Чернобыль ч.1. РБМК-1000 +38


AliExpress RU&CIS

Автор: Александр Старостин

Авария на Чернобыльской атомной электростанции, произошедшая в 1 час 23 минуты 47 секунд 26 апреля 1986 года, стала одной из крупнейших техногенных катастроф в истории человечества. Порядка 115 тысяч человек было выселено из зоны отчуждения. Более 600 тысяч человек приняли участие в ликвидации аварии. Загрязнено более 200 тысяч квадратных километров, из оборота были выведены 5 миллионов гектаров земель. Значительному загрязнению подверглись территории Украины, Белоруссии (по некоторым данным, загрязнению подверглось 20% площади этой страны), России. Кроме того, чернобыльская радиация была обнаружена в северной и западной Европе, а также у берегов Северной Америки. Масштабы аварии повергают в шок.

Записано множество воспоминаний, издано огромное количество книг, многие из них описывают чуть ли не поминутно последний день четвёртого энергоблока ЧАЭС. И тем не менее далеко не все готовы изучать или систематизировать огромный объём информации о том, что же происходило в те жуткие весенние дни, а также на протяжении следующих нескольких лет. Прошло уже 35 лет с момента аварии, а потому мне кажется, что стоит собрать всю имеющуюся информацию в едином цикле, дабы позволить читателю ознакомиться с хронологией тех уже почти забытых событий, а также с их контекстом.

Это первая часть цикла, в которой описывается устройство, принцип работы и особенности внедрения реакторов "чернобыльского типа".

Кратко о цепной атомной реакции

И ядерное оружие, и атомная энергетика базируются на цепной ядерной реакции деления. Бывает ещё ядерная реакция синтеза, но о ней в другой раз.

Итак, в силу своих свойств ряд тяжёлых элементов стремится к радиоактивному распаду, то есть изменению состава или внутреннего строения атомного ядра. Для выработки энергии необходимо, чтобы при распаде производилось больше энергии, чем раньше. При распаде ядро испускает некоторое количество нейтронов, которые при этом получают кинетическую энергию и летят в разные стороны. При этом нейтроны могут выделяться как сразу после начала деления (мгновенные нейтроны), так и с задержкой от нескольких миллисекунд до нескольких секунд (запаздывающие нейтроны). Как только они сталкиваются с другим ядром, происходит инициация реакции деления, и ядро испускает нейтроны.

Примерно так это и работает, да
Примерно так это и работает, да

Важно, чтобы эффективный коэффициент размножения нейтронов (проще говоря, количество нейтронов, вызывающих новую реакцию деления, отделяющихся за один акт деления ядра) был больше или равен единице, иначе наша реакция затухнет. Несмотря на малую долю в общем количестве выделяемых нейтронов (менее 1%), запаздывающие нейтроны позволяют существенно продлить время жизни нейтронов одного поколения, позволяя управлять цепной реакцией. Состояние, при котором коэффициент равен единице, называется критическим. Соответственно, если значение коэффициента <1, то состояние подкритичное, а если значение коэффициента >1, то состояние надкритичное. В надкритичном состоянии мощность реакции возрастает экспоненциально, то есть скорость роста мощности тем выше, чем выше мощность. Для ядерного оружия это хорошо, а вот для ядерного реактора – не очень, его рост мощности нужно регулировать, не давая достигнуть слишком высоких значений мощности. Ясное дело, что работы по постановке ядерной реакции под контроль были почти столь же приоритетны, как и работы по достижению максимально быстрого роста мощности и достижению максимума мощности.

Краткая история мирного атома в СССР

Первая в мире атомная электростанция была пущена в 1954 году в городе Обнинске Калужской области. Она успешно и безаварийно проработала вплоть до 29 апреля 2002 года, то есть 48 лет (на 30 лет больше запланированного). Реактор вобрал в себя все имевшиеся на тот момент наработки в области создания и использования реакторов двойного назначения. Например, на заводе Маяк реактор не только производил оружейный плутоний, но также электроэнергию и тепло для близлежащих городов. АМ-1 (Атом Мирный – именно такой индекс получил реактор на станции) представлял собой уран-графитовый реактор с водой в качестве охладителя и теплоносителя. Электрическая мощность реактора составляла 5 МВт

Частично открытый АМ-1 и реакторный зал. Фото Варламова из 2009 года
Частично открытый АМ-1 и реакторный зал. Фото Варламова из 2009 года

Изначально предполагалось построить несколько различных типов экспериментальных реакторов, которые должны были в будущем развиться в реакторы для различных нужд, в том числе для подводных лодок, кораблей и судов. Конкретно АМ-1 для этих целей не подошёл - слишком уж громоздкий из-за схемы расположения тепловыделяющих элементов в графитовой кладке.

