Причина аварии на ЧАЭС и взрыва ядерного реактора во время эксперимента

Авария на ЧАЭС явилась следствием ряда причин. На этой странице мы проанализируем причинно-следственные связи. Во-первых, психологически персонал реактора не был подготовлен к возможности возникновения аварии — и реактор РБМК четвертого блока ЧАЭС, и многие реакторы такого же типа на других АЭС в течение длительного времени работали вполне нормально. Во-вторых, возникшая самоуспокоенность автоматически была перенесена и на нештатную работу реактора — проведение испытаний выбега турбогенератора (насколько мало значения придавали обеспечению безопасности этих экспериментов, характеризует даже то, что эксперименты начались после полуночи). В-третьих, к сожалению, возникает довольно сильное подозрение, что проблемам физики реакторов руководство ЧАЭС не придавало должного значения. В самом начале возникновения атомной промышленности и ядерной энергетики основной фигурой на АЭС был физик-реакторщик. Все остальные службы подстраивались к требованиям физики реактора. Постепенно же все большую роль стали играть — в смысле принятия решений — иные службы; это было связано и с четкой работой реактора (что в какой-то степени породило «миф» о его полной надежности), и с возросшими требованиями потребителя. 5iдерньюй реактор постепенно превратился с точки зрения обслуживающего персонала в заурядный технический агрегат. Персоналом была потеряна физическая квалификация — стали забывать не только специфику протекающих в реакторе физических процессов (и в нормальных и в экстремальных ситуациях), но и сам факт, что подобные физические процессы в реакторах протекают. Приходится констатировать, что ядерно-физическая подготовка персонала АЭС недостаточна. Отсутствуют хорошие книги по физике ядерных реакторов с практическим уклоном: либо это книги, носящие высоконаучный, сугубо теоретический оттенок — по такой книге быстро решение на пульте реактора не примешь (да и не для этого писались упомянутые книги), либо это очень хорошие книги общеобразовательного плана, которые тоже не нацелены на быстрое решение конкретных задач. Единственная книга с практическим уклоном — это задачник В. И. Владимирова, но и здесь задача совсем другая — педагогическая. Необходимо иметь книгу, в которой достаточно прозрачное изложение теории ядерных реакторов (без отвлечения в сторону для разъяснения мелких эффектов, практически не играющих роли при эксплуатации ядерных реакторов) сопровождалось бы бесконечными примерами: а что будет, если на работающем реакторе нажать такую-то кнопку? а если нажать две кнопки? а как быстро будут развиваться инициирование процессы? а как их приостановить? и т. п.
В-четвертых, отсутствием культуры нейтронно-ядерной физики нельзя оправдывать нарушение персоналом реактора правил ядерной безопасности, утвержденного регламента работы. Производственная дисциплина должна неукоснительно выполняться. Но эта дисциплина должна обязательно зиждиться на глубоких профессиональных знаниях. При перечислении «наиболее опасных нарушений режима эксплуатации, совершенных персоналом четвертого блока ЧАЭС», авторы «Информации…» вводят «мотивацию», которой руководствовался персонал. В нашем изложении мы эту «мотивацию» опустили, рассматривая ее приведение как своеобразное поощрение невежества:
Действия персонала на реакторе должны обусловливаться четким знанием законов реакторной физики и никакие посторонние «мотивы» типа: «Ах, хорошо бы сделать так, чтобы реактор не «мешал» мне делать с ним то, что я захочу!» иначе как мракобесие рассматривать нельзя
На Чернобыльской АЭС были предприняты титанические меры для предотвращения развития аварии и уменьшения ее последствий. Мы ограничимся лишь перечислением наиболее важных моментов.
Первоочередной была борьба с пожаром на АЭС в результате героических действий подразделений пожарных частей к 5 ч утра 26 апреля пожар был ликвидирован.
«Авария привела к частичному разрушению активной зоны реактора и полному разрушению системы ее охлаждения». В первую очередь необходимо было оценить состояние топлива и возможное его изменение с течением времени. Подобная оценка была сделана на основании изучения истечения продуктов деления из реактора — и основной вывод был, что изменение температуры топлива не монотонно по времени. С другой стороны, было установлено, что расплавления топлива — в массе — не произошло (но нельзя было исключить локальных перегревов на границе топливо — среда). Ограничение последствий аварии в активной зоне реактора проводилось путем локализации очага аварии за счет забрасывания шахты реактора теплоотводящими и фильтрующими материалами: с военных вертолетов аварийный реактор забрасывался соединениями бора, доломита, песком, глиной, свинцом (всего с 27 апреля по 10 мая было сброшено около 500 т материалов — большая часть из них с 28 апреля по 2 мая). Для снижения разогрева топлива подавался азот от компрессорной станции. К 6 мая рост температуры в шахте реактора прекратился. В комплекс работ по предотвращению развития аварии и уменьшению ее последствий входили также мероприятия на I — III блоках (которые были, разумеется, остановлены), контроль и диагностика состояния аварийного блока, дезактивация площадки АЭС, дезактивация 30-ти километровой зоны вокруг АЭС. В короткий срок были проведены монтажно-строительные работы по созданию объекта «Укрытие» («Саркофаг») — аварийный энергоблок был помещен в бетонное укрытие, что полностью исключило возможности попадания веществ в атмосферу.
Но вернемся к физике процессов, протекающих в начальный период аварии, и рассмотрим оценку количества, состава и динамики выброса продуктов деления из поврежденного реактора.

