Человеческий фактор в Чернобыльской аварии несомненно имел место, но вот вопрос, в чем он заключался и как проявлялся в условиях, когда вы сидите на пороховой бочке, совершенно не подозревая об этом. И дело здесь совсем не в отдельных ошибках или неправильных действиях, а в общем настрое и культуре отношения к своим должностным обязанностям, или говоря более общо, к законам.
Эксплуатационный персонал начинается с головы, в данном случае с зам. Главного инженера АЭС А.С.Дятлова, а работа начинается с написания её программы. Программа испытания выбега турбогенератора в принципе была написана нормально, и работа действительно не ядерно опасна, но она очень необычна, и далеко выходит за рамки стандартных процедур на энергоблоке. Поэтому, конечно, программу следовало согласовать с Главным конструктором и с Научным руководителем реактора. Ничего бы это не изменило, но статус работы был бы совсем другой.
Кроме того, работа по этой программе не была состыкована с другими работами, выполняемыми на блоке в процессе его останова, и программа была написана так, как будто кроме неё больше ничего не делается. А между тем была запланирована еще одна не менее важная работа: снятие вибрационных характеристик турбины, ради чего приехала представительная команда с Харьковского турбинного завода (ХТГЗ) с целым автобусом сложной аппаратуры. Эти работы очень сильно пересекались между собой и их следовало четко разделить еще на стадии составления рабочих программ. Почему, например, нельзя было замер вибраций турбины выполнить тогда, когда шло перераспределение нагрузок между двумя турбогенераторами и один из них отключили? Зачем было оставлять эту работу на конец (что в других условиях было бы вполне естественно).
И еще. Реактор останавливается (автоматически) как только начинается выполнение программы, и после этого можно абсолютно не беспокоиться о режиме его охлаждения, 4-х насосов, находящихся на неотключаемом электропитании, за глаза хватит, а остальное к нему отношения не имеет. Но это так, когда реактор действительно заглушен. А пока он находится на мощности, то дело в корне меняется. Во избежание возникновения кавитации и срыва циркуляции теплоносителя должно быть соответствие между его расходом и мощностью реактора (чем ниже мощность, тем меньше допустимый расход), и оно определено в регламенте эксплуатации. Всего этого не учитывал Дятлов, вот как он об этом лихо пишет. “Для программы выбега ТГ уровень мощности значения не имеет никакого, и мы с началом опыта реактор собирались глушить (см. п. 2.12 Программы). Согласно станционной Инструкции по составлению программ должна быть указана мощность. При составлении программы ясности не было, что будем выполнять непосредственно перед опытом, и установили 700…1000 МВт как максимальную, а не минимальную мощность.”
Дальше идет работа смены (оперативного персонала), и головой здесь является в данном случае начальник смены блока (НСБ) А.Акимов. НСБ несет единоличную ответственность за все команды по управлению энергоблоком и никто не вправе вмешиваться в эту оперативную деятельность. Любой вышестоящий руководитель может вмешаться в его действия только одним способом: временно отстранить НСБ от управления блоком и взять управление на себя, если имеет на это право (лицензию на управление).
В этой своей деятельности НСБ руководствуется только письменными документами: инструкциями, регламентом, записями сменных заданий в оперативном журнале и рабочими программами на проведение нестандартных работ. Все эти документы должны быть ему хорошо известны и до конца понятны. Никакие изменения не могут вноситься в них в процессе работы, все должно быть сделано заранее.
Вот бы, наверное, А.С.Дятлов надо мной сейчас посмеялся. Где ж это видано, чтобы такая идеальная схема существовала в реальной жизни. Но ведь именно в этом-то и все дело, именно здесь проявляется человеческий фактор. А эта идеальная схема прекрасно существовала в реальной жизни на американских, японских и немецких АЭС, про другие не скажу, не знаю, но думаю, что и там тоже.
Итак по-порядку. Начинать надо за две смены до Акимова с утренней смены 25.04.86. Когда мощность реактора была уже снижена до 50% поступил запрет от Киевэнерго на дальнейшее снижение мощности. Неужели для Киевэнерго это была большая новость, что 4-й блок ЧАЭС останавливается 25-го апреля 1986 г. на ППР. И они её не знали за год, за месяц, за неделю, да хотя бы за один день до этого, еще 24-го числа, а им потребовалось вмешиваться в оперативную работу на АЭС. Начальник смены станции (НСС) взял под козырек и дал соответствующее указание НСБ, которое тот немедленно исполнил, хотя у него в сменном задании написано совершенно другое, и он уже начал это другое выполнять.
