proatom.ru - сайт агентства ПРоАтом
Авторские права
  Агентство  ПРоАтом. 27 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





PRo IT
Подписка
Подписку остановить невозможно! Подробнее...
Задать вопрос
Наши партнеры
PRo-движение
АНОНС

Вышла в свет книга Б.И.Нигматулина и В.А.Пивоварова «Реакторы с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем. История трагедии и фарса». 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

[08/02/2011]     О причинах и развитии аварии на 4-м блоке ЧАЭС

В.М.Федуленко, в 1986 г.  начальник лаборатории теплотехнических расчётов канальных реакторов,  отд. 33  ИАЭ им. И.В.Курчатова

Несколько слов об особенностях  конструкции реактора. Сначала немного истории и об особенностях конструкции реактора РБМК (конечно, того времени, т.е. двадцатипятилетней давности). Как известно, прототипом реактора РБМК стал промышленный реактор – наработчик оружейного плутония (уран-графитовый реактор с водой-теплоносителем). Два таких реактора недалеко от Томска и один – недалеко от Красноярска до сих пор надежно работают (вот уже больше 40 лет) и производят тепло и электроэнергию. Остановлены они будут, скорее всего, после пуска замещающих мощностей по коммунальному теплоснабжению.


В начале 60-х годов в нашем отделе стали рассчитывать и проектировать энергетический канальный реактор РБМ (Реактор Большой Мощности с тепловой мощностью более 3000 МВт),  прототипом которого стал промышленный энергетический  реактор типа АДЭ, производящий оружейный плутоний. С целью повышения давления в контуре циркуляции и повышения к.п.д. реакторной установки (РУ) рассматривались варианты давления в контуре от 50 до 70 атмосфер. Поэтому было принято решение в трубах каналов и оболочек твэлов использовать сплав циркония. В качестве топлива рассматривался диоксид урана.   Энергетическая реакторная установка рассматривалась двухконтурной. В каналах активной зоны с максимальной мощностью допускалось только минимальное подкипание теплоносителя (поверхностное кипение на оболочках твэлов). Из-за большой тепловой мощности реакторная установка оказалась весьма громоздкой с большим расходом воды и «тяжелым» энергетическим «хвостом», то есть теплообменным оборудованием на стыке первого и второго контуров. На III Женевской конференции по мирному использованию атомной энергии, проходившей  летом в 1964 году, англичане рассказали о проекте своего канального энергетического реактора с тяжелой водой в качестве замедлителя (SGHWR). По их расчётам и экспериментам, в каналах можно было допускать максимальное паросодержание до 20-30 %, что позволяло в реакторе иметь одноконтурную систему циркуляции и направлять сепарированный слегка радиоактивный  пар непосредственно в турбину.  По предложению С. М. Фейнберга было принято решение проектировать реактор РБМ кипящим (РБМК) с отбором пара из сепараторов пара непосредственно на турбины (без использования громоздких теплообменников). Технические условия на проектирование реактора РБМК были составлены осенью 1964 года. А технические условия на проектирование первого промышленного реактора были  составлены  ещё в 1946 году.

Так вот, в технических условиях на промышленный энергетический  реактор много лет назад было записано, что стержни аварийной защиты должны останавливать реактор за 2-3 секунды. Это требование на промышленных реакторах практически выполнено с момента их строительства, стержни аварийной защиты полностью вводятся в активную зону за время около 5-6 секунд, а «глушится» реактор к 3-ей секунде, когда стержни примерно наполовину входят в активную зону реактора. Недавно в архиве прочитал Проектное техническое задание на первый промышленный реактор, сентябрь 1946 г. (реактор А, ласково его звали «Аннушкой»;  пущен в июне 1948 г, остановлен в 1987 г.). Задание подписано И. В. Курчатовым и В. И. Меркиным. В нём подчёркнуто требование: «Время заполнения аварийных каналов поглотителем должно быть минимальным, желательно, чтобы это время не превышало 0,5 секунды». Речь идёт о гидравлических каналах аварийной защиты, которые должны были заполняться поглощающей нейтроны жидкостью. Требование жёсткое и вряд ли выполнимое. Но всё же…

В другом документе «Техническое задание на составление проекта установки АД», ноябрь 1949 г, подчёркнуто, что «время заполнения аварийных каналов поглотителем должно быть минимальным  и не превышать 1,5 секунды». Здесь говорится о стержнях-поглотителях аварийной защиты. Утверждено Техническое задание академиком  А. П. Александровым.

В технических условиях на реактор РБМК-1000 было записано такое же требование, как и на промышленные реакторы. Однако в процессе работы над проектом реактора оказалось, что осуществить ускоренный ввод стержней СУЗ в активную зону за 2-3 сек затруднительно. Пошли по другому пути. Как оказалось, трагическому.

В промышленных реакторах контур охлаждения стрежней СУЗ разомкнут, охлаждающая вода, пройдя реактор, не возвращается обратно в контур. Поэтому в нём сравнительно легко организовать охлаждение каналов СУЗ путём так называемого плёночного охлаждения, при котором стержни под собственным весом «падают» практически в пустой канал, так как охлаждающая вода стекает в виде плёнки по поверхности трубы. В реакторе РБМК контур замкнут, каналы СУЗ заполнены водой полностью, плёночное охлаждение организовать затруднительно, поэтому стержни СУЗ вводятся принудительно и с меньшей скоростью (вода тормозит движение стержней вниз, поэтому сброс стержней под собственным весом исключён). Конструкторы пошли по упрощённому пути:  физический «вес» стержней, т.е. способность поглощать тепловые нейтроны, увеличили, а скорость принудительного ввода уменьшили так, что в активную зону стержни вводились за 18 секунд, т.е. почти в три-четыре раза медленнее, чем в промышленных реакторах. Для группы стержней аварийной защиты замедление ещё большее, почти в 5 раз.  Когда об этой особенности реактора услышали американцы в Вене в МАГАТЭ в 1986 году из уст В. А. Легасова (он рассказывал о Чернобыльской катастрофе), то очень удивились, заявив, что еще в 1953 году ими было выдвинуто категорическое требование к скорости ввода аварийных стержней в 2-3 секунды, чтобы исключить любую возможность неуправляемого разгона реактора на мгновенных нейтронах. Это требование на промышленных реакторах реализовано с момента их проектирования и пуска, т.е. с 1947-48 гг.

Ещё об одной роковой особенности аварийной защиты реактора. Однажды в середине 70-х годов в институте Курчатова обсуждался проект строительных конструкций Чернобыльской АЭС. Речь зашла о бетонных конструкциях подреакторного помещения: уж слишком оно показалось глубоким. В результате обсуждения было принято предложение сэкономить бетон и уменьшить глубину подреакторного пространства почти на 2 метра. В результате пришлось уменьшить длину вытеснителей стержней СУЗ до 4,5 м, так как полная их длина (7 м) уже не помещалась в подреакторном пространстве, если поглощающие нейтроны стержни СУЗ введены в активную зону на всю их длину. Решение было обоснованным: вытеснители стержней СУЗ были введены в проект для экономии нейтронов, а эффективность их оптимальна, если вытеснители (в случае вывода поглощающих стержней полностью из активной зоны) располагаются в центральной её части. Верхние и нижние края вытеснителей, располагаясь на периферии, неэффективны, так как там мало тепловых нейтронов.

(В скобках поясним, что вытеснители  выполнены из графита в оболочке из сплава алюминия. Графит значительно меньше поглощает тепловые нейтроны, чем вода, поэтому вытеснители призваны вытеснять воду из каналов СУЗ, когда поглощающие стержни выведены в верхнее положение и не участвуют в регулировании мощности реактора. Их задача – экономить тепловые нейтроны. О безопасности не вспомнили).

Это решение привело к тому, что в нижней  части активной зоны в каналах СУЗ оказался столб воды около 1,2 м высотой, в верхней части около 2 м высотой, когда поглощающая часть стержней СУЗ выведена из активной зоны. Такая ситуация часто возникает в переходных режимах на всех реакторах, особенно после кратковременных остановок, или при переводе реактора РБМК с бóльшей мощности на меньшую. В это время снижается запас реактивности вследствие «отравления» активной зоны продуктами деления урана (в основном,  ксеноном), стержни из реактора выводятся в верхнее положение. Чтобы поддержать мощность на меньшем уровне или вывести её на необходимый уровень при пуске, нужно уменьшить «бесполезное» поглощение тепловых нейтронов, что и делается путем извлечения стержней СУЗ из активной зоны.

Третья особенность реактора РБМК.  Во время проектирования реактора, да и в последующие годы во время их работы уже в стационарном режиме перегрузок, не знали с достаточной уверенностью (не было расчетных программ и условий для надёжных реакторных экспериментов), каковы будут изменения реактивности реактора, если в рабочих каналах в случае роста мощности возрастёт количество пара, т.е. уменьшится количество «плотной» воды, поглощающая способность которой значительно выше «бесплотного» пара (этот эффект назван «плотностным эффектом реактивности»). Тогда считалось, что плотностной (или паровой) эффект реактивности если и положителен, то только на этапе среднего изменения плотности теплоносителя, а когда вода в канале полностью заменяется паром – эффект отрицателен, т.е. при замене воды (или пароводяной смеси) на пар мощность реактора должна снижаться (при положительном плотностном эффекте реактивности мощность реактора возрастает с ростом количества пара в активной зоне, соответственно «подхлёстывается» и рост мощности реактора).  Как оказалось впоследствии в результате расчётов по новым программам, замена воды паром вызывала резкий положительный скачок реактивности (до 5- 6 b), причём такой величины, что мощность реактора должна была возрастать неуправляемо на «мгновенных» нейтронах за несколько секунд до значений, превышающих начальную в десятки  и сотни  раз (пока не развалятся твэлы и не изменится состав и геометрия активной зоны: гомогенизация топлива в трубе канала, а затем и распространение топлива и продуктов деления по кладке после разрыва труб каналов снижают реактивность системы вследствие увеличения поглощения тепловых нейтронов в уране -238 и продуктах деления, что приводит к прекращению цепной реакции).

Есть ещё один эффект, значение которого для устойчивой работы реактора не было достаточно осознано – это «двугорбость» распределения энерговыделения по высоте активной зоны (эффект бактриана, двугорбого верблюда), когда физическая связь верхней и нижней частей активной зоны ослаблена. Двугорбость распределения энерговыделения  связана с бóльшим выгоранием топлива в центре активной зоны по  сравнению с верхней и нижней периферией (в условиях стационарного режима перегрузок топлива, когда в реакторе находятся тепловыделяющие сборки разного выгорания топлива; среди них есть сборки с большим выгоранием топлива в центральной по высоте зоне). При сравнительно малом выгорании топлива распределение энерговыделения по высоте активной зоны косинусоидальное, «одногорбое», схожее с горбом верблюда – дромадера.

Вот четыре фактора, которые в соответствии с расчётами привели к взрыву реактора такого масштаба, о возможности которого разработчики того времени практически не знали и не догадывались.

Тут следует сказать, что кое-что всё же знали по расчётам и экспериментам. Ещё за три года до аварии расчётом было показано: если все стержни СУЗ, расположенные в верхнем положении, т.е. когда поглощающая (активная) их часть выведена из активной зоны, будут вводиться в активную зону, то в первые секунды действия стержней вследствие вытеснения воды из нижней части каналов СУЗ графитовыми вытеснителями  возможен кратковременный всплеск мощности реактора до десяти раз от начальной (текущей) мощности. Возможный рост реактивности реактора вследствие замещения воды в рабочих каналах паром (положительный плотностной эффект реактивности)  с ростом мощности в данном расчёте не рассматривался.

Эксперименты со стержнями СУЗ непосредственно на реакторе также показали, что при сбросе группы стержней с верхнего положения возникает кратковременный всплеск реактивности и мощности. Такие результаты были получены при пуске реакторов  и на ЧАЭС, и на Игналинской АЭС с реактором РБМК-1500 (об этом эффекте должны были бы знать работники станции). Проводились также расчёты по анализу плотностного эффекта реактивности. Результаты расчёта свидетельствовали, что возможен довольно большой положительный плотностной эффект реактивности, существенно превышающий коэффициент b, относительную величину количества запаздывающих нейтронов, при превышении которой возможен рост мощности на мгновенных нейтронах. Однако в то время результаты этих расчётов всерьёз не были обсуждены,  и они были в какой-то мере забыты.

В связи с этим и по другим причинам, обусловленным устойчивостью работы реактора, в Технологическом регламенте существовал пункт, категорически требующий «глушить» мощность реактора, если количество стержней СУЗ в активной зоне достигает пятнадцати, то есть оперативный запас реактивности при работающем реакторе должен быть не менее 15 стержней СУЗ. В этом случае в соответствии с экспериментами на реакторе поглощающая часть стрежней СУЗ, находящаяся внутри активной зоны, по мере их дальнейшего ввода в активную зону снижала реактивность реактора и приводила к его остановке. (Под оперативным запасом реактивности понимается определённое количество погруженных в активную зону стержней СУЗ, находящихся в пределах высокой дифференциальной их эффективности, то есть высокой поглощающей способности (нейтронов) в случае дальнейшего введения их в активную зону. Оперативный запас определяется пересчётом на количество полностью погруженных стержней СУЗ).

В результате получилась система защиты, которая при срабатывании в условиях верхнего положения всех или большей части стержней СУЗ снижает мощность верхней половины активной зоны за счёт введения поглотителя сверху (верхнего участка воды и  поглощающей части стержней) и увеличивает мощность нижней половины за счёт вытеснения участка воды внизу вытеснителями.

За три года до аварии были приняты решения о переделке стрежней СУЗ с целью исключить «эффект вытеснителей» и ускорить действие аварийной защиты. Например, предлагалось временно просто сдвинуть вытеснители в нижнюю часть активной зоны из середины. Обсуждалась также возможность введения стержней УСП (укороченные стержни-поглотители, которые вводятся в активную зону снизу для коррекции осевого поля энерговыделения) вместе со стержнями аварийной защиты. Однако воз двигался медленно. Твёрдого решения не было. Никто не стукнул кулаком и нее остановил реакторы. Ситуация назревала.  О ней не догадывались, уповая на силу регламента, основного закона реакторщиков-эксплуатационников (операторов реактора).

Кратко о развитии аварии. Вот как развивались события 26 апреля 1986 года. Во время эксперимента с отключением турбин и выбегом насосов мощность реактора с трудом поддерживалась на низком уровне (~20% от номинальной электрической). Температура воды на входе в реактор была близка к температуре насыщения.

Запас реактивности  падал из-за «отравления» ксеноном. Чтобы поддержать мощность и довести эксперимент до логического конца, операторы практически все стержни СУЗ вывели из активной зоны (осталось в соответствии с записями на лентах ДРЕГ всего 2 стержня). Тем самым было нарушено важное для безопасности положение Регламента. Эксперимент почти закончили, реактор работал неустойчиво. Слышен был шум в насосном помещении (кавитационный грохот, с которым хорошо знаком эксплуатационный персонал, при нарушении оптимальных условий работы насосов; например, при расходе, превышающем оптимальный, и повышенной температуре воды на входе ГЦН). В насосную был послан оператор, чтобы выяснить, что там происходит. В этот момент, видимо, оператор реактора заметил небольшой рост мощности реактора, связанный с ростом количества пара в каналах (на входе в каналы вода практически с температурой насыщения; питательная, холодная вода в реактор не поступает, расходы выше номинальных). Ситуация напряженная, стержни автоматического регулирования мощности бездействуют. Принято вполне разумное решение остановить реактор «кнопкой» аварийной защиты. Все стержни защиты пошли вниз, в активную зону. Через две-три секунды вода снизу была вытеснена из всех каналов СУЗ, введена положительная реактивность, достаточная для роста мощности нижней части активной зоны. Верхняя часть активной зоны снижает свою мощность, так как в неё вводятся поглощающие стержни  (Во всём реакторе в целом в первые 2-3 сек мощность могла снижаться.  На ленте самописца мощности с малой скоростью протяжки был виден небольшой «клевок» мощности вниз, а дальше подъём мощности вертикально вверх практически до «зашкала»). Однако нижняя часть а.з. продолжает разгоняться, так как реактор в какой-то степени разделён на две мало связанные друг с другом части вследствие двугорбости кривой распределения энерговыделения по высоте активной зоны. Практически уже к концу второй-третьей секунды ввода стержней СУЗ нейтронный «горб» в нижней части а.з. стал расти, стало возрастать количество пара в рабочих каналах. Начался разгон мощности реактора вследствие  вытеснения воды из нижней части каналов СУЗ и положительного эффекта реактивности из-за роста количества пара в нижней части рабочих каналов, загруженных тепловыделяющим сборками (твэлами). Появление пара в нижней и средней части рабочих каналов (для начала кипения большого роста мощности не требовалось, т.к. вода находилась практически при температуре насыщения) привело к быстрому и полному выталкиванию воды из технологических каналов и замещению её паром (удельный объём пара примерно в 20 раз больше удельного объёма воды, т.е. нужно испарить одну двадцатую часть воды, чтобы вытолкнуть из канала всю воду). Произошел быстрый дополнительный (главный) скачок реактивности, который вызвал разгон реактора на мгновенных нейтронах. Поглощающая часть стержней СУЗ к этому моменту вошла в активную зону всего на 2,5-3 метра и не препятствовала росту реактивности в нижней пятиметровой части активной зоны. Разгон мощности на мгновенных нейтронах в десятки, возможно, и сотню раз от номинала за первые 2-3 секунды после выталкивания воды из каналов «взорвал» твэлы нижней половины реактора.

Например, нейтронно-физические расчёты  [1] свидетельствуют о вероятном росте мощности реактора до 100 номиналов к 7 сек аварийного процесса, т. е. с начала ввода стержней СУЗ, причём  до 4-й–5-й сек мощность реактора в целом слегка снижается в течение 2-х сек (в основном снижается в верхней части активной зоны), затем сравнительно слабо возрастает до номинала к 5-й сек, а с 5-й до 7-й секунды мощность растёт от одного до 100 номиналов. Причём рост мощности происходит в нижней половине реактора на участке активной зоны, в которую не вошли стержни СУЗ (номинальная тепловая  мощность реактора составляет 3200 МВт, электрическая – 1000 МВт). По оценке, за эти 2 сек в твэлах на участке максимальных нагрузок в нижней половине реактора может выделиться тепла от 700 до 1000 калорий на грамм топлива и до 35-50 калорий, но на бóльшую примерно в 6 раз массу, в графите (масса топлива в активной зоне примерно  190 тонн, графита без отражателей  1140 тонн). Однако следует отметить, что нейтронно-физический  расчёт проведён с условием целостности твэлов в процессе  роста мощности. Очевидно, что при таком темпе наброса нагрузки возможно разрушение твэлов ещё до выхода на мощность 100 номиналов с соответствующими нейтронно-физическими последствиями. Вероятна остановка роста мощности реактора вследствие прекращения цепной реакции в разрушенном, диспергированном и распространившемся по кладке топливе. Как сказано в препринте, «…программа отказалась работать из-за ошибок в теплогидравлическом блоке (т.е. параметры вышли за пределы)». Если бы программа продолжала считать и с перегретым паром, то можно было бы получить и 200-300 номиналов?  Вполне вероятно, если бы в программе были условия по влиянию на нейтронно-физические характеристики активной зоны возможного разрушения твэлов (и труб каналов), то темп роста мощности и её предельная величина были бы другими. Расчётный рост мощности остановился бы на меньшем значении.  При фрагментации  и  диспергировании топлива осколки деления какое-то время остаются в гомогенной массе топлива с высокой температурой, а если и «вылетают» из топлива и активной зоны, то вылетят они вместе с «распылившемся»  топливом и перегретым паром (вероятно, в графитовую кладку и в барабаны-сепараторы), т.е. в любом варианте рассмотрения ситуации должно произойти затухание цепной реакции. Одни осколки деления (как поглотители нейтронов, например, ксенон, которые могли бы вызвать дополнительный рост реактивности) вылететь из активной зоны не могут.

О характере разрушения твэлов при росте мощности реактора. По данным специалистов, исследовавших поведение твэлов при резком набросе мощности, это результаты экспериментов в импульсном реакторе, уже при  введении в топливо 300-400 кал/г энергии за 1-1,5 сек (на подъёме импульса) твэлы разрушаются на мелкие фрагменты. При введении  в топливо 600 кал/г  топливо превращается в раскалённую пыль за счёт вскипания диоксида урана и повышения давления газообразных осколков деления. Можно предполагать, что с момента наброса мощности, соответствующего энерговыделению в топливе от 400 до 600 кал/г, возможно прекращение катастрофического роста мощности  раньше достижения  100 номиналов.

Топливо при таких нагрузках могло нагреться за 1,5 – 2 сек, т. е. практически мгновенно, до 5000-7500°С  (оценка проведена без отвода тепла и учёта теплоты плавления и испарения). Поэтому и диспергировало (разрушилось в пыль) и испарилось топливо в зоне максимальных нагрузок, особенно если учесть рост объёма газообразных и легколетучих осколков деления (температура плавления диоксида урана примерно 2650°С, кипения – 3730°С).

Температура графитовых блоков  в зоне максимальных нагрузок адиабатически может возрасти в этих условиях примерно на 10-20°С, со стороны отверстия в блоке – раза в полтора больше.  Выделяемая мощность в графите в нормальных условиях равна примерно 5 % от мощности, выделяемой в топливе, количество графита в ячейке примерно в  6 раз больше, а теплоёмкость графита почти в 4 раза выше, чем теплоёмкость топлива. В условиях катастрофического роста мощности энерговыделение в графите меньше примерно на 15 %, чем в стационарных условиях, за счёт практически неизменной составляющей энерговыделения от запаздывающих γ-квантов деления.  Именно в соответствии с отмеченными обстоятельствами рост температуры графита несопоставим с практически адиабатическим ростом температуры топлива, хотя этот результат может показаться неожиданным.

Таким образом, следует, в соответствии с оценкой, принять, что температура графита в процессе роста мощности твэлов за 1,5-2 сек  возросла незначительно.

Ход развития  аварии. В момент быстрого роста паросодержания и выброса воды из каналов  все главные циркуляционные насосы  прекратили подачу воды вследствие резкого повышения гидравлического сопротивления активной зоны (по записям на самописцах осциллографов, которые были включены в период эксперимента с выбегом насосов). Раскалённая топливная «пыль» с паром (на фоне роста давления в активной зоне и в сепараторе с 70 до 80-85 атмосфер и полного  прекращения расхода в насосах; локально, на участке роста мощности твэлов давление в каналах могло быть существенно выше)  перегрела, в основном тепловым и гамма-излучением и нагревом в момент роста мощности, циркониевые трубы технологических каналов до температур, при которых произошел их массовый разрыв. Именно в это время слышались шум, рокот и вибрация, которые приняли за первый взрыв в центральном зале. Вода и пар с перегретой топливной «пылью» разрушили кожух реактора и заполнили реакторное пространство. Искривились графитовые колонны. Разрушался и размывался горячий графит, температура которого к этому времени была порядка 350-400°С. В это время вероятно смятие труб каналов СУЗ внешним давлением и заклинивание стержней регулирования. Именно поэтому стержни СУЗ остановились все разом, войдя в активную зону  примерно на 3 метра.

После разрыва труб каналов  расход по всем насосам (по записям на самописцах осциллографов) возрос почти до номинала. Практически вся вода шла в графитовую кладку и из насосов, и из сепараторов и превращалась в пар за счёт нагрева графитом и самоиспарения вследствие падения давления (в этот момент давление в кладке было ниже давления в сепараторе, а вода находилась при температуре насыщения). Давление сначала в пределах кожуха реактора, а затем и реакторного пространства возросло до значений, при которых был разрушен кожух реактора, была сорвана и сдвинута верхняя биологическая защита (схема «Е», «Елена»),  разорваны вверху трубы каналов, отводящие теплоноситель, оборваны нижние трубы-калачи, подводящие воду к рабочим каналам. Под давлением  просел  (был смят) нижний «крест» (схема «С»), на который опирается нижняя биологическая защита (схема «ОР»), тонкие листы креста не выдержали давления; были разорваны компенсаторы, герметизирующие реакторное пространство шахты реактора. Вероятно смятие отсеков боковой  биологической защиты, заполненной водой (схема «Л»). Тепловой (или паровой) взрыв реактора был вторым взрывом, который слышал персонал. В этот момент разрушены верхние и нижние коммуникации, отводящие пароводяную смесь и подводящие воду к технологическим каналам, разрушены помещения насосов и барабанов-сепараторов. Вместе с паром и топливо–графитовой «пылью» в отверстие после подъёма и сдвига схемы «Е» была выброшена наружу, за пределы шахты реактора, часть графитовых блоков с кусками циркониевых труб и тепловыделяющих сборок. Выброс элементов активной зоны в основном происходил из нижней части, где был рост мощности твэлов и максимальное давление водо-паро-топливной смеси. Находящийся снаружи здания реактора персонал (по докладным запискам) видел искры и раскаленные куски чего-то, напоминающие «горящие тряпки». Первая, начальная фаза чернобыльской трагедии, как не только я её представляю, закончилась.

Оставшаяся в шахте реактора бóльшая часть топлива и графита стала разогреваться за счёт остаточного энерговыделения  продуктов деления в топливе. Охлаждающая вода в принципе уже не могла попасть в активную зону, так как все коммуникации были порваны. Графит нагрелся до 700-800°С и сам стал гореть. (Облучённый графит на воздухе начинает гореть при температуре примерно 700-750°С в муфельной печи при электронагреве. Горение прекращается после отключения нагрева. В нашем случае горение поддерживалось остаточным энерговыделением в топливе и выделяемой энергией горения в компактном объёме, продуваемом воздухом). Температура горящего графита и циркониевых труб могла возрасти до 1500-1700°С. За несколько дней графит, циркониевые трубы, циркониевые оболочки твэлов (цирконий выгорел ещё раньше) практически выгорели полностью. Тяжелые фракции топлива в шахте реактора остались (некоторые эксперты утверждают, что там ничего не осталось), летучие и газообразные осколки деления урана оказались выброшенными в атмосферу.

Небольшая иллюстрация к пониманию взрыва реактора в условиях резкого наброса мощности в процессе разгона на мгновенных нейтронах. Американцы при обсуждении аварии на ЧАЭС, в Вене в августе 1986 года, демонстрировали видеозапись теплового взрыва: в бочку с водой вылили сравнительно небольшой «ушат» расплавленного металла. Кажется, это был чугун. Произошел взрыв, который разнёс в клочья и бочку, и сооружение из металлических конструкций, в котором размещалась бочка, а металл превратился в пыль. Эта картина в какой-то мере иллюстрирует ситуацию в момент попадания воды на раскалённый графит после разрыва  циркониевых труб технологических каналов (тепловой взрыв). При этом вероятно разрушение и диспергирование части графитовых блоков. Мне же кажется, что эта модель взрыва менее подходит к пониманию взрыва твэлов на ЧАЭС в той его части, которая связана с катастрофическим ростом мощности твэлов в момент разгона на мгновенных нейтронах. Тут более подходит другая экспериментальная модель. Если в электрическую розетку на кухне (кухонный эксперимент и очень дешёвый) всунуть  волнистую заколку для волос, то мгновенно раздастся лёгкий взрыв, металлическая заколка превратится в пылевую «сажу» (окисленный металл). Примерно такая картина разрушения твэлов в зоне максимальных тепловых нагрузок  вероятна в момент роста мощности реактора на мгновенных нейтронах до десятков и сотни номиналов. В результате локального роста мощности топливные таблетки из диоксида урана превратились в раскалённую пыль, за доли секунды нагрели трубы каналов, после чего произошел массовый разрыв труб в середине четырёхметрового (примерно) участка активной зоны (или несколько ниже середины), до которой ещё не дошли  поглощающие нейтроны стержни СУЗ. Вероятно, катастрофический рост мощности мог вызвать и частичное разрушение (превращение в “пыль”, в аморфную “сажу”) графита, внутреннее энерговыделение в котором в нормальных условиях работы составляет примерно 5 % от общего энерговыделения в активной зоне, а перепад температуры по телу графитового блока составляет 30-60°С. В условиях резкого роста мощности, предположительно, определённую роль в частичном  разрушении и диспергировании графита  мог сыграть газ (азот, гелий), находящийся в скрытой и закрытой пористости  графита, а также  хемосорбированный азот, накопившийся в графитовой кристаллической решетке. При резко введённой энергии, повысившей температуру графита (хотя и незначительно), и возросшем облучении нейтронами и гамма-квантами молекул газа вероятен рост давления в порах графита и химическое соединение азота с углеродом с образованием газообразных соединений типа (СN)n с выделением дополнительной энергии.

Энергия осколков деления, гамма-излучения, замедления нейтронов – в графите – взорвала не только топливные таблетки, но и, частично, графит. Конечно, речь не идёт о росте температуры практически  всего графита до 5-10 тысячах градусов, как утверждают некоторые эксперты [2]. Просто для такого роста температур графита  не найти энергии: твэлы, как источник энергии, развалятся в пыль и цепная реакция прекратится ещё до того как предполагаемая температура в графите будет достигнута.

После разрыва труб вода и пар хлынули в графитовую кладку со стороны насосов и со стороны барабанов-сепараторов. В раскалённую «пыль» превратилось не всё топливо, а только в зоне максимальных нагрузок. Большая часть ТВС и твэлов осталась сравнительно целой и не была выброшена из реактора. Этот вывод можно сделать, анализируя и изучая выброшенные наружу куски циркониевых труб ТК вместе с находящимися в них твэлами. Именно поэтому, по оценке специалистов, вне реактора оказалось порядка 3-х–5-ти  процентов топлива, остальное топливо, включая тяжелые фракции, осталось в шахте реактора. Если рассуждать иначе, утверждая, что большая часть топлива выброшена двойным взрывом из реактора, то тогда следует объяснить, что же горело в шахте реактора? Какой раскалённый высокоактивный газ поднимался над шахтой разрушенного реактора на высоту  более  300 метров (до 1000-1500 метров) почти 10 дней? Если горел графит, то что же испарило воду и разогрело графит до температуры воспламенения (примерно до 700-750°С через 10-20 часов после начала аварии) и поддерживало горение графита в течение восьми – девяти суток при температуре до 1500-1700°С?  Очевидно, что остаточное энерговыделение в топливе.
 

 
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: 4.05
Ответов: 17


Проголосуйте, пожалуйста, за работу автора:

Отлично
Очень хорошо
Хорошо
Нормально
Плохо

опции

 Напечатать текущую страницу Напечатать текущую страницу

"Авторизация" | Создать Акаунт | 56 Комментарии | Поиск в дискуссии
Спасибо за проявленный интерес

Re: О причинах и развитии аварии на 4-м блоке ЧАЭС (Всего: 0)
от Гость на 08/02/2011
За большим объемом информации автор попытался скрыть главное: кто принял решение об изменении системы СУЗ на ЧАЭС и кто получил вознаграждение за это рацпредложение. В нашей стране все обезличено и никто ни за что не отвечает. До тех пор, пока мы не научимся персонифицировать ошибки, наши проблемы будут нарастать.


[ Ответить на это ]


Re: О причинах и развитии аварии на 4-м блоке ЧАЭС (Всего: 0)
от Гость на 09/02/2011
а вы про какое изменение говорите?


[
Ответить на это ]


Re: О причинах и развитии аварии на 4-м блоке ЧАЭС (Всего: 0)
от Гость на 08/02/2011
Странно, что при такой передовой, в том числе и теплотехнической, науке реактор после аварии начали заваливать доломитом и свинцом. Это привело к резкому повышению температуры в реакторе и длительному радиоактивному выбросу, чем "порадовали" всю Европу.При таком уровне понимания процессов было бы более интересным не констатация фактов и научное объяснение явлений, а анализ конкретных ошибок и масштаб их последствий. 


[ Ответить на это ]


Re: О причинах и развитии аварии на 4-м блоке ЧАЭС (Всего: 0)
от Гость на 08/02/2011
То, что было, то и сыпали. Надо было что-то сыпать, чтобы отчитываться перед начальством. А что нужно было делать?Вы знаете? Убеждать начальство, что ничего сыпать не нужно, само выгорит? Не нужно было форсированно развивать атомную энергетику на РБМК. Ужасно "Кривая" машина. Да и ВВЭР не лучше.


[ Ответить на это ]


Re: О причинах и развитии аварии на 4-м блоке ЧАЭС (Всего: 0)
от Гость на 08/02/2011
Несогласен. Обоснуй чем ВВЭР-1000 В-320 лучше чем РБМК-1000 2очереди КурскойАЭС или Смоленской


[
Ответить на это ]


Re: О причинах и развитии аварии на 4-м блоке ЧАЭС (Всего: 0)
от Гость на 08/02/2011
А 4 блока ЛАЭС? Их латали-латали, но все-равно люди боятся юго-запад Ленинградской осваивать. Несмотря на мощнейший пиар и прибалтийские тусовки. Сейчас еще и бассейны выдержки переполнены...


[
Ответить на это ]


Re: О причинах и развитии аварии на 4-м блоке ЧАЭС (Всего: 0)
от Гость на 08/02/2011
 Эленергия произведенная на   РБМК  получается  на 30% дороже.чем на ВВР-1000
 Больше персонала
 Из-за одноконтурной схемы -много больше радиактивной грязи
 Больше стоимость возведения и значительно-стоимость вывода из эксплуатации
 При падении самолета, из-за отсутствия корпуса реактора, 100%-ая ядерная катастрофа.
 Можно продолжать...


[
Ответить на это ]


Re: О причинах и развитии аварии на 4-м блоке ЧАЭС (Всего: 0)
от Гость на 10/02/2011


[
Ответить на это ]


Re: О причинах и развитии аварии на 4-м блоке ЧАЭС (Всего: 0)
от Гость на 08/02/2011
закрыть вас надо вместе с вашим радиоактивным атомом!


[
Ответить на это ]


Re: О причинах и развитии аварии на 4-м блоке ЧАЭС (Всего: 0)
от Гость на 08/02/2011
Топливо при таких нагрузках могло нагреться за 1,5 – 2 сек, т. е. практически мгновенно, до 5000-7500°/
--------------------
Возожно я не все точно понимаю по постянным времени, но время нагрева таблетки диоксида (это все таки карамит) при принятии в качестве характеристического  размера ее радиуса это не что иное как время хода температурной волны (возмущения) от центра таблетки к периферии, и рассчитывается в первом приближении по критерию Фурье, в котором участвует коэффициент температуропроводности и характеристический размер, ну естественно в реальном масштабе времени - т.е. критерий Фурье равен 1.  Для практических нужд была рекомендована формула порпоще - как диаметр твэла в квадрате деленный на 25. По результатам испытаний на пуске 1 блока ЮУ АЭС было получено по топливу значение 3.47 сек.
Не совсем понимаю - откуда 1.5...2.0сек?

Ядерщик


[ Ответить на это ]


Re: О причинах и развитии аварии на 4-м блоке ЧАЭС (Всего: 0)
от Гость на 09/02/2011
Это без внутреннего тепловыделения, с ним линейные масштабы не влияют. только плотность и теплоемкость.


[
Ответить на это ]


Re: О причинах и развитии аварии на 4-м блоке ЧАЭС (Всего: 0)
от Гость на 09/02/2011
Спасибо!
Въехал, точно - в уравнении нестационарного теплообмена q(v) будет равно нулю.


[
Ответить на это ]


Re: О причинах и развитии аварии на 4-м блоке ЧАЭС (Всего: 0)
от Гость на 09/02/2011
Темнит дед! И статья -заказуха!Всё доказать хотят,что топливо всё в реакторе осталось!5000-7000 градов -это полная дисперсия,как на солнышке! Да ещё в нижней части реактора! Вывод простой и ясный -верхнюю часть выстрелило с разрушением вне реактора. А нижняя часть мирно догорала и грелась радиоактивным распадом.
Но ссыт дед правду сказать!И лепит горбатого про какие -то пары и рваные трубы!И не надо гнать гусей про мощное остаточное энерговыделение. Все хронику видели ,кто взрослый!Слегка парило там.И не стыдно старому врать на старости лет!


[ Ответить на это ]


Re: О причинах и развитии аварии на 4-м блоке ЧАЭС (Всего: 0)
от Гость на 09/02/2011
Да полно тебе! Не волнуйся так сильно!

Трубы рваные - это факт (фотодоки весь мир обошли), не порвались бы - не вылетел бы водород, а то что было остаточное тепловыделение и сам знаешь - фото "слоновья нога" обошло весь мир. Кстати - секрет продам - после этого фото (и осознания реальных процессов плавления топлива в смеси с металлом и бетоном) был введен термин "кориум", переделаны методики расчетов на блокировку активной зоны с расплавлением части ТВЭЛ(Г) и введены в проекты рассекатели расплава (он же кориум). Так что дед прав - никаких чудес там не происходило - все паскудное сами своими ручками сделали.

Ядерщик


[
Ответить на это ]


Re: О причинах и развитии аварии на 4-м блоке ЧАЭС (Всего: 0)
от Гость на 09/02/2011
Можно было бы все это сделать и после Три-Майл-Айленд


[
Ответить на это ]


Re: О причинах и развитии аварии на 4-м блоке ЧАЭС (Всего: 0)
от Гость на 09/02/2011
Хорошая статья, с пониманием процесса и видимо честная. Хорошо бы раньше...
Может быть пора пересмотреть результаты уголовного дела по ЧАЭС? А то посадили эксплуатационников за нарушение правил... И успокоились.
К автору: Как я понимаю на РБМК оперативный запас реактивности (15 стержней) оператор непосредственно контролировать не может, прибора нет, сигнализации тоже. Надо брать распечатку и ИВС и смотреть. Требовать от оператора бросать АЗ по такому параметру - это по-моему издевательство. Вы согласны?
Похоже причины аварии:
1 Недостатки конструкции СУЗ и активной зоны (что подтверждается объемом модернизации всех РБМК после 1986 года, вводом быстродействующей аварийной защиты, изменением обогащения и т.д.).
2 Отсутствие необходимых расчетов (чего не хватило? знаний? вычислительных мощностей? времени? желания?).
3 Недостатки технологического регламента (отсутствие запрета включения дополнительных ГЦН на низкой мощности и т.д.).

Автора уважаю

Дмитрий Стацура


[ Ответить на это ]


Re: О причинах и развитии аварии на 4-м блоке ЧАЭС (Всего: 0)
от Гость на 09/02/2011
Причины аварии очень ясно изложены в докладе к МАГАТЭ через год после аварии. Непосредственные:
1. Нельзя было проводить эксперимент с выбегом генератора сразу после попадания в йодную яму, когда большинство сержней СУЗ оказались извлеченными (нарушение регламента техническим персоналом АЭС);
2. Загнал реактор в этот режим диспетчер энергосистемы, потребовавший выйти на полную мощность после снижения ее до 50% для проведения эксперимента.
Косвенная причина: "Совершенствование" системы СУЗ проэктантами РБМК для "экономии" нейтронов, которая снизила пассивные свойства системы и сделала ее очень критичной к действиям персонала.


[
Ответить на это ]


Re: О причинах и развитии аварии на 4-м блоке ЧАЭС (Всего: 0)
от Гость на 09/02/2011
1. Нельзя было проводить эксперимент с выбегом генератора сразу после попадания в йодную яму, когда большинство сержней СУЗ оказались извлеченными (нарушение регламента техническим персоналом АЭС);
2. Загнал реактор в этот режим диспетчер энергосистемы, потребовавший выйти на полную мощность после снижения ее до 50% для проведения эксперимента

Для эксплуатационников ЧАЭС попадание в йодную яму не новинка. И выход из нее они нашли чрезвычайно и самоубийственно прост -- поджечь зону мгновенными нейтронами. Срабатывало десятки раз А на ...дцатяй не сработало. Вот и вся физика и кибернетика .


[
Ответить на это ]


Re: О причинах и развитии аварии на 4-м блоке ЧАЭС (Всего: 0)
от Гость на 09/02/2011
Одно дело выходить из йодной ямы при подъеме мощности, а другое дело сбрасывать стержни АЗ, находясь в йодной яме, как это было сделано в конце эксперимента на ЧАЭС!!!!


[
Ответить на это ]


Re: О причинах и развитии аварии на 4-м блоке ЧАЭС (Всего: 0)
от Гость на 09/02/2011
Ну не совсем так - не мгновенными нейтронами, а ВЫЖЕЧЬ из ЗОНЫ КСЕНОН нейтронами и подавить ВЫБЕГ отрицательной реактивности им же ксеноном порождаемый... фу как много больших букв то написал... :-)

Ядерщик


[
Ответить на это ]


Re: О причинах и развитии аварии на 4-м блоке ЧАЭС (Всего: 0)
от Гость на 09/02/2011
К выводам доклада к МАГАТЭ надо относиться с пониманием: задание нашей  делегации давало политбюро ЦК КПСС, и оно же наградило руководителей делегации высокими правительственными наградами. Глубоко уважаемый, к несчастью, покойный  А.А. Абагян честно рассказал своему коллективу, что это за то, что "они втерли очки мировому сообществу". Конец цитаты
отсюда и вся вина на диспетчере энергосистемы и эксплуатационном персонале, а советская техника всегда лучшая в мире


[
Ответить на это ]


Re: О причинах и развитии аварии на 4-м блоке ЧАЭС (Всего: 0)
от Гость на 09/02/2011
Базовый врожденный недостаток- огромный положительный паровой эффект реактивности, не то 5, не то 7 бета. Точно не известно из-за огромных размеров АЗ и слабой связанности её частей. Второй фактор - низкое содержание ядер урана 235 в общем балансе ядер. Обогащение было кажется 1.8%. Пришлось увеличивать  до 3.2% с аксиальным профилированием и эрбиевым поглотителем. У ВВЭР-1000 другие "заморочки" - кластерное регулирование. Отлично работает, если зона ровная. А не дай бог зону перекосит? И ку-ку! И быстрая система ввода бора не поможет-не успеет.


[
Ответить на это ]


Re: О причинах и развитии аварии на 4-м блоке ЧАЭС (Всего: 0)
от Гость на 09/02/2011
Зону перкашивало не раз, за что ВИУРЫ биты были нещадно, но давно выработаны алгоритмы регулирования оффсет-оффсетных характристик и Кv по зоне. К сожалению - физику реактора не обманешь, и когда нейтронка "опрокидывалась" (т.е. 60-80% энерговыделения в верхней половине зоны), то бором, группами (как правило пятой центральной, которая еще и в алгоритмах УРБ работает) кто как мог и ровнял нейтронку. Ну а с ксеноном ничего не поделаешь - его можно только выжигать подъемом мощности, хотя как раз подъем мощности и запрещен при нарушениях Kv и оффсета. Так что реально проблемы остается и лучший выход - не влетать в такое состояние. Что касается борца - то поясняю что транспортное время первой порции бора в зону для системы TQ14-34 составляет для разных трассировок труб (ну не мне тебе о А-36/1-3 пояснять и далее А-123/1-3, А-327/1-3 и ГА-306/1-3)  примерно 7-8 минут. Т.е. пока борец докатится туда - все уже в зоне сбудется. А транспортное время TQ13-33 составляет 57-69 сек. Но давит выбег реактивности в случае наличия его (выбега) примерно с 18-20 сек, за которое зона все равно умудряется набрать мощность до 40%Nном. Но спереходом на ТВЭГи маленько времена изменились - это потом как то поясню. Знаю о чем говорю - сам ВИУРил когда то на ВВЭР-1000... при СССР.
И бывал бит тоже за Кv.

Ядерщик


[
Ответить на это ]


Re: О причинах и развитии аварии на 4-м блоке ЧАЭС (Всего: 0)
от Гость на 09/02/2011
Как так :
"К автору: Как я понимаю на РБМК оперативный запас реактивности (15 стержней) оператор непосредственно контролировать не может, прибора нет, сигнализации тоже?"

То есть на РБМК до модернизации после аварии на ЧАЭС оператор не знал положение и число стержней СУЗ, введеных в зону? А парни то не знают!

А как производили изменение мощности реактора?

Основная причина аварии - в зоне не было минимально-необходимого количества стержней, определенного тех.регламентом.

Geronimo


[
Ответить на это ]


Re: О причинах и развитии аварии на 4-м блоке ЧАЭС (Всего: 0)
от Гость на 09/02/2011
Оператор знал запас по показаниям сельсинов и номограмме. Но чтобы тогда в 1986 году "вякнуть" про сниженный запас или нарушение регламента, нужно было идти против традиции и иметь мужество. Тогда это было сложно, а теперь- невожно. Выгонят с работы.


[
Ответить на это ]


Re: О причинах и развитии аварии на 4-м блоке ЧАЭС (Всего: 0)
от Гость на 09/02/2011
"Основная причина аварии - в зоне не было минимально-необходимого количества стержней, определенного тех.регламентом."

Ну что такое вы говорите, право. Причина аварии - конструкторские просчеты, внесение СУЗ положительной реактивности, отсутствие непрерывной сигнализации по ядерно-опасному параметру (количество стержней). И все это в нарушение действовавших на тот момент ПБЯ и ОПБ.

"Не знал положение и число" - а вы подумайте, сколько там стержней и как это в уме быстро посчитать можно, да еще если ОЯБ неверные кф. выдает.


[
Ответить на это ]


Re: О причинах и развитии аварии на 4-м блоке ЧАЭС (Всего: 0)
от Гость на 11/02/2011
С причиной - совершенно согласен. В вот знание линейного оперативного запаса - обязанность СИУРа. В первом приближении линейный запас дает основание заявить о нарушении техрегамента. Что называется, поставить вопрос. Другое дело ему говорят товарищи - мы же работали раньше в этом режиме, почему ты не можешь? Противостоять такому подходу могли немногие.


[
Ответить на это ]


Re: О причинах и развитии аварии на 4-м блоке ЧАЭС (Всего: 0)
от Гость на 09/02/2011
Спасибо за статью!
Побольше бы такой фактуры, интересой и обоснованной.


[ Ответить на это ]


Re: О причинах и развитии аварии на 4-м блоке ЧАЭС (Всего: 0)
от Гость на 09/02/2011
Вопрос - на хрена эту технологию под общим наименованием "АЭС" в таком сыром виде развивать? Ведь ни одна техническая проблема не решена. За исключением центрифужных технологий обогащения.Все находится в фазе каких-то недоделанных экспериментов. Каждая атомная контора бьется за свой кусок инвестиционного пирога. А в целом все уверены, что все в полном порядке. До следующего "Чернобыля", не дай боже!


[ Ответить на это ]


Re: О причинах и развитии аварии на 4-м блоке ЧАЭС (Всего: 0)
от Гость на 09/02/2011
Спасибо за квалифицированный и честный анализ! Нечто подобное опубликовал Дятлов (ЗГИ ЧАЭС, ядерщик по специальности) на английском языке в Nuclear Safety очень давно. По-моему, еще из зоны. Не знаю, как это ему удалось. Спрашивается. за что ему 10 лет дали? Вернее, этот срок назначило Политбюро, а потом открытый суд в закрытой зоне все это проштамповал. Напоминает дело Ходорковского: или этот не очень виновен, или еще пару сотен чел должны было по 10 лет получить. Как-то так.


[
Ответить на это ]


Re: О причинах и развитии аварии на 4-м блоке ЧАЭС (Всего: 0)
от Гость на 09/02/2011
Спасибо за квалифицированный и честный анализ! Нечто подобное опубликовал Дятлов (ЗГИ ЧАЭС, ядерщик по специальности) на английском языке в Nuclear Safety очень давно. По-моему, еще из зоны. Не знаю, как это ему удалось. Спрашивается. за что ему 10 лет дали? Вернее, этот срок назначило Политбюро, а потом открытый суд в закрытой зоне все это проштамповал. Напоминает дело Ходорковского: или этот не очень виновен, или еще пару сотен чел должны было по 10 лет получить. Как-то так.


[ Ответить на это ]


Re: О причинах и развитии аварии на 4-м блоке ЧАЭС (Всего: 0)
от Гость на 09/02/2011
Вот опять, как и Доллежаль, пишет о кавитации, которой не было. На БЩУ услышали грохот ГЦНов и мальчика послали, клюкву с дерева собрать... Очень честно и квалифицированно.


[
Ответить на это ]


Re: О причинах и развитии аварии на 4-м блоке ЧАЭС (Всего: 0)
от Гость на 10/02/2011
Да хороший, хороший этот спец Дятлов! И диплом у него красный! Вот только почему на других РБМК это все не грохнуло, а грохнуло под руководством хорошего спеца Дятлова??? Хватит выгораживать персонал! Сами же обгадились а теперь виновных ищете всюду. Если вы все спецы такие - почему зная, к чему приведет эксперимент, пошли на него? Руками все было сделано!!! Ручками персонала, и нефиг трындеть что де конструторы во всем виноваты. На них есть вина - но не во всем.


[
Ответить на это ]


Re: О причинах и развитии аварии на 4-м блоке ЧАЭС (Всего: 0)
от Гость на 13/02/2011
Персонал, говорите, виноват? А что, 1975 на 1 блоке Лаоса не грохнуло? Или на Курской, например, мгновенное перекрытие расхода КО СУЗ на первой очереди не привело к разгону? Или авария на Чернобыльской 9 сентября 1982 года ТК 6244, если память не изменяет, не привела к росту давления в РП более предела измерения защитных приборов (1500 мм)? И что везде злодей - персонал? Акститесь! Во всех этих и десятков других случаев (о которых можно узнать только в курилках, а не в отлакированных отчетах) повезло всем. Но бесконечно везти не может. Можно, конечно, обдумать - почему ЧАЭС, на которой, кстати, ГИС Фомин обеспечил общий технический уровень эксплуатации намного выше, чем, например, на Курской ГИС Ряхин. Проведение выбрало Чернобыль. Все остальные должны быть благодарны. А вот о чем стоит задуматься, так о том, когда затраханный управленцами персонал грубо ошибется, а Проведение приготовит пару скрытых отказов (и поделом!) в системах первого контура, например. Вот тогда, на полном основании вы скажите - персонал виноват! Только кому от этого будет легче? Российской атомной энергетике? Главе Росатома? Вам? Бесконечно везти не может...


[
Ответить на это ]


Re: О причинах и развитии аварии на 4-м блоке ЧАЭС (Всего: 0)
от Гость на 09/02/2011
К сожалению, в статье нет анализа – как вся огромная атомная  бюрократия действовала перед лицом вполне реальной угрозы – несоответствия РБМК 1000 правилам безопасности. 

А такой анализ нужен в чисто практических целях показать нынешним управленцам – что надо делать, чтобы избежать новой большой аварии. Ее причины будут отличаться от причин Чернобыля. Они будут связаны с состоянием персонала, а не  техники. Персонал запуган. Кто не верит – читайте ноябрьскую статью Булата.
Что касается упоминания автора о том, что технологический регламент требовал остановить реактор при снижении запаса реактивности ниже 15 ст. РР, то надо сказать – тот же технологический регламент разрешал выход на мощность без прохождения йодной ямы, что практически всегда приводило к работе с запасом ниже этого значения. А порой  к работе с нулевым запасом реактивности.
Это был политический технологический регламент, дававший  возможность работать с грубыми нарушениями правил и здравого смысла. Этот ТР привел к аварии.
Если оценивать статью, как инструмент для предотвращения следующей радиационной аварии – ее вес не велик. На троечку.



[ Ответить на это ]


Re: О причинах и развитии аварии на 4-м блоке ЧАЭС (Всего: 0)
от Гость на 10/02/2011
Верно замечено!

Система запугивания перонала АЭС была разработана еще при СССР, по пручению идеологического отдела ЦК, так как считалось, что "....эти яйцеголовые сликом многое себе могут позволить думать и их надо прижимать", но при реализации этой программы все выродилось в идиотизм и самодурство на местах. Формат - грубое психологическое давление исключительно в форме угроз (ипотеку не дадим, премию снимем, по должности не повысим, годовую премию снизим и т.д.). Сам был оперативником и лично этот механизм знаю изнутри. Текущее психологичесоке состояние операторов по результатам психофизиологических тестов просто ужасно, результаты обследований секретятся поскольку их огласка приведет к замене всего руководящего состава ЛЮБОЙ АЭС.
То есть ваше предположение о причинах будущей аварии на АЭС как факторе психологического состояния оперативников и не только (еть еще и грамотные ремонтники) абсолютно верное! Но при СССР, когда стало понятно вырождение программы психологического давления был очень мощный компенсатор - соцальная защита. Давалось жилье, оклады, премии, детсады, путевки профсоюзные и т.п. Поэтому компенсатор уравновешивал как то психологическое давление. Но сейчас компенсатора нет, потому что нет социальной защиты персонала - т.е ситуация неуравновешена. И уравновесить ее уже не получится...


[
Ответить на это ]


Re: О причинах и развитии аварии на 4-м блоке ЧАЭС (Всего: 0)
от Гость на 10/02/2011
Вы не отметили главный элемент "защиты"- вводились новые блоки и работник, пошедший против "течения" или проявивший принципиальность. не вылетал из отрасли с волчьим билетом, как сейчас, а шел пускать следующий блок.  Меня учили в первую голову такие люди.


[
Ответить на это ]


Re: О причинах и развитии аварии на 4-м блоке ЧАЭС (Всего: 0)
от Гость на 10/02/2011
Полностью с вами согласен коллега!
Именно так и было, кстати - я начинал в наладке работу, а потом уже перешел работать в эксплуатацию на АЭС, оперативником. Ноне же высоколассных специалистов манагеры выбивают в первую очередь, а потом вопят - проблема с кадрами!


[
Ответить на это ]


Re: О причинах и развитии аварии на 4-м блоке ЧАЭС (Всего: 0)
от Гость на 09/02/2011
Статья полезная и нужная, но затрагивает лишь верхушку "айсберга" проблем прогнозирования последствий принимавшихся в прошлом и принимаемых сегодня решений о развитии атомной энергетики. Сама идея создания реакторов типа РБМК основывалась на успешном опыте создания и эксплуатации промышленных реакторов-наработчиков плутония. Крупнейшие из них были созданы в СССР. Об авариях на этих реакторах знали немногие и не из газет. О том, что физика РБМК принципиально отличается от физики промышленных реакторов, инициаторы программы РБМК в 60-70х г.г. прошлого века не догадывались.  Принципиально ошибочным был выбор шага по графитовой кладке 25 см. без снижения эффективной плотности графита до эквивалента шага 20-22 см. В итоге в РБМК уран-водо-графитовое соотношение, определяющее эффекты реактивности при уменьшении плотности воды вследствие кипения, оказалось самым "дурным", провоцирующим всегда положительный "паровой" эффект реактивности. "Штатные" расчетные программы для тогда крайне маломощных ЭВМ этот эффект "не видели". Однако еще до пуска 1-го блока Ленинградской АЭС с РБМК в октябре 1973 г. уже были получены результаты численного моделирования нестационарных процессов в трехмерных нейтронно-физических и теплогидравлических моделях РБМК, которые обнаружили принципиальную неустойчивость распределения энерговыделения по активной зоне, особенно при работе реактора на малой мощности с повышенным расходом воды и малым количеством введенных стержней СУЗ. Оказалось, что при таких условиях в активной зоне РБМК, содержащей 30-50 критических масс, возможно образование локальных зон надкритичности с эффективным диаметром 2.5-3 метра, включавших 70-110 технологических каналов (ТК). С наибольшей вероятностью эти локальные зоны  могли возникать в нижней части реактора в области близ бокового отражателя и оси симметрии активной зоны. ТК в этих областях имеют самые длинные нижние подводящие и верхние отводящие пароводяные коммуникации (НВК и ПВК), обладающие наибольшим гидравлическим сопротивлением. При малых мощностях реактора и больших расходах воды с температурой, близкой к температуре насыщения, из этих НВК на вход в ТК уже поступает пароводяная смесь, провоцируя привнесение положительной реактивности в нижнюю часть ТК, содержащую относительно наибольшее количество невыгоревшего урана. Вследствие внесения положительной реактивности в этих областях начинался процесс неконтролируемого разгона с периодом удвоения мощности порядка т.н. "тепловой постоянной" ТВЭЛ - около 13 сек. Обнаружить такой процесс могли лишь постоянно действующие системы внутриреакторного контроля распределения энерговыделения, способные контролировать не менее 50 - 100 областей активной зоны и по радиусу, и по высоте. На 1-м блоке ЛАЭС такой системы, по существу, не было. Результаты расчетных исследований, выявившие эти "неприятные" для РБМК эффекты, вследствие существовавшей секретности были мало кому известны. Требовалось экспериментальное подтверждение. Следствием тогда существовавшей обстановки явилась авария в декабре 1975 г. на 1-м блоке ЛАЭС с пережогом и разрушением около 100 ТВС в области бокового отражателя в нижней части юго-восточного квадранта активной зоны. Реактор работал на малой (менее 30%) мощности. Расчетный прогноз был подтвержден "экспериментом". Об аварии узнали по радиационному загрязнению контура многократной принудительной циркуляции (КМПЦ). Сбросили аварийную защиту. И потом долго гадали о ее возможных причинах, кратко описанных выше. Об этой аварии - предшественнике катастрофы на 4-м блоке ЧАЭС, - не писали ни тогда, ни много позже. В комментируемой статье, равно как и во множестве публикаций о ЧАЭС, об этом, к сожалению, также ни слова. А зря. Полученный в 1975 г. опыт был явно недооценен и недомыслен. Но на 1-м блоке ЛАЭС стояли еще не "усовершенствованные" (не укороченные) стержни СУЗ. Их срабатывание по сигналу о радиационном загрязнении КМП

Прочитать остальные комментарии...


[ Ответить на это ]


Re: О причинах и развитии аварии на 4-м блоке ЧАЭС (Всего: 0)
от Гость на 10/02/2011
Превосходный комментарий, четкое и стройное изложение сути и позиции автора. Пять с  плюсом! Хочу знать - может ли такое мнение появиться на сайте Росатома или близком ему?


[
Ответить на это ]


Re: О причинах и развитии аварии на 4-м блоке ЧАЭС (Всего: 0)
от Гость на 10/02/2011
Воспоминания В.И.Борца об аварии на ЛАЭС в 1975 году
http://pripyat.com/publications/version/2005/06/23/202.html [pripyat.com]


[
Ответить на это ]


Re: О причинах и развитии аварии на 4-м блоке ЧАЭС (Всего: 0)
от Гость на 10/02/2011
Отличный коммент!

Виден стиль профессионала.
Спасибо по пояснениям по постоянным времени топлива! Меня очень интересовал именно этот вопрос, который и определяет (либо влияет в определенной мере) всю динамику активной зоны.

Ядерщик


[
Ответить на это ]


Re: О причинах и развитии аварии на 4-м блоке ЧАЭС (Всего: 0)
от Гость на 10/02/2011
У ядерной энергетики и промышленности несколько проблем:
  1. Научиться выжигать уран-235 хотя бы на 75 %.
  2. Решить проблему жидких радиоактивных отходов среднего и низкого уровня.
  3. Определиться с ОЯТ, т.е. определить допустимое с точки зрения РБ количество циклов регенерации.
  4. Наконец, с учетом перечисленных проблем определиться с экономичностью ядерной энергетики.
Дождемся ли? 



[
Ответить на это ]


Re: О причинах и развитии аварии на 4-м блоке ЧАЭС (Всего: 0)
от Гость на 11/02/2011
Прошу добавить - повышение КПД АЭС до уровня тепловых станций, минимум 40 % и переход на сухие градирни.


[
Ответить на это ]


Re: О причинах и развитии аварии на 4-м блоке ЧАЭС (Всего: 0)
от Гость на 10/02/2011
Коллега, прошу вас связаться со мной, есть пара вопросов. С уважением, Двойников 8-921-9589004.


[
Ответить на это ]


Re: О причинах и развитии аварии на 4-м блоке ЧАЭС (Всего: 0)
от Гость на 10/02/2011
Верно замечено! По психологии запугивания.

Система запугивания перонала АЭС была разработана еще при СССР, по пручению идеологического отдела ЦК, так как считалось, что "....эти яйцеголовые слишком многое себе могут позволить думать и их надо прижимать", но при реализации этой программы все выродилось в идиотизм и самодурство на местах. Формат - грубое психологическое давление исключительно в форме угроз (ипотеку не дадим, премию снимем, по должности не повысим, годовую премию снизим и т.д.). Сам был оперативником и лично этот механизм знаю изнутри. Текущее психологическое состояние операторов по результатам психофизиологических тестов просто ужасно, результаты обследований секретятся поскольку их огласка приведет к замене всего руководящего состава ЛЮБОЙ АЭС.
То есть ваше предположение о причинах будущей аварии на АЭС как факторе психологического состояния оперативников и не только (еть еще и грамотные ремонтники) абсолютно верное! Но при СССР, когда стало понятно вырождение программы психологического давления был очень мощный компенсатор - социальная защита. Давалось жилье, ордена, заки отличников, звания, оклады, премии, детсады, путевки профсоюзные и т.п. Поэтому компенсатор уравновешивал как то психологическое давление. Но сейчас компенсатора нет, потому что нет социальной защиты персонала - т.е ситуация неуравновешена. И уравновесить ее уже не получится...

Оперативник (бывший)



[ Ответить на это ]


Re: О причинах и развитии аварии на 4-м блоке ЧАЭС (Всего: 0)
от Гость на 10/02/2011
Предупреждающий звонок  по психологии действий "успешных менеждеров" был на Саяно-Шушенской ГЭС. Но менеджеры от атомной отрасли пока ничего так и не поняли и все так же проводят губительную политику в отрасли.


[ Ответить на это ]


Re: О причинах и развитии аварии на 4-м блоке ЧАЭС (Всего: 0)
от Гость на 10/02/2011
Так это не звонок был, а грохот! Почище Чернобыля. И как реагировала система?  Тьфу ты, пропасть ...


[
Ответить на это ]


Re: О причинах и развитии аварии на 4-м блоке ЧАЭС (Всего: 0)
от Гость на 10/02/2011
К сожалению вы правы, и я вынужден с вам полностью согласиться!


[
Ответить на это ]


Re: О причинах и развитии аварии на 4-м блоке ЧАЭС (Всего: 0)
от Гость на 11/02/2011
К заметке "Цитата дня" от 11.02.2011 г.есть фотография взрыва  4 блока ЧАЭС. Это фотомонтаж, не имеющий отношения к взрыву 4 бл. Авария случилась ночью. А тут явно день солнечный. Да ещё кран немецкий, кажется, стоит.
ВМФ. 


[ Ответить на это ]


Re: О причинах и развитии аварии на 4-м блоке ЧАЭС (Всего: 0)
от Гость на 11/02/2011
Товарищ! Зрите в корень! Кран-то тут причем? Следующая авария будет днем при немецком кране. К. Прутков


[
Ответить на это ]


Re: О причинах и развитии аварии на 4-м блоке ЧАЭС (Всего: 0)
от Гость на 14/02/2011
Это аллегория, атомная...


[
Ответить на это ]


Re: О причинах и развитии аварии на 4-м блоке ЧАЭС (Всего: 0)
от Гость на 14/02/2011
Статья "правильная". Но практически ничего нового по сравнению с огромной накопившейся информации (материалов обсуждений, семинаров, статей и т.д ), хорошо известной специалистам, не содержит (исключая некоторые технические детали поставарийных процессов). На самом же деле,  все не так просто и  ясно и до сих пор не все понятно. Многие спецы (расчетчики и просто физики), надеюсь, со мной согласятся.  Касаясь вины, то  спрашивать за аварию надо, прежде всего с тех, кто проектировал, разрабатывал и утверждал АЗ. Если очень кратко по физике, то:  Самой распространенной ошибкой всяких экспертов, а также автора обсуждаемой статьи и Дятлова, является указание на большую суммарную реактивность, вносимую концевым эффектом АЗ (Около 2.5-3 бетта) и большой положительный паровой эффект как на главную причину аварии. Не совсем так.Смею утверждать, что  дело не в самой величине реактивности, а в скорости ее ввода. Будь хоть 8 бетта, но если они вводятся за несколько секунд, то реактивность в основном скомпенсируется Доплером. а затем а.з. расплавится. Авария, но не катастрофа. Характерные времена:- ввод АЗ -17 с, паровой эффект - 3-4с, эффект Доплера - много менее 1с  (dp/dt = - 2∙10-5 (oС-1)хотя по некоторым лит. данным процесс ввода отрицательной реактивности за счет эффекта Доплера идет - 0.1-1, по другим до 2 с). В любом случае Доплер должен был загасить реактивность, как это наблюдалось не раз на РБМК при сбросе  АЗ до катастрофы на 4-ом блоке (например на ЛАЭС).  Почему же этого не произошло на Чернобыльской АЭС.  Основная причина, на мой взгляд, (есть расчетное тому подтверждение): реактор оказался сильно отравленным (стационарный ксенон и ,  в особенности, нестационарный, вызванный провалом практически до нуля мощности за некоторое время до аварии). Настолько сильно отравленный РБМК ранее ключом АЗ не останавливался. Итак, СУЗ пошли вниз. В результате концевого эффекта - нейтронная вспышка. Ее длительность ~ менее одной тысячной доли сек. Но интегральный поток  в максимуме достиг величины 10^(19)-10^(20)н/c. Этого достаточно, чтобы мгновенно (за время 10^-3 c) выгорел весь ксенон. Освободив, тем самым, около 2-3 бетта за тысячную (может быть сотую) долю сек. Разгон на мгновен. нейтронах. Если так, то споры о величине оперативного запаса реактивности (2 стержня, как говорит автор, или 8 по словам других спецов) не имеют никакого значения.  Это первый этап аварии -процесс адиабатический, Ну, а далее все как и говорят многочисленные исследователи Чернобыльской аварии (с небольшими вариациями). В.П.К.
   


[ Ответить на это ]


Re: О причинах и развитии аварии на 4-м блоке ЧАЭС (Всего: 0)
от Гость на 15/02/2011
Отлично!
О выжигании ксенона никто и не вспомнил, более того - в официальном отчете в МАГАТЭ о  выжигании тоже ни слова не сказано.

Инженер


[
Ответить на это ]


Re: О причинах и развитии аварии на 4-м блоке ЧАЭС (Всего: 0)
от Гость на 14/02/2011
Статья "правильная". Но практически ничего нового по сравнению с огромной накопившейся информации (материалов обсуждений, семинаров, статей и т.д ), хорошо известной специалистам, не содержит (исключая некоторые технические детали поставарийных процессов). На самом же деле,  все не так просто и  ясно и до сих пор не все понятно. Многие спецы (расчетчики и просто физики), надеюсь, со мной согласятся.  Касаясь вины, то  спрашивать за аварию надо, прежде всего с тех, кто проектировал, разрабатывал и утверждал АЗ. Если очень кратко по физике, то:  Самой распространенной ошибкой всяких экспертов, а также автора обсуждаемой статьи и Дятлова, является указание на большую суммарную реактивность, вносимую концевым эффектом АЗ (Около 2.5-3 бетта) и большой положительный паровой эффект как на главную причину аварии. Не совсем так.Смею утверждать, что  дело не в самой величине реактивности, а в скорости ее ввода. Будь хоть 8 бетта, но если они вводятся за несколько секунд, то реактивность в основном скомпенсируется Доплером. а затем а.з. расплавится. Авария, но не катастрофа. Характерные времена:- ввод АЗ -17 с, паровой эффект - 3-4с, эффект Доплера - много менее 1с  (dp/dt = - 2∙10-5 (oС-1)хотя по некоторым лит. данным процесс ввода отрицательной реактивности за счет эффекта Доплера идет - 0.1-1, по другим до 2 с). В любом случае Доплер должен был загасить реактивность, как это наблюдалось не раз на РБМК при сбросе  АЗ до катастрофы на 4-ом блоке (например на ЛАЭС).  Почему же этого не произошло на Чернобыльской АЭС.  Основная причина, на мой взгляд, (есть расчетное тому подтверждение): реактор оказался сильно отравленным (стационарный ксенон и ,  в особенности, нестационарный, вызванный провалом практически до нуля мощности за некоторое время до аварии). Настолько сильно отравленный РБМК ранее ключом АЗ не останавливался. Итак, СУЗ пошли вниз. В результате концевого эффекта - нейтронная вспышка. Ее длительность ~ менее одной тысячной доли сек. Но интегральный поток  в максимуме достиг величины 10^(19)-10^(20)н/c. Этого достаточно, чтобы мгновенно (за время 10^-3 c) выгорел весь ксенон. Освободив, тем самым, около 2-3 бетта за тысячную (может быть сотую) долю сек. Разгон на мгновен. нейтронах. Если так, то споры о величине оперативного запаса реактивности (2 стержня, как говорит автор, или 8 по словам других спецов) не имеют никакого значения.  Это первый этап аварии -процесс адиабатический, Ну, а далее все как и говорят многочисленные исследователи Чернобыльской аварии (с небольшими вариациями). В.П.К.
   


[ Ответить на это ]


Re: О причинах и развитии аварии на 4-м блоке ЧАЭС (Всего: 0)
от Гость на 15/02/2011
Генерал-майор космических войск, заместитель командующего Центра управления полетами Петров Константин Павлович об отце и сыне Щедровицких - 8 июля 2004 года 
 http://rutube.ru/tracks/2370973.html?v=c79ac246773242ece1c9fa560217cfaf


[ Ответить на это ]






Информационное агентство «ПРоАтом», Санкт-Петербург. Тел.:+7(921)9589004
E-mail: info@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: 0.32 секунды
Рейтинг@Mail.ru