Радиационная авария на Чернобыльской АЭС произошла вследствие ряда взаимосвязанных явлений, о которых до сих пор у нас не принято распространяться.
Пора разобраться в причинах : уж больно много неточностей и вранья наплодили в Интернете, а в старых книгах полно опечаток, которые накручиваются бездумным копипастингом как снежный ком. И чтобы еще раз не бомбануло по чернобыльски, с брехнёй надо завязывать.
Первое официальное заключение заклеймило виновника явно однобоко (истина, как правило, где-то посередине) :
Государственная комиссия, которая расследовала аварию, возложила вину на руководство и персонал атомной станции.
, при этом первопричину не вскрыло.
Вторичные расследования шарахались из стороны в сторону, однако ...
До настоящего времени нет единой версии причин аварии, с которой были бы согласны все эксперты в области ядерной физики.
Действительно, доступные сведения, что называется, не сходятся. Более того, помимо сугубо технических аспектов, существуют социальные. И в публичных объяснениях причин кругом сплошь натяжки.
Написано множество статей, научных и псевдо, сняты сериалы и тп и тд - и ни где нет непредвзятой полноты. Уж больно откровенная объективность бьёт по нашим общим бедам. А правда вскроет не только особенности национального самосознания, но кое что и похлеще.
Мне довелось посмотреть кинодокументалистику об аварии, честно сделанную по горячим следам для служебного пользования. Мой одногруппник распределился на ЧАЭС и 1 апреля 1986 года приступил к работе. Мои коллеги стали ликвидаторами. И вообще - я попал под тот радиоактивный дождик, и пыли той радиоактивной глотнул не мало. Более того, давно в теме.
Приведу здесь краткую техническую инфу, без которой не обойтись для понимания сути, и только те сторонние мнения, которые состоятельны и коррелируют с физикой и логикой.
Реактор большой мощности канальный (РБМК) представляет собой чайник, в котором воду кипятит тепло, выделяющееся в результате цепной реакции деления урана. Для оперативного управления сверху между пароводяными каналами вводятся специальные стержни, замедляющие/поглощающие нейтроны.
Реактор серии РБМК работает по одноконтурной схеме. Циркуляция теплоносителя осуществляется в контуре многократной принудительной циркуляции (КМПЦ). В активной зоне вода, охлаждающая твэлы, частично испаряется и образующаяся пароводяная смесь поступает в барабаны-сепараторы. В барабан-сепараторах происходит отделение пара, который поступает на турбоагрегат. Остающаяся вода смешивается с питательной водой и с помощью главных циркуляционных насосов (ГЦН) подаётся в активную зону реактора. Отсепарированный насыщенный пар (температура ~284 °C) под давлением 70—65 кгс/см2 поступает на два турбогенератора электрической мощностью по 500 МВт. Отработанный пар конденсируется, после чего, пройдя через регенеративные подогреватели и деаэратор, подаётся с помощью питательных насосов (ПЭН) в КМПЦ.
Основное преимущество РБМК - изготовление оборудования по частям на обычных заводах и дальний предел по наращиванию мощности.
Недостаток - огромное количество сварных швов, выполняемых на коленке в полевых условиях. На РБМК всегда где-то капает со всеми вытекающими последствиями.
К моменту аварии на Чернобыльской АЭС в 1986 году в СССР действовало 15 реакторов РБМК.
Опыт эксплуатации был и вполне достаточный !!!!!!!!!!!!!! И даже случился инцидент на ЛАЭС, который обязан был поставить всем мозги на место, что любой реактор не может быть абсолютно безопасным, и человеческий фактор - решающий.
То, что катастрофа произошла в центральной зажиточной Украине - не случайно. И это не конспирология.
