Особенности конструкции и физики реактора РБМК-1000

Всё дело в особенностях конструкции стержней регулирования и аварийной защиты. Стержни состоят из двух секций: секция поглотителя нейтронов из карбида бора, имеющая длину практически равную высоте активной зоны (7 м) и секция вытеснителя из графита (≈ 4,5 м), секции соединены между собой телескопической тягой. Стержни перемещаются в каналах СУЗ (аналогичных топливным каналам, в которых размещаются тепловыделяющие сборки ТВС) и охлаждаются водой.

Рис. 4. Перемещение стержней регулирования и аварийной защиты

Когда стержень находится в крайнем верхнем положении рис. 4a, в активной зоне размещается его графитовая часть. Графит, это замедлитель, почти не поглощающий нейтроны, в отличие от воды, которая тоже замедлитель, но нейтроны поглощает значительно сильнее. Если стержень находится в крайнем нижнем положении рис. 4d, то в активной зоне реактора расположен сильный поглотитель карбид бора. Тем самым перемещение стержня из крайнего верхнего в крайнее нижнее положение вносит в реактор большую отрицательную реактивность, способную заглушить реактор при любой аварийной ситуации.

Однако, посмотрим, как вносится эта отрицательная реактивность во времени. При перемещении стержня (рис. 4b), в верхней части активной зоны вносится отрицательная реактивность, за счёт погружения в зону сильного поглотителя (карбид бора). В это же время в нижней части активной зоны вода в канале СУЗ вытесняется графитом и это вносит положительную реактивность, так как графит значительно слабее поглощает нейтроны, чем вода. Это продолжается до тех пор, пока не будет вытеснен весь столб воды в нижней части активной зоны, после чего вносится только отрицательная реактивность (рис. 4b, с). Если отрицательная реактивность, вносимая в верхней части активной зоны, окажется меньше положительной, вносимой в нижней части, то получится, что стержень на каком-то этапе, погружаясь в активную зону, разгоняет реактор вместо того, чтобы его заглушать.

Величина реактивности, которую, перемещаясь, вносит стержень, зависит от величины потока нейтронов в том месте, где эта реактивность вносится (квадратично пропорциональна). Если распределение нейтронного потока равномерно по высоте активной зоны (как на рис. 4a), т.е. одинаково вверху и внизу, то, конечно, вверху вносится гораздо большая (примерно в 2 раза) отрицательная реактивность, чем внизу положительная, и общая вносимая реактивность отрицательна. Если же поток нейтронов внизу гораздо больше чем вверху, то ситуация противоположная, и общая вносимая реактивность положительна. Величина нейтронного потока в данном локальном месте в свою очередь зависит от наличия или отсутствия в этом месте поглотителя. Т.е. пространственное распределение нейтронного потока (нейтронное поле) меняется при перемещении стержней, в одном месте заваливается, зато в другом выпячивается.

Если стержни в активной зоне находятся в произвольных случайных положениях, то при одновременном движении всех стержней вниз (что и происходит при сбросе аварийной защиты) эти изменения нейтронного потока локальны и также случайны, так что в целом (в распределении нейтронов) по реактору как бы ничего не меняется. Происходит нормальный ввод отрицательной реактивности с постоянной скоростью движения стержней. Если же почти все стержни находятся в крайнем верхнем положении, то при их одновременном движении, распределение нейтронов будет сильно деформироваться по высоте активной зоны. Так как это показано на рис. a), b) и c), и так как это было тогда в Чернобыльской аварии. И в реактор несколько секунд, пока вытеснялся столб воды, по сигналу АЗ-5 от кнопки вводилась стержнями положительная реактивность.

Ничего бы подобного не происходило, будь графитовые вытеснители стержней на 1,3 метра длиннее, так что это большая ошибка проекта и конструкции реактора. Конечно, удлинение вытеснителей потребовало бы для их размещения в крайнем нижнем положении соответственно большей высоты подреакторного пространства (со всеми вытекающими последствиями для реакторного здания). Но нельзя же, ведь, оставлять реактор без аварийной защиты, а тем более превращать её в свою противоположность.

Другая роковая ошибка, сделавшая масштаб аварии катастрофическим, это ошибка в расчёте парового (пустотного) эффекта реактивности и неправильный первоначальный выбор физических характеристик реактора при его создании. Знак и величина парового эффекта зависят от соотношения количеств замедлителя (графита) и поглотителя в активной зоне. Если поглотителя относительно много, то вода (теплоноситель) на его фоне мало что добавляет к общему поглощению нейтронов (в процессе замедления), а замедляет нейтроны гораздо лучше, чем графит. Паровой эффект в этом случае отрицателен (чем больше пара, т.е. меньше воды, тем хуже замедление нейтронов). Если поглотителя относительно мало, то поглощающие свойства воды выступают на первый план по сравнению с её замедляющей способностью. В этом случае чем больше пара и меньше воды, тем меньше вредное поглощение, и эффект положительный.

Основной поглотитель нейтронов в реакторе, как вредный (уран-238), так и полезный (уран-335), это ядерное топливо. Реактор РБМК-1000 задумывался как очень экономичный (в смысле использования ядерного топлива) реактор, и именно из этих соображений в нём выбиралось соотношение количества ядер углерода (графита) и урана-235. Конструктивно это вылилось в решётку каналов в графитовой кладке, с шагом 250 мм, содержащих внутри себя твэлы с обогащением 2% по урану-235 (в реакторах первой очереди это было даже 1,8%). Паровой эффект в таком реакторе оказался положительным и большим. Здесь необходимо сделать несколько замечаний.

1. Помимо конфигурации и состава активной зоны, заданных проектом реактора, характер поглощения и замедления нейтронов зависит ещё от многих факторов, меняющихся в процессе его работы. Извлекаются дополнительные поглотители (ДП), размещённые в активной зоне при первоначальной загрузке для компенсации избыточной реактивности. Накапливается плутоний, тоже ядерное горючее, но с совершенно другим характером взаимодействия между замедлением и поглощением. Очень сложно расчётным и экспериментальным путём на физических стендах определить влияние всех этих факторов на величину парового эффекта. Конструкторское проектирование реактора в этой части значительно опережало его расчётно-экспериментальное обоснование.

2. До чернобыльской аварии проектирование, строительство и эксплуатация реакторов РБМК исходили из ошибочного расчёта зависимости реактивности от плотности теплоносителя ([8], стр. 556, рис. 13.1).

3. Для ядерной безопасности важен не столько сам по себе паровой эффект реактивности, сколько его вклад в быстрый мощностной коэффициент. Эксперименты, выполнявшиеся периодически, в том числе и на блоке №4 ЧАЭС показали, что быстрый мощностной коэффициент за время эксплуатации реактора изменялся от большого отрицательного значения –8,8·10^–4 β/МВт до положительной величины +0,6·10^–4 β/МВт ([5], стр. 282). Такого не должно быть, с точки зрения ядерной безопасности, даже при наличии надёжной аварийной защиты.