Чернобыль. ч.3. Терминологическая справка и суть рокового эксперимента
Эта часть и без меня понятна атомщикам, но я как гуманитарий очень старался определить простым языком несколько важных терминов, понимание которых необходимо в дальнейшем. Плюс внутри ещё парочка вводных, которые позволят углубиться в понимание процессов, которые привели к аварии на ЧАЭС. Ну и расскажу в двух словах о программе рокового эксперимента.
Несколько важных терминов
При разговоре об авариях на реакторах РБМК часто упоминается ряд профессиональных терминов, которые ни о чём не говорят человеку, далёкому как минимум от ядерной физики. Однако без их понимания невозможно и объяснение произошедшего в 1975 (!!) и 1986 годах выше уровня обывателя.
Итак, первый термин – реактивность. Реактивность – это величина, характеризующая поведение цепной реакции. Попросту говоря, это степень отклонения реактора от его критического состояния. При реактивности равной нулю реакция идёт с постоянной скоростью (критическое состояние), при реактивности большей нуля реакция ускоряется (надкритическое состояние), а при реактивности меньшей нуля – замедляется (подкритическое состояние). Выражаться она, будучи безразмерной величиной, может в различных относительных и условных единицах, чаще всего в процентах.
Авария на Чернобыльской АЭС — как это было (26.04.1986)
С реактивностью связано ещё несколько важных терминов – оперативный запас реактивности (ОЗР), паровой и мощностной коэффициенты реактивности (ПКР и МКР), а также йодная яма. Для начала определимся с ОЗР.
Итак, при выводе из активной зоны реактора стержней управления и защиты реакция начинает развиваться, высвобождается некая положительная реактивность, то есть, попросту говоря, энергия. Если из реактора вывести сразу все стержни, то высвободившаяся при этом величина положительной реактивности называется общим запасом реактивности. При работе реактора на постоянной мощности изменения реактивности должны нарастать медленно, однако на деле это не так вследствие быстрого развития ряда процессов. Поэтому необходимо, чтобы хотя бы какую-то часть общего запаса реактивности операторы реактора могли контролировать. Собственно говоря, эта часть, компенсируемая подвижными поглотителями нейтронов, и называется оперативным запасом реактивности (ОЗР).
ОЗР – тоже безразмерная величина, однако для удобства работы её могут измерять в неких условных единицах. В нашем случае (так принято делать в работе с реакторами РБМК) такой величиной является эффективное количество полностью погруженных стержней ручного регулирования системы управления и защиты.
Выраженный в стержнях ОЗР показывает запас, имеющийся у оператора для увеличения мощности, то есть, грубо говоря, количество стержней, которое можно вывести из активной зоны. Однако тут нужно понимать, что ОЗР в стержнях – показатель относительный, потому что если вывести половину стержней наполовину, а вторую половину – на четверть, то результат может равняться, например, 15 выведенным полностью стержням, в то время как остальные полностью введены (значения взяты с потолка, в реальности они абсолютно иные – прим.
Что со старым саркофагом в Чернобыле в декабре?
А.С.). Для реакторов благоприятным является низкий ОЗР. Во-первых, снижается количество поглощённых нейтронов, которые можно было бы использовать для производства энергии. Во-вторых, при низком ОЗР уменьшается вносимая за раз при случайном (или специальном) извлечении стержня СУЗ положительная реактивность, что не позволяет реактору мгновенно развить очень высокую мощность.
Мощностной коэффициент реактивности (МКР) – это величина, которая характеризует изменение реактивности реактора при изменении мощности. Соответственно МКР может быть как положительным (реактивность повышается при повышении мощности реактора), так и отрицательным (реактивность снижается). В правильно спроектированном реакторе МКР отрицательный, то есть реактор не может саморазогнаться.
Состояние, при котором йод-135 или ксенон-135 образуются в реакторе в большом количестве, в результате чего операторы вынуждены снижать ОЗР (то есть увеличивать количество извлечённых стержней) для поддержки реакции, а выход реактора на проектную мощность на протяжении 1-2 суток делается практически невозможным, называется йодной ямой или ксеноновым отравлением реактора. Своё название явление получило из-за графика зависимости реактивности от концентрации ксенона-135 в реакторе, представляющего из себя яму с минимальным значением реактивности при максимальной концентрации изотопа.
