Физика чернобыльского взрыва для самых маленьких

      Рассказ про аварию на ЧАЭС. Не про ликвидацию — только про физические процессы, приведшие к аварии, и технические решения в РБМК-1000*, стоявшие за ними. Совсем немного — про организацию и людской фактор.       * (Реактор большой мощности канальный, "1000" — это округлённая номинальная электрическая мощность энергоблока в мегаваттах, где он используется)       Я мог бы закопаться в кипу документов, начать цитировать оттуда умные фразы, но таких описаний полно в интернете. Да и ИНСАГ-7 каждый сам может прочитать (но не каждый поймёт, что прочитал).       Есть ещё короткая презентация на 8 мб.       https://mega.nz/#F!IX5jHSwA!WKha0KDdO0LLSJtq9Wii5Q       Если в ней ничего не понятно — не страшно, там картиночки.       Можно ещё тут http://reactors.narod.ru/rbmk/index.htm изучить вопрос — как РБМК устроен.       Я долго не хотел ничего писать на эту тему, потому что сказано о теме и без меня. Я вообще её считаю исчерпанной полностью. Тут всё уже и ежу понятно (есть пара моментов, но время и их раскроет. Почему не торопятся: никому уже настолько точные модели не интересны, они только чуток уточнят, когда имеющиеся выводы для безопасности более чем достаточны).       Но есть одна незанятая ниша в рассказах "как оно было" — простые, на пальцах (без сложных цифр и формул) объяснения. Но при этом написанные специалистами. Ведь объяснять на пальцах сейчас берется каждый не «атомный» инженер, прочитавший Википедию, пяток статей типа специалистов — и это в моих глазах выглядит как "мне Рабинович напел". Это если вежливо. Если грубо — это очень сильно переработанный продукт.       Почему же толковых, но кратких пояснений мало или почти нет, понять можно: упрощение вводит искажения, человек может выставить себя не специалистом или неизбежно сказать глупость. Поэтому предпочитает промолчать.       Так как тут на такое есть "заказ", так уж и быть — напишу. Да и я не опасаюсь ошибиться, вряд ли тут кто мои ошибки заметит. Могу сложнее и замудрённее, но не стану. Рассказ будет максимально разжёванным. Математика будет, но уровня 9-го класса.       Поскольку меня никто не грозится выкинуть из вертолёта, начну неторопливо. С самого начала. Буду идти постепенно и с экскурсами и немного в сторону — "что вижу, то пою". Так как пишется "за раз", иначе охватить главное у меня не выйдет. И всё равно, разумеется, рассказ будет чудовищно неполным.       Основы       "Избыток" нейтронов есть не только в изотопах урана или плутония, он во всех элементах тяжелее железа (включая его), иначе говоря, при их делении будет выделяться энергия. https://ru.wikipedia.org/wiki/Дефект_массы       Так же из графика удельной энергии связи в зависимости от атомного номера видно, что уже при слиянии почти всего, что легче железа, энергия будет выделяться, это "термоядерный синтез", в англомове куда проще и короче — fusion, расщепления ядер соответственно — fission.       Энергия выделяется в виде гамма-квантов (незаряженные частицы, обладающие высокой проникающей способностью), бета-излучения (электронов — их задерживает* и тонкий слой резины), но самый главный выход тепла содержится в осколках деления — ядрах атомов поменьше. Они раскалены, скажем так. Именно поэтому >95% (зависит от типа реактора, у рассматриваемого РБМК — 97% на память) тепла выделяется в топливе, а не в омывающем его теплоносителе, замедлителе и контрольных стержнях.       *Все процессы в ядерной физике имеют вероятностный характер. И одна отдельная частица может пробить хоть метр свинца. Шанс такой есть. Но когда дело касается миллионов мелких вероятностных событий, всё складывается во вполне постоянные коэффициенты ослабления. И можно считать, что альфа излучение (ядра гелия), например, не способно пробить лист бумаги или плотную ткань.       Теплоносителю тепло передаётся за счет теплопроводности и теплотдачи — так же, как от электронагревателя в чайнике к воде, это, думаю, понятно всем.       И так же, как в чайнике: если вода выкипит или тепло не будет отводиться по любой иной причине — расплавится (или просто повредится) и топливо. Поэтому первоочередной задачей безопасного обращения с ЯР (ядерным реактором) является непрерывный отвод тепла от топлива (топливных сборок, топливной композиции — об этом позже). До тех пор, пока он идёт, — всё отлично. Но это понимание, происходящее из теплофизики. Доступное любому теплоэнергетику, есть и иные детали, но они, увы, требуют уже понимания физики реактора.       Традиционно процессы и расчёты в реакторе делятся на теплогидравлические и нейтронно-физические. Они неотрывно друг от друга зависят, и рассчитывать любые из них, не принимая в расчет соседнюю епархию, нельзя. Именно поэтому оператора реактора не готовят из большинства выпускников физико-технических специальностей, знающих будто бы всё о ядерной физике и физике (говоря просто "физика" реактора, всегда подразумеваю — нейтронная физика), но у которых случается идиосинкразия при виде теплогидравлического оборудования, или же из котельщиков, собаку съевших на теплогидравлике, но ни черта не смыслящих в физике.       Что касается переподготовки и повышения квалификации... Не мне о них рассказывать. Все всё понимают. И так всё в любой отрасли.       Не понимая хотя одной из "половин", понять, как работает, особенно на переходных режимах (пуск, остановка, смена мощности), ЯР нельзя. Ныне управлять реактором или АЭС, или блоком, могут специалисты из очень конкретного и узкого списка специальностей. И это правильно.       А вот биография известно кого:       Дятлов родился в 1931 году в селе Атаманово Красноярского края. В 1945 году поступил в Норильский горно-металлургический техникум. В 1953—1959 годах учился в Московском инженерно-физическом институте по специальности «автоматика и электроника», окончил с отличием.       Работал на судостроительном заводе имени Ленинского комсомола в Комсомольске-на-Амуре. В 1973 году перевёлся на строящуюся Чернобыльскую АЭС.       Мнение о происходившем в Минэнерго: http://avkrasn.ru/article-3633.html (Борис Иванович Горбачев Сборник статей о причинах аварии на ЧАЭС) Смотреть «Главная причина или "кадры решают всё"», хотя сам я не считаю, что есть какая-то «главная» и какая-то «второстепенная» причина.       Итак, к ядерному "чайнику". Почему именно в нём уран (или плутоний-239)? Причём не какой-то, а с неким требуемым содержанием урана-235?       Что такое изотопы — все знают? Это если число положительно заряженных протонов в ядре то же, а нейтральных нейтронов — разное. С точки зрения химии разница незаметна, с точки зрения физики — колоссальна.       Уран при делении нейтронов производит не только осколки, но ещё и 2-3 новых нейтрона*. Что закладывает возможность организации цепной самоподдерживающейся ядерной реакции.       Но и это бы не имело никакого значения, если бы сечение взаимодействия** (причём конкретного — реакции деления) нейтрона с ядром урана не было бы высоко. Сочетание этих факторов позволяет создать ЯР или ядерную бомбу.       *Помним о вероятностном характере, но в расчётах берётся "полтора землекопа" — и выход нейтронов на одно деление или просто "выход нейтронов" считается нецелым, усреднённым.       Выход этот ещё и зависит от энергии ударяющегося в ядро нейтрона. Чем выше энергия (скорость) нейтрона, ударяющегося в ядро (квантмех говорит нам, что там всё сложнее, но опустим для простоты), тем выше выход новых нейтронов. В итоге этот выход зависит от спектра нейтронов. А этот спектр, например, зависит от температуры замедлителя и топлива, период кампания ЯР, числа регулирующих стержней в ЯР, его отравления, итп, итд.       Прозвучала куча непонятных слов? Не надо запоминать. Тут они скорее для того, чтобы показать, как всё сложно, если начать копаться.       **А это важно. Сечение взаимодействия — это (упрощая) мера вероятности, с которой нейтрон взаимодействует с ядром. Чтобы взаимодействий в кубометре реактора (делений) было больше, в нём должно быть или больше нейтронов, либо больше значения этих сечений.       Сечения бывают микроскопические — характеризующие меру вероятности взаимодействия изотопа с нейтроном вообще.       И макроскопические — это примитивное произведение ядерной концентрации на микроскопическое сечение.       Ядерная концентрация — банально, число ядер конкретного изотопа в кубическом сантиметре. Почему не в метре кубическом? В нейтронной физике все расчеты ведутся с сантиметрами — так уж повелось. И сечения взаимодействия считают в барнах. 