|
| | |
| Главная » 2009 » Февраль » 1 » 20 лет спустя.
|
ПРОШЛОЕ.НАСТОЯЩЕЕ.БУДУЩЕЕ
Ю. М. Черкашов. РБМК: прошлое, настоящее, будущее?
4 апреля 2006 года
События, происходившие на Чернобыльской станции в день аварии, изучены и описаны учеными практически поминутно. Но, несмотря на это, споры о том, что же стало первопричиной, что сыграло роковую роль в той трагедии - человеческий фактор или конструкторские недоработки - не прекращаются и по сей день. Конечно же, наша беседа с главным конструктором энергетических канальных реакторных установок НИКИЭТ Юрием Черкашовым началась именно с обсуждения причин аварии.
- Юрий Михайлович, на настоящий момент ученым удалось разобраться в тех физических процессах, которые привели к разрушению энергоблока?
- Да, вне всяких сомнений. После Чернобыля был выполнен очень большой объем исследований с использованием вычислительной техники и расчетных кодов - сложнейших программ, позволяющих моделировать любые процессы, протекающие в активной зоне реактора. Эти исследования можно разделить на три основных стадии.Первая показала наличие высокого пустотного коэффициента реактивности, а также недостаточную эффективность исполнительных механизмов в системе управления и защиты реактора. (Коэффициент реактивности описывает изменение скорости реакции деления и, следовательно, мощности в результате различных изменений в активной зоне, таких как изменение плотности теплоносителя, температуры замедлителя, температуры топлива и др. - О.Л.)
На выводах, сделанных специалистами в этой стадии исследований, уже в конце 1986 года строились все основные мероприятия по повышению безопасности энергоблоков с реакторами РБМК. Результаты второй стадии наиболее полно были отражены в брошюре, изданной к десятилетию аварии на Чернобыльской АЭС. Они содержат выводы из уже усовершенствованных методов исследования аварии, когда были восстановлены практически все протекающие в аварийном реакторе процессы с использованием отечественных кодов, в том числе кода "Триада", разработанного в лаборатории Льва Николаевича Подлазова в нашем институте. Но более подробно я хотел бы остановиться на сегодняшней, третьей стадии, выполненной группой сотрудников НИКИЭТ под руководством Михаила Ивановича Рождественского.
Здесь для исследования аварийных процессов на четвертом блоке ЧАЭС использовались уже абсолютно новые подходы. А исследования велись одновременно различными новейшими кодами нейтронно-физических расчетов для РБМК. В этой большой и трудоемкой работе принимали самое активное участие сотрудники лаборатории Владимира Михайловича Панина, то есть к ней привлекались практически все наши лучшие специалисты по нейтронно-физическим расчетам. Итог этим многолетним исследованиям мы планируем подвести в ближайшем месяце опубликованием очень обстоятельного отчета.
- И какие основные выводы будут сделаны в этом отчете?
- Его авторами описаны все физические и теплогидравлические процессы, приведшие к разрушению четвертого блока Чернобыльской станции. Понимаю, что из-за специальной терминологии далеко не все наши читатели с легкостью поймут те выводы, которые были сделаны исследователями, но все же позволю себе назвать некоторые из них:
-
Причиной разрушения реактора явился стремительный рост мощности, обусловленный вводом большой положительной реактивности, существенно превышающей долю запаздывающих нейтронов.
-
Ввод большой положительной реактивности был обусловлен двумя независимыми физическим процессами: проявлением большого положительного парового (пустотного) эффекта реактивности, которое было вызвано подачей пара на вход в активную зону при неравновесном закипании теплоносителя на запорно-регулирующем клапане (ЗРК), а также положительным выбегом реактивности при движении стержней СУЗ в активную зону по команде АЗ-5.
-
Запуск первого из этих двух процессов был обусловлен резким снижением расхода питательной воды за 20 секунд до начала работ по программе испытаний турбогенератора (закрытие СРК на ТГ-8).
-
Положительный выбег реактивности при погружении стержней СУЗ в активную зону был вызван снижением оперативного запаса реактивности (ОЗР) существенно меньше регламентного значения в течение предаварийного процесса снижения мощности.