Но и этого еще мало. В 14:00 персонал блока совершил уже первое нетривиальное действие по программе испытаний, отключил САОР. Это была последняя операция в подготовительной части программы, которая (вся) должна была быть выполнена до начала испытаний, и дальше работ по программе оставалось, со всеми инструктажами и рассаживаниями по местам на час, пол-часа, не более. Но тут диспетчер Киевэнерго сообщил, что запрет на снижение мощности продолжается, на неопределённый срок. НСС опять взял под козырек, а НСБ опять исполнил его указание, и энергоблок как бы завис “с открытым ртом” САОР уже отключена, а эксперимент еще не начат. НСБ с этим разбираться не стал, и предоставил это следующей смене (которая заступила в 16:00).
Следующая (вечерняя) смена Ю.Трегуба приняла энергоблок в стационарном состоянии на мощности 50% и находилась до самого конца смены в ожидании “указующего перста” от диспетчера Киевэнерго. А что до САОР, то не он её отключал, и отключена она была по программе испытаний, так, что формально претензий к нему предъявить нельзя. А то, что запас реактивности (ОЗР) равен 13,2 стержня (что на 1,8 меньше минимального предела, заданного в регламенте), ну так что с того, все равно ведь собираемся останавливаться, да к тому же уже началось разотравление так, что ОЗР будет возрастать. Конечно, формально это нарушение регламента, нужно было останавливаться немедленно, но ведь “указующий перст” не разрешает и работы по программам (с ХТГЗ и с Дятловым) еще над головой висят.
Интересно, а где все это время был А.С.Дятлов, и в чем же заключалась его роль как руководителя испытаний и зам.главного инженера АЭС? Этого он в своих воспоминаниях не говорит, а пишет обо всем происходившем как какой-то сторонний наблюдатель.
В 23:10 разрешение на снижение мощности, наконец, поступило и “процесс пошел”, но тут уже началась ночная смена (с 00:00часов 26-го апреля). Смена А.Акимова приняла энергоблок, что называется на ходу, в процессе быстрого снижения мощности. Приняла на мощности 720 МВт со сменным заданием провести его останов с измерением виброхарактеристик турбины и испытанием выбега турбогенератора. Задание и без того достаточно сложное, так как обе эти работы касаются одного и того же (турбогенератора) и в значительной степени противоречат друг другу, а здесь еще поджимает время. Реактор снова начал отравляться, так что надо успеть выполнить обе работы пока еще есть достаточный запас реактивности.
По хорошему в этих условиях от выполнения одной из работ надо было бы отказаться, от какой? Для НСБ это неразрешимая дилемма, отказаться от снятия виброхарактеристик немыслимо, за этим стоит вся мощь ХТГЗ и за такую самодеятельность начальство “убьет”, отказаться от выбега так же трудно, “сорвется эксперимент века” (на который затрачено столько усилий и отмобилизовано много народу). Этого не переживет Дятлов и тоже “убьет”. Что делать?
Судя по некоторым признакам, Акимов видимо был склонен отказаться от испытаний выбега и собирался снизить мощность реактора с 700 до 200 МВт. И тут произошло непредвиденное. Оператор Л.Топтунов во время снижения мощности, при переходе с одной системы автоматического управления (ЛАР) на другую (АР) совершил оплошность и упустил мощность реактора почти до нуля. Подхватив её где-то там внизу, они вдвоем с Акимовым стали подниматься из этого провала. На это ушло и дополнительное время и дополнительно увеличилось отравление реактора.
Здесь опять уместен вопрос, а что же А.С.Дятлов, как он предлагал разрешить коллизию столкновения двух работ, которая (так же как и останов блока на ППР для Киевэнерго) не внезапно возникла, а существовала с самого начала (еще при написании программы)? А никак он не предлагал, он просто, как и полагается стороннему наблюдателю, как-бы (якобы) ушел на время с БЩУ, и его не было в этот ответственный момент принятия решения. Когда он, якобы, снова появился, мощность уже поднимали из провала.
О чем и как говорили Акимов с Дятловым и как взаимодействовали дальше, мы никогда не узнаем. Акимов перед смертью ничего не сказал, а Дятлову и свидетелям на суде верить в этом вопросе нельзя. В “идеальной схеме” А.Акимов должен был бы зафиксировать свой отказ от проведения испытаний выбега и стоять на этом до конца (независимо от последствий лично для себя). Но у нас все становятся героями только потом, когда надо ликвидировать последствия катастрофы, а не тогда, когда надо катастрофу предотвратить. Итак, мы можем опираться только на факты, и они таковы.