1 барн = 10^-24 см^2       Число нейтронов в реакторе измеряет плотность потока нейтронов. Но! Слово "плотность" обычно опускают и говорят просто "поток нейтронов".       Тут же таится первый порог, поджидающий пересказывающих мне "Рабинович напел". Поток нейтронов — это концентрация нейтронов, умноженная на их скорость.       Потому что, чтобы нейтроны натыкались на ядра атомов, они должны двигаться. Двигаются в два раза быстрее — натыкаются в два раза чаще. Всё пока просто?       Итак — если перемножить поток нейтронов на макроскопическую сечение взаимодействия (т.е. на произведение микроскопической сечения и ядерной концентрации), получится число взаимодействий в неком объёме.       Отлично, вы уже начинаете понимать, как работает ядерный реактор!       Когда взаимодействий миллионы, можно сказать вполне уверенно: произойдёт их при таком-то потоке нейтронов и такой-то концентрации таких-то радионуклидов столько-то. Без вероятностей, уверенно назвать количество. (Есть расчёты, наблюдающие за судьбой конкретных нейтронов, но речь сейчас не о них.)       Число делений прямо пропорционально тепловыделению. Вернее, наоборот. То есть, относительно грубо — тепловой поток в реакторе пропорционален нейтронному.       Именно поэтому существует понятие нейтронная мощность реактора — определяемая по приборам, измеряющим поток нейтронов. Она измеряется очень быстро — в этом удобство.              Ещё есть тепловая мощность реактора — так как тепло выделяется и в остановленном реакторе (об этом позже и подробнее будет, не волнуйтесь). Кроме того, энерговыделение не идеально пропорционально потоку. А зависит ещё и от захвата нейтронов стержнями, утечки, зависящей от спектра (хотя это ничтожно в рассматриваемом РБМК).       Также всякий прибор хорошо работает в конкретном диапазоне измеряемой величины. ДПЗ — детекторы нейтронов (датчики) прямого заряда, измеряющие мощность на номинальном режиме, имеют чувствительность, не позволяющую толком точно измерить малую нейтронную мощность. Именно поэтому процедуры пуска считаются сложными и ответственными действиями. И опасными.       Тепловую мощность нельзя непосредственно измерить. Можно измерить, сколько теплоносителя (так зовется, например, вода первого контура в РБМК) входит и выходит, с какой температурой и давлением они это делают. Затем посчитать, сколько тепла отводится — учитывая тонкие твэлы (в чем топливо — об этом позже), столько же его и выделяется. Тепловой инерции практически нет.       Но в РБМК больше тысячи каналов, в каждый из которого входит недогретая до кипения вода, а выходит пароводяная смесь (ПВС). А расчёт энтальпии (сумма тепловой энергии + произведение давления на удельный объем) производится по аппроксимированной формуле — многочлену пятой степени, в которой аргументами служат давление и температура, насколько я помню... (как считала ЭВМ РБМК в точности — не скажу).       Но у насыщенного пара/кипящей воды эти давление и температура намертво связаны, и поэтому нужно паросодержание (ну или влажность пара). А его поди измерь...       Показания расходомеров и термопар и термометров сопротивления (измеряют температуру) слегка скачут, и их нужно усреднять хотя бы за долю секунды.       В итоге нагрузка на ЭВМ (на дворе 80-е, а сверхнадёжная проверенная ЭВМ родом, по сути, из 70-х, напомню) такова, что тепловая мощность в каждом канале рассчитывается раз в секунду.       В общем, вы должны уже понимать, что операторы смотрят только на нейтронную мощность. А там свои подводные камни, о коих позже.       Вернёмся к делящемуся топливу. Реакция деления возможна, отлично. Поговорим теперь об энергии нейтрона, её вызывающей.       От энергии нейтрона зависят сечения взаимодействия (для каждого изотопа — чудовищно уродливые графики со всякими резонансами, что адски усложняет расчеты), и выходит так, что при невысокой концентрации ядер изотопа урана-235 эта самая СПЦЯР — самоподдерживающаяся цепная ядерная реакция — идти в реакторе на природном уране (в нём 0,71% урана-235) или на слабо обогащенном (в разные годы слабо обогащенным считали по-разному, ныне это до 5%) может только на тепловых нейтронах. Т.е. медленных.       Кроме того, большая доля быстрых нейтронов убегает из реактора, не успев ни с чем повзаимодействовать, что ухудшает нейтронный баланс. Утечка же из РБМК тепловых нейтронов совсем смешная. Меньше 0.01%.       А уран-238 вообще на быстрых нейтронах не делится (тут какой-нибудь профессор ядерной физики, в общем-то, верно скажет, что реакция деления безпороговая, но я отвечу, что как инженегру (или даже конструктору ЯР) мне достаточно знать, что сечение деления урана-238 на тепловых нейтронах ничтожно).       Обогащением урана зовется доля в нём урана-235. Природный уран — смесь урана-235 и урана-238. Обогащенный уран сильно дороже. Чем выше обогащение, тем выше его цена. Это важно, к этому вернусь позже.       Внимательный читатель скажет: стоп, если нейтрон движется медленно — значит, поток меньше и взаимодействий меньше?       Во-первых, поток можно легко увеличить (у реакторов на быстрых нейтронах потому потоки больше, чем у тепловых). Во-вторых, с ростом энергии падают и сечения — и, что неприятно, — непропорционально увеличению скорости. Да и кривая зависимости сечения от энергии сложная. Кроме того, при таких энергиях растут и сечения всяких ненужных реакций — например поглощения нейтронов ураном-235, а не его деления. А число взаимодействий — это произведение потока на макросечение.       Как я уже выше говорил, энергия нейтронов связана с их скоростью. Школьный курс механики — "М-В-квадрат пополам". Т.е. энергия нейтрона — это его кинетическая энергия. Почему я и говорил о том, что всё сводится к физике и математике за 9-ый класс.       Поэтому "высокоэнергетический" нейтрон зовут быстрым, а медленный — "тепловым". Почему тепловым? Потому что он в термодинамическом равновесии со средой, в которой находится, и ударяется о колеблющиеся ядра, блуждая по этой среде с энергией, определяемой температурой этой самой среды (а эти колебания ядер зависят именно от температуры). Блуждает нейтрон до тех пор, пока не будет поглощен в той или иной ядерной реакции.       Среднеквадратичное расстояние, на которое смещается нейтрон от места рождения до места своей "смерти", зовётся длиной миграции. К ней вернусь позже. (При этом траектория нейтрона длиннее — он же не по прямой "бродит".)       Дожить до собственного распада он не успевает. Период полураспада нейтрона — 10 минут. То есть время, за которое распадается половина. Всё просто. Пока.       "Проблема в том", что нейтрон рождается быстрым с энергией в 2МэВ (2 миллиона электрон-Вольт), а тепловой нейтрон имеет стандартную энергию (на которую в табличках даются сечения) в 0.0253эВ, что соответствует его скорости в 2200 м/с.       Можно сделать реактор и на быстрых нейтронах, но сейчас история не об этом, РБМК — тепловой реактор (в профессиональной литературе "реактор" бы не написали, поскольку тавтология). На быстрых он выйдет куда дороже, а РБМК был нужен для народного хозяйства. Он должен был быть дешёвым.       Соответственно, нейтроны нужно замедлить до тепловых энергий. Для этого служит замедлитель.       Процесс замедления в общем-то вполне механический и потому понятный. Я упрощу модель — но всё ещё до работающей на практике.       Нейтроны упруго ударяются о ядра. Вероятность такого столкновения определяется сечением рассеяния. Ещё одни могут поглощаться при этом, образуя новые изотопы — на это есть сечение поглощения.       Значит, замедлитель должен иметь большое сечение рассеяния и маленькое поглощения — иначе просто сожрёт все нейтроны.       А мы помним: при делении рождается 2-3 нейтрона, значит, до столкновения с ураном должен дожить хотя бы один — иначе никакой цепной реакции не будет. А ведь у урана-235 есть не только сечение деления, но и поглощения, поэтому даже больше одного нейтрона.       Тут мы вспомним ещё и о бильярде. Столкновения упругие! Поэтому, когда нейтрон ударяется в тяжелое ядро, он отдаёт ему мало своей кинетической энергии, отпрыгивает и летит себе дальше. Одного сечения рассеяния мало — ядра замедлителя должны быть лёгкими. При ударе в ядро водорода нейтрон отдаёт ему половину своей энергии — так как у них одинаковая масса.       Требований три, и они противоречивы. Поэтому в качестве замедлителя пригодны исключительно следующие изотопы:       1) Водород.       Используется в составе воды.       2) Дейтерий (Водород-2) — он тяжелее водорода, но у него меньше сечение захвата.       Используется в составе тяжелой воды. На канадском троюродном родственнике РБМК — CANDU.       