При работе атомного реактора в активной зоне происходит множество различных событий и реакций, распадаются и появляются различные элементы. Одним из таких элементов является короткоживущий изотоп йода – 135I. Период полураспада этого элемента – примерно шесть с половиной часов, при этом одним из его продуктов является изотоп ксенона 135Xe, период полураспада которого больше – девять с небольшим часов. При работе реактора на полной мощности проблем с этим нет, так как оба эти изотопа как бы выгорают в плотном потоке нейтронов. А вот на малых мощностях, например при снижении или при выходе на мощность после пуска, нейтронный поток ещё не столь силён, а значит, не способен препятствовать обильному образованию йода-135 и, как следствие, ксенона-135.
Вспомним конструкцию стержней СУЗ. Они состоят из графитового вытеснителя длиной 4.5 метра, соединённого с семиметровым поглотителем из карбида бора. Под и над вытеснителем находился столб воды, которая, в отличие от графита, хорошо поглощает нейтроны.
При поступлении команды на ввод поглотителя, вытеснитель начинает идти вниз, вытесняя воду и вводя тем самым положительную реактивность в этой зоне. Ведь графит поглощает нейтроны куда хуже, а значит, они начинают работать на разгон реактора. Такой ввод положительной реактивности называют концевым эффектом или положительным выбегом реактивности.
Впервые его обнаружили при физических пусках (то есть первых пусках после постройки реакторов) на Игналинской АЭС и на второй очереди ЧАЭС. Тогда выяснилось, что сам по себе положительный выбег реактивности невелик и легко компенсируется наличием достаточно большого количества введённых хотя бы наполовину стержней СУЗ.
Тем не менее, на ЧАЭС было принято решение отделить вытеснители от стержней автоматического регулирования, оставив их лишь на стержнях ручного регулирования. Кроме того, на все АЭС были разосланы два письма. Одно от НИКИЭТ – конструкторов реактора, другое от Научного руководителя (ИАЭ им. Курчатова).
Тем не менее, письма, хоть и содержавшие определённые предложения по исправлению ситуации (отрезание вытеснителей, например), были положены руководствами станций под сукно до востребования и получения дальнейших инструкций, так как их тон был в целом благостный, не дающий серьёзных причин для беспокойства. Никаких упоминаний (кроме нижнего ограничения ОЗР в 15 стержней ручного регулирования) в регламентах об эффекте не было. Запомните этот момент, он нам понадобится дальше.
Предвестники
Авария 1986 года была не первым серьёзным инцидентом с реакторами РБМК. До неё произошло ещё две крупных аварии, закончившихся выбросом радиоактивных веществ за пределы предназначенных для этого зон. Однако вторая – авария 1982 года на ЧАЭС — была следствием брака при изготовлении канальной трубы. В результате был разрушен один из технологических каналов. Она нам малоинтересна.
А вот первая – авария на Ленинградской АЭС 30 ноября 1975 года. Тогда фактически шли ещё натурные испытания первого реактора типа РБМК, хотя первый (и пока ещё единственный официально введённый в эксплуатацию) энергоблок уже работал год.
В тот день на плановый ремонт выводился один из турбогенераторов. Его разгрузили, но по ошибке старший инженер управления реактором отключает не его, а второй, оставленный в работе ТГ. Сработала система защиты, реактор был заглушен. При этом реактор был отравлен йодом-135. Реактор и турбогенератор необходимо было быстро вернуть в работу.
В условиях резко снизившегося из-за йодной ямы ОЗР операторам пришлось пойти на нарушение регламента и извлечь практически все стержни ручного регулирования, дабы как можно скорее вывести мощность на минимально контролируемый уровень. Тем не менее, первая попытка персонала не удалась – сработала автоматическая защита, обнаружившая несимметричность мощности в разных частях реактора. Персонал начал снова выводить реактор на минимально контролируемый уровень мощности. И вот тут началась авария.
Дело в том, что из-за огромных размеров самой активной зоны, в ней могут образовываться «локальные реакторы», в которых мощность отличается от «средней по больнице». Одной из таких зон стал канал, примыкающий к тепловыделяющей кассете 13-33. Она оказалась разотравлена, в отличии всей остальной активной зоны.
В результате, пока операторы выводили из йодной ямы весь реактор, ТК 13-33 начала перегреваться и разрушаться. В итоге из неё прямо на графит попали вода и топливо. Датчики в блоке щитового управления, где находились операторы, это показали. Реактор был аварийно заглушен.
