Горошко А.І,

студента Полтавського національного технічного університету імені Юрія Кондратюка, факультет інформаційних та телекомунікаційних технологій та систем

О.В Вітринська, старший викладач кафедри історії

Полтавського національного технічного університету імені Юрія Кондратюка

АВАРІЯ НА ЧОРНОБИЛЬСЬКІЙ АЕС – ПОМИЛКА НАУКОВЦІВ ПЛАНЕТАРНОГО МАШТАБУ

Актуальність дослідження.

Масштаби аварії на Чорнобильській АЕС виявились дуже великими. На їх подолання уже затрачені і витрачаються суттеві ресурси. Значні території на довгий час втрачені для звичайної господарської діяльності. Десятки населених пунктів втратили мешканців і перетворились на мовчазні монументи катастрофи. Бо вона зачепила долі мільйонів людей. Десятки тисяч втратили здоров’я, а багато – і життя. Страшна ціна за помилки, допущені при розробці реакторів РВПК-1000. Повільність в усуненні дефіцитів безпеки РВПК-1000 пояснити важко, але сукупність недбалості з недоліком знань стали однією з корінних причин аварії. Беззаперечним фактом є й те, що важливі для безпеки деталі свідомо не доводились до операторів. Персонал нічого не знав про аварію на Ленінградській АЕС 1975 року та інші експлуатаційні інциденти. Один із найважливіших принципів безпеки – урахування негативного досвіду експлуатації однотипних енергоблоків – ігнорувався[1].

Аварія завдала вагомого удару ядерній енергетиці в усьому світі, на багато років загальмувала її розвиток [2]. Вона показала, що проблеми, які можуть виникнути в результаті помилки оператора або творців атомної електростанції виходять за національні межі. Відповідальність за безпеку ядерної енергетики переросла у відповідальність перед світовим співтовариством. I це стосується не тільки авторів ядерної установки і експлуатуючого її персоналу, а й національних регулюючих органів і вищих ешелонів державного управління[3].

Зв’язок з дослідженнями інших науковців в цій сфері. До важливих причин аварії слід віднести режим секретності, у якому існували радянська ядерна наука і техніка. Безсумнівно, саме від такого режиму постраждала, перш за все, радянська сторона. Створюючи навкруги ядерної енергетики своєрідну «залізну завісу», СРСР втрачав можливість співставити свої розробки з тим, що робиться в інших країнах світу[5].

Достатньо навести один приклад. У світовій практиці вже у 60-х роках минулого сторіччя стало звичним перед прийняттям рішення про будівництво АЕС проводити якісний аналіз її безпеки. Американський стандарт RG 1:70, що регламентує вимоги до структури і змісту звіту, став зразком для світового ядерного співтовариства. Нічого подібного в СРСР не було, і практика ліцензування АЕС в була відсутня. Країна надзвичайно відстала у аналізі безпеки, його математичного забезпечення. Науковий світ далеко пішов уперед у методології аналізу не тільки проектних, а й позапроектних аварій. Чорнобильська трагедія відкрила очі на цей неприємний факт, і тільки у середині 80-х років започаткувалась практика ліцензування АЕС, розробки і надання до регулюючих органів обгрунтування безпеки нових і діючих ядерних енергоблоків.

Негативну роль у створенні умов відіграла не тільки міжнародна самоізоляція. Ядерна енергетика повністю була закритою від громадського контролю у власні країні. I це також є однією з корінних причин аварії.

Виділення невирішеної частини проблеми. Аналіз того, що відбулось 26 квітня 1986 року на Чорнобильській АЕС – не повинен бути звернений у минуле. Головне – винесення уроків для ядерної безпеки у майбутньому, запобігання самої можливості повторения аварії на інших енергоблоках.

Мета дослідження: оцінити аналіз причин виникнення аварії на Чорнобильській АЕС, який проводився різними міжнародними науковими товариствами та узагальнити причини її виникнення.

Виклад основного матеріалу. Аналіз причин аварії проводили організації та окремі спеціалісти, як у колишньому СРСР, так і за його межами[4]. Можна сформулювати такі головні причини, що зумовили передаварійний стан реактора і катастрофічне зростання його потужності:

– перед аварією реактор був у такому фізичному і теплогідравлічному стані стабільності, який могли порушити навіть незначні збурення. Такий стан реактора виник до початку випробувань режиму вибігу генератора. Усі параметри реактора перед початком випробувань, окрім оперативного запасу реактивності, були у межах, дозволених технологічним регламентом;

– безпосереднім імпульсом для виникнення аварії стало введения в дію системи аварійної зупинки реактора, що через недосконалу конструкцію стержнів регулювання і захисту призвело до введения в реактор позитивної реактивності і початку розгону потужності;

– цей розгін набрав катастрофічного масштабу через великий паровий коефіцієнт реактивності, який властивий реакторам великої потужності канальним (РВПК-1000). Вплив його особливо великий на низькому рівні потужності.