Спустя 10 лет в работу были пущены реакторы типа АМБ (Атом Мирный Большой) в составе Белоярской АЭС. Это уже были реакторы электрической мощностью 100 МВт. В целом реакторы показали себя не очень надёжными, на всём протяжении их эксплуатации неоднократно происходили различные аварии, причём нередко – достаточно серьёзные. Например, в течение первых десяти лет эксплуатации не один раз происходило разрушение тепловыделяющих сборок на первом энергоблоке. Тем не менее, первый и второй блок доработали до полной выработки ресурса, после чего были выведены из эксплуатации. На данный момент ведётся разборка этих реакторов. Сейчас на Белоярской АЭС эксплуатируются два реактора на быстрых нейтронах.

БАЭС
БАЭС

Одновременно с запуском в эксплуатацию БАЭС началось проектирование нового мощного реактора канального типа. Работы велись в Научно-исследовательском и Конструкторском Институте ЭнергоТехники (НИКИЭТ) под руководством академика Николая Антоновича Доллежаля. Научной частью заведовал Институт Атомной Энергии (ИАЭ) им. Курчатова (директор – академик Анатолий Петрович Александров). Вообще, работа в области атомной энергетики в частности и атомной промышленности велась и управлялась ведущими советскими учёными. Тот же Александров в 1975 году стал президентом Академии наук СССР.

Николай Антонович Доллежаль
Николай Антонович Доллежаль
Анатолий Петрович Александров
Анатолий Петрович Александров

Анатомия гиганта

Что же представлял из себя новый реактор, получивший поначалу обозначение Э-7? Театр начинается с вешалки, а реактор – с тепловыделяющего элемента (ТВЭЛ). ТВЭЛ – это трубка из циркониевого сплава, толщина которой 0.9 мм, а диаметр – 13.6 мм. Оставшиеся 11.5 мм занимают спрессованные таблетки диоксида урана UO2. Изначально степень обогащения урана-235 составляла 2%, однако по мере модернизации реакторов её увеличивали. 18 таких ТВЭЛов объединены в тепловыделяющую сборку (ТВС). Внутри неё помимо самих ТВЭЛов находится несущий стержень из оксида ниобия NbO2, крепёжные детали из циркониевого сплава, а также каналы для теплоносителя, то есть воды. Высота одной сборки – 3.5 метра. Последовательное соединение двух ТВС называется тепловыделяющей кассетой (ТВК), её высота – 7 метров. Высота ТВК соответствует высоте всей активной зоны.

ТВС РБМК-1000: 1 — подвеска; 2 — переходник; 3 — хвостовик; 4 — твэл; 5 — несущий стержень; 6 — втулка; 7 — наконечник; 8 — гайка
ТВС РБМК-1000: 1 — подвеска; 2 — переходник; 3 — хвостовик; 4 — твэл; 5 — несущий стержень; 6 — втулка; 7 — наконечник; 8 — гайка

Сама активная зона представляет из себя графитовую кладку, состоящую из графитовых колонн. Каждая колонна собрана из прямоугольных блоков, длина и ширина которых составляет по 250 мм, а высота может составлять 200, 300, 500 или 600 мм. Всего колонн 2488, в каждой просверлен канал диаметром 114 мм. В этом канале может размещаться одна из 1693 топливных кассет либо один из 179 стержней Системы управления и защиты реактора (СУЗ). Остальные колонны являются боковыми отражателями нейтронов, защищающими окружающую среду от этих самых нейтронов. Размеры кладки: эквивалентный диаметр – 13.8 метра, из которых на активную зону приходится 11.8 метра, а толщина отражателя – 1 метр; высота кладки – 8 метров, из которых 7 – активная зона, а ещё по полметра сверху и снизу – отражатель. Благодаря такой схеме реактор и получил наименование РБМК – Реактор Большой Мощности Канальный.

1 - плитный настил (тяжелый бетон, 4 т/м3);2 - засыпка серпентинита (1,7 т/м3);3 - обычный бетон (2,2 т/м3);4 - песок (1,3 т/м3);5 - бак водяной защиты;6 - стальные защитные блоки;7 - графитовая кладка.
1 - плитный настил (тяжелый бетон, 4 т/м3);2 - засыпка серпентинита (1,7 т/м3);3 - обычный бетон (2,2 т/м3);4 - песок (1,3 т/м3);5 - бак водяной защиты;6 - стальные защитные блоки;7 - графитовая кладка.

Всё это добро уютно расположилось в шахте размерами 21.6х21.6х25.5 метров. В самом низу шахты находится бетонное основание. На нём покоится крестообразная металлоконструкция (схема С), соединяющая бетонное основание с нижней плитой реактора (схемой ОР). Толщина этой плиты – 2 метра, диаметр – 14.5 метров. Она состоит из цилиндрической обечайки, заполненной серпентинитом и проходками для топливных каналов и каналов управления, а также двух листов, в которые вварены герметично эти каналы.

Сверху расположена аналогичная по конструкции плита (схема Е), только её размеры иные – толщина 3 метра, диаметр – 17.5 метров. Она установлена на кольцевом баке с водой (схема Л), исполняющем роль боковой биологической защиты. Внешний диаметр бака – 19 метров, а внутренний на высоте 11 метров – 16.6 метров. Бак от бетона боковых стен отделяет засыпка песка. Между внутренней стенкой и активной зоной находится герметичный кожух реактора, имеющий также обозначение «схема КЖ» (металлопрокат, толщина – 16 мм), соединяющий верхнюю и нижнюю плиты. Между кожухом и внутренней стенкой бака присутствует полость, заполненная азотом под давлением более высоким, чем давление азотно-гелиевой смеси внутри кожуха. Таким образом, исключается утечка газа из полости реактора. Азотно-гелиевая смесь предотвращает выгорание гелия.

На полу реакторного зала лежит плитный настил, который вместе с дополнительной биологической защитой (схема Г) обеспечивает высокий общий уровень биологической защиты. По этому настилу можно ходить во время работы реактора, он же обеспечивает перегрузку (то есть замену топлива) реактора. Такая конструкция реактора позволяет перегружать тепловыделяющие кассеты без остановки реактора с помощью разгрузочно-загрузочной машины.

Плитный настил, кажется на ЛАЭС. Мерные люди на фоне
Плитный настил, кажется на ЛАЭС. Мерные люди на фоне

Итак, как же работает реактор РБМК? С помощью главных циркуляционных насосов (ГЦН) вода через трубопроводы подаётся непосредственно в ТВК. В них за счёт повышенного давления (7 МПа или 70 атмосфер) температура кипения воды повышается до 284 градусов по Цельсию. Проходя через них, она нагревается и частично испаряется. Сверху (вода подаётся в активную зону снизу) находятся трубопроводы, подводящие образовавшуюся пароводяную смесь к барабан-сепараторам. Их задача – отделить пар, содержание которого в смеси в среднем 14.5% от воды. Пар идёт на турбины, а вода снова подаётся в реактор. Таким образом, реактор РБМК является одноконтурным по теплоносителю.

Однако на деле не всё так однозначно, так как на самом деле структура единственного контура РБМК напоминает восьмёрку. Дело в том, что в верхней части этой восьмёрки (нижняя часть — это контур многократной принудительной циркуляции (КМПЦ), его я только что и описал) есть ещё ряд систем. Этот ряд включает в себя турбину, генератор, конденсатор, насос и барабан-сепаратор. Пришедшая из реактора в барабан-сепаратор пароводяная смесь разделяется на воду и пар. Пар температурой 284 градуса под давлением в 7 МПа приходит на турбину и вращает её, преобразуя тепловую энергию в кинетическую. Эту энергию турбина передаёт на генератор, вырабатывающий электроэнергию. Из турбины сильно охладившийся пар (до 30 градусов при давлении в 0.004 МПа или 0.04 атмосферы) попадает в конденсатор. Там пар передаёт свою тепловую энергию воде, забираемой из пруда-охладителя станции. На выходе из конденсатора мы получаем воду, с параметрами близким к параметрам пара, которая является "холодным" теплоносителем для второго теплового контура. Эта вода, пройдя через несколько вспомогательных устройств, становится питательной водой и с помощью питательного насоса подается в барабан-сепаратор. Там она смешивается с водой из пароводяной смеси, пришедшей из активной зоны, после чего уходит в реактор. Так замыкается восьмёрка.

Разрез блока с РБМК. Надеюсь, читабельный.
Разрез блока с РБМК. Надеюсь, читабельный.
А это схема работы РБМК
А это схема работы РБМК

Общая тепловая мощность реактора РБМК-1000 – 3200 МВт, из которых только 1000 МВт – электрическая мощность, остальное тратится на обогрев атмосферы и пруда-охладителя. На случай, если нужно уменьшить мощность, заглушить реактор или же что-то пойдёт не так, предусмотрен целый ряд систем защиты, ведущую роль в котором играют Стержни Управления и Защиты (СУЗ), запомните их, они нам вспомнятся ещё не раз. В первых реакторах стержней было 179, позже их стало 211. По своему назначению они делятся на стержни аварийной защиты (24 штуки), стержни автоматического регулирования (12), стержни локального автоматического регулирования (12), стержни ручного регулирования (131) и 32 укороченных стержня-поглотителя (УСП), предназначенные для локального регулирования мощности (появились после аварии на ЛАЭС в 1975 году). При необходимости, стержни вводятся в активную зону или выводятся из неё, тем самым уменьшая или увеличивая мощность соответственно. Введение всех стержней глушит реактор. Все стержни за исключением УСП, вводятся в реактор сверху.

Что из себя по конструкции представлял стержень-поглотитель реактора РБМК? При полностью выведенном из реактора стержне в активной зоне оставался графитовый вытеснитель длиной 4.5 м, а также по 1.25 м воды сверху и снизу. При подаче сигнала на введение в активную зону вытеснитель вытесняет воду снизу и выходит из зоны, а его место занимает соединённый с ним «телескопом» стержень-поглотитель из бора. Его задача – поглотить нейтроны, инициирующие цепную ядерную реакцию.

Отличий в конструкции РБМК от конструкции другого широко распространённого в России реактора типа ВВЭР много, но ключевых два. Во-первых, из-за циклопических размеров РБМК невозможно «запаковать» в герметичный корпус, который бы защитил окружающую среду в случае взрыва реактора. Во-вторых, в реакторе типа ВВЭР два герметичных контура теплоносителя, которые изолированы друг от друга. Первый – вода под высоким давлением, идущая непосредственно в активную зону. Там она нагревается и идёт в теплообменник, передавая свою тепловую энергию воде второго контура, которая в виде пара уже вращает турбину.

В принципе, реактор ВВЭР безопаснее, чем РБМК, однако РБМК давал весьма заметные экономические выгоды. Во-первых, в нём можно использовать менее обогащённое топливо (на ранних этапах считалось, что канальный реактор спокойно может работать на топливе со степенью обогащения 2%, в то время как корпусный требовал степени обогащения 4-5%). Более того, РБМК может работать на отработанном топливе реактора ВВЭР. При этом выгорание топлива в РБМК более равномерное, то есть реактор расходует его более экономно. Во-вторых, как уже говорилось, в РБМК можно менять топливные кассеты без остановки реактора, в то время как для перегрузки топлива реактор типа ВВЭР подвергается разгерметизации корпуса, что сопряжено с большим объёмом работы. В-третьих, при всех своих огромных размерах РБМК проще в строительстве, так как не требует трудоёмкого создания герметичного корпуса, что облегчает как производство, так и установку реактора на месте.

РБМК распространяется

Строительство первой атомной станции, оснащённой реактором РБМК-1000 (то есть Реактор Большой Мощности Канальный электрической мощностью 1000 МВт) началось в 1967 году в 4 км от посёлка Сосновый бор, что в 70 км от исторического центра Санкт-Петербурга. В 1974 году в эксплуатацию ввели первый энергоблок, спустя два года – второй. Здесь нужно отметить, что реально реактор подключают к сети раньше, чем официально вводят в эксплуатацию.

ЛАЭС сейчас
ЛАЭС сейчас

И первая очередь ЛАЭС «порадовала» своих создателей ещё до этой даты – зимой 1974 года, с разницей в месяц, произошло два серьёзных инцидента – взрыв водорода в газгольдере, где выдерживались газообразные радиоактивные отходы, а также разрыв промежуточного контура с утечкой высокоактивной воды. В результате погибли три человека. Однако это были лишь первые звоночки, а первый гром грянул 30 ноября 1975 года. Подробнее об этой аварии мы поговорим позже, а пока скажем лишь, что результатом аварии стало разрушение одного топливного канала, а общее загрязнение составило примерно 1.5 млн Кюри, что, мягко говоря, немало.

После этого реакторы РБМК были дооснащены дополнительными поглощающими стержнями (добавилось 32 укороченных стрежня), целым рядом систем, направленных на повышение безопасности реактора (например, системой аварийного охлаждения реактора (САОР), системой локальной автоматической защиты (ЛАЗ) и системой локального автоматического регулирования мощности реактора (ЛАР)), повысили степень обогащения урана до 2.4%, а также были внесены множественные уточнения в инструкции персонала и проекты будущих энергоблоков.

От аварии, аналогичной по масштабам чернобыльской, ЛАЭС спасли умелые действия персонала. Сама станция находилась в ведении министерства среднего машиностроения, которое в СССР занималось атомным оружием, атомной промышленностью и атомной энергетикой. Однако все последующие станции строились для нужд министерства энергетики и электрификации. Там всё было куда хуже и с персоналом, и с заводами. Вспоминает Анатолий Дятлов:

Ленинградская АЭС, подведомственная Министерству среднего машиностроения, проектировалась его организациями, под его заводы, оснащенные современным оборудованием. Курская и Чернобыльская станции принадлежали Министерству энергетики и электрификации. В правительственном Постановлении было указано, что нестандартное оборудование для четырех блоков первых очередей этих станций будет изготовлено теми же заводами, что и для Ленинградской. Но для Минсредмаша правительственное Постановление не указ даже и в то время, когда еще немного слушались правительства. Говорят, у вас есть свои заводы, вот и делайте, чертежи дадим. Был я на некоторых заводах вспомогательного оборудования Минэнерго — оснащение на уровне плохоньких мастерских. Поручать им изготовление оборудования для реакторного цеха все равно, что плотника заставлять делать работу столяра. Так и мучились с изготовлением на каждый блок. Что-то удавалось сделать, чего-то так и не было. Характерно, вот уж поистине застой, Минэнерго за несколько лет так ни одного своего завода и не модернизировало, чтобы был способен изготавливать не столь уж сложное оборудование.

Между тем, продолжалось строительство энергоблоков с реакторами РБМК-1000 первого поколения. К ним также относились 1 и 2 блоки Курской (начало строительства – 1972 и 1973 года, ввод в эксплуатацию – 1977 и 1979 года соответственно) и Чернобыльской АЭС (начало строительства – 1970 и 1973, ввод в эксплуатацию – 1978 и 1979 года соответственно). А дальше началось проектирование и строительство энергоблоков с реакторами РБМК второго поколения.

В чём отличия от поколений 1 и 1+? Во-первых, увеличенный барабан-сепаратор. Во-вторых, трёхканальная САОР, которая теперь снабжала аварийный реактор водой не только из гидробаллонов, но и через питательные насосы. В-третьих, теперь для локализации радиоактивных веществ, выброс которых нельзя было допустить в атмосферу в случае аварии, были предусмотрены двухэтажные бассейны-локализаторы, которые должны были эти радиоактивные вещества аккумулировать. Ну и наконец, теперь реакторные отделения строились дубль-блоком, иными словами, они составляли одно здание, хотя блоки и были разделены. Ранее каждый реактор строился в своём здании.

Панорама Курской АЭС, вид со стороны машзала. Видны и два первых блока (ближние, с кучей труб), и третий с четвёртым, размещённые в дубль-блоке (дальние, с большой трубой как на ЧАЭС)
Панорама Курской АЭС, вид со стороны машзала. Видны и два первых блока (ближние, с кучей труб), и третий с четвёртым, размещённые в дубль-блоке (дальние, с большой трубой как на ЧАЭС)

К реакторам нового типа с повышенным уровнем безопасности относились энергоблоки 3 и 4 Курской АЭС (начало строительства – 1978 и 1981 года, ввод в эксплуатацию – 1984 и 1986 соответственно), 3 и 4 Чернобыльской АЭС (начало строительства – 1972 и 1971 года, ввод в эксплуатацию – 1982 и 1984 соответственно), 1 и 2 Смоленской АЭС (начало строительства – 1975 и 1976 года, ввод в эксплуатацию – 1983 и 1985 соответственно). Кроме того, сюда же относят и 3 и 4 энергоблоки Ленинградской АЭС (начало строительства – 1973 и 1975 года, ввод в эксплуатацию – 1980 и 1981 соответственно), но они были промежуточными, отличаясь устройством ряда систем как от более ранних, так и более поздних энергоблоков.

Игналинская АЭС
Игналинская АЭС

Отдельно следует упомянуть об Игналинской АЭС. Её оснастили модифицированной версией реактора – РБМК-1500. Как можно догадаться из индекса, электрическая мощность данного реактора составляла 1500 МВт. Достигалось увеличение путём интенсификации теплообмена в ТВК при сохранении размеров реактора. Однако реальная мощность составляла 1300 МВт, так как на номинале и повышенной мощности происходило неравномерное выгорание топлива и растрескивание оболочек ТВЭлов. До аварии на ЧАЭС в 1986 году успели сдать в эксплуатацию один блок (начало строительства – 1975, ввод в эксплуатацию – 1984 год). Ещё один блок должны были пустить в 1986 году, однако из-за аварии на ЧАЭС пуск и ввод в эксплуатацию перенесли на год (начало строительства – 1978, ввод в эксплуатацию – 1987 год). Также после аварии заработал третий блок Смоленской АЭС с реактором РБМК-1000 (начало строительства – 1984, ввод в эксплуатацию – 1990 год). Все остальные достраивавшиеся блоки (КАЭС-5 (строительство остановлено в 2012 на степени готовности 85%), ЧАЭС-5 и 6 (строительство остановлено в 1986 году), САЭС-4 (строительство остановлено в 1993 году), ИАЭС-3 (строительство остановлено в 1988 году)) были законсервированы.

В дальнейшем планировалось ещё увеличить мощность реактора за счёт увеличения диаметра топливных каналов и других ухищрений с топливными кассетами (РБМК-2000 и РБМК-3600), использования перегретого пара (проекты РБМКП-2400 и РБМКП-4800). Кроме того, существовал более поздний проект МКЭР, который предполагалось оснащать двойной защитной оболочкой, четырёхконтурной системой принудительной циркуляции воды против двухконтурной у РБМК, а также рядом новшеств, направленных на снижение расхода топлива и повышение КПД. Тем не менее, ни один из этих проектов дальнейшего развития не получил.

Подводя итог. Реактор большой мощности канальный электрической мощностью 1000 МВт (или РБМК-1000) представляет из себя циклопическое сооружение, которое массово распространилось по АЭС Советского союза и на протяжении многих лет являлось флагманом отечественной атомной индустрии. При этом большинство энергоблоков с этим реактором до сих эксплуатируются, хоть и с условием постоянной модернизации для повышения безопасности. О недостатках машины (в том числе и критических) мы поговорим в одной из следующих частей цикла (причём ближе к концу). А в следующей части — о ЧАЭС, Припяти и Чернобыльском крае.

Автор: Александр Старостин

Оригинал




Комментарии (33):

  1. slavius
    /#22993038

    «Авария — это результат крайне маловероятного сочетания событий». Как судили виновных в аварии на ЧАЭС

    Брюханов: «Авария — это результат крайне маловероятного сочетания событий»
    Суд приговорил всех обвиняемых к мерам, которые запрашивал прокурор. Вот какие сроки получили сотрудники ЧАЭС:

    Брюханов — 10 лет лишения свободы;
    Фомин — 10 лет;
    Дятлов — 10 лет;
    Рогожкин — 5 лет;
    Коваленко — 3 года:
    Лаушкин — 2 года.

    Как установлено по делу, установки с реакторами РБМК-1000 «имеют некоторое несовершенство конструкции, уголовное дело в отношении лиц, не принявших своевременных мер к совершенствованию их конструкции, органами следствия выделено в отдельное производство».

    • Catx2
      /#22993046

      Всё это, как и ход процесса будет освещено в одной из последующих частей

    • Ion_Storm
      /#22996502

      В Сети есть протоколы судебных заседаний. Там всё очень интересно. Например, ту статью, что инкриминировали обвиняемым "(«Нарушения требований правил техники безопасности на взрывоопасных предприятиях, что повлекло за собой человеческие жертвы и другие тяжелые последствия»") не могли к ним примерять, поскольку, в тот момент, в перечень взрывоопасных предприятий АЭС не входили. Дятлов в своих показаниях демонстрировал документы по программе испытаний, согласно которым они действовали, заверенными на уровне министерства и КБ. Он настаивал, что все шаги они выполняли в строгом соответствии с инструкцией. По сути, смогли доказать только то, что с его указания была внесена внесена модификация в диспетчерский пульт для автоматизации отключения (не помню какой именно части), но, как он утверждал, всё то, что делала автоматика, по инструкции всё равно должно было быть выполнено, но в ручном режиме.
      Когда-то давно в «Юном Технике» рассказывая о причинах аварии на ЧС юным технарям вкладывали в голову совсем другую информацию. Там описывался эксперимент, который якобы ночью решили провести сами безответственные сотрудники станции и всё пошло не так. Мне в том самом юном возрасте было категорически не понятно, как на таком серьезном предприятии, кто-то может самовольно крутить ручки? Мне вон, даже телевизор включать без разрешения нельзя, а дяди такое творили? Вот так работает пропаганда.

      • micbsv
        /#22998950

        Реально, Дятлову надо было дать высшую меру, авария — его рук дело. Вина остальных в том, что не помешали и не предотвратили преступные действия этого идиота.

        • Ion_Storm
          /#23000188 / +1

          Возможно вы сможете аргументировать применение исключительной меры к Дятлову? Честно говоря, когда я первый раз читал про Чернобыльскую катастрофу (опять же в подаче «эксперимент, который не удался») у меня в голове комиссар тоже поглаживал маузер. Сколько ущерба, сколько пострадавших, доэкспериментировались блин!!! Но после погружения в тему, после прочтения дневников Легасова, протоколов заседаний и описание фактов предшествующих аварии (не мнений, а фактов), я очень засомневался относительно роли Дятлова в качестве главного виновника аварии. Исключительная мера применима (не применима, но всё же) в том случае, когда вина человека исключительная. Простите за тавтологию, но это можно считать, что исключив конкретного человека, его действие, и событий не наступит. В аварии на ЧС всё не так однозначно, и гораздо более сложнее, чем это показано в большинстве источников. Сейчас я отношусь Дятлову как к новому начальнику ТЭЦ в Норильске, в зоне ответственности которого произошел разлив соляры. С одной стороны виноват, с другой стороны все предпосылки для аварии были созданы на другом уровне и при сохранении их, авария всё равно бы произошла, возможно только в другом месте и с другими последствиями.

          • Buhram
            /#23002492

            Учитывая, что и ранее, при обычном глушении реактора, появлялись аварийные сигналы превышения мощности и скорости нарастания мощности (считали что они ошибочные, реактор ведь глушится), авария, рано или поздно, произошла бы.

          • 0serg
            /#23008292

            Ну предпосылки конечно были до Дятлова, однако в целом его позицию тоже трудно оправдать. Реакторщики написали инструкцию о том как их реактор следовало использовать, эксплуатанты почитали — и сказали «не, ну так слишком неудобно и вообще плохо получается» и стали делать по своему. Ну а Дятлов соответственно так и аргументировал свою позицию — всегда мол так делали, а как иначе-то? Отступать от правил никто особо не боялся поскольку реакторы же не взрываются, а на всякий случай есть кнопка глушения. Попробовали делать по своему раз, попробовали два — вроде работает, привыкли, стали пользоваться. Тут и вылезает роль Дятлова который за все происходящее отвечал но вместо того чтобы бить тревогу по поводу несоответствия реальных процедур документации подгонял народ работать по упрощенным схемам.

      • Denev
        /#22999206

        Когда-то давно в «Юном Технике» рассказывая о причинах аварии на ЧС юным технарям вкладывали в голову совсем другую информацию.
        Вы номер не помните. Я вроде бы все номера 80-90-хх читал, но такого не помню, а тема мне интересна.

        • Ion_Storm
          /#23000192

          Номер по памяти, конечно, не назову. К сожалению, номера ЮТ, в основном, выложены в формате DjVu, что исключает их индексирование поисковыми машинами и резко ограничивает возможность быстрого поиска. При случае, скачаю, поищу, отпишусь.

      • Ion_Storm
        /#23000280

        Опечатка. не протоколы, а стенограмма судебных заседаний.

  2. Arxitektor
    /#22993956

    По схеме в турбинах пар из воды 1 контура который напрямую взаимодействует с ТВЭЛами.
    На сколько высока радиационная активность пара?
    Когда эту схему разрабатывали как я понимаю о опасностях радиации знали меньше чем сейчас да и панических настроений не было.
    Удивлен что данные реакторы до сих пор работают хоть и подвергнутые модернизации.
    Из реакторов первого поколения есть работающие?

    • Talking_Fish
      /#22994346

      Да, вода была активна за счет изотопа азота что образовывался из кислорода воды, но его активность падала до безопасного уровня меньше чем за 10 часов после остановки реактора.
      Сорри, я не радиохимик, так что могу ошибаться в деталях.

      • RusakovMxL
        /#22994884

        даже не часов, а минут. 18 минут. Все полураспады по азоту проходят. Есть постоянный пробоотбор из барабанов-сеператоров. Он устроен так, что все полураспады по азоту прошли через 18 минут. Если азот попер в первый контур — то это разгерметизация ТВЭЛ и топливо пошло в воду. Это уже край.

    • bobcatt
      /#22994436

      Вода напрямую с делящимися материалами не взаимодействует, таблетки окиси же внутри циркониевой трубки. Если нет растрескивания, то активность в контуре невысока.
      А работает их еще немало

    • Catx2
      /#22994736

      Ну, радиационная активность пара быстро снижается со временем, так как в нём практически нет делящегося материала — тут уже отвечали. Все реакторы первого типа давно модернизированы с учётом обеспечения должной безопасности.

      • hstroker
        /#22996802

        А выноса активированных продуктов коррозии или газов с негерметичных твэлов в контур разве нет?

  3. alexey52
    /#22994158

    Вопросы по статье можно задавать? Или автора статьи нет на хабре?

    • Catx2
      /#22994172

      Я передам ваш вопрос автору. Он будет рад ответить.

      • Ion_Storm
        /#23000306

        Попросите рассказать, почему цирконий в ТВС? Ведь там же перегретая вода и недалеко до пароциркониевой реакции? Как охлаждаются стержни-поглотители, они в том же контуре, что и ТВС, или там отдельный контур охлаждения? Как определялась интенсивность реакции по объему реактора? Про стержни защиты, как они вводились в аварийном режиме (сброс, опуск, скорость ввода) и почему именно так? В общем этакая почемучка для взрослых.