Результат — разрушено 32 тепловыделяющих сборки и один технологический канал. В контур многократной принудительной циркуляции (КМПЦ – трубы, по которым вода проходила по замкнутому маршруту реактор-турбина-реактор) и графитовую кладку попало большое количество радиоактивных веществ.
Система фильтрации не справилась с количеством этих веществ во время очистки оборудования, а потому они были выброшены за пределы станции. Загрязнение коснулось Ленинградской области, а также стран Скандинавского полуострова. Оценки общей активности, выброшенной за пределы ЛАЭС колеблются от 137 тысяч до 1.5 миллиона Кюри. Авария была мгновенно засекречена, так как проходила в ведомости лишь одного министерства – среднего машиностроения, отвечавшего за всю советскую атомную программу, а также эксплуатацию ЛАЭС. По итогам расследования аварии была произведена серьёзная модернизация изначального проекта реактора РБМК – увеличили количество стержней СУЗ, ввели системы локального автоматического регулирования (ЛАР) и локальной автоматической защиты (ЛАЗ), ограничили минимальный ОЗР 15 стержнями, закрепив это регламентом.
В статье инженера-физика Виталия Абакумова, присутствовавшего при аварии на ЛАЭС и являвшегося непосредственным участником событий, хорошо описаны причины, толкнувшие персонал на нарушение регламента, приведшее в итоге к аварии.
ЗНСС (заместитель начальника смены станции) и СИУР (старший инженер управления реактором) без колебаний идут на нарушение технологического регламента, стремясь минимизировать последствия ошибки оператора при отключении ТГ (турбогенератора) и отработать доминирующую установку того времени на выполнение плана по выработке электроэнергии. Разумеется, и в те времена нарушения технологического регламента официально не приветствовались.
Однако нарушения технологического регламента, связанные с нарушением нижнего предела ОЗР, не осознавались тогда, как опасные, и руководители всех уровней закрывали глаза на подобные нарушения в ситуациях, когда эти нарушения были направлены на выполнение плана и не имели последствий. Поэтому нарушения по нижнему регламентному пределу величины ОЗР были на ЛАЭС привычной практикой, негласно воспринимались как свидетельства особого мастерства СИУРа и лояльности установкам руководства и, соответственно, мотивировались.
По мнению опытных НСС (начальников смены станции) с сибирским опытом «Карраск слишком быстро «тянул» мощность». «А иначе бы меня обвинили в неоперативности» — парировал М.П. Карраск. (Михаил Карраск – старший инженер управления реактором в ту ночную смену. Прим. А.С.)
В конечном итоге Карраск и его коллеги получили выговор
Именно такая порочная практика позже сыграла свою роль и на ЧАЭС, да и вообще много где.
Рабочая программа испытаний турбогенератора № 8 Чернобыльской АЭС в режимах совместного выбега с нагрузкой собственных нужд
За сложным названием скрывается простая в принципе идея. Если в результате аварии станция будет отключена от сети, а реактор нужно будет заглушить, то необходимо будет обеспечить электроснабжение защитных систем на самом опасном этапе расхолаживания (охлаждения) реактора, когда он ещё на высокой мощности. Энергию предполагалось брать из выбегающего генератора.
Дело в том, что вращение турбины, а значит, генерация энергии прекращается не сразу после отключения реактора, ведь у турбины большая инерция. Это называется выбегом. Соответственно, предполагалось, что обеспечиваться системы охлаждения реактора будут от выбегающего генератора. Идея выдвигалась в том числе и главным конструктором, и научным руководителем. Формально эксперимент проводился по заявке предприятия Донтехэнерго.
Впервые эксперимент был проведён в 1982 году на третьем энергоблоке ЧАЭС. Тогда потребовалось доработать ряд систем турбогенератора. В 1984 и 1985 годах снова проводились такие испытания, их не смогли завершить по техническим причинам. Нужно отметить, что постепенно эксперименты усложнялись.
Так, начиная с 1984 года, для проведения эксперимента выводилась из работы система аварийного охлаждения реактора (САОР), а начиная с 1985 – к сети подключали два главных циркуляционных насоса (ГЦН). 26 апреля 1986 года эксперимент до конца довести смогли и записали все необходимые параметры. После этого была отдана роковая команда глушить реактор.
