А-П

П-Я

А  Б  В  Г  Д  Е  Ж  З  И  Й  К  Л  М  Н  О  П  Р  С  Т  У  Ф  Х  Ц  Ч  Ш  Щ  Э  Ю  Я  A-Z

 

большой паровой эффект реактивности и неудовлетворительная А3, и никак это не относится в адрес физиков и конструкторов. Вроде бы они сами по себе появились у реактора. А ещё лучше приписать оперативному персоналу, как будто он формировал такую активную зону и конструировал стержни СУЗ, а не другие. Вот-де при таких-то эксплуатационных условиях (кивок на операторов) особенно резко сказываются отрицательные свойства. Как будто им не ясно, что ни при каких эксплуатационных и аварийных режимах никакие свойства реактора не должны вести к взрыву.
Первой появилась работа профессора Б. Г. Дубовского «О факторах неустойчивости ядерных реакторов на примере реактора РБМК». Б Г. Дубовский в 1958-1973 гг. был начальником службы ядерной безопасности в СССР и реактор РБМК знает не по наслышке. Ещё в 70-х годах давал предложения по улучшению защиты именно этих реакторов.
В работе подробно рассмотрены и объяснены пороки СУЗ реактора. Вот они. Активная зона имеет высоту семь метров, поэтому возможно возникновение почти самостоятельных реакторов внизу и вверху зоны. В то же время все стержни СУЗ, задействованные в А3, расположены вверху, и при возникновении локального реактора внизу поглотители нейтронов туда вводятся с большим опозданием. В СУЗ РБМК были ещё так называемые укороченные стержни-поглотители. Они всегда расположены в нижней части активной зоны или выведены из неё вниз. Поэтому они могут низа зоны достичь быстро. Но
«из-за допущенного грубейшего, совершенно нелогичного просчёта в проекте защиты стержни УСП не были подключены к сигналу общей аварийной защиты АЗ-5, что исключило их быстрое введение в объём возникновения неконтролируемого зонального реактора в нижней части активной зоны – в самый опасный район с точки зрения разгона реактора».
Внизу активной зоны локальный реактор создавался не по технологическим причинам, он создавался самой системой СУЗ. Из-за неоднородности стержней (поглотители, вытеснители, столбы воды) при нахождении стержня вверху в нижней части канала – столб воды высотой 1,25 м. Замещение этих столбов графитовым вытеснителем, слабее поглощающим нейтроны, и создаёт местный реактор.
«Наличие столбов воды под графитовыми вытеснителями обусловило второй грубейший просчёт в конструкции системы СУЗ».
Комментарии Б.Г. Дубовского к этому явлению:
«К великому сожалению, опасная предаварийная ситуация после нажатия кнопки АЗ-5, произведённого по команде начальника смены для остановки реактора, перешла в первую стадию аварийного процесса, обусловленного разгоном образовавшегося в нижней части активной зоны зонального неконтролируемого реактора (подумать только: нажатие кнопки аварийной защиты АЗ-5 – кнопки спасения – вызывает взрыв реактора)».
При этом проявил себя третий принципиальный просчёт в конструкции стержней А3 и вообще всех стержней-поглотителей – малая скорость их введения в активную зону при немыслимо большом полном времени погружения 18…20 с.
В то же время, как в нижней части создан реактор с большой надкритичностью и нейтронная мощность в нём начала резко возрастать, поглотители ещё далеко. За время их движения нейтронная мощность успевает реализоваться в тепловую (для специалистов – тепловая постоянная времени твэлов 10 с). И здесь уже проявляет себя паровой эффект реактивности – вода в технологических каналах превращается в пар, что ведёт опять же к возрастанию реактивности и увеличению мощности. Всплеск нейтронной мощности мог привести к вскипанию воды и в каналах СУЗ и также к увеличению реактивности. Так проектантами были выбраны характеристики реактора.
«Выбор столь неудачных, по сути дела опаснейших физических характеристик, особенно при работе реактора на малом уровне мощности, по-видимому, был сделан для достижения более выгодных экономических показателей».
Убедительно показав несостоятельность А3 и всей системы СУЗ, профессор убеждён, что именно она в сочетании с большим положительным паровым эффектом реактивности взорвала реактор четвёртого блока 26 апреля 1986 г.
