К-19. Рождающая мифы.

Глава 5 ГИДРАВЛИЧЕСКИЙ КЛЮЧ К РАЗГАДКЕ АВАРИИ

Не может не вызывать удивления тот факт, что в общем хоре голосов, повествующих о ядерной аварии реактора на ПЛА К-19, совсем не слышно голосов ученых, физиков, конструкторов, создателей ядерной энергетической установки. Громче всех и, как им кажется, убедительней всех, об аварии рассказывают члены первого состава экипажа К-19 — и те, кто находился на борту подводной лодке во время аварии, и те, кто находился в отпуске. Все они, по определению, не могут объяснить конкретно, что же произошло с реактором правого борта. Журналисты, писатели в самых отдаленных уголках страны разыскивают очередного участника аварии, чтобы тот своими словами пересказал содержание американского фильма «К-19». Коки, рулевые, ракетчики, торпедисты дают пространные интервью, пугая мирных граждан, уже напуганных Чернобылем, еще одной опасностью для человечества, затаившейся в реакторах советских атомных подводных лодок.

В настоящее время существуют Институт атомной энергии им. И.В. Курчатова, НИКИЭТ им. академика Н.А. Доллежаля, ОКБМ им. академика И.И. Африкантова, ФЭИ им. академика А.И. Лейпунского. Что мешало журналистам, прежде чем клеймить позором конструкторов реакторной установки за ее несовершенство, обратиться в эти научные заведения с просьбой прокоментировать аварию реактора на ПЛА К-19? Почему-то ученых проигнорировали. Перестали верить им, что ли. А ведь некоторые члены экипажа после аварии всю оставшуюся жизнь провели в научных организациях. Бывший КГДУ В.А. Ковальков продолжил службу в 1-м институте МО СССР, защитил кандидатскую диссертацию. Филин Ю.П. с 1965 года работал в Институте атомной энергии им. И.В. Курчатова. Неужели им не интересно было узнать мнение ученых, тех, кто создавал реакторные установки, о действиях личного состава по ликвидации аварии? Ю.П. Филин предложил смонтировать нештатный трубопровод для проливки реактора. Неужели ему не хотелось узнать мнение ученых по этому предложению? Странно все это — экипаж выдвигают на Нобелевскую премию за ликвидацию ядерной аварии и предотвращение ядерного взрыва, а насколько его предотвратили — наука безмолвствует.

В Севастопольском национальном университете ядерной энергии и промышленности, созданном на базе Севастопольского ВВМИУ, продолжают трудиться многие преподаватели, занимавшиеся ранее подготовкой специалистов для атомного подводного флота. Авария реактора на К-19 им близка и понятна. Я обращался ко многим с просьбой в какой-то мере оценить состояние активной зоны реактора после прекращения циркуляции теплоносителя в первом контуре.

Аварией реактора на ПЛА К-19 заинтересовался заведующий кафедрой ядерных реакторов и парогенераторов Севастопольского национального университета ядерной энергии и промышленности В.М. Зенов. Валерий Михайлович с азартом исследователя отнесся к идее произвести анализ развития аварии с помощью кода RELAP5/MOD3.2.

Достоинства кода RELAP5 специалистам хорошо известны. Этот код нашел широкое применение, как для проверки конструкторских решений, так и для анализа безопасности энергоблоков АЭС с ВВЭР Украины и России наравне с программными средствами ОКБ Гидропресс. Подобный анализ, несмотря на кажущуюся простоту, позволяет оценить характер и примерный диапазон изменения основных параметров, определяющих направление развития процесса.

Для анализа аварийной ситуации на К-19 была разработана упрощенная модель реакторной установки, в которой выдержано соотношение высотных отметок основного оборудования, а также соблюден общий объем теплоносителя системы первого контура.

Расчетная схема модели представлена на рис. 3.

Рис. 3. Расчетная схема реакторной установки

В модели приняты следующие допущения и начальные условия:

— подкритичность реактора обеспечивается опущенными в активную зону поглотителями после сброса аварийной защиты реактора;

— парогенераторы в модели объединены в группу контрольных объемов: 107, 110, 111, 112;

— реактор представлен группой симметрично расположенных объемов: 102, 103, 113, 114. Собственно активная зона моделируется компонентой 103, имеющей две тепловые структуры, обозначенные: 10301 — тепловыделяющие элементы, 10302 — объединенный компонент стальных экранных сборок и стального корпуса реактора;

— кольцевой зазор между корпусом реактора и обечайками экранных сборок моделируется гидрозатвором 104, 202, 204 (1, 2, 3);

— холодная нитка циркуляционной трассы первого контура от ГЦН до холодных патрубков реактора показана в виде подъемного участка: 106, 206, 204 (6, 5,4);

— горячие нитки трубопроводов к парогенераторам моделируются объединенным участком: 117, 118, 119;

— участок течи теплоносителя изображен в районе холодной нитки элементами: 108, 802, 801, 800. Условный диаметр места течи принят 10 мм, как у фактической импульсной трубки;

