[maxxp78]

Хроника ликвидации

Радиоактивное загрязнение представляло серьезную опасность для населения, а также для лиц, привлеченных к ликвидации последствий аварии, негативно влияло на экологическое состояние территорий, загрязненных радионуклидами. Для исключения переоблучения людей и переноса радиоактивных веществ за пределы 30-км зоны, уже с первых дней после аварии были организованы дезактивационные работы на ЧАЭС и прилегающей территории.


26.04.86 по 6.05.86 гг.

На начальном этапе важнейшими задачами являлись: прекращение самоподдерживающейся цепной реакции; обеспечение охлаждения облученного топлива; снижение выбросов радиоактивных продуктов в окружающую среду; предотвращение дальнейшего развития аварии. В дальнейшем были предприняты попытки понизить температуру в шахте реактора с помощью сохранившихся на АЭС технологических систем подачей воды в пространство активной зоны. С целью создания барьеров на пути выбросов из разрушенного энергоблока было принято решение о его изоляции от окружающей среды различными материалами. Вертолетными подразделениями армейской авиации с 27 апреля по 10 мая 1986 г. было сброшено на разрушенный блок около 5 тыс. тонн различных материалов, в том числе 40 тонн соединений бора (эффективного поглотителя нейтронов), 600 тонн доломита и 1800 тонн глины и песка. Около 2400 тонн свинца должны были принять на себя выделяющееся тепло, препятствуя тем самым перемещению расплавленного топлива под фундамент реактора.

Одним из первых вопросов, вставших перед Правительственной комиссией, было определение судьбы населения г. Припять, расположенного на расстоянии 4 км от Чернобыльской АЭС. К полудню 26 апреля в городе был установлен постоянный контроль за радиационной обстановкой. К вечеру 26 апреля уровни радиации возросли и достигли в отдельных местах сотен милирентген в час, в связи с чем Правительственной комиссией было принято решение о подготовке к эвакуации жителей Припяти. В ночь с 26 на 27 апреля из Киева и других близлежащих городов прибыли 1200 автобусов, 3 специальных железнодорожных поезда. Эвакуация началась в 14 часов 27 апреля 1986г. и была проведена примерно за 3 часа. В этот день из города было вывезено около 45 тыс. человек. В первые дни после аварии было также эвакуировано население из ближней (10-километровой) зоны ЧАЭС. 2 мая было принято решение об эвакуации населения из 30-ти км зоны Чернобыльской АЭС и ряда населенных пунктов за ее пределами. В последствии, до конца 1986г. из 188 населенных пунктов (включая г. Припять) было отселено около 116 тыс. человек.

Май-июнь 1986 года

На этой стадии управления аварией по решению Правительственной комиссии были начаты работы по удержанию предполагаемых расплавов активной зоны на нижней защитной плите реактора, а также по созданию дополнительного охлаждаемого горизонта (специального теплообменника) под фундаментной плитой реактора для гарантированного исключения попадания радиоактивных продуктов и расплавленного топлива в грунт и грунтовые воды. Сооружение плиты было начато 3 июня и закончено 28 июня 1986 г. Однако развитие процесса аварии не привело к предполагаемому проплавлению фундаментной плиты и этот специальный теплообменник не был включен в работу. Было начато сооружение экранирующей защитной стены между 3-м и 4-м энергоблоками.

Когда исчезла опасность дальнейшего развития аварийных процессов в поврежденном реакторе, усилия Правительственной комиссии были направлены на организацию аварийно-восстановительных и дезактивационных работ, водоохранные и противофильтрационные мероприятия, а также на изоляцию и захоронение реакторной установки вместе с разрушенными конструкциями зданий и сооружений ЧАЭС.

В конце мая 1986 г. по представлению Правительственной комиссии были приняты два постановления ЦК КПСС и Совета Министров СССР, которыми предусматривались меры по дезактивации промплощадки, зданий и сооружений Чернобыльской АЭС, а также по возобновлению эксплуатации энергоблоков № 1 и 2.

15 мая 1986 г.

Принято Постановление ЦК КПСС и Совета Министров СССР, в котором основные работы по ликвидации последствий аварии поручались Минсредмашу. Главной задачей было сооружение объекта «Укрытие» («Саркофаг») четвертого энергоблока ЧАЭС. Буквально в считанные дни, практически на пустом месте, появилась мощная организация УС-605, включающая в себя шесть строительных районов, возводивших различные элементы «Укрытия», монтажный и бетонный заводы, управления механизации, автотранспорта, энергоснабжения, производственно-технической комплектации, санитарно-бытового обслуживания, рабочего снабжения (включая столовые), а также обслуживания баз проживания персонала. В составе УС-605 был организован отдел дозиметрического контроля (ОДК). Подразделения УС-605 дислоцировались непосредственно на территории ЧАЭС, в г.Чернобыле, в г.Иванполе и на станции Тетерев Киевской области. Базы проживания и вспомогательные службы размещались на расстоянии 50 — 100 км от места проведения работ. С учетом сложной радиационной обстановки и необходимости соблюдения требований, норм и правил радиационной безопасности был установлен вахтовый метод работы персонала с продолжительностью вахты 2 месяца. Численность одной вахты достигала 10000 человек. Персонал на территории ЧАЭС работал круглосуточно в 4 смены. Весь персонал УС-605 комплектовался из специалистов предприятий и организаций Минсредмаша, а также военнослужащих (солдат, сержантов, офицеров), призванных из запаса для прохождения военных сборов и направленных в Чернобыль (так называемых «партизан»). Задача захоронения разрушенного энергоблока, стоявшая перед УС-605, была сложна и уникальна, поскольку не имела аналогов в мировой инженерной практике. Сложность создания подобного сооружения, кроме значительных разрушений, существенно усугублялась тяжелой радиационной обстановкой в зоне разрушенного блока, что делало его труднодоступным и крайне ограничивало использование обычных инженерных решений. При сооружении «Укрытия» реализация проектных решений в столь сложной радиационной обстановке стала возможной благодаря комплексу специально разработанных организационно-технических мероприятий, в том числе использование специальной техники с дистанционным управлением. Однако сказывалось отсутствие опыта. Один дорогостоящий робот так и остался на стене «Саркофага», не выполнив своего задания: электроника вышла из строя из-за радиации.

Ноябрь 1986 г.

В ноябре 1986 года «Укрытие» было сооружено, а УС-605 — расформировано. Сооружение «Укрытия» было осуществлено за рекордно короткий срок. Однако выигрыш во времени и стоимости строительства повлек за собой и ряд существенных трудностей: отсутствие сколько-нибудь полной информации о прочности старых конструкций, на которые опирались новые; необходимость применять дистанционные методы бетонирования; невозможность в ряде случаев использовать сварку и т.д. Все трудности возникают из-за огромных радиационных полей вблизи разрушенного блока. Под слоем бетона остались сотни тонн ядерного топлива. Сейчас никому неизвестно, что происходит с ним. Есть предположения, что там может возникнуть цепная реакция, тогда возможен тепловой взрыв. На исследования происходящих процессов как всегда нет денег. Кроме того, до сих пор часть сведений утаивается.

За последнее время разработано около ста методических, нормативных и инструктивных документов. Но на их реализацию не хватает средств…

1986-1987 гг.

В процессе выполнения дезактивационных работ был насыпан верхний слой грунта на территории промплощадки и территории промзоны. Засыпка щебнем и бетонирование были выполнены практически по всей территории северной части промплощадки, примыкающей к зданию 4-го и 3-го энергоблоков, вдоль западной части и вдоль южной стороны машзала. Толщина покрытия составляла 0,5 м, а в отдельных местах — до 8 м. Территория, вплотную прилегающая к 4-му энергоблоку, была засыпана щебнем, песком, сухой бетонной смесью, а также выставлены объемные опалубочные блоки.

15 июня 1986 г.

К 15 июня 1986 г. на основных коммуникациях ЧАЭС величины МЭД были снижены до 10 Р/ч, что позволило обеспечить дополнительный фронт работ и развернуть работы на 1-м и 2-м энергоблоках. По состоянию на 10 августа 1986г. было дезактивировано 862 тыс.м2 внутренних помещений главного корпуса АЭС, обработано свыше 500 тыс. м2 других зданий на промплощадке, вывезено 25 тыс.м3 грунта, территория площадью 187 тыс.м2 покрыта железобетонными плитами.

1986 г.