Нужно отметить, что очень часто блокировку САОР ставят в вину персоналу, в том числе и первая советская комиссия. Однако все последующие комиссии, а в частности, комиссия Госпроматомэнергонадзора 1991 года во главе с Н.А. Штейнбергом, прямо заявляли:
…отключение САОР не повлияло на возникновение и развитие аварии, поскольку хронология основных событий, предшествовавших аварии, и хронология развития самой аварии, показали, что не было зафиксировано сигналов на автоматическое включение САОР. Таким образом, «возможность снижения масштаба аварии» из-за отключения САОР была не потеряна, а в принципе отсутствовала в конкретных условиях 26 апреля 1986 г.
Всё, декорации расставлены, пролог закончен, со следующей части приступаем к первому акту чернобыльской драмы.
Источник: se7en.ws
1.9. Об адекватности распечаток дрег
Можно возразить, что предлагаемая автором версия причин Чернобыльской аварии противоречит официальной её хронологии, основанной на распечатках ДРЕГ и приводимой, например, в [12]. И автор с этим согласен – действительно противоречит. Но если внимательно проанализировать эти распечатки, то легко заметить, что сама эта хронология после 01 ч 23 мин 41 с не подтверждается другими аварийными документами, противоречит показаниям очевидцев и, главное, противоречит физике реакторов. И первыми на эти противоречия обратили внимание специалисты ВНИИАЭС ещё в 1986 г., о чём уже упоминалось выше [5, 6].
Например, официальная хронология, основанная на распечатках ДРЕГ, описывает процесс аварии в следующей последовательности [12]:
01 ч 23 мин 39 с (по телетайпу) – Зарегистрирован сигнал АЗ-5. Стержни АЗ и РР начали движение в активную зону.
01 ч 23 мин 40 с (по ДРЕГ) – то же самое.
01 ч 23 мин 41 с (по телетайпу) – Зарегистрирован сигнал аварийной защиты.
01 ч 23 мин 43 с (по ДРЕГ) – По всем боковым ионизационным камерам (БИК) появились сигналы по периоду разгона (АЗС) и по превышению мощности (АЗМ).
01 ч 23 мин 45 с (по ДРЕГ) – Снижение с 28000 м 3 /ч до 18000 м 3 /ч расходов ГЦН, не участвующих в выбеге, и недостоверные показания расходов ГЦН, участвующих в выбеге.
01 ч 23 мин 48 с (по ДРЕГ) – Восстановление расходов ГЦН, не участвующих в выбеге, до 29000 м 3 /ч. Дальнейший рост давления в БС (левая половина – 75,2 кг/см 2 , правая – 88,2 кг/см 2 ) и уровня БС. Срабатывание быстродействующих редукционных устройств сброса пара в конденсатор турбины.
01 ч 23 мин 49 с – Сигнал аварийной защиты «повышение давления в реакторном пространстве».
В то время как свидетельские показания, например, Лысюка Г.В. говорят о другой последовательности аварийных событий:
«. меня что-то отвлекло. Наверно, это был крик Топтунова: «Мощность реактора растёт с аварийной скоростью!». Не уверен в точности этой фразы, но смысл запомнился именно такой. Акимов быстрым резким движением подскочил к пульту, сорвал крышку и нажал кнопку «АЗ-5». » [22].
Аналогичную последовательность аварийных событий, уже процитированную выше, описывает и главный свидетель аварии [16].
При сравнении этих документов обращает на себя внимание следующее противоречие. Из официальной хронологии следует, что аварийный рост мощности начался через 3 секунды после первого нажатия кнопки АЗ-5. А свидетельские показания дают обратную картину, что сначала начался аварийный рост мощности реактора и лишь затем, через сколько-то секунд была нажата кнопка АЗ-5. Оценка же количества этих секунд, проведенная выше, показала, что отрезок времени между этими событиями мог составит от 10 до 20 секунд.
Физике же реакторов распечатки ДРЕГ противоречат прямо. Выше уже упоминалось, что время жизни реактора при реактивности свыше 4 β составляет сотые доли секунды. А по распечаткам получается, что с момента аварийного роста мощности прошло целых 6 (!) секунд, прежде чем начали только разрываться технологические каналы.
