О ядерных реакторах и их творцах - Как рождалась большая атомная энергетика

Начало атомной энергетики обычно связывают с созданием и пуском в 1954 г. первой АЭС. Напомню, что это было во время разгара холодной войны и гонки вооружений, и основное внимание зарождавшейся атомной промышленности страны уделялось наращиванию количества ядерных боезарядов. Тем не менее идеи использования ядерных реакций не только в оружейных целях, но и в энергосиловых установках электростанций, кораблей, самолетов, локомотивов еще задолго до этого беспокоили ученых-ядерщиков. Известно первое обращение И.В. Курчатова к правительству по этому поводу еще до взрыва нашей первой атомной бомбы в 1949 г. На обращении Игоря Васильевича Л.П. Берия наложил резолюцию “Не время”. Но после успешного испытания бомбы работы начали разворачиваться, и 29 июля 1950 г. И.В. Сталин подписывает Постановление Совмина СССР № 3333-1399 “О дополнительных организационных мероприятиях в области научно- исследовательских работ по использованию атомной энергии для народного хозяйства”.
Предполагалась разработка реакторов для “новых типов энергетических и силовых атомных установок”. Руководителем работ назначался проф. Н.А. Доллежаль, его заместителем по физическим вопросам — проф. Д.И. Блохинцев, заместителем по инженерным вопросам — инженер Б.М. Шолкович. В составе НИИхиммаша организуется специальное конструкторское бюро (СКБ-5) под руководством Н.А. Доллежаля.
Организационное руководство возлагалось на создаваемый в ПГУ при Совмине СССР отдел № 5 во главе с Б.С. Поздняковым.
Надо сказать, что поисковые работы физики вели еще с конца 1940-х годов. Вскоре к этим поискам стали привлекаться и конструкторские организации, в том числе и НИИхиммаш. Работы велись широким фронтом по различным типам реакторов. В частности, в НИИхиммаше к середине 1950-х годов разрабатывались конструкции уран-графитовых реакторов с охлаждением водой (под научным руководством ФЭИ и с охлаждением натрием и газом под научным руководством ЛИП АН СССР. Для дальнейшего продвижения работ необходимы были опытно-конструкторские, теплотехнические и технологические исследования, а следовательно, и соответствующее финансирование. Чтобы как-то умерить “разгоревшиеся аппетиты” ученых, министр Е.П. Славский предупредил, что в целом на ядерную энергетику (электроэнергетику) он может выделить не более 5000 т природного урана в год и просил ученых несколько “ужаться” в своих поисках, оставив наиболее эффективные и обещающие дать быстро экономический результат. Состоялся научно- технический совет (в “Маломонетном” переулке, по шутливому определению А.П. Александрова), который должен был решить, какие направления оставить для дальнейшей разработки и реализации, а какие прекратить. После длительных споров и обсуждений А.П. Александров предложил закрыть, как неперспективное, газографитовое направление и попросил А.И. Алиханова принести в жертву тяжеловодное направление (тяжеловодный реактор на металлическом уране с углекислотным охлаждением). Совещание, несмотря на возражения А.И. Алиханова, с предложениями А.П. Александрова согласилось. Покидая это совещание, Абрам Исаакович в сердцах заметил: “Мне в гробу будет стыдно, что я принимал участие в принятии этого позорного решения”. Больше я его на заседаниях не видел. Несколько позже умерло из-за технологических трудностей и натрий-графитовое направление. В СССР в связи с этим никаких публикаций не было, поэтому американцы продолжали его разрабатывать, но через год-два тоже прекратили.
