О причинах и развитии аварии на 4-м блоке ЧАЭС
Дата: 08/02/2011
Тема: Безопасность и чрезвычайные ситуации


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.






Это статья PRoAtom
http://www.proatom.ru

URL этой статьи:
http://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=article&sid=2814