Повертаючись до аварії, вважаємо, слід коротко надати інформацію про розвиток подій 25-26 квітня 1986 року на енергоблоці №4 Чорнобильської АЕС, які призвели до аварії. Зниження потужності енергоблоку для виводу його у плановий ремонт було розпочато близько 1-ої години ночі 25 квітня, і до 4 години ранку потужність енергоблоку була стабілізована на рівні 50% від номінальної. Було розпочато підготовку до проведения випробувань і виводу в ремонт. Однак, о 14 годині надійшла команда диспетчера енергосистеми подовжити роботу енергоблоку на 50% рівні від номінальної до проходження максимуму навантажень. Дозвіл диспетчера на зупинку енергоблоку було отримано тільки о 23 год. 10 хв . Слід відзначити, що протягом кількох годин(від 7.00 до 14.00) розрахунковий оперативний запас реактивності був нижче допустимого, але головний інженер АЕС на підставі інформації щодо стану обладнання, керуючись технологічним регламентом, дозволив роботу енергоблоку на потужності.

В 00 годин 28 хв., під час штатної операції переходу з однієї системи регулювання на іншу, старший інженер управління реактором (СІУР) не впорався з управлінням, внаслідок чого потужність реактора знизилась до 30 МВт теплових. Близько першої години ночі СІУР відновив автоматичне управління реактором і стабілізував його потужність, яка була визначена керівником випробувань. Це було відхилення від програми випробувань, які мали бути проведені на потужності 700 МВт теплових. Однак, робота на потужності 200 МВт теплових технологічним регламентом з експлуатації реактора РВПК-1000 допускалась.

Досі тривають дискусії, спроби знайти того, хто дав команду на відновлення потужності реактора, вважаючи, що саме ця команда призвела до аварії. Така команда не була потрібна. Оператор зробив помилку і намагався її виправити, а із позицій сьогодення слід відзначити, що це було невірне рішення – правильно було б реактор зупинити.

О 1-й годині 23 хв. при стабільних параметрах реактора, підтверджених останніми записами реєстрації параметрів обчислювальним комплексом СЦК «Скеля», почалося випробування. О 1-й годині 23 хв. 40 с. за відсутності будь-яких відхилень у режимі роботи реактора та сигналів аварійної сигналізації, випробування закінчено, і за командою начальника зміни енергоблоку СІУР виконав штатну дію – натиснув кнопку АЗ-5 для зупинки реактора. Останній запис у журналі оператора реактора: «01.24. Сильні удари. Стержні СУЗ зупинились, не доходячи до нижніх кінцевиків. Виведено ключ живлення муфт».

Безпосереднім поштовхом до аварійного процесу стало натискання кнопки «АЗ-5». Недосконала конструкція стержнів управління і захисту зумовила введения до активної зони реактора позитивної реактивності. Почався розгін потужності. Він набув катастрофічного характеру через високий паровий коефіцієнт реактивності, вплив якого особливо великий за умови близького до нуля вмісту пари в активній зоні.

Низьке значення ОЗР погіршувало умови управління реактором, що було відомо персоналу, і залишало реактор без аварійного захисту, про що персонал не знав. Приладу контролю ОЗР не було передбачено. Штатна система розрахунку ОЗР за програмою «Призма» не надавала інформації оператору, оскільки на низькому рівні потужності працювала нестабільно. Оператор міг зробити оцінку ОЗР тільки за кривими отруєння, яка була наведена в інструкції з управління реактором. Низька потужність реактора і велика витрата теплоносія, близьке до нульового недогрівання теплоносія на вході до активної зони зумовили високу чутливість реактора до зовнішніх змін. Таким чином, причинами аварії стали нейтронно-фізичні, теплогідравлічні і конструктивні особливості реактора РВПК-1000, а реалізації їх сприяли дії персоналу. Деталі аварійного процесу можна уточнювати, але висновки залишаться тими ж.

Персонал дійсно виконав ряд дій, які погіршили ситуацію. Суттєво вплинуло на стійкість системи ввімкнення додаткових головних циркуляційних насосів. Але ця операція не заборонялась технологічним регламентом, і була передбачена програмою випробувань. Заборона цієї операції з’явилась уже після аварії. Інформація СРСР, надана до МАГАТЕ, містила обвинувачення персоналу у виведенні ряду захистів. Насправді ж, усі захисти реактора за фізичними параметрами були включені, у тому числі щодо перевищення потужності і швидкості нарощування потужності. Накладки технологічних захистів знаходились у станах, які прописані експлуатаційною документацією 1986 року. Єдине відхилення – була змінена установка захисту щодо рівня води у барабан-сепараторах, але це не вплинуло ні на виникнення, а ні на розвиток аварії.

Персонал дійсно вивів із роботи систему аварійного охолодження реактора. Але систему аварійного охолодження слід було ввести у штатний режим за умови переносу часу зупинки і випробувань енергоблоку за командою диспетчера енергосистеми на більш пізній термін.

Слід відзначити, що навіть якби усі дії, інкриміновані персоналові інформацією СРСР, наданою до МАГАТЕ у 1986 році, дійсно мали місце, вони не позначились би на виникненні і розвитку аварійного процесу.