Соображения об экономии урана, о более рациональном его использовании не оставляли Н.А. Доллежаля, при всех разработках реакторов он требовал от конструкторов добиваться максимально возможного высокого КПД цикла. Так, он категорически не был согласен с предложениями ФЭИ и Главка сохранить в проекте Белоярской АЭС параметры первой АЭС и настаивал на перегреве пара до стандартов существовавших в то время турбоагрегатов. Вначале, из-за осторожности, по полутораконтурной схеме, так как все боялись радиоактивности пара, а на 2-м энергоблоке — и по одноконтурной схеме, что позволило за счет повышения КПД получать практически в том же реакторе, что и на 1-м энергоблоке, вдвое большую электрическую мощность. Опасения трудностей использования нагретого непосредственно в реакторе пара были рассеяны практикой. Стремление к получению более высоких параметров пара Н.А. Доллежаль сохранил на всю свою конструкторскую деятельность и активно пропагандировал. Он очень гордился, например, тем, что это стремление заметили и американцы. На одной из международных реакторных конференций американский ученый, кажется, Зинн, обращаясь к Н.А. Доллежалю, назвал его — господин “Ядерный перегрев”. Примечательно также, что несколько позже, когда стали давать практические результаты опытно­конструкторские разработки (в основном технологического плана) по созданию корпусов высокого давления больших размеров, в том числе и из напряженного железобетона, в НИИ-8 была предпринята инициативная разработка корпусного реактора с охлаждением кипящей водой. Но Н.А. Доллежаль не выпускал эту разработку из стен института и требовал обязательной проработки варианта с ядерным перегревом пара. После трудных и длительных поисков такая схема была найдена и даже защищена авторским свидетельством. Но решение было очень сложным, трудноисполнимым технологически, и эта работа поддержки у руководства ведомства не получила.
А теперь перейдем к теме возникновения идеи РБМК. Известно, что после успешного решения задачи создания ЭИ-2 (энергетический “Иван-2”) последующая серия промышленных реакторов (АД) разработки конструкторов заводов № 92 (г. Горький) и “Большевик” (г. Ленинград) строилась уже по аналогичной проверенной практикой эксплуатации ЭИ-2 схеме, поэтому они именовались, став энергетическими, реакторами АДЭ.
К тому времени наметились некоторые успехи в разработке циркониевых сплавов, пригодных для изготовления труб и оболочек для топлива. В ИАЭ им. И.В. Курчатова с учетом этого начали прорабатывать идею создания мощного реактора канального типа, охлаждаемого кипящей водой. Разработкой его (за основу был принят АДЭ) занимались конструкторы завода “Большевик”, которые и до этого участвовали в проектировании и поставке оборудования для реакторов АДЭ, в частности исполнительных органов системы управления. Рассуждения того времени о РБМК были такими, что это — тот же аппарат АДЭ, только с циркониевыми каналами. Правда, диаметр канала в сравнении с используемым в АДЭ алюминиевым был несколько большим, в нем больше размещалось и топлива, поэтому число каналов было сокращено, но размеры графитовой кладки сохранились.
Принципиально новой и трудной для конструкторов завода “Большевик” была разработка проекта канала из циркония. Тут работа шла не только над совершенствованием технологии самого циркония и получения из него труб, но и решалась проблема соединения со сталью. Циркония мало — он дорогой, поэтому применялся только в пределах активной зоны, остальной контур делался из стали. Надо было научиться их надежно соединять, так как со сталью цирконий нельзя было сварить традиционными методами. Решение проблемы создания канала с переходниками было поручено НИИ-8, и после длительных и трудоемких опытно-конструкторских работ оно было найдено. Решение оригинальное и более надежное, чем канадское, где также разрабатывался энергетический реактор с циркониевыми каналами. Только в канадских реакторах замедлителем нейтронов служил не графит, а тяжелая вода. А проблема переходника была та же, что и у нас. На начальных стадиях работы над каналом С.М. Фейнберг не исключал возможности в случае задержки в использовании циркония начать работу на стальных трубах. Этот вариант канала тоже прорабатывался, хотя все понимали, что он потребует увеличения обогащения урана и ухудшения топливных экономических характеристик. К счастью, все обошлось. К моменту выпуска заводом “Большевик” технического проекта реактора РБМК переходники “сталь-цирконий” удалось создать.
Конструкция канала разрабатывалась также с учетом того, что выгоревшие топливные сборки в каналах будут заменяться “на ходу”, т.е. без остановки реактора, как это делается на промышленных реакторах. Для этого проектировалась специальная перегрузочная машина. Автоматически на РБМК переносился в конструктивном отношении и опыт создания и эксплуатации органов управления реактором, разработанных КБ завода “Большевик” для реакторов АДЭ. В них стержни СУЗ при погружении перекрывают всю активную зону по высоте (это семь метров), а после извлечения стержней в каналах для экономии нейтронов оставалось пустое пространство. Для этого при перемещении стержня в верхнее крайнее положение частично уменьшался расход воды в канале СУЗ, и он охлаждался опускающейся пленкой воды. Поскольку перегрузка топлива предусматривалась “на ходу”, это позволяло работать с малыми запасами реактивности и облегчало решение задачи создания эффективной СУЗ.
