Чернобыль. Месть мирного атома - [113]

- слив воды из контура охлаждения СУЗ (опорожнение КОСУЗ);

- перевод охлаждения графитовой кладки реактора с гелия на азот и т.д.

Не лучше обоснована ядерная безопасность и в документах Главного конструктора. В томе «РБМ-К4. Пояснительная записка» [23] им была представлена таблица с расчетными значениями эффектов реактивности РБМК (см. ниже таблицу 4).

Проектный состав и расчетная эффективность стержней СУЗ в «Пояснительной записке...» были даны по следующим группам:

89 стержней РР - 5,33%

57 стержней АЗ - 3,43%

12 стержней АР - 0,64%

21 стержень УСП - 0,82%

Всего в проекте было предусмотрено наличие 179 стержней СУЗ, имеющих суммарную эффективность равную 10,22% .

Таблица 4. Эффекты реактивности РБМК
№ п/п	Наименование	Величина эффекта%
1	Разотравление Хе и 8т	+3.58
2	Расхолаживание топлива до температуры воды	+0,41
3	Температурный коэффициент топлива	- 0,83 х Ю'5
4	Плотностной эффект, проявляется при изменении плотности теплоносителя (1 г/см3) от 0.516 до 0,619 г/см3 от 0.516 до 0,413 г/см3	-4,05-3,49
5	Обезвоживание реактора в горячем состоянии	+1,33
6	Расхолаживание графита до температуры воды	-1,08
7	Полное расхолаживание реактора до 20 °С	-6,92
8	Обезвоживание активной зоны реактора в холодном состоянии	+5,52

Определим достаточность поглощающей способности этого числа стержней СУЗ для надежного заглушения реакции деления в реакторе, для чего из таблицы 4 выберем такое состояние активной зоны, которое соответствует работе реактора перед выходом на мощность после ППР (горячее, разотравленное состояние реактора - пункты 1 и 7 таблицы 2.2). Суммарная реактивность, которая будет выделена при этом, составит

6.92% + 3,58% = 10,50%.

Сравнение этой цифры (10,50%) с эффективностью всех стержней СУЗ (10,22%) показывает, что проектная СУЗ реакторов РБМК первых очередей (Спецификации РБМ-К.Сб.01, РБМ-К1.С6.01, РБМ-К2.С6.01) была неспособна (с запасом в 1%, как того требует ядерная безопасность) заглушить реактор даже в обычной рабочей, неаварийной ситуации.

Теперь проанализируем аварийную ситуацию - обезвоживание разогретого, разотравленного реактора. В этом случае стержни СУЗ (10,22%) должны будут скомпенсировать реактивность, равную (см. в таблице 4. п. 1 + п. 5 + п. 7)

6,92% + 3,58% + 1,33% = 11,83 %

Т.е. и в этом случае реактор не мог быть заглушен и начал бы аварийно увеличивать свою мощность. Однако руководителей организации Главного конструктора (НИКИЭТа) - H.A. Доллежаля и И.Я. Емельянова - это обстоятельство не смутило и в своей книге "Канальный ядерный энергетический реактор" они заявили: "Активная зона реактора РБМК и тепловыделяющие массы, а также система управления и защиты реактора и её исполнительные органы выполнены с учетом основных требований и положений по ядерной безопасности реактора, которая обеспечивается во всех режимах работы и состояниях реактора, а также при любых возможных аварийных ситуациях в технологическом контуре" [24].

Основные проектные ошибки в обеспечении требований ядерной безопасности

Для определения максимального запаса реактивности AK тах, который может быть реализован в реакторе, используются максимальные значения величин эффектов реактивности. Ниже приводятся проектные (расчетные) значения этих эффектов и реальные величины эффектов реактивности, измеренные на реакторах Чернобыльской АЭС.

Разотравление Хе и Sm

Величина эффекта [24] ДКхе, Sm = + 3,58 % или +72 ст. РР.

Полное время проявления эффекта - через 72 часа после останова реактора. Реально учитываемая величина эффекта разотравления на реакторах ЧАЭС - 60 ст. РР.

Разогрев реактора до рабочих температур (от +20 с до + 270 с)

Величина эффекта разогрева определяется как

ДКразогрева = +8,5хЮ'⁵ х (270 - 20) = 2,13хЮ'² = 2,13 % = +42 ст. РР [25].

Время проявления эффекта - одни сутки с начала разогрева. Реально наблюдаемый эффект разогрева на ЧАЭС = +20 ст. РР.

Паровой эффект

В реакторе РБМК теплоносителем является вода под давлением, входящая снизу в трубу технологического канала с топливом и пароводяная смесь, в которую превращается эта вода проходя выше и снимая тепло от тепловыделяющей кассеты. При этом превращении воды в пароводяную смесь (содержащую на выходе из канала до 80% пара в своем объёме) коэффициент поглощения нейтронов этой смесью тоже меняется пропорционально содержанию пара в активной зоне, а это "может привести к опасной нестабильности реактора" [26].

Если содержание пара превышает определенный процент, то паровой эффект реактивности (если он имеет знак «минус») оказывается причиной возникновения автоколебаний мощности в кипящем реакторе. Если он имеет знак «плюс», то вызванное какой-либо причиной повышение нейтронного потока порождает дальнейший рост паросодержания и увеличение реактивности системы (при положительном значении парового эффекта). На языке физиков это называется "реактор пошел в разгон".

Из-за просчетов создателей РБМК в этих реакторах паровой эффект реактивности становится положительным после выгрузки дополнительных поглотителей (ДП) из начальной загрузки активной зоны и реакторы постоянно норовят "пойти в разгон", то есть становятся взрывоопасными. Этим они отличаются даже от своих зарубежных собратьев - кипящих реакторов. Так, американским специалистам после аварии в Чернобыле стоило больших трудов убедить общество в том, что хотя реактор "№' в Ханфорде (штат Вашингтон) и кипящий, но он не имеет физических причин чтобы "пойти в разгон". Одним словом, если мы имеем "нормальный" реактор, т.е. "самозатухающий", то задачей персонала будет являться только поддержание в нем процесса "горения" ядерного топлива. У РБМК характер иной, это реактор "саморазгоняющийся" и задачей обслуживающего его персонала становится контроль потенциально возможного разгона мощности.