенного Комиссия считает необходимым углубленно рассмотреть версию аварии, связанную с положительным эффектом реактивности вытеснителей стержней СУЗ, обусловленным их конструкцией, в увязке со всей последовательностью технологических операций при испытаниях режима выбега и с учетом физических особенностей реактора РБМК-1000, как не требующую каких-либо предположений о маловероятных событиях.

Как следует из письма от 26.03.90 г., подписанного заместителем директора ИАЭ Н.Н. Пономаревым-Степным, директором НИКИЭТ Е.О. Адамовым, директором ВНИИАЭС А.А. Абагяном, эта версия ими не отвергается, что выражается следующей формулировкой:

"Авария произошла в результате вывода реактора в нерегламентное состояние, обусловленное рядом причин, основными из которых являются: - снижение оперативного запаса реактивности ниже регламентного значения; - малая величина недогрева теплоносителя на входе в реактор.

В этих условиях проявились положительный паровой эффект реактивности, недостатки конструкции стержней СУЗ, а также неустойчивая форма нейтронного поля, возникшая вследствие сложного переходного режима. Авария завершилась разгоном реактора на мгновенных нейтронах." [51].

В приведенной формулировке отсутствует упоминание о каком-либо внешнем теплофизическом возмущении, проявившем большую негативную роль положительного парового эффекта реактивности реактора, на существовании которого настаивает НИКИЭТ [72]. Это очевидное существующее до настоящего времени противоречие требует дополнительных усилий для выяснения причин аварии.

Комиссия не располагает математической моделью, описывающей ход аварийного процесса. Однако, основываясь на результатах инструментальных измерений на аварийном блоке и на фрагментарных результатах расчетов, находит возможным и целесообразным изложить сценарий предаварийного и аварийного процесса в ниже представленном виде, комментируя его оценками действия персонала и влиянием характеристик реактора.

4.6. Версия Комиссии о причинах аварии.

4.6.1. Период нормальной эксплуатации и подготовки испытаний.

Процесс разгрузки энергоблока, начатый в 01 ч. 06 мин. 25.04.86 г., до процесса продолжения разгрузки ниже 720 МВт (тепловых) в первом часу ночи 26.04.86 г. не повлиял на возникновение аварии, хотя в названный период времени и было допущено два нарушения технологического регламента: работа с ОЗР ниже допустимого и отключение САОР.

После 00 ч. 28 мин. 26.04.86 г. произошло весьма важное для безопасности событие: СИУР, - при переходе с системы локального автоматического управления распределением энерговыделений по объёму активной зоны реактора (ЛАР) на автоматический регулятор общей мощности реактора (АР), - не смог достаточно быстро устранить разбаланс, появившийся в измерительной части АР, и допустил снижение тепловой мощности реактора с 500 МВт до уровня 0-30 МВт (ориентировочно).

Следствием допущенных неудачных действий по управлению реактором явилось то, что для компенсации дополнительной отрицательной реактивности, возникшей из-за ксенонового отравления активной зоны реактора при снижении мощности, а также в процессе произведенного затем повышения мощности реактора до 200 МВт из реактора пришлось извлечь часть стержней оперативного запаса - ОЗР. Этим действием, как считает Комиссия, - с осознанием тяжести последствий или без него, - персонал перевел реактор в нерегламентное положение, при котором аварийная защита перестала быть гарантом гашения ядерной реакции (см. раздел 4.8. доклада).

В период времени от начала подъема мощности реактора до стабилизации параметров энергоблока при мощности 200 МВт, наступившей приблизительно к 01 ч. 23 мин., на энергоблоке шли обычные технологические процессы и производились обычные технологические операции (за исключением включения четвертой пары ГЦН), такие как: срабатывание паросбросных устройств БРУК; ручное регулирование уровня в БС; перекомпенсация реактора и т.д.

В 01 ч. 22 мин. 30 с. была произведена запись параметров энергоблока системой СКЦ СКАЛА на магнитную ленту, причем оперативные расчеты по программе ПРИЗМА в тот период времени не производились. Они были выполнены после аварии с использованием снятой с СЦК магнитной ленты по программе ПРИЗМА-АНАЛОГ вне пределов ЧАЭС (на Смоленской АЭС). Персонал БЩУ и персонал системы СКАЛА результатов оперативных расчетов не имел и вычисляемых параметров, включая значение ОЗР, на этот момент времени не знал.

С позиций оценки причин и масштабов аварии Комиссия отмечает следующие характерные особенности существовавшего в тот период времени режима.