Тем не менее, подавляющее большинство авторов почему-то полностью пренебрегают этими обстоятельствами и принимают распечатки ДРЕГ за документ, адекватно отражающий процесс аварии. Однако, как показано выше, на самом деле это не так. Причём, это обстоятельство давно и хорошо известно персоналу ЧАЭС, ибо программа ДРЕГ на 4-м блоке ЧАЭС «была: реализована как фоновая задача, прерываемая всеми другими функциями» [22]. Следовательно, «. время события в ДРЕГ не есть истинное время его проявления, а лишь время занесения сигнала о событии в буфер (для последующей записи на магнитную ленту)» [22]. Другими словами, указанные события могли происходить, но в другое, более раннее время.
Это важнейшее обстоятельство 15 лет скрывалось от учёных. В результате десятки специалистов впустую угробили уйму времени и средств на выяснение физических процессов, которые могли привести к такой масштабной аварии, опираясь на противоречивые, неадекватные распечатки ДРЕГ и показания свидетелей, юридически отвечавших за безопасность реактора и уже поэтому сильно лично заинтересованных в распространении версии – «реактор взорвался после нажатия кнопки АЗ-5». При этом, почему-то систематически не обращалось внимания на показания другой группы свидетелей, юридически не нёсших ответственности за безопасность реактора и, следовательно, более склонных к объективности. И это важнейшее, недавно открывшееся обстоятельство дополнительно подтверждает выводы, сделанные в данной работе.
Источник: studfile.net
Программа дрег на чаэс что это
Все мы знаем, что 26 апреля 1986 года произошла авария на Чернобыльской АЭС и что виновным в ней был признан персонал атомной станции. Одновременно с этим, сейчас основной причиной взрыва считаются конструктивные недостатки реактора, о чем со ссылкой на официальные документы повествует предыдущий пост о причинах аварии. Как же так? Неужели были осуждены невиновные?
Ниже рассмотрим обвинения, которые предъявлялись персоналу ЧАЭС на суде и позже в популярной литературе. Их пять:
1. Выведение защитных механизмов, которые должны были предотвратить аварию.
2. Отклонение от программы испытаний.
3. Подъем мощности реактора после ее провала.
4. Несоблюдение необходимого оперативного запаса реактивности.
5. Включение всех главных циркуляционных насосов и превышение расхода воды по ним.
Итак, первое. Выведение защитных механизмов (защит). В общественном сознании это обвинение формулируется как:»Операторы отключили защиту, которая не дала бы реактору взорваться». На самом деле, в энергоблоке предусмотрено большое количество аварийных защит (АЗ), которые глушат реактор при отклонении от определенных заданных параметров.
Например, защиты по уровню воды в различных механизмах, по давлению пара, и т. д. Часть этих защит выполнена отключаемой или настраиваемой силами оперативного персонала. При одних условиях работы защиты включаются, при других выключаются. 26 апреля 1986 года все манипуляции с защитами были выполнены согласно руководящим документам, и на процесс возникновения и развития аварии это не повлияло.
Исключением была настройка защиты по уровню воды в барабан-сепараторах, она должна была быть другой. Посмотрим, что по этому поводу говорит ИНСАГ-7, отчет МАГАТЭ о причинах аварии:
«Блокировка сигнала аварийного останова реактора по уровню воды и давлению пара в барабанах-сепараторах могла бы быть допустимой, однако этого не произошло; ИНСАГ считает, что это не повлияло бы на возникновение аварии, и к тому же в любом случае существовала другая система защиты.»
Один из осужденных работников ЧАЭС, заместитель главного инженера Анатолий Дятлов в своей книге описывает это более просто:
«Был бы заглушен реактор при срабатывании защиты — неизвестно, потому что трудно сказать, когда защита стала неработоспособной. Даже будь точно известно: если бы АЗ по уровню была переключена, то при его
отклонении в 01 час 00 минут реактор был бы благополучно заглушен — ни о чем не говорит. Работу реактора на «если» нельзя строить. Ведь не из-за отклонения уровня произошла авария, а совсем по другим причинам. Да и защита
по снижению уровня теплоносителя в барабан-сепараторах до -1100 мм оставалась введенной.
Таким образом, аварийные зашиты реактора были в полном объеме для такого режима, кроме защиты по уровню в барабан-сепараторах -она была — 1100 мм вместо — 600 мм.»
