К-19. Рождающая мифы.

Глава 4 ЯДЕРНЫЕ АВАРИИ

Атомной энергетике чуть больше 50-ти лет. Этот период ее развития и становления обозначен не только несомненным успехом, но и неудачами — авариями и катастрофами. За это время в мире произошло около 150-ти ядерных аварий, 60 из них приходятся на долю Советского Союза и России. Большую часть этих аварий составляют аварии на ядерных реакторах, принадлежащих военно-морскому флоту. Аварий с ядерными энергетическими установками подводных лодок произошло столько, что появилась стройная система классификации этих аварий по причинам их возникновения и тяжести происходящих событий. Определенную ячейку в этой системе заняла и авария правого реактора на К-19. Чтобы разъяснить, что за авария произошла на К-19 4 июля 1961 года, и какое место она занимает на скорбных страницах истории атомной энергетики, необходимо объяснить саму суть ядерных аварий.

Атомная энергетика основана на использовании тепла, выделяемого при перестройке ядра. Эти перестройки называются ядерными реакциями и происходят при взаимодействии атомных ядер с элементарными частицами (нейтроны, протоны, альфа-частицы и гамма-лучи). Человечество пока что в своих целях наиболее успешно использует реакцию деления ядра нейтронами, при которой выделяется большое количество тепла.

Ужас и польза — вот две субстанции, сопровождающие реакцию деления ядер: ядерное оружие и пар, поданный на лопатки турбин. В чем схожи и чем отличаются эти реакции деления ядер, сопровождающиеся столь противоречивыми человеческими чувствами?

По степени влияния человека на протекание ядерной реакции они могут быть неуправляемые и управляемые.

Неуправляемые реакции выражаются в виде ядерного взрыва или самопроизвольной цепной ядерной реакции — ядерной вспышки.

Ядерный взрыв — это цепная ядерная реакция деления оружейного материала, урана-235 или плутония-239, осуществленная в специальном устройстве, привычно называемом атомной бомбой. В устройстве для ядерного взрыва неуправляемая ядерная реакция деления контролируется человеком и осуществляется по его желанию.

Самопроизвольные цепные ядерные реакции деления (СЦЯРД) возникают помимо воли и желания человека. Произойти они могут в местах накопления делящихся материалов при случайном создании условий критичности.

За период использования атомной энергии на различных предприятиях Минатома произошло 13 аварийных случаев с развитием СЦЯРД. В основном они происходили на химико-металлургических предприятиях при обращении с высокообогащенным ураном и плутонием. Возникновение их связано с ошибками персонала, в результате которых создавались условия критичности.

Одним из самих распространенных заблуждений людей в отношении ядерного оружия есть отождествление понятия «критическая масса» с ядерным взрывом. Создание критической массы для производства ядерного взрыва является необходимым, но не конечным условием. Необходимо создать такие условия, чтобы реакция деления произошла в миллионные доли секунды. Такие условия можно создать только в атомной бомбе. При всех других условиях образование критической массы приводит к ядерной вспышке. При ядерной вспышке отсутствует такой поражающий фактор, как ударная волна. В полной мере проявляются ионизирующее излучение и радиоактивное заражение.

Тому, что образование критической массы еще не есть ядерный взрыв, подтверждает событие, произошедшее 21 мая 1946 года в Лос-Аламосской национальной лаборатории США. Канадский ученый Луис Слотин проводил опыты с плутониевыми полушариями по уточнению критической массы для ядерного заряда. Опыт он демонстрировал приглашенным семи ученым. Слотин вручную сближал две полусферы, при этом не пользовался штатным ограничителем сближения, а использовал обыкновенную отвертку. При очередном сближении из его рук отвертка выпала и началась самопроизвольная цепная реакция. У Слотина хватило хладнокровия руками разъединить полусферы и прекратить реакцию. Сам Слотин получил 2100 бэр и через 9 дней умер. Остальные присутствующие получили от 40 до 360 бэр.

На комбинате № 817 (ПО «Маяк», Челябинск-65) отрабатывали технологию очистки плутония от примесей. Работы проводилась с соляным раствором плутония. Для поддержания определенной концентрации плутония потребовалось в большую емкость добавить раствор с более высокой концентрацией плутония. Два специалиста взяли емкость в виде высокого ведра и наклонили для выливания. И в этот момент началась самопроизвольная цепная реакция. При наклоне емкости произошло изменение геометрических размеров раствора, и тем самым создались критические условия. Произошла ядерная вспышка. Емкость бросили, реакция прекратилась. Радиоактивный раствор попал одному специалисту на ноги. Он получил дозу в 1000 рад, перенес тяжелую форму лучевой болезни и ампутацию обеих ног.

А вскоре на том же комбинате произошло новое происшествие. 21 апреля 1953 г. произошла самопроизвольная цепная ядерная реакция в… вентиляционном трубопроводе. В промышленной системе вентиляции за длительное время работы происходило неконтролируемое накопление урана-235. При случайном попадании воды в систему произошла самопроизвольная ядерная реакция. Пострадало 6 человек. Одна женщина получила 3000 рад и умерла через 12 дней.

Чаще всего самопроизвольные ядерные реакции в виде ядерной вспышки происходят на предприятиях ядерно-химического цикла по переработке ядерных материалов. Последняя произошла 30 сентября 1999 г. в японском ядерном центре Токаи Мура при изготовлении топлива из обогащенного урана. В результате нарушений правил произошла серия самопроизвольных ядерных реакций, продолжавшихся в течение 20 часов. Пострадало 3 человека. Два получили дозу в 10 и 20 Гр, третий — 4,5 Гр. Первые умерли через 82 дня, третий через 210 дней.

Условия для возникновения СЦЯРД могут возникнуть в хранилищах отработанного топлива. Военно-морской флот располагал двумя хранилищами для выдержки ОТВС: на Северном и Тихоокеанском флотах. Известны они как «хранилище № 5». Хранились ОТВС в бассейне в чехлах. В чехле находилось 7 ОТВС. Первые чехлы изготавливались из обыкновенной стали и за длительное время нахождения в воде сильно подверглись коррозии. В связи с аварией хранилища № 5 Северного флота, находившегося в бухте Андреева, потребовалось полностью разгрузить хранилище. В ходе этих работ выяснилось, что на дне бассейна образовался завал из сорвавшихся с подвесок чехлов. При разборке этого завала личный состав, работавший в хранилище, наблюдал в толще воды на дне бассейна вспышки зеленовато-грязного цвета. По-видимому, от длительного нахождения в воде разрушились оболочки некоторых ОТВС, и топливо осыпалось. При кантовании чехлов из рассыпавшегося топлива формировалась критическая масса, и происходили ядерные вспышки.

Управляемые цепные ядерные реакции деления осуществляются в реакторах в целях получения тепла. Ядерный реактор является основной частью установки паросилового типа, тепло которого передается рабочему телу для преобразовании тепловой энергии в механическую.

