К-19. Рождающая мифы - Владимир Ильич Бондарчук

Другим проявлением ядерной аварии реактивностного типа является несанкционированное развитие ядерной реакции деления. Не следует отождествлять понятия «несанкционированная ядерная реакция» и самопроизвольная ядерная реакция», о природе которой было сказано выше. Самопроизвольная ядерная реакция может произойти где угодно — в бассейне, в ведре, в трубопроводе вентиляции…

Несанкционированные ядерные реакции происходят в реакторах — устройствах, специально предназначенных для осуществления цепной ядерной реакции деления.

В основе этих аварий — несанкционированное высвобождения реактивности, которое выводит реактор в надкритическое состояние, то есть, к самопроизвольному его пуску.

Как уже было сказано выше, управление реактивностью осуществляется при помощи компенсирующих органов под контролем системы управления и защиты реактора. Но над этой системой властвует человек — оператор, управляющий реактором. И его действия не всегда предсказуемы.

Несанкционированные пуски реакторов, как вид ядерной аварии, произошли в большинстве своем на транспортных реакторах, принадлежавших военно-морскому флоту. В связи с относительно малыми габаритами их активных зон, для компенсации запаса реактивности применяются компенсирующие решетки. Перемещение компенсирующей решетки (КР) в активной зоне осуществляется электроприводом. Для предотвращения случайного включения электродвигателя КР конструкторы в станции управления двигателем предусмотрели защиту.

Двигатель КР работает в двух режимах. Подъем КР производится только «шагами», через ключ подъема КР. При опускании КР двигатель работает в непрерывном режиме. Изменение направления вращения двигателя осуществляется изменением чередования фаз. Если в режиме «КР вниз» изменить чередование фаз, то КР вместо непрерывного опускания, начнет подниматься вверх.

Нарушение чередования фаз — событие для корабля весьма редкое. Тем более в электропитании систем управления и защиты реактора. Так надеялись конструкторы. А для надежности эту систему обеспечили резервным электропитанием.

27.08.1968 г. на ПЛА К-140 проекта 667А проводили проверку работоспособности СУЗ реактора правого борта от резервного источника с левого борта. Вахтенный командир группы КИПиА, занимавшийся подачей резервного питания, обратил внимание, что обозначение фаз на клеммах не соответствует обозначениям на панели клеммной коробки. И решил самостоятельно устранить это несоответствие. До этого случая проверка от резервного источника не проводилась. Приборы контроля на пульте управления реактором не были включены. После вчерашней проверки СУЗ левого реактора управляющие ключи и переключатели не все были приведены в исходное состояние.

После перестановки питающих концов в соответствии с обозначением фаз на клеммной коробке было подано питание на СУЗ реактора правого борта. Так как система управления и защиты реактора левого борта находилась не в исходном состоянии, то при создавшейся комбинации управляющих ключей и переключателей электропитание получили электродвигатели КР левого реактора. При правильном чередовании фаз двигатели сработали бы на опускание КР, нижние концевые выключатели остановили бы работу двигателей. Но так как было нарушено чередование фаз и двигатели вращались в обратную сторону, то КР поднялись до верхних концевых выключателей, высвободив при этом весь запас реактивности. Произошел несанкционированный пуск реактора. А так как приборы на пульте реактора левого борта не были включены, то о том, что реактор вышел на мощность, узнали тогда, когда в реакторном отсеке стало жарко. Без раздумий дали холодную воду в реактор для охлаждения активной зоны. По расчетам, мощность достигла 20 номинальных значений. К чести советских кораблестроителей, разгерметизации первого контура не произошло.

Аналогичный случай произошел 30.11.1980 г. на ПЛА К-162 проекта 661, многим она известна уже как К-222. После перезарядки реакторов проводилась наладка системы СУЗ на реакторе левого борта. Тоже была нарушена фазировка двигателя, в результате чего компенсирующие решетки поднялись вверх, произошел неконтролируемый выход реактора на мощность. В 1-м контуре лопнул компенсатор на циркуляционном насосе, что предотвратило переопрессовку контура. Компенсатор заварили и лодку ввели в строй.

В приведенных примерах, несмотря на высвобождения всего запаса реактивности, катастрофических разрушений не произошло. Весьма существенное значение имеет скорость подъема КР, при которой на рост мощности значительное воздействие оказывает отрицательный температурный коэффициент реактивности. Это весьма важное достоинство водоводяных реакторов, обеспечивающее их саморегулирование и самозащищенность.

Но это достоинство проявляется только у реакторов, находящихся в состоянии «по-штатному». Весьма беззащитными они оказываются при отсутствии системы управления и защиты во время проведения ремонтных работ с реактором. Спровоцировать несанкционированную ядерную реакцию в таком реакторе могут непродуманные действия людей, ведущих эти работы.

18.01.1970 г. на заводе «Красное Сормово» в г. Горьком (теперь Нижний Новгород) проводили гидравлические испытания реактора на ПЛА К-320 проекта 670. Вследствие преступной халатности реактор не был подготовлен к проведению гидравлических испытаний. В реакторе этого типа имеется пять компенсирующих решеток. Механизмы СУЗ еще не были смонтированы. Поэтому при гидравлических испытаниях реактора на стойки КР необходимо было установить заглушки с упорами для КР. Однако эти штатные заглушки не были установлены. Вместо них на стойках КР остались транспортные заглушки, которые почему-то не были заменены.

При подъеме давления одна заглушка была сорвана. Потоком истекающей воды из реактора через открывшееся отверстие в стойке, компенсирующие решетки были подняты вверх. Возникла несанкционированная ядерная реакция. Вода в реакторе мгновенно вскипела. Тепловой взрыв не успел произойти из-за наличия открытого отверстия. Какое давление возникло в реакторе — неизвестно, но корпус реактора несколько раздулся. Через отверстие в стойке ударила струя радиоактивного пара, которым были загрязнена лодка и крытый эллинг, в котором она находилась. Впоследствии реактор был заменен.

Самым беззащитным реактор становится при перезарядке, когда он полностью раскрыт — снята крышка, имеется свободный доступ к компенсирующим органам, отсутствует контроль критичности реактора.

На реакторах 1-го поколения лодок активная зона имела один недостаток, который очень усложнял жизнь перегрузчиков. КР имела длинный шток, который проходил через крышку реактора. При съеме крышки с корпуса реактора существовала опасность, что шток КР будет заневолен в крышке при ее перекосе, и КР поднимется вместе с крышкой, в результате чего возникнет несанкционированная ядерная реакция. В вероятность такой опасности перегрузчики не очень-то верили, пока она не проявилась 12 февраля 1965 года при перезарядке К-11 проекта 627А на заводе в Северодвинске. Когда начали поднимать крышку, из-под нее вдруг пошел пар. Крышку опустили на место. Начали разбираться. Оказалось, что шток КР закусило в крышке. При подъеме крышки произошел и подъем КР, в реакторе началась несанкционированная ядерная реакция. К счастью, активная зона была старой, скорость подъема небольшой, перегрузчики успели среагировать, прекратили подъем и опустили крышку. Стали разбираться. Вот тогда и удостоверились в возможности закусывания штока КР.

Нужно отметить, что в то время подрыв крышки реактора производили давлением воды 1-го контура. При таком способе подрыва крышка реактора, во избежание выброса воды 1-го контура, закрывалась специальным баком, что не позволяло контролировать её положение.

При следующем подъеме крышки, во избежание закусывания штока КР, был установлен