Высотное распределение энерговыделения в большей части активной зоны реактора было двугорбым с более высокими значениями нейтронного потока в верхней части активной зоны [71]. Такое распределение является вполне естественным для того состояния, в котором находился реактор: выгоревшая активная зона, почти все стержни регулирования в верхнем положении, отравление ксеноном в центральных реактора больше, чем на периферии [29, 47]. Как показали расчеты [48, 61], такое распределение чрезвычайно неблагоприятно с точки зрения кинетической устойчивости в сочетании с существовавшей конструкцией СУЗ.

Теплогидравлический режим работы активной зоны реактора характеризовался весьма малым недогревом теплоносителя до кипения (≈ 3 ºС) и, соответственно, незначительным паросодержанием, которое имело место лишь в верхней части активной зоны [33]. В создавшихся условиях небольшой прирост мощности реактора (по любой причине) в силу малого недогрева до кипения теплоносителя мог приводить к приросту объёмного паросодержания в нижней части активной зоны значительно большему, чем его прирост в верхней части активной зоны.

Таким образом, перед началом испытаний параметры активной зоны обусловили повышенную восприимчивость реактора к саморазгонному процессу в нижней части активной зоны. Комиссия считает, что такое состояние создалось не только потому, что имел место повышенный против обычного расход теплоносителя (под воздействием работы восьми вместо обычных шести ГЦН - повышенный расход препятствует парообразованию), а прежде всего малым значением мощности реактора. Подобные теплогидравлические параметры могут иметь место при каждой разгрузке реактора.

Исходное состояние блока непосредственно перед испытаниями на 01 ч. 23 мин. характеризовалось следующим: мощность реактора 200 МВт (тепловых); ОЗР (величина получена по программе ПРИЗМА-АНАЛОГ по состоянию на 01 ч. 22 мин. 30 с.) - 8 стержней РР; поле по высоте двугорбое с максимумом вверху; расход теплоносителя 56000 м3/ч.; расход питательной воды 200 т/ч.; теплофизические параметры близки к стабильным. Руководство смены энергоблока сочло, что проведение испытаний подготовлено, и после включения осциллографа последовала команда на закрытие стопорно-регулирующих клапанов, которые были закрыты в 01 ч. 23 мин. 04 с. Как в этот период, так и на протяжении приблизительно 30 с. процесса выбега 4-х ГЦН параметры энергоблока уверенно контролировались, находились в ожидаемых для данного режима пределах и не требовали каких-либо действий персонала.

Однако, пользоваться аварийной защитой реактора данного конструктивного исполнения в условиях допущенного снижения ОЗР ни по аварийным сигналам, ни вручную после завершения испытаний без повреждения активной зоны реактора было уже нельзя, по-видимому, начиная с 00 ч. 30 мин. 26.04.86 г., что требуется проверить дополнительными исследованиями.

4.6.2. Период испытаний по программе.

Начавшиеся в 01 ч. 23 мин. 04 с. испытания вызвали следующие процессы в реакторной установке:

ГЦН, получавшие электропитание от замедлявшего своё вращение ТГ-8 (ГЦН - 13, 14, 23, 24), снижали обороты и уменьшали производительность. Остальные ГЦН (ГЦН - 11, 12, 21, 22) в небольшой степени её увеличивали. Суммарный расход теплоносителя снижался. За 35 с. переходного процесса он снизился на 10-15 % от исходного.

Снижение расхода теплоносителя через активную зону реактора вызвало соответствующее увеличение паросодержания в активной зоне, чему в некоторой (малой) мере противодействовало повышение давления вследствие закрытия СРК ТГ-8.

Математическое моделирование этой стадии процесса выполнено советскими [48] и американскими [49] специалистами. Оно показало хорошее согласие теоретических предсказаний интегральных параметров с действительно зарегистрированными. Оба расчета показали, что высвобождавшаяся пустотная (паровая) положительная реактивность была незначительна и могла быть скомпенсирована небольшим погружением в активную зону стержней АР (до 1,4 м).

В процессе выбега ТГ-8 не происходило увеличение мощности реактора. Это подтверждается программой ДРЕГ, которая с 01 ч. 19 мин. 39 с. до 01 ч. 19 мин. 44 с. и с 01 ч. 19 мин. 57 с. до 01 ч. 23 мин. 30 с. , т.е. до испытания и значительную часть периода испытаний регистрировала сигнал "1ПК-ВВЕРХ", при котором стержни автоматических регуляторов не могут двигаться в активную зону. Их положения, зарегистрированные последний раз в 01 ч. 22 мин. 37 с. , составляли 1,4; 1,6 и 0,2 м для 1АР, 2АР, 3АР соответственно.