В принципе, ядерный реактор — это такой водогрейный котел жаротрубного типа, в котором отсутствует собственно топка, а источник тепла находится внутри трубок. Нормальная безаварийная работа котельной установки зависит от щадящего взаимодействия трех сред: огня, воды и металла. Залог устойчивой работы котельной установки — соблюдение теплового баланса между количеством тепла и количеством теплоносителя. Ядерному реактору присущи все пороки теплогенерирующего агрегата. Но у ядерного реактора есть специфическая особенность.

Ядерный реактор — такой теплогенерирующий агрегат, который при вполне нормальной работе является источником ионизирующего излучения и радиоактивных веществ. Такова его природа. Как любой тепловой агрегат, он имеет тепловую защиту, а как источник вредного для здоровья обслуживающего персонала излучения, окружен биологической защитой, снижающей величину этого излучения до безопасных пределов, и ограничивающей выход радиоактивных веществ.

Как любое техническое устройство, ядерная энергетическая установка «имеет право» на поломку и выход из строя отдельных агрегатов и систем. Но эти поломки отличаются тем, что с выходом их из строя нарушается безопасная связь обслуживающего персонала и ядерной энергоустановки. Нарушение этой безопасной связи определяется такими понятиями, как радиационная авария или ядерная авария. Радиационная авария — это нарушение пределов безопасной эксплуатации ядерной энергетической установки, при которых происходит выход радиоактивных материалов за предусмотренные границы в количествах, превышающих установленные для нормальной эксплуатации значения.

Ядерная авария — это авария, связанная с повреждением твэлов ядерного реактора и (или) облучением персонала, превышающим допустимые для нормальной эксплуатации значения.

Аварии с ядерными энергетическими установками (ЯЭУ), в зависимости от степени тяжести происходящих событий и последствий, бывают двух видов:

— аварии с атомными установками, в которых участвует оборудование, обеспечивающее работу ядерного реактора;

— ядерные аварии, влияющие на целостность активной зоны.

Ядерные аварии в свою очередь делятся:

— на реактивностные, связанные с несанкционированным развитием цепной ядерной реакции деления;

— теплотехнические, связанные с нарушением отвода тепла от активной зоны.

ЯЭУ — сложное инженерное сооружение, в котором работа всего оборудования настолько взаимосвязана, что отказ любого из них при определенных условиях может привести к ядерной аварии или усугубить ее.

Самая тяжелая, самая значимая, самая показательная авария, давшая ответы на ряд вопросов, которые невозможно получить экспериментальным путем, произошла 28 марта 1979 года на водо-водяном реакторе энергоблока электрической мощностью 961 МВт на АЭС «Три Майл Айленд» (г. Гарисбург, штат Пенсильвания, США). Начавшаяся с остановки конденсатного насоса во втором контуре, аварийная ситуация закончилась тяжелой ядерной аварией с расплавлением активной зоны. И это при наличии всех систем, предусмотренных для безопасной эксплуатации энергоблока.

В марте 2011 года весь мир был поражен аварией на японской АЭС Фукусима-1. Даже аккуратные и предусмотрительные во всем японцы не предусмотрели всех факторов, в том числе и природных, влияющих на безопасность реакторов. Проектировалась АЭС в 60-х годах, когда еще не стояла остро необходимость обеспечения безопасности реакторов системами пассивного типа, способными выполнить свои функции только за счет естественных, природных сил и явлений. На Фукусиме-1 все системы, обеспечивающие безопасность реакторов, строились на использовании электричества. Волна цунами разрушила всю электрическую систему станции, в том числе и аварийную дизель-генераторную установку. Реакторы были заглушены, но подавать воду для их расхолаживания было нечем.

При какой начальной ситуации не началась бы авария ЯЭУ — в итоге она завершится кризисом теплопередачи в ядерном реакторе. У теплогенерирующих аппаратов есть две беды: или много тепла, или мало воды. Для ядерных энергетических установок: много тепла — это реактивностная ядерная авария, мало воды — теплотехническая.

Ядерные аварии реактивностного типа проявляются в двух видах:

1. Разгон реактора — неконтролируемое развитие мощности реактора из-за грубой ошибки оператора, при этом возможно проявление недостатков в конструкции компенсирующих органов реактивности, которые влияют на физиконейтронные характеристики реактора.

2. Несанкционированный пуск реактора по причинам:

— сбой в системе управления реактором, находящимся в подкритическом состоянии;

— непреднамеренное принудительное извлечение из реактора компенсирующих органов управления.

Само определение ядерной реакции как реактивностная объясняет суть самой аварии — нарушение управления цепной ядерной реакции деления.

Чтобы управлять цепной ядерной реакцией, нужно иметь систему управления, способную среагировать на происходящие в реакторе изменения за время, сравнимое со временем жизни одного поколения нейтронов.

Более 99 % нейтронов испускаются непосредственно осколками деления в течение 10¹⁵… 10¹⁴ с после акта деления. Называются они мгновенными. Время жизни поколения нейтронов, рожденных мгновенно, составляет миллисекунды. Пока что невозможно создать такую систему управления ядерной реакцией, способной отреагировать за такое время.

Но существует группа нейтронов, которых испускают продукты радиоактивного распада осколков деления через время, измеряемое десятками секунд. Они называются запаздывающими нейтронами. От общего числа нейтронов при делении урана-235 они составляют около 0,64 %.

Наличие запаздывающих нейтронов решающим образом упрощает проблему регулирования скорости протекания цепной реакции. За счет небольшого числа запаздывающих нейтронов с большим временем жизни (порядка 10 с) количество нейтронов можно заставить изменяться более медленно, что дает возможность осуществить управление реактором при помощи механических систем.

Управление мощностью реактора осуществляется через управление его реактивностью.

Реактивность — физический параметр реактора, характеризующий способность системы из делящихся материалов поддерживать цепную ядерную реакцию. Реактивность — универсальная характеристика реактора, происходящих в нем физических процессов и поведения реактора во времени.

Если эффективный коэффициент размножения нейтронов К_Эфф = 1, то такую систему называют критической. К ней относятся все ядерные реакторы. При увеличении мощности реактора необходимо увеличить К_Эфф, сделать его больше 1, то есть сделать систему надкритичной. При снижении мощности К_Эфф делают меньше 1, реактор становится подкритичным. Отличие К_Эфф от 1 определяет реактивность. Чем больше будет отличаться К_Эфф от 1, тем с большей скоростью будет изменяться ядерная реакция, то есть изменяться нейтронный поток, а значит, и мощность реактора. У реактора, работающего на постоянной мощности, реактивность будет равна 0.

В качестве единицы измерения реактивности используется отношение коэффициента размножения к доле запаздывающих нейтронов, которая составляет 0,007. В области реактивности меньше 0,007 реактор управляем. Если реактивность больше 0,007, реактор становится неуправляемым. В этом случае увеличение мощности реактора происходит только на мгновенных нейтронах, влияние запаздывающих нейтронов ничтожно. Это приводит к разгону реактора, когда органы управления уже не могут оказать эффективного воздействия на скорость протекания цепной ядерной реакции деления.