Все это означает, что причина аварии кроется не в отключении или неверной настройке защит. А даже если бы это и не было так, возникает вопрос, почему разработчиками не была создана такая система защиты, которая безопасно глушит реактор в любом случае, вне зависимости от действий оперативного персонала.
Второе. Отклонение от программы испытаний. «Сотрудники станции делали не как было написано, а как было им удобнее, потому-то все так и закончилось». Имеется в виду проведение испытаний на мощности 200 МВт, а не 700, как предусматривала программа испытаний. Тут нужно понимать два момента.
Во-первых, в результате провала мощности перед началом испытаний, восстановить ее значение до 700 МВт было сложно, если вообще возможно (хронологию событий читаем в великолепной книге Н. В. Карпана). Во-вторых, испытания предусматривали глушение реактора. Но при невозможности их проведения все равно следовало глушить реактор, так как блок шел на планово-предупредительный ремонт. При этом, испытания турбины можно провести и на уровне мощности 200 МВт.
Таким образом, проведение испытаний на мощности, не предусмотренной программой, являлось мерой вынужденной и полностью обоснованной. Претензии к персоналу по этому пункту беспочвенны, ведь он поступил правильно: заглушил реактор, что и требовалось сделать в любом случае.
Третье. Подъем мощности после ее провала. «Взялись поднимать мощность, чего нельзя было делать». Предлагаю открыть регламент эксплуатации энергоблока и поискать там инструкции на случай резкого падения мощности в процессе нормальной эксплуатации, не связанной с его аварийной остановкой или выводом на мощность после ремонта. Не найдете. Подъем мощности не был запрещен руководящими документами.
Отдельно стоит остановиться на том, что реактор продолжительное время эксплуатировался на мощности ниже 700 МВт. ИНСАГ-7 прямо рассматривает этот вопрос:
«Заявлялось, что длительная эксплуатация реактора на уровнях мощности ниже 700 МВт(тепл.) запрещена. Это заявление основывалось на неправильной информации. Такое запрещение должно было существовать, однако в тот момент его не было.»
Сделаем вывод, что руководящие документы были написаны с ошибками, и не предусматривали всех возможных состояний реактора. Это вина разработчиков документации но не персонала, который в итоге получил неправильные инструкции.
Четвертое. Несоблюдение необходимого оперативного запаса реактивности (ОЗР). «Сотрудники станции вывели из активной зоны много управляющих стержней, что сделало аварию возможной». Сначала рассмотрим, что же такое ОЗР. Вот ссылка на Википедию.
Грубо говоря, это понятие в данном случае можно понимать как количество эффективных стержней управления и защиты, погруженных в активную зону полностью. Если это количество было меньше 15, реактор следовало немедленно глушить.
До сих пор ОЗР на момент аварии достоверно неизвестен. Дело в том, что он считался второстепенным параметром, в связи с чем разработчиками было допущено две ошибки:
1. Оператору текущий ОЗР не был известен. На рабочем месте его индикации не было, оператор при необходимости должен был запрашивать его расчет, после чего узнать ОЗР с запаздыванием в несколько минут.
2. Системы аварийной защиты по уровню ОЗР не было.
Показателен тот факт, что 25 апреля 1986 года в 07 ч 10 мин вычислительная система показала ОЗР равным 13,2 стержня. При этом, такие показатели никого не взволновали, так как о важности этого параметра для безопасности не знали. Также сразу после аварии нижний уровень ОЗР был поднят до уровня 30 стержней, то есть признаны ядерноопасными те режимы, которые до аварии считались вполне нормальными.
Кстати говоря, работать некоторое время разрешалось и при неработающей вычислительной системе, что отражено в пункте 10.4 регламента.
В процессе расследования причин аварии оказалось, что ОЗР является важнейшим параметром безопасности, хотя ранее это не было известно. Игнорирование важности ОЗР стало важной причиной аварии. При этом, аварийной защиты по уровню ОЗР не было, а персонал не имел представления о его влиянии на безопасность. И не сотрудники станции в этом виноваты.
И, наконец, пятое. Включение всех главных циркуляционных насосов (ГЦН) и превышение расхода воды по ним. «В нарушение инструкций, сотрудники включили все ГЦН, а по некоторым из них допускали превышение расхода воды, что создало условия для саморазгона реактора».