В 1986 году правительство приняло программу по реабилитации территорий и оздоровлению населения. Одновременно был принят и Закон РФ «О социальной защите граждан, подвергшихся воздействию радиации вследствие катастрофы на ЧАЭС». В нем четко прописан порядок отнесения территорий к зонам радиоактивных загрязнений. В загрязненные попало семьдесят процентов Орловской области с населением более 355 тысяч человек, 22 района. Болховский район относился к самой страшной зоне — с правом на отселение.

[maxxp78]

ЧЕРНОБЫЛЬ: АНАТОМИЯ ВЗРЫВА

Можно по-разному писать историю атомной энергетики, но для всех она теперь делится на два периода: до апреля 86-го и после. В начале 60-х небольшой демонстрационный реактор на ВДНХ собирал толпы посетителей. Если же восстановить его сейчас, боюсь, многие стали бы обходить выставку дальней дорогой. Сложилась ситуация, когда противники атомной энергетики не могут найти с ее сторонниками даже общего языка для спора. С одной стороны, сохраняющаяся неосведомленность, помноженная на возникшее недоверие к «атомщикам», с другой — непоколебимая уверенность в правоте профессионализма. Только когда критики атомной программы обретут нужные знания, а профессионалы — нужное терпение, их диалог сможет принести пользу.
Написанное о Чернобыле в общей сложности составляет не один внушительный том. Однако читателю-неспециалисту по-прежнему трудно разобраться в цепи причин и следствий, приведших к трагической развязке. Ему приходится брать на веру выводы, которые делают авторы, а выводы эти зачастую принципиально различны. Цель предлагаемой статьи — дать возможность каждому желающему выработать собственное обоснованное и независимое мнение о событиях апреля 86-го.
Г. ЛЬВОВ, специальный корреспондент журнала «Наука и жизнь».
Научно-информационный проект Alternaria Homepage

УСТРОЙСТВО ЧЕРНОБЫЛЬСКОЙ АЭС

К апрелю 1986 г. на станции действовали четыре блока, каждый из которых включал в себя ядерный реактор типа РБМК-1000 и две турбины с электрогенераторами мощностью по 500 МВт1. Каждый блок вырабатывает 1000 МВт электроэнергии, мощность же выделения тепла в реакторе — 3200 МВт (отсюда нетрудно определить кпд блока — 31%).
РБМК-1000 — это реактор на тепловых нейтронах, в котором замедлителем служит графит, а теплоносителем обычная вода. Устройство реактора описывалось в журнале «Наука и жизнь» (№ 11, 1980 г.), но, чтобы последующее изложение было понятным, напомним некоторые сведения о РБМК (схему реактора см. на цветной вкладке).

Последняя буква аббревиатуры РБМК (реактор большой мощности канальный) указывает на важную особенность конструкции. Теплоноситель в активной зоне РБМК движется по отдельным каналам, проложенным в толще замедлителя, а не в едином массивном корпусе, как в другом основном типе советских энергетических реакторов — ВВЭР. Это позволяет делать реактор достаточно большим и мощным: активная зона РБМК-1000 имеет вид вертикального цилиндра диаметром 11,8 м и высотой 7 м. Весь этот объем заполнен кладкой из графитовых блоков размерами 25x25x60 см3 общей массой 1850 т. В центре каждого блока сделано цилиндрическое отверстие, сквозь которое и проходит канал с водой-теплоносителем. На периферии активной зоны расположен слой отражателя толщиной около метра — те же графитовые блоки, но без каналов и отверстий.
Графитовая кладка окружена цилиндрическим стальным баком с водой, играющим роль биологической защиты. Графит опирается на плиту из металлоконструкций, а сверху закрыт другой подобной плитой, на которую для защиты от излучения положен дополнительный настил.

В 1661-м канале с теплоносителем размещены кассеты с ядерным топливом — таблетками спеченной двуокиси урана диаметром чуть больше сантиметра и высотой 1,5 см, содержание 235U в которых несколько выше естественного — 2%. Две сотни таких таблеток собираются в колонну и загружаются в тепловыделяющий элемент (твэл) — пустотелый цилиндр из циркония с примесью 1% ниобия длиной около 3,5 м и диаметром 13,6 мм. В свою очередь, 36 твэлов собираются в кассету, которая и вставляется в канал. Общая масса урана в реакторе — 190 т. В других 211 каналах перемещаются стержни-поглотители.
Вода в системе охлаждения циркулирует под давлением 70 атмосфер (при столь высоком давлении ее температура кипения — 284°С). Она подается в каналы снизу главными циркуляционными насосами (ГЦН). Проходя через активную зону, вода нагревается и вскипает. Образовавшаяся смесь из 14% пара и 86% воды отводится через верхнюю часть канала и поступает в четыре барабана-сепаратора. Эти устройства представляют собой огромные горизонтальные цилиндры (длина — 30 м, диаметр — 2,6 м) из высококачественной стали французской фирмы «Крезо-Луар». Здесь под действием силы тяжести вода стекает вниз, а пар, отделяясь от нее, по паропроводам подается на две турбины. Расширяясь и остывая после прохождения через турбины, пар конденсируется в воду температурой 165°С. Эта вода, которую называют питательной, насосами снова подается в барабаны-сепараторы, где смешивается с горячей водой из реактора, охлаждает ее до 270°C и поступает вместе с ней на вход ГЦН. Таков замкнутый контур, по которому циркулирует теплоноситель. Каналы со стержнями-поглотителями охлаждаются водой независимого контура.

Помимо описанных устройств, в состав каждого энергоблока входят система управления и защиты, регулирующая мощность цепной реакции, системы обеспечения безопасности — в частности, система аварийного охлаждения реактора (САОР), предотвращающая плавление оболочек твэлов и попадание радиоактивных частиц в воду, — и многие другие.

ХРОНИКА СОБЫТИЙ

На 25 апреля 1986 года, пятницу, намечалась остановка четвертого блока ЧАЭС для планового ремонта. Было решено, воспользовавшись этим, испытать один из двух турбогенераторов в режиме выбега (вращения ротора турбины по инерции после прекращения подачи пара, за счет чего генератор некоторое время продолжает давать энергию).
По правилам эксплуатации электропитание важнейших систем станции многократно дублируется. При тех авариях, когда может отключиться подача пара на турбины, для питания части устройств запускаются резервные дизель-генераторы, которые выходят на полную мощность за 65 секунд. Возникла идея на это время обеспечить питание некоторых систем, в том числе насосов САОР, от вращающихся по инерции турбогенераторов. Однако при первых же испытаниях выяснилось, что на выбеге генераторы прекращают давать ток быстрее, чем ожидалось. И в 1986 г. институт «Донтехэнерго», чтобы обойти это препятствие, разработал специальный регулятор магнитного поля генератора. Его-то и собирались проверить 25 апреля.

Как установили впоследствии специалисты, программа испытаний была составлена непродуманно. Это стало одной из причин трагедии. Корень ошибок заключался в том, что эксперимент сочли чисто электротехническим, не влияющим на ядерную безопасность реактора.
Предусматривалось, что при падении тепловой мощности реактора до 700—1000 МВт (далее везде указана тепловая мощность) прекратится подача пара на генератор № 8 и начнется его выбег. Чтобы исключить срабатывание САОР в ходе эксперимента, программа предписывала заблокировать эту систему, а электрическую нагрузку насосов САОР имитировать подключением к турбогенератору четырех главных циркуляционных насосов (ГЦН).
В этом пункте программы специалисты позднее усмотрели сразу две ошибки. Во-первых, отключение САОР было необязательным. Во-вторых, и это главное, подключение циркуляционных насосов к «выбегающему» генератору напрямую связало, казалось бы, «электротехнический эксперимент» с ядерными процессами в реакторе. Если уж требовалось имитировать нагрузку, для этого ни в коем случае нельзя было брать ГЦН, а следовало использовать любые другие потребители энергии. Но мало того: при проведении эксперимента персонал допустил отклонения и от этой, неслишком продуманной программы.

