Как сделать чтобы реактор не взорвался

Добавил пользователь Дмитрий К.
Обновлено: 08.09.2024

Подходят к завершению темы апрельского стола заказов, но нам еще есть чем там поживиться ! Не верите ? Вот вопрос от an10 zxman: … довольно банально, но тем не менее я так и не нашел инфу в удобоваримой форме — как НАЧИНАЕТ работать атомный реактор. Про принцип и устройство работы всё уже 300 раз разжеванно и понятно, но вот то как получают топливо и из чего и почему оно не столь опасно пока не в реакторе и почему не вступает в реакцию до погружения в реактор! — ведь оно разогревается только внутри, тем не менее перед загрузкой твлы холодные и всё нормально, так что-же служит причиной нагрева элементов не совсем ясно, как на них воздействуют и так далее, желательно не по научному).

Ядерное топливо представляет собой таблетки черного цвета диаметром около 1 см. и высотой около 1.5 см. В них содержится 2 % двуокиси урана 235, и 98 % урана 238, 236, 239. Во всех случаях при любом количестве ядерного топлива ядерный взрыв развиться не может, т.к.для лавинообразной стремительной реакции деления, характерной для ядерного взрыва требуется концентрация урана 235 более 60%.

Устройство твэла реактора РБМК: 1 — заглушка; 2 — таблетки диоксида урана; 3 — оболочка из циркония; 4 — пружина; 5 — втулка; 6 — наконечник.

Превращение вещества сопровождается выделением свободной энергии лишь в том случае, если вещество обладает запасом энергий. Последнее означает, что микрочастицы вещества находятся в состоянии с энергией покоя большей, чем в другом возможном, переход в которое существует. Самопроизвольному переходу всегда препятствует энергетический барьер, для преодоления которого микрочастица должна получить извне какое-то количество энергии — энергии возбуждения. Экзоэнергетическая реакция состоит в том, что в следующем за возбуждением превращении выделяется энергии больше, чем требуется для возбуждения процесса. Существуют два способа преодоления энергетического барьера: либо за счёт кинетической энергии сталкивающихся частиц, либо за счёт энергии связи присоединяющейся частицы.

Если иметь в виду макроскопические масштабы энерговыделения, то необходимую для возбуждения реакций кинетическую энергию должны иметь все или сначала хотя бы некоторая доля частиц вещества. Это достижимо только при повышении температуры среды до величины, при которой энергия теплового движения приближается к величине энергетического порога, ограничивающего течение процесса. В случае молекулярных превращений, то есть химических реакций, такое повышение обычно составляет сотни градусов Кельвина, в случае же ядерных реакций — это минимум 107 K из-за очень большой высоты кулоновских барьеров сталкивающихся ядер. Тепловое возбуждение ядерных реакций осуществлено на практике только при синтезе самых лёгких ядер, у которых кулоновские барьеры минимальны (термоядерный синтез).

Возбуждение присоединяющимися частицами не требует большой кинетической энергии, и, следовательно, не зависит от температуры среды, поскольку происходит за счёт неиспользованных связей, присущих частицам сил притяжения. Но зато для возбуждения реакций необходимы сами частицы. И если опять иметь в виду не отдельный акт реакции, а получение энергии в макроскопических масштабах, то это возможно лишь при возникновении цепной реакции. Последняя же возникает, когда возбуждающие реакцию частицы снова появляются, как продукты экзоэнергетической реакции.

Для управления и защиты ядерного реактора используются регулирующие стержни, которые можно перемещать по всей высоте активной зоны. Стержни изготавливаются из веществ, сильно поглощающих нейтроны – например, из бора или кадмия. При глубоком введении стержней цепная реакция становится невозможной, поскольку нейтроны сильно поглощаются и выводятся из зоны реакции.

Перемещение стержней производится дистанционно с пульта управления. При небольшом перемещении стержней цепной процесс будет либо развиваться, либо затухать. Таким способом регулируется мощность реактора.

Ленинградская АЭС, Реактор РБМК

Начало работы реактора:

В начальный момент времени после первой загрузки топливом, цепная реакция деления в реакторе отсутствует, реактор находится в подкритическом состоянии . Температура теплоносителя значительно меньше рабочей.

Как мы уже тут упоминали, для начала цепной реакции делящийся материал должен образовать критическую массу, — достаточное количество спонтанно расщепляющегося вещества в достаточно небольшом пространстве, условие, при котором число нейтронов, выделяющихся при делении ядер должно быть больше числа поглощенных нейтронов. Это можно сделать, повысив содержание урана-235 (количество загруженных ТВЭЛОВ), либо замедлив скорость нейтронов, чтобы они не пролетали мимо ядер урана-235.

Вывод реактора на мощность осуществляется в несколько этапов. С помощью органов регулирования реактивности реактор переводится в надкритическое состояние Кэф>1 и происходит рост мощности реактора до уровня 1-2 % от номинальной. На этом этапе производится разогрев реактора до рабочих параметров теплоносителя причем скорость разогрева ограничена. В процессе разогрева органы регулирования поддерживают мощность на постоянном уровне. Затем производится пуск циркуляционных насосов и вводится в действие система отвода тепла. После этого мощность реактора можно повышать до любого уровня в интервале от 2 — 100 % номинальной мощности.

При разогреве реактора реактивность меняется, в виду изменения температуры и плотности материалов активной зоны. Иногда при разогреве меняется взаимное положение активной зоны и органов регулирования, которые входят в активную зону или выходят из нее, вызывая эффект реактивности при отсутствии активного перемещения органов регулирования.

Регулирование твердыми, движущимися поглощающими элементами

Для оперативного изменения реактивности в подавляющем большинстве случаев используется твердые подвижные поглотители. В реакторе РБМК управляющие стержни содержат втулки из карбида бора заключенные в трубку из алюминиевого сплава диаметром 50 или 70 мм. Каждый регулирующий стержень помещен в отдельный канал и охлаждается водой контура СУЗ (система управления и защиты) при средней температуре 50 ° С. По своему назначению стержни делятся на стержни АЗ (аварийной зашиты), в РБМК таких стержней 24 штуки. Стержни автоматического регулирования — 12 штук, Стержни локального автоматического регулирования — 12 штук, стержни ручного регулирования -131, и 32 укороченных стержня поглотителя (УСП). Всего имеется 211 стержней. Причем укороченные стержни вводятся в АЗ с низу остальные с верху.

Реактор ВВЭР 1000. 1 — привод СУЗ; 2 — крышка реактора; 3 — корпус реактора; 4 — блок защитных труб (БЗТ); 5 — шахта; 6 — выгородка активной зоны; 7 — топливные сборки (ТВС) и регулирующие стержни;

Выгорающие поглощающие элементы.

