Регламент експлуатації та оперативний запас реактивності (ОЗР)
Оперативний запас реактивності ОЗР не вимірюються безпосередньо ніякими датчиками і не реєструється жодними показують чи самопишущими приладами. Величина ОЗР розраховується за програмою фізрасчета "Призма" на ЕОМ системи централізованого контролю (СЦК) "СКАЛА". Цей розрахунок займає певний час і його результат можна побачити на роздруківці, яку черговий інженер з обчислювальної техніки повинен спеціально зробити і принести на БЩУ.
Так, в регламенті є обмеження по величині ОЗР, але давайте подивимося як воно там записано. У всьому регламенті є тільки три записи, що стосується цього обмеження, і одна з них знаходиться в розділі 9. "Нормальні параметри експлуатації блоку і допустимі відхилення".
У цьому розділі в 33-х її параграфах для всіх більш-менш значущих параметрів енергоблоку (кожному присвячений окремий параграф) детально розписується в яких вони повинні знаходитися не більше. Там де це необхідно, описується як це відповідність з регламентом визначається. Для деяких (комплексних) параметрів додатково роз'яснюються дозволені ситуації. У наступному розділі 10 "Дії персоналу при відхиленнях параметрів від нормальних" в 27-ми параграфах (з великою кількістю підпунктів кожен) докладно описуються всі необхідні дії по кожному з параметрів.
Так ось, у всьому цьому тексті немає не слова про оперативний запас реактивності. Ні як визначати, чи знаходиться він в допустимих межах, ні що і як робити, якщо він за ці межі вийшов. Взагалі нічого. Немає такого контрольованого параметра. ОЗР згадується тільки в преамбулі глави 9. Ця преамбула дуже коротка, так що даємо її цілком
Що ми тут бачимо?
1) ОЗР це ніякої ні експлуатаційний параметр, оперативно контролліруемий, а якась кількісна характеристика стану реактора, яка ще не вийшла з під опіки науки.
2) Ця характеристика пов'язана зі стійкістю полів енерговиділення в реакторі і можливістю ними управляти. Ні про яке послаблення аварійного захисту, а тим більше можливості вибухонебезпечної ситуації мовлення тут не йде.
3) Обмеження на величину ОЗР відносяться до стаціонарного режиму, коли цей параметр змінюється дуже повільно і є час для його визначення і осмислення.
4) Обмеження ОЗР в 15 стрижнів представлено вкрай несерйозно. Чи не описано, що таке негайне заглушення (якщо це кнопка АЗ-5, то так і повинно було бути написано), і не пояснено чим викликане таке вимога. Ні в одному пункті цієї глави регламенту ніде більше не фігурує термін "негайне заглушення".
Дуже дивно виглядає як сама жорстка реакція на відхилення від норми такого спокійного на вигляд параметра, так і контекст в якому вона записана.
Якщо, ОЗР не оперативно параметр, а всього лише певна фізична характеристика, що не впливає на ядерну безпеку реактора, і головний конструктор сам нічого не знав про небезпеку малого ОЗР, тоді контекст пояснимо, але така жорсткість реакції незрозуміла.
Якщо ж ОЗР це дійсно важливий для ядерної безпеки параметр, і гол. конструктор знав про це (хоча нікому нічого не сказав), тоді жорсткість реакції зрозуміла. Але тоді такий запис цього обмеження в регламенті тхне вже криміналом.
Інший запис обмеження ОЗР величиною в 15 стрижнів знаходиться в главе6 "Підйом потужності реактора і пуск блоку після короткочасної зупинки і часткового розвантаження". в параграфі 6.6 "Порядок підйому потужності". Ось цей запис.
Як бачимо ніякої терміновості і поспіху в заглушеній реактора тут немає.
По-перше, щоб побачити, що запас реактивності досяг граничного значення і продовжує падати потрібно якийсь час (кілька хвилин). Весь цей час ОЗР буде менше 15 стрижнів і буде стає все менше і менше.