Таким образом, ни мощность реактора, ни другие параметры реакторной установки: давление и уровень в БС, расходы теплоносителя, расходы питательной воды и другие - не требовали какого-либо вмешательства ни персонала, ни предохранительных устройств на протяжении периода времени от начала испытания до нажатия кнопки АЗ-5.

Комиссия не выявила события или динамических процессов (например, незаметно начавшегося разгона реактора), которые могли бы стать исходным событием аварии. Комиссия выявила наличие достаточно продолжительного исходного состояния реакторной установки, при котором под воздействием возникшей по какой-либо причине положительной реактивности мог развиться процесс увеличения мощности в условиях, когда аварийная защита реактора могла и не быть таковой.

4.6.3. Развитие аварийного процесса.

В 01 ч. 23 мин. 40 с. старшим инженером по управлению реактором была нажата кнопка ручной аварийной остановки реактора АЗ-5. Комиссии не удалось достоверно установить, по какой причине она была нажата. Поскольку скорость последовавшего затем процесса не совместима с разрешающей способностью регистраторов параметров реакторной установки, то дальнейший анализ возможен только на базе теоретических построений, адекватность которых базируется на инструментально измеренных показаниях с временными поправками, присущими системе регистрации, сведения о которых даны в разделе 4.3.

Восстановление путем физического расчета [33] поля энерговыделений, с приемлемой точностью подтверждающее высотное распределение, показало, что и радиальное распределение энерговыделений также обладает высокой неравномерностью (коэффициент неравномерности достигает 2,0). Таким образом, начальное энерговыделение по объему активной зоны реактора весьма неоднородно [33, 71].

Выполненное различными организациями независимо друг от друга математическое моделирование кинетики изменения энерговыделения [34,71] показывает весьма удовлетворительное качественное их согласие. Результатов, которые опровергали бы результаты, указанные выше, не обнаружено. Это позволяет интерпретировать происшедший процесс следующим образом: движение стержней АЗ и РР по команде АЗ-5 вызвало значительные дополнительные деформации поля энерговыделений. В верхних слоях активной зоны реактора, куда начали вдвигаться поглощающие части стержней АЗ и РР, нейтронный поток начал убывать. В нижних слоях активной зоны, из которых начали вытесняться поглощающие нейтроны столбы, - возрастать.

Самописец мощности реактора, который воспроизводит суммарный ток боковых ионизационных камер, расположенных за пределами активной зоны реактора, зарегистрировал небольшое снижение мощности, а затем её рост. В дальнейшем оба рассматриваемых расчета показывают, что практически всё энерговыделение смещается в нижнюю часть активной зоны высотой около 2 м. Оба расчета показывают, что линейные тепловые нагрузки в нижних участках ТВЭЛ возрастают многократно, причем в различной степени на различных участках по сечению активной зоны. Локальный рост энерговыделений после нажатия кнопки АЗ-5 согласно расчетам таков, что наблюдается рост интегральной мощности реактора в несколько десятков раз по сравнению с исходным за время порядка 5 с. Расчеты [71,72] показывают появление всех сигналов БИК спустя всего 3 с. после нажатия кнопки АЗ-5. Сведений об этих сигналах в расчетах [33] не приводится, возможно, из-за отсутствия внимания к этому показателю.

Полное отсутствие в активной зоне реактора "черных" поглотителей (всего один ДП), наличие во многих участках активной зоны реактора седловины на высотным энерговыделении, которая обуславливает кинетическую неустойчивость высотного поля, особенно при внесении отрицательной реактивности в одну его часть и положительной реактивности в другую часть, вызвали сильные деформации энерговыделений в объёме реактора [33, 71, 72].

Из изложенных результатов следует, что начавшееся движение стержней АЗ и РР в условиях имевшего место стартового положения нейтронного поля не могло не вызвать сильных деформаций энерговыделения в активной зоне реактора с чрезвычайно высокими показателями неравномерности.

Согласно расчету [33] объемный коэффициент неравномерности энерговыделения достиг величины КV = 5,5. С учетом того, что исходная мощность активной зоны реактора (по тем же расчетам) возрастает приблизительно в 30 раз, линейные тепловые нагрузки на наиболее напряженных участках многократно превосходят номинальные значения при 100 % -ой мощности реактора. Поэтому в нижних участках активной зоны в отдельных ТК энтальпия ТВЭЛ достигла критических величин, при которых происходит разрушение ТВЭЛ различной степени.