Дело не только в убеждении – таких немало, дело и в активной гражданской позиции Б.Г. Дубовского. Вот выдержка из его письма к М.С. Горбачёву после организации в Верховном Совете комиссии по рассмотрению причин возникновения и последствий Чернобыльской аварии:
«Продолжающееся несправедливое взваливание на чернобыльский персонал ответственности исключает дальнейшее развитие энергетики – невозможно в будущем исключить ошибки персонала. Допущенные персоналом нарушения, при минимальном соответствии защиты реактора своему назначению, свелись бы только к недельному простою. Командно-административная околонаука ввела в заблуждение народ, Академию наук, академика Сахарова, Верховный Совет.
Прошу предоставить возможность объяснить экологам Верховного Совета истинные причины аварии Чернобыльского реактора и необходимые меры по обеспечению безопасности». 27.11.89 г.
Говоря о недельном простое из-за нарушений персонала, профессор скорее всего отдаёт дань висящему на персонале обвинению. На самом деле при нормальной защите, как максимум, могла произойти несанкционированная остановка без каких-либо разрушений. Реактор РБМК после модернизации его является фактически новым реактором, существенно отличающимся по уровню безопасности от прежнего. Принятые меры неадекватны объявленной версии о вине персонала, она явно преувеличена. Нужна правильная оценка просчётов и ошибок персонала и создателей реактора, что будет только на пользу установлению нормального психологического климата в коллективах АЭС, их семьях и у населения прилегающих к АЭС районов.
Б.Г. Дубовский в течение четырнадцати лет руководил службой ядерной безопасности страны, неоднократно участвовал в расследовании аварий, связанных с самопроизвольной цепной реакцией, какая и была в Чернобыле. Знает, о чём говорит:
«Целесообразность проведения повторного расследования, кроме более ясного понимания допущенных научно-технических просчётов, обусловлена тем, что непосредственно после аварии некоторые участники, допустившие ошибки, заведомо искажают обстоятельства, которые привели к аварии; в некоторых случаях возможен групповой сговор».

«Соответствует ли принципам гуманности упоминание руководителей, причастных к возникновению аварии, уже ушедших из жизни (Фейнберг, Кунегин) или ставших почётными заслуженными пенсионерами (Александров, Доллежаль)? Думается, что с учётом трагических последствий аварии на четвёртом блоке ЧАЭС, именно соображения гуманности требуют отказа от анонимности. Во имя памяти о погибших и справедливости к пострадавшим и, что очень важно, для исключения возникновения новых крупномасштабных аварий».
Слова справедливые, основаны на знании предмета разговора. Ничего сказанного в работе Б.Г. Дубовского опровергнуть нельзя, можно только констатировать – всё так и было. Есть только уточнение, связанное с незнанием Б.Г. Дубовским одного практического обстоятельства. Профессор говорит, что эксперименты, связанные с изменением реактивности более 0,5 ?эфф (равно 5 стержням РР), следует проводить только при достижении стационарного режима по ксенону и при значительном и примерно стабильном запасе реактивности на мощности более 30 %.
Хотя утверждение не бесспорно, но для реактора РБМК можно согласиться.
Исходя из этих соображений делается вывод:
«Главным принципиальным просчётом, допущенным персоналом АЭС, был крайне неудачный, безграмотный выбор времени для проведения заведомо опасного эксперимента – при сильном снижении величины запаса реактивности из-за быстрого радиоактивного накопления сильнейшего поглотителя нейтронов – ксенона».
Не претендуя на особую грамотность, могу сказать, обычные для эксплуатационника расчёты мне были доступны. Связанные с экспериментом изменения реактивности были только при пуске и остановке ГЦН из-за изменения паросодержания теплоносителя. По справке Отдела ядерной безопасности, выданной нам, паровой эффект реактивности составлял +1,29 ?эфф Отсюда, при остановке четырех насосов из восьми, изменения реактивности больше двух стержней не насчитать. Б.Г. Дубовский, видимо, имел ввиду величину парового эффекта в 5– 6 ?эфф , намеренную после аварии.
