Чернобыль. Месть мирного атома - [116]

каждого из которых равна 7м:3 = 2,33м (здесь 7 метров - высота активной зоны РБМК). В этом случае количество локальных критмасс утраивается (и в этом нет особой ошибки, как будет показано ниже):

85x3 = 255 лок. критмасс.

По расчетам ВНИИАЭС, опубликованным в отчете «Анализ причин аварии на Чернобыльской АЭС путем математического моделирования физических процессов» (инв. № 864, Москва, 1987 г.), критическая высота активной зоны РБМК-1000 для различных состояний активной зоны может быть равна от 0,7 до 2,0 м. А по данным ИАЭ им. Курчатова [Отчет инв. № 33/134280, 1980 г.], полученным на основании критических экспериментов, минимальная критмасса в РБМК составляет примерно 0,5 процента загрузки реактора (29 ТК высотой 1,75 м или 8 ТВС), что составляет по весу всего 0,9 тонны двуокиси урана (при общем весе загрузки в 180 тонн мы имеем около 200 критмасс).

Для осуществления регулирования энерговыделения в РБМК, реально состоящего из множества локальных критмасс, реактор должен быть оснащен большим количеством стержней регулирования и разветвленной системой контроля энергораспределения по высоте и радиусу реактора. На практике это требование не было реализовано разработчиками реактора.

Анализ проектной системы управления и защиты

Не вдаваясь в детали математических выкладок [18], сразу приведем в таблице №5 несколько основных результатов, полученных с учетом фактических эффектов реактивности (выраженных в стержнях СУЗ), наблюдаемых до аварии на реакторах Чернобыльской АЭС.

Полный учет проявления эффектов реактивности необходим по требованиям Правил ядерной безопасности. Только такой подход дает нам расчетное количество стержней, необходимое для гарантированного заглушения реактора в любых режимах эксплуатации (см. жирно выделенные цифры в графах «г» и «д»).

Для сравнения, рядом представлены цифры стержней СУЗ, реально установленных в РБМК по решению Главного конструктора (выделены курсивом в графах «е» и «ж»).

Из таблицы следует только один вывод: проектная СУЗ РБМК не могла обеспечить ядерной безопасности этих реакторов.

Таблица 5
№	Эффекты реактивности	Максимальная величина эффекта		Величина эффектов на ЧАЭС, которые должны компенсироваться СУЗ ст. РР	Проектные (реально установленные) значения для системы управления и защиты реакторной установки (СУЗ РУ)
		%	СтержниРР		I очередь	II очередь
а	б	в	Г	Д	е	Ж
1.	Разотравление Хе и	3,58	72	60
2.	Разогрев активной зоны в диапазоне (20-270 °С)	2,13	42	20
3.	Полный мощностной эффект	1,30	-	12
4.	Паровой эффект	2,25	45	52
5.	Опорожнение КО СУЗ	2,5	50	62
6.	Замена газа в РП (гелия на азот)	0,55	11	10
7.	Перегрузка топлива (1/14 всех ТК)	2,55	51	-
8.	Макс. оперативный запас реактивности	4,0	80	42
9.	Максимальный запас реактивности (ПБЯ-04-74 п. 2.15)	17,65	353	258
10.	Подкритичность РБМК (ПБЯ-04-74 п. 3.3.6)	1,0	20	20
11.	Сумм, эффективность органов СУЗ (без АЗ) п. 3.3.6, 5.14	18,65	373	278	158	187
12.	Эффект, и кол-во ст. АЗ (ПБЯ-04-74 п. 3.3.28)	4,25	85	85	21	24
13.	Суммарная эффективность органов СУЗ (ПБЯ-04-74, Паспорт реактора)	22,9	458	363	179	211
14.	Требования ПБЯ-04-74 п.3.3.4 и ОПБ-82 п.2.3.2 - две независимые системы СУЗ	45,8	916	726

Г лава 4

НЕСООТВЕТСТВИЕ СОСТОЯНИЯ БЛОКА 4 ЧАЭС ПРАВИЛАМ И НОРМАМ БЕЗОПАСНОСТИ

Напомним даты выхода документов, положенных в основу проекта реактора РБМК:

1965 г. - «Технические условия на проектирование РБМК», отчет п/я А-Г758, инв. № 8107.

1965 г. - «Дополнение к ТУ на проектирование РБМК», отчет п/я А-Г758, инв. № 8798.

1965 г. - «Расчетно-пояснительная записка к эскизному

проекту реактора РБМК», п/я А-1758, инв. № М-8474.

1966 г. - «Расчетно-пояснительная записка к техническому проекту

РБМК», п/я А-1758, инв. № М-9599.

1972 г. - «РБМ-К4. Пояснительная записка», п/я А-7291, инв. № П-18504.

Позднее вышли нормативные документы по безопасности, в соответствии с требованиями которых разработчики должны были пересмотреть все проектные документы по АЭС с РБМК:

1973 г. - «Общие положения обеспечения безопасности атомных

электростанций при проектировании, строительстве и эксплуатации» (ОПБ-73) [37].

1974 г. - «Правила ядерной безопасности» (ПБЯ-04-74) [38].

Практически одновременно вышли документы проектировщиков:

1973 г.- П/я №7291, «Техническое обоснование безопасности реакторной

установки РБМК-4», инв. № Е4.306-387 и инв. № Е4.306-440.

1974 г. - Главатомэнерго МЭ СССР, «Техническое решение

Главатомэнерго и организации п/я В-2250 по системе обеспечения безопасности АЭС с реакторами РБМК-1000, проектируемых Минэнерго СССР, от 19 июля 1974 года.

1974 г. - Гидропроект им. Жука, «Курская, Чернобыльская АЭС, 2 очередь, Технический проект», инв. № 174.

Еще позднее были разработаны документы по обоснованию безопасности АЭС с РБМК:

1976 г. - Гидропроект им. Жука, Техническое обоснование безопасности, Смоленская АЭС -1 очередь; Курская АЭС - 2 очередь; Чернобыльская АЭС - 2 очередь, инв. № 176.

Но ни для одного из блоков, построенных для Минэнерго СССР после головного (1-й блок ЛАЭС), технический проект РБМК не пересматривался и не переутверждался даже после ввода в действие новых нормативных материалов по безопасности в 1982 году (ОПБ-82). Поэтому уверенно можно заявлять о том, что в серийное изготовление были сознательно переданы реакторы с недостаточным уровнем безопасности.