?

Log in

Previous Entry | Next Entry

Прежде всего хочу извиниться перед читателями, для которых изложение хода аварии на ЧАЭС уже известно - вряд ли я расскажу что-то новое. Тем не менее некоторые нюансы могут быть интересны всем.


Реакторная установка РБМК-1000 в духе картинок журнала Nuclear Engineering, только победнее :)

Итак, для того, что бы разобраться в причинах взрыва на Чернобыльской АЭС, сначала нужен минимальный ликбез по нейтронной физике.

Основные два термина, которые нужны для понимания, как живется ядерному реактору - это критичность и реактивность. Критичность - это стационарное состояние потока нейтронов, когда каждую секунду в реакторе происходит одинаковое количество делений ядер урана 235 и/или плутония 239, причем неважно какое именно это количество. Каждый поделившийся после поглощения атом U235 испускает еще в среднем 2,3 нейтрона, один из которых в свою очередь делит следующее поколение атомов, продолжая цепочку, а остальные улетают наружу или поглощаются без деления.

Кроме как критичным, состояние реактора может быть над- и подкритичным, соответственно, когда нейтронов в каждом следующем поколении больше единицы или меньше. Эти отличия от стационарного состояния вызываются реактивностью, положительной или отрицательной. Т.е. реактивность - это отличие критичности от единицы :), и выражается она обычно в небольших долях - например процентах.

Важно понять, что критичность и реактивность - это слегка не интуитивные свойства ядерного реактора, не связанные напрямую с мощностью. Критичность может быть на любой мощности, а ввод реактивности вызывает изменение мощности - опять же с любого уровня на любой.

Наконец, заканчивая ликбез по нейтронной физике реактора нужно вспомнить о мгновенных и запаздывающих нейтронах. Коротко - “поддувать” реактор можно только регулируя его реактивность в рамках доли запаздывающих нейтронов (а это всего 0,65% для урана 235), так как выход за эти рамки ведет к резкому ускорению нарастания мощности. Например, если мы ввели не 0,65% а 0,66% реактивности то время удвоения мощности изменится кардинально - с ~20 минут до 10 секунд. Для реактивности, равной доле запаздывающих нейтронов применяют специальную букву — 0,64% = 1 β.

Теперь, после этого мини-ликбеза перейдем к событиям 1986 года, попутно разбираясь во всяких физических явлениях и инженерных явлениях.


Структура реактора РБМК. Сверху биозащита, ниже пароводяные отводы от технологических каналов, еще ниже верхняя металлическая плита (схема "Е"), еще ниже активная зона и в самом низу система подачи воды в реактор (схемы "ОР" и "С").

В апреле 1986 года на 4 блоке Чернобыльской АЭС был запланирован эксперимент по использованию тепловой и механической инерции энергоблока для аварийного питания собственных нужд блока на случай аварии. Питание это может пригодится в случае обрыва или выключения ЛЭП от станции до единой энергосистемы, а использование инерции теоретически помогает пережить момент от обесточивания до запуска резервных дизель-генераторов (что занимает примерно 30 секунд). История этого злосчастного эксперимента вообще довольно своеобразна. Инерция ротора турбогенератора как запасной источник энергии появилась в голове разработчиков в процессе создания РБМК-1000, но при конкретной реализации оказалось довольно бессмысленной. Тем не менее она попала в эксплуатационные документы, а раз она там есть - этот режим надо испытать, правильно? Итак, в 26 апреля 1986 года этот режим работы планировалось в 4 раз (три предыдущих были неудачными по разными причинам, не связанным с атомным реактором, например в 1985 году забыли включить регистрирующие осциллографы) испытать на выводящемся на перегрузку 4 блоке.


Скан первой страницы предыдущей попытки программы испытаний на выбег в 1985 году.

Эксперимент заключался в отключении внешнего питания от блока, подключения главных циркуляционных насосов (ГЦН) - а это основная нагрузка собственных нужд к турбогенератору №8 (всего у каждого реактора РБМК-1000 два турбогенератора, у блока 4 соответственно №7 и №8), перекрытие подачи пара с реактора на турбину и наблюдение за тем, как выбегающий ротор обеспечивает энергией ГЦНы, пока не запустятся дизель-генераторы и не возьмут на себя нагрузку.