Надо сказать, что перегрузка топлива “на ходу” диктовалась еще одним соображением. По крайней мере, на начальных стадиях разработки РБМК планировалась возможность его двойного использования, т.е. не только как электроэнергетического, но и как производителя плутония для боезарядов. Для этой цели рассматривались возможности создания в активной зоне пестрых загрузок, состоящих из каналов с кассетами с обогащенным ураном (каналы-“поджигатели”) и каналов с кассетами с природным или даже отвальным ураном (каналы-“накопители”). Последние, чтобы в них не накапливалось большое количество изотопа Рu240, ухудшающего оружейные качества плутония, необходимо было очень часто перегружать и отправлять на переработку. Кампания этого топлива в накопительных каналах исчислялась десятками суток. Опыт работы с двойными решетками также имелся. Он был опробован и применялся на промышленных реакторах для производства плутония и трития.
При рассмотрении технического проекта реактора РБМК на Научно-техническом совете министерства экспертами было сделано множество замечаний. Решение совета: проект должен быть доработан. Попытки руководства ведомства поручить заводу “Большевик” доработку проекта с последующей поставкой оборудования для строительства серии АЭС с реакторами РБМК не увенчалась успехом. Завод получил от правительства более близкий по профилю и выгодный заказ. Не помог и “нажим” на завод со стороны Ленсовнархоза, который хотя и доживал последние дни, но понимал важность этого заказа для ленинградской промышленности, учитывая, что по решению правительства первой станцией с реакторами-миллионниками должна быть Ленинградская — на берегу Финского залива.
Так технический проект реактора РБМК “перекочевал” в НИИ-8. Корректировка, а по существу, переработка проекта в институте велась в тесном сотрудничестве со специалистами ИАЭ им. И.В. Курчатова. По физике нас “опекали” Е.П. Кунегин, Ю.Н. Занков, по динамике и переходным режимам - А. Я. Крамеров, Я.В. Шевелев. Общее научное руководство осуществляли А.П. Александров и С.М. Фейнберг.
Из нейтронно-физических проблем того времени, когда в НИИ-8 перерабатывался технический проект реактора, основными для нас были две: эффективность рабочих органов СУЗ и распределение энерговыделения по каналам реактора (или радиусу графитовой кладки, которая представляла собой плоский “блин”).
По семиметровым стержням СУЗ с пленочным охлаждением стенок каналов после извлечения стержней было много сомнений. Прямо перенести опыт работы таких стержней с промышленных аппаратов было невозможно, так как в РБМК более высокая энергонапряженность, а следовательно, и нейтронные потоки. Больше были и диаметры стержней и каналов. Это требовало новых конструкторских проработок и исследований и соответственно времени. Тем временем строительство 1-го энергоблока Ленинградской АЭС уже началось. Надо было искать какое-то страхующее решение. В качестве такого решения было принято традиционное — стержень и вытеснитель, соединенные воедино. Вытеснитель был необходим, так как появляющийся в канале после извлечения стержня столб воды значительно снижал эффективность стержня и портил нейтронный баланс, а следовательно, уменьшал глубину выгорания топлива. В принятых строительных отметках и размерах металлоконструкций семиметровые стержень и вытеснитель не помещались, а менять отметки было уже нельзя. Надо было что-то укорачивать. Временно, понимая, что трудности с организацией в РБМК пленочного охлаждения каналов СУЗ все-таки будут разрешены, согласились на укорочение стержней, а вытеснители было решено делать на всю высоту зоны, чтоб не ухудшать физику и экономику. Надо отметить, что существующие на то время методики и вычислительные возможности не позволяли физикам детально обследовать последствия такого решения. Беспокойство интуитивного порядка у физиков оставалось, поэтому везде, где возможно, подчеркивалось, что это временное решение, а основное решение — это семиметровый стержень, перекрывающий всю активную зону по высоте. Проектный же стержень имел длину по поглотителю пять с половиной метров, поэтому верхняя и нижняя части активной зоны не перекрывались поглотителем. Но к тому времени мы мало что знали о существенно трехмерном реакторе РБМК, механически перенося на него имевшийся опыт эксплуатации реакторов АДЭ.
