Ликвидация последствий аварии на Чернобыльской АЭС

Авария на Чернобыльской АЭС. Меры по ликвидации последствий в первые годы после аварии.

Авария на Чернобыльской АЭС (ЧАЭС) произошла в ночь с 25 на 26 апреля 1986 г. Описанию причин аварии, ее развитию и ликвидации ее последствий посвящено большое число официальных и корреспондентских публикаций, помещенных в широкой прессе. Ниже будут приведены данные из официальной «Информации об аварии на Чернобыльской АЭС и ее последствиях…», представленной советской делегацией на проведенном в Вене 25 — 29 августа 1986 г. совещании экспертов МАГАТЭ.

Авария произошла на реакторе IV блока РБМК (реактор большой мощности канальный). В момент аварии на реакторе проводились эксперименты. IV блок ЧАЭС эксплуатировался с декабря 1983 г; при номинальной тепловой мощности реактора 3200 МВт.

Эксперимент — испытания турбогенератора в режиме выбега с нагрузкой собственных нужд — был запланирован перед остановкой реактора на средний ремонт. Программой испытаний не предусматривались дополнительные меры безопасности, а кроме того, в течение всего эксперимента (продолжительность эксперимента планировалась примерно 4 ч) предписывалось отключение САОР (система аварийного охлаждения реактора). Таким образом, уже программой испытаний фактически предусматривалось, что в процессе испытаний нарушался регламент работы реактора и безопасность реактора оказывалась существенно сниженной по сравнению с работой в штатном режиме. Персонал реактора к проведению испытаний (в условиях сниженной безопасности) готов не был и о возможных опасностях не знал. Кроме того к этому в процессе проведения испытаний персонал допускал отклонения от «Рабочей программы испытаний турбогенератора № 8 Чернобыльской АЭС»; очевидно, что подобные действия совершенно недопустимы при работе на ядерном реакторе и не могут быть оправданы тем, что программа не была согласована с ответственными службами АЭС (рядовой персонал перед проведением испытаний обязан быть подробно ознакомлен с этой программой).

Проведению испытаний, приведших к аварии, предшествовало следующее развитие событий. 25 апреля в 1 ч 00 мин началось снижение мощности реактора с 3200 МВт и в 13 ч 05 мин второй турбогенератор (№ 7) был отключен от сети. В 14 ч 00 мин была отключена САОР, но по требованию диспетчера вывод блока полностью из работы был задержан. Таким образом, оказалось, что блок до 23 ч 10 мин — когда снижение мощности по разрешению диспетчера было продолжено, работал с нарушением правил ядерной безопасности.

Следующая ошибка произошла при этом снижении мощности. По программе испытаний предполагалось выбег генератора проводить при тепловой мощности реактора 700 — 1000 МВт. Однако проектное отключение системы локального автоматического регулирования (ЛАР) привело к разбалансу автоматических регуляторов (АР), с чем не удалось справиться оператору, и мощность реактора упала до 30 МВт. Стабилизировать мощность реактора на уровне 200 МВт удалось только к 1 ч 00 мин 26 апреля 1986 г. Важно подчеркнуть, что к этому моменту оперативный запас реактивности был значительно ниже регламентного — опять нарушение штатного регламента работы реактора. [Оперативный «запас реактивности» — это количество регулирующих стержней, введенных в активную зону. Его снижение было обусловлено дополнительным «отравлением» реактора ¹³⁵Хе, баланс которого был нарушен из — за снижения мощности (йодная яма). Опасность снижения оперативного запаса реактивности заключается в том, что в реакторе нет регулирующих стержней и поэтому нельзя достаточно быстро вводить (или выводить) реактивность в активную зону — регулирующие стержни приходится подводить «издалека» к реактору].

Несмотря на все эти нарушения штатного регламента испытания выбега турбогенератора решено было проводить — очередная ошибка.

Дальше следует в интервале времени 1 ч 03 мин и 1 ч 07 мин подключение еще двух главных циркуляционных насосов. Это привело к увеличению суммарного расхода теплоносителя через реактор до 56 — 58 м³/ч, что явилось очередным нарушением регламента эксплуатации реактора (возможны срыв подачи насосов и возникновение кавитации). Подключение насосов не замедлило сказаться: уменьшилось парообразование, упало давление пара в барабане — сепараторе, изменились другие параметры реактора. Поддерживать вручную основные параметры реактора операторам не удалось, и тогда для того, чтобы избежать остановки реактора за счет аварийной защиты (АЗ), были заблокированы сигналы АЗ по этим параметрам (блокировка АЗ) — только как полную безответственность можно квалифицировать это действие! В 1 ч 22 мин 30 с оперативный запас реактивности достиг значения, требующего в соответствии с регламентом остановки реактора, но реактор не был остановлен и испытания начались…