Испытание режима выбега в одном отношении принципиально отличается от выбега, автоматически возникающего в случае реальной аварии, сопровождающейся обесточиванием собственных нужд. Во втором случае выбег проходит при заглушенном реакторе, и это заглушение не зависит от работы автоматики выбега или каких-либо действий персонала АЭС, оно происходит автоматически от срабатывания аварийной защиты реактора по факту аварии. Реактор в этом процессе выбега выступает лишь как источник остаточного тепловыделения. В первом случае аварии на самом деле никакой нет, и защита реактора автоматически не срабатывает. Сигнал аварии формируется искусственно, и реактор может быть заглушен только принудительно. В этом случае, в отличие от предыдущего реактор является источником ядерной (катастрофической) опасности.


Центральный реакторный зал 4 блока после взрыва. Правее центра видна схема Е.

Почему важны эти факты? Из-за йодной ямы - эффекта изменения изотопного состава осколков деления при снижении мощности любого реактора, которое вносит постепенно увеличивающуюся отрицательную реактивность. Это называют еще “отравлением реактора” и заставляет постепенно извлекать поглощающие стержни, для того что бы мощность не пошла вниз. Эффект йодной ямы нарастает постепенно, достигая максимума через 11 часов после снижения мощности, что означает, что к моменту аварии реактор подойдет с большой отрицательной реактивностью - и это станет первым элементом в цепи причин аварии.

Разрешение на разгрузку энергоблока получено только к 23 часам и снижение мощности (с 50%) было начато в 23:10 25.04.86  Мощность, установленная в программе испытаний (700 МВт) была достигнута к 00:05 26.04.86. Далее согласно программе испытаний необходимо было включить в работу два ГЦН (в нормальной работе используется 6 из 8 ГЦН реактора), и приступить к выполнению основной части программы. Однако, этого не произошло, и все дальнейшие действия оперативного персонала АЭС были сплошной импровизацией между программой и реальной обстановкой на энергоблоке.

На этом месте стоит остановится и поговорить об основной теме расследования чернобыльской катастрофы: противостояния конструктора реактора и его эксплуатации. Проблема в том, что вину приходится делить между двумя этими сторонами и никак не получается полностью отбелить кого-то из участников, однако попытки такие начались с первых дней и не закончились и поныне. Фраза выше про импровизацию (вещь, недопустимая при работе с ядерными энергоустановками) и, например, такие факты, как отключение системы аварийного охлаждения реактора за 11 часов до испытаний (в место положенного часа) говорят далеко не в пользу эксплуатации, т.е. персонала станции. Однако дальше будет много проблем и с конструкторами РБМК. Продолжаем.

Кроме программы испытаний выбега турбогенератора должна была быть выполнена еще одна работа: измерение вибраций турбины на холостом ходу турбогенератора.


Это современный вид БЩУ РБМК-1000 (Курская АЭС), вид на место старшего инженера управления реактором (СИУРа).

Эти две работы, в общем-то, противоречат друг другу. Обе они требуют разгрузки турбогенератора, т.е. отключения его от внешней сети, но в одном случае разгрузка полная, до холостого хода (т.е. без выработки какой-либо электроэнергии), а в другом случае разгрузка только до уровня собственных нужд. В первом случае обороты холостого хода поддерживаются за счет (небольшой) подачи пара на турбину, и реактор для этого нужен, во втором случае пар не подается, и реактор не нужен, а обороты под нагрузкой собственных нужд сравнительно быстро падают.

В программе испытаний такая коллизия не была предусмотрена. Тем не менее, как пишет руководитель испытаний (и составитель программы) А.С. Дятлов в своих воспоминаниях ему "было здесь все ясно. И по подготовке к последнему эксперименту у А.Акимова нет вопросов, он еще 25 апреля смотрел".

