proatom.ru - сайт агентства ПРоАтом
Журналы Атомная стратегия 2022 год
  Агентство  ПРоАтом. 25 лет с атомной отраслью!              
Навигация
· Главная
· Все темы сайта
· Каталог поставщиков
· Контакты
· Наш архив
· Обратная связь
· Опросы
· Поиск по сайту
· Продукты и расценки
· Самое популярное
· Ссылки
· Форум
Журнал
Журнал Атомная стратегия
Подписка на электронную версию
Журнал Атомная стратегия
Атомные Блоги





Подписка
Подписку остановить невозможно! Подробнее...
Задать вопрос
Наши партнеры
PRo-движение
АНОНС
Вышло в свет второе издание двухтомника Б.И.Нигматулина. Подробнее
PRo Погоду

Сотрудничество
Редакция приглашает региональных представителей журнала «Атомная стратегия» и сайта proatom.ru. E-mail: pr@proatom.ru Савичев Владимир.
Время и Судьбы

[21/02/2011]     Чернобыль в 2009 году

А.Н.Румянцев, д.т.н., зам. директора по научной работе НТК "Электроника" НИЦ "Курчатовский институт", 27 апреля – 10 июня 2009 г.


С момента аварии на Чернобыльской АЭС прошло уже 23 (на сегодняшний день – почти 25 – ред.) года. Многое уже забыто. Многие из создателей реакторов типа РБМК-1000 и РБМК-1500 уже ушли из этой жизни. Однако многие живые участники создания таких реакторов еще продолжают анализировать причины этой техногенной катастрофы прежде всего для того, чтобы полученный “know-how” можно было наиболее объективно использовать для оценок будущих рисков, связанных с атомной энергетикой.


Один из них, Валентин Михайлович Федуленко, сотрудник Российского научного центра (РНЦ) “Курчатовский институт”, с которым я знаком по совместным работам с начала 1970-х г.г., принимал непосредственное участие в работах по анализу причин и устранению последствий многих инцидентов и аварий на промышленных и энергетических реакторах СССР и РФ, включая аварию на ЧАЭС в апреле 1986 г. Зная о моем участии в разработках проектов таких реакторов, он обратился с предложением дать оценку причин этой аварии так, как это видится в 2009 г. Поскольку время необратимо, его просьба и послужила причиной создания этой памятной записки.

Предыстория

В период 1966-1975 г.г., являясь сотрудником Сектора-14 ИАЭ им. И.В. Курчатова, который возглавлял профессор Савелий Моисеевич Фейнберг, я принимал участие в работах по проектированию реакторов типа РБМК-1000 и РБМК-1500. С.М.Фейнберг был заместителем научного руководителя проектов. Научным руководителем проектов был академик Анатолий Петрович Александров, директор ИАЭ им. И.В.Курчатова (с 1991 г. - РНЦ “Курчатовский институт”).

Сразу после окончания МИФИ в 1963 г. по специальности инженер-физик я был направлен на работу в должности инженера-конструктора в организацию п.я. 788, ныне – Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники (НИКИЭТ) им. Н.А.Доллежаля. Начав в августе 1963 г. работу в группе Ю.И.Митяева, входившей в состав физического Отдела № 5, которым руководил А.Д.Жирнов, уже через два месяца мною был получен временный пропуск в ИАЭ им. И.В.Курчатова с целью использования имевшейся в нем вычислительной техники (ЭВМ типа М-20) для проведения работ в области расчетного моделирования характеристик канальных реакторов с прямым перегревом пара, установленных и сооружавшихся на Белоярской АЭС (реакторов типа АМБ). НИКИЭТ не обладал необходимой вычислительной базой.

Начав с освоения программирования в коде для ЭВМ М-20, находившейся в зд. 101 ИАЭ им. И.В.Курчатова, уже к середине 1964 г., работая в основном по ночам (дневное отладочное время на ЭВМ было практически недоступно), был создан первый в НИКИЭТ программный комплекс для расчета эффектов реактивности уран-графитовых реакторов типа АМБ методами теории возмущений. В основу были положены методики расчетов, разработанные в Физико-Энергетическом Институте (ФЭИ, г. Обнинск), который был научным руководителем проектов реакторов типа АМБ. Моей задачей было перевести эти методики, которые применялись для проведения расчетов на электрических счетных машинах, на ЭВМ. В результате в 1964 г. квартальные планы группы Ю.И.Митяева по расчетному обоснованию параметров реакторов типа АМБ стали выполняться за две-три недели. Затем на ЭВМ устремились другие сотрудники НИКИЭТ. Решением директора НИКИЭТ Николая Антоновича. Доллежаля в конце 1964 г. на меня были возложены задачи поиска и аренды свободного машинного времени на ЭВМ типа М-20 в Москве и Московской области, организации расчетных работ сотрудников НИКИЭТ, и было предоставлено право подписи документов на оплату использованного машинного времени. К началу 1965 г. вместе с двумя сотрудниками НИКИЭТ, В.Г.Овсепяном и В.К.Викуловым была разработана комплексная программа расчета физических характеристик ячеек рабочих каналов уран-графитовых реакторов с учетом выгорания. Программа получила наименование ВОР – выгорание однородных решеток, - что совпало с первыми буквами фамилий авторов. В этой комплексной программе для расчета распределений тепловых нейтронов по ячейке уран-графитового реактора и коэффициента использования тепловых нейтронов использовалась недавно созданная (1964 г.) программа Г.И. Марчука (ФЭИ), осуществлявшая расчет полей тепловых нейтронов не в диффузионном, а в более точном Р3-приближении. Расчеты коэффициентов размножения на быстрых нейтронах и вероятности избежать резонансного захвата осуществлялись по методикам, разработанным ФЭИ для реакторов типа АМБ с кипящими и пароперегревательными каналами. Эта программа и ее последующие модификации были рабочим инструментом НИКИЭТ вплоть до снятия с эксплуатации ЭВМ типов М-20 и М-220 в начале 70-х г.г.

Мои работы в области физики и теплогидравлики уран-графитовых реакторов с применением ЭВМ, в том числе, находившихся в ИАЭ им. И.В. Курчатова, были замечены сотрудником Сектора-14 Я.В.Шевелевым, который предложил С.М.Фейнбергу перевести меня из НИКИЭТ в ИАЭ им. И.В. Курчатова. Поскольку я считался “молодым специалистом”, такой перевод мог быть произведен только решением Управления кадров Государственного Комитета по использованию атомной энергии СССР (ГКАЭ). По инициативе С.М.Фейнберга, материализованной его заместителем по Сектору-14 В.А.Чеботаревым, ГКАЭ принял такое решение и в марте 1966 г., еще будучи “молодым специалистом”, я был переведен в ИАЭ им. И.В.Курчатова с повышением в должности до старшего инженера.

Перед уходом из НИКИЭТ мне пришлось объясняться с Н.А.Доллежалем и его заместителем И.Я.Емельяновым. Они обнаружили, что сумма подписанных мною счетов на оплату машинного времени, использованного сотрудниками НИКИЭТ на разных ЭВМ в г. Москве и Московской области в 1965 г., многократно превосходит финансовые возможности НИКИЭТ. Последовали и уговоры остаться в НИКИЭТ с повышением в должности, и угрозы наказания за такое распоряжение предоставленными мне правами, которое “разорило” НИКИЭТ.

С марта 1966 г. начались работы в Секторе-14 над проектом нейтринного генератора в виде импульсного уран-графитового реактора со сбрасываемой группой стержней с фторидом лития весом в несколько десятков тонн, предполагавшегося к сооружению в районе г. Серпухов (Московская обл., примерно 100 км от Москвы). Руководство этим проектом осуществляли С.М.Фейнберг и Я.В.Шевелев, один из разработчиков уникального импульсного реактора ИГР. В течение 1966 г. мною были выполнены экспериментальные исследования теплоемкости фтористого лития на калориметре, имевшемся в Секторе В.И.Меркина. Было обнаружено, что опубликованные американские данные практически вдвое занижали эту теплоемкость, имевшую принципиальное значение для создания нейтринного генератора. В тот же период под руководством Н.И.Лалетина, сотрудника С-14, были предприняты попытки создания аналитической модели для расчета анизотропного коэффициента диффузии тепловых нейтронов для нейтринного генератора. Исписав горы бумаги, искомая формула была получена, но расчет по ней можно было сделать только на ЭВМ. В итоге был сделан вывод о том, что наиболее эффективным способом решения этой задачи является ее прямое моделирование методом Монте-Карло. Результатом некоторых других выполненных работ явилась констатация возможного сейсмического воздействия сброса системы литиевых стержней этого реактора на г. Серпухов и даже г. Москву. В 1967-68 г.г. проект такого генератора тихо “умер”. В том же 1966 г. по заданию С.М.Фейнберга был выполнен ряд работ по сравнению параметров реакторов типа АМБ с ожидаемыми параметрами реакторов типа РБМК. Все расчеты выполнялись с применением программы ВОР.