По балансу нейтронов — самый эффективный замедлитель. Но с ним много геморроя, кроме того, в СССР уже был опыт использования графита.       3) Бериллий (он тупо дорогой, да и слишком плотные потоки не любит — применяется в космических аппаратах и в исследовательских реакторах).       4)Графит. Третий по эффектности после тяжёлой воды и бериллия.       Всё... В РБМК замедлителем был графит (ядерной чистоты, почти чистый углерод — не такой, как в карандашах для черчения) и частично водород, содержащийся в воде, движущейся через технологические каналы.       Графит служил не только замедлителем, но и отражателем — окружая активную зону по периметру и снижая так утечку нейтронов.       Активная зона — это, собственно, то место, где и идет ядерная реакция. Композиция из топлива, замедлителя, отражателя, всякого регулирующего введенного в неё. В англомове это "ядро" — "core" реактора. Что просочилось и в корявый перевод АМедии. Амедию извиняет, на мой взгляд, то, что "активная зона" — это долго и так операторы действительно не говорят. Говорят просто "зона". Чтобы не путать с аварийной защитой — которая АЗ.       С другой стороны, русскому человеку и "ядро" не шибко-то понятно.       Я буду следовать полунегласной традиции, записывая активную зону строчными — "аз", а Аварийную Защиту — заглавными "АЗ".       В разных замедлителях разная длина замедления — "это среднестатистическое пространственное смещение нейтрона в процессе его замедления от начальной энергии Ео, с которой нейтрон рождается в делении, до данной энергии Е".       Хотя чаще и используется возраст нейтронов — 1/6 среднего квадрата расстояния, пройденного нейтроном при замедлении от энергии E0 до E.       Самая большая длина замедления (и возраст) — в графите, чуть меньше — в тяжелой воде, ещё меньше в бериллии и воде.       Именно поэтому активная зона ВВЭР компактная, а активная зона РБМК — большая*. Много замедлителя.       *Это лирика и относительное сравнение, конечно, физически и та и другая аз большая.       Рассмотрим весь путь нейтрона от его "рождения" до "смерти" в бесконечной среде без учета утечки.       Нейтрон рождается быстрым. И у него есть даже шанс поделить ядро урана-238, пока он быстрый. Очень маленький шанс, но в расчетах его, разумеется, учитывают. Потом он замедляется, в процессе чего может быть       поглощен. Особенно активно поглощает нейтроны уран-238 на резонансных энергиях — промежуточных между быстрым и тепловым. Став тепловым, нейтрон может поглотиться топливом (его поглощает как уран-238, так и уран-235, а ещё в процессе кампании нарабатываются осколки деления — шлаки, тоже хорошо захватывающие нейтроны).       Кампания ЯР — время работы реактора между перегрузками топлива. Есть ещё кампании топлива — время его нахождения в аз.       Куда лучше это всё формализовано в священной формуле четырёх сомножителей.       https://ru.wikipedia.org/wiki/Коэффициент_размножения_нейтронов       В конце концов, нейтрон, если ему "повезет" (мы уже помним, что везение тут ни при чём), делит ядро урана-235. Если мощность реактора во времени постоянна, из примерно 2,5 родившихся в делении участвует 1 нейтрон.       И тут стоит поговорить о нейтронном балансе ядерного реактора. Про него говорят, что он может быть "плохим" или "хорошим". Если всё равно из 2.5 нейтронов доживает до деления 1, то в чём смысл?       Дело в том, как это достигается. Если нейтроны поглощают конструкционные материалы (стенки твэлов, дистанцирующийся решетки и всякое такое), идёт их большая утечка, много их поглощает уран-238 и регулирующие стержни, — значит поддержать реакцию можно за счет повышения обогащения топлива по урану-235. При этом, если баланс хороший, то же количество реакций деления (а значит и выделится столько же тепла) произойдет в менее обогащенном топливе. И удельный расход урана-235 на 1 МВт*час будет меньше.       С точки зрения нейтронного баланса РБМК наряду с CANDU — один из самых совершенных реакторов в мире. До аварии на ЧАЭС, после которой изменили его конструкцию, — возможно, самый. Итак, мы плавно подбираемся к тому, почему РБМК такой и вообще: почему РБМК?       Множество решений по конструкции РБМК исходило именно из желания иметь идеальный нейтронный баланс. Потратить меньше народных денег на реактор и топливо. Некоторые из решений противоречили целям повышения безопасности. Часть — напрямую привела к аварии. О них я ещё напишу ниже.       Я — человек нерелигиозный и в свободу воли не верю. Да, операторы наделали глупостей, они виноваты — являясь частью казуально-причинной цепочки, и привёдшей к аварии. Виноваты (в известном смысле) и писавшие инструкции. Но не понесли наказания ни они, ни те, кто создал РБМК-1000 (уголовного, понижение же в должности ряда человек и выговоры не в счёт). Ни те, кто одобрил его конструкцию. Всё потому, что ответственность между ними была чудовищно размазана. Ну и вопрос престижа науки, разумеется. Нашли козлов отпущения.       Теперь о конструкции.       Вернёмся к теплофизике. Вообще требования нейтронной физики и теплогидравлики стабильно входят в противоречия.       С точки зрения турбиниста из реакторной части энергоблока: в машзал к нему приходит пар, и это главное. На РБМК-1000 пар, правда, радиоактивный (но он бета-активен, а потому радиация может попадать в машзал только с утечками пара и никак иначе).       И из "тепловой части" и регенеративной системы паротурбинной установки обратно в реакторное здание нужно подавать питательную воду, содержащую самый минимум примесей (чтобы они не активировались). Потому что, хотя чистая вода и активируется, в ней образуются исключительно короткоживущие изотопы водорода и кислорода. Ещё есть радиолиз — разложение воды с образованием опасного водорода, но это решается и к аварии отношения не имеет.       Электрический (нетто) КПД станции (отношение электрической мощности отпускаемой потребителю к тепловой мощности реактора) тем выше, чем выше параметры свежего пара. Т.е. его давление или температура. Почему "или"? РБМК производит насыщенный пар, а не перегретый, как котлы ТЭС — тепловых станций.       Боюсь, что этот момент не будет понятен не знакомым с технической термодинамикой. Но я приведу понятный, как мне кажется, пример: пар, идущий из чайника, если убрать из него все капельки воды — сухой насыщенный. Повысить его температуру можно, повысив давление (как в скороварке или автоклаве, но тогда он останется сухим насыщенным) или нагрев после выхода из "чайника" — такой бы пар назвали перегретым.       В РБМК негде перегревать пар — всё, что возможно, — удалить из него мелкодисперсную влагу в барабанах-сепараторах и отправлять сухого насыщенный пар на "турбину". Турбоустановка при этом будет работать на влажном паре — смеси кипящей при температуре насыщения воде и сухого насыщенного пара. Именно такая смесь выходит из носика любого чайника.       Отношении массы сухого пара к массе всей пароводяной смеси зовется степенью сухости, или иначе — паросодержанием.       Я пока не рассказываю ничего, что бы не имело самого прямого отношения к аварии и без чего её понять невозможно.       Наконец перейдём от абстрактного "топлива" к твэлам. То есть тепловыделяющим элементам. "Твэлы", с вашего позволения, буду писать не как аббревиатуру, а как слово. Так тоже допускается.       Твэл в РБМК — это тонкая полая трубка из циркония, легированного небольшой добавкой ниобия. Внутри трубки размещены цилиндрические-же "таблетки" из слабообогащенного диоксида урана. Внутрь твэлов закачан под большим давлением гелий.       Пароводяная смесь движется вдоль пучка таких твэлов — тепловыделяющей сборки, — охлаждая её.       Почему цирконий, почему не сталь? Цирконий очень слабо поглощает нейтроны. Если бы трубка была из нержавеющей стали, то пришлось бы увеличивать обогащение урана — мы же помним о балансе нейтронов в активной зоне? А это деньги, и деньги огромные.       Во всех тепловых энергетических реакторах для этой цели используется цирконий. Его для прочности легируют оловом или для коррозионной стойкости — ниобием.       У циркония есть поганое свойство — при высоких температурах он охрупчается, подвергаясь коррозии, при дальнейшем увеличении температуры за 400С — начинается пароциркониевая реакция, приводящая к выделению водорода. Чем выше температура, тем быстрее идёт реакция — в школе такое рассказывают.       Давление и/или температура свежего пара определяют и давление в реакторе. Для теплоэнергетики 7МПа (более 65 атмосфер — я не заглядывал в справочники и взял 7МПа по памяти) и соответствующая этому давлению температура кипения примерно 285.8С — это не что-то невероятное, но в общем-то для чайника — это круто.       