-
Малый запас реактивности ( 8 эф. ст. РР вместо регламентного значения 28 эф. ст. РР и минимально допустимого значения 15 эф. ст. РР) обусловил также достижение большой положительной величины парового (пустотного) эффекта реактивности. В состоянии начала развития аварийного процесса величина парового эффекта реактивности составила 4 βэф.
-
Именно сочетание двух физических процессов, обусловивших ввод положительной реактивности (подача пара в активную зону и положительный выбег реактивности при движении стержней в активную зону) в условиях достижения большого положительного парового эффекта реактивности, равного 4 βэф, и привело к вводу большой положительной реактивности. Максимальное значение положительной реактивности составило 1,4 βэф и существенно превысило долю запаздывающих нейтронов. Стремительный рост мощности привел к разрушению реактора.
-
Отрицательная обратная связь реактивности по температуре топлива (Допплер-эффект), хотя и обеспечивала при росте мощности ввод достаточно большой отрицательной реактивности (до минус 2 βэф), но оказалась не в состоянии скомпенсировать вводимую положительную реактивность. Стремительный рост мощности (от 200 МВт до 60 тыс. МВт в течение двух секунд) привел к разрушению активной зоны и реактора.
- В исследованиях, о которых вы рассказали, внимание уделялось исключительно техническим аспектам аварии, но все же каким, на ваш взгляд, было влияние человеческого фактора?
- Конечно, к тяжелым последствиям привели проявившиеся в момент аварии негативные характеристики конструкции реактора. Но проявились они именно из-за, как принято сейчас говорить, человеческого фактора, из-за серьезнейших отклонений от требований регламента эксплуатации станции. Если бы запланированный на Чернобыльской станции эксперимент был согласован хотя бы с кем-то из специалистов, прошедших практику работы на промышленных реакторах - таких людей в руководстве самой ЧАЭС на тот момент попросту не было!
Если бы перед экспериментом не были отключены аварийные защиты. Если бы реактор был заглушен, и его мощность больше не поднимали. Если бы задействовали аварийную защиту, по сигналу которой в нижнюю часть активной зоны вводятся так называемые укороченные стержни УСП. Если бы не было резкого снижения расхода питательной воды, что привело к очень высокой температуре теплоносителя на входе в реактор и закипанию его на входе в активную зону на участке ЗРК. Если бы не была выведена из работы система аварийного охлаждения реактора (САОР)…
Сложите эти выполненные персоналом "если бы", а ведь я перечислил далеко не все из них, и вы поймете, какова здесь роль человеческого фактора. Авария случилась потому, что были допущены нерегламентированные действия, и в том числе при работе с недопустимо низким оперативным запасом реактивности, что фактически уничтожило эффективность аварийной защиты реактора.
Повторю еще раз: наличие очень грубых нарушений регламентных требований привело к проявлению негативных нейтронно-физических свойств активной зоны реактора.
- Но ведь разработка канальных реакторов в нашей стране началась еще в январе 1946 года, по техническому заданию лаборатории, возглавляемой И.В. Курчатовым. Как же получилось, что негативные характеристики реактора не были выявлены до чернобыльских событий?
- О том, что при движении одного стержня вниз с верхнего концевика в нижней части реактора возникает небольшое увеличение мощности, было известно и до Чернобыльской аварии. Но эксперименты показали, что если одновременно вниз движется более 15 стержней, этот эффект исчезает полностью. Считалось, что у нас никак не может случиться того, чтобы все 170 стержней управления реактором оказались на верхних концевиках (ситуация, близкая к этой, произошла на 4-м блоке ЧАЭС).
Никто даже предположить не мог, что таким образом будут нарушены основополагающие инструкции. А вот о пустотном коэффициенте, об изменении этого эффекта реактивности при уменьшении плотности теплоносителя в активной зоне, физики имели ошибочное представление. До Чернобыльской аварии представлялось, что при снижении плотности теплоносителя в активной зоне ниже 0,5 граммов на кубический сантиметр пустотный эффект должен приближаться к нулю, то есть реактор должен как бы самозаглушаться.
На самом деле, как показали выполненные после аварии эксперименты на действующих блоках Чернобыльской, Смоленской и Игналинской станций, при уменьшении плотности теплоносителя пустотный коэффициент реактивности возрастал примерно до 4 βэф. Это было подтверждено и последующими расчетными исследованиями.