Участие в проектировании реакторов типа РБМК

С начала 1967 г. С.М.Фейнберг полностью переключил меня на работы по проектированию канальных уран-графитовых реакторов с охлаждением кипящей водой – реакторов типа РБМК. Практически все расчетно-теоретические и экспериментальные работы по реакторам типа РБМК были сосредоточены в Секторе-15, которым руководил Е.П.Кунегин. Сектор-15, в основном, осуществлял научное руководство и сопровождение промышленных реакторов-наработчиков плутония. Однако С.М.Фейнберг, как заместитель научного руководителя проекта РБМК, считал необходимым вести независимые проектные проработки для того, чтобы иметь возможность относительно независимого суждения о работах Главного конструктора РБМК, которым был назначен НИКИЭТ, работах Сектора-15 и работах Главного проектанта, которым был назначен ВНИИ “Гидропроект”. Сам он, по сути, выступал интегратором идей и подходов, вырабатывавшихся различными коллективами специалистов.

Будучи по образованию архитектором, образно воспринимавшим графику, С.М.Фейнберг загрузил меня, В.А.Чеботарева и тогда совсем еще молодого специалиста В.Е.Никульшина, работами по проектированию технологических каналов (ТК) для РБМК, требуя разработки комплектов сборочных чертежей, снабженных теплогидравлическими и нейтронно-физическими характеристиками реактора, которые он использовал при обсуждениях проектных решений, предлагавшихся Главным конструктором Н.А.Доллежалем и его командой из НИКИЭТ. Несколько раз С.М.Фейнберг брал меня на эти обсуждения. Нужно воздать должное выдержке Н.А.Доллежаля. Ни разу во время этих встреч он не напомнил мне о “разорении” НИКИЭТ в 1966 г., к которому я имел прямое отношение. Работы по проектированию теплогидравлических и нейтронно-физических характеристик ТК осуществлялись с применением комплекса программ ВОР, его модификаций и вновь созданных программ, что позволяло сравнивать результаты, полученные в Секторе-15, с результатами наших расчетов. Методики, реализованные в программе ВОР, основывались на методиках, разработанных ФЭИ для реакторов типа АМБ. Методики, применявшиеся в Секторе-15, основывались на собственных разработках, созданных для расчета промышленных уран-графитовых реакторов-наработчиков плутония. Основные проектные разработки базировались на созданном в Секторе-15 комплексе программ расчета двумерной полиячейки из 16 ТК, причем поля тепловых нейтронов в каждой ячейке и между ячейками определялись в диффузионном приближении без какой-либо связи с теплогидравлическими характеристиками ТК.

Основные различия в методиках относились к методам расчета вероятности избежать резонансного поглощения и методам расчета полей тепловых нейтронов в ячейках ТК. Методики расчета, разработанные ФЭИ для реакторов типа АМБ и реализованные в программе ВОР и программах расчета баланса нейтронов в реакторе, включая расчет полей тепловых нейтронов в ячейке в Р3-приближении, проходили экспериментальную проверку на действующих реакторах Белоярской АЭС и первой АЭС в Обнинске. Методики расчетов, созданные в Секторе-15, проходили проверку на критическом стенде УГ, сооруженном в ИАЭ им. И.В.Курчатова, на котором эксперименты проводились только со свежим топливом. Масштаб стенда УГ был на порядок меньше проектных размеров активной зоны реактора РБМК. Эксперименты на стенде УГ экстраполировались на полиячейки с различным выгоранием и на активную зону в целом. Сравнение результатов расчетов, весьма ограниченное вследствие существовавшей секретности всех материалов, относящихся к проекту реактора РБМК, выявило систематическое различие в данных как по вероятности избежать резонансного захвата, так и в коэффициенте использования тепловых нейтронов в функции выгорания.

С одобрения С.М.Фейнберга, в период с конца 1967 г. по конец 1968 г. в течение нескольких месяцев пришлось быть в командировках в филиале ИАЭ им. И.В. Курчатова – НИТИ, г. Сосновый Бор, рядом со строительной площадкой 1-го блока Ленинградской АЭС с реактором РБМК-1000. Целью командировок было проведение множественных вариантных расчетов активной зоны реактора РБМК-1000 с возможно более полным анализом влияния конструкции ТК и режимов их эксплуатации на нейтронно-физические и теплогидравлические характеристики реактора РБМК-1000. В НИТИ имелась относительно слабо загруженная ЭВМ типа М-220, на которой можно было почти ежесуточно получать большое (до 6-12 часов) машинное время. В ИАЭ им. И.В.Курчатова возможности получения машинного времени были ограничены интервалом от 15 минут до 1 часа в сутки.

Результаты выполненных расчетных исследований были суммированы в ряде закрытых отчетов ИАЭ им. И.В.Курчатова (1968 г.), отредактированных и утвержденных лично С.М.Фейнбергом. Не все полученные результаты были включены в отчеты. Из выполненных расчетных исследований следовало, что:

·       шаг графитовой кладки, выбранный для РБМК из конструктивных соображений на уровне 25 см, при проектном начальном обогащении по урану-235 на уровне 1.8% является оптимальным по достижимым глубинам выгорания топлива, включая режим наработки плутония при переводе реакторов типа РБМК в двух-целевой режим работы;

·       однако при шаге 25 см паровой эффект реактивности по воде (вследствие снижения плотности воды при образовании пара) для ожидаемого равновесного по выгоранию изотопного состава топлива всегда положителен и может существенно превосходить долю запаздывающих нейтронов;

·       при шаге 20 см паровой эффект реактивности всегда отрицателен вследствие преобладания эффекта увеличения резонансного поглощения нейтронов над эффектом снижения поглощения в воде;

·       при шаге 30 см паровой эффект реактивности всегда отрицателен вследствие преобладания эффекта увеличения поглощения в графите над эффектом снижения поглощения в воде при слабом увеличении резонансного поглощения нейтронов;

·       при шаге 25 см. некоторого снижения положительного парового эффекта реактивности можно было достичь при увеличении начального обогащения по урану-235 до 2.2-2.4%; однако увеличение начального обогащения требовало существенной переделки системы СУЗ, что было признано нереализуемым. Применение выгорающих поглотителей типа гадолиния исключалось.

Общим выводом из выполненных расчетов было то, что выбор шага 25 см ведет к появлению значительного положительного парового эффекта реактивности, следствием которого может быть возникновение больших и неконтролируемых неравномерностей энерговыделения по объему реактора. Но к этому времени основные проектные характеристики РБМК-1000 уже были утверждены и менять шаг графитовой кладки уже было невозможно. Предложения по снижению плотности графита до эквивалента шага 20-22 см (“пузырчатый” графит либо засыпка кладки графитовыми шариками) были отнесены к практически нереализуемым. Сравнение полученных данных с работами Сектора-15 показывало, что отличия в применяемых методиках нейтронно-физического расчета практически не сказываются на ожидаемых глубинах выгорания, слабо сказываются на ожидаемых изотопных составах топлива в функции выгорания, но различаются по плотностным по воде и температурным по графиту эффектам реактивности и количественно, и даже по знаку.

В ряде более поздних работ Сектора-15 (1969-71 г.г.), в том числе доложенных на закрытых семинарах, также был обнаружен положительный паровой эффект реактивности. Но мера неопределенности этого эффекта была признана слишком большой для того, чтобы принимать немедленные решения по изменению конструкции графитовой кладки, либо других элементов конструкции реактора, либо пересмотру режимов работы реактора.

В связи с наличием в НИТИ и последующим появлением в ИАЭ им. И.В.Курчатова ЭВМ типа БЭСМ-6 с рекордной по тем временам производительностью до 1 млн. операций в секунду, мною в период 1969-1971 г.г. был разработан комплекс программ трехмерного нейтронно-физического и теплогидравлического расчета стационарных характеристик канальных реакторов. В основу моделирования нейтронно-физических характеристик был положен метод Галанина-Фейнберга, развитый для трехмерной геометрии. Нейтронно-физические параметры каждого ТК, стержней системы управления и защиты (СУЗ), дополнительных поглотителей (ДП) описывались корреляционными функциями, получаемыми обработкой вариантных расчетов параметров ячеек ТК, СУЗ, ДП в функции выгорания, плотности воды, температуры графита. В основу теплогидравлического расчета был положен метод поканального расчета всех (до 2 тысяч) ТК с индивидуальными теплогидравлическими параметрами, включая длины и другие особенности нижних подводящих водяных и верхних отводящих пароводяных коммуникаций (НВК и ПВК), прошедший в 1969-70 г.г. экспериментальную проверку на стенде КС ИАЭ им. И.В.Курчатова.