Для компенсации избыточной реактивности после загрузки свежего топлива, часто используют выгорающие поглотители. Принцип работы которых состоит в том, что они, подобно топливу, после захвата нейтрона в дальнейшем перестают поглощать нейтроны (выгорают). Причем скорости убыли в результате поглощения нейтронов, ядер поглотителей, меньше или равна скорости убыли, в результате деления, ядер топлива. Если мы загружаем в АЗ реактора топливо рассчитанное на работу в течении года, то очевидно, что количество ядер делящегося топлива в начале работы будет больше чем в конце, и мы должны скомпенсировать избыточную реактивность поместив в АЗ поглотители. Если для этой цели использовать регулирующие стержни, то мы должны постоянно перемещать их, по мере того как количество ядер топлива уменьшается. Использование выгорающих поглотителей позволяет уменьшить использование движущихся стержней. В настоящее время выгорающие поглотители часто помешают непосредственно в топливные таблетки, при их изготовлении.

Жидкостное регулирование реактивности.

Такое регулирование применяется, в частности, при работе реактора типа ВВЭР в теплоноситель вводится борная кислота Н3ВО3, содержащая ядра 10В поглощающие нейтроны. Изменяя концентрацию борной кислоты в тракте теплоносителя мы тем самым изменяем реактивность в АЗ. В начальный период работы реактора когда ядер топлива много, концентрация кислоты максимальна. По мере выгорания топлива концентрация кислоты снижается.

Механизм цепной реакции

Ядерный реактор может работать с заданной мощностью в течение длительного времени только в том случае, если в начале работы имеет запас реактивности. Исключение составляют подкритические реакторы с внешним источником тепловых нейтронов. Освобождение связанной реактивности по мере её снижения в силу естественных причин обеспечивает поддержание критического состояния реактора в каждый момент его работы. Первоначальный запас реактивности создается путём постройки активной зоны с размерами, значительно превосходящими критические. Чтобы реактор не становился надкритичным, одновременно искусственно снижается k0 размножающей среды. Это достигается введением в активную зону веществ-поглотителей нейтронов, которые могут удаляться из активной зоны в последующем. Так же как и в элементах регулирования цепной реакции, вещества-поглотители входят в состав материала стержней того или иного поперечного сечения, перемещающихся по соответствующим каналам в активной зоне. Но если для регулирования достаточно одного-двух или нескольких стержней, то для компенсации начального избытка реактивности число стержней может достигать сотни. Эти стержни называются компенсирующими. Регулирующие и компенсирующие стержни не обязательно представляют собой различные элементы по конструктивному оформлению. Некоторое число компенсирующих стержней может быть стержнями регулирования, однако функции тех и других отличаются. Регулирующие стержни предназначены для поддержания критического состояния в любой момент времени, для остановки, пуска реактора, перехода с одного уровня мощности на другой. Все эти операции требуют малых изменений реактивности. Компенсирующие стержни постепенно выводятся из активной зоны реактора, обеспечивая критическое состояние в течение всего времени его работы.

Иногда стержни управления делаются не из материалов-поглотителей, а из делящегося вещества или материала-рассеивателя. В тепловых реакторах — это преимущественно поглотители нейтронов, эффективных же поглотителей быстрых нейтронов нет. Такие поглотители, как кадмий, гафний и другие, сильно поглощают лишь тепловые нейтроны благодаря близости первого резонанса к тепловой области, а за пределами последней ничем не отличаются от других веществ по своим поглощающим свойствам. Исключение составляет бор, сечение поглощения нейтронов которого снижается с энергией значительно медленнее, чем у указанных веществ, по закону l / v. Поэтому бор поглощает быстрые нейтроны хотя и слабо, но несколько лучше других веществ. Материалом-поглотителем в реакторе на быстрых нейтронах может служить только бор, по возможности обогащенный изотопом 10В. Помимо бора в реакторах на быстрых нейтронах для стержней управления применяются и делящиеся материалы. Компенсирующий стержень из делящегося материала выполняет ту же функцию, что и стержень-поглотитель нейтронов: увеличивает реактивность реактора при естественном её снижении. Однако, в отличие от поглотителя, такой стержень в начале работы реактора находится за пределами активной зоны, а затем вводится в активную зону.

Из материалов-рассеивателей в быстрых реакторах употребляется никель, имеющий сечение рассеяния быстрых нейтронов несколько больше сечений других веществ. Стержни-рассеиватели располагаются по периферии активной зоны и их погружение в соответствующий канал вызывает снижение утечек нейтронов из активной зоны и, следовательно, возрастание реактивности. В некоторых специальных случаях целям управления цепной реакцией служат подвижные части отражателей нейтронов, при перемещении изменяющие утечки нейтронов из активной зоны. Регулирующие, компенсирующие и аварийные стержни совместно со всем оборудованием, обеспечивающим их нормальное функционирование, образуют систему управления и защиты реактора (СУЗ).

Аварийная защита:

Аварийная защита ядерного реактора – совокупность устройств, предназначенная для быстрого прекращения цепной ядерной реакции в активной зоне реактора.

Активная аварийная защита автоматически срабатывает при достижении одним из параметров ядерного реактора значения, которое может привести к аварии. В качестве таких параметров могут выступать: температура, давление и расход теплоносителя, уровень и скорость увеличения мощности.

Исполнительными элементами аварийной защиты являются, в большинстве случаев, стержни с веществом, хорошо поглощающим нейтроны (бором или кадмием). Иногда для остановки реактора жидкий поглотитель впрыскивают в контур теплоносителя.

Аппаратура АЗ должна состоять минимум из двух независимых комплектов.

Каждый комплект аппаратуры АЗ должен быть спроектирован таким образом, чтобы в диапазоне изменения плотности нейтронного потока от 7% до 120% номинального обеспечивалась защита:

1. По плотности нейтронного потока – не менее чем тремя независимыми каналами;
2. По скорости нарастания плотности нейтронного потока – не менее чем тремя независимыми каналами.

Каждый комплект аппаратуры АЗ должен быть спроектирован таким образом, чтобы во всем диапазоне изменения технологических параметров, установленном в проекте реакторной установки (РУ), обеспечивалась аварийная защита не менее чем тремя независимыми каналами по каждому технологическому параметру, по которому необходимо осуществлять защиту.

Управляющие команды каждого комплекта для исполнительных механизмов АЗ должны передаваться минимум по двум каналам. При выводе из работы одного канала в одном из комплектов аппаратуры АЗ без вывода данного комплекта из работы для этого канала должен автоматически формироваться аварийный сигнал.