Выброс продуктов деления можно разбить на несколько этапов.

Первый этап — выброшено диспергированное топливо из разрушенного реактора. Изотопный состав радионуклидов на этом этапе примерно соответствовал их составу в облученном топливе с некоторым обогащением по изотопам иода, теллура, цезия и инертных га- зон.
Второй этап (26 апреля — 2 мая 1986 г.) — выброс за пределы аварийного блока снизился из-за пред- принимаемых мер по прекращению горения графита и фильтрации выбросов, но состав радионуклидов в выбросе практически не изменился.
Третий этап - основную роль играл нагрев топлива в активной зоне до температуры выше 1700°С, что было вызвано остаточным тепловыделением. Это привело к быстрому нарастанию выхода продуктов деления за пределы реакторного блока. Этот этап продолжался со 2 по 6 мая 1986 г.
Четвертый этап (после 6 мая 1986 г.) — выбросы быстро уменьшались.
Без радиоактивных благородных газов суммарный выброс продуктов деления составил примерно (на 6 мая 1986 г.) 50 МКи. Это соответствует приблизительно 3,5 % общего количества радионуклидов в реакторе на момент аварии.

Выброс радионуклидов из реактора ЧАЭС

Диаграмма — Ежесуточный выброс радиоактивных веществ в атмосферу из аварийного блока (без радиоактивных благородных газов)