Принятые решения по рабочим органам управления реактором проявили себя следующим образом. В установившемся режиме перегрузок топлива в реакторе присутствуют топливные сборки, так сказать, разного возраста — от свежих до полностью выгоревших, которые подлежат замене на свежие. Как выйти на этот режим, какой выбрать начальную загрузку? Под контролем научного руководства в НИКИЭТ (иногда совместно с ИАЭ) проводились обширные расчетные исследования начальной загрузки активной зоны. Рассматривались двойные решетки из каналов различного обогащения, однородные загрузки из урана пониженного обогащения, размещение дополнительных поглотителей для начала работы с последующим их извлечением по мере выгорания топлива, подгрузка топлива различного обогащения. Детально было обследовано 32 варианта начальной загрузки. Для первой загрузки остановились на однородной зоне из кассет с обогащением в 1,8 % по урану- 235. Для компенсации начальной избыточной реактивности в каждую так называемую ячейку периодичности в добавление к имевшимся там стержням ручного регулирования (РР), стержням АЗ и АР предусматривалась установка в часть рабочих каналов дополнительных поглотителей (ДП) вместо топливных кассет. По мере выгорания топлива в активной зоне для поддержания реактивности ДП должны были извлекаться и заменяться в необходимом количестве на свежие кассеты с обогащением 1,8 %. В процессе изучения различных эффектов, сопровождающих выход из начального состояния в установившийся режим перегрузок топлива, когда в активной зоне будут присутствовать кассеты с топливом от нулевой до конечной глубин выгорания, обращалось также внимание на деформацию полей энерговыделения. С этой деформацией, или, как ее метко назвал Л.В. Константинов, “игрой полей” мы столкнулись еще при физпуске 1-го реактора Белоярской АЭС. При исследовании первой загрузки этого аппарата выходили в критическое состояние с различными комбинациями извлекаемых стержней ручного регулирования. При подсчетах получали запасы реактивности системы по количеству извлеченных стержней, отличающиеся между отдельными измерениями до 2 %. Расчетчики никак не могли с таким отличием от своих прогнозов согласиться. В результате споров пришли к общему мнению, что эффективность одиночных стержней существенно зависит от местной плотности нейтронного потока, т.е. от “игры полей”. Это “открытие” потом помогло разработать “стержневую” методику контроля полей энерговыделения “на ходу” для белоярских реакторов, работавших в режиме частичных перегрузок топлива. С помощью оперативного контроля полей энерговыделения оценивалась глубина выгорания каждого канала. Но д ля определения объема очередной перегрузки топлива необходимо было выполнять прогнозные расчеты поведения полей и по ним решать, какие каналы и сколько необходимо перегружать. Для этой цели сотрудник ФЭИ Акимов разработал основанную на методе сеток программу, которая позволяла рассчитать ожидаемую мощность каждого канала в рассматриваемом варианте перегрузки и выдавать рекомендации эксплуатационному персоналу как указание главного конструктора и научного руководителя. Постепенно этой методикой овладел и эксплуатационный персонал БАЭС, опека со стороны проектантов осталась только эпизодической.
Такая же задача проведения прогнозных физических расчетов возникла и при исследованиях начальной загрузки и выхода в режим установившихся перегрузок топлива в РБМК. Непосредственно воспользоваться программой Акимова для РБМК было нельзя, так как последний заметно отличался не только размерами, но и структурой активной зоны. Программу надо было фактически писать заново, оставив только метод. За эту работу взялись опытные физики-программисты НИКИЭТ Борщев, Карпов и Румянцев. В результате родилась программа БОКР. Она, конечно, была далека от совершенства, но позволяла оценивать мощность каждого канала. Существовавшие в то время вычислительные машины не давали возможности выполнения точных расчетов. Кроме того, программа была двумерной, и высотные поля надо было считать как-то отдельно. По мере роста быстродействия машин и объема оперативной памяти программа БОКР постоянно совершенствовалась, но и то, что мы могли с ее помощью получать, позволяло физикам лучше понять, с каким реактором придется иметь дело эксплуатационникам, и отражать это в проектной документации и инструкциях.
