На данной странице предпринята попытка расчетного воспроизведения аварии, произошедшей на 4ом энергоблоке Чернобыльской АЭС. Целью исследований является выявление основных механизмов теплогидравлики, сопровождающих сопровождавших протекание аварии.

Чернобыльская трагедия породила весьма оживленную дискуссию как о причинах подобных катастроф, так и о ответственности тех или иных субъектов. В начальный период (т.е. непосредственно после аварии) эта дискуссия приняла особенно острый характер, так как наиболее деятельное участие в ней принимала прокуратура, а цена вопроса исчислялась сроками заключения. Несколько позднее, когда следственные органы окончили свою работу и отошли от данной проблематики, дискуссия вернулась в чисто прикладную/научную плоскость, что дало возможность понять фундаментальные причины, приводящие к катастрофам подобного масштаба. Анализ работы организаций Советского Союза, задействованных в атомной энергетике выявил, что ключевой причиной, делавшей такого рода аварии возможным, стало недостаточное внимание к проблемам безопасности. Таким образом, единственной фундаментальной причиной чернобыльской катастрофы стала недостаточная культура безопасности всех предприятий и организаций задействованных в атомной энергетике. Это не означает, что до 1986 года вопросы безопасности не поднимались вовсе. Напротив, развитие отечественной энергетики неуклонно сопровождалось осознанием проблем безопасности и повышением ее до уровня, соответствующего современным технологиям. Однако при этом на первом месте ставилась энерговыробока, то есть производство продукта (электроэнергии). Вопросам безопасности отводилась второстепенная роль.

Идентификация этой фундаментальной причины позволила качественно изменить подход к вопросам безопасности, и дальнейшие усилия "практиков" были направлены на сооружения "здания" безопасности - внедрение и укрепления концепций "защита в глубину", "культура безопасности", "обеспечение качества" и пр.

Что касается собственно исследований аспектов аварии на ЧАЭС, то они переродились в чисто научную проблему, которая могла служить толчком к развитию методик расчета, разработкам моделей как интергальных объекторв (нпример - реакторной установки) так и частных явлений (режимы течения, теплоотдачи и пр.). По мере развития этого этапа дискуссия о конкретных причинах аварии стали утихать - ибо были качественно выявлены основные механизмы которые могли привести к аварии, их причины и последствия. Количественно оценить влияние этих механизмов оказалось намного проблематичнее - зарегистрированные системами регистрации (в т.ч. ДРЕГ) данные совершенно недостаточны для убедительного построения сценария аварии (тем более для построения цепочки "причина-взрыв-последствия"), поэтому расчетные исследования стали носить более исследовательских характер, например ставили перед собой задачу поиска новых, более "тонких" эффектов, не способных сами по себе привести к аварии,однако способствующие ей.

По этой причине количество исследований сократилось, но на фоне этого сокращения стал ощутим "шум" - дискуссия на уровне общественного мнения подогреваемого как простым, искреннем любопытством желающих разобраться в "катастрофе века" так и всевозможными шарлатанами (пусть даже знакомых с физикой реакторов), да и просто людьми, пытающимися найти свою корыстную нишу. В результате интернет наполняется всевозможными мнениями о причинах аварии на ЧАЭС, начиная от мелких дискуссий кончая откровенными провокациями, в которых "авторы" заявляя о себе как о "специалистах" пытаются найти "более виноватых".

В то же время многие вопросы могут быть разрешены относительно несложным расчетом, которые помогут с одной стороны продемонстрировать особенности реакторов РБМК образца 1986 года, и, с другой, заметно сузить поле для всевозможных спекуляций лже-специалистов. Поэтому необходимо продолжать расчетные исследования чернобыльской аварии, опираясь на все более подробные модели, совершенствующиеся методики и расчетные коды. Этот процесс необходим и для формирования всеобщего понимания важности безопасности работающих АЭС, точно так же, как и для понимания той единственной фундаментальной причины повлекшей чернобыльскую катастрофу.

Попытки расчетного моделирования аварии на ЧАЭС проводились и проводятся до сих пор по всему миру. В зависимости от поставленных целей используются модели все более точно моделирующие те или иные особенности реакторных установок РБМК образца 1986 года. Выполняемые в данном материале расчеты ни в коей мере не призваны подменить эти расчетные исследования или открыть новые эффекты. Цель гораздо скромнее – разработать расчетную модель, способную адекватно описать аварию ЧАЭС, частично верефицировать ее на данных, зафиксированных ДРЕГ, выявить (или обсудить) те граничные условия, которые необходимо принять, чтобы наиболее близко подойти к условиям последнего для 4 энергоблока ЧАЭС эксперимента.

