Дополнения к Докладу №1 (INSAG-1): отчёт INSAG-7, октябрь 1993г. 3. АВАРИЯ Последовательность событий, описанная в INSAG-1, была воспроизведена на основе информации, представленной советскими учеными на Совещании 1986 года по рассмотрению причин и последствий аварии в Чернобыле, и в ходе обсуждений между советскими учеными и специалистами МАГАТЭ в последующую неделю. В табл. IINSAG-1 и в сопровождающем ее тексте последовательность событий представлена в том виде, как она понималась в то время на основе использования данных станции и компьютерного моделирования. Со времени Венского совещания был выполнен значительный объем дополнительной работы по анализу событий, что привело к новому пониманию физических характеристик реактора РБМК (изложенных в Разделе 2), а также некоторых подробностей хода аварии 26 апреля 1986 года. Это углубленное понимание вызвало необходимость пересмотреть некоторые детали сценария, представленного в INSAG-1, а также изменить некоторые важные выводы. Подробная хронологическая последовательность событий в том виде, как она представляется в настоящее время, содержится в подготовленных в СССР докладах комиссии Госпроматомнадзора под председательством Н. А. Штейнберга и рабочей группы экспертов СССР под председательством А. А. Абагяна (Приложения I и II). Более того, часть информации в конце табл. I INSAG-1 в значительной степени основывается на представленных в 1986 году результатах компьютерного моделирования, которая впоследствии была заменена информацией на основе результатов более сложного анализа. В Разделе 3 не обсуждается значимость различий в построениях моделей. Упоминаемые ниже моменты времени, события и их значимость соответствуют данным, приведенным в табл. IINSAG-1. (1) Отключение системы аварийного охлаждения реактора (14 ч 00 мин 00 с, 25 апреля) В INSAG-1 указывалось, что блокировка системы аварийного охлаждения реактора (САОР) явилась нарушением регламента. Однако полученная в последнее время из Советского Союза информация подтверждает, что блокировка САОР на Чернобыльской АЭС была фактически допустима, если она разрешалась Главным инженером, и что такое разрешение было дано на время проведения испытаний, приведших к аварии, и даже было утверждено в рабочей программе испытаний. ИНСАГ полагает, что этот момент не повлиял на возникновение и развитие аварии.Однако следует признать, что в течение приблизительно 11 часов до аварии реактор эксплуатировался на половинной мощности с заблокированной САОР. Это можно было бы не рассматривать как нарушение только в случае, если бы 11-часовой период работы на половинной мощности являлся частью запланированных испытаний, что явно было не так. Отключение САОР на этот период и разрешение эксплуатации в течение продолжительного периода времени с выведенной из работы важнейшей системой безопасности указывают на отсутствие культуры безопасности. (2) Работа реактора на минимально контролируемом уровне мощности реактора (23 ч 10 мин 00 с, 25 апреля) Содержащееся в INSAG-1 заявление (стр. 15) о том, что "продолжительная эксплуатация на уровне ниже 700 МВт (тепл.) запрещена нормальными процедурами безопасности ввиду проблем теплогидравлической неустойчивости", основывалось на устных заявлениях, сделанных советскими экспертами в ходе дискуссий сразу же после Венского совещания. Фактически же запрещения продолжительной эксплуатации реактора на уровне мощности ниже 700 МВт(тепл.) не содержалось ни в проектной документации, ни в нормативно-регламентационных ограничениях, ни в инструкциях по эксплуатации. Важность, придаваемая этому заявлению в INSAG-1, не оправдана. После происшедшего ясно, что такое запрещение должно было быть применено. (3) Переход с локального на общее регулирование мощности (00 ч 28 мин 00 с, 26 апреля) В докладе INSAG-1 указывается, что резкое снижение мощности до 30 МВт (тепл.) обусловлено ошибкой оператора. В последних докладах предполагается, что ошибки оператора не было как таковой; в докладе комиссии Госпроматомнадзора (Приложение I, Разделы 1-4.6, 1-4.7) содержится ссылка на неизвестную причину и невозможность