События развивались так
25 апреля. 1 ч. 00 мин. Начато медленное снижение мощности реактора.
13 ч. 05 мин. Мощность снижена до 1600 МВт. Остановлен турбогенератор № 7. Питание систем блока переведено на турбогенератор № 8.
14 ч. 00 мин. В соответствии с программой отключена САОР. Однако вскоре диспетчер «Киевэнерго» потребовал задержать остановку блока: конец рабочей недели, вторая половина дня — потребление электроэнергии растет. Реактор продолжал работать на половинной мощности. И здесь в нарушение правил персонал не подключил САОР вновь. Об этом нарушении часто говорят, доказывая низкий уровень технологической дисциплины на станции. Но справедливости ради следует отметить, что оно не повлияло на ход событий.
23 ч. 10 мин. Диспетчер снял свой запрет, и снижение мощности было продолжено.
26 апреля. 0 ч. 28 мин. Мощность достигла уровня, при котором управление полагается переключить с локального на общее автоматическое регулирование2. В этот момент молодой оператор, не обладавший опытом работы в таких режимах, допустил ошибку — не дал системе управления команду «держать мощность». В результате мощность резко упала до 30 МВт, из-за чего кипение в каналах ослабло и началось ксеноновое отравление активной зоны. По правилам эксплуатации в такой ситуации следует заглушить реактор. Но тогда не состоялись бы испытания. И персонал не только не остановил реакцию, но, напротив, попытался поднять ее мощность.
1 ч. 00 мин. Мощность повышена лишь до 200 МВт вместо предписанных программой 700—1000 МВт. Из-за продолжающегося отравления увеличить ее больше не удавалось, хотя стержни автоматического регулирования были почти целиком выведены из активной зоны, а стержни ручного регулирования подняты оператором.
1 ч. 03 мин. Началась непосредственная подготовка к эксперименту. В дополнение к шести основным циркуляционным насосам подключен первый из двух резервных. Их было решено запустить, чтобы после окончательной остановки «выбегающего» турбогенератора, питающего энергией четыре ГЦН, остальные два насоса вместе с двумя резервными (включенные в общую электросеть станции) продолжали надежно охлаждать активную зону.
1 ч. 07 мин. Пущен второй резервный ГЦН, заработали восемь насосов вместо шести. Это увеличило поток воды через каналы настолько, что возникла опасность кавитационного срыва ГЦН, а главное — усилило охлаждение и еще больше снизило и без того слабое парообразование. Одновременно уровень воды в барабанах-сепараторах опустился до аварийной отметки. Работа блока стала крайне неустойчивой.

Оказались затронутыми и ядерные процессы в реакторе. Дело в том, что коэффициент размножения нейтронов в РБМК зависит от соотношения объемов воды и пара в его каналах: чем больше доля пара, тем выше реактивность. Иначе говоря, паровой коэффициент реактивности РБМК (составная часть общего мощностного коэффициента реактивности) положителен, то есть возможна положительная обратная связь: если реакция усиливается, в каналах может образоваться больше пара, отчего коэффициент размножения нейтронов увеличится, реакция вновь усилится и т. д. Правда, пока процесс шел в противоположном направлении: пара становилось меньше, и реактивность падала, так что стержни автоматического регулирования еще приподнялись.

До саморазгона оставались уже считанные минуты.
1 ч. 19 мин. Поскольку уровень воды в барабанах-сепараторах был опасно низким, оператор увеличил подачу питательной воды (конденсата). Одновременно персонал заблокировал сигналы аварийной остановки реактора по недостаточному уровню воды и давлению пара. Такое отступление от регламента эксплуатации программой испытаний не предусматривалось.
1 ч. 19 мин. 30 с. Уровень воды в сепараторах начал расти. Однако теперь из-за притока относительно холодной питательной воды в активную зону парообразование там практически прекратилось.
Это приблизило опасность вплотную. При отсутствии пара в каналах РБМК цепная реакция становится очень чувствительной к тепловым возмущениям: ведь в этих условиях увеличение содержания пара в теплоносителе на 1% по массе вызывает прирост объема пара на 20%; это соотношение во много раз больше, чем при обычной доле пара в каналах (14%). Значит, создается ситуация, когда вклад положительного парового коэффициента реактивности в общий мощностной коэффициент может стать настолько большим, что начнется саморазгон.
Между тем стержни автоматического регулирования, препятствуя снижению мощности, окончательно вышли из активной зоны, а так как и этого оказалось мало, оператор поднял выше и стержни ручного регулирования. Все это недопустимо снизило оперативный запас реактивности, то есть долю стержней, опущенных в зону.
Когда конец стержня находится вблизи границы активной зоны (внизу или вверху), его окружает меньший объем топлива, а следовательно, его движение слабей влияет на цепную реакцию. Реактор хорошо откликается на перемещение стержней, лишь когда их концы близки к центру зоны. Значит, при полностью поднятых стержнях заглушить реакцию быстро не удастся: ведь высота активной зоны РБМК-1000 — 7 м, а скорость введения стержней — 40 см/с. Вот почему так важно оставлять в зоне достаточное количество полуопущенных стержней.

1 ч. 19 мин. 58 с. Давление продолжало падать, и автоматически закрылось устройство, через которое излишки пара раньше стравливались в конденсатор. Это несколько замедлило падение давления, но не остановило его.
Теперь счет пошел на секунды.
1 ч. 21 мин. 50 с. Уровень воды в барабанах-сепараторах значительно повысился. Поскольку это было достигнуто за счет четырехкратного увеличения расхода питательной воды, оператор теперь резко сократил ее подачу.
1 ч. 22 мин. 10 с. В контур стало поступать меньше недогретой воды, и кипение немного усилилось, а уровень в сепараторах стабилизировался. Разумеется, при этом несколько возросла реактивность ρ, но стержни автоматического регулирования, слегка опустившись, тут же скомпенсировали этот рост.
1 ч. 22 мин. 30 с. Расход питательной воды снизился больше, чем требовалось, — до 2/3 нормального. Этого не удалось предотвратить из-за недостаточной точности системы управления, не рассчитанной на работу в таком нестандартном режиме. В этот момент станционная ЭВМ «Скала» распечатала параметры процессов в активной зоне и положения регулирующих стержней. Согласно распечатке оперативный запас реактивности был уже столь мал, что полагалось немедленно заглушить реактор. Однако персонал, занятый попытками стабилизировать блок, видимо, просто не успел изучить эти данные.
1 ч. 22 мин. 45 с. Расход питательной воды и содержание пара в каналах наконец выровнялись, а давление начало медленно расти. Реактор, казалось, возвращался в стабильный режим, и было решено начать эксперимент.
1 ч. 23 мин. 04 с. Перекрыта подача пара на турбогенератор № 8. При этом, опять же в нарушение программы и регламента, был заблокирован сигнал аварийной остановки реактора при отключении обеих турбин3. Почему? Очевидно, персонал хотел в случае необходимости повторить испытания (если бы реактор заглушили, это бы не удалось).

Трагическая эстафета причин и следствий вышла на финишную прямую.
1 ч. 23 мин. 10 с. Четыре циркуляционных насоса, работающие от «выбегающего» генератора, начали сбавлять обороты. Поток воды уменьшился, охлаждение зоны делалось все слабее, а температура воды у входа в реактор поднималась,
1 ч. 23 мин. 30 с. Кипение усилилось, количество пара в активной зоне возросло — и вот реактивность и мощность стали постепенно повышаться. Все три группы стержней автоматического регулирования пошли вниз, но не смогли стабилизировать реакцию; мощность продолжала медленно нарастать.
1 ч. 23 мин. 40 с. Начальник смены дал команду нажать кнопку АЗ-5 — сигнал максимальной аварийной защиты, по которому в зону немедленно вводятся все стержни-поглотители.
Это было последней попыткой предотвратить аварию, последним действием персонала до взрыва и — последней из множества причин, вызвавших этот взрыв.

Дело в том, что на расстоянии 1,5 м под каждым стержнем подвешен «вытеснитель» — заполненный графитом 4,5-метровый алюминиевый цилиндр. Его назначение — сделать реакцию более чувствительной к движению конца стержня (когда поглощающий стержень, опускаясь, сменяет графитовый «вытеснитель», контраст оказывается больше, чем при появлении стержня на месте воды, также способной в определенной мере поглощать нейтроны). Однако при выборе размеров «вытеснителей» и подвески конструкторы не учли все побочные эффекты.
У стержней, до предела поднятых вверх, нижние концы «вытеснителей» располагаются на 1,25 м выше нижней границы активной зоны. В этой самой нижней части каналов находилась вода, еще почти не содержащая пара. Когда по команде АЗ-5 все стержни двинулись вниз, их концы были еще далеко вверху, а концы «вытеснителей» уже дошли до низа активной зоны и вытеснили из каналов находившуюся там воду. Но с физической точки зрения это было эквивалентно резкому приросту объема пара — ведь для ядерной реакции безразлично, чем вытесняется вода из каналов — паром или графитом. И теперь уже ничто не могло удержать действия положительного парового коэффициента реактивности. Вся трагическая неожиданность явления состояла в том, что не была предусмотрена ситуация, когда практически все стержни из крайнего верхнего положения одновременно пойдут вниз.
Произошел почти мгновенный скачок мощности и парообразования. Стержни остановились, пройдя лишь два-три метра. Оператор отключил удерживающие муфты, чтобы стержни упали под действием собственной тяжести. Но они уже не шевелились.