В 1 ч 23 мин 04 с были закрыты стопорно — регулирующие клапаны турбогенератора № 8 (турбогенератор № 7 был отключен днем 25 апреля 1986 г.). Это — еще одно отступление от программы испытаний: блокировка АЗ по отключению двух турбогенераторов не планировалась. Далее началось медленное повышение мощности реактора. В 1 ч 23 мин 40 с была сделана попытка ввести в активную зону реактора все регулирующие стержни и стержни АЗ: стержни пошли вниз, но через несколько секунд раздался удар и стержни остановились, не дойдя до нижних концевиков. Были обесточены муфты сервоприводов. Дальнейшее развитие событий описывается в «Информации…» следующим образом: «По свидетельству очевидцев, находившихся вне четвертого блока, над четвертым блоком взлетели какие — то горящие куски и искры, часть из которых упала на крышу машинного зала и вызвала пожар».

Далее в «Информации…» проводится анализ аварии по математической модели. По утверждению авторов, моделирование дало достаточно правдоподобную картину. В процессе описания развития аварии по модели имеется дополнительная к вышеизложенной фактическая информация: оказывается, что после начала ввода стержней АЗ в 1 ч 23 мин 40 с суммарная положительная реактивность, появившаяся в активной зоне, начала расти (это было обусловлено тем, что реактор оказался в сугубо не регламентных условиях и в этих условиях была существенно снижена эффективность стержней АЗ, в частности, это было обусловлено «двухгорбостью» распределения нейтронов по высоте реактора, и поэтому в центральной части активной зоны перемещение регулирующих стержней приводило к небольшим изменениям реактивности). Через 3 с после этого момента «мощность превысила 530 МВт, а период разгона стал намного меньше 20 с». Но если период разгона снизился до такого — не очень четко оговоренного — предела, то это значит, что разгон реактора шел не на запаздывающих, а на быстрых нейтронах. С физической точки зрения повышение реактивности было обусловлено положительным паровым коэффициентом реактивности. В штатных условиях работы реактора конструкция предусматривала защиту от подобного типа аварий, но в процессе проведения испытаний, как это было описано выше, реактор был переведен в режим, многократно запрещенный регламентом.

В чем же причины аварии? В «Информации…» причинами аварии считаются следующие «наиболее опасные нарушения режима эксплуатации, совершенные персоналом четвертого блока ЧАЭС»:

• 1) снижение оперативного запаса реактивности существенно ниже допустимого значения (последствие: аварийная защита (АЗ) реактора оказалась неэффективной);
• 2) провал мощности ниже предусмотренного программой испытаний (последствие: реактор оказался в трудно управляемом состоянии);
• 3) подключение к реактору всех главных циркуляционных насосов (последствие: температура теплоносителя контура многократной принудительной циркуляции стала близкой к температуре насыщения);
• 4) блокировка защиты реактора по сигналу остановки двух турбогенераторов (последствие: потеря возможности автоматической остановки реактора);
• 5) блокировка защит по уровню воды и давлению пара в барабане — сепараторе (последствие: защита реактора по тепловым параметрам была полностью отключена);
• 6) отключение системы защиты от максимальной проектной аварии (отключение системы аварийного охлаждения реактора) (последствие: потеря возможности снижения масштаба аварии).

Резюмируя описанные нарушения, необходимо совершенно четко подчеркнуть два вопиющих момента — полное отключение защиты реактора по тепловым параметрам (что не дало возможности вовремя предотвратить самопроизвольный разгон реактора) и потерю возможности снижения масштаба аварии (отключение аварийного охлаждения реактора).

Некоторые выводы, которые делают авторы «Информации…», звучат следующим образом: «…авария на четвертом блоке ЧАЭС относится к классу аварий, связанных с вводом избыточной реактивности… Разработчики реакторной установки не предусмотрели создания защитных систем безопасности, способных предотвратить аварию» при имевшем место наборе преднамеренных отключений технических средств защиты и нарушений регламента эксплуатации, так как считали такое сочетание событий невозможным… Катастрофические размеры авария приобрела в связи с тем, что реактор был приведен персоналом в такое не регламентное состояние, в котором существенно усилилось влияние положительного коэффициента реактивности на рост мощности".

Из всего написанного выше однозначно следует, что причиной аварии был «человеческий фактор» — персонал реактора нарушил основные требования техники ядерной безопасности. Почему это произошло? По — видимому, имелось несколько причин.

Во — первых, психологически персонал реактора не был подготовлен к возможности возникновения аварии — и реактор РБМК IV блока ЧАЭС, и многие реакторы такого же типа на других АЭС в течение длительного времени работали вполне нормально.

Во — вторых, возникшая самоуспокоенность автоматически была перенесена и на нештатную работу реактора — проведение испытаний выбега турбогенератора (насколько мало значения придавали обеспечению безопасности этих экспериментов, характеризует даже то, что эксперименты начались после полуночи).