На объяснении этих процессов останавливаться не будем, ограничившись отсылкой к ИНСАГ-7 и прилагаемому к нему докладу ГПАН, где все подробно расписано. Остановимся непосредственно на влиянии их на возникновение аварии. Во-первых, включение восьми насосов не было запрещено и вполне могло применяться персоналом.
Во-вторых, превышение расхода по ГЦН действительно является ошибкой. Эта ошибка могла вызвать неэффективность насосов или их поломку. Но этого не произошло, как и не произошло никаких отклонений контролируемых параметров активной зоны, связанных с работой ГЦН.
Из всех рассмотреных фактов можно сделать вывод, что, хотя оперативным персоналом допускались некоторые нарушения в работе, не они стали первопричиной катастрофы. Стало быть, сотрудники станции в возникновении аварии не виноваты. Почему же их осудили?
А потому, что признание недочетов конструкции стало бы ударом для советской ядерной энергетики, это не дало бы возможности советским инженерам строить атомные станции за рубежом, нанесло бы дополнительный ущерб престижу государства. Пришлось искать стрелочников, и их нашли. Далеко не первый случай, когда справедливость приносится в жертву государственным интересам.
Настоятельно рекомендуемая литература:
1. ИНСАГ-7, доклад МАГАТЭ о причинах аварии.
2. Карпан Н.В. Чернобыль. Месть мирного атома.
Просто рекомендуемая литература:
1. Дятлов А.С. Чернобыль. Как это было.
2. Доаварийный регламент эксплуатации третьего и четвертого энергоблоков
3. Расшифровки магнитофонных записей В.А. Легасова.
4. Щербак Ю.Н. Чернобыль.
Источник: komariv.livejournal.com
Краткая характеристика систем регистрации.
Штатные самопишущие приборы. Предназначены для регистрации медленно протекающих процессов при штатной работе энергоблока (скорость лентопротяжки не более 240 мм/ч), не пригодны для регистрации быстротекущих нестационарных процессов.
СЦК СКАЛА. Включает программы ПРИЗМА и ДРЕГ. По программе ПРИЗМА обеспечивается расчет основных параметров РУ с периодичностью не менее 5 мин, что обусловлено мощностью ЭВМ типа В-3М. Такая периодичность расчетов и выдачи информации оператору на соответствующее табло БЩУ пригодна только для контроля реактора в стационарном режиме.
Программа аварийной регистрации ДРЕГ опрашивает и регистрирует несколько сотен дискретных и аналоговых параметров. Время ввода в ЭВМ информации о непосредственно измеряемых параметрах составляет 1¸4 с. Однако программа ДРЕГ не фиксирует такие важные параметры РУ, как мощность, реактивность, поканальные расходы теплоносителя и другие массовые параметры.
Из 211 стержней СУЗ регистрируются положения только 9 стержней, в т.ч. по одному стержню каждой из трех групп АР. Поскольку эти параметры не являются непосредственно измеряемыми, то цикл их опроса больше 1 мин.
Несмотря на относительно малый цикл регистрации непосредственно измеряемых параметров (~1 с), фактический интервал опроса оказывается больше в связи с тем, что программа ДРЕГ в СЦК СКАЛА является одной из самых низкоприоритетных. Кроме того, в течение последнего часа перед аварией ДРЕГ имела три перерыва в работе, связанных с перезапуском СЦК СКАЛА.
Это также привело к дополнительной потере информации. На цикл работы СЦК СКАЛА, включая программу ПРИЗМА и запись состояния РУ на магнитную ленту (РЕМТАТ), также влияют перерывы, обусловленные перезапуском системы, и другие особенности работы программного обеспечения.
Поэтому при привязке к реальному времени параметров, зарегистрированных программой ДРЕГ, необходимо учитывать задержки, обусловленные циклической работой этой программы, имеющей низкий (7-й) приоритет, а также запаздывания в измерительных каналах и динамику работы логических схем, имеющих свои временные задержки [15]. Так, например, дискретный сигнал срабатывания СРК зафиксирован ДРЕГ в 01.23’04’’, хотя сигнал мог сформироваться в период циклов опроса 01.23’02’’ — 01.23’04’’.
