Как начиналась и протекала авария
Авария произошла в ночь с 25 на 26 апреля 1986 года примерно в 1 час 23 минуты. Проследим, что делалось на 4-м блоке в течение предшествующих суток. Примерно за сутки до аварии 4-й блок начали разгружать (снижать мощность) с целью проведения очередного ППР. Когда мощность энергоблока достигла уровня N ~ 50% Nном, диспетчер электросети попросил (просьба диспетчера – закон) немного продержаться на этом уровне, т.к. то ли какой-то важный потребитель подключился к сети, то ли какой-то из энергоблоков отключился от сети. В общем, не так уж важно почему, но запланированные на конец разгрузки испытания для подтверждения проектных электромеханических характеристик нереакторного оборудования были на несколько часов отложены.
По программе испытаний предусматривалось проверить возможность (при отключении энергоблока от сети, остановке реактора и прекращении подачи пара на турбину) снабжения электроэнергией ГЦН за счет выбега турбины в течение времени, необходимого для запуска дизель-генераторов и принятия ими нагрузки. Возможность такого режима должна быть предусмотрена проектом для любой АС, и подтверждаться испытаниями при энергопуске реактора. Однако при сдаче энергоблока в эксплуатацию в конце декабря 1983г. эти испытания сделаны не были. Отложенные испытания проводили два раза – в 1984 и 1985 годах, и оба раза оказалось, что электропитание ГЦН и других насосов, которые должны подавать воду в контур охлаждения реактора, не обеспечивается. Можно было бы, наверное, прекратить безуспешные попытки подтвердить возможность такого режима. Однако была предпринята еще и третья попытка.
Итак. Согласно программе, исходной для испытаний должна быть мощность реактора 700-1000 МВт (22-28 % Nном). Было предусмотрено к шести работающим ГЦН подключить два резервных. Затем, половину ГЦН вместе с одной из двух турбин отключить от сети и зарегистрировать параметры выбега турбины. Другие четыре ГЦН должны были надежно охлаждать реактор, питаясь от резервного трансформатора. При этом реактор должен быть заглушен сбросом стержней по сигналу AЗ от закрытия клапанов отключенной турбины. Однако следует заметить, что заглушение реактора в этом случае – необязательная операция. При отключении пароприемника (турбины) была возможность сброса излишков пара через предусмотренные на этот случай паросбросные устройства БРУ-А и БРУ-К (быстрые редукционные устройства, А – в атмосферу, К– в конденсатор).
Таким образом, для проверки нереакторных систем (поведение собственно реактора в этих испытаниях никого не интересовало) в программе испытаний предусматривались операции с реактором, хотя при достаточной продуманности программы может быть этого не стали бы планировать.
Вывод 5. Программа испытаний была плохо продумана. Испытания в значительной мере проводились по конъюнктурным соображениям.
Урок 5 Программы экспериментов необходимо продумывать так, чтобы, если их объектом не является сам реактор, то его, по возможности, не трогать.
Получилось так, что заданной по программе мощности энергоблок достиг к моменту передачи смены одной вахтой другой в полночь с 25 на 26 апреля. Возможно, что новый состав смены не смог удержать такую мощность нестационарно отравленного реактора, и примерно через полчаса после передачи смены мощность реактора с 500 МВт провалилась практически до нуля. Понятно, что дополнительные ошибки и неточности в действиях персонала могло вызвать следующее обстоятельство: возможно, что новый сменный персонал не успел адаптироваться к условиям испытаний неядерного оборудования при нестационарном отравлении реактора.
Нормальное, планомерное выполнение программы было нарушено. Реактор перестал вырабатывать пар.
Урок 6. Нельзя ответственные операции с энергоблоком проводить на стыке смен, да еще ночью.
У сменного персонала была возможность выбора – остановить испытания и полностью заглушить реактор или все-таки попытаться "вытащить" реактор и провести испытания важного для станции режима, т.е. выполнить производственное задание.
В сложившихся непростых условиях сменный персонал энергоблока принял ответственное решение – поднять мощность реактора и продолжить испытания – возможно, сыгравшее роковую роль. Это невозможно утверждать определенно, т.к. до сих пор неясно, а была ли в тех конкретных условиях возможность сбросом стержней AЗ заглушить реактор.
Дело в том, что аварийная защита, как мы уже увидели, имела конструктивный недостаток, из-за которого необходимо было эксплуатировать реактор, соблюдая требуемый по регламенту ОЗР.