Принципиальное управление реактором может осуществляться путем изменения скоростей генерации нейтронов, утечки или поглощения. Управление реактором на тепловых нейтронах осуществляется методом поглощения нейтронов. Управляющие стержни, изготовленные из материалов с большим сечением поглощения нейтронов, вводимые или извлекаемые из активной зоны, изменяют число непродуктивно захватываемых нейтронов, и реактивность реактора уменьшается или увеличивается. По такому принципу работают и компенсирующие органы (компенсирующая решетка), и регулирующие (стержни автоматического регулирования), и аварийные (стержни аварийной защиты).

Реактивность реактора изменяется не только от перемещения компенсирующих органов.

Эффективный коэффициент размножения (реактивность реактора) находится в сложной зависимости от температуры. При изменении температуры изменяются плотность замедлителя, теплоносителя, сечение поглощения тепловых нейтронов и величина резонансного поглощения.

Важное эксплуатационное значение имеет знак и величина температурного коэффициента для реактора, разогретого до рабочей температуры.

Если реактор обладает отрицательным температурным коэффициентом, то случайное повышение температуры вызывает уменьшение реактивности, уменьшение мощности реактора, а следовательно, и температуры. В реакторах ВВР увеличение мощности ведет к росту температуры теплоносителя — замедлителя, снижению плотности последнего, ухудшению, вследствие этого, замедляющих и размножающих свойств активной зоны, потере реактивности, снижению мощности. Это существенное достоинство водо-водяных реакторов, обеспечивающее их саморегулирование и самозащищенность. Если реактор обладает положительным температурным коэффициентом, то небольшое увеличение температуры в реакторе вызывает увеличение реактивности. Реактор начнет увеличивать свою мощность, возрастет тепловыделение, которое, в свою очередь, вызовет увеличение температуры, что приводит к новому увеличению мощности. Таким образом, при малейшем увеличении температуры в реакторе, находящемся в критическом состоянии, обнаруживается тенденция к разгону. Таким свойством обладают реакторы кипящего типа, в которых теплоноситель пребывает в двух фазах — вода и пар, по-разному влияющих на размножающие свойства нейтронов.

Особенность ядерных реакторов канального типа, к которым принадлежит реактор РБМК, состоит в том, что свойства замедлителя нейтронов — графита, в различных режимах работы не изменяются. При увеличении или уменьшении мощности замедлитель работает с прежней эффективностью. Теплоноситель — обычная вода — обладает худшими, по сравнению с графитом, замедляющими свойствами по причине более интенсивного поглощения тепловых нейтронов. Однако поглощающие свойства обычной воды оказывают существенное влияние на безопасность эксплуатации канальных реакторов. Увеличение мощности вызывает повышение паросодержания в технологических каналах, что равносильно удалению части воды. А это равносильно удалению из активной зоны части стержней — поглотителей нейтронов, что ведет к высвобождению реактивности и еще большему росту мощности реактора.

Такую зависимость размножающих свойств ядерного реактора от наличия воды в активной зоне называют «паровым эффектом реактивности». Он и сыграл роковую роль в Чернобыльской трагедии. Явление «парового эффекта реактивности» не было новостью для научного руководителя или главного конструктора реакторов типа РБМК, установленного на 4-м энергоблоке Чернобыльской АЭС.

Стремление реактора РБМК к самопроизвольному росту мощности было замечено еще при пуске энергоблока Ленинградской АЭС в 1975 году. Для предотвращения такого явления ограничились организационными мероприятиями. Однако такие мероприятия не смогли предотвратить аварию на 4-м блоке Чернобыльской АЭС.

В период времени, непосредственно предшествующий аварии, операторы не производили целенаправленных действий по высвобождению реактивности. Напротив, одним из последних управляющих воздействий оператора было нажатие на кнопку аварийной остановки реактора. Однако при том состоянии реактора поглощающие стержни, при определенном положении в активной зоне, создали небольшой всплеск реактивности, что явилось «запалом» для лавинообразного нарастания мощности за счет быстрого роста реактивности, обусловленного таким физическим свойством реактора как «паровой эффект реактивности». Произошел разгон реактора, который окончился паровым взрывом.

В заключении о причинах аварии сказано: «Разработчики реакторной установки не предусмотрели создания штатных систем безопасности, способных предотвратить аварию при имевшем место наборе преднамеренных отключений технических средств защиты и нарушений регламента эксплуатации, так как считали такое сочетание событий невозможным. Таким образом, первопричиной аварии явилось крайне маловероятное сочетание нарушений порядка и режима эксплуатации, допущенных персоналом энергоблока».

С таким выводом не хотят согласиться эксплуатационники. И в свою защиту приводят недостаток конструкции стержней СУЗ, который действительно имел место. Но ведь этот недостаток проявился через 3 часа после того, как реактор требовал остановки. А люди ему этого не позволили сделать. По действиям персонала один физик вынес такой вердикт: «изнасилование атомной электростанции, совершенное группой лиц по предварительному сговору, осуществленное в особо жесткой и извращенной форме и повлекшее за собой смерть потерпевшей».

У нас как-то принято людей, погибших при катастрофах, рассматривать если не как героев, то как мучеников, жертв амбиций ученых, конструкторов, машиностроителей — всех, кто участвовал в создании данного проекта. И если мы находим оправдание ошибкам эксплуатационного персонала, то следует проявить справедливость и по отношению к реактору РБМК и к создавшим его людям. Анатолий Петрович Александров честно признал: «Чернобыль — это трагедия всей моей жизни». Но ведь атомная энергетика не закончилась на Чернобыле, продолжает развиваться. Если укорять Александрова и Доллежаля за реактор РБМК, то впору проклинать авиаконструктора Туполева за его Ту-154. Уж сколько горя эти самолеты принесли в чьи-то семьи. А люди продолжают летать, и на Ту-154 тоже…

Другим проявлением ядерной аварии реактивностного типа является несанкционированное развитие ядерной реакции деления. Не следует отождествлять понятия «несанкционированная ядерная реакция» и самопроизвольная ядерная реакция», о природе которой было сказано выше. Самопроизвольная ядерная реакция может произойти где угодно — в бассейне, в ведре, в трубопроводе вентиляции…

Несанкционированные ядерные реакции происходят в реакторах — устройствах, специально предназначенных для осуществления цепной ядерной реакции деления.

В основе этих аварий — несанкционированное высвобождения реактивности, которое выводит реактор в надкритическое состояние, то есть, к самопроизвольному его пуску.

Как уже было сказано выше, управление реактивностью осуществляется при помощи компенсирующих органов под контролем системы управления и защиты реактора. Но над этой системой властвует человек — оператор, управляющий реактором. И его действия не всегда предсказуемы.

Несанкционированные пуски реакторов, как вид ядерной аварии, произошли в большинстве своем на транспортных реакторах, принадлежавших военно-морскому флоту. В связи с относительно малыми габаритами их активных зон, для компенсации запаса реактивности применяются компенсирующие решетки. Перемещение компенсирующей решетки (КР) в активной зоне осуществляется электроприводом. Для предотвращения случайного включения электродвигателя КР конструкторы в станции управления двигателем предусмотрели защиту.