Как показано в работе японских специалистов, основанной на прямых экспериментальных исследованиях [73], при энтальпии ТВЭЛ 220 кал/г UO (Т= 3300 ºК) начинается их разрушение. При энтальпии 285 кал/г UO ТВЭЛ разрываются, а при энтальпии 320 кал/г UO происходит их диспергирование (дробление на мелкие части) взрывного характера.

ПРИМЕЧАНИЕ: ТВЭЛ реактора РБМК не вполне идентичны ТВЭЛ, использовавшимся при экспериментах японскими специалистами. Однако, возможное количественное несоответствие критических энтальпий модельных и реальных ТВЭЛ, по мнению Комиссии, не может изменить принципиальный вывод о механизме катастрофического разрушения, который указывается также в информации [29] и в работе [76].

Таким образом, результаты расчетных анализов, выполненных спустя 4 года после аварии наиболее компетентными в вопросах физики реакторов организациями: НИКИЭТ, ВНИИАЭС, ИАЭ, ИЯИ АН УССР [33, 72] - показали возможность опасного увеличения мощности реактора РБМК-1000 с многократным ростом локальных энерговыделений в активной зоне реактора по причине ввода стержней аварийной защиты в реактор.

Итак, как следует из изложенного, 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 их количества.

ПРМЕЧАНИЕ: Поскольку возможность изложенного сценария аварии, насколько известно Комиссии, в настоящее время не оспаривает ни одна организация и, более того, этот сценарий полностью адекватен формуле аварии, выраженной руководителями трех ведущих институтов: ИАЭ, НИКИЭТ, ВНИИАЭС [51], - то для завершения изложения представляется возможным привести версию последовавших процессов, уже не основанную на расчетах.

С использованием данных работы [73] относительно разрушительных сил катастрофического процесса и с привлечением изложенных в разделе 3 данных о характеристиках и конструкции реактора сценарий аварийного процесса может быть представлен в следующем виде.

Разрывы и разрушение отдельных участков ТВЭЛ в ограниченной зоне реактора под воздействием больших локальных тепловыделений вызвали увеличение парообразования из-за прямых контактов воды непосредственно с топливной матрицей, рост давления в соответствующих участках ТК и их разрушение как по причине непосредственного контакта топлива с трубой канала, так и по причине локального роста давления [73].

Если в начальной фазе разгона решающее значение имели факторы определенной конфигурации нейтронного поля с седловиной в средних сечениях активной зоны (что объективно и неизбежно при многих состояниях реактора [48]) и наличие более допустимого столбов воды внизу активной зоны (что редко, субъективно и допущено персоналом) , то после преодоления определенной тепловой инерции ТВЭЛ в зоне наибольших энерговыделений началось парообразование, которое из-за большого локального положительного парового коэффициента реактивности в значительной мере способствовало неравномерному саморазгону активной зоны и быстрому повреждению ТВЭЛ в наиболее энергонапряженной области.

После первоначальной фазы перераспределения нейтронного потока, обусловленной конструкцией стержней СУЗ и не зависящей от теплогидравлического состояния реактора и контура МПЦ, повышение энерговыделений до определенных значений вызвало к действию большой положительный паровой эффект реактивности, органически присущий конструкции РБМК-1000. С появлением и ростом парообразования зона повышенных энерговыделений саморазгонным образом возрастает, распространяясь на всю активную зону.

Локальный характер начальной стадии разгона подтверждается в значительной мере неравномерным ростом давления в левых и правых барабан-сепараторах. О том, что локальный разгон быстро переходит в общий, свидетельствует быстрое изменение многих общих параметров (сигналы АЗС, АЗМ, рост давления, появление сигнала о повышении давления в реакторном пространстве).

Создавшиеся условия значительного повреждения хотя бы ограниченного количества ТВС (достаточно 3-4 шт.) из-за особенности конструкции реактора могут и в данном случае привели к разрушению самого реактора с выводом из строя его системы аварийной защиты. Разрыв труб нескольких ТК приводит к повышению давления в реакторном пространстве, частичному отрыву несущей плиты реактора от кожуха и к заклиниванию по этой причине всех стержней СУЗ, которые к моменту отрыва прошли только около половины своего пути.