Продолжая исследования полей энерговыделения в различных ситуациях, постепенно забирались и в экзотические случаи, которые могут возникнуть в процессе эксплуатации, и добрались до локальных “котлов”. Результат нас поразил. Оказывается, в случае неудачной перегрузки топлива и неудачных действий со стержнями регулирования можно в реакторе получить такие нейтронные поля, что отдельные каналы будут иметь мощность, на порядок отличающуюся от мощности остальных каналов. И если рядом нет стержней, “подавить” этот “котел” нечем. Напуганные полученными результатами, мы отправились к С.М. Фейнбергу. Для него полученный результат был также неожиданным. Правда, он его отнес к несовершенству методов расчета. Такие мысли были и у нас. Неточностей в расчетах было достаточно много. Это касалось как подготовки констант, так и выбора расчетных точек. Но, подкрепляемые опытом работы с белоярскими реакторами, мы продолжали свои исследования, все более убеждаясь в том, что такие ситуации возможны.
Не показывая вида, что наше сообщение его напугало, С.М. Фейнберг, тем не менее, поручил С.С. Городкову срочно разработать программу расчета полей энерговыделения для реактора РБМК с несколько другой схемой пространственного счета и с другим методом подготовки констант для расчетных ячеек. Приближалось время физического пуска реактора. Новых результатов, подтверждающих или опровергающих полученные данные, не было, но сомнения в достоверности наших расчетов, посеянные С.М. Фейнбергом, остались, и не только у представителя ИАЭ Е.П. Кунегина, но и у В.И. Рябова — заместителя главного инженера ЛАЭС по науке, т.е. главного физика на станции. Критические эксперименты во время физпуска проводились, к сожалению, уже без С.М. Фейнберга — незадолго до этого он скончался.
Чтобы рассеять возникшие сомнения, нужен был прямой эксперимент. Его специально не готовили, но он произошел. При одном из выводов в критическое состояние получилось такое поле энерговыделения, что эффективности отдельных стержней ручного регулирования, находящихся в разных местах, но примерно на одинаковом расстоянии от центра зоны, различались более чем в 20 раз! Сомнения в возможности получения локальных критических масс рассеялись, но способы предотвращения этих явлений родились не сразу. Физический пуск продолжался по намеченному ранее плану, и формировалась начальная загрузка.
Сейчас иногда возникает вопрос: как тогда учитывался паровой (пустотный) эффект? Было известно, что он будет вначале отрицательным. По мере выгрузки ДП и увеличения средней глубины выгорания топлива он поменяет знак и может достигнуть величины плюс пять “бета”. Такое поведение парового эффекта, а точнее, парового коэффициента (производной изменения реактивности по изменению среднего паросодержания), и его влияние на динамику реактора стали предметами исследований еще при разработке проекта в НИКИЭТ. Сложность этих исследований определялась главным образом тем, что впервые пришлось иметь дело с реактором больших размеров, не подпадавшим под существовавшие описания в точечном или одномерном приближениях. В результате проведенных исследований была установлена необходимость создания и внедрения систем локальных регуляторов и локальной аварийной защиты, на что, естественно, требовалось время.
Эксплуатация 1-го энергоблока Ленинградской АЭС началась без осложнений. Реактор вел себя спокойно, колебаний полей не наблюдалось. Автоматический регулятор поддерживал среднюю мощность, контролируемую боковыми ионизационными камерами. Распределение мощности по каналам реактора оператор поддерживал с помощью стержней РР, ориентируясь на показания внутризонных датчиков контроля нейтронного поля. При грубых перекосах радиального поля по показаниям специально выделенных ионизационных камер должна была срабатывать аварийная защита. По мере исчерпания запаса реактивности извлекали дополнительные поглотители и заменяли их свежими топливными кассетами. Сначала это делали кампаниями, затем после полного освоения перегрузочной машины стали делать “на ходу”. Для ориентировки эксплуатационного персонала физики ИАЭ и НИКИЭТ выполняли прогнозные физические расчеты и давали рекомендации по желательным перегрузкам и ожидаемым полям энерговыделения. Иногда расчеты проводились в вычислительном центре НИТИ (тогдашнего филиала ИАЭ), расположенного рядом со станцией. Потом технологию прогнозных расчетов освоили эксплуатационники станции, а физики ИАЭ и НИКИЭТ уже делали это эпизодически, по мере необходимости.
Примерно такая же технология расчетов повторялась и на пусках последующих станций до создания на них собственных вычислительных центров. Прогнозные физические расчеты нужны были не только для определения перегрузок, их результаты использовались также в методике восстановления полей энерговыделения по внутризонным датчикам. Восстановленные поля были нужны оператору, чтобы вовремя принимать решения по управлению ими в нужных пределах.