Но персонал официально не знал и не должен был знать о влиянии ОЗР на эффективность AЗ. Ни в регламенте, ни в другой документации об этом информации не было, на экзаменах по проверке знаний вопросов об этом оперативному персоналу не зафиксировано.
Физика происходившего примерно следующая. При передаче смены ОЗР составлял около 30 стержней PP. В результате снижения мощности после передачи смены снизилось паросодержание в каналах. Из-за сильной положительной непроектной обратной связи паросодержания с реактивностью ОЗР стал резко сокращаться (чтобы удержать мощность реактора надо было извлекать РР из зоны).
До сих пор идут споры – нарушил или нет персонал регламент, пытаясь удержать мощность (извлекая стержни РР) и провести запланированные испытания. Однозначного ответа на этот вопрос нет и, по-видимому, уже не будет.
Главное то, что при понижении мощности персонал для ее поддержания, а тем более подъема вынужден был извлекать из реактора стержни РР. Но он не должен был этого делать больше определенного количества, т.к. снижение ОЗР на каждый стержень ниже требуемого минимума не столько затрудняло управление нейтронным полем в реакторе, сколько превращало AЗ в антизащиту.
Итак, решение о проведении запланированных испытаний было принято. Мощность реактора удалось поднять до 200 МВт (~ 6% Nном). На этой мощности возможности управления реактором заметно снижаются по сравнению с более высокими уровнями. Дело в том, что система локального автоматического регулирования (ЛАР) начинает работать, а система физического контроля за распределением энерговыделения (СФКРЭ) может уверенно контролировать нейтронное поле только с ~ 10 Nном. Боковые ионизационные камеры (БИК), расположенные за отражателем реактора, не "чувствуют" центральную часть реактора. Для управления реактором в этих условиях необходимы результаты расчета реактора и большой опыт и интуиция инженера управления реактором. В связи с нестационарным отравлением, достоверных результатов физрасчета персонал не имел и должен был полагаться только на интуицию и опыт.
Испытания начались. Дополнительно были включены 2 ГЦН. Застабилизированы и зафиксированы параметры, которые требовались для последующего анализа испытаний. В 1час 23 мин. 04 сек. остановлена турбина, включен осциллограф для записи быстроменяющихся электрических параметров.
В процессе испытаний четыре ГЦН снижали свою производительность по мере выбега отключенного турбогенератора; общий расход теплоносителя через реактор снижался, однако это не отражалось на условиях его охлаждения из-за низкой мощности; запасы до кавитации ГЦН были малы, но признаков тепловой или физической нестабильности реактора зафиксировано не было; аварийная защита была в рабочем состоянии (хотя не все специалисты сейчас так считают).
На стадии завершения испытаний (через ~ 36 сек. после их начала) старший инженер управления реактором (СИУР) по причине, так и оставшейся невыясненной, решил прибегнуть к ручной остановке реактора и нажал кнопку AЗ. Никакие доступные данные о параметрах и переговорах персонала не дают объяснения, почему он это сделал.
Сам факт простого и естественного действия оператора по ручному сбросу AЗ в конце испытаний при реакторе на мощности и остановленной турбине не может вызывать недоумения (так всегда делали и делают почти на всех типах реакторов). Последствия же этого оказались неестественными и катастрофическими.
Урок 7. Реакторные установки должны проектироваться так, чтобы простые и естественные действия оперативного персонала заканчивались (если нет сопутствующих отказов оборудования) тем эффектом, который ожидается.
Что было дальше?
Самописец мощности показал небольшой "клевок" вниз, но затем вдруг последовал интенсивный и совершенно непонятный операторам рост мощности. Через 2-3 сек. появились сигналы о превышении уставок по мощности (+10% Nном) и скорости ее нарастания (период < 20 сек.), по которым должны сбрасываться стержни AЗ в реактор.
Но они – эти секунды – уже двигались в реактор!
Через 8-9 сек. движение стержней вообще прекратилось. Только несколько из 175 стержней AЗ и РР прошли примерно половину своего хода до нижних концевых выключателей, остальные не успели, т.к. из-за малого ОЗР были вне реактора перед нажатием кнопки AЗ.
Большинство специалистов, знакомых с проблемой аварии на ЧАЭС, считают, что начало разгону реактора и всему последующему положило само перемещение стержней AЗ и РР.
Трансформация высотного нейтронного распределения, зафиксированная в одной из частей реактора, показана на рис. 1.5. Из него видно, что произошло резкое перемещение нейтронного поля вниз активной зоны и соответствующее увеличение эффекта замены нижнего столба воды графитовым вытеснителем в каналах СУЗ.