Среди атомщиков ЧАЭС считалась местом престижным: под боком у шикарной столицы союзной республики (все остальные АЭС либо у чёрта на куличках, либо, что называется, от греха подальше), хороший климат, отличная инфраструктура. Станция расширялась-строилась как на дрожжах, и за 4 года молодые специалисты вырастали до начальника смены блока - НСБ (правда, не успев пороха понюхать). Квартиру получали максимум за 2 года. Лучше жили в СССР только прибалты, но с жильём на Игналине было туже. Поэтому попасть работать на ЧАЭС удавалось только по рекомендации. И если в 1982-м с кафедр (МВТУ, МИФИ, МЭИ, Одесский и Томский политехи) распределялись лучшие выпускники, то далее расцвел махровым цветом "блатняк". Свояки-кумовья, как и матёрые карьеристы всех мастей ломились на ЧАЭС всеми правдами и неправдами.
"26 апреля 1986 года, в 1:23 ночи, в ходе проведения проектного испытания турбогенератора № 8 на энергоблоке № 4 произошёл взрыв, который полностью разрушил реактор."
Википедия многого не договаривает, а нередко подтасовывает! "Выработка дополнительной электроэнергии на выбеге турбогенератора" - не являлась проектным испытанием! По сути, просто рацуха, авторство которой - отдельный вопрос на засыпку. Якобы предложил Главный конструктор РБМК-1000 в лице руководителя разработки реактора Анатолия Александрова, а генеральный проектировщик - московский институт «Гидропроект», принявший накануне дела от реального проектанта НИКИЭТ - одобрил. На самом деле злополучную программу испытаний родили на месте, подробно расписав только электрическую часть (от ЧАЭС подмахнул главный инженер Фомин - электрик по специальности). Подобных рационализаторских предложений по улучшению с проверкой на ходу в те годы в СССР плодили не мало, мода проникла и в атомку. Рисовали многотысячный экономический эффект, под шумок выписывали нешуточные премии.
При том при всём есть наиважнейший фактор!!! Для проведения "испытания по выбегу" в утверждённой и согласованной программе значилось отключение ТЩАТЕЛЬНО ПРОДУМАННОЙ разработчиком системы аварийной защиты охлаждения реактора (САОР), которая многократно продублирована и зарезервирована по питанию от дизель генераторов. Такое отключение категорически запрещено всеми инструкциями по безопасности эксплуатации. Как так???
Просто-напросто САОР не позволила бы провести подобные испытания !!!!!!!!
В принципе, дальше расследование уже можно не продолжать, но поскольку первопричины так и не были официально озвучены (по крайне мере публично), то раскопать их - всяко пойдёт на пользу грядущим поколениям.
Режим «выбега» позволял бы использовать кинетическую энергию ротора турбогенератора для обеспечения электропитанием питательных (ПЭН) и главных циркуляционных насосов (ГЦН) в случае обесточивания электроснабжения собственных нужд станции. Однако данный режим не был отработан или внедрён на АЭС с РБМК.
По проекту оборудование САОР работало от аккумуляторов, пока дизель генераторы запускаются. Обслуживание этого хозяйства, которое простаивало ни разу незадействованном, шибко муторно-хлопотно: раз в месяц запускать дизеля, а про тогдашние аккумуляторы и говорить нечего. Формально предлог для испытаний был.
Можно ли было провести такие испытания безопасно на РБМК ???
Без серьёзного расчётного (а в идеале и экспериментального) обоснования для изрядно выработавшим ядерное топливо реактора ни один уважающий себя реакторщик грех на душу не взял! Но в советской атомке в 1986-м царило всеобщее благодушие. А на ЧАЭС пригрелась синекура.
Это были уже четвёртые испытания, проводившиеся на ЧАЭС. Первая попытка в 1982 году показала, что напряжение при выбеге падает быстрее, чем планировалось. Последующие испытания, проводившиеся после доработки оборудования турбогенератора в 1983, 1984 и 1985 годах
И якобы все были успешными! Даёшь премии, ядрёна вошь ;))) Три раза Бог отводил. Но каждый раз возомнивших себя не весть кем преследовали "мелочи", и испытания не получали документального подтверждения. Доходило до смешного: например, осциллограф выбега забыли вовремя включить;)))
Следует уточнить, что ниже 700 МВт (тепловых) реактор всё-таки не загоняли и ксеноном не травили.