Кроме того, такое давление удачно близко к давлению, при котором в воде максимальное значение критического теплового потока — при котором между стенкой нагревателя (твэла в данном случае) и кипящей водой возникает паровая пленка. Отделяющая его от кипящей воды и приводящая к пережогу твэлов.       Кризис теплообмена (или иначе — кризис теплообмена первого рода — в отечественной литературе) каждый из нас наблюдал в жизни сам — на кухне. Если уронить на сухую раскалённую сковороду каплю воды, то она не испаряется мгновенно, а начинает бегать по её поверхности — теплообмену как раз мешает паровая подушка, отделяющая воду от чугуна/алюминия/тефлона.       Что должно было выдержать такое давление?       Выбор тут невелик. Можно заключить всю активную зону в один корпус, как это сделано в водо-водяных реакторах с водой под давлением ВВЭР, PWR или даже в кипящем корпусном реакторе BWR (B — boiler), но есть одно НО.       Не углубляясь в сопромат, скажу сразу: при неизменном давлении толщина стенки рассчитанного на это давление цилиндрического сосуда растет пропорционально его диаметру.       Такой сосуд невозможно изготовить до сих пор. Просто нет такого колоссального оборудования. Ведь диаметр аз РБМК почти 12 метров. А высота — 7 метров только по твэлам (в одном канале две 3.5м ТВС — одна над другой).       И по этой же причине огромный РБМК (с учётом всего остального "металлолома" обеспечивающего работу реактора) не имел контайнмента. Затраты на такое сооружение из бетона были бы чудовищными. Стенка из лучшего бетона сильно больше метра...              https://ru.wikipedia.org/wiki/Герметичная_оболочка       Нет, её можно было заложить в проект, но в реакторах второй серии обошлись полумерой — прочно-плотными боксами, в которые поместили контур многократной принудительной циркуляции, состоящий из чудовищного количества труб и арматуры, а потому имевшего некий шанс разрыва случайной мелкой трубки — одной из тысяч.       Да и как защитить графит от воды? Помним же о замедлителе. В итоге такая огромная активная зона, собранная из блоков графита со стороной в 250мм, была пронизана технологическими каналами. Круглыми трубами из циркония. По которым, как по направляющим, ими «выстрелило» вверх при аварии.       Такая схема называется канальной.       Графит всего реактора, тем не менее, окружала стенка из нержавейки, но служила она для другого — через графит продувалась смесь гелия и азота для его охлаждения. Помним, что часть тепла выделятся всё-таки в замедлителе. Кроме того, все это дело окружала биологическая защита, включавшая и воду.       Есть мнение, что на западе канальные реакторы не развивали не только потому, что считали сочетание воды и графита опасным (задним умом все крепки — кто-то один такое сказал, да и только), но и потому, что вовремя не решили проблему эффективного отвода тепла от графита, комплексно решенную специальными втулками и газовым контуром на РБМК. И свернули на иной путь.       В технологических каналах (ТК) размещались не только каналы с ТВС (тепловыделяющими сборками — композициями из соединенных вместе твэлов), но и контрольная аппаратура, каналы с регулирующими стержнями, которые охлаждались своим собственным не кипящим контуром (к этому вернёмся позже).       (В сериале идею про взрыв бака контура СУЗ из-за накопившегося в нём водорода озвучивает сериальный же идиот Дятлов. Напомню, что кто там что говорил — нигде не записано. На кассеты фиксировались только переговоры по телефону и внутренней связи).       Итак, с конструкцией активной зоны немного определились. А теперь я сакцентирую внимание на том, что РБМК — кипящий реактор. То есть вода, омывающая твэлы, — кипит.       С точки зрения теплофизики это чудесно — при кипении происходит самый лучший теплообмен, но вот с точки зрения нейтронной физики всё неприятно.       Хотя как посмотреть... Меньше воды (поглотителя нейтронов) — лучше нейтронный баланс. И опять — экономия.       Но сделать его не кипящим было невозможно — это потребовало бы производить пар в парогенераторе, — огромном и дорогом промежуточном теплообменнике между первым и вторым контуром. Как на CANDU. И это потребовало бы либо снизить параметры пара из-за температурного напора в парогенераторе — и значит ухудшить КПД станции, либо увеличить давление (и температуру) в первом контуре, что привело к увлечению толщины стенки технологического канала. Что ухудшило бы злосчастный нейтронный баланс. Да ещё и затраты на массивное дополнительное оборудование — уничтожившие бы все преимущества РБМК-1000 перед ВВЭР-1000.       Интересно то, что создание водо-водяных корпусных кипящих реакторов изначально в СССР считали сложным именно по причинам проблем с их регулированием... забавно это.       Нередко говорят, что одноконтурные АЭС менее металлоёмкие, чем двухконтурные. Это так, но если одноконтурная — это АЭС с BWR — т.е. кипящим корпусным реактором. По металоёмкости РБМК никак не превосходил отечественный же двухконтурный одногодок — ВВЭР. Иначе говоря масса стали (несмотря на на отсутствие второго контура) была не меньше. Поскольку в нём были те же пресловутые барабан-сепараторы и туча труб КМПЦ — контура многократной принудительной циркуляции.       В чем была проблема с ВВЭР? Производство качественных труб большого диаметра в СССР всегда было проблемой. Как и огромных корпусов самого реактора ВВЭР-1000 и его парогенераторов. Они требовали создания нового производства — и оно строилось. Им должен быть стать волгодонский Атоммаш. Для чего требовалось в том числе и множество зарубежного оборудования.       https://ru.wikipedia.org/wiki/Атоммаш       По проекту мощности «Атоммаша» позволили бы изготавливать 8 водо-водяных энергетических реакторов (ВВЭР-1000) в год мощностью 1000 МВт каждый. Вернее, даже не реактора, а полных комплектов основного оборудования — парогенераторы, ГЦН-ы.       Мне вот говорили (так что не требую воспринимать это всерьёз), что в СССР искали пути даже кооперации по производству ВВЭР с Японией. Не срослось. В это время стране нужны были всё новые и новые генерирующие мощности. РБМК же состояли из кучи "деталей", производство которых по отдельности, тем не менее, не требовало ничего такого выдающегося или не освоенного советской промышленностью. Те же барабан-сепараторы по диаметру были просто из верхнего ряда применявшихся на самых мощных паровых котлах.       Ещё одна из множества причин аварии. Санкции убивают. Как и война — даже если она холодная. Иногда замысловатым путём. Убивают жадность или желание сэкономить. Это всё происходило на фоне тяжелой нагрузки на промышленность СССР в виде ВПК в самый разгар холодной войны — когда шанс аварии на АЭС не останавливал их массовое строительство без геромоооболочек. Стране была нужна дешёвая электроэнергия.       Можно сказать, что виновато желание поставить во главу угла эффективность, а не безопасность. Нет, систем безопасности на РБМК хватало, но гермооболочка тогда уже не была чем-то новым и в мире не обязательным. Те же финны на свои ВВЭР-440 потребовали её установить.       Вернёмся к кипению.       Входит в каналы вода, недогретая до кипения, выходит имеющая некое паросодержание. Но не сухой насыщенный пар (т.е. уже газ). Потому что тогда бы теплообмен был совсем плох и твэлы перегревались бы.       Кроме того, растворимость разных примесей в паре ниже, чем в воде, и в случае полного превращения воды в насыщенный сухой пар на твэлах и стенках ТК выпадала бы натуральная накипь.       Но на паротурбинную установку ПТУ идёт осушенный пар, а значит, через реактор проходит больше пароводяной смеси, чем через реакторную установку как единый элемент тепловой схемы.       Поэтому РБМК для теплоэнергетиков и напоминал топку котла — на заметной высоте расположены большие длинные бочки с запасом воды (барабан-сепараторы — БС) в которые подавалась горячая, но очень далёкая от кипения питательная вода от паротурбинной установки*, в них же попадала пароводяная смесь из реактора. ПВС разделялась (сепарировалась) на пар, уходивший на ПТУ (паротурбинную установку), сепарат же, смешиваясь с питательной водой, становился "циркводой"— циркуляционной водой и подавался ГЦН — главными циркуляционными насосами — в реактор.       *что как бы намекает — кто-то понимал, что надо бы иметь запас, снижающий влияние парового эффекта, о коем ниже.       О половинках РБМК я, пожалуй, тут умолчу.       