- То есть, до аварии ученые представляли себе этот процесс совсем иначе, чем он шел на самом деле? Выходит, что система управления и защиты конструировалась исходя из неверных математических предпосылок?
- Именно так. СУЗ создавалась на основании нейтронно-физических расчетов по эффектам реактивности действующих реакторов, существовавших в то время у наших физиков. И она полностью соответствовала тем представлениям, которые были у разработчиков физики реактора.
- Значит, в первую очередь после аварии на Чернобыльской АЭС совершенствовалась система защиты РБМК?
- Конечно, была проведена огромная работа по внедрению многих конструктивных элементов в узлы системы управления и безопасности. Но прежде всего был изменен состав активной зоны реакторов, с тем, чтобы максимально приблизить к нулю пустотный эффект реактивности. Это было сделано с помощью установки дополнительных поглотителей, а также путем использования топлива с более высоким обогащением. В настоящее время активные зоны на реакторах РБМК отличаются от тех, которые были в момент чернобыльской аварии, как небо от земли.
Пустотный эффект на всех одиннадцати действующих российских блоках с реакторами РБМК находится в пределах 0,3-0,8 βэф. На всех этих реакторах внедряется топливо с выгорающим поглотителем - эрбием. Для формирования активной зоны каждого из блоков выполнены прецизионные расчеты равномерности полей энерговыделения как по радиусу, так и по высоте. Повышение же эффективности систем управления и защиты было еще более трудоемким, поскольку требовало создания новых конструкций.
Прежде всего, была разработана абсолютно новая система аварийной защиты, так называемая быстрая автоматическая защита (БАЗ), со значительно возросшей (в 8 раз!) скоростной эффективностью. Если раньше срабатывание системы автоматической защиты происходило примерно за 14-16 секунд, то БАЗ глушит реактор в течение 2 секунд. Причем глушит полностью, а заглушение до безопасного уровня ведется вообще на первой секунде. Далее были выполнены все мероприятия по ликвидации эффекта, о котором я уже говорил выше и который приводил к увеличению мощности реактора в нижней его части при движении стержней с верхних концевиков, когда вместо отрицательной реактивности вводилась небольшой величины положительная.
Коротко можно сказать так: по результатам исследований аварийных процессов на Чернобыльской станции был выполнен громадный объем работ, едва ли не полностью изменивший облик всех ныне действующих уран-графитовых энергетических реакторов. Сюда относятся как изменения в оборудовании и в составе активной зоны, так и внедрение новых систем управления и защиты, систем защиты реакторного пространства, новых систем контроля за параметрами теплоносителя и многое другое. Очень большое значение после аварии стало придаваться и разработке новых приборов контроля целостности контура РБМК.
В настоящее время реакторы оснащены современным оборудованием, позволяющим осуществлять стопроцентный ультразвуковой контроль всех сварных соединений на блоке, для предотвращения каких-либо разрушений целостности контура многократной принудительной циркуляции. Нельзя не упомянуть и очень важные мероприятия по пересмотру всех нормативных документов, регламентирующих действия персонала на АЭС. Работники станций были переподготовлены таким образом, чтобы впредь никакие эксперименты, выходящие за рамки штатной эксплуатации, на реакторах не проводились. Это требование сегодня соблюдается неукоснительно.
- В числе мер по повышению безопасности блоков РБМК вы назвали использование более обогащенного топлива. Но ведь сегодня от эксплутационников мы то и дело слышим, что нужно добиваться снижения уровня обогащения. В частности, об этом говорят, когда речь заходит о достройке пятого энергоблока Курской АЭС.
- Когда в ходе исследований аварии стало ясно, что соотношение урана-235 и графита в активной зоне действующих реакторов неоптимально, и реакторы как бы перезамедлены, то есть количество графита в реакторе больше обусловленного ураном-235, перед нами встал выбор - какой из возможных вариантов применить для решения этой задачи. Следовало либо уменьшить количество графита в активной зоне, что на действующих блоках - дело неподъемное, либо поставить дополнительные поглотители, что очень резко снижает экономическую эффективность работы энергоблоков, либо идти по пути увеличения обогащения топлива.