Срабатывание аварийной защиты должно происходить как минимум в следующих случаях:

1. При достижении уставки АЗ по плотности нейтронного потока.
2. При достижении уставки АЗ по скорости нарастания плотности нейтронного потока.
3. При исчезновении напряжения в любом не выведенном из работы комплекте аппаратуры АЗ и шинах электропитания СУЗ.
4. При отказе любых двух из трех каналов защиты по плотности нейтронного потока или по скорости нарастания нейтронного потока в любом не выведенном из работы комплекте аппаратуры АЗ.
5. При достижении уставок АЗ технологическими параметрами, по которым необходимо осуществлять защиту.
6. При инициировании срабатывания АЗ от ключа с блочного пункта управления (БПУ) или резервного пункта управления (РПУ).

Может кто то сможет еще менее по научному объяснить кратко как начинает работу энергоблок АЭС ? :-)

Вспомните такую тему, как Передвижные АЭС (ПАЭС) и Есть ли перспективы у ПАТЭС ?

Дмитрию Биленкину - писателю и другу - посвящаю. (Владимир Губарев) Людям, кто не в теме, оброс толстой "урбанистической" кожей и не понимает жизни в маленьком городке, думает, что мир "вращается вокруг него" и "это было давно и неправда" - читать . рекомендуется

Итак, для того, что бы разобраться в причинах взрыва на Чернобыльской АЭС, сначала нужен минимальный ликбез по нейтронной физике.

Основные два термина, которые нужны для понимания, как живется ядерному реактору - это критичность и реактивность. Критичность - это стационарное состояние потока нейтронов, когда каждую секунду в реакторе происходит одинаковое количество делений ядер урана 235 и/или плутония 239, причем неважно какое именно это количество. Каждый поделившийся после поглощения атом U235 испускает еще в среднем 2,3 нейтрона, один из которых в свою очередь делит следующее поколение атомов, продолжая цепочку, а остальные улетают наружу или поглощаются без деления.

Реакторная установка РБМК-1000 в духе картинок журнала Nuclear Engineering, только победнее :)

Кроме как критичным, состояние реактора может быть над- и подкритичным, соответственно, когда нейтронов в каждом следующем поколении больше единицы или меньше. Эти отличия от стационарного состояния вызываются реактивностью, положительной или отрицательной. Т.е. реактивность - это отличие критичности от единицы :), и выражается она обычно в небольших долях - например процентах.

Важно понять, что критичность и реактивность - это слегка не интуитивные свойства ядерного реактора, не связанные напрямую с мощностью. Критичность может быть на любой мощности, а ввод реактивности вызывает изменение мощности - опять же с любого уровня на любой.

Наконец, заканчивая ликбез по нейтронной физике реактора нужно вспомнить о мгновенных и запаздывающих нейтронах. Коротко - “поддувать” реактор можно только регулируя его реактивность в рамках доли запаздывающих нейтронов (а это всего 0,65% для урана 235), так как выход за эти рамки ведет к резкому ускорению нарастания мощности. Например, если мы ввели не 0,65% а 0,66% реактивности то время удвоения мощности изменится кардинально - с ~20 минут до 10 секунд. Для реактивности, равной доле запаздывающих нейтронов применяют специальную букву — 0,64% = 1 v.

Теперь, после этого мини-ликбеза перейдем к событиям 1986 года, попутно разбираясь во всяких физических явлениях и инженерных явлениях.

Структура реактора РБМК. Сверху биозащита, ниже пароводяные отводы от технологических каналов, еще ниже верхняя металлическая плита (схема "Е"), еще ниже активная зона и в самом низу система подачи воды в реактор (схемы "ОР" и "С").

В апреле 1986 года на 4 блоке Чернобыльской АЭС был запланирован эксперимент по использованию тепловой и механической инерции энергоблока для аварийного питания собственных нужд блока на случай аварии. Питание это может пригодится в случае обрыва или выключения ЛЭП от станции до единой энергосистемы, а использование инерции теоретически помогает пережить момент от обесточивания до запуска резервных дизель-генераторов (что занимает примерно 30 секунд). История этого злосчастного эксперимента вообще довольно своеобразна. Инерция ротора турбогенератора как запасной источник энергии появилась в голове разработчиков в процессе создания РБМК-1000, но при конкретной реализации оказалось довольно бессмысленной. Тем не менее она попала в эксплуатационные документы, а раз она там есть - этот режим надо испытать, правильно? Итак, в 26 апреля 1986 года этот режим работы планировалось в 4 раз (три предыдущих были неудачными по разными причинам, не связанным с атомным реактором, например в 1985 году забыли включить регистрирующие осциллографы) испытать на выводящемся на перегрузку 4 блоке.

Скан первой страницы предыдущей попытки программы испытаний на выбег в 1985 году.

Эксперимент заключался в отключении внешнего питания от блока, подключения главных циркуляционных насосов (ГЦН) - а это основная нагрузка собственных нужд к турбогенератору №8 (всего у каждого реактора РБМК-1000 два турбогенератора, у блока 4 соответственно №7 и №8), перекрытие подачи пара с реактора на турбину и наблюдение за тем, как выбегающий ротор обеспечивает энергией ГЦНы, пока не запустятся дизель-генераторы и не возьмут на себя нагрузку.

Испытание режима выбега в одном отношении принципиально отличается от выбега, автоматически возникающего в случае реальной аварии, сопровождающейся обесточиванием собственных нужд. Во втором случае выбег проходит при заглушенном реакторе, и это заглушение не зависит от работы автоматики выбега или каких-либо действий персонала АЭС, оно происходит автоматически от срабатывания аварийной защиты реактора по факту аварии. Реактор в этом процессе выбега выступает лишь как источник остаточного тепловыделения. В первом случае аварии на самом деле никакой нет, и защита реактора автоматически не срабатывает. Сигнал аварии формируется искусственно, и реактор может быть заглушен только принудительно. В этом случае, в отличие от предыдущего реактор является источником ядерной (катастрофической) опасности.

Центральный реакторный зал 4 блока после взрыва. Правее центра видна схема Е.

Почему важны эти факты? Из-за йодной ямы - эффекта изменения изотопного состава осколков деления при снижении мощности любого реактора, которое вносит постепенно увеличивающуюся отрицательную реактивность. Это называют еще “отравлением реактора” и заставляет постепенно извлекать поглощающие стержни, для того что бы мощность не пошла вниз. Эффект йодной ямы нарастает постепенно, достигая максимума через 11 часов после снижения мощности, что означает, что к моменту аварии реактор подойдет с большой отрицательной реактивностью - и это станет первым элементом в цепи причин аварии.

Разрешение на разгрузку энергоблока получено только к 23 часам и снижение мощности (с 50%) было начато в 23:10 25.04.86 Мощность, установленная в программе испытаний (700 МВт) была достигнута к 00:05 26.04.86. Далее согласно программе испытаний необходимо было включить в работу два ГЦН (в нормальной работе используется 6 из 8 ГЦН реактора), и приступить к выполнению основной части программы. Однако, этого не произошло, и все дальнейшие действия оперативного персонала АЭС были сплошной импровизацией между программой и реальной обстановкой на энергоблоке.