Все это напоминает паровой котел, только вместо опускного и подъёмного участка жаровых труб — активная зона. И нет пароперегревателя. Такая схема позволяла обеспечивать даже естественную циркуляцию при потере электроснабжения и совсем уж аварийном расхолаживании, повышая так безопасность. А также обеспечивала и подпор перед ГЦН, исключая кавитацию даже при закипании воды в барабан-сепараторах.       Кавитация — это закипание воды на лопастях (рабочем колесе) насоса (нагетателя) при недостаточном подпоре — т.е. очень грубо: если на входе кипящая вода. При этом на них возникают и тут же схлопываются пузырьки, давление в которых просто чудовищное — точечно превосходя предел прочности материала лопастей. В результате громкий шум, потеря расхода и неизбежное со временем разрушение насоса. Но ГЦН РБМК такое не грозило никак. Рассматривалась одно время такая версия, но её разумно отвергли.       Важно было поддерживать в БС (барабан-сепараторе) уровень, так как при его падении в реактор могла пойти ПВС — пароводяная смесь, проскочить, так сказать. А это чревато проблемами с вышеупомянутым непрерывным отводом тепла от аз.       Итак — важно обеспечивать бесперебойную подачу воды и уровень в БС. Дежурная смена это, кстати, упорно и делала. Забив на физику реактора — считая, что он так устроен, что сам со всем справится и вообще — свехнадёжен (но не виноваты ли в известном смысле те, кто подпитывал их уверенность в этом?). То есть виден упор на теплогидравлику... Но ведь это сказка про физику, а не про «нефизический» персонал.       Как был устроен и как работал этот реактор, становится постепенно понятно. (Многочисленные системы безопасности, САОР (система аварийного охлаждения реактора) и прочее я не упоминаю — они помогли бы при расчётной аварии, на ЧАЭС-4 они были бесполезны, и это — не их вина.)       Как таким реактором управлять?       Собственно, как и любым другим. Но со спецификой. Начну с общих моментов.       Что будет, если из тех 2.5 нейтронов, вылетающих из расщепленного ядра урана, новое деление вызовет не 1, а больше или меньше?       Вообще эта величина зовётся "эффективным коэффициентом размножения нейтронов" — и он равен количеству нейтронов, вызывающих новую реакцию деления, на один акт деления ядра. Или Кэфф.       Если эта величина больше или меньше 1, то говорят, что в реакторе положительная или отрицательная реактивность. И он надкритический или подкритический (мощность соответственно растет или падает). Хотел без формул, но без этой никак. Тем более она примитивна:       Реактивность = (Кэфф — 1)/Кэфф       Как её изменить? Способов много, есть и экзотические. Вплоть до изменения состава продувочной смеси, охлаждающей графит, и за счёт этого — изменение его температуры и, следовательно, поглощения в нём нейтронов. Но это далее стадии экспериментов не пошло. На ВВЭР же и их западных братьях, например, меняют концентрацию борной кислоты в теплоносителе — постепенно снижая её в течении кампании по мере выгорания топлива.       Традиционный и единственно доступный осознанный метод на РБМК — вводить или извлекать из реактора регулирующие стержни (стержни СУЗ — системы управления и защиты), поглощающие нейтроны.       Ввели — баланс нейтронов изменился — мощность падает.       Извлекли — баланс нейтронов изменился — мощность растёт.       Но такой вопрос: а если опустили и ждём? Почему со временем мощность перестаёт меняться и устанавливается на новом уровне? Про это сильно ниже.       Для эксплуатирующего персонала не менее важны, если не более удобны, такие величины, как период реактора (время, за которое мощность меняется в е (2,718) раз) и период удвоения мощности (говорящее название, да? — Всем всё ясно? Время, за которое мощность увеличивается вдвое. Именно на него ориентируется СИУР при работе с СУЗ).       Но как это посчитать?       Дело в том, что большая часть нейтронов при делении ядра урана излучается мгновенно — вернее, в течении 10^-5 с (на память).       Но не все, слава Азатоту. Были бы все нейтроны такими, управлять реактором было бы невозможно. Малейшая введенная в реактор реактивность приводила бы за доли секунды к изменению мощности в разы.       Часть — доля запаздывающих нейтронов, очевидно, запаздывает и излучается в течение существенно более долгого срока. Их делят на шесть групп по степени их тормознутости, по которым усредняют время жизни, но я не буду записывать уравнение обратных песочных часов. Тут не место для диффур.       Если открытие нейтронов и деления ядра урана открыли путь для бомбы, то открытие запаздывающих нейтронов в 1939 — к реактору.       Если коротко, то время жизни одного поколения нейтронов — секунды. Но всё так только до тех пор, пока положительная реактивность не превысит долю запаздывающих нейтронов. Тогда реактор станет не просто надкритическим, а надкритическим на мгновенных нейтронах. Мгновенно же разгоняясь как бомба.       Впрочем, и это может не привести к взрыву, если реактор устроен как надо — мощностной эффект реактивности может спасти реактор от разрушения, хотя повреждения твэлов и будут от скачка мощности.       Для урана-235 доля запаздывающих нейтронов 0,65%. А для плутония-239 — 0,21%. Что усложняет управление реакторами на MOX топливе. Но на ЧАЭС всё было без таких выкрутасов — просто уран, плутоний тоже был наработан, но его, разумеется, было мало, чтобы как-то существенно повлиять на эту долю.       Еще говорят об эффективной доле запаздывающих нейтронов. Дело в том, что их энергия слегка отличается от мгновенных, а потому они меньше подвержены утечке и слегка меньше захватываются в процессе замедления, поскольку успевают быстрее замедлиться до энергий меньших, чем соответствующие резонансным сечения поглощения урана-238. Для РБМК влияние этих факторов ничтожно, и эффективная доля запаздывающих нейтронов почти никак не отличается от простой их доли.       Но наличие запаздывающих нейтронов — не единственное условие безопасного управления им.       Существуют разного рода эффекты реактивности. Рассмотрим их на примере более смирного, не кипящего ВВЭР.       Температурный эффект реактивности       Растёт температура теплоносителя, падает его плотность, меняются макроскопические сечения. Меняется водо-урановое соотношение, изменяется (ужесточается), следовательно, и спектр * — меняются и микроскопические сечения. В итоге кучи неочевидных зависимостей вводится отрицательная реактивность.       *Не все же нейтроны тепловые — есть нейтроны всех энергий, только вот потоки разные. График, показывающий зависимость между потоком и энергией нейтронов — это он самый, спектр нейтронов.       То есть в реакторе есть отрицательная связь — ТЭР (Температурный эффект реактивности) отрицательный. А если отнести ТЭР к изменению температуры, то получится ТКР — температурный коэффициент реактивности.       ТКР = ТЭР/(дельта Т)       Такой коэффициент должен быть отрицательным и иметь небольшое по модулю значение. Потому что если он будет большим по модулю, это приведет к сильным колебаниям мощности и опасности разгона реактора при захолаживании аз.       Реактор проектируется так, чтобы ТКР был отрицательным. Даже если конструкция аз, при которой он будет положительным будет лучше по соображениям нейтронного баланса, никто такой реактор не одобрит и не построит.       Например, при слишком высоких значениях концентрации борной кислоты ТКР становится положительным. Соответственно, такую концентрацию обзывают критической и с запасом в ВВЭР всегда имеют меньшую концентрацию.       Мощностной эффект       У реактора растёт мощность. Температура теплоносителя не меняется (или меняется, но это можно расчётно исключить, вычтя температурный эффект), но растёт температура топлива. Эффект Допплера приводит к тому, что резонансные сечения захвата в уране-238 растут, и мощностной эффект реактивности и соответственно мощностной коэффициент реактивности (МКР) отрицательны.       Вернёмся к стержням.       Стержень подняли. Высвободилась реактивность — мощность растет. Благодаря отрицательному МКР постепенно вводится отрицательная реактивность, и мощность сама стабилизируется на новом уровне. Более того — любое случайное возмущение будет побеждено за счет саморегулирования реактора.       Реактор здорового человека! (Вообще-то обычный реактор.)       Сумма мощностного и температурных эффектов, стационарного отравления ксеноном и ещё нескольких мелочей — это тот физический вес, который суммарно должны иметь стержни оперативного регулирования, которые можно вводить/выводить довольно быстро. Или, иначе, это оперативный запас реактивности.       