1 ч. 23 мин. 43 с. Стал положительным общий мощностной коэффициент реактивности. Начался саморазгон. Мощность достигла 530 МВт и продолжала катастрофически расти: коэффициент размножения на мгновенных нейтронах превысил единицу. Сработали две системы автоматической защиты — по уровню мощности и по скорости ее роста, но это ничего не изменило, так как сигнал АЗ-5, который посылает каждая из них, уже был дан оператором.
1 ч. 23 мин. 44 с. Мощность цепной реакции в 100 раз превысила номинальную. За доли секунды твэлы раскалились, частицы топлива, разорвав циркониевые оболочки, разлетелись и застряли в графите. Давление в каналах многократно возросло, и, вместо того чтобы втекать (снизу) в активную зону, вода начала вытекать из нее.
Это и был момент первого взрыва.

Реактор перестал существовать как управляемая система, Давление пара разрушило часть каналов и ведущие от них паропроводы над реактором. Давление упало, вода вновь потекла по контуру охлаждения, но теперь она поступала не только к твэлам, но и к графитовой кладке.
Начались химические реакции воды и пара с нагретым графитом и цирконием, в ходе которых образуются горючие газы — водород и окись углерода, а также, возможно, реакции циркония с двуокисью урана и графитом, реакция ядерного топлива с водой. Из-за бурного выделения газов давление вновь подскочило. Накрывавшая зону металлическая плита массой более 1000 т приподнялась. Разрушились все каналы и оборвались уцелевшие трубопроводы над плитой.

1 ч. 23 мин. 46 с. Воздух устремился в активную зону, и раздался новый взрыв, как считают, в результате образования смесей кислорода с водородом и окисью углерода. Разрушилось перекрытие реакторного зала, около четверти графита и часть топлива были выброшены наружу. В этот момент цепная реакция прекратилась. Горячие обломки упали на крышу машинного зала и в другие места, образовав более 30 очагов пожара.
1 ч. 30 мин. По сигналу тревоги на место аварии выехали пожарные части из Припяти и Чернобыля. Началась вторая глава чернобыльской трагедии

 chern1sm.gif (17,55К)
Количество загрузок:: 26
Так менялись важнейшие параметры 4-го блока в последние секунды перед взрывом. Графики построены по распечаткам ЭВМ «Скала»:
1 — мощность; 2 — поток воды через ГЦН; 3 — давление пара в барабанах-сепараторах; 4—6 — длина погруженной части стержней-поглотителей каждой из 3 групп АР.

КАКОЙ ЖЕ БЫЛ ВЗРЫВ?

Остановимся и переведем дух. Теперь, когда нам известна суть происходившего на 4-м блоке в роковую ночь, можно попытаться обоснованно ответить на многие открытые вопросы. Начнем с наивного на первый взгляд вопроса, который часто ставился в разговорах, но никогда не поднимался в прессе: какой же был взрыв?

Взрывы обычно классифицируют по двум признакам: по природе самой запасенной энергии, и по механизму ее быстрого высвобождения.
По природе запасенной энергии можно насчитать столько типов взрывов, сколько существует видов и форм энергии. Взрыв баллона с газом при появлении трещины в оболочке, взрыв метеорита при столкновении с планетой, взрыв проводника при протекании мощного импульса тока — все это взрывы за счет энергии физических процессов. При химических взрывах выделяется энергия межатомных связей. Если же высвобождается энергия атомного ядра, взрыв нельзя назвать иначе, чем ядерным.
По механизму высвобождения энергии взрывы делятся на тепловые и цепные. Первые происходят при наличии положительной обратной связи: чем больше выделяется энергии, тем выше температура, а чем она выше, тем больше выделяется энергии (как, например, при горении). Цепные взрывы осуществляются в системах, где энергия высвобождается в элементарных актах, каждый из которых инициирует несколько новых, но не через повышение температуры, а непосредственно, как нейтроны при делении урана или активные радикалы в цепных химических реакциях.

Во всех официальных документах взрыв на ЧАЭС называют тепловым. Однако это относится к механизму. А по природе энергий? По этому критерию он ядерный, ибо при разгоне реактора в первую очередь выделилась именно энергия деления ядер урана.
Впрочем, и с механизмом вопрос сложный. Начался взрыв, конечно, как тепловой: система охлаждения на справлялась с отводом тепла, содержание пара увеличивалось, и мощность реактора росла. Но положительная обратная связь замыкается здесь через цепной процесс деления урана, а уж когда реактор стал критичным на мгновенных нейтронах, вспыхнувшая в нем реакция по своей физической сущности мало чем отличалась от процессов в атомной бомбе.
Выходит, взрыв действительно ядерный? Но ведь взрывов было два, и последующий, самый мощный и разрушительный — типично химический. Кроме того, все мы знаем, что ядерный взрыв отличают четыре поражающих фактора: ударная волна, проникающая радиация (гамма-кванты и нейтроны), световое излучение и радиоактивное заражение. Ударной волны и светового излучения в Чернобыле не было, проникающая радиация и радиоактивное заражение были. Что же — назвать взрыв полуядерным?
С другой стороны, в атомной бомбе радиоактивные осколки рождаются непосредственно в момент взрыва, в Чернобыле же рассеялись радионуклиды, накопившиеся за многие месяцы. Поэтому, хотя энергия механических разрушений не составила и стотысячной доли хиросимских, по заражению долгоживущими радионуклидами чернобыльская авария эквивалентна взрыву 200—300 бомб, сброшенных на Хиросиму.

Авария на Чернобыльской АЭС не поддается элементарной классификации. И называть ее «ядерным взрывом» без дополнительных уточнений, а тем более запросто сравнивать Чернобыль с Хиросимой, чем увлекаются некоторые публицисты, — значит уводить от истины не меньше, чем отрицая ядерную природу аварии.
Опасность при аварии на АЭС связана не с грандиозным ядерным взрывом и огромными разрушениями, а с утечкой радионуклидов и загрязнением местности вокруг нее. Это и само по себе достаточно серьезная угроза.

 chern2.gif (10,8К)
Количество загрузок:: 32
Схема разрушений, произведенных взрывом реактора 4-го блока:
1—4 — блоки ЧАЭС; 5 — общий для всех блоков машинный зал. Черным контуром показан «саркофаг».

ИЗ БИОГРАФИИ РБМК

Среди специалистов, расследовавших события в Чернобыле, ходила примерно такая формула: «операторы умудрились взорвать блок, а реактор позволил им сделать это». О действиях персонала уже говорилось достаточно. Что же касается конструкции РБМК, то некоторые выводы о ней на основании написанного выше читатель сможет сделать сам. Следует лишь добавить, что немалую роль сыграла нехватка в системе управления оперативной информации о запасе реактивности в активной зоне.
Но почему реакторы типа РБМК получили такое распространение в нашей стране?

Прежде всего, уран-графитовые системы с водяным охлаждением — самые простые и технологически доступные (поэтому на них и делалась ставка при разработке атомного оружия). Первые реакторы — и у Ферми, и у Курчатова — имели именно такую структуру. Эта схема использовалась на Первой (Обнинской) АЭС, она же сохранилась на Белоярской и Сибирской АЭС, а затем привела к появлению РБМК-1000. Однако со временем устройства такого типа постепенно вытеснялись другими. За рубежом сохранился только один подобный реактор на старейшем американском заводе по производству плутония в Ханфорде, но его паровой коэффициент реактивности отрицателен, а не положителен.
Чем же прельстил РБМК наших разработчиков и руководителей отрасли, гордо называвших его «советским национальным типом реактора»? Конечно, он имеет свои достоинства. Для РБМК можно использовать менее обогащенное топливо, что экономически выгодно. Можно, не останавливая реактор, перегружать твэлы (это делает РЗМ — разгрузочно-загрузочная машина — особый 450-тонный робот). У РБМК в отличие от его главного конкурента ВВЭР нет единого корпуса, а по словам бывшего председателя Госкомитета по использованию атомной энергии СССР А. М. Петросьянца, «возможность строительства АЭС с реакторами бескорпусного типа весьма заманчива, поскольку освобождает заводы тяжелого машиностроения от изготовления стальных изделий массой до 200—500 т». Это же снимает ограничения на мощность отдельного блока. Как заметил И. В. Сивинцев, сотрудник Института атомной энергии, работавший вместе с Курчатовым, «большое достоинство уран-графитовых аппаратов канального типа — возможность стандартизации их секций, что позволяет, как из кубиков, набирать реактор практически любой мощности». Такой подход наиболее ярко воплотился в нереализованном проекте реактора РБМКП-2400, по мощности в 2,4 раза превосходящего чернобыльский. Этот монстр, который уже никогда не построят, должен был иметь активную зону невообразимых размеров — 7x7,5x27 м! А, по имеющимся у автора сведениям, уже шла работа над проектом РБМКП-4800...
Говорят, что недостатки — почти всегда продолжение достоинств. Отсутствие единого корпуса — это одновременно отсутствие дополнительного барьера на пути выброса радионуклидов при аварии. Вдобавок гигантские размеры РБМК исключают строительство контейнмента — внешней защитной оболочки, без которой сейчас в мире не сооружается практически ни один мощный реактор. Физические особенности конструкции РБМК позволяют использовать в нем менее обогащенное топливо (в частности, полученное после регенерации отработавших твэлов ВВЭР). Зато в силу опять-таки физических особенностей конструкции эксплуатационные выбросы радиоактивных благородных газов у РБМК чуть ли не в 40 раз выше, чем у ВВЭР.

