Авария на 1975-го года на
ЛАЭС по чисто внешним признакам очень похожа на чернобыльскую 1986-го.
Точно также она призошла ночью, точно также в работе перед этим
находился 1 турбогенератор, и точно также мощность реактора была
снижена (после пересменки) до 500 МВт. Точно также перед аварией
мощность (из-за ошибки оператора) провалилась до нуля, и точно также её
стали сразу после этого поднимать.
Но есть и различия. На ЧАЭС авария произошла при остановке
реактора на ППР, а на ЛАЭС наоборот при выводе реактора после ППР на
номинальную мощность. На ЧАЭС аварийный процесс начался на стационарном
уровне мощности 200 МВт и протекал в считанные секунды, разрушив
полностью весь реактор. На ЛАЭС аварийный процесс проходил в течение
десятков минут (а то и часы) во время подъема мощности с нуля до 1700
МВт, разрушил (или повредил) около 30 ТВС и всего только один канал был
разрушен. В чернобыльской аварии существенную роль играли
тепло-гидравлические процессы нестабильности во внешнем контуре
охлаждения реактора (КМПЦ), и значительно меньшую нейтронно-физическая
нестабильность в самой активной зоне. В аварии на ЛАЭС это было
наоборот.
Еще одно отличие этих двух аварий состояло в принципиально
различных обстоятельствах их расследования. Чернобыльская АЭС
находилась в ведении Минэнерго, отвечавшего за его эксплуатацию, и
расследование должно было носить как минимум межведомственный характер.
А поскольку авария произошла на рубеже эпохи "гласности" и была слишком
масштабным событием, то несмотря ни на какие секреты, почти все
материалы расследования стали общедоступны. И об этой аварии
практически всё известно до мельчаших подробностей.
Ленинградская АЭС находилась в ведении Минсредмаша, и авария
произошла в эпоху тотальной закрытости. Расследовалась она как чисто
внутри ведомственное происшествие. Представители Минэнерго, которые уже
готовились к началу эксплуатации таких же точно реакторов на Курской и
Чернобыльской АЭС, не были допущены не то что к участию в
расследовании, но даже к ознакомлению с материалами расследования.
Поэтому никаких доступных объективных данных по аварии 1975 г. на ЛАЭС
сейчас нет. Есть лишь то, что написал гл. конструктор РБМК в своей
последней книге [Е2] и воспоминания очевидцев (которые предпочитают
молчать).
Тем не менее, опираясь на эти данные и на личные воспоминания 20
летней давности в связи с расследованием уже Чернобыльской аварии,
картину аварии можно как-то нарисовать.
В процессе вывода на мощность 1-го энергоблока ЛАЭС (после ППР)
30.11.75, на мощности реактора 800 МВт из-за каких-то неполадок в
системе регулирования одного из турбогенераторов он был отключен, и
мощность была снижена до 500 МВт. В таком состоянии для окончания
устранения неисправности и продолжения вывода на номинальную мощность
энергоблок был передан следующей, ночной смене. Устранение
неисправности продолжалось до 2:00, когда по ошибке был отключен
единственный находившийся в работе ТГ. Сработала аварийная защита
реактора, и он был заглушен. Началось нестационарное отравление реактора, и за 3 часа
оперативный запас реактивности (ОЗР) снизился с 35 ст. РР до 3,5 ст.РР.
Не знаю, что тогда предписывал регламент, но операторы не стали
дожидаться прохождения иодной ямы, а сразу по устранению ошибок и
неисправностей начали выводить реактор на мощность. Что при этом
происходило чисто внешне, описал случайно оказавшийся в этой смене
посторонний свидетель, стажер с Чернобыльской АЭС В.И.Борец. "При подъеме мощности после останова, без воздействия оператора на
изменение реактивности (не извлекая стержней), вдруг реактор
самопроизвольно уменьшал период разгона, т.е. самопроизвольно
разгонялся, другими словами стремился взорваться. Дважды разгон
реактора останавливала аварийная защита [на самом деле количество
срабатываний АЗ и по мощности, и по скорости её роста было гораздо
больше]. Попытки оператора снизить скорость подъема мощности штатными
средствами, погружая одновременно группу стержней ручного регулирования
+ 4 стержня автоматического регулятора, эффекта не давали, разгон
мощности увеличивался. И только срабатывание аварийной защиты
останавливало реактор."
Что в это время творилось с нейтронными полями в реакторе, можно
себе представить. Последующий анализ показаний внешних и
внутриреакторных нейтронных датчиков показал (по словам главного
конструктора), что максимум нейтронного поля по высоте сильно смещался
вниз, и была большая неравномерность (в 2 – 3 раза по высоте и в 2,5
раза по радиусу). Вот в такой ситуации к 6:15 удалось в конце концов
поднять мощность реактора до 1000 МВт. А в 6:33 на мощности 1720 МВт он
был автоматически остановлен аварийной защитой уже по технологическим
причинам (появилось сразу несколько аварийных сигналов,
свидетельствующих о нарушении целостности технологических каналов).
По результатам расследования этой аварии как и следовало ожидать
эксплуатационный персонал был признан невиновным (теми же самыми
расследователями, что расследовали через 11 лет аварию на ЧАЭС). А о
вине главного конструктора никто даже не заикался. Всё расследование
вертелось вокруг проблемы неустойчивости нейтронных полей, которая
действительно существует в реакторе РБМК и проявляется тем резче, чем
меньше поглотителей в активной зоне (в том числе чем меньше ОЗР). Но в
данном случае эта проблема была вторична, а первичным был концевой
эффект на стержнях СУЗ, т.е. изменение (при определенных условиях)
знака реактивности, вносимой стержнями, на обратный.
Но концевого эффект, по крайней мере на официальном уровне, никто
в упор не видел (кому охота заглядывать в бездну). И почти все
мероприятия, принятые по результатам аварии 1975 г. были направлены на
повышение устойчивости и улучшение управления полями энерговыделения в
реакторе. Цитата из главного конструктора [Е2] (точность этих сведений
и сделанные акценты на его совести).
"Для исключения впредь аварий, приводящих к пережогу твэлов и
канальной трубы вследствие локального повышения мощности, на реакторах
РБМК были реализованы следующие мероприятия:
– внедрена 7-12-зонная система локального автоматического
регулирования мощности и локальной аварийной защиты, работающая от
внутризонных нейтронных датчиков;
– на реакторах второго поколения увеличено со 179 до 211
количество стержней СУЗ путем их размещения вместо топливных каналов в
переферийной части активной зоны;
– введен минимально допустимый запас реактивности в количестве 15
стержней СУЗ, эксплуатация реактора с меньшим запасом реактивности была
запрещена.
– введена автоматическая аварийная защита реактора по сигналу повышения давления в реакторном пространстве."
-------------------------------------------------------------------------------
[Е2] Е.О.Адамов, Ю.М.Черкашов и др. "Канальный ядерный энергетический реактор РБМК", М.: ГУП НИКИЭТ, 2006 г.