Долговременные эффекты вроде выгорания компенсируют, неожиданно, компенсирующие стержни.       Добавлю ещё, что реактивность нельзя непосредственно измерить — это величина расчётная. То есть ввели вы регулирующий стержень (опять забегаю вперёд), и мощность у вас начала падать. И по скорости её изменения вы уже точно узнаете, какая сейчас реактивность. После того, как начали вводить стержень — до того это можно было только расчитать.       Думаете, где-то написано: если ввести вот такой стержень настолько, будет введена такая-то отрицательный реактивность? С точностью до тысячной? А вот фиг вам. Нет, физический вес стержней известен, в нужной книжечке на столе ВИУР-а/СИУР-а (ведущего инженера управления реактором/старшего инженера управления реактором — должность зависит от типа станции) всё записано, но на него может оказывать влияние, например, соседних стержней, отравление реактора и много чего ещё..       (Ктулху, храни БН-800: там стержней всего штук 30... — компенсирующих, а активного регулирования 2 (два))       И наоборот — если вы не лезете куда не надо шаловливыми или — наоборот — профессиональными руками и нажимаете условно "уменьшить/увеличить мощность до стольки-то" задав минимальный период удвоения (меньше около 30 секунд не выйдет — там неснимаемая ныне уставка срабатывания аварийной защиты), то с этим справится и автоматика. "Знающая", сколько каким стержнем можно ввести реактивности. В реактор в данном конкретном состоянии и в данный момент кампании — всё это влияет на физический вес стержней. С достаточный точностью знающей. И знающей, в каком порядке их вводить/извлекать. Но всё это данные, рассчитываемые по сложным моделям реактора. Это сейчас такое можно оценить почти в реальном времени. В 80-е с этим всё было куда как хуже.       Теперь поговорим о неприятных отличиях РБМК от рассмотренного ВВЭР.       Во-первых, ВВЭР перегружается свежим топливом раз в год (сейчас реже — на пятилетней кампании топлива). Поэтому в начале кампании в нём много избыточной реактивности — запас на выгорание топлива, в ходе которого накопятся шлаки и уменьшится ядерная концентрация урана-235. Накопление плутония-238 скомпенсировать это не сможет, поэтому, чтобы это компенсировать в начале кампании, в теплоносителе много поглощающего нейтроны бора, введена куча компенсирующих стержней, а в случае пятилетней кампании топлива в ТВС есть ещё и выгорающий поглотитель.       Что можно сказать о балансе нейтронов? Он плох. Нейтроны бесполезно поглощаются, начальное обогащение из-за этого — все 4.5, а то и до 5%. Тут есть своя выгода от более высокого КИУМа — коэффициента используемой мощности, ведь блок реже останавливают... Но речь сейчас не об этом.       РБМК перезагружается на ходу. В ночные смены — раз в день-два. Это позволяет иметь в аз мало ненужного запаса реактивности, который нужно компенсировать. Это прекрасно для баланса нейтронов. Сейчас я говорю о дочернобыльском РБМК.       Но что здесь не так? Ради этого баланса увеличили шаг решётки ТВС, сделав блоки графита 250*250мм, а не 200*200мм, как у его предшественника двойного назначения — АДЭ-1, АДЭ-2 и вплоть до АДЭ-5. Это всё канальные предки РБМК. У которых были алюминиевые твэлы с природным ураном и алюминиевые же трубы технологических каналов, поскольку рабочие температуры были много ниже.       К чему это привело?       К положительному паровому коэффициенту реактивности. По аналогии с выше названными коэффициентами он показывает отношение некого изменения реактивности — эффекта (парового) к изменению паросодержания в теплоносителе.       То есть больше в воде пузырьков — реактор разгоняется. А ведь пузырьки не от падения мощности, как правило, появляются.       Но расчётно было подтверждено, что положителен ПКР только при малых значениях паросодержания, при дальнейшем его росте он меняет знак и всё путём. Расчёт этот был неверным. Об этом есть в первом ИНСАГЕ — отчете для МАГАТЭ про аварию на ЧАЭС.       Вообще само то, что эксплуатировался реактор с положительным паровым (или пустотным*) коэффициентом реактивности, вызывает вопросы... Хотя если бы расчет был верным — ничего бы и не случилось.       *Так он зовется как более широкий эффект свойственный всем реакторам. В том числе и не кипящим. В том числе и быстрым с жидким металлическом теплоносителем. То есть, при потере теплоносителя в реакторе здорового человека не должна вводиться положительная реактивность, а наоборот — только отрицательная.       Следующим важным отличием от ВВЭР у РБМК является то, что всё выше написанное можно выбросить, потому что оно писалась для точечной модели реактора. Хотя я, конечно погорячился, но суть в том, что всё куда сложнее. То есть как само собой разумеющееся предполагалось, что мощность в реакторе по всему объему его аз меняется пропорционально — о нём говорили, как о чём-то едином, точке.       Это не так.       Мало того, что мощность неравномерно выделяется по высоте и радиусу активной зоны, так и реактивность в разных частях аз может быть разной. Но если в ВВЭР это провялено слабо (с чем справляется автоматика и утечки нейтронов из зоны в зону реактора), то РБМК это, по сути, множество соединенных вместе реакторов . Причём как по широте и длине или по радиусу — как вам удобнее, так и по высоте аз.       Процитирую седьмой ИНСАГ (ЧЕРНОБЫЛЬСКАЯ АВАРИЯ: ДОПОЛНЕНИЕ К INSAG-1 INSAG-7 Доклад Международной консультативной группы по ядерной безопасности):       2.6. РАЗМЕРЫ АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРА       "Ввиду больших размеров активной зоны реактора РБМК-1000       (высота 7 м, диаметр 11,8м) цепная реакция в одной части активной зоны весьма слабо связана с цепной реакцией в других, удаленных от нее частях. Это ведет к необходимости регулировать пространственное распределение энерговыделения почти так же, как если бы в объеме активной зоны имелось несколько независимых реакторов. В чрезвычайных условиях такая ситуация может оказаться весьма нестабильной, поскольку малые пространственные перераспределения реактивности могут вызвать значительные пространственные перераспределения энерговыделения. Одним из проявлений такого нарушения связи в активной зоне является то, что непосредственно перед аварией цепные реакции в верхней и нижней частях реактора проходили почти независимо, и это положение усугублялось глубоким ксеноновым отравлением в расположенной между ними центральной части. В этих условиях при вводе стержней СУЗ из полностью извлеченного положения описанный ранее эффект ввода положительной реактивности при быстром останове реактора мог привести к появлению надкритичности в нижней части активной зоны и быстрому смещению распределения нейтронного потока вниз независимо от того, каким было это распределение непосредственно перед вводом стержней. В условиях аварии смешение распределения энерговыделения вследствие ввода положительной реактивности при быстром останове реактора могло оказаться значительным".       2.4. РЕГУЛИРОВАНИЕ МОЩНОСТИ       "Реактор РБМК-1000 был оборудован двумя системами, обеспечивающими регулирование мощности. Первая из них представляла собой систему физического контроля распределения энерговыделения (СФКРЭ) и имела датчики, расположенные внутри активной зоны. Второй была система управления и защиты, датчики которой были расположены как внутри активной зоны, так и вне ее, в баке боковой биологической защиты.       В принципе, эти две системы были разработаны таким образом, чтобы дополнять друг друга. СФКРЭ была разработана для контроля относительного и абсолютного распределения энерговыделения в диапазоне 10-120% и контроля мощности реактора в диапазоне 5-120% номинальной мощности. Система управления и зашиты реактора включала в себя систему локального автоматического регулирования и локальной автоматической защиты (ЛАР-ЛАЗ). Система ЛАР-ЛАЗ получала сигналы от внутризонных датчиков и осуществляла регулирование на уровнях мощности свыше 10% номинальной. Контроль на малых уровнях мощности осуществлялся только на основе датчиков, расположенных вне активной зоны. Когда реактор эксплуатировался на малой мощности при отключенных системах СФКРЭ и ЛАР-ЛАЗ, в распоряжении операторов не имелось контрольно-измерительных датчиков, расположенных внутри активной зоны. Оператор, принимая решения по регулированию мощности и пространственного распределения энерговыделения, должен был полагаться главным образом на показания датчиков, расположенных вне активной зоны. Однако датчики, расположенные вне активной зоны, не могли показывать распределение нейтронного потока внутри нее. Более того, они не могли показывать усредненное распределение потока по высоте активной зоны, поскольку все они расположены по высоте напротив середины активной зоны. Поэтому, контролируя реактор на низких уровнях мощности, оператор должен был полагаться главным образом на опыт и интуицию, а не на показания приборов системы регулирования. В таких условиях от оператора могло потребоваться выполнение до 1000 управляющих действий в час".       