В последний раз процитируем А. М. Петросьянца. «В результате проведенных многочисленных экспериментов и широкой дискуссии в Советском Союзе взят курс на сокращение типов разрабатываемых и сооружаемых атомных энергетических реакторов. В настоящее время (1972 г. — Г. Л.) в СССР проводятся большие работы по сооружению и освоению водо-водяных реакторов под давлением, уран-графитовых канального типа и на быстрых нейтронах. Остальные типы энергетических реакторов не укладываются в рамки развития генеральной перспективы сооружения АЭС в Советском Союзе». Не хочу сказать, что нам следует брать пример с США, где почти каждая фирма разрабатывает свой реактор, но не слишком ли узкими оказались «рамки развития перспективы»? Все ли голоса были услышаны в «широкой дискуссии»? Трудно избавиться от мысли, что выбор РБМК в качестве одного из базовых объясняется не столько его техническими достоинствами, сколько линейностью мышления, упорно ищущего единых и универсальных решений. Не потому ли мы не заметили, что путь, совершенно оправданный в начале 50-х годов, перестал быть таким в середине 80-х, и теперь пришлось признать: «По поводу реактора РБМК-1000. Следует еще раз объяснить общественности, что реакторы подобного типа больше не будут сооружаться в нашей стране, что выбор и достаточно широкое их внедрение в народное хозяйство было ошибочным...» (газета Института атомной энергии «Советский физик». 20 января 1989 г.).

источник

[maxxp78]

ПОДРОБНОСТИ ДЛЯ ЛЮБОЗНАТЕЛЬНЫХ

ФИЗИКА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА


Атомная электростанция отличается от тепловой лишь тем, что пар для турбин нагревается за счет энергии ядерной реакции — деления ядер урана на два (изредка — три) крупных осколка. Этот процесс привлек внимание физиков в первую очередь потому, что может самоподдерживаться, поскольку относится к цепным.

Такая общеизвестная химическая реакция, как горение, идет сама собой — для нее необходимы лишь топливо, окислитель и начальный подвод тепла. «Горение» ядерного топлива обеспечить сложнее: чтобы ядра делились, к каждому из них нужно поднести персональную спичку — нейтрон. Но природа предоставила эту возможность — при распаде ядра вылетают несколько нейтронов с энергией около 2 МэВ. Цепная реакция будет продолжаться, если хотя бы один из этих нейтронов, поглотившись новым ядром, вызовет его деление и появление нейтронов следующего поколения. Отношение числа нейтронов, участвующих в некоторой стадии ядерной реакции, к числу нейтронов предыдущего поколения на той же стадии называют коэффициентом размножения К, Эта величина полностью определяет динамику цепного процесса: при К = 1 реакция идет с постоянной скоростью, при К>1 ускоряется, при К<1 гаснет.

Казалось бы, раз при делении одного ядра высвобождаются два или три (в среднем — 2,3) нейтрона, ничего не стоит добиться ускоряющейся или по крайней мере стационарной реакции. В действительности это совсем непросто, ибо в силу множества причин нейтроны выбывают из игры.

Вылетев из расколовшегося ядра, нейтрон может попросту уйти за пределы активной зоны реактора. Чтобы уменьшить вероятность такой потери, реактор делают достаточно большим, а активную зону окружают отражателем — веществом, ядра которого не вступают в реакции с нейтронами, но играют роль барьера, препятствующего их быстрой утечке. Если же нейтрон остался в активной зоне, его подстерегает другая опасность — захват ядром примеси или конструкционного материала. Предположим, что и этого не случилось. Тогда рано или поздно частицу поглотит ядро одного из изотопов урана — 238U или 235U. При поглощении быстрых нейтронов в 238U деление происходит лишь в 5 случаях из 100, а в остальных 95 образуется 239U, и нейтрон выпадает из цепочки размножения. Ядро же 235U расколется в 85 случаях из 100, и только 15 нейтронов бесполезно уйдут на образование 236U. В естественных рудах содержится 99,3% 238U, тогда как 235U — всего лишь 0,7%, и вдобавок вероятность захвата быстрых нейтронов тяжелым изотопом урана намного выше, чем легким. Поэтому в чистом природном уране самоподдерживающаяся цепная реакция не идет.

Если нейтрон не захватывается ураном сразу, он некоторое время блуждает внутри активной зоны, сталкиваясь с разными ядрами и теряя при этом скорость. В конце концов его энергия падает до 0,025 эВ — средней энергии теплового движения и больше не меняется. Такие медленные, или тепловые, нейтроны, уже неспособны вызвать деления 238U и при поглощении этим изотопом неизбежно теряются для реакции. Зато тепловые нейтроны могут приводить к делению ядер 235U, — причем захватываются они легким изотопом гораздо чаще, чем тяжелым. Но, замедляясь при столкновениях, нейтроны неминуемо проходят через область промежуточных энергий (1—10 эВ), в которой вероятность захвата ядрами 238U достигает максимума. Поэтому если не принять специальных мер, большинство быстрых нейтронов просто не успеют превратиться в тепловые.

Выход был найден в использовании замедлителя — вещества, при движении в котором нейтроны не захватываются, но быстро теряют энергию. Обычно уран помещают в замедлитель небольшими порциями на некотором расстоянии друг от друга. Быстрые нейтроны, возникшие при делении урана в одной из таких частей, вылетают за ее пределы в замедлитель. Здесь частицы снижают скорость до тепловой и затем могут достаточно долго путешествовать, пока вновь не попадут в уран. Теперь они почти наверняка поглотятся ядрами легкого изотопа и вызовут новые деления. Цепная реакция пойдет дальше.

Мы коснулись лишь малой части проблем, возникающих при разработке ядерного реактора. Ученым и конструкторам приходится принимать во внимание множество самых разных факторов, а главное — учитывать, что каждый из них с течением времени может меняться, и заботиться, чтобы никакие изменения не могли помешать уверенному управлению реактором.

Цепным процессом в реакторах управляют с помощью стержней из вещества, хорошо поглощающего нейтроны (как правило, кадмия или бора). Вводя эти стержни в активную зону, можно замедлить размножение нейтронов и тем самым притушить цепную реакцию, извлекая стержни — активизировать ее. Какие же изменения в активной зоне приходится компенсировать перемещением стержней-поглотителей?

Прежде всего в ходе работы идет выгорание ядерного топлива — уменьшается количество ядер, способных делиться (обычно это ядра 235U, но горючим может также служить плутоний 239Pu или 233U, образующийся из тория), и возрастает количество осколков деления. Выгорание топлива приводит к уменьшению К. Чтобы период непрерывной работы реактора был достаточно долгим, свежее горючее содержит избыток делящихся изотопов. Поэтому вначале реактор работает с множеством погруженных управляющих стержней, а по мере выгорания топлива они выдвигаются наружу.

Впрочем, в реакторе топливо не только выгорает, но и образуется вновь. Как уже говорилось, если нейтрон был захвачен ядром 238U и деления не произошло, возникает изотоп 239U. Этот изотоп самопроизвольно (с периодом полураспада Т½ = 23 мин.) превращается в нептуний 239Np, а тот, в свою очередь, в плутоний (Т½ = 2,3 дня). Правда, в реакторах на тепловых нейтронах плутония образуется меньше, чем выгорает урана, и в целом количество делящихся ядер все-таки падает.

Вещество управляющих стержней также постепенно перерождается. Любое его ядро, поглотив нейтрон, в дальнейшем теряет такую способность, и потому эффективность стержней снижается. Влияние этого процесса, который называют выгоранием поглотителя, противоположно влиянию выгорания топлива — из-за него величина К может несколько расти.