Второй пример. Появление сигнала, свидетельствующего о разрушении активной зоны, такого, как повышение давления в РП, относится к моменту 01.23’49’’. Поскольку длительность цикла работы ДРЕГ составляла в это время ~ 2 с, зарегистрированный в 01.23’49’’ сигнал «рост давления в РП» должен быть отнесен к интервалу 01.23’47’’ — 01.23’49’’. В качестве вторичного показывающего и сигнализирующего прибора о повышении давления в РП использовался электроконтактный прибор типа КПД1-517 со шкалой 0-0,4 кгс/см 2 и временем пробега шкалы 5 с. Уставка АЗ по давлению в РП была равна 1,5 м вод.ст., время достижения этой уставки оценено в 2 с. Таким образом, приход волны давления к датчику от разрушившихся труб ТК должен быть отнесен к промежутку времени между 01.23’45’’ и 01.23’47’’ без учета инерционности датчиков давления (с учетом — момент начала разрушения труб ТК мог быть ранее 01.23’45’’). Тогда последнее полное считывание дискретной информации в 01.23’49’’, что наиболее вероятно должно быть связано с потерей источников бесперебойного надежного электропитания, обесточиванием ННА и коммутаторов дискретных сигналов [8], могло быть после разрушительного повышения давления в РП через 3-5 с или более. Таким образом, учет длительности цикла работы программы ДРЕГ, задержки между физическим событием и началом его приборного отражения, а также инерционности датчиков может давать временное запаздывание Dt ~5 с.
Осциллографирование. Автономная нештатная система осциллографирования быстроменяющихся электрических параметров была временно смонтирована в соответствии с программой испытаний ТГ 1986 г. Система позволила зарегистрировать ряд параметров работы испытуемого электромеханического оборудования.
Несмотря на сравнительно высокое временное разрешение, недостатком системы явилось отсутствие временной синхронизации осциллографирования с системой аварийной регистрации по программе ДРЕГ. Для синхронизации осциллограмм электротехнических параметров и данных программы ДРЕГ post factum было бы естественным использовать реперные события, в частности, момент посадки стопорных клапанов, момент нажатия кнопки МПА и момент одновременного прекращения регистрации из-за остановки осциллографов при обесточивании БЩУ-4 и КРУ-6. [8]. Однако в распечатках ДРЕГ отсутствует сообщение о сигнале нажатия кнопки МПА (причина отсутствия регистрации сигнала не установлена). Анализ функционирования ЭЭС энергоблока в режиме выбега ТГ показал, что отключение “выбегающих” ГЦН произошло через 35,9-36,6 с после посадки СРК и нажатия кнопки МПА (если она была нажата), или за ~ 5,7¸6,4 с (с учетом времени посадки стопорных клапанов ~ 0,2 с) до остановки осциллографов при обесточивании шин надежного питания потребителей первой группы, в 01.23’46.5’’(01.23’46.3’’ — с учетом времени посадки СРК) — на телетайпах СЦК СКАЛА обесточивание зарегистрировано в 01.23’49’’ [15].
Программой ДРЕГ было зафиксировано снижение до нуля расхода циркуляции через выбегающие ГЦН и на 35-40 % через остальные ГЦН в 01.23’47’’ [8, 15] — с учетом возможного запаздывания регистрации до ~5 с факт соответствующего физического события мог быть существенно раньше. Как было установлено на основе анализа первичной информации по данным регистрации систем измерений [8], отключение “выбегающих” ГЦН произошло соответственно в 01.23’39.9’’; 01.23’40’’; 01.23’40.5’’; 01.23’40.6’’ (ГЦН-14; ГЦН-24; ГЦН-13; ГЦН-23) в результате срабатывания первой ступени защиты по минимальному напряжению питания электродвигателей, имевшей настройку по напряжению 0,75 Uн и задержку по времени срабатывания 0,5¸1,5 с.
В 01.23’16,6” осциллографированием был зафиксирован момент срабатывания реле времени устройства АЧР при достижении минимально допустимой частоты вращения выбегающего ТГ. По этому сигналу с временной задержкой не более 30 с [16] выбегающий ТГ должен быть отключен от потребителей, т.е. не позднее, чем в 01.23’46,6” электродвигатели двух ГЦН на каждой половине циркуляционного контура и одного ПЭН должны были обесточиться, если их отключение не произошло раньше в результате срабатывания защиты по минимально допустимому напряжению или в результате кавитационного срыва ГЦН по перегрузке.
Дата добавления: 2017-06-13 ; просмотров: 1360 ; ЗАКАЗАТЬ НАПИСАНИЕ РАБОТЫ
Источник: poznayka.org