А управлять полем было достаточно трудно, особенно по мере извлечения большого количества ДП. Поле энерговыделения в реакторе постоянно менялось и притом столь быстро, что операторы еле успевали компенсировать реактивность уже не только по периферии у боковых камер, но и в зоне так называемого “плато”. Бывало, что оператору приходилось вмешиваться в управление реактором вручную до сотни раз в час. Подтвердилось, что “игра полей” — штука серьезная, и создание системы локальных автоматических регуляторов необходимо ускорить, а пока стабилизировать реактор с помощью возвращения в активную зону дополнительных поглотителей. Довели число ДП в реакторе до 81 шт. и продолжили эксплуатацию уже “спокойного” реактора.
Расчетными исследованиями занималось много специалистов как в НИКИЭТ, так и в ИАЭ, соответственно и предложений возникало множество, вплоть до того, что один очень авторитетный физик утверждал, что достаточно разместить в активной зоне один смещенный от центра стержень, подавив тем самым основную гармонику, и реактор станет стабильным. Другой не менее авторитетный физик утверждал, что надо разместить поглотители постоянно в середине по высоте активной зоны, т.е. разрезать реактор на два “блина”, и он станет стабильным. Но в активной зоне не “играли” гармоники, а существовали реальные перетечки нейтронов между зонами, и описание их с помощью анализа гармоник было довольно приблизительным. Тем не менее, первая система локального регулирования была создана. Здесь возникало множество проблем (надежно работающие внутризонные датчики, электронно-усилительные блоки, развязки, калибровки и т.д.), все они последовательно решались, но это — отдельная тема. Потом вдогонку создали и систему локальной аварийной защиты. Здесь тоже было много споров и предложений, тем не менее проблему устойчивости реактора удалось решить. В дальнейшем шли только доработки отдельных систем. Заметим, правда, что “качались” поля не только по радиусу, но и по высоте. Более того, колебания высотных полей раскачивали и радиальные. Все это не могло не волновать физиков. Предложений было немало. Например, в 1976 г. “главный физик” от НИКИЭТ по РБМК А.П. Сироткин совместно с “главным теплогидравликом“ С.П. Кузнецовым выдвигают и обосновывают предложение сократить высоту активной зоны с семи до шести метров путем укорачивания топливной сборки на один метр, показывая, что теплогидравлика реактора при этом не пострадает, так как уменьшится сопротивление активной зоны, подрастет скорость теплоносителя, и паропроизводительность сохранится на прежнем уровне. Вместе с тем при фиксированном положении верха активной зоны нижний ее уровень поднимется на метр. Таким образом, в зоне разместится шестиметровый стержень-поглотитель, а ниже — такой же полноценный шестиметровый вытеснитель. Физики еще ничего не знали о выявленном позже “скрам-эффекте” - его экспериментальным путем обнаружили позже, но переход на шестиметровую зону исключил бы возможность его проявления. Это, так сказать, невидимый положительный эффект предложения, но были и видимые.
Увеличение осевой утечки нейтронов за счет сокращения высоты зоны уменьшало высотные колебания поля, а это благоприятно сказалось бы на стабилизации радиальной и азимутальной составляющих колебаний нейтронного потока. Улучшалась экономика, так как сокращалась загрузка урана. За счет увеличения утечки нейтронов несколько снижался (становился более отрицательным) и паровой коэффициент реактивности. Положительно отозвались на предложение заводские конструкторы и технологи тепловыделяющих сборок, так как упрощалась конструкция сборки за счет ликвидации разрыва по топливу в середине активной зоны и появлялась возможность заполнять топливом шестиметровые трубки. Вдвое сокращалось количество герметизирующих швов, а следовательно, уменьшалась возможность возникновения брака.
Однако по ряду причин, в основном организационного характера, это многообещающее предложение реализовано не было.
Об оперативном запасе реактивности. Само это понятие перекочевало от белоярских реакторов. Там случилась авария. Оператор выводил реактор в критическое состояние, а затем на мощность, вытащив из реактора все рабочие органы СУЗ, включая и стержни АР. Реактор валился в “йодную яму”, и дальнейшая задержка грозила многочасовым простоем и потерей киловатт-часов. Влиять на поле нейтронов оператору было нечем, поэтому возник большой перекос поля нейтронов, и часть каналов получила повреждение. Все понимали, что так выходить на мощность нельзя. Необходимо иметь какой-то оперативный запас реактивности. Какой? Вообще говоря, это вероятностная категория и точному численному определению не подлежит, как любой запас: запас прочности, запас до кризиса и т.д. Скорее, можно оценить, какой запас излишен, так как величина его всегда чего-то стоит. Долгое время значение запаса оставалось достаточно неопределенным и для РБМК. Не было обоснованных соображений ни у физиков-“динамиков”, ни у физиков-“статиков”, хотя деление на тех и других — чисто условное.