Разработанный комплекс программ был применен для анализа нескольких критических загрузок стенда УГ. Результаты расчетов удовлетворительно согласовались с экспериментом. В период 1971-1973 г.г. были выполнены трехмерные нейтронно-физические и теплогидравлические расчеты стационарных параметров реакторов типа РБМК для различных уровней мощности и различных составов активных зон – от начального пускового до установившегося в режиме непрерывных перегрузок. Один расчет занимал 2-3 часа процессорного времени ЭВМ БЭСМ-6. При проведении этих расчетов выяснилось, что примененные методы расчета эффективного коэффициента размножения (Keff) как собственного значения матричного оператора дают максимальное первое собственное значение в виде отрицательного числа в диапазоне 10-12. Математически корректное решение не имело физического смысла. Эта проблема интенсивно обсуждалась с В.И.Лебедевым и Я.В.Шевелевым. Обнаружилось, что лишь второе собственное значение было положительным и лежало в диапазоне единицы, что и ожидалось для Keff. Следуя формальной логике интерпретации собственных значений и собственных векторов матричных операторов, можно было сделать вывод о том, что изначально наиболее устойчивым состоянием активной зоны реактора является “ее отсутствие”. Это был “первый” звонок в отношении изначальной безопасности будущих реакторов РБМК. Последующий анализ доступной информации по проблемам собственных значений и собственных векторов матричных операторов показал, что указанный эффект типичен для т.н. “слабосвязанных систем”, т.е. систем, состоящих из множества подсистем, обладающих слабыми связями друг с другом. Из расчетов и экспериментов было известно, что группа из 35-40 свежих ТК типа РБМК уже образует критичную систему. Из расчетов следовало, что при наличии в активной зоне реактора типа РБМК до 1700 ТК, даже по достижении равновесного выгорания, локальная группа из 70-110 ТК также может достичь критичности, если в ее составе нет ДП или введенных стержней СУЗ.

Результаты расчетов стационарных трехмерных нейтронно-физических и теплогидравлических параметров активных зон реакторов типа РБМК по достижении равновесного выгорания обнаружили несколько тогда весьма неожиданных эффектов:

·       при работе реактора на малых уровнях мощности (1-5% от номинала) на вход в ТК, имеющие самые длинные нижние водяные коммуникации (НВК), уже может подаваться пароводяная смесь, образуемая за счет сочетания температуры подаваемой воды, близкой к температуре насыщения, и падения давления воды вследствие увеличенного гидравлического сопротивления НВК; вследствие положительного парового эффекта максимум энерговыделения может смещаться в нижнюю часть реактора в области с ТК, имеющими самые длинные НВК, близ бокового отражателя, с одновременным ростом общего коэффициента неравномерности энерговыделения по активной зоне;

·       при работе реактора на малых уровнях мощности (1-5% от номинала) извлечение ранее погруженного стержня СУЗ, находящегося вблизи бокового отражателя, при одновременном опускании стержня СУЗ, находящегося на противоположном краю активной зоны (операция “выравнивания” положений стержней СУЗ по высоте), приводит к существенному увеличению общего коэффициента неравномерности энерговыделения по активной зоне с максимумом в районе извлекаемого стержня СУЗ;

·       распределение мощности ТК по высоте имеет выраженную “двугорбость”; при работе реактора на номинальной мощности верхний “горб” больше нижнего; при работе реактора на малой мощности (порядка 1-5% от номинала) нижний “горб” может быть больше верхнего;

·       при увеличении мощности реактора до номинальной максимум энерговыделения по высоте смещается в верхнюю часть активной зоны;

·       общий коэффициент неравномерности энерговыделения по активной зоне убывает по мере роста мощности и снижения температуры воды, подаваемой в ТК.

Из проведенных расчетов основным был вывод о том, что наиболее сложными для контроля и управления реактором являются режимы работы на малой мощности с повышенным расходом воды. Другим выводом явилась констатация факта существенной зависимости высотного распределения энерговыделения по ТК от положения области начала объемного кипения воды. При работе на номинальной мощности область начала объемного кипения располагалась на высоте 1.5-3 м от низа активной зоны. Однако при снижении мощности реактора и соответствующем увеличении расхода воды с более высокой входной температурой область начала кипения могла смещаться вниз в область меньших выгораний топлива, различных для различных ТК, что привносило дополнительную положительную реактивность. Тем самым было доказано, что нейтронно-физические расчеты параметров реакторов типа РБМК требуют учета индивидуальных теплогидравлических характеристик каждого ТК.

Изобретенные в 1971-1972 г.г. новый способ охлаждения кипящего ядерного реактора (авторы: С.М.Фейнберг, А.Н.Румянцев, В.А.Чеботарев, А.Я.Крамеров) и реализующий этот способ т.н. “многоэтажный” ТК (авторы: С.М.Фейнберг, А.Н.Румянцев, В.А.Чеботарев, В.Е.Никульшин, В.С.Осмачкин, В.А.Капустин) с поперечной подачей воды, успешно испытанный на стенде КС в 1973 г., с возможностями его применения как в РБМК-1000, так и РБМК-1500, практически полностью устранял высотную неравномерность распределения плотности воды в ТК и имел в 2.5-3 раза большую критическую мощность в сравнении с ТК для РБМК-1000. Однако вместо него для проекта реактора РБМК-1500 был применен ТК разработки НИКИЭТ с традиционной продольной подачей воды и стальными завихрителями потока пароводяной смеси в верхней части ТК. Конструкция ТК для РБМК-1000 осталась без изменений. Высотная неравномерность плотности воды в реакторах типа РБМК была сохранена.

В период 1972-1973 г.г. была создана методика и программа расчета трехмерных нейтронно-физических и теплогидравлических нестационарных процессов в канальных реакторах типа РБМК (до 2000 ТК). В основу моделирования нейтронно-физических характеристик был положен метод Галанина-Фейнберга, развитый для нестационарных процессов в трехмерной геометрии. В реализованной модели учитывались 6 групп запаздывающих нейтронов. Программа была предназначена для анализа относительно медленных нестационарных процессов, при которых период изменения мощности каждого ТК должен был быть больше времени прохождения теплоносителем самой активной зоны. Для РБМК время прохождения теплоносителем самой активной зоны оценивалось в 3-4 сек. Поскольку тепловая постоянная ТВЭЛ типа РБМК со свежим топливом оценивалась на уровне 13 сек, указанные модельные ограничения практически не сказывались на моделировании относительно “медленных” нестационарных процессов, вызываемых, в частности, плотностными эффектами реактивности по воде. Нестационарная теплогидравлика расчитывалась для каждого ТК с учетом индивидуальных особенностей его НВК и ПВК. Нейтронно-физические характеристики каждого ТК описывались корреляционными зависимостями в функции начального обогащения, выгорания, температуры и плотности воды, температуры графита. Нейтронно-физические характеристики ДП и стержней СУЗ описывались корреляционными зависимостями в функции температуры и плотности воды, и температуры графита. Корреляционные зависимости получались обработкой серий вариантных расчетов параметров ячеек по модифицированной программе ВОР.

Каждый вариантный расчет реактора начинался с расчета исходного стационарного состояния. Затем, в соответствии с принятым сценарием событий, выполнялся расчет переходного нестационарного процесса, начинающегося со стационарного состояния и заканчивающегося либо достижением нового практически стационарного состояния, либо прерыванием счета из-за переполнения разрядной сетки полученных чисел вследствие роста во времени нейтронного потока и мощности ТК (одна ячейка памяти ЭВМ БЭСМ-6 использовалась для хранения 3-х десятичных чисел). Расчет аварийно прерывался при достижении коэффициентом неравномерности тепловыделения по объему активной зоны реактора величины порядка 103. Один расчет нестационарного процесса длительностью 3-5 минут требовал от 100 до 150 часов процессорного времени ЭМВ БЭСМ-6. Критерием целостности активной зоны было непревышение в любой точке по высоте любого ТК критического теплового потока. По моей просьбе, поддержанной Я.В.Шевелевым, С.М.Фейнберг обратился к заместителю директора Института А.Г.Зеленкову, курировавшему вычислительный комплекс, с предложением о выделении мне персонального ресурса в виде двух постоянно работавших магнитофонов и линейки из 3-х магнитных дисков для проведения нестационарных расчетов РБМК на ЭВМ БЭСМ-6. Просьба была удовлетворена. Программный комплекс был снабжен механизмом автоматического рестарта, который позволял в любой момент времени пускать задачу и останавливать ее. Поскольку в то время операторы ЭВМ БЭСМ-6 получали премии за достижение наивысшего коэффициента использования процессорного времени, этот программный комплекс стал “любимцем” операторов, применявших для его запуска всего 4 перфокарты. Обычными для того времени были события отказа во вводе больших колод перфокарт из-за их замятия, перекоса и т.п. Если перфокарты не удавалось восстановить, то операторы ЭВМ предпочитали пускать программный комплекс с тем, чтобы избежать простоя ЭВМ. Расчет одного шага по времени требовал от 5 до 15 минут процессорного времени БЭСМ-6. Таким образом, машинное время, необходимое для проведения одного расчета нестационарного процесса удавалось получить в течение 2-4 недель. За период 1972-1974 всего было проведено не более 30-40 полных расчетов.