Затем А.С. Дятлов временно (в 00ч.05мин.) покидает БЩУ, предоставив начальнику смены блока А.Акимову самому разбираться с тем, что им обоим было так ясно.


А это дизель-генераторы, такие же, как на ЧАЭС, подхват нагрузки которыми во время испытаний 26 апреля 1986 года совпал с моментом разрушения реактора.

Тем временем начато дальнейшее снижение мощности реактора, до мощности в 200 тепловых мегаватт, необходимых для вибрационных испытаний. В 00 ч 28 мин при тепловой мощности реактора около 500 МВт допущено непредусмотренное программой снижение тепловой мощности до 30 МВт (нейтронной мощности — до нуля); после паузы продолжительностью 4-5 мин начат подъем мощности. Этот момент тоже сыграет свою роль через снижение количество поглощающих стержней к моменту аварии.

При таком отношении к "рабочим программам" и к своим "должностным инструкциям" все дальнейшие смертные грехи, в которых обвиняют персонал, это просто детские шалости, не заслуживающие внимания.

Работа реактора на малом уровне мощности при малом запасе реактивности сопровождалась неустойчивостью теплогидравлических параметров и возможно неустойчивостью нейтронного поля. Об этом свидетельствуют многократные аварийные сигналы по уровню в барабане сепараторе (БС), срабатывания системы быстрого сброса лишнего пара БРУ-К, большие перерегулирования в расходе питательной воды (т.е. холодной воды, возвращающейся от конденсаторов турбины в контур реактора), и выходы из строя автоматичесих регуляторов нейтронной мощности. Именно поэтому в период с 00:35 по 00:45, видимо, чтобы сохранить реактор на мощности, были заблокированы аварийные сигналы по теплогидравлическим параметрам КМПЦ (и сигнал АЗ-5 по отключению 2-х ТГ). В 01ч.16 мин закончились работы по замеру вибраций, и турбогенератор был снова включен в сеть (для последующего выполнения программы выбега).


Турбогенератор типа К-500-65, стоявшие на ЧАЭС. А вот интересно, здесь продают запчасти от чернобыльских турбин. Никому не нужно?

Продолжение в части 2.

Comments

( 38 comments — Leave a comment )
thrasymedes
May. 3rd, 2016 11:37 am (UTC)
Вроде бы должна быть такая инструкция:
если реактор+ генератор переходят в режим, не предусмотренный программой испытаний, испытания немедленно прекращаются и производится, к примеру, аварийный останов. А все предусмотренные режимы должны быть перечислены в программе испытаний.
tnenergy
May. 3rd, 2016 12:07 pm (UTC)
Ну фактически тут две ошибки с точки зрения организации эксперимента по выбегу:

