Чернобыль. После взрыва. Часть 3. п.3.3

На модерации Отложенный http://www.ufo.obninsk.ru/chernob3.htm

КОМИССИИ.

... Совершенно естественным стало немедленное назначение комиссии по расследованию причин катастрофы. Хронологически первая комиссия состояла из работников Министерства среднего машиностроения и Министерства энергетики и электрификации в лице заместителей Министров (А.Г. Мешков и Г.А. Шашарин) и организаций этих министерств: ИАЭ и НИКИЭТ - создателей реактора РБМК, Института «Гидропроект» - Генерального проектировщика станции, ВНИИАЭС - от эксплуатирующей организации. Кто был назначен Председателем комиссии - мне неизвестно, приказа о создании ее не видел. В акте председателями комиссий или групп никто не хотел называться. Почти ни в одном документе по Чернобыльской катастрофе председателей нет, по крайней мере, в первое время. Для краткости буду называть эту комиссию комиссией Мешкова, как старшего по должности, потому что Г.А. Шашарин, тоже замминистра, этот акт не подписал

Основной вывод комиссии:

«Наиболее вероятной причиной взрыва явилось запаривание активной зоны реактора с быстрым обезвоживанием технологических каналов, вследствие возникновения кавитаци-онного режима работы ГЦН».

Взрыв произошел через 42,5 с после закрытия пара на турбину, т.е. в 01 ч 23 мин 46,5 с. Все остальное в акте направлено на обоснование этой версии.

Почему именно срыв насосов комиссия решила выставить причиной аварии? Я говорю выставить, ибо ни на минуту не сомневаюсь, что действительные причины аварии комиссии, может за исключением кого-то, были ясны с самого начала. Знали работники ИАЭ и НИКИЭТ, знал А.Г. Мешков... Он был ранее начальником главного управления, занимавшегося реакторами РБМК, и все документы по Ленинградской и другим станциям ему были известны. Документы по авариям и эксплуатационным замерам. Комиссия искала не причины аварии, она искала пути наиболее приемлемого показа. И наиболее приемлемым посчитала срыв ГЦН.

Дело в том, что после снижения мощности реактора расход насосов возрос и у 2-3 из восьми превышал допустимый для такого режима. Оператор Б. Столярчук просмотрел, может и видел, да не успел снизить, занятый другим. Есть нарушение Регламента персоналом! Остальное дело техники. Могло при таком нарушении сорвать эти насосы? Могло. Не было? Неважно. Виновен оперативный персонал!

К этому хочу сказать следующее. Даже если бы и сорвало насосы, то во взрыве реактора виновен никак не персонал. Срыв ГЦН и не двух-трех, а всех сразу - явление вполне возможное. Так, срабатывание главных предохранительных клапанов с последующей непосадкой, особенно на малой мощности, приведет к резкому снижению давления в первом контуре и срыву ГЦН. Неправильная работа регулятора питательной воды может привести к срыву насосов одной половины, чего достаточно для взрыва того реактора, который был. Поэтому реактор должен быть таким, чтобы выдерживал срыв главных насосов. И это задача науки и конструкторов. Еще в проекте все подобные ситуации должны быть проанализированы и приняты все необходимые меры безопасности.
Понимала ли это комиссия А.Г. Мешкова? Конечно. Но расчет прост: пока разберутся - пройдет время, и эти, так сказать, недостатки реактора будут устранены. Да и разберутся ли? Что под грифом «Секретно», а что и несекретно, то все равно недоступно. Кто имеет доступ и разберется, тому рот закроют угрозой увольнения, а еще хуже — лишением допуска к секретным работам. В атомных делах без такого допуска серьезному специалисту делать было почти нечего.
Правда, в дальнейшем, ввиду уж очень явной подгонки фактов, от версии срыва ГЦН фактически отказались.

Комиссия Г.А. Шашарина

Заместитель Министра энергетики и электрификации Г.А. Шашарин подписывать акт расследования отказался, и группа в составе работников Института «Гидропроект» и ВНИИАЭС с привлечением Всесоюзного теплотехнического института и конструкторов ГЦН провела расследование причин Чернобыльской аварии и выпустила документ под названием «Дополнение к акту расследования»...
Этот документ еще в мае 1986 г. верно отразил суть произошедшего на блоке. Во всяком случае, вполне мог стать основой для объективного исследования.
В нем убедительно показаны:
— несостоятельность версии срыва ГЦН;
— проведение эксперимента по «Программе выбега ТГ» не связано с возникновением аварии;
— глушение реактора автоматически в 01 ч 23 мин 04 с с началом эксперимента ситуации не меняло, и взрыв произошел бы на 36 с раньше;
— разрыва трубопроводов первого контура диаметром 300 мм и более не было.
Приведу этот документ с некоторыми сокращениями. Он заслуживает этого не потому, что открывает какие-то новые аспекты к современному пониманию причин аварии, а потому, что еще в мае 1986 года фактически были установлены истинные причины аварии, стоило только подойти к вопросу непредвзято. Текст привожу с сохранением нумерации его пунктов.

1. Как следует из распечаток программы ДРЕГ, расшифровки осциллограмм изменения параметров работы оборудования при проведении опыта совместного выбега нагрузки собственных нужд с ТГ (приложение 2), диаграмм самописцев, объяснительных записок эксплуатационного персонала, справки работника организации — конструктора ГЦН (приложение 3), срыва циркуляции в КМПЦ не было вплоть до неконтролируемого разгона реактора и роста давления в контуре.
Из указанных приложений видно, что расходы теплоносителя через каждый ГЦН и по КМПЦ в целом до 01 ч 23 мин 45 с были стабильными, признаки срыва расхода отсутствовали.