Моделировались, в основном, характеристики активных зон с достигнутым равновесным выгоранием и изотопным составом. Этим состояниям соответствовало нахождение в активной зоне 10-20 стержней ДП, практически равномерно распределенным по активной зоне. Количество введенных стержней СУЗ определялось с применением теории возмущений. Начальное распределение стержней СУЗ по высоте моделировалось методом Монте-Карло. Исходное значение Keff всегда нормировалось на единицу. Сценарии большинства событий согласовывались с С.М.Фейнбергом и Я.В.Шевелевым. Наибольшее внимание было уделено анализу ситуаций, возникающих при работе реактора на малой мощности (1-5% от номинала) и ситуаций сброса АЗ на различных уровнях мощности. Результаты расчетов оформлялись в виде диаграмм распределений мощности ТК во времени (размером примерно 2.5x2.5 метра, до 20-30 таких листов на один вариант расчета) и записей в рабочих тетрадях, находившихся в 1-м Отделе зд. 101, которым руководила Л.С.Данченко. Результаты расчетов докладывались на нескольких закрытых семинарах Сектора-14. Возможности экспериментальной проверки результатов расчетов тогда отсутствовали. В ряде расчетов были обнаружены значительные нестационарные неравномерности распределения мощности по объему активной зоны c локализацией внутри объемов активной зоны, включающих порядка 70-110 ТК. Выводы о возникновении и развитии пространственных эффектов перераспределения мощности с образованием локальных зон надкритичности могли быть либо подтверждены, либо опровергнуты только экспериментами на действующих реакторах типа РБМК. Накопленный к тому времени опыт эксплуатации двух-целевых промышленных реакторов, а также реакторов типа АМБ, не мог ни подтвердить, ни опровергнуть эти выводы.

Из полученных результатов на сегодня (2009 г.) можно воспроизвести по памяти лишь некоторые, которые, как оказалось, были впоследствии, к сожалению, подтверждены экспериментом. Поэтому они и запомнились.

1) При работе реактора на малой мощности (1-5% от номинала) и применении 6 главных циркуляционных насосов (ГЦН) извлечение ранее полностью погруженного стержня СУЗ, находящегося вблизи бокового отражателя, в области симметрии активной зоны, при одновременном опускании стержня СУЗ, находящегося на противоположном краю активной зоны (операция “выравнивания” положений стержней СУЗ по высоте) может приводить к образованию локальной зоны повышенного и нарастающего во времени энерговыделения в нижней части активной зоны в районе извлекаемого стержня СУЗ. Темп роста локальной мощности ТК был соизмерим с тепловой постоянной ТВЭЛ (порядка 13 сек). Эффективный диаметр этой близкой по форме к сфере или эллипсу локальной зоны на конец счета оценивался в 2.5-3 метра. Эта область охватывала группу из 70-110 ТК. Объемный коэффициент неравномерности энерговыделения изменялся в широком диапазоне, достигая 200-500, при относительно небольшом увеличении интегральной мощности реактора. На конец счета локальная мощность ТК в области максимума энерговыделения могла превысить предельную по кризису теплоотдачи в 2-10 раз. Тот же переходной процесс при работе реактора на номинальной мощности вызывал лишь смещение распределения локальной мощности по высоте ТК в верхнюю часть активной зоны без сколь-нибудь значительных изменений объемного коэффициента неравномерности энерговыделения по активной зоне. Был сделан вывод о необходимости исключения операций выравнивания по высоте удаленных стержней СУЗ при работе реактора на малых уровнях мощности и необходимости снижения расхода воды через активную зону при снижении ее мощности. Мне не известно, было ли такое требование включено в регламент эксплуатации. Авария на 1-м блоке Ленинградской АЭС (ЛАЭС) в декабре 1975 г. подтвердила реализуемость таких сценариев, а также масштаб области локального перегрева ТК с последующей разгерметизацией (порядка 100 ТВС).

2) Сброс АЗ на малом уровне мощности (1-5% от номинала при работе 6 ГЦН) всегда вызывал рост объемного коэффициента неравномерности энерговыделения со смещением максимума энерговыделения в нижнюю часть активной зоны вследствие наложения двух эффектов: наличия пароводяной смеси уже на входе в ТК, имевших нижние водяные коммуникации с наибольшей длиной, и смещения максимумов потока нейтронов и энерговыделения в нижнюю часть активной зоны вследствие вывода из активной зоны графитовых вытеснителей и ввода поглощающей части стержней АЗ. При этом возникала конкуренция двух пространственных эффектов – эффекта уменьшения локальной реактивности в верхней части активной зоны за счет ввода поглощающих элементов стержней АЗ, и эффекта увеличения локальной реактивности в нижней части активной зоны за счет положительного парового эффекта и “передавливания” нейтронного поля вниз. Результат этой конкуренции определялся начальным размещением стержней ДП и СУЗ в активной зоне, и скоростью ввода стержней АЗ в активную зону. При скорости ввода стержней АЗ, принятой в проекте 1-го блока ЛАЭС (порядка 0.4 м/сек), эффект кратковременного локального “вcпучивания” проявлялся всегда. Масштаб эффекта оценивался увеличением объемного коэффициента неравномерности энерговыделения в десятки раз. При некоторых начальных условиях этот эффект приводил к кратковременному (на уровне десятка секунд) кризису теплосъема. За это время стержни АЗ вводились примерно до середины активной зоны (3.5 метра). Были выполнены оценки возможных последствий локального разгона в области близ бокового отражателя с эффективным диаметром 2.5-3 метра, с тепловой постоянной ТВЭЛ на уровне 13 сек., и с учетом количества водорода, который может выделиться как в результате пароциркониевой реакции, так и, в основном, за счет термического разложения воды. При этом предполагалось, что происходит прожог и разрыв 70-110 циркониевых труб ТК, и за период порядка тепловой постоянной ТВЭЛ в локальную зону надкритичности попадает 5-10 тонн воды, термически разлагаемой на водород и кислород. При последующем контакте с атмосферой может происходить детонация кислород-водородной смеси, при которой 1 тонна смеси считалась эквивалентной 0,5-2 тоннам ТНТ. Полученные оценки соответствовали тротиловому эквиваленту в диапазоне от 2 до 20 тонн ТНТ.

Незнание или игнорирование выявленной конкуренции двух пространственных эффектов в последующих (без моего участия) усовершенствованиях реакторов типа РБМК привело к тому, что на реакторах Чернобыльской АЭС (ЧАЭС) и Игналинской АЭС с реактором РБМК-1500 были укорочены графитовые вытеснители (концевики) на стержнях СУЗ и АЗ. Вместо графита в нижней части этих стержней оказались столбы воды высотой порядка 1.2 метра. Эти столбы играли роль поглотителя тепловых нейтронов и их размер вполне коррелировал с указанным выше эффективным диаметром локальной зоны критичности (2.5-3 метра). При сбросе стержней АЗ в нижней части активной зоны происходило вытеснение воды графитовыми концевиками стержней АЗ, что привносило дополнительную положительную реактивность в уже существовавший положительный паровой эффект реактивности и эффект “передавливания” нейтронного поля вниз. Предсказанный эффект роста объемного коэффициента неравномерности энерговыделения при сбросе АЗ на малых уровнях мощности с возможностью создания локальных зон надкритичности был в начале 80-х г.г. прошлого века экспериментально подтвержден при пуске реакторов и на ЧАЭС, и на Игналинской АЭС с реактором РБМК-1500. В 1986 г. этот эффект был вновь экспериментально подтвержден аварией на 4-м блоке ЧАЭС, случившейся в мой день рождения 26 апреля.

Продолжение истории участия в проектировании реакторов типа РБМК

В июне 1973 г. я защищал свою диссертацию на соискание ученой степени кандидата физико-математических наук на Совете ИАЭ им. И.В. Курчатова. Совет возглавлял А.П.Александров. Темой диссертации, имевшей гриф секретности, были созданные методы расчета стационарных нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик трехмерных реакторов канального типа, соответствующие программные комплексы и некоторые результаты расчетов параметров реакторов типа РБМК-1000. По совместному решению С.М.Фейнберга, бывшего заместителем председателя Совета, и Я.В.Шевелева, моим научным руководителем был назван Я.В.Шевелев. Из первоначального текста диссертации были исключены результаты расчетов, ставившие под сомнение принятые проектные параметры реактора РБМК-1000. Защита прошла успешно.