Несмотря ни на что (на состояние реактора) было принято решение испытания проводить, и только после измерения вибраций турбины. При этом были нарушены ОПБ, должностные инструкции оперативного персонала и регламент эксплуатации, а именно:
1) Существенно отклонились от рабочей программы, начальная мощность реактора 200 МВт вместо 700 МВт, установленных по программе, и заблокирована аварийная защита АЗ-5 по отключению двух турбогенераторов.
2) Предполагалось иметь в работе все 8 ГЦН, и расход теплоносителя превысит допустимый, установленный регламентом для мощности 200 МВт.
3) Работы считалось возможным проводить при запасе реактивности меньше предела в 15 ст.РР еще допустимого по регламенту.
Эти нарушения были отнюдь не формальными (как может быть казалось их авторам), а самыми что ни на есть значимыми. Даже если бы реактор был не взрывоопасен, т.е. удовлетворял требованиям ПБЯ и ОПБ, и ему было бы чихать на малый ОЗР, то первые два нарушения способны были привести к аварийным повреждениям, таким как разрушение ГЦН, пережог ТВС и т.д. Что касается третьего нарушения, то его следует рассмотреть подробнее.
Все остальные нарушения регламента , если они и были, это уже следствия принятого решения проводить испытания в условиях, когда делать этого было не надо. Это были попытки хоть как-то застабилизировать режим работы энергоблока перед испытаниями, в том неустойчивом состоянии, в котором он находился. Никакого отношения к произошедшей аварии эти нарушения не имели.
Регламент
Но есть и еще одно, “самое главное нарушение регламента”, которое широкой публике выпячивают меньше, но в беседах со специалистами оно является основным, и как бы именно оно взорвало реактор. Это нарушение состоит в работе реактора при малом оперативном запасе реактивности (ОЗР), что регламент категорически запрещает.
– Да, запрещает? А почему? Неужели потому, что при этом может взорваться реактор? Тогда почему в регламенте об этом ничего не сказано? И если это такой важный параметр, за которым оператор должен следить в оба, то по какому измерительному прибору он должен это делать?
– Что? Такого прибора не существует? Да-а?! А как же тогда вы сами узнали, что в тот момент был малый ОЗР?
– А по распечатке результата физ.расчета, сделанной с магнитной ленты вычислительного комплекса уже после аварии.
Не знаю как у Вас, читатель, но у меня от такого диалога возникает ощущение сумасшедшего дома. Мало того что нам подсовывают в качестве оперативного параметра некоторую непосредственно не измеряемую расчетную величину, получение которой требует не менее 5 минут времени. Нас еще при этом держат за идиотов.
Да, в регламенте есть ограничения по величине ОЗР, но давайте посмотрим как оно там записано. И сравним с тем как записаны ограничения для других параметров, важных для безопасности. (см. “Регламент и ОЗР”). Этот анализ показывает, что, не смотря на имеющееся в одном пункте регламента, грозное требование немедленно заглушить реактор при снижении ОЗР до 15 стержней, ОЗР не рассматривается как параметр важный для безопасности, его величина диктуется экономическими соображениями, а не соображениями безопасности.
Застрелите меня, если записи в регламенте по ограничению ОЗР можно читать как-нибудь иначе чем нижеследующим образом.
При работе на постоянном (номинальном) уровне мощности запас реактивности уменьшается от выгорания урана примерно на 1/2 стержня РР в сутки. Не доводите это уменьшение до ОЗР=26-30 ст.РР (своевременно делайте перегрузки). С разрешения главного инженера этот предел можно снизить, но не более чем до 15 ст.РР. Если не можете этих требований выдержать, глушитесь (и получите за это то, что следует). В случае внезапного останова или сильного провала по мощности и попадания в иодную яму можно выходить снова на мощность сразу после устранения причин провала, только имея достаточный запас реактивности, такой чтобы по выходе иметь ОЗР не ниже 15 ст.РР. Если слишком долго копались и реактор успел сильно отравиться, тогда глушитесь и ждите пока закончится иодная яма.
Как видим, соблюдение этих требований регламента (в части заглушения реактора) может грозить нагоняем от начальства, а чем грозит их нарушение? Да ничем, сплошными благодарностями. Чем меньше будете держать запас реактивности в стационарном режиме, тем глубже будет выгорание топлива в выгружаемых ТВС и экономичнее работа АЭС.
Если сможете хоть как-то выходить на мощность из провалов, хотя бы при нулевом запасе реактивности, меньше будет простоев, и опять-таки это повышение эффективности работы АЭС.
Так что как говорится “думайте сами, решайте сами, иметь или не иметь”. Но разговор был бы совсем другим, если бы дело касалось безопасности, тем более ядерной.
