К-19. Рождающая мифы - Владимир Ильич Бондарчук
Наличие запаздывающих нейтронов решающим образом упрощает проблему регулирования скорости протекания цепной реакции. За счет небольшого числа запаздывающих нейтронов с большим временем жизни (порядка 10 с) количество нейтронов можно заставить изменяться более медленно, что дает возможность осуществить управление реактором при помощи механических систем.
Управление мощностью реактора осуществляется через управление его реактивностью.
Реактивность — физический параметр реактора, характеризующий способность системы из делящихся материалов поддерживать цепную ядерную реакцию. Реактивность — универсальная характеристика реактора, происходящих в нем физических процессов и поведения реактора во времени.
Если эффективный коэффициент размножения нейтронов КЭфф = 1, то такую систему называют критической. К ней относятся все ядерные реакторы. При увеличении мощности реактора необходимо увеличить КЭфф, сделать его больше 1, то есть сделать систему надкритичной. При снижении мощности КЭфф делают меньше 1, реактор становится подкритичным. Отличие КЭфф от 1 определяет реактивность. Чем больше будет отличаться КЭфф от 1, тем с большей скоростью будет изменяться ядерная реакция, то есть изменяться нейтронный поток, а значит, и мощность реактора. У реактора, работающего на постоянной мощности, реактивность будет равна 0.
В качестве единицы измерения реактивности используется отношение коэффициента размножения к доле запаздывающих нейтронов, которая составляет 0,007. В области реактивности меньше 0,007 реактор управляем. Если реактивность больше 0,007, реактор становится неуправляемым. В этом случае увеличение мощности реактора происходит только на мгновенных нейтронах, влияние запаздывающих нейтронов ничтожно. Это приводит к разгону реактора, когда органы управления уже не могут оказать эффективного воздействия на скорость протекания цепной ядерной реакции деления.
Принципиальное управление реактором может осуществляться путем изменения скоростей генерации нейтронов, утечки или поглощения. Управление реактором на тепловых нейтронах осуществляется методом поглощения нейтронов. Управляющие стержни, изготовленные из материалов с большим сечением поглощения нейтронов, вводимые или извлекаемые из активной зоны, изменяют число непродуктивно захватываемых нейтронов, и реактивность реактора уменьшается или увеличивается. По такому принципу работают и компенсирующие органы (компенсирующая решетка), и регулирующие (стержни автоматического регулирования), и аварийные (стержни аварийной защиты).
Реактивность реактора изменяется не только от перемещения компенсирующих органов.
Эффективный коэффициент размножения (реактивность реактора) находится в сложной зависимости от температуры. При изменении температуры изменяются плотность замедлителя, теплоносителя, сечение поглощения тепловых нейтронов и величина резонансного поглощения.
Важное эксплуатационное значение имеет знак и величина температурного коэффициента для реактора, разогретого до рабочей температуры.
Если реактор обладает отрицательным температурным коэффициентом, то случайное повышение температуры вызывает уменьшение реактивности, уменьшение мощности реактора, а следовательно, и температуры. В реакторах ВВР увеличение мощности ведет к росту температуры теплоносителя — замедлителя, снижению плотности последнего, ухудшению, вследствие этого, замедляющих и размножающих свойств активной зоны, потере реактивности, снижению мощности. Это существенное достоинство водоводяных реакторов, обеспечивающее их саморегулирование и самозащищенность. Если реактор обладает положительным температурным коэффициентом, то небольшое увеличение температуры в реакторе вызывает увеличение реактивности. Реактор начнет увеличивать свою мощность, возрастет тепловыделение, которое, в свою очередь, вызовет увеличение температуры, что приводит к новому увеличению мощности. Таким образом, при малейшем увеличении температуры в реакторе, находящемся в критическом состоянии, обнаруживается тенденция к разгону. Таким свойством обладают реакторы кипящего типа, в которых теплоноситель пребывает в двух фазах — вода и пар, по-разному влияющих на размножающие свойства нейтронов.
Особенность ядерных реакторов канального типа, к которым принадлежит реактор РБМК, состоит в том, что свойства замедлителя нейтронов — графита, в различных режимах работы не изменяются. При увеличении или уменьшении мощности замедлитель работает с прежней эффективностью. Теплоноситель — обычная вода — обладает худшими, по сравнению с графитом, замедляющими свойствами по причине более интенсивного поглощения тепловых нейтронов. Однако поглощающие свойства обычной воды оказывают существенное влияние на безопасность эксплуатации канальных реакторов. Увеличение мощности вызывает повышение паросодержания в технологических каналах, что равносильно удалению части воды. А это равносильно удалению из активной зоны части стержней — поглотителей нейтронов, что ведет к высвобождению реактивности и еще большему росту мощности реактора.
Такую зависимость размножающих свойств ядерного реактора от наличия воды в активной зоне называют «паровым эффектом реактивности». Он и сыграл роковую роль в Чернобыльской трагедии. Явление «парового эффекта реактивности» не было новостью для научного руководителя или главного конструктора реакторов типа РБМК, установленного на 4-м энергоблоке Чернобыльской АЭС.
Стремление реактора РБМК к самопроизвольному росту мощности было замечено еще при пуске энергоблока Ленинградской АЭС в 1975 году. Для предотвращения такого явления ограничились организационными мероприятиями. Однако такие мероприятия не смогли предотвратить аварию на 4-м блоке Чернобыльской АЭС.
В период времени, непосредственно предшествующий аварии, операторы не производили целенаправленных действий по высвобождению реактивности. Напротив, одним из последних управляющих воздействий оператора было нажатие на кнопку аварийной остановки реактора. Однако при том состоянии реактора поглощающие стержни, при определенном положении в активной зоне, создали небольшой всплеск реактивности, что явилось «запалом» для лавинообразного нарастания мощности за счет быстрого роста реактивности, обусловленного таким физическим свойством реактора как «паровой эффект реактивности». Произошел разгон реактора, который окончился паровым взрывом.
В заключении о причинах аварии сказано: «Разработчики реакторной установки не предусмотрели создания штатных систем безопасности, способных предотвратить аварию при имевшем место наборе преднамеренных отключений технических средств защиты и нарушений регламента эксплуатации, так как считали такое сочетание событий невозможным. Таким образом, первопричиной аварии явилось крайне маловероятное сочетание нарушений порядка и режима эксплуатации, допущенных персоналом энергоблока».
С таким выводом не хотят согласиться эксплуатационники. И в свою защиту приводят недостаток конструкции стержней СУЗ, который действительно имел место. Но ведь этот недостаток проявился через 3 часа после того, как реактор требовал остановки. А люди ему этого не позволили сделать. По действиям персонала один физик вынес такой вердикт: «изнасилование атомной электростанции, совершенное группой лиц по предварительному сговору, осуществленное в особо жесткой и извращенной форме и повлекшее за собой смерть потерпевшей».
У нас как-то принято людей, погибших при катастрофах, рассматривать если не как героев, то как мучеников, жертв амбиций ученых, конструкторов, машиностроителей — всех, кто участвовал в создании данного проекта. И если мы находим оправдание ошибкам эксплуатационного персонала, то следует проявить справедливость и по отношению к реактору РБМК и к создавшим его людям. Анатолий Петрович Александров честно признал: «Чернобыль — это трагедия всей моей жизни». Но ведь атомная энергетика не закончилась на Чернобыле, продолжает развиваться. Если укорять Александрова и Доллежаля за реактор РБМК, то впору проклинать авиаконструктора Туполева за его Ту-154. Уж сколько горя эти самолеты принесли в чьи-то семьи. А люди