Двигатель КР работает в двух режимах. Подъем КР производится только «шагами», через ключ подъема КР. При опускании КР двигатель работает в непрерывном режиме. Изменение направления вращения двигателя осуществляется изменением чередования фаз. Если в режиме «КР вниз» изменить чередование фаз, то КР вместо непрерывного опускания, начнет подниматься вверх.

Нарушение чередования фаз — событие для корабля весьма редкое. Тем более в электропитании систем управления и защиты реактора. Так надеялись конструкторы. А для надежности эту систему обеспечили резервным электропитанием.

27.08.1968 г. на ПЛА К-140 проекта 667А проводили проверку работоспособности СУЗ реактора правого борта от резервного источника с левого борта. Вахтенный командир группы КИПиА, занимавшийся подачей резервного питания, обратил внимание, что обозначение фаз на клеммах не соответствует обозначениям на панели клеммной коробки. И решил самостоятельно устранить это несоответствие. До этого случая проверка от резервного источника не проводилась. Приборы контроля на пульте управления реактором не были включены. После вчерашней проверки СУЗ левого реактора управляющие ключи и переключатели не все были приведены в исходное состояние.

После перестановки питающих концов в соответствии с обозначением фаз на клеммной коробке было подано питание на СУЗ реактора правого борта. Так как система управления и защиты реактора левого борта находилась не в исходном состоянии, то при создавшейся комбинации управляющих ключей и переключателей электропитание получили электродвигатели КР левого реактора. При правильном чередовании фаз двигатели сработали бы на опускание КР, нижние концевые выключатели остановили бы работу двигателей. Но так как было нарушено чередование фаз и двигатели вращались в обратную сторону, то КР поднялись до верхних концевых выключателей, высвободив при этом весь запас реактивности. Произошел несанкционированный пуск реактора. А так как приборы на пульте реактора левого борта не были включены, то о том, что реактор вышел на мощность, узнали тогда, когда в реакторном отсеке стало жарко. Без раздумий дали холодную воду в реактор для охлаждения активной зоны. По расчетам, мощность достигла 20 номинальных значений. К чести советских кораблестроителей, разгерметизации первого контура не произошло.

Аналогичный случай произошел 30.11.1980 г. на ПЛА К-162 проекта 661, многим она известна уже как К-222. После перезарядки реакторов проводилась наладка системы СУЗ на реакторе левого борта. Тоже была нарушена фазировка двигателя, в результате чего компенсирующие решетки поднялись вверх, произошел неконтролируемый выход реактора на мощность. В 1-м контуре лопнул компенсатор на циркуляционном насосе, что предотвратило переопрессовку контура. Компенсатор заварили и лодку ввели в строй.

В приведенных примерах, несмотря на высвобождения всего запаса реактивности, катастрофических разрушений не произошло. Весьма существенное значение имеет скорость подъема КР, при которой на рост мощности значительное воздействие оказывает отрицательный температурный коэффициент реактивности. Это весьма важное достоинство водо-водяных реакторов, обеспечивающее их саморегулирование и самозащищенность.

Но это достоинство проявляется только у реакторов, находящихся в состоянии «по-штатному». Весьма беззащитными они оказываются при отсутствии системы управления и защиты во время проведения ремонтных работ с реактором. Спровоцировать несанкционированную ядерную реакцию в таком реакторе могут непродуманные действия людей, ведущих эти работы.

18.01.1970 г. на заводе «Красное Сормово» в г. Горьком (теперь Нижний Новгород) проводили гидравлические испытания реактора на ПЛА К-320 проекта 670. Вследствие преступной халатности реактор не был подготовлен к проведению гидравлических испытаний. В реакторе этого типа имеется пять компенсирующих решеток. Механизмы СУЗ еще не были смонтированы. Поэтому при гидравлических испытаниях реактора на стойки КР необходимо было установить заглушки с упорами для КР. Однако эти штатные заглушки не были установлены. Вместо них на стойках КР остались транспортные заглушки, которые почему-то не были заменены.

При подъеме давления одна заглушка была сорвана. Потоком истекающей воды из реактора через открывшееся отверстие в стойке, компенсирующие решетки были подняты вверх. Возникла несанкционированная ядерная реакция. Вода в реакторе мгновенно вскипела. Тепловой взрыв не успел произойти из-за наличия открытого отверстия. Какое давление возникло в реакторе — неизвестно, но корпус реактора несколько раздулся. Через отверстие в стойке ударила струя радиоактивного пара, которым были загрязнена лодка и крытый эллинг, в котором она находилась. Впоследствии реактор был заменен.

Самым беззащитным реактор становится при перезарядке, когда он полностью раскрыт — снята крышка, имеется свободный доступ к компенсирующим органам, отсутствует контроль критичности реактора.

На реакторах 1-го поколения лодок активная зона имела один недостаток, который очень усложнял жизнь перегрузчиков. КР имела длинный шток, который проходил через крышку реактора. При съеме крышки с корпуса реактора существовала опасность, что шток КР будет заневолен в крышке при ее перекосе, и КР поднимется вместе с крышкой, в результате чего возникнет несанкционированная ядерная реакция. В вероятность такой опасности перегрузчики не очень-то верили, пока она не проявилась 12 февраля 1965 года при перезарядке К-11 проекта 627А на заводе в Северодвинске. Когда начали поднимать крышку, из-под нее вдруг пошел пар. Крышку опустили на место. Начали разбираться. Оказалось, что шток КР закусило в крышке. При подъеме крышки произошел и подъем КР, в реакторе началась несанкционированная ядерная реакция. К счастью, активная зона была старой, скорость подъема небольшой, перегрузчики успели среагировать, прекратили подъем и опустили крышку. Стали разбираться. Вот тогда и удостоверились в возможности закусывания штока КР.

Нужно отметить, что в то время подрыв крышки реактора производили давлением воды 1-го контура. При таком способе подрыва крышка реактора, во избежание выброса воды 1-го контура, закрывалась специальным баком, что не позволяло контролировать её положение.

При следующем подъеме крышки, во избежание закусывания штока КР, был установлен упор для штока. В комплект перегрузочного оборудования входили упоры для крышек реакторов ВМ и ВМ-А. На свою беду, перегрузчики не разобрались с упорами и поставили короткий упор для крышки ВМ. При подъеме крышки опять произошел несанкционированный пуск реактора. Крышку опустили, но последствия в радиационном отношении были намного хуже, чем при первом подъеме. А последующий пожар в реакторном отсеке лишил надежды на целесообразность проведения дальнейших ремонтных работ в реакторном отсеке. Впоследствии реакторный отсек заменили, лодка из ремонта вышла только в 1968 году.

