Чернобыль. Месть мирного атома - [153]

При нажатии кнопки АЗ-5 в момент второго состояния (рис. 7, время

01ч 22м 30с), которое потом фактически не изменилось до момента реального нажатия кнопки - в реактор были бы введены всего 11 эффективных (в режиме АЗ) стержней РР при 5-ти частично погруженных стержнях УСП.

При этом в крайней части реактора, в области с 12 по 30 ряд, мы видим полное отсутствие эффективных для режима АЗ стержней, полное

отсутствие блокирования стержнями У СП нижней части активной зоны и, соответственно, максимальное проявление «эффекта вытеснителей» (см. ниже рис. 8 с фрагментом рис. 5).

Рис. 8. Фрагмент рис. 5 - распределение столбов воды под вытеснителями ст. СУЗ в опасной зоне (нет эффективных стержней

для режима АЗ)

(58 столбов воды и 535 ТК с ТВС)

ЗООнОхОнОх ОнО 30

26 0 0 0 7 33 0 60 0 26 0 0 26

24 0 20 000x70 077 24

22 0007000 79 00 22

20 0 0 н 7 20 0 н 0 0 20

16 7 0 0 0 0 33 0 0 16

14 7 0 0 0 0 14

12 0 0 0 0 0 12

11 13 15 17 21 23 25 27 31 33 35 37 41 43 45 47 51 53 55 57 61 63 65

Остальные области реактора, в плане ядерной безопасности, выглядят

не намного благополучнее.

Таким образом, снижение запаса реактивности до величины меньшей

15 стержней РР приводит к потере эффективности аварийной защиты АЗ-5 и созданию условий для проявления «эффекта вытеснителей» в тех областях активной зоны, где отсутствуют погруженные стержни У СП.

26 апреля 1986 года, к моменту нажатия СИУРом кнопки АЗ-5, обширная область реактора (с 12 по 30 ряд) оказалась полностью свободной от поглотителей в своей нижней (более чем метровой по высоте) части. Из этой части, по сигналу АЗ, вытеснители стержней СУЗ стали выдавливать поглотитель нейтронов (воду) и тем самым вносить положительную реактивность.

Доля положительной реактивности, которая выделилась только в этой области, составила примерно 36% от всего реализованного эффекта вытеснителей:

58 ст. воды : 164 ст. воды х 100% = 35%

Эффект вытеснителей является аналогом частичного обезвоживания КОСУЗ (контура охлаждения СУЗ). Максимальная проектная величина обезвоживания контура охлаждения СУЗ составляла [24]:

ДКсуз тах = + 50 ст. РР

Реальные величины эффекта доходили до + 60 ст. РР (данные эксперимента 3.04.85 г. во время КПР на 3-м блоке ЧАЭС). Последнее измерение эффекта обезвоживания КОСУЗ на блоке № 4, проведенное 14.11.85года, дало + 52 ст. РР. Его мы и возьмем для своих расчетов.

В канале СУЗ с извлеченным стержнем находится более 20-ти литров воды, из них около одной третьей части объема - а это 6,8 литра -находятся под вытеснителем [17]. Нужно еще учесть изменение распределения плотности потока нейтронов по высоте реактора, сместившего (после начала движения всех стержней вниз) максимум поля на последние полтора метра по высоте. При этом величина максимума увеличилась примерно в пять раз [19]. Исходя из вышеприведенного, можно смело принять допущение, по которому в виде «эффекта вытеснителей» 26.04.86 выделилась реактивность величиной не менее 33% от эффекта обезвоживания КОСУЗ:

52 ст. РР : 3 = 17,3 ст. РР

В рассматриваемой нами области выделилось 35% от этой величины, или 6,1 ст.РР. Используя величину среднего «веса» одного стержня РР равную 50 х10 ⁵ абсолютных единиц реактивности (а.е.р.), получим

6,1 ст. РР х 50 х10 ⁵ = 0,00305 а.е.р.

Эффективная доля запаздывающих нейтронов - В_эфф, с учетом изменения изотопного состава топлива на 26.04.86, составляла 0,0050 а.е.р. Поэтому при расчете периода разгона мощности реактора воспользуемся формулой для случая внесения реактивности примерно равной В_эфф [28]:

Т = Ь : Дкэф. = 0,001 : 0,00305 = 0,33 сек.

Здесь: Ь - время жизни одного поколения тепловых нейтронов в

РБМК-1000, равное примерно 0,001сек; Дкэф. - реактивность, внесенная в реактор.

Таким образом, мощность реактора в этой области увеличивалась в “е” раз за 0,33 секунды, а за одну секунду - более чем в 20 раз.

Мог ли оперативный персонал предотвратить этот разгон мощности? Да, мог. Но для этого он должен был знать, что в РБМК, при определенных условиях, возможно образование локальных критмасс в разных по высоте слоях активной зоны. Эти данные ему должен был выдать Научный руководитель, но станции их не получили до сих пор.

Правила ядерной безопасности допускали возникновение на реакторе ядерноопасных режимов. Пункт 5.7 ПБЯ-04-74 гласил: «В случае возникновения ядерноопасного режима должны быть приняты меры к восстановлению нормальных условий эксплуатации АЭС, или приведена в действие система аварийной защиты реактора».

Персонал привел в действие систему аварийной защиты реактора, т.е. выполнил данное требование Правил и не его вина, что реактор был взорван действием аварийной защиты.

Авария могла быть предотвращена, или могла иметь значительно меньше последствий, если бы стержни У СП на 4 блоке ЧАЭС были введены в состав аварийной защиты. По этой проблеме давно существовало предписание Госатомнадзора СССР (п. 5.3 Акта Комиссии ГАН от 04.12.76, инв. № 29-ЭП, «О проверке готовности 1-го блока Курской АЭС к проведению первого этапа энергопуска»), по которому Научному руководителю и Главному конструктору было дано шесть месяцев на устранение этого недостатка СУЗ. Но, по неизвестным причинам, головные организации логику АЗ не пересмотрели и станции были вынуждены исправлять ошибки проекта самостоятельно.