Чернобыль. Месть мирного атома - [114]

Взрывоопасность чернобыльского (равно как и ленинградского, курского, смоленского, литовского) РБМК была экспериментально обнаружена на Ленинградской АЭС еще в 1975 году, за одиннадцать лет до катастрофы на Украине. Однако неустойчивость поля энерговыделения на этом реакторе (и на всех позднее построенных РБМК) никого из его разработчиков не волновала. Даже после аварии, в мае - июне 1986 года академик Е. Велихов, ставший после А.П. Александрова директором ИАЭ им. Курчатова, высокопарно «просвещал» всю страну: "Правящие круги капиталистических держав постарались использовать аварию на Чернобыльской АЭС в неблаговидных целях. Раздувая пропагандистскую шумиху вокруг "ненадежности" систем защиты на советских атомных электростанциях, а также "чрезмерной секретности", которой-де окружена их работа, эти круги пытаются нажить себе сомнительный капитал, отвлечь внимание мировой общественности от советской программы полного и всеобщего ядерного разоружения, а заодно и бросить тень на всю политику Советского Союза" [27].

Величина парового эффекта в стационарном режиме работы реактора оценивалась Научным руководителем проекта [28] как

а/ = ДК пар. = +4,5 В_эфф = 4,5 х 0,5 = 2,25 % = 45 ст. РР.

Время проявления парового эффекта - несколько десятков секунд. При аварии типа МПА паровой эффект проявляется в виде нейтронной вспышки или взрыва. Проектные данные по расчету энерговыделения в такой нейтронной вспышке отсутствуют.

Для реакторов первой очереди ЧАЭС, с обогащением топлива 1,8 % по урану-235 в результате проведения экспериментов были получены данные, указывающие на изменение знака и увеличение парового коэффициента реактивности с ростом выгорания топлива и выгрузкой ДП:

от -0,16 В_эфф (при 215 ДП) до +4,9 В_эфф (при 39 ДП) на блоке 1 ЧАЭС [29]; от -0,38 В_эфф (при 179 ДП) до +5,3 В_эфф (при 40 ДП) на блоке 2 ЧАЭС [29].

Величина парового эффекта на 4-м энергоблоке, определенная из эксперимента, проведенного отделом ядерной безопасности ЧАЭС 24.04.86 г., составила +5,2 В_эфф или 52 стержня РР [30].

Полный мощностной эффект

Изменение мощности приводит к изменению температуры топлива и замедлителя (графит), изменяет величину паросодержания в теплоносителе, величину «отравления» топлива поглотителями нейтронов (ксенон и самарий) - и все это в совокупности вызывает изменение реактивности системы.

Величина полного мощностного эффекта на реакторе 4-го энергоблока ЧАЭС: ДКполн. мощн. = +0,6 х 10'⁴ х Ю0 = 0,6 % = 12 ст. РР [30]. Характерное время проявления эффекта - 5 часов

Опорожнение контура СУЗ

Максимальная проектная величина эффекта ДКсуз тах = +50 ст. РР = 2,5% [31].

Для наших расчетов возьмем максимальное (экспериментально полученное) значение высвобождаемой реактивности при обезвоживании КОСУЗ - +62 стержня РР.

Время проявления эффекта - несколько секунд. Имеет характер нейтронной вспышки или взрыва. Проектные данные по энерговыделению в нейтронной вспышке отсутствуют.

Переход на продувку графитовой кладки реактора с гелия на азот

При замене продувки реакторного пространства с гелия на азот в реакторе выделяется дополнительная реактивность (азот поглощает меньше нейтронов, чем гелий и менее текуч).

Величина эффекта ДК\₂ = +11ст. РР = 0,55 % [32].

Величина реально наблюдаемого эффекта на ЧАЭС = +10 ст. РР.

Время проявления эффекта - от 8 до 10 часов от начала продувки.

Эффект не имеет существенного значения, т. к. переход на продувку азотом может быть разрешен или запрещен административно.

Перегрузка топлива

Величина эффекта при перегрузке 1/14 части всех ТК составляет [33, 34]:

ДКперегрузки = +2,55 % = 51 ст. РР.

При вводе в эксплуатацию машины РЗМ и переходе на режим непрерывной перегрузки эффект от единовременной массовой перегрузки каналов в 1/14 части активной зоны можно не учитывать.

Максимальный оперативный запас реактивности

Как утверждают Научный руководитель и Главный конструктор в своих отчетах [35, 36], максимальный оперативный запас реактивности для

реактора РБМК-1000 1-й очереди в установившемся режиме работы составляет

ДКопер.І = 70-80 ст. РР, а для реакторов РБМК-1000 ІІ-й очереди

ДКопер.ІІ = 110-120 ст. РР.

В стационарном режиме работы реактора важна величина минимального оперативного запаса, поэтому «Типовой технологический регламент реакторов РМБК» требует наличия не менее 50 ст. РР = ДК опер.регл.

Реальные оперативные запасы реактивности (ОЗР) на реакторах Чернобыльской АЭС составляли:

I блок = 26-31 ст. РР,

II блок = 26-31 ст. РР,

III блок = 30-42 ст. РР,

IV блок = 30-42 ст. РР.

На других АЭС с РБМК значения величины оперативного запаса реактивности тоже были близки к 30 стержням.

Максимальный запас реактивности

Исходя из вышеизложенного, по проекту максимальным запасом реактивности (ДКтах) будет обладать разогретый реактор на мощности, в разотравленном состоянии, с запаренной активной зоной, опорожненным контуром СУЗ, с азотной продувкой графитовой кладки, после частичной перегрузки топлива, с максимальным оперативным запасом реактивности.

ДКтах = ДКхе,эт + ДКразогрева +ДКполн. мощн. + ДКпар + ДКсузтах +

+ДКперегру зки+ДК\_; +ДКопер.1 = 72+42+45+12+50+11+51+70 = 353 ст. РР.