В начале сентября 1973 г. С.М.Фейнберг, назначенный председателем государственной комиссии по пуску реактора типа РБМК-1000 на 1-м блоке ЛАЭС, вернулся из командировки на ЛАЭС, вызвал меня к себе и сказал: “Саша, мы создали такое, что умом человеческим уже не объять. Пустим реактор к 7 ноября. Всего 30-40 каналов. И потом вернемся к Вашим расчетам. Пока доберемся до полной загрузки активной зоны, у нас будет время все заново проверить и уточнить”. Затем С.М.Фейнберг улетел на семинар в г. Тбилиси. С семинара С.М.Фейнберга аварийно эвакуировали в г. Москву и сразу положили в 6-ю больницу, где ему поставили смертельный диагноз. В конце октября 1973 г. Савелия Моисеевича Фейнберга не стало. В больницу к нему, кроме родственников и В.А.Чеботарева, никого не пускали. Никаких указаний я от него больше не получал. Вновь назначенный председателем государственной комиссии сотрудник НИКИЭТ Л.В.Константинов, которого я хорошо знал еще по работе в НИКИЭТ и с которым несколько последующих лет работал в МАГАТЭ, понятия не имел о проблемах РБМК, кратко обрисованных выше.
Последовавшие реорганизации и образование Отделения ядерных реакторов во главе с В.А.Сидоренко, формальная передача моей команды под руководство Е.П.Кунегина, не остановили попыток дальнейшего анализа особенностей реакторов РБМК-1000 и проектировавшегося РБМК-1500. По результатам работ 1973-1974 г.г. был выпущен ряд закрытых отчетов. В начале 1974 г. я обратился к А.П.Александрову с предложением создать на базе моей группы и созданных программных комплексов Лабораторию численного моделирования реакторов канального типа (типа РБМК), объединив в ней расчетчиков РБМК, разбросанных по различным подразделениям. Лаборатория не была создана. В то же время Я.В.Шевелев, основываясь на результатах выполненных расчетов, выступил с инициативой оснащения каждого реактора типа РБМК расчетно-диагностическим комплексом в составе 2-х ЭВМ типа БЭСМ-6, поскольку других ЭВМ требуемой мощности в СССР не выпускали. Эта инициатива не была реализована. В совместных работах с моим аспирантом Н.Л.Поздняковым были намечены пути совершенствования методов трехмерных нейтронно-физических и теплогидравлических расчетов с целью снижения затрат машинного времени в 10 и более раз. Эти методы были разработаны и положены в основу его успешно защищенной кандидатской диссертации.

В сентябре 1974 г. я был командирован на конференцию Американского Ядерного Общества в г. Атланта (США) с докладом о методах трехмерного моделирования нестационарных процессов в реакторах канального типа. Доклад вызвал интерес и был опубликован в сборнике трудов конференции. Основным был вопрос о том, где удалось найти такую ЭВМ, на которой можно было бы решать задачи с размерностью матриц порядка 104-105 с количеством элементов 108-1010? По мнению американцев, таких ЭВМ еще не было в природе. Ответ, что такой ЭВМ является БЭСМ-6, вызывал и удивление, и недоверие, и даже некоторую зависть. Другим часто задававшимся вопросом был вопрос об управляемости реакторов типа РБМК и способах контроля энерговыделения в активной зоне. Благодаря визиту команды Комиссии по атомной энергии США во главе с Гленом Сиборгом на строившийся 1-блок ЛАЭС в 1972 г., которую сопровождал С.М.Фейнберг, американцы уже многое знали о программе строительства АЭС с РБМК-1000 и уже тогда интересовались как возможностями управления такими реакторами, так и возможностями их применения в двух-целевых режимах.

В конце 1974 г. я был зачислен в резерв ГКАЭ для работы в МАГАТЭ. С февраля 1975 г. были прекращены работы по анализу РБМК. Все материалы, включая действующие программные комплексы, были формально переданы Е.П.Кунегину. Н.Л.Поздняков успешно защитился два года спустя. В мае 1975 г. я уехал в г. Вену для стажировки в МАГАТЭ.

Вернувшись из г. Вена в декабре 1975 г. для последующего оформления в качестве штатного сотрудника МАГАТЭ с увольнением из ИАЭ им. И.В.Курчатова, я узнал о локальной аварии на 1-м блоке ЛАЭС. При встрече с начальником Лаборатории РБМК А.Я.Крамеровым я подробно объяснил ему наиболее вероятную причину аварии (см. выше) и подписал ему разрешение на ознакомление со своими рабочими тетрадями, хранившимися в 1-м Отделе 101 здания в виде рукописей закрытых отчетов. В марте 1976 г. я уехал на работу в МАГАТЭ. Перед отъездом я договорился с Л.С.Данченко о том, что она сбережет в 1-м Отделе все мои рабочие тетради, все весьма толстые папки с распечатками как исходных текстов моих программ, так и результатов моих расчетов.

Завершив командировку в МАГАТЭ, с января 1981 г. я вновь стал сотрудником ИАЭ им. И.В.Курчатова в ранге заместителя директора Отделения вычислительной техники и радиоэлектроники (ОВТиР) с поручением В.А.Легасова и В.А.Сидоренко всемерно способствовать развитию вычислительной базы ИАЭ им. И.В.Курчатова, поскольку обладал опытом работы с новейшей зарубежной вычислительной техникой, а вопросы анализа характеристик РБМК-1000 и РБМК-1500 уже перестали быть актуальными – реакторы строились и успешно работали. Повторов аварии, случившейся на 1-м блоке ЛАЭС в декабре 1975 г., видимо, не было. Соответствующее Постановление ЦК КПСС и Совмина СССР о создании в ИАЭ им. И.В.Курчатова кустового вычислительного центра (КВЦ) было принято в 1980 г. Оно предусматривало сооружение КВЦ площадью до 20 тыс. кв. м. в период до 1990 г. и оснащение его наиболее мощными ЭВМ отечественного и зарубежного производства, включая супер-ЭВМ типа Cray. Проект Постановления разрабатывался тогда директором ОВТиР И.И.Малашининым (ставшим контр-адмиралом флота на посту директора ОВТиР) и его заместителем И.Н.Поляковым по поручению А.П.Александрова.

По возвращении из МАГАТЭ выяснилось, что в процессе переезда 1-го Отдела из здания 101 в здание 158 все мои рабочие тетради и бумаги были уничтожены по указанию Е.П.Кунегина. Мой бывший аспирант Н.Л.Поздняков, к этому времени также направленный в МАГАТЭ, не сумел предотвратить эту акцию по “разгребанию” архивов 1-го Отдела. Л.С.Данченко очень переживала, но ничего не могла сделать по формальным причинам (срок хранения, гриф секретности и т.п.).

Попытки восстановить программные комплексы для трехмерных расчетов, резервные копии которых хранились с 1975 г. на магнитных лентах у сотрудника Отдела вычислительной техники (ОВТ) А.А.Дербенева, предпринятые в 1981 г., не удались. При первой же попытке считать и перезаписать эти ленты на свежие носители с них посыпался ферромагнитный слой. Кроме публикаций и некоторых руководств пользователям от всех этих программных комплексов ничего не осталось. Функциональных аналогов этих комплексов до сих пор (2009 г.) пока не обнаружено. Кинетика реакторов все еще точечная, распределенной теплогидравлики нет, уровень моделирования физических процессов в реакторах типа РБМК пока далек от того, что удалось однажды достичь несколько десятков лет назад.

В процессе работ по развитию вычислительной базы ИАЭ им. И.В.Курчатова удалось узнать об усовершенствованиях в РБМК-1000, внедренных на ЧАЭС. Наибольший интерес вызвало решение об укорочении графитовых вытеснителей на стержнях СУЗ и АЗ. Попытки выяснить у лиц, тогда уже Лауреатов Государственной премии за реактор РБМК, меру обоснованности таких усовершенствований ни к чему не привели. Оставалось только ждать. Е.П.Кунегин, осуществлявший функции заместителя научного руководителя проекта РБМК, ушел из жизни в 1983 г. В.А.Сидоренко был переведен на работу в Госатомнадзор. А.П.Александров стал Президентом АН СССР. Фактическое руководство реакторными направлениями перешло к заместителю директора Института В.А.Легасову, талантливому химику.