Разрушение труб ТК, которое первоначально инициировалось лишь локальным всплеском нейтронной мощности, усиливаемым образованием пара в ограниченной зоне реактора, с момента начала разрыва канальных труб вызывает новый эффект - массовое парообразование по всему объёму активной зоны из-за декомпрессии контура охлаждения реактора и высвобождение полной величины присущего РБМК-1000 большого положительного парового эффекта реактивности. Однако, сигнал МПА на включение САОР при начавшейся разгерметизации КМПЦ не вырабатывается по той причине, что место разрыва КМПЦ находится не в прочно-плотных боксах, где расположены датчики, а в самой активной зоне. В дальнейшем большую роль играют процессы бурного парообразования в реакторном пространстве.

Комиссия констатирует наличие работ, в которых содержится достаточный материал для выяснения физических процессов, происходивших в активной зоне реактора на начальной стадии аварийного процесса. Это работы группы сотрудников ВНИИАЭС, ИЯН АН УССР, ИАЭ [33] и НИКИЭТ [72]. В обоих работах без внешних теплотехнических возмущений типа кавитации ГЦН, разгерметизации КМПЦ и др. исследуются физические процессы в активной зоне при движении в неё стержней СУЗ по команде АЗ-5.

Как изложено выше, оба расчета с хорошим качественным согласием указывают на смещение поля энерговыделений в нижнюю часть активной зоны реактора и на значительный рост объёмной его неравномерности. Однако, выводы расчетов противоположны в части объяснения причин аварии. Если расчет [33] раскрывает причину аварии в виде локального подъема мощности, то расчет [72], подтверждая эти эффекты, констатирует, что количественные значения локальных всплесков энерговыделения недостаточны для повреждения ТВЭЛ. Возможно, это объясняется недостаточно адекватным описанием теплогидравлики активной зоны реактора. Сведения о методике расчета теплогидравлических процессов в работах НИКИЭТ [71, 72] не приводятся.

Комиссия не может признать вывод работы [72] корректным, поскольку авторы расчетов аварийного процесса не могут гарантировать высокую точность и адекватность методик производимых расчетов.

Более того, в исследованиях НИКИЭТ [71], исследованных другими организациями [48], отмечается большая чувствительность резудьтатов к небольшой вариации исходных данных. В исследовании [33] найдено такое незначительное изменение стартового нейтронного распределения, которое резко ухудшает характеристики аварийного процесса. Так, в пределах 20 %-ой вариации исходного энерговыделения на 6-7 с. переходного процесса может быть получена скорость увеличения тепловой мощности реактора и 400 МВт/с., и 1000 МВт/с. Соответственно, к 6,5 с. общая мощность реактора может возрасти и в 31, и в 64 раза против исходной. Критическая энтальпия топлива может быть достигнута либо в 5 ТВС, либо в 40 ТВС.

По мнению Комиссии, показанная в работе [33] возможность значительного повреждения ТВЭЛ в предположении о существовании незначительной погрешности определения исходного объемного энерговыделения реализовалась в действительности.

Однако, в работе [72], подтверждающей сильную зависимость результата от незначительного изменения исходных данных, не найдено таких их стартовых значений, при которых мог бы развиться аварийный процесс. В ней делается вывод, что для объяснения аварии в дополнение к неблагоприятному толчку реактивности, вносимому стержнями СУЗ, необходимо одновременное проявление ешё каких-либо факторов: "кавитация ГЦН, попадание неравновесного пара на вход активной зоны, опережающие сигнал АЗ отключения выбегающих ГЦН, вскипание теплоносителя на входе в реактор, частичные нарушения герметичности НВК, кратковременное открытие паровых предохранительных клапанов".

Возможно, в будущем эти версии, фигурировавшие с первых дней поиска причины аварии, обретут какие-либо количественные подтверждения (которых за 4 года исследований пока не опубликовала ни одна организация). Тем не менее, с позиции объяснения и, самое главное, с позиции необходимости исправления конструктивно-физических характеристик РБМК Комиссия считает достаточным сосредоточить внимание на реактивностной природе происшедшей аварии, обусловленной конструкцией стержней СУЗ и физико-теплотехническими характеристиками реактора, наиболее неблагоприятные стороны которых вызвал к действию персонал Чернобыльской АЭС. Подтверждение правильности такого подхода Комиссия находит в перечне организационных и технических мероприятий, которые были запланированы к исполнению и осуществлены на реакторах рассматриваемого типа [38, 39, 40, 62].


Содержание

Часть 1.

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