2. Установка работала по нормальной технологической схеме с одним включенным ТГ-8, имевшим мощность 40 МВт электрических при тепловой мощности реактора около 200 МВт. Мощность реактора поддерживалась АР. При этом все параметры, характеризующие работу реакторной установки, в период времени, предшествующий аварии, вплоть до нажатия кнопки A3 были нормальными и стабильными. Аварийных технологических сигналов на блоке отмечено не было.


4. Изменение режима работы блока после отключения ТГ-8 состояло в постепенном за 30...40 с сокращении расхода через реактор и переходе на работу с восьми на четыре ГЦН при постоянной мощности реактора, составлявшей 6... 7 % от номинальной. В процессе проведения этого режима расход через реактор сократился на 20 % от исходного значения. Расход воды через каждый из четырех ГЦН, оставшихся на нормальном питании, возрос. Это сократило запас до запаривания этих ГЦН (приложение 4), однако признаков срыва напора насосов, снижения их производительности, резкого сокращения расхода теплоносителя через реактор, изменения реактивности активной зоны и возрастания мощности или иных заметных изменений параметров по этой причине не было.
Отличие от обычных режимов эксплуатации состояло в том, что:
— для выполнения программы по проверке предусмотренного проектом режима работы механизмов собственных нужд при потере внешних источников питания (режим обесточивания) за счет энергии ТР после его отключения от сети были включены в работу восемь ГЦН, что не запрещено технологическим регламентом и инструкциями;
— оперативный запас реактивности перед аварией, как установлено при дополнительном анализе, составлял около восьми стержней РР при допускаемом технологическим регламентом не менее 15 стержней PP.

5. Оперативный персонал допустил следующие нарушения:
5.1 По отдельным ГЦН расход воды превышал величину 7 000 м3/ч, установленную как предельная при расходе питательной воды менее 500 т/ч.
5.2 При провале мощности в переходном процессе, длившемся 12 мин, тепловая мощность снизилась до 40...60 МВт, ОЗР снизился ниже допустимого и составлял за одну минуту до аварии восемь стержней. Кроме того, мощность реактора была 200 МВт в отклонение от программы.

6. Группа экспертов проанализировала указанные нарушения и отмечает следующее:
Для определения ОЗР необходимо по запросу оператора выполнить расчет по программе «Призма» и провести анализ распечатки результатов расчета. Этот процесс длится 7...10 мин, в течение которых в переходном периоде ситуация существенно меняется. Другой способ оценки — подсчитать по указателям положения 211 стержней. Но это долго.
В проектных материалах реакторной установки и основанном на них технологическом регламенте нет обоснования минимального запаса реактивности с точки зрения безопасности реактора.
В техническом проекте реакторной установки и в технологическом регламенте нет разъяснения о возможных последствиях работы реактора с малым запасом реактивности.
Нет указаний об оптимальном распределении стержней в процессе нестационарного отравления. С другой стороны, ни в каких материалах нет указаний об особой опасности режима работы на малых уровнях мощности.
Во всех материалах подчеркивается особая опасность превышения допустимых пределов при больших уровнях мощности. Таким образом, персонал ни технически, ни психологически не был подготовлен к тому, что столь малый уровень мощности может представлять не меньшую, а большую опасность при определенных обстоятельствах, чем при работе на полной мощности.

11. Причины аварии.
Как следует из расчетов ВНИИАЭС, основной причиной неконтролируемого разгона реактора является сброс A3 в конкретных условиях: при запасе реактивности, равном восьми стержням, находившимся в активной зоне, и при малом недогреве до кипения теплоносителя на входе в реактор.
Такой разгон возможен из-за одновременного действия следующих факторов:
11.1 Принципиально неверная конструкция стержней управления и защиты, приводящая при начальном их опускании вниз с целью прекращения цепной реакции деления к внесению положительной реактивности в нижнюю часть активной зоны. При некоторых конфигурациях нейтронного поля и большом числе выведенных из активной зоны стержней это может привести как к локальному, так и общему разгону реактора, вместо его остановки.
11.2 Наличие положительного парового эффекта реактивности.
11.3 Наличие, как показала рассматриваемая авария, положительного быстрого мощностного коэффициента реактивности, вопреки утверждению.
11.4 Работа ГЦН на малой мощности реактора с расходом до 56 тыс. м3/ч при малом расходе питательной воды. (Это не запрещено технологическим регламентом).
11.5 Непреднамеренное нарушение персоналом требований регламента в части поддержания минимального запаса реактивности и программы испытаний в части поддержания уровня мощности реактора.
11.6 Недостаточность в проекте реакторной установки технических средств защиты и оперативной информации персоналу, а также указаний в материалах проекта и в технологическом регламенте об опасности выше указанных нарушений.
Перечисленные факты показывают, что в проекте реакторной установки не были выполнены важнейшие требования пунктов 2.2.2. и 2.3.7. ОПБ.

Это единственная комиссия, которая отметила несоответствие реактора нормативным документам. Правда, что-то ей помешало, возможно недостаток времени, установить ставшие совершенно явными после аварии несоответствия реактора коренным требованиям ПБЯ, но если бы этот документ был принят к рассмотрению, то все требования нормативных документов по безопасности реакторов, которым реактор не отвечал, выявились бы сами собой.