Дополнения к Докладу №1 (INSAG-1): отчёт INSAG-7, октябрь 1993г. 4. АНАЛИЗЫ СЦЕНАРИЯ ОТКАЗОВ, ПРОВЕДЕННЫЕ В ПОСЛЕДНЕЕ ВРЕМЯ 4.1. Сценарий 4.2. Оперативный запас реактивности 4.1. СЦЕНАРИЙ Проведению аналитической работы в конце 1986 года способствовало получение в Вене данных из СССР. Были предоставлены критические данные о конфигурации регулирующих стержней, уровне мощности и пространственном распределении энерговыделения непосредственно перед аварией, а также информация о превалировавших теплогидравлических условиях. Информация о том, что пространственное распределение энерговыделения характеризовалось двугорбой кривой, по-видимому, вначале обусловило мнение о том, что величина положительного парового коэффициента реактивности была несколько меньшей в связи с меньшим облучением топлива на верхней и нижней границах активной зоны. Некоторые аналитики обнаружили, что в случае пониженных значений парового коэффициента было трудно согласовать временную последовательность событий при разгоне реактора с теми данными, которые были опубликованы советскими учеными на Венском совещании. Поэтому был начат поиск дополнительного механизма, который мог сыграть в этом свою роль. Именно в этой связи стали открыто постулировать наличие положительного выбега реактивности при вводе стержней СУЗ в режиме аварийного останова реактора, причем сначала в некоторых проведенных на западе анализах. Подробный анализ показал, что реактивность, внесенная вследствие положительного выбега реактивности при аварийном останове реактора, будучи добавленной к той, которая обеспечивалась за счет парообразования в результате повышенного кипения, была достаточной для того, чтобы образовался мощный вызванный скачком реактивности переходной процесс, сравнимый с тем, который был описан на Венском совещании. Существование эффекта, связанного с положительным выбегом реактивности при аварийном останове реактора, было впервые подтверждено советскими экспертами на конференции по показателям и безопасности ядерной энергетики в Вене в 1987 году (Nuclear Power Performance and Safety (Proc. Conf. Vienna, 1987) 6 vols, IAEA, Vienna (1988). См. литературу [2] к Приложению I, стр. 134.) В докладе комиссии Госпроматомнадзора указывается, что в момент аварии об этом явлении было известно и что впервые оно было обнаружено на реакторе РБМК Игналинской АЭС в Литовской Республике в 1983 году (Приложение I, Раздел 1-3.8). Хотя главный конструктор реакторов РБМК направил эту информацию на другие станции с реакторами РБМК и заявил, что для компенсации этого эффекта необходимы конструктивные изменения, такие изменения реализованы не были, и организационные меры, рекомендованные им для включения в эксплуатационные инструкции станций, приняты не были. По-видимому, существовало широко распространенное мнение, что условия, в которых эффект положительного выбега реактивности при вводе стержней СУЗ окажется важным, никогда не возникнут. Однако они возникли почти со всеми подробностями в ходе действий, приведших к аварии. В настоящее время в большинстве аналитических исследований тяжесть аварии связывается с недостатками конструкции стержней СУЗ в сочетании с физическими проектными характеристиками, сделавшими возможным непреднамеренное возникновение больших положительных значений парового коэффициента. Аварийный останов реактора непосредственно перед резким скачком мощности, приведшим к разрушению реактора, безусловно, мог явиться решающим фактором, способствовавшим этому. С другой стороны, особенности реактора РБМК поставили также и другие ловушки для эксплуатационного персонала. Любая из них могла бы в равной мере вызвать событие, инициирующее такую или почти идентичную аварию. Они включали в себя: —Срыв насосов, нарушение функции перекачки теплоносителя или кавитацию насосов в сочетании с воздействием положительного парового коэффициента. Любая из этих причин могла бы привести к неожиданному усилению эффекта положительного парового коэффициента. —Разрушение топливных каналов из циркониевого сплава или сварных швов между ними и трубопроводами из нержавеющей стали, вероятнее всего, вблизи входа в активную зону в нижней части реактора. Разрушение топливного канала явилось бы причиной резкого локального возрастания паросодержания вследствие превращения в пар теплоносителя; это привело бы к локальному росту реактивности, который вызвал бы появление распространяющегося эффекта реактивности. Таким образом, возникает вопрос: какие же слабые места в конечном счете вызвали аварию? Есть и второй вопрос: имеет ли в действительности значение то, какой именно недостаток явился реальной причиной, если любой из них мог потенциально явиться определяющим фактором? 4.2. ОПЕРАТИВНЫЙ ЗАПАС РЕАКТИВНОСТИ ОЗР выражается через число эффективных стержней СУЗ номинальной реактивности, погруженных в активную зону. Это определение не является точным и, по-видимому, операторы плохо понимали важность этой величины для безопасности станции. Было широко распространено мнение, что важность ОЗР основывалась на необходимости иметь в активной зоне число регулирующих элементов, достаточное для маневрирования таким образом, чтобы поддерживать сбалансированное в целом распределение энерговыделения, особенно в свете тенденции к ксеноновой нестабильности в столь большой и имеющей слабые внутренние связи активной зоне. И все же у оператора не было возможности легко узнавать значение ОЗР, и это значение не было также включено в систему защиты реактора. При обсуждении сценария оказалось, что операторам, по-видимому, не известно о другой причине важности ОЗР, которая заключается в том, что он может сильно влиять на паровой и мощностной коэффициенты. Один из предусмотренных в проекте подходов в отношении предотвращения недопустимо больших значений паровых коэффициентов заключается в повышении обогащения топлива и в компенсации избыточной реактивности введением поглотителей. При первоначальной загрузке активных зон реакторов РБМК эти поглотители были установлены, закреплены в топливных каналах и отделены от системы управления и защиты реактора. При выгорании топлива проектировщики разрешали удалять эти поглотители и увеличивать облучение топлива. Это значительно смещало величины паровых коэффициентов в сторону положительных значений и, кроме того, делало их чрезвычайно восприимчивыми к степени погружения стержней СУЗ. В условиях аварии паровой коэффициент возрос до такой степени, что он стал преобладать над другими компонентами мощностного коэффициента, и сам мощностной коэффициент сделался положительным. Существует еще одни аспект важности ОЗР для безопасности, которому в целом уделялось слишком мало внимания. Персонал реактора 4 блока Чернобыльской АЭС, по-видимому, считал, что до тех пор, пока выдерживался минимально допустимый ОЗР (15 эффективных стержней), независимо от того, какой была реальная конфигурация этих стержней, требования безопасности удовлетворялись. Это совершенно неверно. Схема расположения стержней СУЗ может способствовать обеспечению безопасности в случае переходного процесса мощности только тогда, когда уже при первом введении стержня в активную зону после сигнала аварийной защиты он начинает значительно снижать реактивность. Эта возможность может быть обеспечена только в случае, если поглощающие концы стержней находятся в области, в которой неглубокое погружение приводит к относительно большому снижению реактивности. На периферии активной зоны реактора такой области нет. В ходе испытаний, приведших к разрушению реактора, по-видимому, не применялась методика правильного позиционирования стержней. В докладе комиссии Госпроматомнадзора (Приложение I, Раздел 1-3.8) сообщается, что после того, как в 1983 году на Игналинской АЭС был обнаружен эффект положительного выбега реактивности, организация Главного конструктора проинформировала другие организации и все атомные электростанции с реакторами РБМК о том, что она намеревается ограничить число полностью извлекаемых из активной зоны стержней СУЗ. Однако такие ограничения в действие введены не были и, по-видимому, об этом вопросе забыли. 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.) |