На расширенном заседании партийно-хозяйственного актива ИАЭ им. И.В.Курчатова 13 ноября 1984 г., которое вел А.Ю.Гагаринский, только что избранный секретарем Парткома Института, мною от имени ОВТиР (директор ОВТиР И.И.Малашинин, как обычно, срочно “заболел” – “залег на дно”) была изложена программа развития вычислительной базы Института на перспективу 10-15 лет в рамках реализации Постановления ЦК и Совмина. Программа разрабатывалась вместе с И.Н.Поляковым, тогда заместителем директора ОВТиР, будущим директором РНЦ “Курчатовский институт” (2003-2006 г.г.), при самом активном участии председателя Совета пользователей ЭВМ Л.В.Майорова и членов Совета. При представлении программы было подчеркнуто, что недостаток вычислительных мощностей не позволяет в необходимой мере анализировать безопасность принимаемых проектных решений по АЭС, и что наиболее вероятным кандидатом на тяжелую аварию являются новейшие блоки РБМК со всеми внедренными в них усовершенствованиями. Острую нехватку вычислительных мощностей и риск “недоделанности” проектов реакторов подчеркнул Л.В.Майоров. В первом ряду конференц-зала зд. 158 сидели А.П.Александров и В.А.Легасов. В.А.Легасов бурно реагировал на услышанное, перейдя на личные оскорбления в адрес Л.В.Майорова. А.П.Александров в основном молчал, но настолько близко к сердцу принял эту информацию, что спустя три дня поставил вопрос об упразднении ОВТиР, что и было сделано. На том же заседании Главный инженер ИАЭ им. И.В.Курчатова Е.О.Адамов (будущий глава Минатома) выступил с предложением построить гараж и автоматизированные механические мастерские вместо вычислительного центра в рамках им разработанной программы инженерной реконструкции Института. В итоге было реализовано предложение Е.О.Адамова. Постановление ЦК и Совмина было без последствий проигнорировано. Гараж был построен и стоял пустым свыше 10 лет, пока его не “передали” автомобильной фирме Audi. Механические мастерские, объявленные “Всесоюзной ударной комсомольской стройкой”, стоят недостроенными и поныне. Единственным человеком, однозначно оценившим происшедшее на этом партийно-хозяйственном активе, оказался Н.Н.Пономарев-Степной, который, уже после окончания актива, сказал мне, что КВЦ будет построен. Несмотря на все трудности, здание для КВЦ было построено 12 лет спустя в рамках программы создания космических реакторных установок исключительно благодаря инициативе и поддержке со стороны Н.Н.Пономарева-Степного. Проектное Задание на это сооружение написали И.Н.Поляков и я. Это здание со всеми его сооружениями оказалось исключительно пригодным для развертывания работ по микроэлектронике и, затем, для развертывания в нем многопроцессорных вычислительных систем. Магнитофонные ленты с записью выступлений и дискуссий на этом расширенном заседании партийно-хозяйственного актива исчезли из архивов Парткома в мае-июне 1986 г. после аварии на 4-м блоке ЧАЭС.

Информация об аварии на 4-м блоке ЧАЭС была получена от А.Ю.Гагаринского 28 апреля 1986 г. без каких-либо деталей. В отношении деталей он, секретарь Парткома, публично посоветовал слушать радиостанцию “Голос Америки”. Неделю спустя я, как руководитель политико-экономического семинара ОВТ, проводил плановый семинар. На нем А.А.Дербенев, хорошо знавший историю моих работ по РБМК, спросил о возможных причинах этой аварии. Не зная никаких деталей происшедшего, кроме официальных сообщений об аварии, мною был высказан ряд версий, основной из которых была спровоцированная работой на малой мощности неравномерность энерговыделения, инициировавшая образование локальных зон надкритичности в нижней части активной зоны вблизи бокового отражателя с последующим разгоном (см. детали выше). Позже выяснилось, что так оно и было. В июне 1986 г. начальник Лаборатории РБМК А.Я.Крамеров, вернувшийся из командировки на ЧАЭС, встретив меня в столовой Института, задал тот же вопрос. И получил тот же ответ, чему очень удивился.

В мае 1986 г. при личной встрече с В.А.Легасовым, вернувшимся с ЧАЭС, я попросил включить меня в команду Института, которая занималась анализом причин аварии. Он пообещал это сделать. Два года спустя, после кончины В.А.Легасова, удалось узнать, что он отдал команду не подпускать меня к анализу этой аварии на “пушечный” выстрел. Причины такого решения мне не известны.

Немного о самой аварии на 4-м блоке ЧАЭС

Ни интенсивные послеаварийные исследования, ни доклад комиссии под руководством В.А.Легасова, представленный в МАГАТЭ, не открыли мне ничего нового в отношении характеристик РБМК. Длительная работа реактора на малом уровне мощности и почти “чистая” от СУЗ и ДП активная зона спровоцировали создание локальных зон надкритичности в нижней части реактора, в области, близкой к боковому отражателю и к оси симметрии активной зоны, за счет положительного парового эффекта при подаче в ТК пароводяной смеси с начальным периодом удвоения мощности, определяемом тепловой постоянной ТВЭЛ. Последующее относительно медленное нарастание мощности было обнаружено оператором реактора, который нажал кнопку сброса стержней АЗ. Начало ввода стержней АЗ спровоцировало внесение дополнительной реактивности в нижнюю часть активной зоны за счет вытеснения воды “усовершенствованными” графитовыми вытеснителями с последующим разгоном мощности. Специалисты-взрывники оценили тротиловый эквивалент аварии на 4-м блоке ЧАЭС на уровне 10-15 тонн ТНТ. Эта величина вполне коррелирует с оценками, сделанными мною в 1973 г.

Официальный доклад ГКАЭ СССР “Авария на Чернобыльской АЭС и ее последствия” [1], составленный комиссией под руководством В.А.Легасова и представленный на совещание экспертов МАГАТЭ 25-29 августа 1986 г., содержал некоторую информацию, которую можно было использовать для подтверждения или опровержения моих прогнозов нестационарных процессов в реакторах типа РБМК-1000, сделанных в 1972-74 г.г.

Приведенные ниже выкладки основаны на информации о возможных сценариях возникновения и развития аварии, полученной еще в процессе моделирования нестационарных характеристик реакторов типа РБМК в 1972-1974 г.г. Используется упрощенная линеаризованная аналитическая модель.

Из доклада известно, что в 1 час. 22 мин. 26 апреля 1986 г. оператор резко снизил расход питательной воды, что повлекло увеличение температуры воды на входе в реактор с запаздыванием, равным времени прохода воды от барабанов-сепараторов до реактора. В работе находились все 8 ГЦН с суммарным расходом (56-58)103 м3/час. При количестве ТК 1680 средний расход через один ТК составил (56-58)103 м3/час / 1680 » (33.3-34.5) м3/час » 9.4 л/сек. Из-за отсутствия точных данных далее используются интервальные оценки с применением метода квантильных оценок неопределенностей [2]. Мера “резкости” снижения расхода питательной воды в докладе не указана. Будем полагать, что “резкое” снижение подачи питательной воды привело к почти полному прекращению ее подачи в течение 5¸7 сек. Приняв внутренний диаметр НВК в диапазоне 5 см, и длину НВК в диапазоне 30¸50 метров, получим емкость одного НВК в диапазоне 19см2*(3000¸5000)см = (57000¸95000) см3 = 57¸95 л. Подобная емкость при расходе через ТК 9.4 л/сек заполнится водой с увеличенной температурой за (57/9.4)¸(95/9.4) сек » 6¸10 сек. С учетом длины коллекторов от барабан-сепараторов до ГЦН (»50 м) и от ГЦН до стыка групповых коллекторов с НВК(» 60 м), реальный путь воды до ТК увеличится еще на »110 м и составит (30+110)¸(50+110)=140¸160 м. Реальный диапазон времени прохода воды с увеличенной температурой до входа в ТК с самыми длинными нижними водяными коммуникациями (НВК) пропорционален длине пути (140¸160)/(30¸50)»3.8 и может быть оценен в диапазоне » 23¸38 сек. С учетом “резкости” снижения расхода питательной воды реальное время достижения водой с увеличенной температурой из барабан-сепараторов точки входа в ТК с самыми длинными НВК может быть оценено в диапазоне (23+5)¸(38+7)=28¸45 сек.

Из доклада известно, что в 1 час. 22 мин. 30 сек из системы “Скала” была получена распечатка фактических полей энерговыделения и положений всех стержней регулирования. С учетом инерционности системы датчиков полей энерговыделения и производительности системы “Скала”, полученная распечатка с большой вероятностью относилась к моменту времени до 1 час. 22 мин, т.е. фиксировала состояние активной зоны до момента снижения оператором расхода питательной воды. К моменту получения этой распечатки вода с увеличенной температурой из барабан-сепараторов еще практически не достигла точки входа в ТК с самыми длинными НВК.

Из доклада известно, что через минуту после резкого снижения расхода питательной воды, к 1 час. 23 мин., параметры реактора были наиболее близки к стабильным. Реактор продолжал работать на мощности »200 Мвт (»6.25% от номинала). К этому моменту времени уже (60-45)¸(60-28)=15¸32 сек в ТК с самыми длинными НВК подавалась вода с увеличенной температурой.

Из доклада известно, что в 1 час. 23 мин 04 сек. были закрыты стопорно-регулирующие клапаны (СРК) турбогенератора № 8 и испытания начались. К этому моменту времени уже (15+4)¸(32+4)=19¸36 сек в ТК с самыми длинными НВК подавалась вода с увеличенной температурой. Реактор продолжал работать на мощности »200 Мвт.

Из доклада известно, что через некоторое время после начала испытаний началось медленное повышение мощности. Понятия “некоторое время” и “медленное повышение” в докладе не определены.