Некоторые следствия из анализа рассмотренных аварий ядерных реакторов. Совершенно очевидно, что необходим подробный анализ с выработкой дальнейших рекомендаций всех упомянутых выше аварий ядерных реакторов. Этот анализ должен захватывать большой комплекс вопросов, начиная с физики ядерных реакторов, проблем надежности работы различных узлов реактора в самых разнообразных (в первую очередь, аварийных) ситуациях, радиационной безопасности в условиях нормальной эксплуатации ядерного реактора, мер по уменьшению последствий аварии и т. п. В какой-то начальной степени подобная работа применительно к аварии на ЧАЭС проведена в «Информации… ». Ниже, не претендуя на общность решения проблемы, мы перечислим некоторые моменты, которые в первую очередь обращают на себя внимание при ознакомлении с упомянутыми выше авариями.
Во-первых, причины аварии грубое нарушение персоналом ЧАЭС регламента ядерно-безопасной эксплуатации реактора.
В- вторых, развитие аварии все же связано с физическими характеристиками реактора. В реакторах типа ВВЭР единственным положительным коэффициентом реактивности является коэффициент по плотности воды, но плотность воды существенно изменяется (за исключением механических причин) только в результате кипения, т. е. уже при больших изменениях нормального состояния реактора. В реакторах типа РБМК имеется два положительных коэффициента реактивности — по парообразованию и по температуре графита. Особенно неприятен первый из них, потому что в нормальном режиме РВМК происходит интенсивное парообразование — и оно сильно изменяется при малых изменениях условий работы реактора. Кстати, абсолютное значение коэффициента реактивности по парообразованию велико. Это, в частности, привело к тому, что на реакторе ЧАЭС была нарушена критичность. Поэтому с должной осторожностью приходится констатировать, что реактор РБМК требует существенно более строгого поддержания регламентного режима для своей нормальной эксплуатации, чем реактор ВВЭР.
В-третьих, возникает вопрос о целесообразности и необходимости дополнительных оболочек («колпаков»), которые в случае аварии затрудняют проникновение радиоактивных веществ в окружающее пространство. По этому вопросу существуют различные мнения. Так например, считается, что: а) и за рубежом есть ядерные реакторы без колпаков, б) и у нас все реакторы, типа ВВЭР-1000, снабжены подобными колпаками, в) в реакторах типа РБМК «все опасные элементы размещены в прочноплотных боксах. То есть в этом случае как бы не один защитный корпус, а множество их, секционированных. Но все эти сооружения, как, кстати, и колпаки, не рассчитаны на внутреннюю детонацию во всем диапазоне возможных значений Импульса…». Конечно, все это совершенно правильно, но существуют ситуации (и их несравненно больше, чем «больших импульсов»), когда, без сомнения, колпаки оказываются полезными.
В-четвертых, в «Информации…» совершенно справедливо подчеркивается, что «Чернобылем высвечена» огромная РОЛЬ ХИМИИ в практической реализации различных идей в ядерной энергетике и в оперативном решении задач прекращения аварии на ЧАЭС, и уменьшения ее последствий.
В-пятых, авария на ЧАЭС выявила полное незнакомство населения с элементарными основами радиометрии, попросту говоря, с вопросами о том, чего стоит опасаться, а чего не стоит. Поэтому Институт атомной энергии им. И. В. Курчатова даже издал специальные «радиологические» листовки для всех, работающих в зоне ликвидации последствий аварии.
В-шестых, в «Информации…» ставится вопрос о том, что следует из аварии на ЧАЭС применительно к организационно-техническим мероприятиям. На этот вопрос лучше всего ответить цитатой:

«Сравнение существующих отечественных документов по вопросам проектирования и эксплуатации АЭС с иностранными аналогами не выявляет каких-либо принципиальных различий. Существующие нормативные требования, связанные с безопасностью, в основном не нуждаются в пересмотре. Однако их практическая реализация требует более тщательного контроля…»

В настоящее время реализованы первоочередные инженерные решения, которые позволили в значительной мере улучшить физические характеристики и устранить недостатки конструкции РБМК, обусловившие увеличение масштабов аварии. Организационные и технические мероприятия, выполненные на всех действующих РБМК, полностью исключают возможность быстрого неконтролируемого разгона реактора. Обеспечено снижение положительного парового коэффициента реактивности за чет снижения содержания графита в активной зоне и повышения обогащения топлива нуклидом 235U до 2,4 %, время срабатывания защиты сокращено с 18 — 20 до 0 — 12 с. Установлены дополнительные стержни-поглотители. С 1989 года на всех действующих энергоблоках с канальными реакторами внедрена быстрая аварийная защита (БАЗ), обеспечивающая ввод в активную зону стержней-поглотителей за 2 — 2,5 секунды.