6.1 Чернобыльская атомная электростанция

Чернобыльская АЭС расположена в восточной части белорусско-украинского Полесья, на берегу р. Припяти, впадающей в Днепр, в 18 км от районного центра  города Чернобыля. Работы по сооружению станции были начаты в январе 1970г. Строительство АЭС велось очередями. Каждая из них включала два энергоблока, имевшие общие системы спецводоочистки и вспомогательные сооружения на площадке. В их состав, например, входят хранилище жидких и твердых радиоактивных отходов, открытые распределительные устройства, газовое хозяйство, резервные дизель-генераторные электростанции и др.

Источником технического водоснабжения энергоблоков является наливной пруд-охладитель площадью 22 км². Предусмотрены также отдельные насосные станции 3-го и 4-го блоков.

26 сентября 1977 г. был включен в единую энергосистему страны первый турбогенератор. 21 декабря 1978 г. осуществлен пуск 2-го, 3 декабря 1981 г.  3-го, 31 декабря 1983 г.  4-го энергоблока. Таким образом, на 1 января 1986 г. мощность четырех блоков станции составляла 4000 МВт и соответствовала проектным параметрам. 3-й и 4-й энергоблоки размещались не отдельно друг от друга, а в одном здании, будучи отделены друг от друга только внутренними стенами и служебными помещениями.

На Чернобыльской АЭС были установлены ядерные реакторы РБМК-1000. Тепловая мощность каждого реактора составляет 3200 МВт. В состав каждого энергоблока входят два турбогенератора электрической мощностью по 500 МВт каждый (общая электрическая мощность одного энергоблока  1000 МВт). Топливом для РБМК служит слабо обогащенная по двуокись урана. В исходном состоянии (до физпуска реактора) каждая тонна топлива содержит примерно 20 кг . Стационарная загрузка двуокиси урана в один реактор равна 180 т. Ядерное горючее загружается в аппарат в виде тепловыделяющих элементов  твэлов. Каждый твэл представляет собой трубку из циркониевого сплава, в которую помещаются таблетки двуокиси урана. Твэлы размещают в активной зоне реактора в виде так называемых тепловыделяющих сборок (ТВС), объединяющих по 18 твэлов. Активная зона реактора РБМК-1000 содержит около 1700 ТВС, которые помещаются в графитовую кладку, для чего в ней делаются специальные вертикальные технологические каналы. По ним же циркулирует и теплоноситель. В РБМК теплоносителем является вода, которая в результате теплового воздействия от протекающей в реакторе цепной реакции доводится до кипения, и пар через верхнюю часть технологического канала и затем паропроводящую коммуникацию поступает в горизонтальные сепараторы, в которых он отделяется от воды и подается на турбины, вырабатывающие электроэнергию.

Этот круговорот воды в реакторе осуществляется главными циркуляционными насосами (ГЦН). Их восемь  шесть задействованных в работе и два резервных.

Сам реактор помещен внутри бетонной шахты, которая является средством биологической защиты. Графитовая кладка заключена в цилиндрический корпус толщиной 30 мм. Размер активной зоны реактора  7 м по высоте и 12 м в диаметре. Весь аппарат опирается на бетонное основание, под которым располагается бассейн-барботер системы локализации аварии.

На реактивность реактора значительное влияние оказывают процессы, происходящие в активной зоне. Это влияние определяется коэффициентом реактивности. Так, в реакторе РБМК влияние изменений температуры графита, урана или теплоносителя на реактивность реактора и, соответственно, интенсивность цепной реакции определяется температурным коэффициентом реактивности (по графиту, урану и теплоносителю). Влияние на реактивность изменения паросодержания в активной зоне характеризуется паровым коэффициентом реактивности, изменения давления в контуре циркуляции теплоносителя  барометрическим коэффициентом реактивности.

Величина и знак (положительный или отрицательный) коэффициентов реактивности оказывают существенное влияние на обеспечение безопасной эксплуатации реактора (особенно в переходных процессах) и на выбор характеристик системы регулирования реактора.

Система управления и защиты (СУЗ) реактора РБМК-1000 включает в себя 211 стержней-поглотителей и аппаратуру контроля уровня и распределения нейтронного потока. Она обеспечивает пуск, ручное и автоматическое регулирование мощности, плановую и аварийную остановки реактора. Последняя автоматически осуществляется по сигналам аварийной защиты (АЗ) или при нажатии кнопки.