Наконец, со временем меняется и состав материалов активной зоны — замедлителя, несущих конструкций, элементов измерительных систем и системы охлаждения. Вообще говоря, подбирая эти материалы, стараются найти такие, на которые постоянная бомбардировка нейтронами оказывает наименьшее действие. Однако полностью его избежать не удается.

Такие изменения происходят довольно медленно, за многие месяцы. Есть и процессы, идущие быстрее. Самый важный из них — отравление реактора. При делении урана в одном из пятнадцати случаев среди прочих осколков образуется теллур-135, который быстро превращается в радиоактивный йод-135, а тот через несколько часов (Т½ = 6,7 час) — в ксенон-135. Ксенон же обладает весьма неприятной способностью сильно поглощать нейтроны — вероятность захвата нейтрона ядром 135Xe в миллион раз выше, чем ядром 238U. Поэтому накопление 135Xe (ксеноновое отравление) приводит к заметному падению коэффициента размножения и затуханию цепной реакции. Если реактор работает с постоянной мощностью, отравления не происходит: устанавливается равновесие между образованием ксенона и его исчезновением за счет выгорания при захвате нейтронов, а также самопроизвольного превращения в цезий-135 (Т½ = 9,2 час). Но если по каким-то причинам мощность реактора быстро упадет, то нейтронные потоки в нем уменьшатся и выгорание ксенона замедлится, а поскольку накопившийся йод-135 продолжает превращаться в ксенон, отравление будет нарастать. Если же через какое-то время цепная реакция вновь усилится, ксенон вскоре выгорит, и после этого момента коэффициент размножения увеличится еще больше. Таким образом, кратковременное падение мощности, при котором, как говорят специалисты, реактор попадает в «йодную яму», сильно затрудняет управление блоком. Изменения К при этом можно сравнить с колебаниями груза на пружине, который при движении опоры вверх сначала отстает от нее, но затем подскакивает неожиданно высоко.

Однако наиболее важны для управления реактором самые быстрые процессы, которые способны изменить коэффициент размножения за минуты или секунды. Среди вторичных нейтронов различают мгновенные, вылетающие из расколовшегося ядра почти сразу же после захвата первичных, и запаздывающие, вылет которых задерживается в среднем на десяток секунд. Если бы все нейтроны были мгновенными, изменение мощности реакции шло бы так быстро, что ни оператор, ни автоматика не уследили бы за ним (за секунду друг друга сменяют тысячи поколений мгновенных нейтронов). И только благодаря запаздывающим нейтронам, доля которых для 235U составляет всего 0,0065 (эта величина обозначается β), реакцию можно заставить развиваться достаточно медленно. Для этого нужно только, чтобы коэффициент К ни при каких обстоятельствах не превышал 1,0065. В таком случае величина К на одних мгновенных нейтронах всегда будет меньше 1, и опасно быстрое нарастание мощности исключено.

Как видим, в реальных условиях коэффициент размножения почти не отличается от единицы. Поэтому специалисты обычно используют более удобный показатель — реактивность ρ = (К—1)/К. Если реактивность положительна, цепная реакция усиливается, отрицательна — затухает, равна нулю — идет на постоянном уровне.

Изменение мощности реакций обычно вызывает изменение величин К и ρ. К примеру, при усилении реакции может повыситься температура активной зоны. Это приводит к увеличению тепловой скорости нейтронов, а также к расширению материалов в реакторе или даже изменению взаимного положения деталей. Все это неизбежно скажется на ходе реакции, так что К и ρ примут новые значения. Связь между мощностью реакции и реактивностью может объясняться и многими другими причинами. Результат их совместного действия представляют с помощью мощностного коэффициента реактивности. Если мощностной коэффициент отрицателен, случайное усиление цепной реакции приведет к падению величины ρ, и система сама собой вернется к прежнему состоянию. Если же мощностной коэффициент положителен, система будет уже не саморегулирующейся, а саморазгоняющейся. И хотя быстрым опусканием стержней-поглотителей в принципе можно пресекать саморазгон, такие ядерные установки не строят.

источник

[maxxp78]

После взрыва

 1291291169_popov.jpg (36,91К)
Количество загрузок:: 4

Николай Николаевич Попов – бывший работник Чернобыльской АЕС. Работал на различных должностях: начальник смены станции, зам. Начальника ПТО, инспектор по ядерной безопасности на вновь вводимых объектах, после аварии был инспектором на объекте «Укрытие» – всем известном «Саркофаге». Всю свою жизнь он работал на атомных объектах, на Чернобыльскую АЕС приехал с сибирских объектов средмаша. Его взгляд профессионала на действия персонала во время аварии очень ценен. Николай Николаевич мечтает издать свою книгу. Очень активно ищет партнеров в этом деле.

…БЩУ 4-го энергоблока сильно тряхнуло, посыпалась плитка с потолка, потолок то поднимался, то опускался, кратковременно исчезло люминесцентное освещение, потом восстановилось, в помещении пыль, телефонная связь перестала работать.
…Из объяснительной записки А.И.Агулова – старшего оператора главных циркуляционных насосов (ГЦН) блока №3: «В 1 час 15 мин. я и старший инженер-механик А.Ювченко пошли в помещение 412, приблизительно через 10 минут услышали грохот, посыпался бетон, захлопали двери. Мы выбежали из помещения и увидели, что все в пыли, освещение очень слабое. Дверь в помещение №402 (ГЦН) эн. блока №4 завалена, в помещении № 208 течет вода, затем я вернулся на рабочее место в пом. № 523. Операторы уже сделали обход работающего оборудования.

В 2:оо начальник смены реакторного цеха №2 (НСРЦ-2) Валерий Перевозченко, старший инженер-механик (СИМ) Саша Ювченко и я пошли на 4-й блок и пытались попасть в операторскую (пом. 435) ГЦН. С нами был заместитель главного инженера по эксплуатации (ЗГИС-Э-II) Дятлов А.С. и дозиметрист смены Горбаченко.
Из показаний Дятлова А.С. на суде: … «НСРЦ-2 – Перевозченко доложил мне, что нет старшего оператора ГЦН Ходемчука. Мы начали его искать, его не было видно в помещении ГЦН, разрушенном при взрыве. Один ГЦН был обрушен упавшим на него краном. Перевозченко по консоли добрался до приваленной двери помещения №435 (операторов ГЦН), но открыть дверь в помещение № 435 было невозможно. Перевозченко кричал, но ответа из-за двери не было. Дозиметрист Горбаченко выбыл сразу же – он помагал Паламарчуку относить на носилках Шашенка в медпункт АБК –2, а второй дозиметрист был на щите контроля радиационной безопасности блока (КРБ). Мне было ясно, что сделать что-либо своими силами по поиску Ходемчука мы не сможем из-за сильных разрушений и завалов в насосной ГЦН»
Из воспоминаний А. Ювченко – старшего инженера-ммеханика РЦ-2: «Перевозченко сказал, теперь будем искать Ходемчука – у него не было никаких шансов выбраться» – и мы пошли его искать, поверить в то, что он не вернется никогда, было просто невозможно». И никто не мог сказать, что его искать уже безполезно, его искали В.И. Перевозченко, В.В. Головатюк, В.С. Кириенко, В.В. Диченко, Ю.П. Юдин, В. Шкурко, С.В. Камышный; трижды А.В. Ювченко. И будь на его месте любой другой человек, искали бы все равно, такой нравственный долг наших людей. Но мысль потерять Валерия казалась дикой и его упорно искали. Несколько часов подряд в черноте помещений с заваленными входами и выходами, в грохоте обвалов, задыхаясь от дыма и радиоактивной пыли в высоких радиационных полях неизвестных персоналу до тех пор, пока сами не стали терять сознание, пока не вынуждены были подчиниться приказу – покинуть станцию после 7 утра 26 апреля с приходом новой смены.
…В. Ходемчука не нашли, завал стал его могилой. »