        • Catx2
          /#23004620

          Александр Старостин:

          1) В твэлах используется не чистый цирконий, а его сплавы, не берусь утверждать, какие именно, но для условий, в которых приходится работать твэлам, они подходят очень хорошо. Емнип, температура кипения воды внутри ТВС за счёт давления повышается до 284 градусов, а ниобийсодержащие сплавы, использовавшиеся в атомпроме у нас, устойчиво работают и при температуре 350 градусов.
          2) У стержней СУЗ свой, независимый контур охлаждения
          3) Внутри реактора емнип были датчики, но его циклопические размеры плюс мягко говоря небыстрые вычислительные устройства не позволяли адекватно контролировать все параметры
          4) Частично про скорость ввода в 13 части цикла, но в целом у меня информации на данный момент по этому вопросу нет.

          • hstroker
            /#23005098

            По вопросам 1-3 есть книга "Доллежаль Н. А., Емельянов И. Я. Канальный ядерный энергетический реактор. — М.: Атомиздат, 1980.", в частности про принципы управления мощностью в аварийных режимах изложено на странице 123. По вопросу 4 написано на стр. 5 и 51 в INSAG-7, где в числе прочего сказано «В проекте РБМК-1000 отсутствует обоснование быстродействия аварийной защиты».

          • Ion_Storm
            /#23006192

            Еще пару наводящих вопросов можно? А какова была надежность ЭВМ, как часто приходилось её перезапускать? А реактор при этом глушили?
            Просто исходя из вот такого очень обобщенного обзора и возникает ложная уверенность, что АЭС это примерно чуть сложнее паровоза. Стержни поднял — паэхали, опустил — стоп машина. А от сюда рождается убеждение, что запороть такой механизм может только идиот.

            • Catx2
              /#23008106

              Завтра будет очередная часть, как раз показывающая разницу в сложности между реактором и паровозом) Но вопросы я передал:

              [При перезапуске ЭВМ реактор] точно не останавливали, реактор остановить, да тем более «миллионник» — это чп


              Там даже вроде где-то мелькало то ли в каком-то инсаге, то ли у Дятлова, что в какой-то момент до аварии нельзя было получить данные от ЭВМ СКАЛА, так как она не работала

  4. Scinolim
    /#22994702 / +1

    Хорошо автор материал подобрал в своей 14 главой эпопее. Есть много, чего не было в INSAG-7. Особенно диалоги из главы 4 про аварию, иллюстрации, описания строительства саркофага из 7й.

    • Catx2
      /#22994740

      … и всё это будет здесь.

  5. wmgeek
    /#22995062

    За 7 лет до катасрофы ЧАЭС Комиссия по расследованию повествует о вероятной аварии на РБМК по комплексу причин.

  6. EugeniyIvanov
    /#22995168

    На сколько я в курсе, у РБМК в основе реактор-наработчик плутония. Собственно, много проблем вылезло и из-за этого.

  7. maximnik0q
    /#22995356

    Те кто интересуеться темой есть отличный сайт Дмитриева Виктора «Причины Чернобыльской аварии известны»,«accidont.ru».Там автором собраны все открытые материалы по этому делу.

    • wmgeek
      /#22996338

      Очень не хватает оппонентам выдержанности как в выше упомянутой Комиссии по расследованию Виктор Дмитриев все же отстаивает позицию эксплуатации, что и нормы по запасу реактивности были соблюдены и что от АЗ-5 ожидали как на ТЭЦ немедленного останова, а получили разгон. Мне кажется, все же комплекс причин важен. А на указанном вами сайте все же эмоционально картина подается, про "плохих проектировщиков и менеджеров" в основном.

  8. Ion_Storm
    /#22996318

    Гораздо интереснее было бы читать статью, если бы в ней приводились пояснения, почему спроектированы именно так или иначе компоненты реактора. Например, почему стержни-замедлители имели наконечники из графита, почему они не перекрывали всю высоты активной зоны и пр. элементы, имеющие отношения к аварии. Сам принцип работы и общая компоновка станций с реакторами РБМК для тех, кто хоть мало-мальски интересовался чернобыльской аварией, особого интереса не представляет в виду большого количества информации в других источниках, включая википедию.

  9. 0serg
    /#23008330

    «Первую в мире атомная электростанцию» сложно назвать электростанцией. Она за время своего существования выработал меньше энергии, чем потребила на собственные нужды. Это чисто экспериментальная установка, ее в основном для обучения экипажей атомных подлодок использовали (реактор собственно там и задумывался именно под подлодки). Даже не для обучения атомщиков на «гражданских» реакторах, ибо «промышленные» реакторы слишком отличаются от «подлодочных». Чистая показуха, в общем-то.