Прочие АЭС с РБМК к затее выбега относились скептически, лишь в Чернобыле А.Дятлов упорно размахивал ядерной гранатой, а руководство ЧАЭС пошло на поводу.
Процедура очередного "эксперимента" заключалась в следующем: в течение регламентного останова реактора на планово-предупредительный ремонт (ППР) и постепенного снижения выдаваемой мощности смоделировать максимальную проектную аварию (МПА) с обесточиванием САОР.
А то, что активная зона выбранного для эксперимента реактора была напичкана отработавшими с самого начала загрузки (и соответственно, сильно "грязными" по радиоактивности) тепло-выделяющими сборками (ТВС), судя по всему, экспериментаторы не учли.
Основная часть ТВС (около 75%) представляла собой кассеты первоначальной загрузки реактора.
Следует отметить, что в РМБК воплощена перегрузка ТВС (замена свежими, или "перетыкание" уже поработавшими сборками) непосредственно в процессе работы реактора, не снижая его мощность. Это даёт массу преимуществ, но и усложняет управление.
Согласно Программе испытаний мощность реактора должна была быть снижена с номинальной 3600 МВт тепловых до 700—1000 МВт[18]. 25 апреля на 03:47 мощность снижена до 1600 МВт[19][20]. С 04:13 до 12:36 она поддерживалась на уровне 1500 МВт.
В 14:00, в соответствии с Программой, отключена система аварийного охлаждения реактора (САОР). В это же время, по требованию диспетчера Киевэнерго, дальнейшее снижение мощности было остановлено.
Немаловажный моментик: по "просьбе свыше" выполнение программы на лету перекроили, "забыв", что РБМК, как и другой реактор, в таком режиме будет отравляться побочными продуктами деления (в частности, ксеноном).
телекс от «Киевэнерго» был продублирован телефонным звонком из ЦК КПСС.
По трагическому совпадению из-за переноса во времени опаснейшее испытание по выбегу выпали на самую слабую смену управления блоком.
Более того, наложились затянувшиеся виброиспытания турбины, проводимые ДонТехЭнерго. В итоге срочно потребовалось осуществить два в одном, причём противоречащих в плане управления блоком:
сначала измерение вибраций ТГ8 на холостом ходу, затем испытание выбега ТГ8 с нагрузкой в виде четырех ГЦН и одного питательного насоса.
Итак, после передачи смены в 0.00 часов :
26 апреля к 00:05 мощность снижена до 720 МВт, затем она упала ниже минимального значения в 700 МВт, установленного программой испытаний.
Но руководящие испытаниями сие проигнорировали!!! А ведь хорошо известно, что из йодной ямы надо выползать потихоньку. Увы, ни одного физика ядерщика, или конструктора реакторщика среди них не оказалось.
В ночь 26 апреля 1986 года заместитель главного инженера ЧАЭС по эксплуатации А.Дятлов был старшим по должности на станции, находился на пульте управления 4-го энергоблока в момент аварии и руководил действиями операторов. Он отвечал в том числе за проведение испытаний «выбега турбогенератора».
Для справки : А.Дятлов окончил МИФИ по специальности «автоматика и электроника». Затем занимался принципиально иными лодочными реакторами "ВМ" на судостроительном заводе.
В 1973 году Дятлов перевёлся на строящуюся Чернобыльскую АЭС. Был третьим руководящим специалистом на станции, имевшим практический опыт работы в ядерной отрасли.
Наличие должного опыта оперативного управления РБМК у Дятлова не подтверждается((( Зато резво дорос до зама ГИС, активно участвуя в строительстве ЧАЭС, за что был награждён и явно словил звезду.
В 0:28, при мощности 500 МВт, во время перехода с системы локального автоматического регулирования (ЛАР) на автоматический регулятор общей мощности (АР), оператор реактора Л. Топтунов (по должности старший инженер управления реактором - СИУР с опытом 8 месяцев, причём без переходных режимов) не смог удержать тепловую мощность на заданном уровне и она снизилась до 30 МВт, нейтронная мощность упала до нуля[17][24][23].