Регламент и ОЗР
Оперативный запас реактивности ОЗР не измеряется непосредственно никакими датчиками и не регистрируется никакими показывающими или самопишущими приборами. Величина ОЗР расчитывается по программе физрасчета “Призма” на ЭВМ системы централизованного контроля (СЦК) “СКАЛА”. Этот расчет занимает определенное время и его результат можно увидеть на распечатке, которую дежурный инженер по вычислительной технике должен специально сделать и принести на БЩУ.
Да, в регламенте есть ограничения по величине ОЗР, но давайте посмотрим как оно там записано. Во всем регламенте есть только три записи, касающаяся этого ограничения, и одна из них находится в главе 9. “Нормальные параметры эксплуатации блока и допустимые отклонения”.
В этой главе в 33-х её параграфах для всех более или менее значимых параметров энергоблока (каждому посвящен отдельный параграф) подробно расписывается в каких они должны находиться пределах. Там где это необходимо, описывается как это соответствие регламенту определяется. Для некоторых (комплексных) параметров дополнительно разъясняются разрешенные ситуации. В следующей главе 10 “Действия персонала при отклонениях параметров от нормальных” в 27-ми параграфах (с большим количеством подпунктов каждый) подробнейшим образом описываются все необходимые действия по каждому из параметров.
Так вот, во всем этом тексте нет не слова про оперативный запас реактивности. Ни как определять, находится ли он в допустимых пределах, ни что и как делать, если он за эти пределы вышел. Вообще ничего. Нет такого контролируемого параметра!. ОЗР упоминается только в преамбуле главы 9. Эта преамбула очень короткая, так что даем её целиком:
Что мы здесь видим?
1) ОЗР это никакой ни эксплуатационный параметр, оперативно контроллируемый, а некая количественная характеристика состояния реактора, которая еще не вышла из под опеки науки.
2) Эта характеристика связана с устойчивостью полей энерговыделения в реакторе и возможностью ими управлять. Ни о каком ослаблении аварийной защиты, а тем более возможности взрывоопасной ситуации речи здесь не идет.
3) Ограничения на величину ОЗР относятся к стационарному режиму, когда этот параметр меняется очень медленно и есть время для его определения и осмысления.
4) Ограничение ОЗР в 15 стержней представлено крайне несерьезно. Не описано, что такое немедленное заглушение (если это кнопка АЗ-5, то так и должно было быть написано), и не объяснено чем вызвано такое требование. Ни в одном пункте этой главы регламента нигде больше не фигурирует термин “немедленное заглушение”.
Очень странно выглядит как сама жесткая реакция на отклонение от нормы такого спокойного на вид параметра, так и контекст в котором она записана.
Если, ОЗР не оперативный параметр, а всего лишь определенная физическая характеристика, не влияющая на ядерную безопасность реактора, и главный конструктор сам ничего не знал об опасности малого ОЗР, тогда контекст объясним, но такая жесткость реакции непонятна.
Если же ОЗР это действительно важный для ядерной безопасности параметр, и гл. конструктор знал об этом (хотя никому ничего не сказал), тогда жесткость реакции понятна. Но тогда такая запись этого ограничения в регламенте попахивает уже уголовщиной.
Другая запись ограничения ОЗР величиной в 15 стержней находится в главе 6 “Подъем мощности реактора и пуск блока после кратковременной остановки и частичной разгрузки” , в параграфе 6.6 “Порядок подъема мощности “. Вот эта запись.
Как видим никакой срочности и спешки в заглушении реактора здесь нет.
Во-первых, чтобы увидеть, что запас реактивности достиг предельного значения и продолжает падать нужно какое-то время (несколько минут). Все это время ОЗР будет меньше 15 стержней и будет становится все меньше и меньше.
Во-вторых беспокойство в этом пункте, как будет видно из дальнейшего, идет о времени простоя в результате попадания в “иодную яму” (характерное время – часы), что тоже к особой спешке не располагает. Нет ни единого слова о какой-либо катастрофичности малого ОЗР.
В-третьих, то же замечание, что и по главе 9. Нечеткость формулировок. Например, что такое запас реактивности в процессе подъема мощности, как его определять в этом достаточно быстром переходном процессе? До его начала – понятно, после его окончания тоже, но в самом процессе как?
И главное, непонятно для чего вообще такой пункт в регламенте, если в нем есть пункт 6.2 (см. ниже), который четко предписывает при каком ОЗР можно выводить реактор на мощность после кратковременной остановки (и как этот запас реактивности определять). А то, как обеспечивается безопасность при выводе реактора в критическое состояние и дальнейшем подъеме мощности, подробно описано во многих пунктах регламента без всяких ссылок на ОЗР, пункт 6.6.4 по существу ничего к этому не добавляет.