Про тысячу действий — это не шутка. До того, как как эти занялись более совершенные компьютеры, операторов звали "пианистами". То есть нужно осмысленно что-то нажимать или переключать раз в 3-4 секунды в течение часа.       "Все же регулирование мощности РБМК-1000 при запуске, когда в реакторе нет поглотителей нейтронов или когда он не отравлен ксеноном-135, отличается от, и гораздо проще, управления полем энерговыделения неравномерно отравленного реактора на малой мощности. В последнем случае, который в значительной мере присутствовал в ходе испытаний, закончившихся разрушением реактора 4 блока Чернобыльской АЭС, существует риск большого перекоса поля и высоких неравномерностей энерговыделения как по высоте, так и по радиусу активной зоны. У операторов по существу не было опыта регулирования мощности в таких условиях".       Йодная яма и отравление ксеноном.       При делении ядер урана образуются осколки. Большая часть из них радиоактивна. При радиоактивном распаде эти изотопы трасмутируют в другие изотопы, а те — ещё в другие. Формируются цепочки последовательных продуктов распада урана.       Нас интересует цепочка распада:       X -> очень сложно (вам это неинтересно) -> йод-135 -> ксенон-135 -> не ксенон (вам это тоже неинтересно).       Что важно: период полураспада йода-135 — 6.53 часов, а ксенона-135 — 9,14 часа. И он (цитирую Википедию, ибо мне лень) имеет максимальное сечение захвата тепловых нейтронов среди всех известных веществ — примерно 3 миллиона барн для энергии 0,069 эВ, его накопление в ядерных реакторах в результате цепочки β-распадов ядер теллура-135 и иода-135 приводит к эффекту так называемого отравления ксеноном (см. также Иодная яма — https://ru.wikipedia.org/wiki/Иодная_яма — кто хочет почитать не моё предельно упрощенно изложение — прошу туда).       Как это работает (кратко)? Производство нового йода-135 пропорционально мощности реактора. Йод при этом самопроизвольно распадается на бета-частицу и ксенон-135, а также захватывает нейтроны и выпадает из этой цепочки.       Ксенон-135 образуется в результате бета-распада йода-135 и трансмутирует во что-то более безобидное, сжирая нейтроны (чем он и вредит нам). Это конкурирующие процессы: один + другой — которые приводят к тому, что в реакторе со временем они друг друга уравновешивают, образуется стабильная концентрация отравы и говорится о стационарном отравлении ксеноном.       Что случается, если мощность реактора на некоторое время падает? Дело в том, что предшественник ксенона-135 — имеющий ту же атомную массу йод-135 — не склонен как не в себя жрать нейтроны, поэтому его стационарная концентрация намного больше. Мощность уже упала, а вот новый ксенон-135 продолжает образовывать так, будто бы реактор ещё работает на предыдущем, более высоком уровне мощности. И в силу периода полураспада йода-135 в 6.53 часов эта инерция продлится долго.       Равновесие смещается, и концентрация ксенона начинает расти, что вводит в реактор отрицательную реактивность. Происходит нестационарное отравление ксеноном. Затем со временем его концентрация становится соответствующей новой мощности, а до того падает, вводя положительную реактивность. Вот и рисуется "яма". Так как виноват в этом предшественник — то "йодная".       https://upload.wikimedia.org/wikipedia/commons/3/3d/Reactor_shutdown_xe_chart.png?uselang=ru       Обычно тепловой реактор спроектирован так, чтобы его оперативный запас позволял выйти из этой ямы. Но, например, под конец кампании ВВЭР, когда оперативный запас мал, может и не выйти из неё, вроде как. Если "уронить" реактор. Особенно глубокая яма (т.е наибольшая отрицательная реактивность) возникает, если уронить реактор со 100% мощности до 0%. А потом подождать, не выжигая довольно быстро накапливающийся ксенон потоком нейтронов.       Ещё — тут отрицательная реактивность — величина расчетная, сам реактор может иметь стабильную мощность и быть критическим, — просто эта реактивность компенсируется выведением стержней.       Процесс этот изучен вдоль и поперек, довольно предсказуем. Рассчитывается и без формул — по номограммам даже. Но это если реактор — "точка". В РБМК в разных областях реактора отравление могло идти по-разному. Более того, при работе на номинальной мощности могли по нему гулять "ксеноновые волны" — с этими автоколебаниями успешно бороться могла только автоматика. Причем не на малых мощностях. Да она ещё и не сразу появилась — такая умная...       В идеале, если бы стержни очень-очень плавно вводили реактивность, то можно было бы на неё почти плевать — плавно отрабатываемые изменения концентрации ксенона. Собственно, там маневрируют мощностью на корпусных водо-водяных не кипящих реакторах французы, у которых очень велика доля АЭС в энергетике. На ряде их станций есть специальные "легкие" поглощающие стержни.       По той же схеме реактор отравляется и самарием. Но его влияние меньше. И еще, по-настоящему, десятком работающих по той же схеме цепочек... Вносящих влияние в реактивность меньше, чем предел чувствительности у приборов. Поэтому они неинтересны.       О стержнях РБМК       О тех самых графитовых вытеснителях. Выше я писал, что в каналах СУЗ — вода. Вода поглощает нейтроны. Не так хорошо как бор-10, но лучше графита. Дифференциальная эффективность (то есть изменения реактивности при изменении глубины погружения) стержней непропорциональна глубине их погружения, и поэтому они часто введены не на всю глубину активной зоны. Да и их высота чуть меньше, чем все эти 7 метров активной зоны.       Кстати, на кипящих корпусных реакторах стержни СУЗ вводятся снизу. Что не просто так — это физикой обусловлено, в том числе.       Поэтому, чтобы в канале не было лишней, ничего не омывающей и ни с чего не снимающей тепла воды, к стержням снизу подцепили "немного" графита. Вытеснитель.       Нейтронный баланс! Замечаете, как часто я это талдычу? Мне кажется, о нём много думали конструкторы. Или почти только о нём.       В чём минус такого решения? Если заместить воду графитом, в этой области уменьшится поглощение нейтронов и будет введена положительная реактивность.       Поэтому сначала такие стержни, опускаясь сверху вниз в аз, вводят положительную реактивность, а потом только — отрицательную.       UPD. Такого не возникло бы, если бы графитовые вытеснители при полном извлечения стержня из аз занимали бы весь канал. Или их вообще не было бы. В первом случае нужно было бы увеличить габариты реактора: подреакторного пространства. Так как при полном опускании стержня в аз вытеснитель (высотой семь метров) тоже бы пришлось куда-нибудь опускать. На все семь метров. Во втором случае же ухудшился бы нейтронный баланс.       И следует учесть, что аз — это много маленьких соединенных друг с другом аз, а не нечто монолитное по своей физике. При правильной работе автоматики — это не нечто ужасное, но репутация уже подмочена.       Ход аварии.       Знаете же байку про начальника штаба, которого разбудили по случаю войны, а он только указал на полку шкафа с инструкцией на данный случай? Так вот, разбирать саму аварию я буду очень недолго — потому все упомянутое выше сэкономит время.       Кроме того, меня в рамках физического разбора не сильно интересует, какие инструкции персонал нарушил, а какие — нет, можно было снимать столько блокировки (да, согласно действовавшим правилам и экспериментальной ситуации — можно, согласно программе эксперимента), действовал ли он разумно или нет.       Судить людей я не желаю, судить я буду РБМК.       Суть проходившего эксперимента была простой. Пар на турбину перестают подавать и отсоединяют её от сети, так как 50 герц есть 50 герц, а обороты турбины начнут падать.       Подающие воду в аз ГЦН питаются от трансформатора собственных нужд. Т.е. пока не запустятся дизель-генераторы, питание на ГЦН будет поступать от выбегающего турбогенератора.       В действительности даже без питания от выбегающего турбогенератора и вплоть до запуска дизелей ГЦН не остановились бы в секунду без питания. На них стоят мощнейшие маховики. Тут изучали такой нестандартный способ повышения безопасности.       