СИУР - всего лишь исполнитель указания (между прочим, по штату есть еще старший инженер управления блоком - СИУБ, но у него другие задачи). Начальник смены блока (кратко произносится эН-эС-Бэ) - вот всему голова при эксплуатации !!!
По предложению начальника смены 4-го энергоблока А. Акимова ответственным за "испытания" А. Дятловым было решено не поднимать мощность реактора до установленных программой 700—1000 МВт (на это понадобилось бы дополнительное время), а ограничиться лишь 200 МВт[25].
Для справки:
А.Акимов окончил Московский энергетический институт по специальности автоматизация теплоэнергетических процессов, трудился старшим инженером по управлению турбинами, а также начальником смены турбинного цеха. 10 июля 1984 года был назначен на должность начальника смены блока № 4.
На взгляд непосвященного 200 МВт даже как бы безопаснее. Заблуждение!!!!! Удержать реактор данного типа на столь малой мощности, особенно с не очевидной по отработавшим ТВС активной зоной, да еще после двух волн отравлений ксеноном - задачка аховая. А не зная ещё и особенностей конструкции, наворотить бед - раз плюнуть.
Стержни ручного регулирования (РР) и аварийной защиты (АЗ) имеют высотное сочленение двух разнородных частей: вытеснителя с цилиндрическим графитом (замещает пустотный объем, находясь в активной зоне) и поглотителя из колец карбида бора (снижает поток нейтронов):
В крайнем верхнем положении поглотитель полностью извлечён из активной зоны, и в ней находится только графитовый вытеснитель.
Стержни автоматического регулирования (АР) длиной 5120 мм вытеснителя не имеют.
Есть ещё и особые укороченные стержни УСП длиной 3050 мм , предназначенные для регулирования высотного поля энерговыделения, которые в отличие от всех других постоянно пребывают в нижней части активной зоны и выводятся, опускаясь еще ниже, а вводятся идя вверх. Наконец, предусмотрены ещё стержни перекомпенсации ПК-АЗ, вводимые перед пуском с загруженной свежей зоной и далее изымаемые по мере выгорания топлива.
Во 2-й версии РБМК, доставшейся 3-му и 4-му блокам ЧАЭС, расклад стержней таков:
- 12 стержней ЛАР (локального автоматического регулирования)
- 12 стержней АР
- 24 стержня АЗ
- 24 стержня ПК-АЗ
- 12 стержней ПК-РР
- 103 стержня РР
- 24 стержня УСП.
Каналы стержней регулирования охлаждаются отдельно подводимой водой. При входе поглотителя в зону образовавшееся естественным путём водяное кольцо вокруг стального штока замещается/вытесняется передней частью поглотителя. Так как вода в отличие от графита не только замедлитель нейтронов, но и поглотитель, её вытеснение не происходит бесследно.
На этапе оптимизации проектирования, поскольку при штатной эксплуатации нейтронный поток заведомо максимален только центре зоны, вытеснитель укоротили, вследствие чего вытесняемый столб воды увеличился до 1.2 метра. Но тогда сочли крайне маловероятным, что при массовом вводе стержней возможен значимый положительный всплеск реактивности в нижней части зоны.
Фиксация стержней осуществляется с помощью верхних и нижних концевиков. Отсюда устоявшаяся слэнговая терминология.
Как упорно настаивают многие эксплуатанционщики, "концевой эффект" - существенный косяк разработчика (НИКИЭТ) - вызывает опасный всплеск реактивности при одновременном входе ряда стержней в зону и является основной причиной аварии. Существует и альтернативная точка зрения, которой придерживаются конструктора: всплеск если и случается, то не критичный, и в случае Чернобыля лишь последняя капля, или совпадение.
Отметим, что до начала отсечения ТГ и за 1 минуту и 2 секунды до нажатия кнопки сброса стержней аварийной защиты поток нейтронов в нижней части активной зоны был минимален :
Тщательный анализ финального отрезка испытаний доказывает, что трактовка эксплуатанционщиков не состоятельна.
В штатных режимах один из четырех ГЦН для каждой из половин реакторного цеха находится в резерве, т.е. работает всего 6 насосов. При испытаниях по выбегу запахали все 8 !!!
