Ещё замечания по докладу ИНСАГ-7

 

5.1. Доклад, п. 4.1. «Аварийный останов реактора перед резким скачком мощности, приведшим к разрушению реактора, безусловно, мог явиться решающим фактором, способствующим этому».

 

То есть, эксперты говорят, что должен был произойти скачок мощности реактора и персонал то ли предвидел это, то ли случайно перед скачком сбросил защиту, чем ускорил или даже предопределил катастрофу.

Это новое. Почему эксперты не высказали причины предстоящего скачка мощности, хотя бы предположительно?

Ни одна комиссия причин не нашла.

Автор статьи, как очевидец, утверждает: кнопка защиты нажата в спокойной обстановке. Есть также свидетельства очевидцев Г. Метленко и А. Кухаря. В Приложении I, п. 1-4.9., к ИНСАГ-7 сказано, что комиссия не нашла причин сброса А3. Причина сброса защиты одна – желание остановить реактор по окончании работы.

Сброс защиты не «способствовал» разрушению реактора, а вызвал его.

 

5.2. Доклад, п. 4.1. «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».

 

«Ловушек» для персонала тот реактор имел много более, чем эксперты назвали. Разрыв канала (одного, двух) к ним не относится.

При разрыве канала количество воды в зоне увеличится и не имеет значения – в виде пара или жидкости. Кроме того, вода охладит графит. Обе причины приведут к снижению реактивности.

 

5.3. Доклад, п. 5.2.1. «Заявлялось, что длительная эксплуатация реактора на уровне мощности ниже 700 МВт запрещена. Это заявление основывалось на неправильной информации. Такое запрещение должно было существовать, однако в тот момент его не было».

 

Тот реактор «успешно» взрывался и при 700 МВт. Для него не было безопасного уровня мощности. Был только более или менее опасный. С другой стороны, реактор, отвечающий нормам проектирования, в таком ограничении не нуждается.

Никакого технического обоснования безопасности при мощности выше 700 МВт нет. А приняла она прямо-таки мистический характер (заставив на весь мир врать академиков и докторов) только для обвинения персонала.

Уровень в 700 МВт при составлении программы устанавливал автор данной статьи, исходя из побочных соображений. В момент составления программы предполагалось, что будем проверять главные предохранительные клапана, для чего необходима значительная мощность – пропускная способность одного клапана 725 т пара в час. Поскольку выполнение программы выбега ТГ было отнесено на самый конец (из-за подключения большинства механизмов на резервное питание – это и есть меры безопасности, в отсутствии которых критикуется программа) и реактор при этом глушился, то, чтобы не ждать снижения мощности, был записан уровень при предполагаемой предшествующей работе.

После непланированного провала мощности реактора автор же статьи принял решение ограничиться подъёмом до 200 МВт ввиду достаточности, а не из-за невозможности. Разве не ясно, что при положительном быстром мощностном коэффициенте препятствий для подъёма мощности нет?

Конечно, при принятии решения учитывалось, что 200 МВт обычная разрешённая Регламентом мощность.

5.4. Нельзя сказать, что аварийные ситуации и данные по эксплуатации не анализировались. Так, после аварии на первом блоке Ленинградской АЭС комиссия (Е. Кунегин и другие) выдала в 1976 г. рекомендации:

– снизить паровой коэффициент;

– изменить конструкцию стержней СУЗ;

– создать быстродействующую А3.

Аналогично было и при обнаружении внесения защитой положительной реактивности. В декабре 1984 г. даже был разработан технический проект новых стержней. Были и другие предложения.

Однако всё это решительно игнорировалось руководством, включая и экспертов МАГАТЭ Ю. Черкашова, В. Сидоренко, А. Абагяна. Этим, господин Д. Вэлли, и объясняется, почему столь мало пользы оказалось от включения в состав экспертов высоких должностных лиц, хотя в их руках техника, вычислители, характеристики реактора…

Ввиду игнорирования руководством темы РБМК как первоначально заложенных в проекте, так и выявляющихся в процессе эксплуатации явно опасных физических характеристик, реактор РБМК был обречён взорваться.

 

Причины аварии

 

Реактор не отвечал требованиям более трёх десятков статей норм проектирования – более чем достаточно для взрыва.