АЗ срабатывает при превышении заданных уровней и скорости нарастания нейтронного потока, при превышении значений технологических параметров, характеризующих безопасную работу энергоблока, при отказах в работе оборудования.

По своему функциональному назначению стержни СУЗ в реакторе РБМК делятся на стержни аварийной защиты (АЗ), перекомпенсации и аварийной защиты (ПКАЗ), автоматического регулирования (АР), локального автоматического регулирования (ЛАР), локальной аварийной защиты (ЛАЗ), укороченные стержни-поглотители для регулирования поля энерговыделения по высоте реактора (УСП), стержни ручного регулирования (РР). По сигналу АЗ в активную зону автоматически вводятся все стержни СУЗ.

Для обеспечения возможности выведения реактора на заданный уровень мощности в нем при загрузке топлива создается запас реактивности, который компенсируется поглощающими стержнями, введенными в активную зону.

До аварии на ЧАЭС в реакторах РБМК регламентом эксплуатации был установлен оперативный запас реактивности, равный для рабочего состояния 30 стержням РР, а для переходных процессов (при переходе с одного уровня мощности на другой)  15 стержням. При таком запасе реактивности обеспечивалась возможность управления распределением нейтронного потока по активной зоне и быстрой остановки реактора в аварийных случаях. При уменьшении запаса реактивности до 26 стержней дальнейшую эксплуатацию энергоблока можно было продолжать лишь с разрешения главного инженера АЭС. В переходных процессах оперативный запас мог кратковременно уменьшаться, но, как уже упоминалось, до уровня не ниже 15 стержней.

Однако, как показал анализ реального положения дел, на ЧАЭС число стержней запаса реактивности иногда уменьшалось с согласия руководства станции с целью поддержания мощности в ущерб безопасности аппарата.

Важно отметить конструктивные особенности реакторов РБМК-1000, которые являются сугубо российским проектом. На Западе изначально развивалось альтернативное направление  корпусные водоохлаждаемые реакторы PWR, аналогом которых в России являются реакторы ВВЭР. Основным конструктивным недостатком реакторов РБМК является отсутствие защитной оболочки  дополнительного барьера безопасности. Защитная оболочка спасла население США при аварии на АЭС TMI-2 с корпусным реактором. Отсутствие такой оболочки на ЧАЭС позволило радионуклидам проникнуть далеко за пределы АЭС, даже за пределы СССР.

Разработчики данной реакторной установки не предусмотрели создания таких систем безопасности, которые полностью исключали бы возможность неконтролируемого роста потока нейтронов при непредсказуемом, казалось бы, невероятном сочетании различных нарушений технологического регламента, правил эксплуатации. В частности, существовала принципиальная возможность выводить в верхнее положение из активной зоны все стержни.

К известным до аварии недостаткам РБМК прежде всего относится наличие значительного положительного эффекта реактивности в случае уменьшения плотности теплоносителя. Уменьшение плотности теплоносителя имеет место, в частности, при увеличении содержания в каналах пара, а при этом происходит рост реактивности аппарата, т.к. вода в этом реакторе играет еще и роль поглотителя нейтронов. То, что в реакторе РБМК-1000 был положительный паровой коэффициент, безусловно, является дефектом физических принципов, заложенных в конструкцию реактора, за который несут ответственность его разработчики. Только в реакторе РБМК была возможна ситуация, когда закипание воды и осушение активной зоны приводили к неконтролируемому росту цепной реакции, плавлению твэлов и тепловому взрыву активной зоны. Для всех других типов реакторов потеря теплоносителя  воды  прекращает цепную реакцию, и они останавливаются без вмешательства человека.

Более того, как было выяснено после аварии, конструктивные особенности поглощающих стержней были таковы, что опускание из верхнего положения разом всех аварийных стержней (в результате нажатия кнопки АЗ) приводило к введению положительной реактивности в первые секунды (что и подтолкнуло реактор к взрыву) и только потом  отрицательной.

После аварии эти недостатки РБМК были устранены на всех действующих АЭС с реакторами РБМК.

Наконец, вследствие больших размеров канальные реакторы характеризуются большим количеством ядерного топлива. В реакторе многие детали изготовлены из циркония  материала, при окислении которого в воде выделяется водород. По потенциальной опасности возможности аварии со взрывом водорода реакторы РБМК в 5 раз опаснее корпусных реакторов.