Третье упоминание ОЗР содержится в пункте 6.2
Даже в этом достаточно четко сформулированном пункте не обошлось без непонятности. Какой по вашему мнению согласно этому пункту должен быть минимальный исходный ОЗР, если до останова реактор работал на мощности менее 50% – 30, 26 или 15 стержней РР? Или может быть надо понимать так, что если реактор до останова работал на мощности меньше 50%, то снова выходить на мощность без прохождения иодной ямы вообще запрещено? Тогда почему это так прямым текстом не написано?
Возникает вопрос.
Чем можно объяснить столь расплывчатое представление в технологическом регламенте (ТР) такого важного для безопасности реактора параметра, как оперативный запас реактивности (ОЗР).
Если не подозревать авторов регламента в чем-то нехорошем, то объяснение может быть только одно, они не считали ОЗР параметром, важным для безопасности. И ограничения на его величину, записанные в регламенте, связаны отнюдь не с ядерной безопасностью, а с чем-то другим. С чем же?
Давайте посмотрим что писал об ОЗР Главный конструктор реактора до чернобыльской аварии. В его книге [Е1] про ОЗР написано следующее (на стр. 34-35 ):
И все, больше в этой книге ничего нет про влияние ОЗР на что бы то не было. А из того что говорится в приведенном тексте совершенно очевидно, что допустимый оперативный запас реактивности в реакторе РБМК выбран вовсе не из соображений ядерной безопасности, а из соображений экономичности, хорошей маневренности при работе в энергосистеме и оперативности управления в переходных режимах. Значения ОЗР от 1% до 2% (а это приблизительно и есть 15 и 30 ст.РР, см кривую 1 на рис 2.5) считаются оптимальными. Если ОЗР меньше этого диапазона, то будут возникать слишком большие простои из за попадания в иодные ямы и будет низкая оперативность управления, а если больше, то слишком дорого будет обходиться топливо, и будет низкой эффективность его использования.
Трудно прочитать ограничения на ОЗР в регламенте иначе, кроме как сделанные именно по этим соображениям. Да и сами эти ограничения появились в регламенте лишь после Ленинградской аварии 1975 г. Интересно, а что было до этого на реакторах РБМК 1-ой очереди?
Судя по всему никаких ограничений в регламенте до этого просто не было. В той же книге Главного конструктора [Е1] на стр. 45 читаем:
Т.е. в 1980 г., еще ничего не зная о будущих «коварных замыслах» и действиях эксплуатационного персонала ЧАЭС, которые ГК через 6 лет будет гневно разоблачать, он спокойно описывает рядовой эксперимент по измерению парового коэффициента реактивности. И что же мы видим? Условия проведения эксперимента как будто списаны с чернобыльских: работа на пониженной мощности, отключены два ГЦН, оперативный запас реактивности 6-8 стержней. И что? А ничего. К эксплуатации претензий никаких нет, наоборот, она похоже приведена как пример хорошего и качественного проведения эксперимента.
А почему не взорвались? Ну во-первых потому, что не нажимали кнопку АЗ-5, а во-вторых, им повезло, они проводили эксперимент на слабо выгоревшей активной зоне 3,5 ГВт*сут/т вместо 14 ГВт*сут/т в Чернобыле.
Как не странно, никаких претензий не было и к персоналу ЛАЭС по аварии 1975 г., а они работали с ОЗР даже 3,5 стержней, как сказано в книге ГК 2006 г [Е2] на стр. 593 (раскрыли секрет спустя 30 лет). И особой суеты вокруг ограничений на ОЗР после этой аварии не возникло. Ну записали, что-то невнятное в регламент, ну разослали по станциям информационное письмо о концевом эффекте, обнаруженном (якобы впервые) в экспериментах на физпуске. Но так как, никакой связи этого эффекта ни с ядерной безопасностью, ни с ОЗР в этом письме явно не прослеживалось, то скорее всего его «положили под сукно» и о нём забыли.
Так что, концевой эффект и работа с малым запасом реактивности до чернобыльской аварии были некой «вещью в себе», о которой никто серьёзно не вспоминал (особенно в связи с ядерной безопасностью).
[Е1] Н.А.Доллежаль, И.Я.Емельянов «Канальный ядерный энергетический реактор», Москва, Атомиздат, 1980 г.
[E2] Е.О.Адамов, Ю.М.Черкашов и др. «Канальный ядерный энергетический реактор РБМК», М.: ГУП НИКИЭТ, 2006 г.