В дальнейшем в комплект перегрузочного оборудования поступило приспособление для подрыва крышки реактора с помощью гидроцилиндров. От подрыва крышек способом «мокрого подрыва», то есть давлением 1-го контура, отказались. Операция по подрыву крышки стала намного проще и безопасней. Однако подъем крышки после её подрыва по-прежнему таил опасность закусывания штока КР. Для предотвращения подобных случаев было сконструировано приспособление для упора КР. Представляло оно собой две массивные стойки с поперечной балкой, которая крепилась к стойкам при помощи пальцев. Стойки крепились к настилу реакторной выгородки. Между балкой и штоком устанавливался собственно упор — стальной стержень диаметром 30 мм.

Что может быть надежнее лома? Так думали перегрузчики, пока не наступило 10 августа 1985 года. Но до 10 августа произошло событие, которое усыпило бдительность перегрузчиков, чем и была спровоцирована последовавшая катастрофа.

Перезарядку активных зон ПЛА К-431 на СРЗ-ЗО в бухте Чажма вела плавучая техническая база перезарядки ПМ-133 проекта 326М, оснащенная универсальным перегрузочным оборудованием ОК-ЗООПБ для всех типов реакторов 1-го и 2-го поколений. После модернизации ПМ-133 по проекту 326М на заводе «Восток» в Большом Камне в 1972 году перезарядка реакторов 1-го поколения оборудованием ОК-ЗООПБ проводилась впервые.

При установке упора для КР обнаружилось, что поперечная балка не становится по месту крепления к стойкам, один ее конец упирался в переборку реакторной выгородки. Требовалось сделать дополнительный вырез в переборке. Этому воспрепятствовал строитель заказа — лишняя работа, неэкономный расход нормо-часов. Перегрузчики проблему решили просто. Один конец балки закрепили пальцем, а второй конец к стойке привязали тросиком. Вышло немножко некрасиво, с перекосом, но ритуал соблюли — упор установили. Подъем крышки производился специальной 4-роговой траверсой. Подрыв и подъем крышки — это такая операция, которая привлекает внимание всех руководящих и контролирующих органов, имеющих отношение к перезарядке. Надежный контроль по подъему крышки и положению штока КР относительно крышки производится элементарно просто. На упоре для штока КР наносятся мелом риски, по которым определяется положение крышки относительно упора. Между упором и поперечной балкой приспособления существует зазор в 1 мм. Руководитель подъема крышки, пошевеливая упор рукой, всегда почувствует, когда его заклинит и вовремя даст команду на прекращение подъема. Заклинка штока КР фактически — это признак «дурного тона», характеризующий не только отсутствие профессиональной гордости за свою работу, но и отсутствие предусмотрительности. Кто его знает, какие усилия потребуются, чтобы освободить закушенный шток в крышке. Шток в крышке может закусить так, что крышку и не поднять, и не опустить. Подобный случай известен в истории перезарядки реакторов.

В тот раз при первом подъеме крышки все обошлось. Завязанный «бантиком» тросик на таком ответственном узле как упор КР в тот раз стал своего рода украшением, символом изворотливости перегрузчиков при сложных взаимоотношениях с заводским контингентом. Но, как говорится, сколько веревочке не виться, а конец придет…

К сожалению, эта группа перегрузчиков не очень дорожила своей профессиональной гордостью. Если нормальная установка упора КР требовала дополнительного участия заводских специалистов для выреза переборки, то для нормальной установки уплотнительной прокладки на крышку от перегрузчиков требовалось только старание, внимательность и бдительность.

Венец перезарядки — гидравлические испытания реактора после загрузки активной зоны и установки крышки. Залог успешных гидравлических испытаний — тщательная установка уплотнительной прокладки. Операция, на первый взгляд, простая. В действительности для перегрузчиков она таит в себе очень большие неприятности. Место под уплотнительную прокладку должно быть тщательно проверено на отсутствие посторонних предметов. Наибольшую опасность представляют застывшие капли металла, образующиеся при сварочных работах, а также огарки электродов. Вот такой огарок электрода и оказался под уплотнительной прокладкой. И это притом, что место перед установкой прокладки должно быть тщательно пропылесосено.

Естественно, гидравлические испытания не прошли. Тщательно исследовав щель между крышкой и нажимным фланцем, обнаружили виновника. Для замены прокладки требовалось демонтировать крышку, то есть выполнить половину операций, отведенных на всю перезарядку. При этом самой потенциально опасной операцией в отношении ядерной безопасности являлся подъем крышки. В реактор загружена свежая активная зона, пусковое положение которой, с учетом загруженных нештатных стержней-поглотителей, составляло не более 250…300 мм.

Когда крышку в очередной раз подорвали и стали готовить ее к подъему, на невозможность установки упора КР по-штатному уже не стали обращать внимания. Воспользовались услугами тросика, как и в первый раз. И не только тросика, но и другого серьезного троса, не вовремя попавшегося под руки. В этот раз штатная 4-роговая траверса для подъема крышки оказалась завалена перегрузочным оборудованием. Время на её доставание не стали тратить и воспользовались 4-концевым стропом, предназначенным для подъема лючин трюма. Это была смертельная ошибка и для реактора, и для тех, кого осенила эта идея.

Крышку поднимали краном плавмастерской. А в работе корабельного крана есть особенность, связанная с креном судна. Трос, которым была привязана балка, не мог обеспечить жесткое соединение балки со стойкой. Так как крышку поднимали нештатным стропом, то ее перекосило и при этом закусило шток КР. При подъеме крышки упор КР давил на поперечную балку, которая не оказывала сопротивления — тросик растягивался. При этом увеличивалась нагрузка на гаке крана, что увеличивало крен плавмастерской. При каком-то усилии произошел разрыв тросика, нагрузка на гаке резко уменьшилась, что привело к резкому уменьшению крена. Плавмастерская резко отклонилась к своей диаметральной плоскости, крышка вместе с КР резко дернулась вверх. Возникла несанкционированная цепная ядерная реакция. Так как реактор был раскрыт, вода мгновенно превратилась в пар — произошел тепловой взрыв, в результате которого крышку вместе с КР подбросило вверх. Произошло высвобождение всей реактивности. Грянул второй взрыв, в результате которого была разрушена активная зона реактора. При этом погибло 10 человек перегрузчиков. Произошло загрязнение территории завода. Внутреннюю сборку реактора захоронили в могильнике береговой технической базы перезарядки. Лодку отбуксировали в бухту Павловского и поставили в отстой, не восстанавливая.

Другой вид ядерных аварий — теплотехнические, происходят по причине сбоя в работе оборудования, обеспечивающего охлаждение активной зоны реактора. Природа теплотехнических аварий основана на тех же физических процессах, которые происходят в реакторе для получения тепла.

Тепловая мощность реактора складывается из двух компонент:

— энергия деления, высвобождающаяся при делении ядерного топлива — нейтронная мощность;

— энергия, выделяемая при радиоактивных превращениях продуктов деления.