Можно по-другому: реактор перед сбросом защиты был в состоянии атомной бомбы и нет ни единого даже предупредительного сигнала. Как об этом мог узнать персонал – по запаху, на ощупь?

26 апреля авария произошла в результате совместного действия А3 из-за ошибочной конструкции её стержней и положительного быстрого мощностного коэффициента реактивности. В других ситуациях каждый из этих факторов в отдельности мог привести к аварии.

О стержнях СУЗ нет смысла говорить, всё достаточно ясно.

А вот о мощностном коэффициенте надо. Прежде всего есть смысл посчитать паровой эффект в связи со статьёй Н. Лалетина (см. п. 4.2.).

Реактор РБМК наиболее опасен был на уровнях мощности примерно до 40 % в зависимости от расхода теплоносителя из-за большого положительного быстрого мощностного коэффициента. Изменение плотности теплоносителя, а с ней и реактивности, отнесённое к единице мощности, на меньшем уровне её существенно больше, чем вблизи номинала (см. рис. 4, Приложение 3). Конечно, изменение реактивности ставить в прямую зависимость от плотности нельзя, но характер останется тем же.

Ни в каких документах по реактору об этом до аварии не было написано. Лишь после неё началось изучение и на низких уровнях мощности, смотри, например, отчёт ИАЭ инвентарный номер № ЗЗР/1-1007-90 от сентября 1990 г.

После всех принятых мер по снижению парового коэффициента реактивности до 0,8?эфф мощностей коэффициент при 200 МВт стал минус 6*10 -7?эфф/МВт. Каким он был при паровом коэффициенте +5?эфф? Причём, вопреки утверждениям экспертов, большая опасность при меньшем расходе теплоносителя.

 

Действия персонала

 

Прежде, чем говорить о вине персонала, вдумайтесь – реактор взорван аварийной защитой.

Если господин Д. Вэлли вывод о несправедливости обвинения персонала сделал на основе анализа фактического материала приложений к докладу, то он прав. Из самого доклада экспертов этого никак не следует. Скорее наоборот.

Например, в 1986 г. В. Легасов и А. Абагян не сообщили факт внесения А3 положительной реактивности из-за явной его одиозности. Эксперты пишут, что если бы знали, то вывод был бы другим. Узнали и сделали вывод -фактически обвинили персонал в сбросе защиты, смотри п. 5.1. статьи. Такого не делали даже во времена самого оголтелого обвинения персонала.

В п. 6.6. доклада эксперты пишут: «И всё же ИНСАГ по-прежнему придерживается мнения о том, что критические действия персонала были в основном ошибочными».

Теперь представим себе реактор, отвечающий нормам проектирования. Какие действия операторов ошибочные, критические? Как и почему операторы обязаны были скомпенсировать неизвестные им ошибки проекта?

Только отсутствие законных оснований для обвинения персонала заставило в 1986 г. В. Легасова и А. Абагяна прибегнуть к явной лжи. Ну, с ними понятно. Удивительна готовность, с какой эксперты подхватили её и выступили в роли прокурора. Перед всем миром обвиняют людей в нарушении документов, которых сами даже не видели. Повязанные первым докладом, эксперты во втором вынуждены держать линию.

ИНСАГ-7, как и первый доклад, неточно и просто ошибочно трактует события, процессы, а в принципе верные положения тенденциозностью изложения доводит до ложных. Положительную роль играть не может.

За публикацию Приложений I и II экспертов надо поблагодарить. Фактический материал в них верный, для специалистов, безусловно, ценный. Но с выводами и оценочными суждениями надо быть осторожным. Так, в Приложении П: «Данные характеристики реакторной установки… обеспечивали надёжную и эффективную работу РБМК во всех регламентных режимах и безопасность для всего перечня проектных аварий в соответствии с утверждённой проектной документацией». Что неверно, это и говорить нечего. Только для порядка:

– в перечень не включил и чист проектант?

– при МПА реактор взрывался.

 

Бывший зам. главного инженера Анатолий Дятлов

Украина, Киев, 1995 г

 

Приложения

 

Приложение 1

 

Приложение 2

 

Таблица I-I

Хронология технологического процесса на 4-ом блоке ЧАЭС

 

 

Приложение 3

 

Приложение 4

[Газета «Комсомольское знамя». 20 апреля 1991 г.]