Пожалуй, первым по этому поводу высказался В.В. Постников, который занимался, помимо разработки датчиков контроля поля энерговыделения в реакторе, математической теорией восстановления поля по всему объему реактора, опираясь на измерения величин энерговыделения в отдельных точках. Занимался он этим давно, еще с белоярских реакторов. Вначале это были чисто интерполяционные упражнения. Затем все больше методы математической интерполяции начинялись физическим смыслом, вводились нейтронно-физические функции влияния, и методы восстановления приобретали все более строгий вид. На основе исследований В.В. Постников сделал важный вывод: для удовлетворительного оперативного управления полем энерговыделения необходимо иметь в реакторе РБМК сорок частично погруженных стержней, т.е. сорок точек воздействия на поле реактора. Обосновать или опровергнуть это утверждение нейтронно-физическими расчетами в то время не было возможности, так как в распоряжении расчетчиков отсутствовали необходимые средства. Немного поспорили по его результатам и продолжили работу, пока не накладывая ограничений на оперативный запас.
Прервем рассуждения об оперативном запасе реактивности и поговорим немного о “скрам- эффекте”, так как он непосредственно повлиял на ограничение оперативного запаса в технологическом регламенте.
Последствия “временного” решения проблемы стержней управления путем укорочения их поглощающей части или вытеснителя (дела с организацией надежного пленочного охлаждения и
разработкой полноразмерного стержня шли трудно) начали проявляться. Экспериментально было установлено, что при движении стержней АР с верхнего концевика сначала отмечается небольшой рост (!) реактивности, а потом, как и положено по назначению стержней, ее снижение. Объяснение этой неожиданности быстро было найдено. Стержень в начале движения поглощающей частью входит в активную зону с ее края, а короткий вытеснитель выталкивает столб воды из ее глубины, где ценность нейтронов существенно выше. Хотя вода как поглотитель “слабее” бористого стержня, но за счет ценности этот эффект оказался выше. Решили: вытеснитель отрезать. Немного потеряли в эффективности стержней АР, но это лучше, чем иметь дело с положительным выбегом.
Другой факт. Во время критических опытов на Курской станции была сформирована конфигурация загрузки, компенсированная полностью погруженными или полностью извлеченными стержнями РР, т.е. по сигналу АЗ в активную зону вводились стержни только с верхних концевиков. Вновь произошел выбег положительной реактивности, но он был уже более значительным по величине и напугал всех основательно. Эффект расчетно и экспериментально изучался тщательно. По результатам исследований было установлено, что подобного никогда не повторится, если в активной зоне есть стержни в промежуточном положении. На все станции разослали письма с рекомендацией избегать ситуаций с полностью извлеченными стержнями. Если запас реактивности большой, эта рекомендация на практике выполнялась сама собой, так как осуществляя компенсацию, оператор должен был еще и сформировать выровненное поле энерговыделения по каналам реактора, поэтому всегда в каких- то районах реактора были стержни, частично введенные в активную зону. Это, пожалуй, было главным соображением записи в регламенте, ограничивающей оперативный запас реактивности пятнадцатью стержнями. Проявившееся потом в ряде случаев отсутствие должного отношения к этой регламентной записи со стороны эксплуатации в какой-то степени объясняется нестрогостью понятия “оперативный запас”. Как было отмечено ранее, стержни могут иметь различную эффективность. Частично погруженные стержни — тем более, ведь их характеристика существенно нелинейная. Автоматических средств для подсчета их суммарной эффективности не было.