При остановке реактора нейтронная мощность спадает до 0. Тепловыделение за счет деления ядер горючего прекращается. Однако в реакторе продолжается тепловыделение за счет радиоактивного распада накопленных продуктов распада и актиноидов: бета- и гамма-распада продуктов деления урана, а также альфа- и бета-распада актиноидов. Такое тепловыделение называется остаточным.

На мощность остаточного тепловыделения никакими внешними воздействиями нельзя оказать влияние. Она зависит только от нейтронной мощности реактора перед его остановкой и накопленных продуктов деления за время предыдущей работы.

При остановке реактора мощность остаточного тепловыделения составляет около 7 % от мощности реактора, на которой он работал до остановки. Через 10 секунд она будет уже 5 %, через 1 ч — 1,4 %. В принципе это относительно небольшие числа, но для мощных энергетических реакторов это огромные абсолютные величины.

В связи с такой особенностью после остановки реактора требуется расхолаживание его активной зоны. Для этого на АЭС предусмотрены специальные системы расхолаживания. На подводных лодках расхолаживание производится с помощью того же оборудования, которое участвует в рабочем процессе. При его нормальном состоянии процесс расхолаживания не доставляет больших хлопот персоналу. Большие проблемы возникают в случае выхода из строя циркуляционных насосов 1-го контура или разгерметизации 1-го контура, что приводит к развитию ядерной теплотехнической аварии.

В чем ее суть?

Самая хрупкая деталь ядерного реактора — тепловыделяющий элемент (твэл). Твэл — основная конструкционная деталь реакторов, в значительной степени определяющая их надежность, размеры и стоимость.

Состоит твэл из топливного сердечника, оболочки и герметизирующих пробок. Топливный сердечник представляет собой активный объем твэла, в котором находится ядерное топливо. Оболочка твэла предназначена для предотвращения непосредственного контакта теплоносителя и топлива в целях исключения выхода радиоактивных продуктов деления топлива в теплоноситель, а также коррозии и эрозии топливного сердечника.

Оболочки твэл — наиболее ответственные конструкционные детали активных зон, работающих в самих тяжелых условиях. Для уменьшения поглощения нейтронов оболочки делают как можно тоньше, по условиям прочности обычно 0,3…0,8 мм. Материал для оболочек в реакторах на тепловых нейтронах должен обладать малым сечением поглощения тепловых нейтронов, что необходимо для уменьшения их потерь. В энергетических водо-водяных ректорах на тепловых нейтронах для оболочек твэл используют цирконий и его сплавы, обладающие малым сечением поглощения нейтронов. Однако цирконий обладает относительно низкими прочностными показателями при температуре 360.. 400 °C.

Для оболочек твэлов применяются и нержавеющие хромоникелиевые аустенитные стали. По сравнению с цирконием у них большое сечение поглощения нейтронов, что требует более высокого обогащения топлива. Применяются такие оболочки для транспортных реакторов, в которых в качестве топлива применяется уран-235, обогащенный до 20 %, и экономическая составляющая не играет значимой роли, особенно для атомных подводных лодок.

Крупным недостатком оболочек из нержавеющей стали является их склонность к коррозионному растрескиванию, возникающему при наличии в металле растягивающих напряжений, а в охлаждающей воде хлоридов и кислорода.

В связи с тем, что твэлы представляют собой тела с внутренним источником тепла и работают при высоких температурах и больших удельных тепловыделениях, наибольшая опасность для них возникает при внезапном прекращении охлаждения.

На стыке между оболочкой и ядерным топливом имеется тепловой контакт, поэтому температура наружной поверхности топлива и внутренней поверхности оболочки совпадает по величине. Наружная поверхность оболочки омывается теплоносителем. Вот на этой тоненькой стенке и происходит таинство передачи тепла от ядерного горючего к теплоносителю.

Максимальная температура оболочки твэл водо-водяного реактора не должна более чем на 15…25 °C превышать температуру насыщения при принятом давлении теплоносителя с тем, чтобы исключить развитое местное кипение. У реакторов с водой под давлением теплоноситель недогрет по кипению, однако, в пристенном слое может возникнуть кипение, если температура оболочки твэла превысит температуру насыщения при данном давлении. При некоторых критических нагрузках возникает пленочное кипение на поверхности оболочки твэла, что сопровождается резким ухудшением теплоотдачи, вызывающим перегрев и разрушение их оболочки.

Потеря герметичности твэл ведет к выходу газообразных продуктов деления в теплоноситель. Попавший теплоноситель внутрь оболочки вызывает коррозию топлива и вымывание его, что существенно повышает радиоактивность теплоносителя в контуре.

В развитии теплотехнической аварии существуют два порога предельно допустимых температур. Первый порог — предельно допустимая температура для оболочки твэла. Второй порог — температура плавления топлива.

Само собой разумеется, что главнейшей задачей по предотвращению развития теплотехнической аварии является недопущение повышения температуры выше предельно допустимой для оболочки твэла, чтобы не допустить ее разрушения.

На атомных электростанциях и на атомных подводных лодках по-разному определяется стратегия борьбы с аварией.

В энергетических реакторах большой мощности, установленных на АЭС, при аварийной остановке остаточное тепловыделение представляет собой огромные величины. Поэтому весьма важно в начальный момент аварии дать аварийное охлаждение для снижения выбега температуры теплоносителя.

Для этого на АЭС имеется система аварийного охлаждения активной зоны. Состоит она из трех подсистем:

1) системы пассивного впрыска гидроаккумуляторами, которая предназначается для первоначального залива активной зоны в случае большой течи 1-го контура. Состоит из гидроемкостей с водой под давлением;

2) системы активного впрыска с насосами высокого давления. Предназначается для восполнения потерь теплоносителя и отвода тепла при относительно малой величине разгерметизации 1-го контура;

3) системы активного впрыска с насосами низкого давления. Предназначается для заполнения реактора и охлаждения активной зоны при больших течах после использования гидроаккумуляторов.

На атомных подводных лодках такой роскоши не могли себе позволить разработчики реакторной установки. Не потому, что не хотели или не предусмотрели. Для размещения дополнительного оборудования значительных объемов на подводной лодке просто не найти места. Поэтому на лодках весьма скромный набор средств по борьбе с теплотехническими авариями.

На первых реакторах лодок первого поколения была только система подпитки, которая могла выполнить роль системы активного впрыска насосом высокого давления. Основная ее роль — восполнять потери теплоносителя при относительно малой течи 1-го контура. Потом была внедрена система аварийной проливки от подпиточного насоса через систему воздухоудаления в крышке реактора. По производительности она равнозначна системе подпитки и могла применяться для проливки реактора в случае разрыва трубопровода 1-го контура, когда система подпитки будет неэффективной. Первый опыт эксплуатации реакторных установок подсказал, что необходимо иметь систему ремонтного расхолаживания, состоящую из оборудования, не входящего в систему реакторной установки. Система ремонтного расхолаживания предназначалась для расхолаживания реактора при проведении срочных ремонтных работ, связанных с выходом из строя оборудования 1-го контура. В определенных условиях через систему ремонтного расхолаживания можно было организовать проливку реактора от 2-го контура.