На этом месте стоит остановится и поговорить об основной теме расследования чернобыльской катастрофы: противостояния конструктора реактора и его эксплуатации. Проблема в том, что вину приходится делить между двумя этими сторонами и никак не получается полностью отбелить кого-то из участников, однако попытки такие начались с первых дней и не закончились и поныне. Фраза выше про импровизацию (вещь, недопустимая при работе с ядерными энергоустановками) и, например, такие факты, как отключение системы аварийного охлаждения реактора за 11 часов до испытаний (в место положенного часа) говорят далеко не в пользу эксплуатации, т.е. персонала станции. Однако дальше будет много проблем и с конструкторами РБМК. Продолжаем.

Кроме программы испытаний выбега турбогенератора должна была быть выполнена еще одна работа: измерение вибраций турбины на холостом ходу турбогенератора.

Это современный вид БЩУ РБМК-1000 (Курская АЭС), вид на место старшего инженера управления реактором (СИУРа).

Эти две работы, в общем-то, противоречат друг другу. Обе они требуют разгрузки турбогенератора, т.е. отключения его от внешней сети, но в одном случае разгрузка полная, до холостого хода (т.е. без выработки какой-либо электроэнергии), а в другом случае разгрузка только до уровня собственных нужд. В первом случае обороты холостого хода поддерживаются за счет (небольшой) подачи пара на турбину, и реактор для этого нужен, во втором случае пар не подается, и реактор не нужен, а обороты под нагрузкой собственных нужд сравнительно быстро падают.

В программе испытаний такая коллизия не была предусмотрена. Тем не менее, как пишет руководитель испытаний (и составитель программы) А.С. Дятлов в своих воспоминаниях ему "было здесь все ясно. И по подготовке к последнему эксперименту у А.Акимова нет вопросов, он еще 25 апреля смотрел".

Затем А.С. Дятлов временно (в 00ч.05мин.) покидает БЩУ, предоставив начальнику смены блока А.Акимову самому разбираться с тем, что им обоим было так ясно.

А это дизель-генераторы, такие же, как на ЧАЭС, подхват нагрузки которыми во время испытаний 26 апреля 1986 года совпал с моментом разрушения реактора.

Тем временем начато дальнейшее снижение мощности реактора, до мощности в 200 тепловых мегаватт, необходимых для вибрационных испытаний. В 00 ч 28 мин при тепловой мощности реактора около 500 МВт допущено непредусмотренное программой снижение тепловой мощности до 30 МВт (нейтронной мощности — до нуля); после паузы продолжительностью 4-5 мин начат подъем мощности. Этот момент тоже сыграет свою роль через снижение количество поглощающих стержней к моменту аварии.

При таком отношении к "рабочим программам" и к своим "должностным инструкциям" все дальнейшие смертные грехи, в которых обвиняют персонал, это просто детские шалости, не заслуживающие внимания.

Работа реактора на малом уровне мощности при малом запасе реактивности сопровождалась неустойчивостью теплогидравлических параметров и возможно неустойчивостью нейтронного поля. Об этом свидетельствуют многократные аварийные сигналы по уровню в барабане сепараторе (БС), срабатывания системы быстрого сброса лишнего пара БРУ-К, большие перерегулирования в расходе питательной воды (т.е. холодной воды, возвращающейся от конденсаторов турбины в контур реактора), и выходы из строя автоматичесих регуляторов нейтронной мощности. Именно поэтому в период с 00:35 по 00:45, видимо, чтобы сохранить реактор на мощности, были заблокированы аварийные сигналы по теплогидравлическим параметрам КМПЦ (и сигнал АЗ-5 по отключению 2-х ТГ). В 01ч.16 мин закончились работы по замеру вибраций, и турбогенератор был снова включен в сеть (для последующего выполнения программы выбега).

Турбогенератор типа К-500-65, стоявшие на ЧАЭС.

Испытания по выбегу турбогенератора было решено начать, видимо, в 01:23:00. К этому моменту энергоблок подошел со следующими параметрами:

Тепловая мощность реактора 200 МВт;

Электрическая мощность 40 МВт;

Давление в КМПЦ ВК 63/64 кг/см2;7

Температура воды на входе в ГЦН 280.8/283.2 С.

Третья строчка показывает давление в контуре охлаждающей воды, принудительно циркулирующей в РБМК-1000 (КМПЦ - контур многократной принудительной циркуляции, цифры через дробь - левая/правая половина реактора) и оно ниже номинала. Температура воды (следующее строчка) близка к закипанию при этом давлении, на 20 градусов выше номинала. Это сыграет ключевую роль в развитии аварии.

Итак, испытания начались. В 01:23:04 закрыты стопорные клапана ТГ-8, и начался совместный выбег турбогенератора ТГ-8 с ГЦН №.13,14,23,24. Включение в работу дизель-генератора и ступенчатый набор нагрузки закончилось к 01:23:44 и в течение этого времени электроснабжение указанных ГЦН осуществлялось за счет выбега турбогенератора.

Остатки технологических каналов и графитовой кладки на периметре АЗ 4 блока АЭС.

Наконец, видя успешное завершение эксперимента по выбегу операторы нажимают в 1:23:40 кнопку ввода АЗ-5 (аварийной защиты реактора), после чего все 191 поглощающих стержня СУЗ, практически полностью извлеченных к этому моменту из реактора начинают идти вниз. Это становится последней каплей - за несколько секунд происходит развитие аварии, после чего мощным взрывом реактор и значительный кусок здания раскидывает по окрестностям.

Надо отметить, что эксперимент удался, и выбегавший ТГ поддержал расход охлаждающей воды через реактор. Но побочные эффекты в виде взрыва блока препятствовали дальнейшему внедрению подобной технологии в практику других АЭС с РБМК.

Прежде чем перейти к подробному разбору, что же произошло в активной зоне, приведу длинную цитату участника тех испытаний, заместителя начальника турбинного цеха 4 блока Р.И. Давлетбаева

По этой команде Киршенбаум закрыл стопорные клапаны турбины, я стоял рядом с ним и наблюдал по тахометру за оборотами ТГ-8. Как и следовало ожидать, обороты быстро падали за счет электродинамического торможения генератора. (Я описываю только события, касающиеся турбинного цеха, на котором было сосредоточено мое внимание, хотя оперативные действия выполнялись в основном по блочному оборудованию). Когда обороты турбогенератора снизились до значения, предусмотренного программой испытаний, генератор развозбудился, т. е. блок выбега отработал правильно, прозвучала команда начальника смены блока Акимова заглушить реактор, что и было выполнено оператором блочного щита управления.