1. Он должен начинаться с заглушения реактора, поэтому считался ядерно-безопасным, отсюда не был согласован с проектировщиками. В реальности его проводили при критичном реакторе на мощности - вот и привет.
2. Даже если бы эксперимент по выбегу начался с нажатия АЗ, нельзя было так долго дергать реактор из-за указаний Киевэнерго, из-за второго эксперимента (по виброизмерениям).
62x39
May. 3rd, 2016 12:14 pm (UTC)
А каковы были бы последствия, если бы мероприятия по поднятию мощности не проводились? Тепловая мощность - 30 МВт, нейтронная на нуле? Все было бы менее печально?
tnenergy
May. 3rd, 2016 12:30 pm (UTC)
Ну с нейтронной мощностью на 0 (т.е. с заглушенным реактором) точно бы аварии не случилось. А вот если бы реактор был критичен, но мощность была меньше (те же 30 мегаватт, например), то разницы бы скорее всего не было - разгон на мгновенных нейтронах очень быстр (мощность растет в k1000 раз в секунду, где k - критичность минус доля запаздывающих нейтронов).
62x39
May. 3rd, 2016 02:54 pm (UTC)
Спасибо за ответ. Я довольно-таки смутно, на уровне учебника физики для 10-го класса, представляю процессы, происходящие в подобных устройствах, посему и поинтересовался. Получается, что работники АЭС, дабы их не наругали за запоротый реактор, который, скорее всего, пришлось бы потом долго и поэтапно раскочегаривать в случае остановки, и устроили этот фейерверк, не желая того, конечно.
У меня отец отбыл там две командировки на ликвидации, ибо носил погоны. Закончилось это для него очень печально.
rold239
May. 3rd, 2016 03:34 pm (UTC)
Сомневаюсь.
Не могла так быстро расти мощность. Разгон на мгновенных нейтронах был, но реактор работал на тепловых нейтронах, т.е. нейтронам нужно было время на замедление. Поколения нейтронов менялись намного медленнее чем в устройстве на быстрых нейтронах. А в РБМК замедлитель графит, время замедления ещё больше, чем у тех же ВВЭР.
tnenergy
May. 3rd, 2016 03:47 pm (UTC)
Понятно, что нужно время на замедление. Я не выяснял специально, но везде встречается цифра жизни одного поколения мгновенных нейтронов в РБМК в 1 мс. То что нужно больше времени на замедление на самом деле не верно: нужно больше соударений, а значит нейтрон проходит большее расстояние в замедлителе, но и средняя скорость у него выше. Время до термализации отличается всего в 2 раза по моей оценке.
Михаил Николаев
May. 3rd, 2016 12:30 pm (UTC)
Реактор не был бы в йодной яме, ОЗР был бы гораздо больше,и концевой эффект не был бы проявлен. АЗ-5 заглушила бы реактор, как положено, и авария случилась бы когда-нибудь потом, в другой раз и в другом месте - в Курске, Смоленске...
tnenergy
May. 3rd, 2016 12:55 pm (UTC)
Кстати да. Вопрос, конечно, насколько там ОЗР упал за час...
rold239
May. 4th, 2016 09:28 am (UTC)
Нет. Взорваться мог только тот блок, который взорвался.
Только на нём не было ввода стержней-поглотителей снизу реактора в режиме АЗ. На всех остальных реакторах этот режим был.
Михаил Николаев
May. 4th, 2016 12:20 pm (UTC)
На ЧАЭС-3 не было вроде, по другим АЭС я не знаю. Потом точно на всех сделали, а вот что было на апрель-1986 - я не знаю
rold239
May. 4th, 2016 01:40 pm (UTC)
Это рацпредложение Курской АЭС конца 70-х годов.
На 3-ем блоке ЧАЭС оно было внедрено, на 4-ом блоке шло согласование с проектантами.
Михаил Николаев
May. 3rd, 2016 12:47 pm (UTC)
Ну тут не упомянуты два момента:
1. Тогдашний регламент не запрещал вывод реактора на мощность без прохождения йодной ямы, это включили после аварии на ЧАЭС-4
2. ОЗР, хоть и фигурировал в регламенте, информация по нему приходила с большой задержкой, а каких-либо предупреждающих сигналов или даже сигналов на сброс защиты по снижению ОЗР не было вовсе.
Так что однозначно приписывать персоналу какие-либо явные нарушения я бы не стал.
tnenergy
May. 3rd, 2016 12:53 pm (UTC)
Дык я и не приписал эти нарушения персоналу, не упомянув их, разве не так? Старался вообще неоднозначные темы не трогать :)
Сергей Иванов
May. 4th, 2016 01:05 am (UTC)
На фотографии отлично видно щит с сельсинами, дублирующий положения стрежней в каналах, да и персонал должен бы по русской традиции, что называется, «жопой чуять». По положению сельсинов можно достаточно точно оценить ОЗР, ну а данные на бумаге были в 0:39 и 1:22, если не ошибаюсь. В 1:22 в заказанной распечатке СКАЛА выдала ОЗР около семи стержней.

И, конечно, дискуссионным можно посчитать вопрос, почему не нажали АЗ-5 одновременно с перекрытием СРК, как должны были по своей же собственной программе. Автоматика этого сделать не смогла, так как сигнал отключения ТГ была заблокирован.

Всё же отношение персонала и к собственноручно написанным программам испытаний, и к регламентам и должностным инструкциям было из рук вон. Безотносительно конструкции реактора. Можно и идеальный заглушенный реактор взорвать. Три раза подряд. С интервалом в сутки.

Edited at 2016-05-04 01:07 am (UTC)
Михаил Николаев
May. 3rd, 2016 12:49 pm (UTC)
Да, отключение САОР никак не повлияло на развитие аварии, это давно и однозначно доказано.
tnenergy
May. 3rd, 2016 12:54 pm (UTC)
Разумеется. Но это характеризует культуру работы персонала. Процитирую:

"Несмотря ни на что (на состояние реактора) было принято решение испытания проводить, и только после измерения вибраций турбины. При этом были нарушены ОПБ, должностные инструкции оперативного персонала и регламент эксплуатации, а именно:
1) Существенно отклонились от рабочей программы, начальная мощность реактора 200 МВт вместо 700 МВт, установленных по программе, и заблокирована аварийная защита АЗ-5 по отключению двух турбогенераторов.
2) Предполагалось иметь в работе все 8 ГЦН, и расход теплоносителя превысит допустимый, установленный регламентом для мощности 200 МВт.
3) Работы считалось возможным проводить при запасе реактивности меньше предела в 15 ст.РР еще допустимого по регламенту.

Эти нарушения были отнюдь не формальными (как может быть казалось их авторам), а самыми что ни на есть значимыми. Даже если бы реактор был не взрывоопасен, т.е. удовлетворял требованиям ПБЯ и ОПБ, и ему было бы чихать на малый ОЗР, то первые два нарушения способны были привести к аварийным повреждениям, таким как разрушение ГЦН, пережог ТВС и т.д. "
Михаил Николаев
May. 3rd, 2016 02:06 pm (UTC)
По первому пункту - вроде как регламентом допускался вывод АЗ-5 по останову двух ТГ, если мощность реактора не превышает те самые 700 МВт. Ну и по программе мощность реактора вроде как была указана как максимальная,и Дятлов счел, что и 200 хватит. Поправьте, если не прав.
tnenergy
May. 3rd, 2016 02:14 pm (UTC)
Не знаю, если честно, регламент, ПБЭ, ТОБ и прочее меня читать не хватило.
rold239
May. 3rd, 2016 03:39 pm (UTC)
В программе указано 700-1000 Мвт. Это исходное состояние для выполнения программы.
Потом там есть двусмысленный пункт о приведении мощности турбогенератора к мощности собственных нужд. Т
Двусмысленность в том, что это можно сделать двумя способами.
Можно снизить мощность реактора, можно взять и пустить лишний пар помимо турбины в конденсатор.
В программе способ не указан и персонал выбрал первый вариант. 200МВт это примерно и есть тот необходимый уровень мощности.

Edited at 2016-05-03 03:40 pm (UTC)
rold239
May. 3rd, 2016 03:43 pm (UTC)
Работу одновременно восьми ГЦН требовала программа.
200 МВт - также выполнение требований программы.
tnenergy
May. 3rd, 2016 03:54 pm (UTC)
Которую написал Дятлов, а не ГК, что характерно.
tnenergy
May. 3rd, 2016 03:54 pm (UTC)
Хотя ввязываться в спор, кто там более виноват нет никакого желания - мне как-то все равно, если честно.
rold239
May. 3rd, 2016 03:49 pm (UTC)
На фото современный дизель-генератор с временем разворота не более 15 секунд.
АСД-5600, завод "Русский дизель".

Edited at 2016-05-03 03:52 pm (UTC)
tnenergy
May. 3rd, 2016 03:53 pm (UTC)
Ну я так и подозревал, что с новыми фотками с КуАЭС будут засады, но найти фотографии старого не смог. Марку не подскажете?
rold239
May. 3rd, 2016 04:09 pm (UTC)
Нет, не знаю. А на фото дизель-генератор дополнительной дизельгенераторной станции первой очереди КуАЭС. Построена она лет 15 лет назад.

Edited at 2016-05-03 04:10 pm (UTC)
roquefort_tln
May. 13th, 2016 08:04 am (UTC)
можно я попытаюсь примитивно, по рабоче-крестьянски сформулировать несколько вопросов? Чисто для понимания, какая из ошибок была критической

1. из за свистопляски с переключением режимов в предыдушие сутки к испытаниям реактор подошел в каком то странном состоянии - что бы удержать хоть какую-то мощность слишком много стержней поднято, при одновременном их опускании по нажатии кнопки из за концевого эффекта реактивность скакнула выше допустимой, вызвав разрушение реактора?

2. что бы изменилось, если бы от эксперимента отказались при том же состоянии реактора?
- Его бы глушили не разово, кнопкой, а по другой, более плавной схеме, не вызвав превышения реактивности?
- или же без эксперимента по выбегу реактор был бы чуть в другом состоянии и не среагировал бы так на нажатие кнопки?

3. можно ли было что-то сделать по-другому в момент окончания эксперимента по выбегу, что бы не взорвать реактор? Или уже было поздно в любом случае?
isai_fomich
May. 14th, 2016 04:41 pm (UTC)
Вот еще публикация по теме http://awas.ws/HOBBY/TECHNICS/CHERNBYL.HTM
ansru
May. 20th, 2016 11:58 am (UTC)
Подшипники и вибрации
>измерение вибраций турбины на холостом ходу турбогенератора.

Вы преднамеренно или случайно забыли о том что вибрации меряли не просто так, а по случаю неудовлетворительного высокого их уровня из-за, согласно Фомину, неудачно модифицированных и не исправленных производителем (Электросила, Ленинград) подшипников?
Кто занимался после катастрофы оценкой их уровня в ту ночь? Где можно посмотреть данные и почитать их анализ?
Могли бы Вы оценить характер изменения и воздействие вибраций на конструкции блока до остановки турбины?

Edited at 2016-05-20 12:16 pm (UTC)
tnenergy
May. 20th, 2016 01:52 pm (UTC)
Re: Подшипники и вибрации
Я сознательно все это выкинул, т.к. вибрационные испытания интересны только с точки зрения мотивов персонала, и рабочих режимов, а к аварии это не имеет почти никакого отношения.
ansru
May. 20th, 2016 06:31 pm (UTC)
Re: Подшипники и вибрации
Есть доказательства того, что к катастрофе не имеет почти никакого отношения?
tnenergy
May. 20th, 2016 08:14 pm (UTC)
Re: Подшипники и вибрации
Пардон, а есть доказательства, что имеет? Не вижу связи.
ansru
May. 21st, 2016 07:35 pm (UTC)
Re: Подшипники и вибрации
Связь через фундамент и другие строительные элементы. Параллельные версии о локальном землетрясении есть у физиков. Есть фото с провалами бетонного пола в машзале.

Edited at 2016-05-21 07:38 pm (UTC)
tnenergy
May. 20th, 2016 02:17 pm (UTC)
Re: Подшипники и вибрации
Я сознательно все это выкинул, т.к. вибрационные испытания интересны только с точки зрения мотивов персонала, и рабочих режимов, а к аварии это не имеет почти никакого отношения.
ansru
May. 20th, 2016 06:32 pm (UTC)
Re: Подшипники и вибрации
Есть доказательства того, что к катастрофе не имеет почти никакого отношения?
pz_true
Dec. 18th, 2016 04:43 pm (UTC)

Вот спасибо, ждем вторую часть!

tnenergy
Dec. 18th, 2016 04:46 pm (UTC)
Если вторую часть этой статьи - то она уже давно написана http://tnenergy.livejournal.com/56401.html

concretum
Dec. 18th, 2016 06:45 pm (UTC)
Графитовые блоки на предпоследнем фото - это они где оказались?
( 38 comments — Leave a comment )

Profile

tnenergy
Ядерная энергия

Latest Month

July 2017
S M T W T F S
      1
2345678
9101112131415
16171819202122
23242526272829
3031     
Powered by LiveJournal.com