На первых стадиях, как я и сказал, пошли по самому простому, но самому неэффективному с точки зрения экономики, пути установки паразитных дополнительных поглотителей в активную зону. Затем стали применять более обогащенное топливо. Но при строительстве пятого блока Курской АЭС, к монтажу реактора которого на момент аварии еще не приступали, была разработана новая графитовая кладка. Использование в ней блоков новой конфигурации позволило сократить примерно на одну восьмую часть общее количество графита. Поэтому на пятом энергоблоке Курской станции активная зона будет выглядеть совсем иначе, чем на ныне действующих энергоблоках. В его реакторе не будет дополнительных поглотителей. Отпадет необходимость в высоком обогащении топлива и применении выгорающих поглотителей. Максимально простая с точки зрения нейтронной физики активная зона будет обеспечивать ядерную безопасность реактора именно за счет новой конфигурации своих элементов. И это не просто удачное конструкторское нововведение - это оптимальное решение для всей уран-графитовой проблемы РБМК.
- Оно может открыть новые перспективы в развитии канальных реакторов?
- Можно только надеяться. На сегодняшний день в России свернуты все работы по канальному уран-графитовому реактору с естественной циркуляцией, несмотря на то, что именно этот реактор, и я заявляю об этом со всей ответственностью, обладает не только самыми высокими экономическими показателями, но и не уступает всем прочим типам реакторов по показателям безопасности.
- Причины такого забвения в том, что это реактор чернобыльского типа?
- Основные причины в другом. Все действительно понимают, что с точки зрения безопасности эти реакторы не хуже прочих, и это доказано исследованиями не только российскими, но и зарубежными. Однако остается другая проблема. Почему на Западе до сих пор так настойчиво ведется компания за закрытие наших действующих реакторов РБМК? Да потому, что на них, при определенном изменении действующего режима, может быть осуществлена технологическая цепочка наработки оружейного плутония. Сегодня в нашей стране приоритет отдан разработке тех конструкций реакторов, с которыми Россия может выходить на зарубежные рынки. А уран-графитовые канальные реакторы из-за своих оружейных возможностей перспектив продажи за рубеж не имеют.
В настоящее время все работы по тематике РБМК сводятся к двум направлениям. Первое основано на большом объеме мероприятий по модернизации и продлению срока службы действующих энергоблоков. Второе - достройка и пуск пятого энергоблока Курской АЭС. Согласно выводам, сделанным совсем недавно отраслевой комиссией, работавшей по указанию нового руководителя Федерального агентства по атомной энергии С.В. Кириенко, если достройку начать в ближайшее время, энергоблок № 5 Курской АЭС может быть веден в эксплуатацию уже в 2009 году. - Нашей страной накоплен огромный опыт эксплуатации канальных реакторов. Сегодня он востребован. Но будет ли он востребован в будущем? - Я в этом не сомневаюсь.
Даже если грядущие поколения откажутся от дальнейшего практического использования реакторов РБМК, останутся знания и наработки, годные к применению и в других направлениях реакторостроения. Использование в активной зоне в качестве замедлителя графита и канальная компоновка подачи теплоносителя в энергетических реакторах - это сугубо российское изобретение, которое развивалось и поддерживалось исключительно учеными и конструкторами Советского Союза. Здесь какого-то существенного зарубежного опыта попросту не существует.
К 26 апреля этого года в нашем институте, при спонсорской поддержке концерна "Росэнергоатом", планируется выпуск издания, посвященного канальному уран-графитовому реактору РБМК. Книга будет насыщена фактическими материалами по конструкции реактора, по составу и характеристикам активной зоны, по системам управления. В ней будут рассмотрены все, как проектные, так и запроектные, аварийные ситуации, которые могут возникнуть на этом типе реактора, рассмотрены вопросы, связанные с продлением срока службы энергоблоков, проблемы вывода этих блоков из эксплуатации. И мы уже сейчас знаем, насколько востребовано это научно и технически обоснованное пособие и теми специалистами, кто уже занимается разработкой реакторных систем или их эксплуатацией, и теми студентами, которые только готовятся посвятить свою жизнь ядерным энергетическим технологиям.
|
Просмотров: 1078 |
Добавил: polesie
| Рейтинг: 0.0/0 |
Добавлять комментарии могут только зарегистрированные пользователи. [ Регистрация | Вход ]
| |
| | |
|
|
Наш опрос |
| | |
|
|
|