Однако, как впоследствии выяснилось, несмотря на начавшееся движение вниз поглощающих стержней, произошел неконтролируемый разгон реактора. Через некоторое время (сколько секунд прошло - не запомнил) послышался гул. Работая на АЭС на разных должностях, я не раз оказывался в различных нештатных ситуациях, в том числе и сопровождающихся сильными шумами. Но этот гул был совершенно незнакомого характера, очень низкого тона, похожий на стон человека. О подобных эффектах рассказывают обычно очевидцы землетрясений и вулканических извержений. Сильно шатнуло пол и стены, с потолка посыпалась пыль и мелкая крошка, потухло люминесцентное освещение, установилась полутьма, горело только аварийное освещение, затем сразу же раздался глухой удар, сопровождавшийся громоподобными раскатами. Освещение появилось вновь, все находившиеся на БЩУ-4 были на месте, операторы окриками, пересиливая шум, обращались друг к другу, пытаясь выяснить, что же произошло, что случилось.

Разрушенный машзал и турбогенераторы 4 энергоблока.

Но вернемся на 10 минут назад, к нажатию кнопки АЗ-5. Наиболее правдоподобная версия взрыва реактора выглядит так:

1. Неудачная конструкция поглощающих стержней, которые имею в нижней части графитовый цилиндр (это нужно, что бы вытеснять воду из рабочего канала СУЗ, что в свою очередь снижает паразитное поглощение нейтронов, пока стержень поднят) приводит к тому, что при движении вниз в верхней части активной зоны вводится отрицательная реактивность, а в нижней - положительная, до 0,6 v. Само это явление не катастрофично, если бы не еще одна особенность РБМК.

2. Положительный паровой коэффициент реактивности (ПКР), т.е. появление в реакторе положительной реактивности при росте количества пара в теплоносителе. Интересно, что выбранный шаг решетки каналов (25 см) имел положительный ПКР, а меньший (20 см) и больший (30 см) - нет. Так вот, в обычных условиях пар появляется в текущей воде в верхней трети активной зоны, но загнав реактор в ненормальные условия по температуре и давлению теплоносителя операторы добились подкипания воды практически на входе в АЗ (снизу). Кроме того, важной оказалась малая мощность РБМК, что увеличивает значение ПКР из-за развала активной зоны на несколько слабо связанных “реакторов” (из-за общего снижения нейтронного потока).

И конструкция твэла. Между топливными таблетками (2) оставлены полости для выхода газообразных продуктов деления (ГПД), в т.ч. гелия и ксенона. Рабочее давление ГПД - 17 атмосфер.

3. Сочетания этих двух факторов привели в первые секунды ввода стержней АЗ к образованию локального “пузыря” надкритичности, где произошел разгон на мгновенных нейтронах. Однако с ростом температуры топлива его реактивность падает, поэтому мощность рисует “акулий плавник”. Тем не менее разогретые за секунду до нескольких тысяч градусов таблетки разрушаются, а за ними лопается и твэл. Подобная авария уже произошла 13 декабря 1975 года на Ленинградской АЭС, но там температура и давление воды не дали произойти аварии такого же масштаба, как на Чернобыльской АЭС в 1986.

4. Выброшенное из ТВС топливо прожигает циркониевые стенки технологических каналов - вертикальных трубок диаметром 80 мм, которыми пронизан РБМК, в которых находятся ТВС, ходят стержни СУЗ и т.п. - всего их в реакторе 1661 штука. Происходит разгерметизация тракта теплоносителя и начинается его бурное кипение в графитовую кладку. При этом обезвоживание каналов продолжает вносить положительную реактивность, поддерживая энерговыделение в разрушенных технологических каналах. Но хуже другое:

Ввод положительной реактивности системой СУЗ на ЧАЭС - тормоза, которые разгоняют. Из отчета МАГАТЭ INSAG-7.

5. Нарастающее давление пара в реакторной кладке приподнимает верхнюю плиту пароводяных коммуникаций (так называемую “схему Е”) и биозащиты весом 3000 тонн, и обрывает все остальные трубы технологических каналов. Похоже, что именно этот момент был слышен в комнате управления как “низкий звук, похожий на стон”

6. Происходит бурное вскипание теплоносителя во всех каналах реактора, вбрасывающее большое количество положительной реактивности - и весь реактор разгоняется на мгновенных нейтронах, за секунду развивая мощность в тераватты.

7. Через долю секунды вся эта мощность перестает выделятся из-за потери геометрии реактора и отрицательных температурных коэффициентов реактивности, но за это время успеет выделится по разным оценкам 100-200 гигаджоулей ядерной энергии, которые пойдут разными путями разрушать энергоблок. Темп событий вновь обретет человеческий масштаб.

Возвращаясь к политике, надо заметить, что такой порядок происшествия отрицался и до сих пор отрицается разработчиком реактора - институтом НИКИЭТ, который пытается сделать главным виновником не стержни АЗ, а кавитацию ГЦН (т.е. остановку подачи охлаждающей воды) в результате действий персонала. Тем не менее, положительный паровой коэффициент реактивности в любом случае - вина конструкторов.

В следующей части я расскажу про менее известную и где-то более интересную операцию по ликвидации последствий чернобыльской аварии, а пока список изменений, которые были внесены в реакторы РБМК по итогам расследования:

Основные организационные мероприятия:

Эта технология может решить все проблемы жителей Земли. Но она продолжает оставаться скорее фантазией ученых и инженеров, чем спасительным готовым решением.

Введение в термоядерный реактор

Для упрощения понимания физики процесса нужно сказать, что термоядерный реактор работает не так, как традиционная АЭС. Внутри термоядерного реактора (токамака) с помощью электричества разогревается специальный газ, который удерживается в тепловом контуре специальными особо мощными магнитами.

Фото: Wikimedia / Oak Ridge National Laboratory / CC BY 2.0

Как работает термоядерный синтез. GIF-анимация: Wikimedia / Anynobody / CC BY-SA 3.0

Современные термоядерные реакторы воспроизводят процессы, происходящие на Солнце, достигая температур, которые превышают температуру солнечного ядра в 6 раз.

Должен быть маленьким

В 2020 году во Франции, несмотря на мировую пандемию коронавируса, началась окончательная сборка корпусов первого термоядерного реактора ITER. Ключевым элементом реактора должен стать герметичный криостат и вакуумная камера, внутри которых будет поддерживаться процесс термоядерного синтеза. Закончить сборку обещают к 2025 году, а первый пуск намечен на 2026–2027 год.

ITER, по мнению многих учёных, — это проект, который обязательно провалится, но закрывать который категорически нельзя. Но тут важно понять, что международные распри даже внутри ЕС и научного сообщества в целом влияют на то, как понимают проблему и устройство термоядерного реактора в мире.

К слову, британцы, считающие ITER бесперспективным, испытывают сразу три реактора разных типов. Первый — Tokamak Energy, основан на классическом понимании принципа получения термоядерной энергии и в некотором смысле копирует решения ITER, только в слегка измененном виде.