Отметим еще одну работу. Вскоре после чернобыльской аварии авторитетная комиссия составила перечень первоочередных работ по повышению безопасности эксплуатации реакторов РБМК. В него вошли в основном уже ранее известные, но не доведенные до практического результата по ряду причин предложения. Пожалуй, новым было только требование существенного сокращения времени ввода в активную зону стержней аварийной защиты. Из анализа аварийных режимов, который проводился при разработке проекта, необходимость в таком быстродействии этих стержней не следовала. Теперь решили его обеспечить. Опять возникла проблема пленочного охлаждения в каналах СУЗ. Только при сбросе стержня в “пустой” канал можно было получить требуемое время ввода поглотителей. Решение проблемы пленки могло дать практический результат в короткие сроки и с относительно небольшими затратами. Другие, в том числе и достаточно фантастические идеи были весьма призрачными по возможностям реализации. Развернулись глубокие исследования, давшие возможность защитить потом не одну кандидатскую и две докторские диссертации. В результате интенсивных работ удалось создать систему БАЗ с нужными параметрами работы. А волновавшая физиков задача создания семиметровых стержней опять осталась в виде записи в планах мероприятий. Правда, спустя какое-то время конструкторы Московского завода полиметаллов, где разрабатываются и изготавливаются различные стержни — поглотители нейтронов, предложили стержень с надвигающейся на верхнюю часть вытеснителя “юбочкой”, содержащей редкоземельный поглотитель. Не очень надежное, по мнению физиков, но все-таки решение. Стержень же на всю высоту активной зоны, причем весьма оригинальной конструкции, все-таки появился. Его разработали в НИКИЭТ.
В заключение несколько фактов из истории другого проекта — реактора РБМКЛ с ядерным перегревом пара.
В конце 1966 г. заместителем главного конструктора реакторов РБМК назначается Ю.М. Булкин, за плечами которого много оригинальных технических решений по различным типам ядерных реакторов. С развертыванием работ по монтажу первого РБМК его как конструктора явно стало не удовлетворять несовершенство этого процесса, поскольку реактор фактически изготавливался на строительной площадке. На ней из деталей сваривались основные металлоконструкции, основные и вспомогательные трубопроводы, множество других узлов. И это в условиях, когда кругом идут земляные и бетонные работы! Как же тут можно обеспечивать высокое качество? А почему бы крупные составные части реактора не изготавливать в заводских условиях, с полным комплексом проверок и наладок, а на строительной площадке их только соединять? Он идет к физикам: нельзя ли реактор делать не круглым в плане, а квадратным или прямоугольным? Почему нельзя — можно! Только в прямоугольной конструкции ширина и высота активной зоны должна быть не более шести метров, а длина - какая угодно. В такой активной зоне с полем нейтронов проблем не будет. Шесть метров за счет утечки нейтронов стабилизируют реактор, и никакие колебания полей не будут страшны. И пошли конструкторские разработки!
“Начинка” активной зоны реактора оставалась такой же, как в РБМК, только тепловыделяющие сборки становятся на метр короче. Реактор собирается из изготавливаемых на заводе секций в форме параллелепипедов. Секции обрамляются сверху и снизу соответствующими металлоконструкциями. Не забыта и постоянная забота Н.А. Доллежаля о высокой тепловой эффективности реактора, о ядерной перегреве пара. По длине реактора в центре размещаются секции с испарительными каналами со своими сепараторами насыщенного пара по бокам, а крайними становятся секции с пароперегревательными каналами. По динамике реактор — практически одномерный. Управляя им, можно в части секций поддерживать определенный уровень мощности, другую часть — совсем останавливать и вести какие-то ремонтные работы. Все в восторге, и Н.А. Доллежаль начинает активное представление проекта в различные инстанции и поиски площадки для атомной станции.
Нельзя не упомянуть еще одну “изюминку” этого проекта. Поскольку графитовая кладка реактора нагревается во время работы до температур 600-700 °C, ее необходимо заполнить инертным газом. Чтобы удержать его, прибывшие на монтажную площадку секции должны свариваться надежными герметичными швами. Таким образом, по верху получалась коробчатая прямоугольная металлоконструкция с многочисленными сварными швами. Гарантировать их целостность при нагреве- расхолаживании невозможно. Понимая это, Ю.М. Булкин предлагает такой выход: всю металлоконструкцию залить водой. Вода обеспечит постоянную температуру стенок бака и исключит возможность разрывов сварных швов.
Это, казалось бы, устраивало. Только Е.П. Славский при рассмотрении проекта мрачно заметил: “Где это вы видели нетекущие баки?”. Что означает попадание воды в раскаленную графитовую кладку, он, очевидно, хорошо представлял себе задолго до чернобыльской аварии. Возможно, и было бы найдено какое-то приемлемое решение, но грянул Чернобыль, и этот проект лег на полку.
А.Д. Жирнов