— подача воды аварийного охлаждения моделируется в сборную камеру реактора (над активной зоной) через компоненты 701, 702, 704. Производительность насоса плунжерного типа принята 1 т/ч;

— неравномерность энерговыделения по высоте актиной зоны не учитывается;

— работа главного и вспомогательного насосов 1-го контура не моделируется, так как при достаточно быстром снижении давления в контуре происходит вскипание перегретого теплоносителя, что неизбежно ведет к срыву насосов;

— парогенераторы в модели не имеют тепловых структур, так как в этой ситуации не могут являться эффективными теплообменниками — закрытие питательных клапанов на ПГ происходит автоматически при срабатывании АЗ реактора, далее возможно только выпаривание оставшейся в них воды с очень низким коэффициентом теплопередачи от пара к пару;

— при разогреве активной зоны до высоких температур и заметном повышении температуры корпуса реактора консервативно учитывается теплообмен излучения от корпуса ядерного реактора к баку железоводной защиты;

— для расчета мощности остаточных тепловыделений принят средний уровень мощности 30 % от номинального, т. е. 21 МВт;

— за базовую зависимость, отражающую характер спада мощности радиоактивного распада в остановленном ядерном реакторе (остаточное тепловыделение) принята применяемая в RELAP-расчетах зависимость ASME — американского общества инженер-механиков;

— средняя температура теплоносителя на момент начала расчетов принята равной 300 °C;

— начало расчета соответствует моменту ввода в активную зону поглотителей нейтронов — КР и стержней АР и АЗ;

— завершение расчета происходит при достижении условий плавления стальных оболочек тепловыделяющих элементов, т. е. при температуре около 1400 °C;

— цель расчета — определить возможности штатной системы подпитки по борьбе с открывшейся течью 1-го контура.

Анализ полученных расчетных данных

Конечной целью борьбы с течью 1-го контура является недопущение оголения активной зоны реактора, в результате чего произойдет повышение температуры до значений, при которых происходит плавление оболочек твэлов и ядерного горючего.

Расход теплоносителя в течь зависит от площади выходного сечения и скорости истечения, которая зависит от давления в 1 — м контуре. В процессе истечения теплоносителя давление в 1-м контуре будет понижаться, следовательно, будет понижаться и скорость истечения теплоносителя. Истечение теплоносителя приводит, естественно, к понижению уровню в реакторе и в ПГ.

Снижение давления приводит к созданию критических условий кипения теплоносителя. Снижение уровня в реакторе приведет к образованию свободной поверхности теплоносителя и начнется интенсивное выпаривание теплоносителя. Парообразование ухудшает теплоотвод от твэлов, температура ядерного горючего будет повышаться.

На ПЛА К-19 единственной системой, предназначенной для восполнения потерь теплоносителя, была система подпитки с подпиточным насосом Т-4А.

Первой задачей исследования было определение эффективности системы подпитки при данной течи — сможет ли штатная система подпитки восполнить потерю теплоносителя. Иными словами, решить школьную задачу про бассейн с двумя трубами, по одной из них вода выливается из бассейна, а по другой вливается. Требуется определить, наполнится ли бассейн водой и, если наполнится, то через какое время.

Для удобства анализа происходящих процессов в реакторной установке при течи 1-го контура графики изменения давления, расхода в течь, уровней в реакторе и ПГ совмещены на рис. 4.

Процесс истечения теплоносителя в течь во временном интервале делится на три фазы.

1-я фаза определяется временем падения давления примерно до 100 кгс/см² за время около 120 секунд. Эта фаза характеризуется истечением теплоносителя в виде жидкости. Место течи находится на горячей нитке трубопровода 1-го контура, и истечение теплоносителя будет происходить со стороны реактора, а также со стороны ПГ.

2-я фаза. При снижении давления до 100 кгс/см² в реакторе и при наличии источника тепла (остаточное тепловыделение) создадутся условия кипения теплоносителя. Снижение давления замедлится и даже повысится за счет парообразования. Однако при снижении уровня теплоносителя в реакторе ниже верхней границы активной зоны давление начнет плавно уменьшаться. В соответствии с изменением давления будет изменяться расход теплоносителя в течь. Эта фаза характеризуется истечением теплоносителя в виде пароводяной смеси. Со стороны реактора теплоноситель будет истекать в виде пара, а со стороны ПГ в виде жидкости. Ограничением этой фазы станет момент достижения падения уровня в ПГ ниже нижней границы активной зоны.

3-я фаза характеризуется выпариванием теплоносителя в реакторе. Давление и расход будут монотонно снижаться.

По условию исследования через 600 секунд (10 минут) после начала аварии был запущен подпиточный насос Т-4А производительностью 1 т/ч или 0,28 л/с. Как видно из графика, через 35 минут работы насоса поступление воды в реактор превысит расход ее из реактора. Уровень воды в реакторе начнет повышаться и через 2.. 2,5 часа работы насоса реактор будет заполнен (рис. 5).

Рис. 5. Интегральный расход теплоносителя в течь:1 — истечение теплоносителя; 2 — подача подпиточной воды

Температурная составляющая исследования представлена на рис. 6.