Методика исследований сводится к последовательному решению задач, начинающихся с разработки расчетной модели до моделирования непосредственно нескольких вариантов аварийных событий.

1. Этап. Разработка расчетной модели.

Описание расчетной модели было приведено ранее. Отметим только, что данная модель учитывает не только гидравлику трактов КМПЦ, но и таких систем, как подача питательной воды и системы паропроводов и пр.

Здесь подробнее остановимся на реализованной модели нейтронной физики реактора.

Нейтронно-физический расчет выполняется с использование 6 групповой, точечной модели кинетики реактора. При определении реактивности, вносимой за счет изменения плотности теплоносителя и температуры топлива, учитывалось распределение этих величин по высоте активной зоны а так же эпюра поля по высоте активной зоны. Изменение реактивности за счет изменения температуры графитовой кладки не моделировалось в силу слабого изменения температуры в рассматриваемом режиме.

Следует отметить, что существенным ограничением данной модели является невозможность описать изменение профиля поля в течение исследуемых режимов (например – локальные всплески мощности). Тем не менее, до начала существенных возмущений, сопровождающих разгон реактора, нет причин для существенного искажения поля, т.е. применение данной модели приемлемо. Естественно, что при начале разгона, сопровождающегося искажением поля получаемый результат начинает лишь качественно отражать реальные события.

Ниже приведены эпюра энерговыделений, и эффекты реактивности, а так же эффективность регулирующих стержней СУЗ (АР).

Рис. 1. Распределение энерговыделений по высоте активной зоны	Рис. 2. Зависимость вносимой реактивности от плотности теплоносителя
Рис. 3. Зависимость вносимой реактивности от температуры топлива	Рис. 4. Реактивность, вносимая регулирующими стержнями СУЗ в зависимости от их погружения в активную зону.

Разработанная модель была выведена в стационарное состояние, и подготовлена для дальнейших расчетов.

2. Этап. Анализ предаварийного увеличения подачи питательной воды.

Как известно, накануне эксперимента, при попытке снизить мощность реактора оперативный персонал допустил ошибку, в результате которой произошло самозаглушение реактора. Для проведения запланированых мероприятий оперативным персоналом было принято решение поднять мощность реактора, что и было сделано сначала извлечением из активной зоны реактора стержней РР и последующим включением автоматического регулятора мощности. Эти действия позволили поднять тепловую мощность реактора до 200 Мвт(т).Анализ данных (а так же обсуждение их со специалистами) показывает, что при этом регулировка подачи питательной воды в реактор осуществлялось через питательные клапаны так называемого основного диапазона, рассчитанные на работу в диапазоне 10%-100%. Поскольку мощность реактора (а следовательно и требуемый расход питательной воды) находился на уровне ~6% подпитка реактора питательной водой через питательные клапаны основного диапазона была неэффективной (при данном уровне мощности он слишком груб), а предназначенные для данного уровня мощности клапаны пускового диапазона небыли задействованы, качество регулирования уровнем воды в БС было низким - уровни постоянно снижались. Периодически уровни воды достигали отметки "-600 мм", по которой должно было произойти автоматическое заглушение реактора. Для предотвращения остановки реактора персонал вывел данную защиту. Однако работать с столь низким уровнем уровнем персонал не собирался, по этому периодически резко увеличивал подачу питательной воды в реактор кратковременным приоткрытым питательного клапана (основного диапазона).

В результате избыточной подачи питательной воды формировался фронт "захоложенного" теплоносителя, который изменял (подавлял) парогенерацию в каналах, и таким образом, приводил к изменению реактивности реактора с соответствующим извлечением стержней СУЗ. Следовательно, реактор переходит в новое состояние, характеризующееся более высоким недогревом на входе в активную зону и, следовательно, пониженным паросодержанием в активной зоне с соответствующим ему положению стержней СУЗ.

В момент возвращения подачи питательной воды на исходное значение, реактор находится в новом состоянии, по отношению к которому снижение подпитки реактора водой является очередным возмущающим фактором с формированием фронта "перегретого" теплоносителя. Прохождение этого фронта в пределах активной зоны вызывает увеличение парогенерации, что вносит положительную реактивность и требует отработки этого возмущения стержнями СУЗ. Как будет показано ниже это повторное возмущение как раз пришлось на начало эксперимента.

Поэтому при анализе аварии необходимо учесть это "предаварийное" возмущение, в противном случае будет упущен один из факторов, способствующий увеличению мощности реактора.

