Чернобыль. Как это было - Анатолий Дятлов

Только чёткая система измерения, сигнализации и автоматики могла бы предотвратить это превращение, как того и требуют ПБЯ. Но самое основное составители умалчивают – не должен реактор становиться ядерноопасным при уменьшении запаса реактивности. Нет таких реакторов, только головотяпство физиков и конструкторов стержней СУЗ привело к этому.

– «характер изменения парового коэффициента реактивности αφ и эффект обезвоживания в зависимости от уменьшения плотности теплоносителя в активной зоне».

Ну, конечно, составители – все научные работники и просто выражать свои мысли не должны, но даже с учётом этого фраза очень уж «особенная». Однако, означает она всё то же: реактор при том составе активной зоны имел недопустимой величины положительный паровой эффект реактивности. Об этом мы уже говорили.

– «недостаточное быстродействие А3 и возможность ввода положительной реактивности».

Во, особенность! – А3 при срабатывании вводит положительную реактивность, т.е. разгоняет реактор.

С такими «особенностями» вполне закономерной стала особенность реактора РБМК – иногда взрываться.

Не видят составители отчёта в проекте реактора нарушений требований принятых в стране документов, зато видят:

– «Система управления и защиты реактора основана на перемещении 211 твёрдых стержней-поглотителей в специально выделенных каналах, охлаждаемых водой автономного контура. Система в регламентных режимах и в условиях проектной аварии обеспечивала»

– и далее идёт перечисление обычных требований, предъявляемых к системе, в том числе и по заглушению реактора. Далее

– «Данные характеристики реакторной установки вместе с системами обеспечения безопасности: защитными, локализующими, обеспечивающими, – обеспечивали надёжную и эффективную работу РБМК во всех регламентных режимах и безопасность для всего перечня проектных аварий в соответствии с утверждённой проектной документацией».

Что следует из этих двух выдержек? Системы управления и защиты и другие

– нормальные, работоспособные, а все режимы работы реактора, включая аварийные, обеспечивались в лучшем виде. Реактор РБМК не взрывался – «это всё придумал Черчилль в восемнадцатом году», что был взрыв.

Что реактор взрывался при срыве ГЦН, следует из акта комиссии Мешкова, где доминировали НИКИЭТ и ИАЭ – создатели реактора. Отказались потом от этой версии, но не потому, что взрыв невозможен, а срыва насосов не было; а что, по отчёту ИАЭ, реактор мог взрываться при отказе АР. об этом составители отчёта умалчивают. И ещё много ситуаций, да и этих достаточно. Может эти аварии они не относят к числу проектных? Вроде бы не должны. Срыв насосов вполне мыслим и притом в различных случаях. Отказ АР – тем более, во всех учебниках по автоматическому регулированию реактора обязательно рассматривается. Есть заключение комиссии ГКНТ, что при таком паровом эффекте реактивности реактор взрывается при МПА. Эту, последнюю, к непроектной при любом желании не отнесёшь.

Впрочем, составители отчёта и не думают так, как они пишут. Это продолжение всё той же политики – защиты чести мундира, презрения к людям. После разбора и перечисления принятых мер на оставшихся реакторах они пишут:

«Осуществление намеченных мероприятий по улучшению нейтронно-физических характеристик реактора, резкое повышение эффективности А3 позволили исключить неконтролируемый рост мощности при авариях с потерей теплоносителя и ограничить последствия всех проектных аварий допустимыми уровнями радиационного воздействия на персонал, население и окружающую среду».

Бесспорно ли это утверждение, действительно ли обеспечивается безопасность реактора РБМК – не вполне очевидно, но этой фразой авторы перечёркивают предыдущие две, приведённые мной. Не вызывает сомнения, что проведённые после аварии технические мероприятия на реакторах повысили их надёжность, правильнее сказать, что они дали возможность поставить вопрос о надёжности реакторов РБМК. То, что было до 1986 г., ввиду многочисленных отступлений от требований нормативных документов по проектированию реакторов, нельзя называть реактором, нельзя говорить и о его надёжности. Если по привычке всё-таки называть реактором РБМК-86, то реактор РБМК-1000 совсем другой. Да, аварий по той причине, что была в 1986 г., и массе других причин на этом реакторе не будет. Однако изобретатели и конструкторы реактора настолько в первооснове реактора пренебрегли концепцией безопасности, что достигнуть уровня её, уже реализованного в других проектах, едва ли возможно при любых модернизациях. И не хочется говорить, но скорее всего так: горбатого могила исправит.