Экспериментальный термоядерный реактор ITER. Фото: IOP Publishing / International Atomic Energy Agency / The ITER magnet systems: progress on construction

Второй — совместное решение британского Минэнерго и компании Westinghouse, основанное на быстром реакторе со свинцовым охлаждением.

Профессор физики Войцех Ковалик пояснил, что из-за такой неразберихи у научного сообщества нет точного понимания и единой концепции развития.

Вероятный облик завода, добывающего гелий-3 на Луне. Фото: ExplainingTheFuture

Главная проблема состоит в том, что практического применения ни одна из этих топливных сборок, как и сами реакторы, могут не увидеть. Сложность кроется там, где всегда рождается множество споров. Бюрократические тонкости и разногласия учёных привели к тому, что до сих пор ни одной страной мира, ни ведущими агентствами по ядерной энергетике (например, МАГАТЭ) не утверждены рекомендованные к испытаниям термоядерные реакторы.

Наука | Научпоп

6.2K постов 69.6K подписчика

Правила сообщества

ВНИМАНИЕ! В связи с новой волной пандемии и шумом вокруг вакцинации агрессивные антивакцинаторы банятся без предупреждения, а их особенно мракобесные комментарии — скрываются.

Основные условия публикации

- Посты должны иметь отношение к науке, актуальным открытиям или жизни научного сообщества и содержать ссылки на авторитетный источник.

- Посты должны по возможности избегать кликбейта и броских фраз, вводящих в заблуждение.

- Научные статьи должны сопровождаться описанием исследования, доступным на популярном уровне. Слишком профессиональный материал может быть отклонён.

- Видеоматериалы должны иметь описание.

- Названия должны отражать суть исследования.

- Если пост содержит материал, оригинал которого написан или снят на иностранном языке, русская версия должна содержать все основные положения.

Не принимаются к публикации

- Точные или урезанные копии журнальных и газетных статей. Посты о последних достижениях науки должны содержать ваш разъясняющий комментарий или представлять обзоры нескольких статей.

- Юмористические посты, представляющие также точные и урезанные копии из популярных источников, цитаты сборников. Научный юмор приветствуется, но должен публиковаться большими порциями, а не набивать рейтинг единичными цитатами огромного сборника.

- Посты с вопросами околонаучного, но базового уровня, просьбы о помощи в решении задач и проведении исследований отправляются в общую ленту. По возможности модерация сообщества даст свой ответ.

Наказывается баном

- Оскорбления, выраженные лично пользователю или категории пользователей.

- Попытки использовать сообщество для рекламы.

- Многократные попытки публикации материалов, не удовлетворяющих правилам.

- Нарушение правил сайта в целом.

Окончательное решение по соответствию поста или комментария правилам принимается модерацией сообщества. Просьбы о разбане и жалобы на модерацию принимает администратор сообщества. Жалобы на администратора принимает @SupportComunity и общество пикабу.

Реакция выйдет из под контроля? Кто-то тупой и не знает принципы работы реактора. Токамак взорвется? Вот это новость! А он вообще может, физически и конструктивно?

У нас по СНГ таких изобретателей по типу Сальватора Пайса, которым не разрешают нести факелы добра в народные массы всевозможные монополисты и злые государства, пруд пруди и еще на озеро останется.

И, как всегда, учёный изнасиловал журналиста.

Да ещё и копипаста ради плюсиком.

ТС, фу таким быть.

Проблем у термояда по сути две: как удержать плазму и как отвести большое количество образующейся энергии. Сначала больше работали над первой. Сейчас добрались и до второй, хотя первую полностью не решили. Ну ничего, подождём, когда нажмут на кнопку START!

В случае, если термоядерная реакция выйдет из-под контроля и земли недалеко от курортного Марселя превратятся в семипалатинский ядерный полигон,

Автор нуб и опозорился.

Тег "наука" зачем?

ТС, а ты сам что-нибудь понимаешь из того, что постишь. Взорвется термоядерный реактор, ну что за бред.

Книгу в руку - Штурм термоядерной крепости

прогресс в термояде есть просто медленный, при размерах реактора в сотни километров, по расчетам все бы уже давно работало но это нереально и на эти разработки выделяют не так много средств, просто нас еще не припёрла острая необходимость в них припрет где то в 2060

Простите, не понял, по какой, все-таки, причине, прогресса до сих пор нет? Можно повторить?

Спасибо за расширение кругозора. Я о таком и не слышала.

Чё, блядь? Какое в пизду "обратное деление"?

А сам термояд мне непонятен. Это не шаг вперед. Это очередная паровая турбина, только двигать ее будет другий "механизм".

Все равно дорого и опасно.

Коммерческого термоядерное не будет НИКОГДА.

Мирная атомная энергетика это, как и почти все созданное в ХХ века, побочный продукт военной ядерной программы. Они заплатили за это.

Фишка в том, что эффективную атомную бомбу без реактора не создать. А термоядерную без термоядерного реактора - без проблем.

Термоядерный реактор военным нахрен не нужен, поэтому мирного термояда и не будет.

Кстати, че там с большим гудронным эквалайзером? Хотелось бы в общих чертах понять, о чем они там галдели.

Спасибо за интересную статью,а то везде писдешь об этой программе,теперь понятно .

Астрофизики придумали способ красть энергию у черных дыр. Аналогичный механизм может быть причиной формирования джетов

Дело за малым: нужно подобраться к самому горизонту событий и сгенерировать магнитное поле, которое будет определенным образом пересекаться с магнитным полем черной дыры.

Один из выводов Общей теории относительности: черные дыры обладают колоссальными запасами энергии, которые можно извлечь. Физики потратили немало времени, придумывая подходящие для этого способы. И здесь вопрос не только обеспечения сверхразвитой цивилизации наших далеких потомков электричеством. Если понять, как черные дыры теряют энергию, можно объяснить сразу множество парадоксов и загадочных космических явлений.

Новый подобный механизм предложили два астрофизика — Лука Комиссо (Luca Comisso) из Колумбийского университета (Нью-Йорк, США) и Фелипе Асенжо (Felipe A. Asenjo) из Университета Адольфо Ибаньеса (Саньтьяго, Чили). Свои расчеты они опубликовали в рецензируемом научном журнале Physical Review D Американского физического общества (APS).

Происходит это из-за того, что направляющиеся по переподключенным магнитным линиям частицы двигаются в разных направлениях относительно вращения черной дыры. Те частицы, что направятся против вращения, то есть будут иметь противоположный спин, получат отрицательную энергию и исчезнут навсегда. А имеющие такой же спин ускорятся и смогут вырваться из гравитационного колодца, унося с собой крохотную часть энергии черной дыры. Если требуется построить электростанцию галактического масштаба, остается только уловить эти частицы.