Відповідно до п.10.12 інструкції з експлуатації реактора і п.12.4 технологічного регламенту, зупинка реактора проводиться натисканням кнопки АЗ-5. Саме так і зробив СІУР, коли отримав команду на зупинку реактора після завершення випробувань. I саме це виявилось фатальним. Аварійний захист реактора у випадку низького оперативного запасу реактивності відіграв роль спускового гачка аварії, а високий позитивний щільнісний ефект реактивності призвів до розвитку аварії. Незаперечним фактом є те, що аварійний захист вищого рівня не врятував реактор, а й спричинив аварію.

Вважаємо, що оперативний персонал не обирав обладнання, на якому йому належало працювати, проте мав оволодіти обладнанням, яке поставили, навчитися управляти цим обладнанням. Але настав момент, коли справитись з реактором оператор не зміг, оскільки розробники реактора не надали необхідної інформації. У технологічному регламенті не були вказані ті обмеження, незнання яких потім поставили у провину персоналові. Оператори потрапили у режим, який не був описаний і не був заборонений діючею документацією.

Вище вже були відзначені деякі суттєві причини аварії. До них слід додати ще декілька. Тільки наприкінці 80-х років минулого століття почало формуватися розуміння, що потрібен закон, який буде регламентувати діяльність у ядерній галузі, включаючи дозвільну систему, права, обов’язки учасників. Але такий закон в країні не був прийнятий.

Менше претензій можна було б пред’явити до нормативної бази[4]. Але і в ній існувало чимало поступок реактору РВПК. Спроби вказати на це, та й будь-яка критика РВПК-1000 глушились керівництвом Мінсередмашу. Заслуги цього міністерства, особливо у військовій сфері, у створенні ядерного щита країни, безперечні. У Міністерстві було зібрано інтелектуальну еліту країни, видатних учених і спеціалістів. Але перетворювати його на державу у державі, фактично залишати без контролю – величезна помилка керівництва країни, яка й призвела до трагічних наслідків.

Висновки.

1. Таким чином, безпосередніми причинами аварії стали нейтронно-фізичні і конструктивні особливості реактора РВПК-1000, реалізації яких сприяли дії персоналу. До основних недоліків реактора РВПК-1000 у його виконанні станом на 1986 рік слід віднести:

– низьку швидкісну ефективність системи управління та захисту реактора (введення стержнів управління та захисту до реактора проводилось за 18 секунд, у той час, як на реакторах інших типів воно складало 2-4 секунди), що не дозволяло системі управління та захисту впоратись зі швидкоплинними процесами;

– конструкцію стержнів управління і захисту, яка призводила до того, що за деяких обставин аварійний захист не зупиняв реактор, а вводив до реактора позитивну реактивність і ставав ініціатором розгону потужності реактора;

– неприпустимо високий щільнісний (паровий) коефіцієнт реактивності, у результаті чого, по-перше, у певних режимах загальний щільнісний коефіцієнт реактивності реактора ставав позитивним і, по-друге, зниження щільності теплоносія у реакторі призводило до зростання потужності;

– двогорбе за висотою поле енерговиділення, яке створювало передумови для формування у нижній половині реактора квазі самостійної активної зони з неприпустимо високою швидкістю росту потужності у випадку спрацьовування аварійного захисту реактора, за умови малого оперативного запасу реактивності.

2. Перегляд та покращення нормативно-правової бази у нашій державі з питань атомної енергетики.

3. Подальша експлуатація атомних електростанцій з урахуванням міжнародного досвіду у даній галузі.

4. Незалежний контроль міжнародних організацій та громадянських спільнот за роботою уже діючих на Україні атомних електростанцій.

Список використаної літератури:

1. Антонов В.П. Уроки Чорнобиля: радіація, життя, здоров'я/ В.П. Антонов. – К.: Знання, 1989. – 230 с.

2. Білявський Г.А., Падун М.М., Фурдій P.C. Основи загальної екології. / Г.А.Білявський, М.М. Падун, P.C. Фурдій. – К.:Знання, 1995. – 468 c.

3. Возняк В.Я., Коваленко А.П., Троїцький С.Н. Чорнобиль: події і уроки. Питання і відповіді / В.Я.Возняк, А.П. Коваленко, С.Н.Троїцький. – М.: «Политиздат», 1989. – 56 с.

4. Звіт про діяльність Національної академії наук України у 2003 році. Ч. 2. – К., 2004. – 145 с.

Звіт про діяльність Національної академії наук Украї ни у 2005 році. Ч. 2. – К., 2006. – 181 с.

Наука у вищих навчальних закладах ІІІ–ІV рівнів акредитації Міністерства освіти і науки України. Інформаційні матеріали до Міжгалузевої наради з питань розвитку науки у вищих навчальних закладах України (21 грудня 2006 р., Київ, Україна) / за ред. міністра освіти і науки України проф. С.М. Ніколаєнка.

5. Мриглод О., Головач Ю. Препринт Інституту фізики конденсованих систем НАН України // http:// www.icmp.lviv.ua/sites/default/files/preprints/ pdf/1112U.pdf.