В — третьих, к сожалению, возникает довольно сильное подозрение, что проблемам физики реакторов руководство ЧАЭС не придавало должного значения. В самом начале возникновения атомной промышленности и ядерной энергетики основной фигурой на АЭС был физик — реакторщик. Все остальные службы подстраивались к требованиям физики реактора. Постепенно же все большую роль стали играть — в смысле принятия решений — иные службы; это было связано и с четкой работой реактора (что в какой — то степени породило «миф» о его полной надежности), и с возросшими требованиями потребителя. Ядерный реактор постепенно превратился с точки зрения обслуживающего персонала в заурядный технический агрегат. Персоналом была потеряна физическая квалификация — стали забывать не только специфику протекающих в реакторе физических процессов (и в нормальных, и в экстремальных ситуациях), но и сам факт, что подобные физические процессы в реакторах протекают.

Ядерно — физическая подготовка персонала АЭС была недостаточна, на момент аварии не было хороших разработок и руководств по физике ядерных реакторов с практическим уклоном: либо эта литература носит высоконаучный, сугубо теоретический оттенок — по такому руководству быстрого решения на пульте реактора не принять, либо эта литература общеобразовательного плана, которая тоже не нацелена на быстрое решение конкретных задач.

В — четвертых, отсутствием культуры нейтронно — ядерной физики нельзя оправдывать нарушение персоналом реактора правил ядерной безопасности, утвержденного регламента работы. Производственная дисциплина должна неукоснительно выполняться. Но эта дисциплина должна обязательно зиждиться на глубоких профессиональных знаниях.

При перечислении «наиболее опасных нарушений режима эксплуатации, совершенных персоналом четвертого блока ЧАЭС», авторы «Информации…» вводят «мотивацию», которой руководствовался персонал, сегодня она рассматривается, как своеобразное поощрение невежества: действия персонала на реакторе должны обусловливаться четким знанием законов реакторной физики.

На Чернобыльской АЭС были предприняты титанические меры для предотвращения развития аварии и уменьшения ее последствий. Первоочередной мерой была борьба с пожаром на АЭС — в результате героических действий подразделений пожарных частей к 5 ч утра 26 апреля пожар был ликвидирован.

Авария привела к частичному разрушению активной зоны реактора и полному разрушению системы ее охлаждения. В первую очередь необходимо было оценить состояние топлива и возможное его изменение с течением времени. Подобная оценка была сделана на основании изучения истечения продуктов деления из реактора — и основной вывод был, что изменение температуры топлива не монотонно по времени. С другой стороны, было установлено, что расплавления топлива в массе — не произошло (но нельзя было исключить локальных перегревов на границе топливо — среда). Ограничение последствий аварии в активной зоне реактора проводилось путем локализации очага аварии за счет забрасывания шахты реактора теплоотводящими и фильтрующими материалами: с военных вертолетов аварийный реактор забрасывался соединениями бора, доломита, песком, глиной, свинцом (всего с 27 апреля по 10 мая было сброшено около 500 т материалов — большая часть из них с 28 апреля по 2 мая). Для снижения разогрева топлива подавался азот от компрессорной станции. К 6 мая рост температуры в шахте реактора прекратился. В комплекс работ по предотвращению развития аварии и уменьшению ее последствий входили также мероприятия на I — III блоках (которые были, разумеется, остановлены), контроль и диагностика состояния аварийного блока, дезактивация площадки АЭС, дезактивация 30 — километровой зоны вокруг АЭС. Буквально весь бывший Советский Союз принял участие в ликвидации последствий аварии на ЧАЭС. В короткий срок были проведены монтажно — строительные работы по созданию объекта «Укрытие» («Саркофаг») — аварийный энергоблок был помещен в бетонное укрытие, что полностью исключило возможности попадания радиоактивных веществ в атмосферу.

Физика процессов, протекающих в начальный период аварии, состав и динамика выброса продуктов деления из поврежденного реактора можно разбить на несколько этапов. Первый этап — выброшено диспергированное топливо из разрушенного реактора. Изотопный состав радионуклидов на этом этапе примерно соответствовал их составу в облученном топливе с некоторым обогащением по изотопам иода, теллура, цезия и инертных газов.

Второй этап (26 апреля — 2 мая 1986 г.) — выброс за пределы аварийного блока снизился из — за предпринимаемых мер по прекращению горения графита и фильтрации выбросов, но состав радионуклидов в выбросе практически не изменился. Третий этап — основную роль играл нагрев топлива в активной зоне до температуры выше 1700 °C, что было вызвано остаточным тепловыделением. Это привело к быстрому нарастанию выхода продуктов деления за пределы реакторного блока. Этот этап продолжался со 2 по 6 мая 1986 г. Четвертый этап (после 6 мая 1986 г.) — выбросы быстро уменьшались. Без радиоактивных благородных газов суммарный выброс продуктов деления составил примерно (на 6 мая 1986 г.) 50 МКu. Это соответствует приблизительно 3,5% общего количества радионуклидов в реакторе на момент аварии.