Комиссо сравнивает этот процесс с похудением путем поедания конфет, имеющих отрицательное количество калорий. По его словам, пусть это на первый взгляд и безумно, теория строго научная. Такие процессы могут протекать в эргосфере черной дыры, где даже пространственно-временной континуум вращается вместе с ней на очень большой скорости. Захваченные перепутанными линиями магнитного поля частицы будут разгоняться до скоростей, почти равных скорости света.

Разница в скорости между падающим в результате такого переподключения магнитных линий и вылетающим наружу потоком плазмы и будет показателем количества энергии, которую теряет черная дыра. Примечательно, что теория Комиссо и Асенжо хорошо объясняет явление релятивистских струй — или, как их еще называют, джетов, а также вспышек, исходящих от черных дыр. Это потоки высокоэнергетического излучения, направленные в обе стороны по ее оси вращения. Правда, пока неясно, какие физические явления становятся причиной искажения магнитного поля в естественных условиях.

Василий Парфенов

Пуск новой уникальной российской термоядерной установки планируется на конец 2020 года

МОСКВА, 31 мая /ПРАЙМ/. Пуск новой уникальной российской термоядерной установки токамак Т-15МД, строящейся в Национальном исследовательском центре "Курчатовский институт" и необходимой для развития отечественных проектов по управляемому термоядерному синтезу, планируется на декабрь 2020 года, сообщается в статье в журнале "Вопросы атомной науки и техники. Серия "Термоядерный синтез".
"Физический пуск Т-15МД намечен на декабрь 2020 года",

Токамак Т-15МД станет не просто первой за последние 20 лет новой термоядерной установкой, построенной в России, но и "центром исследований по программе управляемого термоядерного синтеза, объединяющим научный и технический потенциал различных коллективов страны", отмечается в статье. На установке Т-15МД будут проводится эксперименты и для проекта международного термоядерного энергетического реактора ИТЭР, строящегося во Франции.
Также указывается, что токамак Т-15МД будет иметь рекордные по мировым меркам характеристики, благодаря которым он станет новым инструментом для научных исследований, с помощью которых станет возможным решение широкого спектра физических проблем и дальнейшее развитие технологий термоядерной энергетики. Одной из важнейших составляющих проекта Т-15МД станет получение данных, необходимых для создания термоядерного источника нейтронов на основе токамака.
В последние годы специалисты многих стран, включая Россию, предлагают использовать термоядерные источники нейтронов не только для производства энергии, но и для наработки ядерного "горючего", а также "выжигания" опасных радиоактивных изотопов, накопившихся в отработавшем ядерном топливе (ОЯТ) атомных электростанций. Перечисленные задачи могут решаться с применением так называемых гибридных систем "синтез-деление". Работы по ним в России ведутся совместно Национальным исследовательским центром "Курчатовский институт", предприятиями госкорпорации "Росатом", Российской академией наук и рядом университетов. Токамак Т-15МД станет прототипом большой установки такого типа.
Кроме того, исследования на Т-15МД обеспечат подготовку научных и инженерных кадров для реализации проектов по созданию в России термоядерных реакторов и перспективных гибридных систем на основе токамаков.
Проект токамака Т-15МД реализуется Курчатовским институтом совместно с предприятием "Росатома" "Научно-исследовательский институт электрофизической аппаратуры имени Ефремова" (Санкт-Петербург) и при участии НПО "Группа компаний машиностроения и приборостроения" (Брянск).

Эксперты ИТЭР выбрали материал для защиты от потока термоядерных нейтронов в реакторе

Ученые Института ядерной физики им. Г. И. Будкера СО РАН (ИЯФ СО РАН) предложили защищать конструкции токамака ИТЭР (ITER, International Thermonuclear Experimental Reactor) от потока термоядерных нейтронов с помощью керамики из карбида бора. Разные типы этого материала были исследованы на экспериментальных стендах Института, после чего отчет об экспериментах был рассмотрен и утвержден экспертами ИТЭР. Результаты исследования выложены в базу данных ИТЭР.

Международный экспериментальный термоядерный реактор ИТЭР, призванный продемонстрировать возможность использования термоядерной энергии в промышленных масштабах, будет состоять более чем из миллиона элементов, 25 из них – диагностические порт-плаги. Для примера, экваториальный порт-плаг – это 45-тонная конструкция, которая, с одной стороны, защищает оборудование от потока нейтронов и снижает радиационный фон в зонах, требующих доступа специалистов, а с другой – содержит различные диагностические системы для контроля параметров плазмы, то есть, имеет выходы в горячую область реактора.

Стандартный способ радиационной защиты в реакторах (железоводный) по различным показателям в данном случае не подходит. Для защиты оборудования от нейтронов ИЯФ СО РАН был предложен альтернативный способ – использование керамики из карбида бора.

Различные типы керамики из карбида бора. Сканирующая электронная микроскопия.

После проведения опытов с данным материалом ученые ИЯФ СО РАН предоставили отчет в головную организацию проекта ИТЭР, которая утвердила керамику из карбида бора как материал для нейтронной защиты.

Как мы уже говорили, в основе работы что ядерного реактора, что ядерной бомбы, лежит явление вынужденного деления атомного ядра, которое, поглощая нейтрон, разваливается на две части, выделяя значительное количество энергии и некоторое количество новых нейтронов, каждый из которых способен, в свою очередь, вызвать вынужденное деление других нейтронов. То есть, продукты, нужные для следующего этапа реакции (нейтроны) выделяются в ходе предыдущего её этапа. Такие реакции называются цепными. Благодаря этому из относительно небольшого количества урана можно получить значительное количество энергии без особых усилий.

Например, нужно строго контролировать, чтобы на каждый нейтрон, принимающий участие в предыдущем акте реакции, приходился один и только один нейтрон, выделяющийся в её результате. Будет больше — скорость и интенсивность реакции будут возрастать, и реактор в итоге имеет шансы превратиться в ядерную бомбу. Будет меньше — реактор просто вырубится. Поэтому критическую роль играет так называемая реактивность. Для нормально работающего реактора она равна 0 (реактор не замедляется, но и не ускоряется). Если она больше нуля, интенсивность реакции увеличивается. Если меньше — уменьшается.

Хотя, как мы уже сказали выше, вообще говоря, реактивность надо поддерживать на 0, в некоторых ситуациях её надо контролируемо увеличивать (например, если мы хотим повысить мощность) или уменьшать (если мы хотим, к примеру, остановить реактор совсем).

Для того, чтобы управлять этим процессом, используется так называемая СУЗ — система управления и защиты. Она состоит из стержней (в случае чернобыльского реактора — 179), наполненных карбидом бора - веществом, отлично поглощающим нейтроны. Принцип простой: если нам надо замедлить реакцию, мы вводим в реактор больше стержней и на большую глубину. Если надо ускорить — извлекаем их в том или ином количестве.