Из доклада известно, что в 1 час. 23 мин 40 сек., т.е. спустя 36 сек после закрытия СРК, начальник смены блока дал команду нажать кнопку АЗ-5, по сигналу от которой в активную зону вводятся все регулирующие стержни и стержни аварийной защиты. Стержни пошли вниз, однако через несколько секунд раздались удары и оператор увидел, что стержни-поглотители остановились, не дойдя до нижних концевиков. В докладе не сказано, какова была мощность реактора, вынудившая начальника смены блока отдать команду нажать кнопку АЗ-5.

Таким образом, всего за 36 сек с момента начала испытаний мощность реактора, медленно повышаясь, достигла уровня, вызвавшего сброс АЗ-5. В докладе сказано, что через 3 сек после сброса АЗ-5 мощность реактора превысила 530 Мвт, а период разгона стал намного меньше 20 сек.

(Окончание статьи - здесь)

 

 
Связанные ссылки
· Больше про Безопасность и чрезвычайные ситуации
· Новость от Proatom


Самая читаемая статья: Безопасность и чрезвычайные ситуации:
О предупреждении аварий на сложном объекте

Рейтинг статьи
Средняя оценка работы автора: 4.92
Ответов: 28


Проголосуйте, пожалуйста, за работу автора:

Отлично
Очень хорошо
Хорошо
Нормально
Плохо

опции

 Напечатать текущую страницу Напечатать текущую страницу

"Авторизация" | Создать Акаунт | 24 Комментарии | Поиск в дискуссии
Спасибо за проявленный интерес

Re: Чернобыль в 2009 году (Всего: 0)
от Гость на 24/02/2011
 Все, что шло до раздела "Немного о самой аварии на 4-м блоке ЧАЭС" захватывает дух.

Потом я пошел по стрелке ("окончание статьи - здесь") и погрузился в мир удивительных вещей!
Там началось объяснение динамических процессов в реакторе "на пальцах"... Оказалось, что мощность реактора может быть найдена по экспоненте от соотношения транспортного времени теплоносителя к постоянной времени нагрева твэла! Ничего более подобного я еще не видел. Раньше, как-то казалось, что нейтронная мощность определяется суммой вносимой реактивности и реактивности от обратных связей... Теперь же глаза открылись - и оказалось, что все очень просто: достаточно поделить Ттеплоносителя на Ттвэла и от полученного взять экспоненту! Вот и вся наука! А плотностные, допплеровские и прочие коэффициенты реактивности не причем...

Граждане научная общественность, обратите внимание на параметрические резонансы о которых упомянул Ядерщик в обсуждении. Это конец веревочки... Если за нее потянуть - узелок-то и размотается.
Считаю, что если Курчатник не сможет к 25-летию Чернобыля провести адекватные расчеты динамики аварии, то значит - хрен ему цена, и место его на свалке истории.

Реакторщик


[ Ответить на это ]


Re: Чернобыль в 2009 году (Всего: 0)
от Гость на 28/02/2011
А что?Там ,кроме проходимца Велихова и его шайки ещё кто -то крутится? Бабло там на нано пилят! Про это слыхать!
А про атомные дела - тишина!


[
Ответить на это ]


[Без темы] (Всего: 0)
от Гость на 28/02/2011
Вот здесь то Вы ребята как раз не правы. Нормально работают в Курчатнике. Характерный пример -цитата с сайта Nucleaqr.ru:Инновационная разработка «Тепловыделяющая сборка РБМК-1000 нового поколения с высотным профилированием обогащения топлива по высоте ТВС» стала победителем конкурса Топливной компании «ТВЭЛ» на лучшую опытно-конструкторскую разработку. Авторами разработки являются специалисты ОАО «Машиностроительный завод», ОАО «ВНИИНМ», ОАО «НИКИЭТ» и Института ядерных реакторов РНЦ «Курчатовский институт». Как пояснил Nuclear.Ru главный конструктор по тепловыделяющим сборкам НИКИЭТ Юрий Черепнин речь идет о внедрении инноваций в топливную сборку РБМК, которые позволят повысить и экономические показатели, и безопасность в целом реакторов РБМК...У меня правда есть вопрос -  я знаком с историей уран-эрбиевого топлива. Все это полностью сделано по инициативе Курчатника и МСЗ сперва для Игналинской АЭС, потому как в России долго вообще что либо запрещали, потом с учетом опыта Игналины разрешили ставить на ЛАЭС (здесь примкнули уже ВНИИЭАС и НИКИЭТ), а теперь пресса к нам даже обращаться не желает, поскольку мы организационно в Росатом не входим. И это при том, что осуществляем автрский надзор за всеми реакторами, кроме Белоярской и Билибинсокй АЭС. Росатому удобно делать вид, что всю работу делают они, хотя это и не так.


[
Ответить на это ]


Re: Вот здесь то Вы ребята как раз не правы. (Всего: 0)
от Гость на 01/03/2011
Все так, да не совсем. Первую эрбиевую сборку загружали на ИАЭС НИКИЭТ и Курчатовский институт, я не рассматриваю историю и идеологию создания эрбиевой ТВС. А загружали ее на ИАЭС потому, что там в оперативном цикле рассчитывалось объемное распределение энерговыделения и можно было получить высотные поля по кассете сразу после загрузки. (На РБМК-1000 в то время было только двумерное восстановление энерговыделения в ТВС). И загружалии ее в калал рядом с ДКЭВ, чтобы подстраховаться и иметь возможность сравнить поля до и после перегрузки.   


[
Ответить на это ]


Re: Вот здесь то Вы ребята как раз не правы. (Всего: 0)
от Гость на 01/03/2011
А я рассматриваю. Дело именно в идеологии. Именно в ней нормальный научный подход и проявился. А появление главного конструктора на этапе обоснования и постановки  - вещь-то вообщем естественная. Однако решение не НИКИЭТом найдено было, НИКИЭТ его уже внедрял и тиражировал 


[
Ответить на это ]


Re: Чернобыль в 2009 году (Всего: 0)
от Гость на 23/02/2011
Щедровицкому и Стриханову лично от старой профессуры веночек положим! Обожравшимся  Козлам и Засранцам путинским! Тьфу! Мерзость...563


[ Ответить на это ]


Re: Господа, а вы вообще в курсе, что в те годы режим секретности был? (Всего: 0)
от Гость на 23/02/2011
Господа, а вы вообще в курсе, что в те годы режим секретности был? Кто из Вас героев пытался с ним спорить? И кто сейчас спорит с руководством? Сколько срабатываний АЗ в этом году было? А почему? Да потому, что оператор, так же как и разработчик незащищены - если ничего не случилось, как доказать, что ты предотвратил. Кроме того, давайте называть вещи своими именами: любой сотрудник действует в рамках своих служебных полномочий. И в рамках своих полномочий Александр Николаевич сделал все - написал отчет, доложил начальтству, выступил на ученом совете (публиковать секретный отчет он не имел права - посадили бы). Что еще он мог сделать -  писать министру в обход директора института, так вернули бы в институт, а руководство итак в курсе, как из статьи следует. Только в упор слышать ничего не хочет. Прочитайте статью Борца о совещаниях, где 
НИКИЭТ отказывался подписывать протокол, если в нем говорилось о недостатках РБМК. Такая же ситуация была и в ИАЭ (из статьи Борца правда следует, что в последствии до Крамерова дошло, но он также в НИКИЭТ уперся)


[ Ответить на это ]


Re: Чернобыль в 2009 году (Всего: 0)
от Гость на 23/02/2011
Доктор физики А. Хитчкок издал в 1961г.  книжечку "Nuclear reactor stabilyty" - по устойчивости реакторов, на странице 57, на 4-й строчке считая снизу, доктор физики А. Хитчкок указывает открытым, точным и неоднозначным текстом о том, что кипящие уран-графитовые реакторы неустойчивы на низком давлении и британские ядерщики называют эту опасную неустойчивость "пыхтением" реактора. Мы тогда пытались рассчитывать эту неустойчивость как порождающую параметрический резонанс (вспомните как потом на допросах отвечал персонала - ".....амплитуда ударов росла а частота падала"), но споткнулись на определении Н.У. и замыкающих уравнениях. В замыкании никак не могли правильно прописать перекачку энергии из-под синуса в показатель экспоненты, что перед синусом. Но получается, что мы  тогда ошибались. Все оказалось проще и циничнее.

Ядерщик


[ Ответить на это ]


Re: Чернобыль в 2009 году (Всего: 0)
от Гость на 22/01/2021
Раскройте, пожалуйста,  простому инженеру по металлорежещему инструменту,  смысл ваших математических изысканий.Что жеэто были за гидроудары в кмпц и что их вызвало?!


[
Ответить на это ]


Re: Чернобыль в 2009 году (Всего: 0)
от Гость на 22/02/2011
Всё гораздо глубже,чем кажется на первый взгляд. Речь идёт об ответственности учёного,разработчика-руководителя за своё мнение. По большому счёту любое, публично высказанное мнение  по научным или техническим вопросам, тем более связанным с безопасностью технических объектов, должно быть подкреплено строгим научно техническим анализом и расчётами. Тем более, если имеется противоположное мнение другого лица,этот анализ и расчёт выполнившего. То есть научная и инженерная честность,а не подлое давление авторитетом.
Автора задавили,и он сдался. Зачем бороться с ветряными мельницами? За то сегодня имеем Чернобыльскую аварию.
И автора - зама одного из НТК Курчатовки по науке.
при всём моём уважении к автору,он - не герой. Даже свой уникальный труд не смог сохранить! Слава Богу,хоть на старости лет сподобился правду рассказать.
Нравстенные проблемы главнее всего. Человеческая порядочность и звериная подлость! В Чернобыле ,как и везде сегодня, победила полость.
Боцман.


[ Ответить на это ]


Re: Чернобыль в 2009 году (Всего: 0)
от Гость на 22/02/2011
СПАСИБО!!!


[ Ответить на это ]


Re: Чернобыль в 2009 году (Всего: 0)
от Гость на 22/02/2011
Урок из этой истории следующий:Когда главный конструктор просто не принимает во внимание научного руководителя, катастрофа неизбежна. Не повторилась бы эта история с 5- блоком Курской АЭС. (Непосредственно в разработке участия не принимаю, но на семинаре по физике реакторов слышал и наших курчатовских коллег и их коллег из НИКИЭТ). Вроде бы проблему положительного парового коэффициента при помощи уран-эрбиевого топлива решить удалось, да и обогащение подняли. Да только в 5-м блоке в отличие от других, обрезаны углы графитовых блоков и уран-графитовое отношение уже не совпадает с таковым в РБМК. Т.Е. это реактор вновь с новой физикой, в которой могут быть сюрпризы (например, из за мощных отрицательных обратных связей могут реализоваться такие сценарии переходных режимов, что блок не удастся остановить, и он будет осцилировать на мощности 5-20% от номинальной, поскольку эффективности СУЗ недостаточно). С другой стороны, вроде бы дополнительные СУЗы в активную зону ставить уже некуда, да из-за теплового спектра нейтронов они и так максимально эффективны, т.е. непонятно за счет чего систему СУЗ наращивать. Вот НИКИЭТ и предлагает ставить такую же, как на всех РБМК. А ведь 5 блок РБМК только по названию - физика там другая. Может быть и хорошо, что пока с его вводом в эксплуатацию притормозили, может быть за это время какое-то решение найдется?


[ Ответить на это ]


Re: Чернобыль в 2009 году (Всего: 0)
от Гость на 24/02/2011
Урок из этой истории следующий:Когда главный конструктор просто не принимает во внимание научного руководителя, катастрофа неизбежна.

Это не урок, это вывод. А урок состоит в том, что без соответствующих орг.выводов ситуация обречена на повторение.

И она повторяется. Славный "Гидропресс" настоял перед АКМЭ на снятии с ФЭИ статуса научного руководителя. ВООБЩЕ! В результате разработкой СВБРа сейчас фактически руководят манагеры АКМЭ. А для них соблюление выделенных Дерипаской смет и сроков важнее всех и всяческих аспектов безопасности.

Соболезнования Димитровграду.


[
Ответить на это ]


Re: Чернобыль в 2009 году (Всего: 0)
от Гость на 24/02/2011
Да уж!
По правде говоря, тут ни ФЭИ не поможет ни Лос-Аламосская Лаборатория.
СВБР - это фабрика по производству Полония-210, который действует быстро, насмерть и без следов! Достаточно одной таблэтки и НИИАР объявят заповедной зоной...
Ну, почему у русских людей такая тяга к приключениям на ...опу?!

Надо бы предложить америкосам или китаяйцам такой подарок...
А еще лучше поставить непосредственно в кремле, как альтернативный бесперебойный источник энергии.


[
Ответить на это ]


Re: Чернобыль в 2009 году (Всего: 0)
от Гость на 25/02/2011
СВБР - это фабрика по производству Полония-210

Ну не стоит передёргивать - в плане "быстро и без следов" тритий с ВК ничуть не лучше. Вся разница в том, что ВК имеет научного руководителя, а тот имеет полномочия пробивать бюджеты на сверхпроектные системы безопасности, системы подавления активности и пр.

А у СВБРа "научный руководитель" - кошелёк Дерипаски. Как показал 2008 год - кошелёк и сам по себе весьма дырявый, и при этом весьма чувствительный к возможным кассовым разрывам в миллиард-другой на полгода. Соответственно, манагеры АКМЭ гонят темп проектирования, чтобы уложиться в смету и сроки. Отчего научный руководитель им столь же не нужен, как и разработчикам РБМК.

А Димитровграду - соболезнования за такой "подарок" :(


[
Ответить на это ]


Re: Чернобыль в 2009 году (Всего: 0)
от Гость на 25/02/2011
Т.е. реактор, идея которого была разработана в ФЭИ практически на энтузиазме, теперь будет строится под руководством ГИДРОПРЕССа, интересно..., просто взяли чужой труд и присвоили. (Правда в Гидропресс вроде бы ушло 3-4 человека из ФЭИ - А.В. Дедуль и др., но они же не единолично СВБР разрабатывали, там же целая школа была).  Кстати, а возглавлляет АКМЭ не та ли самая А.В. Кудрявцева, которая раньше в НТЦ ЯРБ работала - ей бы хорошо бы знать, что такие вещи без научного руководителя не делаются. 


[
Ответить на это ]


Re: Чернобыль в 2009 году (Всего: 0)
от Гость на 28/02/2011
интересно..., просто взяли чужой труд и присвоили.

"Взяли и присвоили" - это уже давно в норме вещей. Тут на днях приезжал какой-то м... из центрального аппарата Росатома и попрекал тем, что у ФЭИ нет ни одной "технологии на продажу", мол "непригодны для технологического бизнеса". И ни один из присутствовавших начальников не поднялся и не ткнул ему носом в договор с АКМЭ, где 50%ная доля Росатома как раз дармовым трудом ФЭИ и оплачена.

Т.е. мы ещё и виноваты в том, что больше трёх шкур с нас не содрать.


[
Ответить на это ]


Re: Чернобыль в 2009 году (Всего: 0)
от Гость на 28/02/2011
Кто к Дерипаске смоется,те и останутся!А вас скоро закроють!Манагеры!В плане экономии. Тако бегите к Дерипаске. Мабуть этот вор станет Главным вором в России по атомным делам! В России всем заправляют Главные воры!
Ёпть!


[
Ответить на это ]


Re: Чернобыль в 2009 году (Всего: 0)
от Гость на 01/03/2011
какой-то м... это часом не новый рук-тель ДНТК Пе...ов? :)


[
Ответить на это ]


Re: Чернобыль в 2009 году (Всего: 0)
от Гость на 01/03/2011
Ну сам-то Дедуль вообще никакого СВБР не разрабатывал, зато сейчас усиленно мылится в отцы-основатели.


[
Ответить на это ]


Re: Чернобыль в 2009 году (Всего: 0)
от Гость на 28/02/2011
Наверно следует понимать идеальным научным руководителем того, кто совершенно не смотрит ни на сметы ни на сроки и готов проектировать вечно? Ну как, к примеру, проект ITER с резиновым бюджетом. Поистине проект, переходящий из тысячеление в тысячелетие... И конца и краю ему (работам этим) и сметам его не видать... Так? Ну прямо как мечта чиновника, сидящего и балдеющего у берега океана: "откат за откатом"....


[
Ответить на это ]


Re: Чернобыль в 2009 году (Всего: 0)
от Гость на 22/02/2011
"Мне не известно, было ли такое требование включено в регламент эксплуатации."

Вот и сейчас так же. Расчеты сами по себе, а регламенты отдельно. Подход в принципе неприемлемый.
Разработчик объекта должен точно знать и четко определить все органичения на его эксплуатацию.


[ Ответить на это ]


Re: Чернобыль в 2009 году (Всего: 0)
от Гость на 22/02/2011
То, что Александров, как научный руководитель, взял на себя ответственность за аварию на ЧАЭС неплохо. Но окончательные решения по проекту принимал Главный конструктор и он в полной мере должен был нести ответственность за свое детище.

Да и в самой оперативной обстановке перед аварией были люди, которые отдавали распоряжения, а были те, кто эти распоряжения вынужден был выполнять. Виноватыми, как всегда у нас, оказались "стрелочники".


[ Ответить на это ]


Re: Чернобыль в 2009 году (Всего: 0)
от Гость на 21/02/2011
Вот это "ДА" сказала Королева....


[ Ответить на это ]






Информационное агентство «ПРоАтом», Санкт-Петербург. Тел.:+7(921)9589004
E-mail: info@proatom.ru, webmaster@proatom.ru. Разрешение на перепечатку.
За содержание публикуемых в журнале информационных и рекламных материалов ответственность несут авторы. Редакция предоставляет возможность высказаться по существу, однако имеет свое представление о проблемах, которое не всегда совпадает с мнением авторов Открытие страницы: 0.73 секунды
Рейтинг@Mail.ru