Данные по этому периоду работы реактора регистрировались системой ДРЕГ, что позволяет сравнить результаты, полученные при моделировании процесса избыточной подачи питательной воды с сохраненными данными. Псокльку процесс выбега пока не моделируется, на графиках приведена отсечка начала выбега. Данные, рассчитанные после этого времени позволяют анализировать состояние реактора, на которое наложился выбег насосов.

Рис. 5. Давление в БС	Рис. 6. Подача питательной воды в БС
Рис. 7. Уровни воды в БС	Рис. 8. Расход теплоносителя через ГЦН
Рис. 7. Реактивность, вносимая стержнями СУЗ.	Рис. 8. Распределение объемного паросодержания по высоте активной зоны (нумерация снизу вверх)
Рис. 9. Недогрев теплоносителя на входе в активную зону.

2. Этап. Обсуждение.

Итак, анализ полученных результатов демонстрирует адекватность разработанной модели и проведенного расчета реальным событиям, имевшим место до начала выбега оборудования реактора 4 блока ЧАЭС. Сравнение рассчитанных параметров с зафиксированными ДРЕГом показало либо их соответствие друг другу, либо адекватность поведения.

Определяющие значение имеет характер подачи питательной воды в БС, которая в расчетах получалась за счет приоткрытия регулирующего клапана на некую величину. В процессе избыточной подпитки реактора положение клапана (а следовательно - и расхода питательной воды) не изменялось. В то же время анализ данных, зафиксированных ДРЕГом показывает, что избыточная подача питательной сопровождалась небольшой подрегулировкой, а собственно открытие/закрытие питательных клапанов было более "плавным" (в расчетах время полного открытия/закрытия клапан принималось равным 52 секундам). Тем не менее, по наиболее важному параметру - количеству поданной в реактор питательной воды удалось сохранить соответствие эксперименту, что и позволило получит в целом адекватный ему результат. Принципиально на последующих этапах исследований можно более точно воспроизвести подачу питательной воды.

Достаточно неплохое совпадение получилось по поведению давления в БС. Небольшая разбежка по времени может быть объяснена инерционностью датчиков, но в большей мере - работой тепловой автоматики, не зарегистрированной ДРЕГом но, в то же время, заметно влияющей на исходное (до начала избыточной подачи воды) значение давления в БС. Тем не менее из приведенных графиков видно, что изменение давления рассчитанное и зафиксированное ДРЕГом идентично - кривые идут практически параллельно.

Примерно так же обстоит дело и с уровенм воды в БС. В расчетах изначально было принято, что уровни воды поддерживаются но отметке -400 мм. В то же время в реальных условиях имело место разбежка - на двух половинах уровни заметно отличались (-200 мм на одной половине и -600 мм на другой). Однако полученное расчетным путем поведение уровней полностью идентично зафиксированному ДРЕГом результатом - кривые расчетные и зарегистрированные идут параллельно. В последующем можно внести незначительные изменения в модель, установив начальные положения уровней на каждой из половин в соответствие с зарегистрированными ДРЕГом значениями.

Результат расчета показывает, что избыточная подача питательной воды оказывает змаетное влияние на недогрев теплоносителя на входе в активную зону. Сформированный фронт более "холодного" теплоносителя подавляет парогенерацию в каналах. Возникающее изменение реактивности отрабатывается СУЗ, в результате которого ОЗР изменяется на ~0.1 бету (~ 1 эфф. стержень РР).

Подавление парогенерации оказывает самое существенное влияние и на поведение остальных параметров реакторной установки. Избыточная подача питательной воды приводит к возрастанию уровней воды в БС. В тоже время, в момент подхода к активной зоне фронта "переохлажденного" теплоносителя уровень несколько снижается (140-160 с). Давление вслед за подавлением парогенерации снижается. Здесь стоит отметить, что температура теплоносителя, циркулирующего в КМПЦ существенно зависит от давления в барабан-сепараторе. Снижение давления приводит к понижению температуры насыщения, другими словами - понижению температуры теплоносителя поступающего из барабан-сепараторов в опускные трубы.

И напротив, после снижения расхода питательной воды до исходного значения, формируется фронт "нагретого" теплоносителя который подходя к активной зоне вызывает увеличение парогенерации, что вызывает рост давления в БС и увеличение уровней воды в БС (315-330 с). Изменение реактивности, сопровождающее рост паросодержания в кативной зоне так же отрабатывается СУЗ.

3. Этап. Выбег ГЦН.

Анализируется выбег ГЦН без срабатывания аварийной защиты.