В 01:03 и 01:07 запущены седьмой и восьмой ГЦН согласно программе испытаний.
Уточню, приводимые здесь графики построены по цифровым данным, зафиксированным на магнитной ленте посредством программы ДРЕГ вычислительного комплекса 4-го блока СКАЛА (интервал сбора варьируется от 1 минуты до 1-2 сек) и синхронизированы по моменту отсечения ТГ, зарегистрированному более точным по времени шлейфовым осциллографом в виде характерной ступеньки :
Метка времени должна выставляться программой "ДРЕГ" (операционная система еального времени) в момент регистрации параметра в АЦП. Подразумевается привязка к часам БЩУ. Как происходил в действительности сбор данных - пока выяснить не удалось. Вероятно, в ДРЕГ были реализованы 2 режима : быстрый (через 1 сек) и медленный (1 минута). Но регистрируемые параметры имеют разные приоритеты.
Четыре ГЦН переключили на питание от выбегающего ТГ. Другие четыре ГЦН запитывались штатно и функционировали без тенденции снижения оборотов:
Итак, благодаря 8-ми насосам увеличили прокачку воды через активную зону. Но какой мощности реактора соответствовал общий расход?
Примерно за 5 минут до начала испытаний повысили расход питательной воды, так что он стал соответствовать 25 %-ной мощности реактора. За 20 секунд до начала испытаний выбега ТГ расход питательной воды снизился до первоначального, почти нулевого.
Очевидно, чтобы компенсировать предстоящее прекращение поступления в барабан сепаратор (БС) конденсата с паровой турбины и интенсифицировать циркуляцию паро-водяной смеси, тупо разгоняя-распределяя по контуру выделяющуюся в активной зоне тепловую энергию.
Все-таки 200 МВт тепловых - за 20 секунд набежит 4000 МДж !!!
Якобы от излишнего усердия с питательной водой (по определению более холодной) даже возникло перехолаживание БС (со слов персонала). А из зарегистрированных фактов сохранилась лишь скупая запись: "расходы ГЦН и питательной воды не соответствовали". В дальнейшем при разборах полётов данное обстоятельство не было учтено (мол, мелочёвка). А зря!
Рассмотрим изменение параметров с 01:01:00. После запуска дополнительных насосов уровень в обоих БС стал снижаться, а расходы через зону и температура питательной воды стабилизировались - см 01:09 с копейками:
Начало отсечения ТГ, судя по графикам, примерно 01.23.00 (на правом краю графиков): расходы ГЦН резко снижаются, температура питательной воды увеличивается (!), а уровень воды в БС-1 аж взлетает. Стоп! А куда при этом девается пар из данного БС ???????????
Давление в контуре 63/64 кг/см2
Температура воды на входе в ГЦН 280.8/283.2 С.
- Состояние опасное с точки зрения возможности кавитации ГЦН и вскипания теплоносителя на входе в активную зону !!!
Но "автоматчикам" по спецухе и пофигистам по жизни сие невдомёк.
В 01:23:04 - Были полностью закрыты стопорно-регулирующие клапаны турбины № 8 и начался совместный выбег турбогенератора ТГ-8 с ГЦН (старт испытаний по выбегу турбогенератора).
Именно с этого момента всё происходит стремительно!!! Счёт идёт на секунды.
Имел ли место скачок давления в контуре из-за отсечения ТГ - вопрос на засыпку. Увы, самописцы фиксировали параметры медленно, сглаживая графики, да и некоторые датчики выдавали показания с задержкой, что теперь очень затрудняет анализ.
Энерговыделение реактора быстро догрело добавленную питательную воду (поскольку основной отвод тепла был резко прекращён отсечением турбины) и стало непредсказуемо кипятить водяной пар в контуре. Избыток пара, усиленно циркулирующего через активную зону реактора работой всех восьми ГЦН, сказался на ядерной реакции (известный паровой эффект реактивности) - по началу спасала лишь "инерция" отравления ксеноном.