регулировать мощность, а А. С. Дятлов, бывший заместитель главного инженера по эксплуатации Чернобыльской АЭС, в частной беседе ссылается на неисправности в работе системы. (4) Блокирован сигнал аварийной зашиты по останову турбогенераторов (01 ч 23 мин 04 с, 26 апреля) В свете новой информации были изменены как время, так и значение блокировки сигнала аварийной защиты по останову турбогенераторов. Это событие произошло скорее в 00 ч 43 мин 27 с, а не в 01 ч 23 мин 04 с, как указано в INSAG-1. Время отключения второго турбогенератора остается неизменным. Этот сигнал аварийной защиты был выведен в соответствии с технологическими регламентами по эксплуатации и рабочей программой испытаний, и комиссия Госпроматомнадзора (Приложение I, Раздел 1-4.7.4) не поддерживает обвинения, предъявленные эксплуатационному персоналу. В свете новой информации, касающейся ввода положительной реактивности при аварийном останове реактора, содержащееся в столбце "Значение" табл. I доклада INSAG-1 утверждение о том, что "эта аварийная система спасла бы реактор", представляется необоснованным. (5) Не соблюден требуемый оперативный запас реактивности (01 ч 00 мин 00 с, 26 апреля) Последние доклады подтверждают, что в 01 ч 00 мин 00 с 26 апреля минимальный ОЗР был действительно не соблюден и фактически в них заявляется, что этот минимальный ОЗР не соблюдался даже в течение нескольких часов 25 апреля. В соответствии с зарегистрированными данными, вычислительная система СКАЛА, которая использовалась для расчета ОЗР, в период проведения испытаний стала ненадежной. По мнению ИНСАГ, возможно, что во время критической части испытаний оператор не знал значения ОЗР. Вероятно, он сознавал, что продолжение эксплуатации в условиях повышения ксенонового отравления реактора снижает ОЗР. Операторы привыкли к тому, чтобы рассматривать нижний предел ОЗР как необходимый для контроля пространственного распределения энерговыделения в реакторе, но они не знали, что он важен для безопасности ввиду увеличения положительного парового коэффициента по мере уменьшения ОЗР. Они не ощущали необходимости оставить соответствующее число стержней СУЗ в частично погруженном положении, для того чтобы в случае надобности быстро понизить реактивность. Фактически значение уменьшения ОЗР с точки зрения безопасности оказывается гораздо большим, чем было указано в докладе INSAG-1. Весь этот вопрос подробно обсуждается в Разделе 4 настоящего доклада. (6) Блокированы сигналы аварийной защиты реактора по уровню воды и давлению пара в барабанах-сепараторах (01 ч 19 мин 00 с, 26 апреля) Недавно полученная информация позволяет предположить, что защита реактора по уровню воды и давлению пара в барабанах-сепараторах была изменена уже в 00 ч 36 мин 26 апреля, а не в 01 ч 19 мин 00 с, как указано в INSAG-1. Однако в соответствии с Приложением I (Раздел 1-4.7.4) "обвинения в блокировке защиты по давлению пара в БС, предъявленные персоналу в официальных материалах, Комиссия [Госпроматомнадзора] не подтверждает". Это изменение точки зрения основывается на том факте, что в отношении нижнего уровня воды в барабанах-сепараторах предусмотрены два уровня защиты, один с аварийной уставкой на высоте 600 мм и другой обычно на высоте 1100 мм, в зависимости от уровня мощности. Операторы не восстановили защиту по этому уровню и в техническом отношении нарушили пункт 9 "Регламента переключения ключей и накладок технологических защит и блокировок" (в соответствии с докладом комиссии Госпроматомнадзора (Приложение I, Разделы 1-4.7.4, 1-4.7.8)). Однако защита по нижнему уровню воды в барабанах-сепараторах на протяжении события продолжала действовать. ГЛАВНАЯ Введение 1. Описание Чернобыльской АЭС с реакторами РБМК-1000 2. Хронология развития аварии 3. Анализ процесса развития аварии на математической модели 4. Причины аварии 5. Предотвращение развития аварии и уменьшение её последствий 6. Контроль за радиоактивным загрязнением окружающей среды и здоровьем населения 7. Рекомендации по повышению безопасности ядерной энергетики Дополнения к Докладу №1 INSAG-7 (1993г.) Второй Доклад в МАГАТЭ (2005г.) |