Остановки насосов и притом более быстрые, чем при эксперименте, возможны во время обычной работы реактора при отключении электрической секции. Значит, вообще там работать было нельзя? Впрочем, это так и было, но эксперимент здесь ни при чём.
Отчёт А.А. Ядрихинского, инспектора Госатомэнергонадзора на Курской АЭС В работе А.А. Ядрихинского впервые поставлены вопросы о соответствии реактора РБМК, по его состоянию на 1986 г., основным нормативным документам по ядерной безопасности реакторов – ОПБ и ПБЯ. Правда, из этой же работы видно, что это не первый документ, но те мне неизвестны.
Нормативные документы содержат необходимые и достаточные требования по проектированию, строительству и эксплуатации реакторов и энергоблоков. Каждое требование Правил должно быть выполнено, в противном случае безопасность должна обосновываться, подтверждаться расчётом и согласовываться с оговорёнными инстанциями. По реактору РБМК никаких отступлений не объявлялось и согласований не производилось. Выходит, по мнению авторов, РБМК полностью отвечал требованиям этих документов.
Сомнения в этом возникали и раньше, но лишь осмысливание аварии и последующих расчётов выявило для эксплуатационников суть реактора РБМК. Как указывает А.А. Ядрихинский в перечне, составленном на Курской АЭС, за реактором РБМК числится ни много, ни мало – 32 отступления от требований ПБЯ, ОПБ и Правил устройства и безопасной эксплуатации АЭС. Понятно, не все эти отступления оказали влияние на возникновение аварии 26 апреля 1986 г. Но и тех, которые «действовали» 26 апреля, достаточно, больше десятка, и это убедительно показано в работе.
Установление невыполненных конструкторами конкретных пунктов документов, имеющих силу закона, важно. Это исключает произвол в толковании, ставит на законную, правовую основу – мог или не мог реактор безопасно эксплуатироваться. Если реактор не отвечал законным требованиям, то ответственность за это несут создатели его, и проталкивание реактора в эксплуатацию преступно. Об этом прямо говорится в ПБЯ, как и в других нормативах:
«Лица, виновные в нарушении „Правил“, привлекаются к административной или судебной ответственности в соответствии с действующим Законодательством».
Сомнения в объективности расследования причин аварии, где основными действующими лицами были авторы проекта реактора – потенциальные виновники аварии, и заставили провести независимое расследование. На основании этого расследования А.А. Ядрихинский приходит к выводу, что «авторы проекта должны быть ответчиками, а не истцами, как это имеет место сейчас». Называет он и конкретные лица:
«Настоящих, ныне действующих виновников Чернобыльской аварии немного. Это академик А.П. Александров, академик И.А. Доллежаль – руководители всех работ по реакторам РБМК, член-корреспондент И.Я. Емельянов – руководитель работ по СУЗ реактора и Главный государственный инспектор по ядерной безопасности СССР Н.И. Козлов; последний признал реактор РБМК ядернобезопасным, хорошо зная, что это не так».
Они должны быть признаны виновными согласно ими же разработанным ПБЯ. Не являясь прокурором или судьёй, не берусь судить о степени ответственности указанных лиц, но вина их несомненна.
Речь не о судебной ответственности. Прошло уже более пяти лет после аварии. И законы наши к кому жестоки, к кому сверхгуманны. Вспомним министра внутренних дел Узбекистана Яхьяева. Совершая преступления, получал ордена. Потом эти награды стали индульгенцией за преступления.
Но выяснить истину и снять необоснованные обвинения с персонала необходимо.
Сделать это будет совсем непросто. Ложь с ясными глазами продолжается. Министерство атомной энергетики выпустило перечень отступлений, согласованный с Главным конструктором и Научным руководителем, где основные нарушения ПБЯ отсутствуют. Нет там пунктов 3.2.2, 3.3.21, 3.3.26, 3.3.28, процитированных мной здесь. Непонятно, как можно не заметить или отрицать их нарушение. Пока будут заниматься те же люди, сдвига не будет.
На заседании комиссии Верховного Совета, куда меня пригласили рассказать обстоятельства, при которых произошла авария, присутствовавший там же заместитель директора НИКИЭТ Ю.М. Черкашов начал выяснять, был ли я на БЩУ в момент провала мощности реактора. Как будто физические явления от моего присутствия могут измениться. Долгов из судебно-технической комиссии:
«Зачем в нарушение программы эксперимента вывели защиту по останову двух ТГ?» Хотя ни слова о защите нет в программе, и он это знает. Эти участники делают всё, чтобы утопить расследование в мелочах, совершенно ненужных, но сути не касаться. Правда, председатель комиссии быстро разобрался. Но я был всего два раза, а они постоянные участники. Предвосхищать решение комиссии Верховного Совета не могу и не берусь. Уверенности, что гнёт официального обвинения персонала будет преодолён, нет. Хотя, думаю, так называемым недостаткам реактора наконец-то дадут истинное название. Если недопустимые пороки реактора – недостатки, то и обнаруженная беременность весталки – недостаток. А из истории мы знаем, что весталок с таким «недостатком» живыми замуровывали.
Какими бы хорошими, верными и решительными не были отчёты А.А. Ядрихинского и Б.Г. Дубовского, это отчёты самодеятельные, им никакая официальная организация делать их не поручала. А ПОТОМУ все официальные институты могут делать вид, что их нет. Организаций же в Советском Союзе, заинтересованных в установлении несоответствия реактора РБМК нормативным документам, нет.
Будьте уверены, если бы реактор отвечал нормам проектирования, то отчёт с подробнейшими доказательствами ИАЭ и НИКИЭТ создали бы в течение недели после аварии. Не нужно это и Министерству энергетики и его преемнику Министерству атомной энергетики.
Право и обязанностьустановить согласие реактора с нормами непосредственно лежат на надзорном органе – Госатомэнергонадзоре. Однако, не выполнив свои надзорные функции до аварии, этот орган, вернее работающие в нём люди, в течение нескольких лет и после аварии противились. Надзорный орган, хотя именовался Государственным, таковым по существу не являлся. А до 1984 г. вообще был подразделением Минсредмаша – карманный надзорный орган. Формально наделённый большими правами, фактически пользоваться ими не осмеливался. Даже после аварии. Неоднократные запросы Госатомэнергонадзора о предоставлении обоснования безопасности реактора РБМК создателями его – Научным руководителем и Главным конструктором попросту игнорировались.
В 1986 г. при решении вопроса о пуске первого блока ЧАЭС, остановленного после аварии, вновь возник вопрос о предоставлении материалов с обоснованием безопасности. На что присутствовавший там Научный руководитель А.П. Александров ответил:
«Какие ещё вам обоснования, если здесь Я. Я говорю: реактор безопасен – пускайте».
И по решению Правительственной комиссии пустили. Апломб и привычка властвования А.П. Александрова понятны. Менее понятны действия надзорного органа и всей комиссии: в заявлениях А.П. Александрова о надёжности реактора не было недостатка и до аварии. И вот, поди ты, сработало. И на этот раз.
Лишь после смены руководства, наконец-то, надзорный орган решился посмотреть, в каких отношениях находился РБМК с законными требованиями по проектированию.
В 1990 г. состоялось заседание Научно-технической секции с приглашением представителей различных организаций. Был рассмотрен отчёт А А. Ядрихинского. Не касаюсь вопросов протекания процесса взрыва и количества выброшенного радиоактивного материала. Одному человеку решить эту задачу не под силу. Полагаю, точная картина взрыва никогда не будет описана. Нам она не интересна. Нам надо знать начало, и что к этому злополучному началу привело.
На заседании секции впервые комиссией различных организаций было признано большое (более 20) количество нарушений статей ПБЯ и ОПБ. Только представители Главного конструктора не согласились с таким решением. Это уже страшно, таких людей от конструирования реакторов надо отстранять. Независимо от мотивов, которыми они руководствуются: не осознают этих нарушений или осознают, но отрицают. И то, и другое недопустимо.
Комиссия Н.А. Штейнберга была назначена приказом Председателя Госатомэнергонадзора № 11 от 27.02. 1990 г. и в январе 1991 года выпустила доклад.
Комиссией изучены многие десятки документов по проекту реактора, послеаварийные расчёты и исследования, аварийная документация.
1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22 23 24 25 26 27 28 29 30 31 32 33 34 35 36