Следует отметить, что при отсечении турбогенератора помимо реактора проявляется ещё один трудно прогнозируемый элемент конструкции - барабан сепаратор (БС - длина 30 м, диаметр 2,3 м). Подвод пароводяной смеси, выходящей их активной зоны, осуществляется с боков БС через трубки малого проходного сечения. "Просеивают" пар два дырчатых листа: один в районе диаметра БС , второй в верхней части. Отбор накапливающейся воды с её последующей прокачкой в активную зону происходит через 4 отверстия большого сечения в нижней части БС. Если уровень воды в БС подпрыгивает, захлёстывая "просеиватели", то постоянно поступающий пар подсасывается, попадая на вход активной зоны, что приводит к быстрому разогреву тепловыделяющих сборок (ТВС). На этот случай предусмотрена аварийная защита, но она при испытаниях по выбегу была заблокирована.
По злой иронии судьбы уровень мощности 200 МВт для БС в плане регулирования самый плохой, и при пусках грамотные ВИУРы его стараются пройти как можно скорее. Знали ли об этом Дятлов, Акимов и Топтунов?
Работа реактора на малом уровне мощности при малом запасе реактивности сопровождалась неустойчивостью теплогидравлических параметров и возможно неустойчивостью нейтронного поля. Об этом свидетельствуют многократные аварийные сигналы по уровню в барабане сепараторе (БС), срабатывания БРУ-К, большие перерегулирования в расходе питательной воды, и выходы из строя регуляторов нейтронной мощности АР1 и АР2. Именно поэтому в период с 00:35 по 00:45, видимо, чтобы сохранить реактор на мощности, были заблокированы аварийные сигналы по теплогидравлическим параметрам КМПЦ (и сигнал АЗ-5 по отключению 2-х ТГ).
Вернёмся к судьбоносной точке - 01:23:04 (началу основной стадии испытаний по выбегу) !
Если верить выложенным в Инете графикам с укрупнённым масштабом времени, давление и уровень воды в обоих БС (графики для правого БС близки) резко увеличиваются (а расход через ГЦН стремительно падает) не с момента отсечения ТГ, а с задержкой ориентировочно в 40 секунд:
Что же происходило в эти роковые 40 секунд???
Юрий Трегуб (НСБ вечерней смены, оставшийся из интереса и не обременённый обязанностями, поэтому обращающий внимание на детали): «... Мы не знали, как работает оборудование от выбега, ... в первые секунды… появился какой-то нехороший такой звук… как если бы «Волга» на полном ходу начала тормозить и юзом бы пошла. Такой звук: ду-ду-ду… Переходящий в грохот. Появилась вибрация здания… Затем прозвучал удар…"
Аномальный звук появился практически сразу после отсечения ТГ - это важнейший факт!
Но таковой не был учтён ни в одном анализе аварии !!!!!!!!! Системы вибромониторинга на советских АЭС тогда отсутствовали, виброиспытания турбины закончились в 01:16. А восприятие на слух со слов одного человека к делу не пришьёшь. Разборки зациклились вокруг нажатия кнопки аварийной защиты.
Между прочим, так называемую "А-Зэ" реакторщики нажимают с большой неохотой, поскольку не без оснований на любой АЭС считается, что "прошляпили". Проштрафившаяся смена лишается премии, выводится в резерв и отправляется на переобучение.
На момент испытаний по программе выбега реактор должен быть заглушен. Однако, команда на глушение реактора была дана Акимовым только примерно через 20 секунд после начала выбега.
По другим данным (шлейфового осциллографа ) через 36 секунд.
Казалась бы что такое 20-36 сек для такой махины, как РБМК. Но реактор уже поставили раком, и почти 40 секунд развивалось запаривание зоны (расход падал), поэтому отводить выделяющееся тепло было просто не чем. Вместо раздумываний надо было экстренно, не тратя драгоценные секунды, прервать "испытания", срочно включив САОР и открыв задвижки на турбину для отвода пара, одновременно регулируя стержнями РР и УСП , штатно остановить (полностью заглушить) реактор, но...