…Сейчас в «Укрытии» по 41-й оси стенки биологической защиты, отделяющей 3-й энергоблок от 4-го, установлена мемориальная доска с надписью «Ходемчук Валерий Ильич 24.01.1951 – 26.04.1986 г.» и бронзовая табличка: «Не бросили свой пост. Мужественно стояли до конца». Памятник им нужно возвести в каждом сердце.
«Ходемчук Валерий Ильич. Старший оператор Чернобыльской АЭС. Трагически погиб на своем посту». Здесь же – траурные ленты «от работников РЦ-2, ЧАЭС» и цветы в вазах, рядом на стене – бронзовый барельеф, на котором изображен как бы падающий человек, поднявший над собой руки в попытке защититься или – защитить нас…
…Из записки Агулова (продолжение) «приблизительно в 4оо по распоряжению начальника смены блока №3 (НСБ 3) Ю.Э. Багдасарова мы покинули помещения №523 и перешли на БЩУ-3, а приблизительно в 630 я ушел в санпропускник АБК-2 для переодевания, затем был направлен в бомбоубежище («Бункер – помещение гражданской обороны в АБК-1»).
Вот так скупо, словно об обыденном описал свои действия А. Агулов – прокомментировал позже его записку его товарищ по работе НС РЦ-2 – Г.И. Рейхтман (позже зам. нач. РЦ-2), ответственное лицо по блоку №4 при сооружении, приемке в эксплуатацию объекта «Укрытие» над 4-м блоком) – а ведь было страшно, и он работал, он не просто ушел. Он действовал четко, и по инструкции, и по долгу совести. При этом он забрал из аварийного блока №4 всю оперативную документацию».
Требуются комментарии. То, что пережил персонал 4-го энергоблока, с трудом поддается описанию.
Все видели по телевизору изображение поврежденного здания реакторного отделения. Крыши нет, часть стены (Северная сторона) помещений ГЦН и баллонный САОР разрушена, а баллоны выброшены из здания, образовался завал с западной стороны, видны трубопроводы и барабан-сепараторы, вспыхнули пожары.
В реакторном отделении 4-го блока почти сразу же после взрыва погас свет, телефоны не работают, рушатся перекрытия, стены, пол дрожит, помещения наполняется толи паром, толи туманом, дымом, пылью, вспыхивают искры коротких замыканий на щитах и сборках, течет горячая радиоактивная вода, значит порваны трубопроводы 1-го контура, а ведь там работают люди.
Всем ясно, что радиационная обстановка очень тяжелая, но какая? Приборы дозконтроля у службы дозиметрии станции зашкаливают, приборов с большей шкалой измерения нет.

…Естественная реакция живого организма – спасаться, бежать в безопасное место (инстинкт самосохранения)… Но … никто не бежал, никуда. Оперативному персоналу предстояло не просто выдержать этот внезапно свалившийся на них ад, но еще и принимать решения, выполнять необходимые действия по управлению оборудованием АЭС. На АЭС не просто полувоенная дисциплина, оперативный персонал понимает смысл и последствия своих действий. Они выполняли свой профессиональный и человеческий долг. 29 человек из персонала смены и пожарных умерли от острой лучевой болезни (ОЛБ). Многие из них похоронены в Москве на Митинском кладбище, там на их могилах установлен обелиск, память о них будет вечной!
…Но вернемся опять на станцию. Так уж получилось, что средства массовой информации писали только о подвиге пожарных. Но их погибло только 6 человек, а оперативного персонала 22 человека и их действительная роль и в тушении пожара и в выполнении первоочередных мероприятий по ликвидации аварии не отражена, поэтому автор считает своим моральным и нравственным долгом вспомнить этот пробел и посвящает оперативному персоналу ЧАЭС целый раздел этой работы. Мир должен знать о подвиге эксплуатационного персонала ЧАЭС в ту трагическую ночь 26 апреля 1986 г.

…Итак, начнем этот Раздел с описания действий главного действующего лица при проведении испытания «выбега» турбогенератора №8 согласно программе «Программа испытаний» – заместителя главного инженера по эксплуатации II очереди Дятлова Анатолия Степановича.
В данном разделе автор включил материалы суда над «Чернобыльскими козлами отпущения», как их назвали западные журналисты. И воспоминания Р.И.Давлетбаева, заместителя начальника турбинного цеха №2 по эксплуатации, технического руководителя испытаний от ТЦ – 2. Чей рассказ является, на наш взгляд, неоценимым документом-свидетельством того, что случилось на ЧАЭС.
Смена №5 ЧАЭС вступила на работу в 00 часов 26 апреля 1986 г., а испытания по «Программе» были начаты предыдущей сменой, но не закончены, т.к. не успели замерить вибрационные характеристики подшипников ТТ-8. Они проводились с помощью вибродиагностической аппаратуры Харьковского турбинного завода «Турбоатом», установленной на базе автомобиля «Мерседес-Бенц» производства ФРГ, специалистами завода.
Программа предстоящего испытания уже не раз выполнялась на 3 блоке, в момент эксперимента по «Программе» Давлетбаев находился на БЩУ-4, персонал лаборатории ХТЗ в машзале, за ТТ-8 в торце машзала: «Выполнение испытания было задержано из-за снижения мощности реактора при переходе с локального регулятора мощности реактора (ЛАР), на основной регулятор (АРМ). Мощность реактора подняли после снижения до 200 МВт(т) по указанию Дятлова А.С., а по «Программе» она должна быть 700 МВт (т).

…Начальник смены блока №4 А.Ф.Акимов подошел к каждому оператору на БЩУ-4, проверил состояние оборудования и готовность к испытанию, а потом кратко проинструктировал СИУТа Киршенбаума о том, что по команде о начале испытаний ему следует закрыть пар на турбину №8. Затем Акимов запросил операторов БЩУ-4 о готовности и, получив утвердительный ответ, представитель испытаний от предприятия «Донтехэнерго» Метленко скомандовал: «Внимание, осциллограф пуск». По этой Команде СИУТ закрыл стопорно-регулирующие клапаны (СРК) турбины №8. Обороты ТТ-8 быстро падали и когда они снизились до значения, предусмотренного программой испытания ≈ 36 Герц, генератор развозбудился, то есть «блок выбега» отработал правильно.
В это время прозвучала команда НСБ Акимова СИУРу Топтунову заглушить реактор, что и было выполнено СИУРом. Однако, несмотря на начавшееся движение вниз поглощающих стержней системы управления и защиты (СУЗ) реактора, произошел неконтролируемый разгон реактора на быстрых нейтронах. Это произошло по данным ДРЕГ (диагностическая регистрация параметров при работе аварийной защиты реактора) в 1 час 23 мин. 40 сек. Через некоторое время послышался гул совершенно незнакомого характера, очень низкого тона, похожий на стон человека. Сильно шатнуло пол и стены, с потолка посыпалась пыль и мелкая крошка, потухло люминисцентное освещение, затем сразу же раздался глухой удар, сопровождавшийся громоподобными раскатами, освещение появилось вновь. Все находившиеся на БЩУ-4 окриками, пересиливая шум, обращались друг к другу, пытаясь выяснить, что же произошло, что случилось?!
В этом шуме А.С. Дятлов громко скомандовал: «Расхолаживаться с аварийной скоростью».
…Последняя запись СИУРа Топтунова в оперативном журнале: «Глухой удар, стержни СУЗ остановились, не дойдя до нижних концевых выключателей. Выведен ключ питания муфт сериоприводов СУЗ АЗ-5 муфты»».

…Из показаний Дятлова А.С. на суде в г. Чернобыле 9.07.87 г.(заседание №3): «Как я сказал, через 1-2 сек после включения СИУРом ключа управления АЗ-5 по команде НСБ Акимова прошел первый удар.
После первого удара прошел удар большей силы, чем первый. Вначале я подумал, что что-то произошло с деаэраторами. Я сразу подумал, что поскольку они находятся над БЩУ-4, сейчас может хлынуть горячая вода и я сразу дал команду перейти на резервный щит Управления блоком №4 (РЩУ-4), но, когда осела пыль, отлетела плитка с фальшпотолка, я команду отменил. Стали смотреть приборы. Картина была плохая. Все 8 главных предохранительных клапана (ГПК) открыты, в барабанах-сепараторах (Б-С) уровня воды нет. Стержни СУЗ вошли в зону не глубже 4 метров. Дал команду Акимову включить еще два дизельгенератора (ДГ) дизельной электростанции (ДЭС), насосы охлаждения реактора аварийной и неаварийной половины реактора (НОАП, НОНП). Так как арматура была обесточена, я послал НСРЦ-2 Перевозченко открыть хотя бы по одной задвижке на сторону. Вскоре он пришел и сказал, что задвижки на напоре насосов открыты, но подать воду в контур многократной принудительной циркуляции (КМПЦ) нельзя, так как разрушена баллонная система аварийного охлаждения реактора (САОР), где находятся задвижки КМПЦ.
Я подошел к пульту СИУРа. Мощность по СФКРЭ была ноль, по камерам СУЗ – ноль. По реактиметру – небольшой плюс с колебаниями. Стержни СУЗ, в основном, были на уровне примерно 4 метра. Что произошло?- я тогда еще не знал, но понял что авария очень серьезная. Я пошел в центральный зал (ЦЗ), вышел в коридор, там дым, пыль. Я вернулся на БЩУ-4, дал команду включить вентиляторы для удаления дыма, а сам вышел в машзал. В машзале обстановка была, говоря обыденным языком – кошмарная. Технически на отметке + 5,6 м от питательных электронасосов (ПЭНов) били струи горячей воды, видны были вспышки коротких замыканий у щита управления насосами. Я пошел дальше. Плитой кровли перебило маслопровод ТТ-7 и масло примерно 100 тонн из главного маслобака турбины вытекало в машзал. Там уже были работники ТЦ-2, там был Давлетбаев. Сразу принял решение слить масло из главного маслобака турбины №7 в емкость аварийного слива».