Вторая проблема в том, что реактивность зависит не только от уровня погружения стержней, но и от массы других факторов. Например, от того, в каком режиме работает система охлаждения.

Система охлаждения — это множество труб, пронизывающих реактор. В Чернобыле (и большинстве других реакторов) по ним течёт обычная вода, которая находится под высоким давлением и при значительной температуре. В рабочей ситуации часть этой воды превращается в пар. Проблема в том, что пар и вода по-разному поглощают нейтроны, и, соответственно, по-разному влияют на реактивность. Поэтому говорят о так называемом паровом коэффициенте реактивности (ПКР), который может быть больше или меньше нуля. Если ПКР больше нуля, то чем больше в трубах пара — тем больше реактивность, и наоборот.

Так вот, в РБМК ПКР был положительным: интенсивнее реакция -> больше температура -> больше пара -> ещё интенсивнее реакция. Нехорошо.

Правда, опять же, было подсчитано, что при всех мыслимых температурах работы реактора, дополнительная реактивность, вносимая ПКР, разрушить его не сможет. Ну, не сможет так не сможет, решили конструкторы.

А теперь переходим к самому интересному — к эксперименту, который ставили на ЧАЭС в ночь на 26 апреля 1986 года. Суть была следующая.

Все системы реактора получают энергоснабжение от самого реактора. Но что будет, если реактор выключится? Оставшись без электричества, встанут, в частности, насосы системы охлаждения. А ведь даже остановленный реактор, в котором не идёт уже цепная реакция, всё равно потихоньку греется: это распадаются весьма радиоактивные продукты распада урана. Поэтому даже после остановки реактор требуется охлаждать, иначе он перегреется и произойдёт разрушение его конструкций. А как охлаждать, если насосы не работают?

В реакторах для этого предусмотрены специальные аварийные насосы, получающие электричество от специальных же аварийных дизель-генераторов. Но что будет, если эти генераторы по каким-то причинам не сработают? Как мы теперь знаем, ничего хорошего: в Фукусиме, собственно, они не запустились, и произошла тоже крайне неприятная авария. Так что вопрос непраздный.

Даже в случае полного отключения реактора, его турбина, вращаясь по инерции, будет какое-то время вырабатывать электричество — правда, всё меньше и меньше. Вот и решили проверить: а на сколько хватит энергии выбега турбины? Какое время она сможет питать насосы? И как будет вести себя реактор в условиях вынужденного перевода на столь скудное охлаждение (по мере того, как турбина замедляется, энергии вырабатывается всё меньше, насосы качают воду всё медленнее. ). На это-то и решили посмотреть.

Но автоматика реактора устроена так, что реагирует на отключение турбины как на серьёзную аварию. И, никого особо не спрашивая, сама включает аварийные насосы, охлаждая активную зону. Для того, чтобы этого не случилось, аварийные насосы перед опытом отключили.

Первая проблема случилась ещё на этапе подготовки к опыту — при снижении мощности. Вышло так, что оператор реактора ошибся: грубо говоря, засунул внутрь слишком много стержней, и мощность упала, причём почти до нуля. Эксперимент срывался.

Инструкция такие операции прямо запрещала — в том числе и из-за пресловутого концевого эффекта стержней СУЗ. Но операторы решили обойти этот пункт инструкции и начали поднимать мощность.

Вроде подняли. Но в результате почти все стержни СУЗ оказались в крайнем верхнем положении. Первый шажок к катастрофе.

Дальше, по условиям эксперимента, полагалось подключить к реактору все шесть насосов системы охлаждения (главные циркуляционные насосы, ГЦН) (обычно работают только 4). Подключили. В реактор пошло много воды. Температура падает. Количество пара уменьшается. ПКР, напомню, положительный: мало пара — меньше реактивность. Реактор опять начинает захлёбываться. Ах ты ж ёпта, снова мощность падает! А поднимать чем? Стержни-то все уже наверху! А ну-ка давайте водички из труб отольём. Отлили. Вроде удержались на мощности. Ладно, можно начинать опыт.

Отключают турбину от реактора. Пошёл выбег. Выработка электричества, подаваемое на ГЦН, падает. Их производительность уменьшается. Воды в реактор поступает меньше. Температура теплоносителя растёт. Пара больше. Реактивность увеличивается. Ещё больше температура, ещё больше реактивность. Неприятно. Ой, совсем неприятно.

Решают: всё, стрёмно, надо вырубать реактор.

1 час 25 минуты 05 секунд 26 апреля. Старший инженер управления реактором Акимов, убедившись, что эксперимент по выбегу закончен, нажимает кнопку активации системы автоматической защиты реактора (АЗ-5). По её сигналу все 179 стержней устремляются в активную зону. И каждый из них — из-за злосчастного концевого эффекта — ещё чуть-чуть, на самую малость, ускоряет реактор, и так находившийся на грани. Теперь он эту грань переходит.

Начинается неконтролируемый разгон. Стремительно подскакивают реактивность и температура. Теплоноситель испаряется почти весь. ДАвление пара рвёт сначала аварийные клапаны, затем насосы, а потом и сами трубы. Реактор остаётся без охлаждения вообще. Злосчастный паровой коэффициент реактивности способствует дальнейшему разгону. Технологические каналы, по которым движутся стержни, деформируются от высокой температуры. Стержни опускаются в реактор примерно до середины и застревают. Их тормозящего действия уже недостаточно, чтобы остановить разгон.

Перегретый пар продолжает поступать в реактор, раздувая его изнутри, как воздушный шарик. Наконец, корпус не выдерживает и трескается — вероятно, это первый, наиболее слабый взрыв. Внутрь корпуса устремляется атмосферный воздух. Смешиваясь с ним, водород образует горючую смесь, которая детонирует. Вторая серия взрывов, разрушающая реактор нафиг.

В принципе, картина случившегося ясна и подтверждается массой данных. Споры идут лишь вокруг того, кто виноват: проектировщики реактора, операторы или те, кто задумал эксперимент.

В принципе — все понемножку. Не заложи проектировщики в реактор сразу два таких серьёзных минуса, как концевой эффект и положительный ПКР, ни эксперимент, ни действия операторов реактор не взорвали бы.

Но и операторы виновны. Не нарушь они инструкцию по подъёму мощности реактора и не обезводив в процессе подготовки эксперимента реактор до преступно низких значений, эксперимент прошёл бы штатно и реактор был бы штатно же заглушен без взрыва. А главное — не нажми Акимов кнопку АЗ-5, уронив в реактор все стержни одновременно, а, помня о концевом эффекте (Акимов, а тем более руководивший экспериментом Дятлов, не могли о нём не знать), стал бы он глушить реактор постепенно, опуская стержни группами, причём с разных сторон — взрыва, возможно, тоже можно было бы избежать.

Только совпадение в одном месте и времени всех вышеизложенных фактов породило трагедию.

Читайте также: