А.С.Дятлов. Чернобыль. Как это было

Глава 7. ЗАВИДНАЯ СТОЙКОСТЬ

В 1991 г. вышел отчет <Причины и обстоятельства аварии на 4 блоке Чернобыльской АЭС. Меры по повышению безопасности АЭС с реакторами РБМК> за подписями директора ИАЭ Е.П. Велихова, генерального директора НПО <Энергия> (ВНИИАЭС) А.А. Абагяна, директора НИКИЭТ Е.О. Адамова, директора Института проблем безопасного развития атомной энергетики АН СССР Л.А. Большова, главного специалиста ГКНТ Э.И. Чукардина, директора НТЦ Госпроматомнадзора В.А. Петрова. Отчет составлен сотрудниками этих организаций, а поскольку это, практически, и все организации, занимающиеся реакторами РБМК, то, видимо, этот отчет надо считать итоговым документом. Ничего другого от них уже не дождаться. Естественно, составители отчета охулку на руку не положили. Бесполезно было бы искать у них о нарушениях в проекте требований нормативных документов. Нет их, нарушений. И документов нет, не знают. По их мнению, реакторные установки РБМК имеют только особенности: - <недостаточную автоматическую защищенность реакторной установки от перевода ее в нерегламентное состояние>. То есть, реактор находится во взрывоопасном состоянии, а система контроля и автоматики и ухом не ведет. Нет ни сигнала предупредительного, ни автоматического срабатывания A3 для предотвращения перехода реактора в опасное состояние. В том числе и по <важной физической характеристике с точки зрения управления и безопасности реактора, называемой оперативным запасом реактивности>. Такая вот особенность. Прошу обратить внимание на цинизм формулировки: <...от перевода ее в нерегламентное состояние...>. Оперативный персонал спит и видит, как бы это перевести реактор во взрывоопасное состояние, других мыслей у него нет. Здесь же в отчете составители, не совсем понятно с какой целью, приводят сведения из Регламента: на номинальной мощности в стационарном режиме величина запаса реактивности должна составлять 26...30 стержней; при снижении запаса до 15 стержней реактор должен быть немедленно заглушен. Таким образом, всего И... 15 стержней отделяют реактор от нормального состояния и атомной бомбы, в то время как эффекты реактивности при смене режима могут составлять десятки стержней. И, следовательно, реактор сам превращается в бомбу, а не переводить его надо. Только четкая система измерения, сигнализации и автоматики могла бы предотвратить это превращение, как того и требуют ПБЯ. Но самое основное составители умалчивают - не должен реактор становиться ядерноопасным при уменьшении запаса реактивности. Нет таких реакторов, только головотяпство физиков и конструкторов стержней СУЗ привело к этому. - <характер изменения парового коэффициента реактивности ? ? и эффект обезвоживания в зависимости от уменьшения плотности теплоносителя в активной зоне>. Ну, конечно, составители - все научные работники и просто выражать свои мысли не должны, но даже с учетом этого фраза очень уж <особенная>. Однако, означает она все то же: реактор при том составе активной зоны имел недопустимой величины положительный паровой эффект реактивности. Об этом мы уже говорили. - <недостаточное быстродействие A3 и возможность ввода положительной реактивности>. Во, особенность! - A3 при срабатывании вводит положительную реактивность, т.е. разгоняет реактор. С такими <особенностями> вполне закономерной стала особенность реактора РБМК - иногда взрываться. Не видят составители отчета в проекте реактора нарушений требований принятых в стране документов, зато видят: - <Система управления и защиты реактора основана на перемещении 211 твердых стержней-поглотителей в специально выделенных каналах, охлаждаемых водой автономного контура. Система в регламентных режимах и в условиях проектной аварии обеспечивала> - и далее идет перечисление обычных требований, предъявляемых к системе, в том числе и по заглушению реактора. Далее - <Данные характеристики реакторной установки вместе с системами обеспечения безопасности: защитными, локализующими, обеспечивающими, - обеспечивали надежную и эффективную работу РБМК во всех регламентных режимах и безопасность для всего перечня проектных аварий в соответствии с утвержденной проектной документацией>. Что следует из этих двух выдержек? Системы управления и защиты и другие - нормальные, работоспособные, а все режимы работы реактора, включая аварийные, обеспечивались в лучшем виде. Реактор РБМК не взрывался - <это все придумал Черчилль в восемнадцатом году>, что был взрыв. Что реактор взрывался при срыве ГЦН, следует из акта комиссии Мешкова, где доминировали НИКИЭТ и ИАЭ - создатели реактора. Отказались потом от этой версии, но не потому, что взрыв невозможен, а срыва насосов не было; а что, по отчету ИАЭ, реактор мог взрываться при отказе АР. об этом составители отчета умалчивают. И еще много ситуаций, да и этих достаточно. Может эти аварии они не относят к числу проектных? Вроде бы не должны. Срыв насосов вполне мыслим и притом в различных случаях. Отказ АР - тем более, во всех учебниках по автоматическому регулированию реактора обязательно рассматривается. Есть заключение комиссии ГКНТ, что при таком паровом эффекте реактивности реактор взрывается при МПА. Эту, последнюю, к непроектной при любом желании не отнесешь. Впрочем, составители отчета и не думают так, как они пишут. Это продолжение все той же политики - защиты чести мундира, презрения к людям. После разбора и перечисления принятых мер на оставшихся реакторах они пишут: <Осуществление намеченных мероприятий по улучшению нейтронно-физических характеристик реактора, резкое повышение эффективности A3 позволили исключить неконтролируемый рост мощности при авариях с потерей теплоносителя и ограничить последствия всех проектных аварий допустимыми уровнями радиационного воздействия на персонал, население и окружающую среду>. Бесспорно ли это утверждение, действительно ли обеспечивается безопасность реактора РБМК - не вполне очевидно, но этой фразой авторы перечеркивают предыдущие две, приведенные мной. Не вызывает сомнения, что проведенные после аварии технические мероприятия на реакторах повысили их надежность, правильнее сказать, что они дали возможность поставить вопрос о надежности реакторов РБМК. То, что было до 1986 г., ввиду многочисленных отступлений от требований нормативных документов по проектированию реакторов, нельзя называть реактором, нельзя говорить и о его надежности. Если по привычке все-таки называть реактором РБМК-86, то реактор РБМК-1000 совсем другой. Да, аварий по той причине, что была в 1986 г., и массе других причин на этом реакторе не будет. Однако изобретатели и конструкторы реактора настолько в первооснове реактора пренебрегли концепцией безопасности, что достигнуть уровня ее, уже реализованного в других проектах, едва ли возможно при любых модернизациях. И не хочется говорить, но скорее всего так: горбатого могила исправит. Для примера можно взять случай с разрывом технологического канала. Почти все реакторы (исключение третий и четвертый блоки Смоленской АЭС) рассчитаны на разрыв одновременно двух каналов, не более. Разрыв более двух каналов приводит если не к Чернобылю, то к вполне сравнимой аварии. По расчету НИКИЭТ одновременный разрыв двух каналов возможен с вероятностью 10 -8 события на реактор в год. Это малая вероятность, а разрыв трех и более каналов еще менее вероятен, можно сказать, гипотетичен. Только есть одно но... Расчет должен быть не лукавым. Не подвергаю сомнению добросовестность расчетчика, надо думать, он провел его с привлечением всех знаний, всего математического аппарата, согласно заданию. А вот в задании-то и вопрос. Дело в том, что кроме разрывов каналов, обусловленных технологией изготовления, контролем и условиями эксплуатации (среда, температура, давление, цикличность), есть и другие, труднее учитываемые события (например, местный перегрев активной зоны, нарушение циркуляции). Учтено ли все это? В трех выдержках из отчета я подчеркнул слова <проектная авария> не потому, что они имеют там важное значение. Причина другая. Не совсем ясно, зачем авторы с назойливостью проталкивают это. Случайность исключена. Хотят что ли сказать, что 26 апреля авария была непроектная? И с нас, мол, взятки гладки? Да, авария непроектная. Такую аварию даже в проекте, по-моему, мыслить не надо, только при каких-то гипотетических условиях. Она должна исключаться конструкцией реактора и проектом реакторной установки, и наши нормативные документы отвечают этому условию. Реактор по конструкции не отвечал им, вот потому и произошла авария. И создатели реактора, надзорная организация ни при чем? Авария непроектная? Да нет, она именно проектом (конструкцией) обусловлена. Это поползновение создателей реактора чревато серьезными последствиями в дальнейшем, если ему дать окрепнуть. Через задний ход, но протаскивают составители отчета, что работа реактора на малой мощности была запрещена. Пишут: - энергоблоки РБМК-1000 работают в базовом режиме (при постоянной мощности); - быстрый мощностной коэффициент в рабочей точке -и дают отрицательное значение. Все стараются создать впечатление, что реактор был хороший. Можно бы и не обращать внимания, т.к. есть в отчете и нормальные правильные мысли, да ведь все должны быть такими: составители (их 23 человека) - вполне компетентные люди, а подписавшие - так и вовсе корифеи. Но мешает им что-то и через пять лет мешает. И отмахнуться от этого нельзя, потому что именно от этих, если не людей, то организаций, зависит будущая атомная энергетика. Вполне логичным в связи с двойственной позицией авторов оказалось и заключение отчета: 1. <Авария произошла в результате наложения следующих основных факторов: физических характеристик реактора, особенностей конструкции органов регулирования, вывода реактора в нерегламентное состояние>. Ну, особенностями мы уже оскомину набили. Нерегламентным состоянием тоже - опять указующий перст направлен на оперативный персонал. Но ведь отклонение любого параметра за норму есть нерегламентное состояние, 26 апреля - это запас реактивности. И что, при отклонении параметра реактор должен взрываться? Тогда все реакторы должны взрываться, нет реакторов, у которых бы не происходили отклонения параметров за норму. Но конструкция и защита их таковы, что прекращается цепная реакция без недопустимых нарушений. 2. <Появление новых современных программ, использование мощных средств вычислительной техники, а также экспериментальное изучение обезвоживания РБМК, позволили уточнить основные физические параметры реактора, а следовательно, и выработать новые требования к системам, повышающим его безопасность>. Процентов на пять верно это утверждение. Только в том смысле, что изучение и уточнение должны естественно продолжаться, пока реактор находится в эксплуатации. К аварии отношения не имеет, все им было известно давно: и по паровому эффекту* (<Это не так. Паровой эффект не был известен> Прим. здесь и далее д-ра техн. наук Я.В. Шевелева (ИАЭ. 1992г.)) , и по A3, и по конструкции стержней. И новых требований нет никаких в принятых по плану модернизации мероприятиях. Что паровой эффект должен быть не больше ? - еще в 1976 г. было принято решение и как этого достигнуть было указано, именно теми путями и пошли после аварии. Быстродействующая защита с пленочным охлаждением разработана не позднее 1973 г. Что нельзя конструировать органы воздействия на реактивность, меняющие знак вносимой реактивности при движении их в одну сторону, - это азбука. В том-то и дело, что ни одного неизвестного им фактора в аварии не выявлено; ни одного нового требования нет и после аварии, все только направленное на выполнение требований ОПБ и ПБЯ, принятых и вступивших в действие более десяти лет до аварии. Таким вот вышел итоговый отчет организаций, имеющих отношение к реактору РБМК, и надзорного органа вкупе с ними. Очень интересна позиция представителя надзорного органа В. Петрова: в этом отчете он подписался под утверждениями, что реактор РБМК со всеми системами, включая СУЗ, <обеспечивал> безопасную работу; практически в одно и то же время подписывается под докладом, где указывается совершенно справедливо, что этот реактор не отвечал пятнадцати статьям ОПБ и ПБЛ, непосредственно влияющим на возникновение аварии 26 апреля 1986 г. Выходит, по мысли господина государственного контролера, реактор с букетом несоответствий нормативным документам все-таки хороший и вполне пригоден к эксплуатации. Может быть государственный контролер г-н Петров при таком большом количестве отклонений проекта РБМК-86 от требований норм проектирования реакторов уже не считает его реактором (и это было бы справедливо) и руководствуется другими документами (какими?) и интуицией? Но в отчете РБМК-86 называется реактором, и тогда он должен отвечать требованиям ОПБ и ПБЯ. Но есть, есть сдвиг за пять лет. Выдавили-таки из себя, что авария произошла из-за физических характеристик реактора, особенностей конструкции органов регулирования, вывода реактора в нерегламентное состояние. Раньше эти люди признавали причиной только маловероятное сочетание нарушений инструкций и нерегламентное состояние. А поскольку очевидно, что 26 апреля 1986 г. аварии бы не произошло даже: - при паровом эффекте реактивности, равном 6?; - при положительном быстром мощностном коэффициенте реактивности в большом диапазоне мощности реактора; - пусть A3 не отвечала предъявляемым к ней требованиям, но хотя бы не вносила положительную реактивность, то сколько лет этим людям требуется для безоговорочного признания причиной аварии исключительно свойств реактора? Пишу это только потому, что люди эти находятся в живой атомной энергетике, рулят, а, как видите, рассчитывать на их откровенность не приходится. Примечание: Позднее В. Петров свою подпись снял.