В 01:23:39 на пульте управления была нажата кнопка A3-5, инициирующая режим глушения реактора. Стержни АЗ и РР начали движение в активную зону реактора.
Причём, если не сбойнула регистрация ЭВМ, кнопка АЗ-5 нажималась (вероятно, ВИУРом Топтуновым) как минимум 2 раза. Так как если её отпустить, то ввод стержней прекращается. То есть при ручном экстренном глушении реактора эту кнопку оператор должен не отпускать. Если же срабатывала бы автоматическая аварийная защита, то кнопку АЗ-5 нажимать вообще не надо. Так что оператор не ставил своей целью заглушить реактор полностью, и стержни должны были успеть войти только на малую глубину.
Архиважно - с какой скоростью стержни реально вводятся в зону. Особенно когда "сбрасываются" оба типа сразу (АЗ и РР) по сигналу аварийной защиты. Кстати, автоматика вводит стержни один за одним, а не скопом.
Скорость ввода стержней в активную зону была тогда примерно 0,5 м/с. Т.е. до низа реактора стержни идут не менее 14 сек. [cantare]
По другим данным средняя скорость ввода стержней в зону составляла 0.4 м/с, что давало полное время 18-20 сек. Подразумевается - в штатном режиме. Если же концевик вытесняет уже не воду, а пар, то ускорение хода стержня идёт на пользу.
включение в работу дизель-генератора и ступенчатый набор нагрузки закончилось к 01:23:44 и в течение этого времени электроснабжение ГЦН 13,14,23,24 осуществлялось за счет выбега турбогенератора.
Но что именно издавало звуки "Ду-Ду-Ду", отчётливо слышимые на БЩУ, ещё задолго до нажатия кнопки АЗ-5 ?????? Очевидно, то, что вращалось! Турбина и генератор - далеко, да и при банальном замедлении вращения ничего подобного "трындычать" попросту не могли. Остаются только ГЦН !!!!!!!! Подводимое напряжение на них, естественно, снижалось, а нагрузка на прокачку росла. Срыв в кавитацию с провалами расхода, т.е. в зону проскакивал пар, а не вода. А это при выведенных стержнях управления чревато разгоном на мгновенных нейтронах отравленного реактора , что похлеще концевых эффектов от введения стержней защиты. Версия здравая, но её отмели на основании показаний расходомеров. А то, что в них кроется дьявол, теоретики-расчётчики не проинтуячили. Дело в том, что измерить расход в трубопроводе большого сечения - задача не тривиальная, а если еще проскакивают пузырьки, то неоднозначная.
К тому же, при возникновении кавитации преобразователи расходомеров ГЦН несколько секунд вполне могли показывать "нормальный" расход.
Исследовалась ли работа ГЦН в режиме запаривания на испытательных стендах - инфу добыть пока не удалось. Похоже, ограничились расчётами.
Примерно через 3 секунды после нажатия кнопки АЗ-5 ( 01:23:39 ) средствами регистрации параметров энергоблока были зафиксированы множественные аварийные сигналы, в частности резкое повышение реактивности и быстрый рост тепловой мощности реактора.
Напоследок информация к размышлению (выборочная хронометрическая) :
01:23:43
- быстрый рост мощности реактора - аварийные сигналы
- расходы через каждый из ГЦН нормальны;
1:23:46
- раздалась серия из нескольких последовательных взрывов
01:23:47
- возрастание давления в БС правой половины реактора до 80 кг/см2,
- уменьшение расходов через ГЦН, до нуля в выбегающих ГЦН и на 30%-40% в остальных
01:23:48
- продолжение всех аварийных сигналов по мощности реактора,
- дальнейшее возрастание давления в правом БС до 88.2 кг/см2,
- возрастание давления в левом БС до 75.2 кг/см2,
- возрастание уровня в БС на 50-60 мм,
- восстановление расходов через ГЦН до нормальных.
Э-ка ГЦН болтануло в течение 5 секунд !!! Необходимо отметить, что время прохода теплоносителя от активной зоны до расходомера ГЦН ни где не указано! На момент 01:23:43 пар в большом количестве уже всяко был в активной зоне. А до 01:23:27 через зону стопудово прошло огромное паровое облако.