Рис. 1.5. Динамика изменения высотного энергораспределения в одном из каналов реактора 4-го блока ЧАЭС при аварийном переходном процессе
1-4 – соответственно 0,4,5,6 c.
В настоящее время дискуссии могут идти только в двух направлениях:
1) сколько номинальных мощностей могло сосредоточиться в нижней части активной зоны при разгонном процессе, закончившемся разрушением реактора;
2) могла ли нейтронная мощность, сначала вроде бы снизиться, снова быстро возрасти, чтобы через 2-3 сек. вызвать сигналы на срабатывание АЗ?
При поиске ответа на последний вопрос необходимо учитывать, что речь идет о крайне сложном физико-теплогидравлическом явлении, т.е.:
- что в реакторе находились 1661 канал с ТВС, в каждой из которых имелось 18 твэлов, а также индивидуальные расход теплоносителя, выгорание, высотное распределение поля нейтронов и т.д.;
- что система измерений зарегистрировала в предаварийном (стартовом) состоянии весьма неоднородное поле нейтронов по объему реактора с пресловутой седловиной примерно на половине высоты активной зоны.
Удовлетворительное описание даже стартового, исходного пространственного распределения нейтронного поля в этой ситуации – уже нетривиальная задача, не говоря о динамике. То, что неоднородность энергораспределения была значительна при аварии проявилось в том, что приросты давления теплоносителя в разных частях реактора отличались примерно в 2 раза.
Оценки показывают, что:
- динамические характеристики реактора при разгоне чрезвычайно чувствительны к исходной форме нейтронного распределения, точность знания которого очень низкая из-за очень малой 6%-й исходной мощности реактора;
- при вариациях исходной формы в пределах 20%-й погрешности скорость роста мощности реактора может варьироваться примерно в 2.5 раза, а число твэлов с температурой топлива выше допустимой примерно в 8 раз.
Повышение при разгоне температур оболочек твэлов выше допустимой привело, во-первых, к бурному парообразованию, а во-вторых, к интенсивному взаимодействию циркониевых оболочек твэлов с водой. Оба процесса должны были привести (и, по-видимому, привели) к росту давления в канальных трубах и их разрушению.
Повреждение канальных труб катастрофично для реакторов РБМК, поскольку прорвавшиеся в графитовую кладку вода и пар поднимают там давление. Разрыва нескольких (~ 6) канальных труб достаточно, чтобы верхняя плита реактора, на которой монтируются приводы стержней СУЗ и в которую встроены направляющие трубы, оторвалась от бокового кожуха и сдвинулась (перекосилась). Зарегистрированное прекращение движения стержней в зону на половине хода как раз свидетельствует о том, что это произошло всего через 8 сек от начального инициирующего события – нажатия кнопки AЗ.
Вывод 6. При проектировании были нарушены требования п.3.3.29 ПВЯ-04-74 (сейчас п. 2.3.2.4 ПБЯ РУ АС-89) о том, что аварийная защита должна быть спроектирована таким образом, чтобы начавшееся защитное действие доводилось до конца.
Кроме того, разрушение нескольких канальных труб способно понизить давление во всем контуре циркуляции и привести к вскипанию теплоносителя одновременно во всех каналах по всей высоте активной зоны. Массовое объемное парообразование при очень большом паровом эффекте реактивности может только еще более разогнать разгонный процесс и привести к разрушению всех твэлов.
ПОЛУЧЕН ГОРЬКИЙ урок 8. Мелочами в обеспечении безопасности пренебрегать нельзя.
Разумеется, в самое ближайшее время после аварии на всех реакторах типа РБМК коренным образом изменены (естественно, в сторону обеспечения безопасности) многие их параметры и свойства:
- снижен паровой эффект (см. рис. 1.3, кривая 3);
- исключены столбы воды в нижней части каналов СУЗ;
- повышена скорость движения стержней СУЗ по сигналу AЗ (3 сек. вместо 18 сек.);
- технически исключено застревание стержней AЗ при движении в зону;
- увеличена норма ОЗР (с 15 до 30, а на некоторых энергоблоках до 45);
- автоматизирован расчет ОЗР и улучшена информированность о нем персонала;
- улучшен контроль за антикавитационными запасами ГЦН;
- больше технологических защит стало недоступно персоналу.
Таким образом, есть надежда, что реакторы РБМК отработают оставшиеся им сроки без серьезных инцидентов.