…Вот как вспоминает события тех критических секунд А.С. Дятлов:
… “В 01 час 23 мин 04 сек системой контроля зарегистрировано закрытие стопорно-регулирующих клапанов (СРК), подающих пар на турбину №8. Начался эксперимент по “выбегу” турбогенератора №8. Со снижением оборотов генератора после прекращения подачи пара на турбину №8 снизились обороты, частота электрического тока ТТ-8, расход 4-х ГЦН, запитанных по схеме от выбегающего генератора, а расход других 4-х ГЦН, запитанных от пуско-резервного трансформатора (ПРТ) от энергосистемы, немного возрастает, но общий расход теплоносителя КМПЦ реактора за 40 сек “выбега” снижается на 10-15 процентов, при этом вносится в реактор положительная реактивность, автоматический регулятор мощности реактора (АРМ) стабильно удерживает мощность реактора, компенсируя эту реактивность. До 01 час 23 мин 40 сек не отмечается изменения параметров на блоке, выбег проходит спокойно. На БЩУ-4 тихо, никаких разговоров. Услышав какой-то разговор, я обернулся и увидел, что СИУР Л.Топтунов разговаривает с НСБ Акимовым. Я находился от них метрах в десяти и что сказал Топтунов Акимову я не слышал. Саша Акимов приказал глушить реактор и показал пальцем – дави Кнопку АЗ-5, а сам снова обернулся к панелям безопасности, за которыми наблюдал.
В их поведении не было ничего тревожного, спокойный разговор, спокойная команда. Это подтверждали Г.П.Метленко и мастер эл. цеха А.Кухарь, вошедший в это время на БЩУ-4.
Почему Акимов задержался с командой на глушение реактора? – теперь не выяснить.
В первые дни после аварии в Клинике №6 г. Москвы мы еще общались между собой, пока нас не расселили по отдельным палатам, и можно было Акимова спросить, но я тогда не придавал этому никакого значения – взрыв бы произошел на 36 сек ранее, только и разницы!?
В 01 час 23 мин 40 сек зарегистрировано нажатие кнопки аварийной защиты реактора АЗ-5 для глушения реактора по окончании работы по выбегу ТТ-8”. Эта кнопка (ключ управления АЗ-5 – автор) используется как в аварийных ситуациях, так и нормальных. Стержни системы управления и защиты (СУЗ) реактора в количестве 187 штук пошли в активную зону и по всем канонам ядерной физики должны были прервать цепную реакцию деления.
…Но, в 01 час 23 мин 43 сек, зарегистрировано появление аварийных сигналов по превышению мощности реактора (АЗМ) и уменьшению периода разгона (АЗС) – большая скорость увеличения мощности. По этим сигналам стержни аварийной защиты СУЗ реактора должны были идти в активную зону, но они и без того идут в активную зону от нажатой вручную кнопки АЗ-5 (КуАЗ-5). Появляются другие аварийные признаки и сигналы: рост мощности, рост давления в первом контуре.
В 01 час 23 мин 47 сек взрыв, сотрясший все здание, и через 1-2 сек, по моему субъективному ощущению – еще более мощный взрыв. Стрежни аварийной защиты остановились, не пройдя и половины пути”.

Отрывок из документальной повести «Чернобыльская трагедия: как это было»

источник

[maxxp78]

Хронология аварии

25 апреля
01.06. Начало снижения мощности энергоблока (оперативный запас реактивности равен 31 стержню).
03.47. Тепловая мощность реактора снижена и застабилизирована на уровне 50 % (1600 МВт).
07.10. ОЗР равен 13,2 стержня.
13.05. Отключен от сети ТГ-7 (первый из двух ТГ, входящих в состав энергоблока)
14.00. САОР отключена от контура циркуляции. Отсрочка выполнения программы испытаний по требованию диспетчера Киевэнерго (САОР в работу введена не была, реактор продолжал работать на тепловой мощности 1600 МВт).
15.20 - 23.10. Начата подготовка энергоблока к проведению испытаний.
Продолжено снижение мощности энергоблока. Тепловая мощность реактора снижена до 720 МВт, равномерная разгрузка энергоблока продолжается. Происходит смена оперативного персонала управления реактором.
26 АПРЕЛЯ
00.28. При тепловой мощности реактора около 500 МВт в процессе перехода с системы локального регулирования мощности на автоматический регулятор мощности основного диапазона было допущено не предусмотренное программой снижение тепловой мощности приблизительно до 30 МВт. Начат подъем мощности.
00.39.32' - 00.43.35'. Персонал в соответствии с регламентом испытаний заблокировал сигнал аварийной защиты по останову двух ТГ
00.41 - 01.16. Отключение от сети ТГ-8 для снятия вибрационных характеристик на холостом ходу (второй ТГ, входящий в состав энергоблока)
01.03. Тепловая мощность реактора поднята до 200 МВт и застабилизирована (испытание было решено проводить на этой мощности)
01.03. В дополнение к работающим шести ГЦН включен в работу седьмой ГЦН
01.07. Включен в работу восьмой ГЦН (последний из обеспечивающих циркуляцию в реакторе).
01.09. Резко снижен расход воды до 90 т/ч по правой стороне и до 180 т/ч по левой при общем расходе по контуру 5600-5800 т/ч. В результате температура на всосе ГЦН составила 280 градусов по Цельсию.
01.22.30'. Системой "Скала" произведена запись параметров реактора на магнитную ленту.
01.23.04'. Начало испытаний. На ТГ-8 закрыты стопорно-регулирующие клапаны турбины, начался выбег четырех ГЦН
01.23.10'. Нажата кнопка МПА, специально смонтированная для проведения испытаний с целью имитации сигнала МПА
01.23.40'. Нажата кнопка АЗ-5 аварийной защиты реактора, стержни аварийной защиты начали движение в активную зону
01.23.43'. Появились аварийные сигналы по периоду разгона , а также по превышению мощности реактора
01.23.46'. Отключена первая пара "выбегающих" ГЦН
01.23.46,5'. Отключена вторая пара "выбегающих" ГЦН
01.23.47'. Резкое (на 40 %) снижение расходов ГЦН, не участвующих в выбеге, и недостоверное показание расходов ГЦН, участвующих в выбеге, резкое увеличение давления и подъем уровня в барабанах-сепараторах; сигналы "Неисправность измерительной части" в обоих автоматических регуляторах основного диапазона (1АР, 2АР)
01.23.48'. Восстановление расходов на ГЦН, не участвующих в выбеге, до значений, близких к исходным; на выбегающих ГЦН левой стороны восстановление расходов на 15% ниже исходного; на выбегающих ГЦН правой стороны восстановление расходов на 10 % ниже от исходного для ГЦН-24 и "недостоверность" для ГЦН-23; дальнейший рост давления и уровня в барабанах - сепараторах; срабатывание быстродействующих редукционных устройств сброса пара в конденсатор турбины
01.23.49'. Сигнал аварийной защиты "Повышение давления в реакторном пространстве (разрыв технологического канала)"; сигнал "Нет напряжения=48В" (снято питание с муфт сервоприводов стержней системы управления и защиты реактора; сигналы "Неисправность исполнительной части автоматических регуляторов 1АР, 2АР"
01.24. (Из записи в оперативном журнале старшего инженера управления реактором). "Сильные удары, стержни системы управления и защиты остановились, не дойдя до нижних концевиков. Выведен ключ питания муфт".

По свидетельствам очевидцев, в это время произошло два мощных взрыва с разрушением части реакторного блока и машинного зала, на энергоблоке № 4 ЧАЭС возник пожар. К 15 ч. 26 апреля 1986г. было достоверно установлено, что реактор разрушен, а из его развала в атмосферу поступают огромные количества радиоактивных веществ.

источник