При разгерметизации 1-го контура и невозможности организовать циркуляцию теплоносителя циркуляционными насосами 1-го контура, единственным способом охлаждения активной зоны становится проливка реактора от подпиточного насоса или от питательного насоса 2-го контура.

Успех в борьбе с аварией будет зависеть от величины течи и достаточного наличия охлаждающей воды для проливки. Вкусить радость победы выпадало немногим.

Комбинация таких параметров как давление, температура и расход теплоносителя, мощность реактора определяет критическую тепловую нагрузку на твэл. Минимальное значение критической тепловой нагрузки не намного превышает максимальную теплонапряженность твэлов. Уменьшение значения этой нагрузки приводит к пережогу твэлов.

Вторая стадия развития теплотехнической аварии начинается с момента достижения в активной зоне температуры плавления ядерного топлива.

Расплавление активной зоны ядерного реактора — неофициальный термин, обозначающий тяжелую аварию, в результате которой ядерное топливо в реакторе расплавилось. С расплавлением ядерного топлива связано еще одно извращенное понятие о природе ядерных реакций.

Теперь уже не выяснить, кто первым и когда сделал паническое предположение, что при расплавлении ядерного топлива в реакторе есть возможность образования вторичной критической массы, и произойдет ядерный взрыв. Рисуется леденящая душу картина: тепловыделяющие сборки оплывают, подобно восковым свечам, расплавленный металл с ядерным топливом стекает вниз реактора. И вот без всплеска к расплавленному массиву присоединяется последняя капля расплавленного топлива и… на месте реактора вырастает атомный «гриб» взрыва.

С понятием расплавления активной зоны реактора связано еще одно паническое предположение развития ядерной аварии, именуемое «китайским синдромом». Появился он после аварии на американской АЭС «Три Майл Айленд», на которой в 1979 году произошла ядерная авария с частичным расплавлением ядерного топлива. Событиям, произошедшим на этой станции, посвящен американский фильм «Китайский синдром».

Существует теоретическая, хотя и маловероятная возможность того, что при расплавлении ядерного топлива температура расплава будет настолько высокой, что он прожжет корпус реактора и фундамент. Крайне малая вероятность такого события насмешливо подчеркивается названием «китайский синдром», произошедшим от шутки, что при тяжелой аварии на американской АЭС расплавленное топливо способно прожечь всю Землю и достать до Китая, находящегося на противоположной от США стороне земного шара.

Но, как говорится, в каждой шутке есть доля правды. И академик Евгений Павлович Велихов отнесся к этому синдрому весьма серьезно.

Прибыв в Чернобыль, он перед физиками-ядерщиками Института атомной энергии им. И.В. Курчатова поставил вопрос: может ли расплавленное топливо в разрушенном реакторе проплавить все конструкции и уйти в землю?

Физики подумали, посчитали и дали уклончивый ответ — потенциально возможно, хотя маловероятно. Чернобыльская авария тоже считалась явлением маловероятным и, тем не менее… Судьбу не стали испытывать, и под 4-м энергоблоком шахтеры установили плиту-ловушку.

Если при расплавлении ядерного топлива ядерный взрыв невозможен, проплавление корпуса реактора маловероятно, то расплавление ядерного топлива в энергетических реакторах однозначно приводит к пароциркониевой реакции. Как уже отмечалось, в таких реакторах оболочки твэлов изготовлены из циркония или его сплавов. При высоких температурах происходит термохимическое взаимодействие водяного пара с цирконием. Пароциркониевая реакция сопровождается в основном следующими эффектами: интенсивным выделением тепла при высоких температурах, выделением водорода, изменением физических свойств материала оболочки твэл, ее охрупчиванием и разрушением. Выделение тепла при пароциркониевой реакции становится доминирующим фактором, определяющим разогрев активной зоны.

Но самую большую опасность для реакторной установки представляет водород, который вместе с кислородом воздуха образует «гремучую смесь», отличающуюся повышенной взрывоопасностью.

Взрывом «гремучей смеси» был разрушен корпус реактора и часть здания 4-го энергоблока Чернобыльской АЭС. Результаты пароциркониевой реакции ярко проявились в аварии на японской АЭС Фукусима-1 в марте 2011 года. После остановки реакторов прекратилось охлаждение их активных зон. В результате пароциркониевой реакции образовавшийся водород вместе с паром скопился в гермовыгородках реакторов. При стравливании пара из гермовыгородок произошли взрывы водорода, разрушившие часть сооружений. Сами реакторы от взрывов не пострадали. Хотя такая оценка весьма условная. Даже если и удается предотвратить взрыв водорода, как это сумели сделать на американской АЭС «Три Майл Айленд», что практически предотвратило выход радиоактивных материалов за пределы блока, то главную опасность для ликвидаторов аварии представляет реактор с расплавленным внутри топливом.

Предварительная оценка затрат на очистку корпуса реактора вызывает встречный вопрос — целесообразно ли восстановление реактора и возвращение его в эксплуатацию или лучше захоронить, что тоже связано с большими затруднениями.

Для реакторов атомных подводных лодок расплавление активной зоны не являлось столь катастрофическим явлением, как для энергетических реакторов большой мощности. При невозможности выгрузки из реактора поврежденных ТВС выгружалась вся выемная часть активной зоны и захоранивалась в береговых хранилищах. При очень неблагоприятной радиационной обстановке — выгружался аварийный реактор и топился в море. В иных случаях вырезали весь реакторный отсек и хоронили на дне моря. При необходимости затопили и аварийную лодку К-27. Как говорится, можно было спрятать концы в воду. Но аварийных реакторов у нас оказалось столько много, что стало уже невозможным все их упрятать в море. Мировая общественность зароптала.

На атомном подводном флоте Советского Союза произошло 18 ядерных аварий: 6 аварий реактивностного типа и 12 теплотехнических.

Реактивностные аварии произошли на лодках:

Авария реактора левого борта на К-19 в 1960 году отнесена к аварии реактивностного типа, хотя фактически на ней произошла рективностная авария «наоборот» — реактор невозможно было вывести в надкритическое состояние. КР закусило на твэлах, и ее перемещение в активной зоне привело бы к их механическому повреждению. Дальнейшая эксплуатация этой активной зоны была невозможной, и ее пришлось выгрузить. При этом пришлось заменить и всю внутренность реактора с деформированной компенсирующей решеткой.

Авария на К-222, собственно говоря, получилась не совсем ядерной. Началась она по признаку реактивностной — произошел несанкционированный пуск реактора, однако активная зона не пострадала. Завершилась авария как радиационная, с нарушением целостности 1-го контура, что, однако, не вызвало развития теплотехнической аварии.

Теплотехнические аварии произошли на лодках:

Последние две аварии произошли на подводном флоте Российской Федерации.

Рассказ о ядерных авариях, произошедших на атомных подводных лодках, не является темой данного повествования. Заинтересованный, неравнодушный читатель, ознакомившись с весьма обширным перечнем ядерных аварий на подводном флоте, не может не задаться вопросом — по какой причине происходило такое массовое истребление активных зон? Кто виноват — обслуживающий персонал или конструкторы реакторов? И какие были последствия произошедших аварий?

