Чернобыль - анатомия взрыва

        Можно по-разному писать историю атомной энергетики, но для всех она теперь делится на два периода: до апреля 86-го и после. В начале 60-х небольшой демонстрационный реактор на ВДНХ собирал толпы посетителей. Если же восстановить его сейчас, боюсь, многие стали бы обходить выставку дальней дорогой. Сложилась ситуация, когда противники атомной энергетики не могут найти с ее сторонниками даже общего языка для спора. С одной стороны, сохраняющаяся неосведомленность, помноженная на возникшее недоверие к «атомщикам», с другой — непоколебимая уверенность в правоте профессионализма. Только когда критики атомной программы обретут нужные знания, а профессионалы — нужное терпение, их диалог сможет принести пользу.

        Написанное о Чернобыле в общей сложности составляет не один внушительный том. Однако читателю-неспециалисту по-прежнему трудно разобраться в цепи причин и следствий, приведших к трагической развязке. Ему приходится брать на веру выводы, которые делают авторы, а выводы эти зачастую принципиально различны. Цель предлагаемой статьи — дать возможность каждому желающему выработать собственное обоснованное и независимое мнение о событиях апреля 86-го.


Г. ЛЬВОВ, специальный корреспондент журнала «Наука и жизнь»
Научно-информационный проект Alternaria Homepage


УСТРОЙСТВО ЧЕРНОБЫЛЬСКОЙ АЭС

        К апрелю 1986 г. на станции действовали четыре блока, каждый из которых включал в себя ядерный реактор типа РБМК-1000 и две турбины с электрогенераторами мощностью по 500 МВт1. Каждый блок вырабатывает 1000 МВт электроэнергии, мощность же выделения тепла в реакторе — 3200 МВт (отсюда нетрудно определить кпд блока — 31%).

        РБМК-1000 — это реактор на тепловых нейтронах, в котором замедлителем служит графит, а теплоносителем обычная вода. Устройство реактора описывалось в журнале «Наука и жизнь» (№ 11, 1980 г.), но, чтобы последующее изложение было понятным, напомним некоторые сведения о РБМК (схему реактора см на цветной вкладке).

        Последняя буква аббревиатуры РБМК (реактор большой мощности канальный) указывает на важную особенность конструкции. Теплоноситель в активной зоне РБМК движется по отдельным каналам, проложенным в толще замедлителя, а не в едином массивном корпусе, как в другом основном типе советских энергетических реакторов — ВВЭР. Это позволяет делать реактор достаточно большим и мощным: активная зона РБМК-1000 имеет вид вертикального цилиндра диаметром 11,8 м и высотой 7 м. Весь этот объем заполнен кладкой из графитовых блоков размерами 25x25x60 см3 общей массой 1850 т. В центре каждого блока сделано цилиндрическое отверстие, сквозь которое и проходит канал с водой-теплоносителем. На периферии активной зоны расположен слой отражателя толщиной около метра — те же графитовые блоки, но без каналов и отверстий.

        Графитовая кладка окружена цилиндрическим стальным баком с водой, играющим роль биологической защиты. Графит опирается на плиту из металлоконструкций, а сверху закрыт другой подобной плитой, на которую для защиты от излучения положен дополнительный настил.

        В 1661-м канале с теплоносителем размещены кассеты с ядерным топливом — таблетками спеченной двуокиси урана диаметром чуть больше сантиметра и высотой 1,5 см, содержание 235U в которых несколько выше естественного — 2%. Две сотни таких таблеток собираются в колонну и загружаются в тепловыделяющий элемент (твэл) — пустотелый цилиндр из циркония с примесью 1% ниобия длиной около 3,5 м и диаметром 13,6 мм. В свою очередь, 36 твэлов собираются в кассету, которая и вставляется в канал. Общая масса урана в реакторе — 190 т. В других 211 каналах перемещаются стержни-поглотители.

        Вода в системе охлаждения циркулирует под давлением 70 атмосфер (при столь высоком давлении ее температура кипения — 284°С). Она подается в каналы снизу главными циркуляционными насосами (ГЦН). Проходя через активную зону, вода нагревается и вскипает. Образовавшаяся смесь из 14% пара и 86% воды отводится через верхнюю часть канала и поступает в четыре барабана-сепаратора. Эти устройства представляют собой огромные горизонтальные цилиндры (длина — 30 м, диаметр — 2,6 м) из высококачественной стали французской фирмы «Крезо-Луар». Здесь под действием силы тяжести вода стекает вниз, а пар, отделяясь от нее, по паропроводам подается на две турбины. Расширяясь и остывая после прохождения через турбины, пар конденсируется в воду температурой 165°С. Эта вода, которую называют питательной, насосами снова подается в барабаны-сепараторы, где смешивается с горячей водой из реактора, охлаждает ее до 270°C и поступает вместе с ней на вход ГЦН. Таков замкнутый контур, по которому циркулирует теплоноситель. Каналы со стержнями-поглотителями охлаждаются водой независимого контура.

        Помимо описанных устройств, в состав каждого энергоблока входят система управления и защиты, регулирующая мощность цепной реакции, системы обеспечения безопасности — в частности, система аварийного охлаждения реактора (САОР), предотвращающая плавление оболочек твэлов и попадание радиоактивных частиц в воду, — и многие другие.


ХРОНИКА СОБЫТИЙ

        На 25 апреля 1986 года, пятницу, намечалась остановка четвертого блока ЧАЭС для планового ремонта. Было решено, воспользовавшись этим, испытать один из двух турбогенераторов в режиме выбега (вращения ротора турбины по инерции после прекращения подачи пара, за счет чего генератор некоторое время продолжает давать энергию).

        По правилам эксплуатации электропитание важнейших систем станции многократно дублируется. При тех авариях, когда может отключиться подача пара на турбины, для питания части устройств запускаются резервные дизель-генераторы, которые выходят на полную мощность за 65 секунд. Возникла идея на это время обеспечить питание некоторых систем, в том числе насосов САОР, от вращающихся по инерции турбогенераторов. Однако при первых же испытаниях выяснилось, что на выбеге генераторы прекращают давать ток быстрее, чем ожидалось. И в 1986 г. институт «Донтехэнерго», чтобы обойти это препятствие, разработал специальный регулятор магнитного поля генератора. Его-то и собирались проверить 25 апреля.

        Как установили впоследствии специалисты, программа испытаний была составлена непродуманно. Это стало одной из причин трагедии. Корень ошибок заключался в том, что эксперимент сочли чисто электротехническим, не влияющим на ядерную безопасность реактора.

        Предусматривалось, что при падении тепловой мощности реактора до 700—1000 МВт (далее везде указана тепловая мощность) прекратится подача пара на генератор № 8 и начнется его выбег. Чтобы исключить срабатывание САОР в ходе эксперимента, программа предписывала заблокировать эту систему, а электрическую нагрузку насосов САОР имитировать подключением к турбогенератору четырех главных циркуляционных насосов (ГЦН).

        В этом пункте программы специалисты позднее усмотрели сразу две ошибки. Во-первых, отключение САОР было необязательным. Во-вторых, и это главное, подключение циркуляционных насосов к «выбегающему» генератору напрямую связало, казалось бы, «электротехнический эксперимент» с ядерными процессами в реакторе. Если уж требовалось имитировать нагрузку, для этого ни в коем случае нельзя было брать ГЦН, а следовало использовать любые другие потребители энергии. Но мало того: при проведении эксперимента персонал допустил отклонения и от этой, неслишком продуманной программы.


Полезная информация: essay writers online
Инфо Чернобыль

Инфо Фокусима