1) Эксперименту предшествовало отравление реактора ксеноном из-за работы на сниженной мощности по требованию диспетчера и падение мощности по неизвестной причине. Что привело к тому, что из него вытащили кучу стержней автоматического регулирования, чтобы он не "заглох". ("вручную" вытащенных, хоть они и "автоматического регулирования") Инструкции всё это не запрещали (ИНСАГ-7).       Оставив недопустимо низкий оперативный запас реактивности. Но тут опять же — любят на эту тему поспорить. Запрещено это было или нет.       Это привело к повышению положительного парового коэффициента реактивности. Физика РБМК такова, что чем больше в нём поглотителя помимо урана, тем тот коэффициент ниже. И наоборот.       2) Эксперимент приводили на малой мощности, когда реактор плохо управляем.       В сочетании с отравлением реактора и попыткам удержать мощность это привело к неравномерному отравлению реактора и повышению мощности в нижней части реактора. Всё очень условно. Потому что никто эту мощность в точности не измерял и распределение её по объему было восстановлено расчётно. Возможны, были и угловые коэффициенты неравномерности. То есть, эта мощность, которая была мала, тем не менее, была распределена неравномерно. Возможно, где-то она была такой, как при работе РБМК на полной мощности в штатном режиме. Возможно, выше.       Выяснить это при работе на 200МВт не представляется возможным. Ну и вот, например, то, по чему реконструировали произошедшее:       Ссылка побилась, тут нужно глянуть картинку из презентации с облака - фото рулона бумаги с графиком мощности.       А ведь в программе испытаний было 700Мвт!       3) Помним про барабаны-сепараторы. Чтобы повысить безопасность эксперимента, включили резервные ГЦН. Увеличив расход воды через активную зону. При малой её мощности.       Блок при этом работал на сниженной мощности, и в барабаны сепараторы поступало мало питательной воды, во время самого выбега - не поступало.       Верно говорят, что это увеличило температуру на входе в активную зону и уменьшило недогрев до температуры насыщения, облегчив закипание воды при случившемся скачке мощности.       Но, что ещё важнее, в итоге паросодержание в технологических каналах перед началом выбега снизилось, так как большой расход при малой мощности приводил к малому повышению энтальпии по высоте канала. Сказать: «к малому подогреву» будет ошибочно — температура при фазовом переходе постоянна. Что создало предпосылки к введению за счёт парового эффекта реактивности значительной положительной реактивности: потенциальная разница между почти нулевым паросодержанием и его максимальным значением равным 1 была максимальной — "взвели", иначе говоря, сами того не понимая, "тетиву".       При этом энерговыделение по объёму было неравномерным, из-за неравномерно разотравления реактора это только усугублялось. Большой вклад в мощность реактора давала нижняя его часть, что обусловило в дальнейшем закипание воды в этой части реактора.       4) Тут начинается эксперимент, расход воды в аз плавно падает, растет паросодержание, и — бах — взрыв! Причём их было два (НИКИЭТ тут не согласен, и довольно аргументировано спорит http://accidont.ru/book.html). Сначала тепловой взрыв в нижней части реактора — он выстрелил верхней плитой и не испарившимся графитом вверх, пробив им крышу реакторного здания. Ведь графит лежал на крыше турбинного цеха — на которой и побывали пожарные, нахватавшись от него смертельных доз.       Спор о том, был ли взрыв «ядерным», заключается в том, был ли локальный разгон на мгновенных нейтронах. Судя по графикам мощности — был. С последующим разрушением аз.       Когда говорили, что аз взорваться не может, имели именно это в виду. И не взорвалась бы, если не положительный ПКР. Которого быть «не могло». Разгон на запаздывающих нейтронах привел бы к разрушению, плавлению, разгерметизации, но не пробиванию крыши верхней плитой реактора с раскидыванием радиоактивного графита по местности.       Второй взрыв — это детонация водорода, образовавшегося из-за пароциркониевой реакции и взаимодействия перегретого пара с раскалённым же графитом. Но водород взрывается вовнутрь. Что и обрушило внутрь крышу здания. Хотя этот момент спорный - даже если бы вся вода из аз подверглась разложению, газа бы на столь серьёзный взрыв не хватило - так этому возражает НИКИЭТ.       Что я пропустил? А… нажатие на копку АЗ-5.       Было оно или нет, я не знаю. По одной из версий (главной):       "В процессе выбега стала снижаться производительность ГЦН и начал падать расход через реактор. Это привело к дальнейшему увеличению пара в активной зоне. При положительном эффекте реактивности по количеству пара это привело к вводу положительной реактивности, и начался обратный процесс — оператор начал погружать стержни в активную зону, причем намного активнее, чем извлекал, т.к. обратный процесс увеличения количества пара шел быстрее, чем бывшее ранее уменьшение. Согласно Регламенту эксплуатации, в данной ситуации (резкий ввод положительной реактивности в течении длительного времени), необходимо было снизить мощность реактора. Единственным возможным способом выполнить это требование было кратковременное нажатие на кнопку АЗ-5. По сигналу АЗ-5 все стержни идут в активную зону до тех пор, пока есть этот сигнал. Как только он исчезает, стержни останавливаются".       Однако положения стержней, по данным датчиков, были какие попало, учитывая, что активной зоны как целостной конструкции, не улетевшей частично на улицу после взрыва, уже не существовало, были ли стержни действительно введены до взрыва или на АЗ-5 нажали после него — я не знаю.       Вот этот человек тоже сомневается       http://n-t.ru/tp/ie/ca.htm       Если же они были опущены, то это ввело бы дополнительную реактивность и послужило спусковым крючком. Но ведь неприятно же признаться, что для разгона на мгновенных нейтронах в нижней части аз хватило одного парового эффекта обусловленного порочной конструкцией аз? "Проявились слабые стороны конструкции" цитируя известную книгу НИКИЭТ.       Заключение       Положительный ПКР (паровой коэффициент реактивнсоти) у РБМК победили просто: увеличили начальное обогащение, что заставило держать в аз больше компенсирующих стержней. Я же говорил про связь между поглощением нейтронов не топливом и ПКР? Весь этот прекрасный нейтронный баланс улетел в трубу. Как и надолго — будущее ядерной энергетики.       А ведь если бы шаг графитовых блоков был не 250мм...       Вытеснители убрали от греха подальше, модернизировали систему управления и защиты, по сути в ней всё заменив, потом поменяли ЭВМ на более осовремененную, что улучшило управляемость на всех режимах, — ныне РБМК уже иные по своей начинке, за исключением ТК с ТВС.       Ну, и учитывая планы по строительству ВВЭР и проектируемой мощности Атоммаша (пусть и кучей экспортных заказов), РБМК бы и так бы постепенно сошёл со сцены. Когда назрел бы вопрос о использовании гермооболочки. Но случилось то, что случилось.       Не источники, но то, что может быть вам интересным. https://mega.nz/#F!IX5jHSwA!WKha0KDdO0LLSJtq9Wii5Q       Презентация с ЧАЭС с версией про АЗ-5. http://reactors.narod.ru/rbmk/index.htm       Конструкция энергоблока. https://ru.wikipedia.org/wiki/Дефект_массы       Без чего ядерной энергетики не было бы. http://avkrasn.ru/article-3633.html       Мнение о происходившем в Минэнерго. https://ru.wikipedia.org/wiki/Коэффициент_размножения_нейтронов       Формула четырёх сомножителей. https://ru.wikipedia.org/wiki/Герметичная_оболочка       То, что не факт бы, что помогло при такой аварии. https://ru.wikipedia.org/wiki/Атоммаш       Мегазавод для производства крупного энергетического оборудования, в том числе и корпусов ВВЭР и парогенераторов ПГВ-1000 и ПГВ-1000М. https://ru.wikipedia.org/wiki/Иодная_яма       Йодная яма. http://accidont.ru/book.html       Канальный ядерный энергетический реактор РБМК. Под общей редакцией Ю.М. Черкашова. Глава 13. Технические аспекты аварии на 4-м энергоблоке Чернобыльской АЭС.       Наиболее адекватное описание, за исключением кавитации в главных циркуляционных насосах. Считаю этот момент крайне спорным. https://www.twirpx.com/file/1549167/       Технологический регламент по эксплуатации 3 и 4 энергоблоков Чернобыльской АЭС с реакторами РБМК-1000 1Э-С-II (для любопытствующих, найдете другую ссылку - можете поделиться) http://n-t.ru/tp/ie/ck.htm       Хорошая статья, но всё же достаточно длинная и не для самых маленьких: "Чернобыльская катастрофа. Причины её известны" Виктор Дмитриев.