По-друге занепокоєння в цьому пункті, як буде видно з подальшого, йде про час простою в результаті попадання в "иодную яму" (характерний час - годинник), що теж до особливої поспіху не має. Немає жодного слова про будь-якої катастрофічності малого ОЗР.
По-третє, той же зауваження, що і по чолі 9. Нечіткість формулювань. Наприклад, що таке запас реактивності в процесі підйому потужності, як його визначати в цьому досить швидкому перехідному процесі? До його початку - зрозуміло, після його закінчення теж, але в самому процесі як?
І головне, незрозуміло для чого взагалі такий пункт в регламенті, якщо в ньому є пункт 6.2 (див. Нижче), який чітко наказує при якому ОЗР можна виводити реактор на потужність після короткочасної зупинки (і як цей запас реактивності визначати). А то, як забезпечується безпека при виведенні реактора в критичний стан і подальший підйом потужності, детально описано в багатьох пунктах регламенту без будь-яких посилань на ОЗР, пункт 6.6.4 по суті нічого до цього не додає.
Третє згадка ОЗР міститься в пункті 6.2
Навіть в цьому досить чітко сформульованому пункті не обійшлося без незрозумілості. Який на вашу думку згідно з цим пунктом має бути мінімальний вихідний ОЗР, якщо до зупинки реактор працював на потужності менше 50% - 30, 26 або 15 стрижнів РР? Або може бути треба розуміти так, що якщо реактор до зупинки працював на потужності менше 50%, то знову виходити на потужність без проходження иодной ями взагалі заборонено? Тоді чому це так прямим текстом не написано?
Давайте подивимося що писав про ОЗР Головний конструктор реактора до чорнобильської аварії. У його книзі [Е1] про ОЗР написано наступне (на стор. 34-35):
І все, більше в цій книзі нічого немає про вплив ОЗР на що б то не було. А з того що говориться в наведеному тексті абсолютно очевидно, що допустимий оперативний запас реактивності в реакторі РБМК обраний зовсім не з міркувань ядерної безпеки, а з міркувань економічності, хорошою маневреності при роботі в енергосистемі і оперативності управління в перехідних режимах. Значення ОЗР від 1% до 2% (а це приблизно і є 15 і 30 ст.РР, см криву 1 на рис 2.5) вважаються оптимальними. Якщо ОЗР менше цього діапазону, то будуть виникати занадто великі простої за потрапляння в Іодная ями і буде низька оперативність управління, а якщо більше, то занадто дорого обходитиметься паливо, і буде низькою ефективність його використання.
Важко прочитати обмеження на ОЗР в регламенті інакше, крім як зроблені саме з цих міркувань. Та й самі ці обмеження з'явилися в регламенті лише після Ленінградської аварії 1975 р Цікаво, а що було до цього на реакторах РБМК 1-ої черги?
Судячи з усього ніяких обмежень в регламенті до цього просто не було. У тій же книзі Головного конструктора [Е1] на стор. 45 Новомосковський:
Тобто в 1980 р ще нічого не знаючи про майбутні «підступні задуми» і діях експлуатаційного персоналу ЧАЕС, які ГК через 6 років буде гнівно викривати, він спокійно описує рядовий експеримент з вимірювання парового коефіцієта реактивності. І що ж ми бачимо? Умови проведення експерименту як ніби списані з чорнобильських: робота на зниженій потужності, відключені два ГЦН, оперативний запас реактивності 6-8 стрижнів. І що? А нічого. До експлуатації претензій ніяких немає, навпаки, вона схоже приведена як приклад гарного і якісного проведення експерименту.
А чому не вибухнули? Ну по-перше тому, що не натискали кнопку АЗ-5, а по-друге, їм пощастило, вони проводили експеримент на слабо вигорілій активній зоні 3,5 ГВт * добу / т замість 14 ГВт * добу / т в Чорнобилі.
Так що, кінцевий ефект і робота з малим запасом реактивності до чорнобильської аварії були такою собі «річчю в собі», про яку ніхто серйозно не згадав (особливо в зв'язку з ядерною безпекою).