Далее записи отсутствуют, так как произошло полное обесточение всех приборов и оборудования.
01:23:50 - реактор разрушается.
В итоге горе экспериментаторы получили мгновенный разгон мощности с паровым взрывом, который разрушил реактор. Кстати, если плеснёте водички на раскалённую сковородку (ОПАСНО !!!), то получите аналог именно парового взрыва.
Последовавший вскоре второй, более мощный взрыв по официальной версии был вызван "гремучкой" (смесью выделившегося водорода с кислородом), которая разворотила стены и потолочные перекрытия и раскидала обломки графита. Как гремучка разметает (и очень далеко) железо-бетонную крышу, довелось лицезреть воочию, однако, применительно к Чернобыльской аварии версия хлипкая, и какова физика этого взрыва еще предстоит выяснить.
Кстати, стержни, сброшенные по "кнопке" АЗ-5 до конца в зону так и не зашли, застряв напрочь (по самым крайним оценкам на трети пути, по другим - на 0.5 метра)! Даже спешное ручное обесточивание приводов не помогло. И почему так (или что именно стержни выплюнуло) - не афишируется и по сей день.
Как ни крути, не учесть состояние реактора - должностное преступление !!!
То, что РБМК не прост в управлении, все специалисты изначально знали распрекрасно. Что активная зона (сравнительно большая по размерам) под конец компании фактически распадается на локальные подзоны, и стержнями ручного регулирования (РР) надо постоянно подруливать вдогон к стержням автоматического регулирования (АР). И что длинные стержни аварийной защиты (АЗ) имеют голый стальной стык, который при быстром сбросе даёт предпосылки локального и короткого во времени скачка реактивности - всем то же было отлично известно ещё на этапе чертежей. Однако некоторые горе спецы руководители ЧАЭС не только подмахнули программу, но ещё и вовремя не одумались. А главное, накосячили, не учтя очевидные факторы по причине банальной некомпетентности.
Поясню на примере. Непосредственный ответственный за происходящее в ядерном реакторе даже не директор АЭС, а начальник реакторного цеха (РЦ). Вот как начальником оного (не путать с начальником смены РЦ) может оказаться человек, который по образованию и опыту работы - турбинист, и ядерную физику представляет весьма отдалённо? Потому что на хорошем счету как партийный выдвиженец???
Получается, один далёкий от практики человек продавил рацуху, которую другой человек, уже далёкий от знаний конструкции, попытался реализовать ради карьеры, причём даже не вникая в суть. Точнее говоря, и с той и с другой сторон набирается по целой армии приспособленцев, действующих из соображений "моя хата с краю".
Так что главная первопричина катастрофы - сами люди. Точнее, апломб и неадекватные амбиции, помноженные на некомпетентность в области ядерной физики.
Самый животрепещущий вопрос, как такие люди оказались у руля мощнейшего ядерного ректора? И кто контролировал продвиженцев? Рука руку грела?
В 1992 году мнение о виновных в аварии было пересмотрено Международным агентством по атомной энергии (МАГАТЭ). Основной причиной назвали конструктивные особенности РМБК-1000, о которых не знал персонал атомной станции. Все осужденные к этому времени уже вышли на свободу.
М-да, очередной перевод стрелок и замалчивание истинных причин (((((((((
А еще темка не в бровушку, а в глазик: куда не кинь протрезвлённый взгляд, в каждом государственном заведении-предприятии-службе сплошь кумовья-сваты-братья пристроены-рассажены-пригреты. Ёжику ясненько, свояк не сдаст и не настучит, не подсидит и не подвинет, и если наезд какой случится, выручит-поможет. А то, что знания-умения занимаемой должности не соответствуют, и что толковым-одарённым рост за редчайшим исключением наглухо перекрыт, так это чихня, типа, не Боги горшки обжигают. Получается, сверху до низу очень сплочённенькая семейка, то бишь, мафия тихой сапой узаконенная?
PS
Причём здесь Аудио Тестирование? Да как аукнется, так и откликнется!!!!
=====