Реактивностные аварии могут произойти и происходили по вине обслуживающего персонала из-за случайных ошибок, связанных с низкой профессиональной подготовкой, неправильной оценкой ситуации или преднамеренных нарушений технологии работ с активными зонами без анализа возможных последствий.

Теплотехнические аварии происходят из-за нарушения теплообмена в активной зоне. Причиной нарушения теплообмена может быть: ошибка в теплотехническом расчете активной зоны, ошибка при проведении теплофизических измерений в процессе эксплуатации активной зоны или, что чаще всего случается, невозможность организации циркуляции теплоносителя штатными средствами по причине выхода из строя оборудования или разгерметизации 1-го контура.

Если привести весь перечень лодок, на которых происходили течи 1-го контура, то впечатлительный читатель и вовсе впадет в уныние. Отметим только, что на лодках второго поколения произошло 14 течей парогенераторов ПГ-14Т и 16 течей крышек реакторов. На лодках первого поколения течи крышек произошли на 5 лодках. Течи парогенераторов на лодках первого поколения не поддаются учету. Во всяком случае, при эксплуатации парогенераторов ПГ-13 с трубной системой из нержавеющей стали, такое явление как течь ПГ проявилось на всех лодках первого поколения. Из этого можно сделать весьма неутешительный вывод, что причина теплотехнических аварий — низкая надежность оборудования реакторной установки.

Течь парогенератора — это такая своеобразная аварийная ситуация, при которой ГЭУ с отключенным парогенератором или секцией остаются в эксплуатации при определенных ограничениях мощности реактора. С точки зрения ядерной энергетики такие аварийные ситуации как течи парогенераторов сопровождаются радиационными авариями.

Течи 1-го контура на неотключаемых участках, в зависимости от их величины, создают предпосылки для развития ядерной аварии теплотехнического типа.

Ядерная авария — сложный процесс, исход которого очень часто усугубляется ошибками личного состава при оценке происходящих событий. Именно из-за ошибочного анализа создавшихся ситуаций аварии на К-19 в 1961 году и К-27 в 1968 году развились в трагедии для личного состава — от переоблучения погибли люди. В настоящее время эти две аварии самые «раскрученные». Экипажи этих лодок, обласканные правительством новой страны, в полном составе награждены орденами Мужества.

Самой «чистой» для флота, можно сказать, светлым пятном на фоне мрачного перечня ядерных аварий, является авария на К-14. Честь флота осталась незапятнанной. Причина аварии — ошибка в теплотехническом расчете зоны ВМ-2А. Неверно было выполнено шайбование центральных рабочих каналов, и на мощности 100 % произошел их перегрев и разгерметизация. Лодку в том походе «держал» 343-й экипаж, командир БЧ-5 капитан 2 ранга Кузнецов Юрий Александрович, командир дивизиона движения капитан 3 ранга Ладыженский Анатолий Иванович. Комиссия, расследовавшая аварию, в адрес личного состава никаких претензий не предъявила. Возможно, из-за этого целомудрия 343-й экипаж того состава не занесен в подразделение особого риска. Высшей наградой для командования БЧ-5 343 экипажа явилось отсутствие его наказания за произошедшую аварию.

Самая курьезная авария произошла на К-175 по причине того, что личный состав БЧ-5, как говорится, потерял нюх. Для нормализации водного режима реакторов вместо 2,5 % раствора аммиака ввели раствор 4-хлористого углерода. Агония активных зон реакторов наступила через 30 минут. Для них этот раствор оказался смертельным.

Самая тяжелая в ядерном и радиационном отношении была авария на К-116. В реакторную выгородку через трещину в крышке выдавило воду 1-го контура, органы управления реактором застряли в промежуточном положении. На разбор аварии прилетал академик Анатолий Петрович Александров. Принимал участие в комиссии и автор, в то время как начальник комплекса перезарядки реакторов 375 БТБ. Предполагалось, что я буду руководителем перезарядки аварийного реактора. При предварительном подсчете сил и средств для проведения такой работы идея перезарядки аварийного реактора сама по себе отпала — в верхах хватило здравого смысла не губить специалистов. Хотя, вероятней всего, лодка 675 проекта как боевая единица для флота уже не представляла большой ценности.

Самой удачной, во всяком случае, для личного состава, оказалась авария на К-462. При разрыве 1-го контура личный состав смонтировал нештатную систему проливки от 2-го контура и расхолодил активную зону, которая все равно оказалась расплавленной. Главное, не допустили переоблучения людей и самостоятельно добрались из Средиземного моря в Гремиху.

Самая обидная ядерная авария не произошла, а была сотворена на К-314. Уже в безобидной, казалось, ситуации, личный состав «сжег» активную зону, используя систему ремонтного расхолаживания.

Самая позорная авария для флота произошла на К-534 «Нижний Новгород». При проведении нейтронно-физических измерений произошла разгерметизация части ТВС.

Ну, а какие последствия произошедших аварий?

На трех аварийных реакторах: К-19 левого борта, К-14 и К-534 были проведены перезарядки с частичной выгрузкой ТВС и заменой всей выемной части реакторов.

На К-140 и К-320 были заменены полностью реакторы. Реактор с К-140 был затоплен. Так как К-320 во время аварии не входила в состав ВМФ, то сведения об утилизации аварийного реактора отсутствуют.

На лодках К-11, К-19 (после второй аварии), К-123 были заменены полностью реакторные отсеки. Отсеки с К-11 и К-19 утопили.

Полностью была затоплена в Карском море аварийная лодка К-27. Лодки К-64, К-116, К-431, К-175, К-314, К-192 после аварий реакторов не восстанавливались.

Самим черным годом для ВМФ оказался 1985. За пять месяцев этого года, с августа по декабрь, произошло 4 ядерных аварии, в результате которых три лодки встали на вечный прикол.

Между ядерными авариями на лодках первого поколения, первой на К-19 в 1961 г. и последней на К-192 в 1989 г., разница по времени в 28 лет. К сожалению, на К-192 при всех благоприятных условиях для ведения борьбы за сохранение активной зоны, личный состав допустил непоправимую ошибку, в результате которой активная зона «сгорела». И мы так и не получили ответ на вопрос, все эти годы волновавшие инженеров-механиков атомоходов — возможно ли сохранение в целостности активной зоны при наличии технических средств, которыми оснащалась ГЭУ первого поколения.

«На все божья воля» — такой автограф оставлял начальник ЭМС 13-й дивизии на бумагах вышестоящих начальников, требующих свести аварийность к нулю.

Отжили лодки первого поколения свой век, да и второе поколение заканчивает службу, доживают свои годы ветераны подразделения особого риска, вспоминая былое.

А потомкам осталась вечная проблема — что делать с аварийными реакторами, оставленными «на память», как напоминание о бездумном отношении к атомной энергетике создателей самого большого в мире атомного подводного флота.