Из графика видно, что температура оболочек твэлов при отсутствии охлаждения через 8000 секунд (2 часа 15 минут) достигнет температуры плавления. При подаче охлаждающей воды в реактор через 1 час после начала аварии температура оболочек твэлов снизится и стабилизируется в безопасном диапазоне.

Рис. 6. Температура оболочек твэлов, К:1 — верхняя часть твэла; 2 — нижняя часть твэла. Пунктирными линиями показана температура твэлов при охлаждении

Из проведенного исследования можно сделать вывод, что авария реакторной установки течь 1-го контура, могла быть локализована с использованием штатных технических средств, входящих в состав реакторной установки.

Однако личный состав БЧ-5, обслуживающий реакторную установку, неправильно классифицировал аварию и своими действиями по борьбе за сохранение активной зоны усугубил ситуацию, что привело к ее ускоренному разрушению и неоправданной гибели людей.

Ошибки личного состава заключались в следующем:

1. Подпиточный насос, как этого требует «Инструкция по управлению ГЭУ», сразу же, после сброса аварийной защиты, был запущен на подпитку 1-го контура. Однако, ориентируясь на электронный прибор давления на пульте ГЭУ, вышедший из строя, усомнились в работоспособности системы подпитки и отказались от дальнейшего ее использования

2. Настойчиво пытались организовать циркуляцию теплоносителя в контуре при помощи циркуляционных насосов для проведения расхолаживания реактора через парогенераторы. Это было невозможно по причине образования паровой полости в реакторе. В конечном итоге был выведен насос из строя. В этих действиях личного состава отсутствует элементарная логика, Зная, что насосы 1-го контура не могут работать при давлении в 1-м контуре ниже 10 кгс/см² и считая, что давление в 1-м контуре равно «0», все таки пытались ими воспользоваться.

3. Не добившись организации циркуляции по 1-му контуру, приняли решение смонтировать нештатную систему подачи воды в реактор через систему воздухоудаления из реактора, то есть создать систему, альтернативную системе подпитки, с использованием того же подпиточного насоса, но с подачей воды непосредственно в верхнюю сборную камеру реактора.

4. Подача охлаждающей воды в сборную камеру реактора допустима только в первоначальный момент развития аварии. На К-19 холодную воду для охлаждения подали почти через 8 часов с начала аварии. К этому времени температура ядерного горючего достигла температуры плавления. Подача холодной воды привела к разрушению твэлов, сопровождающемуся мощным всплеском радиоактивности. В результате активная зона получила смертельные разрушения, а личный состав смертельное облучение.

5. При создавшейся ситуации, когда личный состав отказался от услуг штатной системы подпитки, за благо для экипажа было бы, если с реактором ничего больше не делали. Из графика температуры оболочек твэл видно, что через три часа после начала аварии температура в реакторе достигла температуры плавления ядерного горючего. В дальнейшем рост ее будет замедленным, так как ее величина зависит от мощности остаточного тепловыделения, которая имеет тенденцию к уменьшению. На величину остаточного тепловыделения невозможно воздействовать никакими внешними силами. Целью расхолаживания реакторной установки не является снижение величины остаточного тепловыделения, а снижение температуры теплоносителя до безопасных для твэлов пределов. А эти пределы в реакторе уже достигнуты и возврата к безопасному состоянию активной зоны уже не было. Для дальнейшего использования реакторной установки уже не имела большого значения степень разрушения активной зоны — произошла разгерметизация твэлов или произошло их расплавление. В любом случае активную зону требовалось заменить. Поэтому и не стоило предпринимать усилий к спасению активной зоны. Глубоко заблуждаются члены экипажа К-19, считающие, что подача воды через нештатную систему проливки оказала существенное влияние на состояние реактора, помимо того, что привела к гибели людей. В конечном итоге экипаж оставил лодку, из-за отсутствия электроэнергии остановился насос. Когда лодку прибуксировали в базу, в реакторе уже ничего не кипело. Только время властно над остаточным тепловыделением. Оно и справилось с ним за время буксировки.

Члены экипажа К-19 утверждают, что такую самоотверженную борьбу за активную зону они вели ради высокой цели — предотвратить ядерный взрыв. Такое заблуждение — издержки образования. И, тем не менее, осуждать их за это было бы кощунством.

У инженеров-механиков не только К-19, но и других атомоходов не было такой возможности спрогнозировать развитие событий, как это сделано при помощи теплогидравлического ключа. Но в элементарных вопросах, входящих в круг интересов инженеров и не представляющих чрезмерной сложности для осмысливания, можно было разобраться: и в показаниях приборов, и убедиться в работоспособности насосов.

Прошло 50 лет после аварии. Время, достаточное для того, чтобы расставить точки над i. Выяснить причину аварии и оценить результат борьбы с ней, не оскверняя памяти погибших, сказать правду — по чьей вине они погибли. Но вместо правды нам навязывают мифы. С этими мифами нам предстоит разобраться.