Для примера можно взять случай с разрывом технологического канала. Почти все реакторы (исключение третий и четвёртый блоки Смоленской АЭС) рассчитаны на разрыв одновременно двух каналов, не более. Разрыв более двух каналов приводит если не к Чернобылю, то к вполне сравнимой аварии. По расчёту НИКИЭТ одновременный разрыв двух каналов возможен с вероятностью 10-8 события на реактор в год. Это малая вероятность, а разрыв трёх и более каналов ещё менее вероятен, можно сказать, гипотетичен. Только есть одно но… Расчёт должен быть не лукавым. Не подвергаю сомнению добросовестность расчётчика, надо думать, он провёл его с привлечением всех знаний, всего математического аппарата, согласно заданию. А вот в задании-то и вопрос. Дело в том, что кроме разрывов каналов, обусловленных технологией изготовления, контролем и условиями эксплуатации (среда, температура, давление, цикличность), есть и другие, труднее учитываемые события (например, местный перегрев активной зоны, нарушение циркуляции). Учтено ли всё это?

В трёх выдержках из отчёта я подчеркнул слова «проектная авария» не потому, что они имеют там важное значение. Причина другая. Не совсем ясно, зачем авторы с назойливостью проталкивают это. Случайность исключена. Хотят что ли сказать, что 26 апреля авария была непроектная? И с нас, мол, взятки гладки? Да, авария непроектная. Такую аварию даже в проекте, по-моему, мыслить не надо, только при каких-то гипотетических условиях. Она должна исключаться конструкцией реактора и проектом реакторной установки, и наши нормативные документы отвечают этому условию. Реактор по конструкции не отвечал им, вот потому и произошла авария. И создатели реактора, надзорная организация ни при чём? Авария непроектная? Да нет, она именно проектом (конструкцией) обусловлена.

Это поползновение создателей реактора чревато серьёзными последствиями в дальнейшем, если ему дать окрепнуть.

Через задний ход, но протаскивают составители отчёта, что работа реактора на малой мощности была запрещена. Пишут:

– энергоблоки РБМК-1000 работают в базовом режиме (при постоянной мощности);

– быстрый мощностной коэффициент в рабочей точке – и дают отрицательное значение.

Все стараются создать впечатление, что реактор был хороший. Можно бы и не обращать внимания, т.к. есть в отчёте и нормальные правильные мысли, да ведь все должны быть такими: составители (их 23 человека) – вполне компетентные люди, а подписавшие – так и вовсе корифеи. Но мешает им что-то и через пять лет мешает. И отмахнуться от этого нельзя, потому что именно от этих, если не людей, то организаций, зависит будущая атомная энергетика.

Вполне логичным в связи с двойственной позицией авторов оказалось и заключение отчёта:

1. «Авария произошла в результате наложения следующих основных факторов: физических характеристик реактора, особенностей конструкции органов регулирования, вывода реактора в нерегламентное состояние».

Ну, особенностями мы уже оскомину набили. Нерегламентным состоянием тоже – опять указующий перст направлен на оперативный персонал. Но ведь отклонение любого параметра за норму есть нерегламентное состояние, 26 апреля – это запас реактивности. И что, при отклонении параметра реактор должен взрываться? Тогда все реакторы должны взрываться, нет реакторов, у которых бы не происходили отклонения параметров за норму. Но конструкция и защита их таковы, что прекращается цепная реакция без недопустимых нарушений.

2. «Появление новых современных программ, использование мощных средств вычислительной техники, а также экспериментальное изучение обезвоживания РБМК, позволили уточнить основные физические параметры реактора, а следовательно, и выработать новые требования к системам, повышающим его безопасность».

Процентов на пять верно это утверждение. Только в том смысле, что изучение и уточнение должны естественно продолжаться, пока реактор находится в эксплуатации. К аварии отношения не имеет, всё им было известно давно: и по паровому эффекту1, и по А3, и по конструкции стержней. И новых требований нет никаких в принятых по плану модернизации мероприятиях. Что паровой эффект должен быть не больше β – ещё в 1976 г. было принято решение и как этого достигнуть было указано, именно теми путями и пошли после аварии. Быстродействующая защита с плёночным охлаждением разработана не позднее 1973 г. Что нельзя конструировать органы воздействия на реактивность, меняющие знак вносимой реактивности при движении их в одну сторону, – это азбука. В том-то и дело, что ни одного неизвестного им фактора в аварии не выявлено; ни одного нового требования нет и после аварии, всё только направленное на выполнение требований ОПБ и ПБЯ, принятых и вступивших в действие более десяти лет до аварии.