Пятница
18.08.2017
21:06
Приветствую Вас Случайный посетитель | RSS Главная | Проблемы Атомной и не только атомной энергетики - Страница 2 - Форум | Регистрация | Вход
[ Новые сообщения · Участники · Правила форума · Поиск · RSS ]
Страница 2 из 9«123489»
Модератор форума: mdr1, mdr2, mdr4 
Форум » ОБЩЕСТВЕННО-ПОЛИТИЧЕСКИЕ ТЕМЫ » ПОЛИТИКА, СОЦИОЛОГИЯ, ЭКОНОМИКА » Проблемы Атомной и не только атомной энергетики (про былое и современное)
Проблемы Атомной и не только атомной энергетики
kostasДата: Понедельник, 19.01.2015, 23:15 | Сообщение # 16
ОСНОВАТЕЛЬ ГОРОДА
Группа: Модераторы
Сообщений: 2178
Статус: Отсутствует
Прощу прощения - все эти дни сильно проболел.

Элементарная физика активной зоны реактора.

Мгновенные нейтроны.

1. Ядра урана-235 делятся только "тепловыми"  нейтронами (нейтроны с энергией пример 0.025 -0.06  электрон-вольта).

Сколько же их образуется при  делении большого множества ядер урана-235  в "активной зоне"?



Нейтроны ,освобождающиеся при делении ядер урана - 235  называются  "мгновенными нейтронами".

Как видно из картины ,  среди "мгновенных нейтронов" тепловых нейтронов , нужных для развития цепной реакции,образуется ничтожно мало
,а  практически - ничего.

В основном мы наблюдаем  там высоко-энергетические (или "быстрые нейтроны" ) с энергией от 0.1 миллиона электрон-вольт до 10
миллионов электрон-вольт (МЭВ).
Практически беспрепятственно эти самые  "быстрые нейтроны" покидают таблетки ТВЭЛОВ и циркониевые трубы (не взаимодействуя с атомами UO2(оксид урана) и циркония.
Происходит это вследcтвие малости их размера и очень большой скорости (~ несколько тысяч км/ceк) ,далее попадают в воду ,циркулирующую в реакторе.
В воде за несколько десятков столкновений с ядрами водорода  (из состава молекул воды) они отдают воде почти всю свою энергию,
охлаждаясь и становясь тепловыми нейтронами (0.025 -0.06  электрон-вольта). Замедляются нейтроны и в графите регулирующих стрежней.



Далее ,благодаря процессу диффузии,тепловые нейтроны попадают обратно в ТВЭЛЫ , где с высокой вероятностью снова делят ядро U-235.


Сообщение отредактировал kostas - Понедельник, 26.01.2015, 15:17
 
kostasДата: Понедельник, 19.01.2015, 23:23 | Сообщение # 17
ОСНОВАТЕЛЬ ГОРОДА
Группа: Модераторы
Сообщений: 2178
Статус: Отсутствует
Элементарная физика активной зоны реактора.
  

Поглощение нейтронов.Управление реактором.

Чем больше в реакторе появляется тепловых нейтронов , тем больше происходит делений ядер урана-235  и тем больше тепла производит реактор.

Поэтому ,управляя   потоком  тепловых  нейтронов, можно  регулировать мощность реактора.

Для этого служат т.н. стержни управления и защиты(СУЗ).    



Стержни  СУЗ ( стержни управления и защиты), изображенные на рисунке состоят из двух секций: секции поглотителя нейтронов из карбида бора, 
имеющей длину практически равную высоте активной зоны реактора (~7 м) и секции вытеснителя воды из графита (~4,5 м).

 Стержни перемещаются в каналах СУЗ (сходных с  технологическими каналами,в которых размещаются тепловыделяющие сборки (ТВС) ) и охлаждаются водой.

Когда стержень находится в крайнем верхнем положении (а), в активной зоне размещается его графитовая часть. 

Графит, это замедлитель, практически не поглощающий нейтроны, в отличие от воды, которая тоже замедлитель, но и тепловые нейтроны поглощает. 
Если стержень находится в крайнем нижнем положении  (d) , то в активной зоне реактора расположен карбид бора ,сильный поглотитель тепловых нейтронов.
Тем самым перемещение стержня из крайнего верхнего в крайнее нижнее положение вносит в реактор большую отрицательную реактивность 
(это когда  коээфициент размножения нейтронов в реакторе   k<1 ,причём сильно меньше единицы ), 
способную заглушить реактор при любой аварийной ситуации (при обязательном условии,что реактор при этом не разрушен). 

При перемещении стержня сверху-вниз, в верхнюю части активной зоны вносится отрицательная реактивность (т.е. k уменьшается), 
за счет погружения в зону сильного поглотителя (карбид бора). 

В это же время в нижней части активной зоны вода в канале СУЗ вытесняется графитом (вода поглащает тепловые нейтроны , а графит почти нет) 
и это вносит положительную реактивность ( т.е. k увеличивается), так как графит значительно слабее поглощает нейтроны, чем вода. 

Это продолжается до тех пор пока не будет вытеснен весь столб воды в нижней части активной зоны, после чего вносится только отрицательная реактивность 
(Рис. b и с).
Если отрицательная реактивность, вносимая в верхней части активной зоны, окажется меньше положительной, вносимой в нижней части,
 то получится, что стержень на каком-то этапе погружаясь в активную зону,может  разогнать реактор вместо того, чтобы его глушить.

(Подобное как раз и случилось на Чернобыльском реакторе, когда  его  операторы  "загнали" в очень специфический режим)
 

Величина реактивности, которую, перемещаясь, вносит стержень, зависит от величины потока  нейтронов в том месте, где эта реактивность вносится.
 Если плотность нейтронного потока равномерно распределена по высоте активной зоны (как на Рис a.), т.е. одинакова вверху и внизу, 
то, конечно, вверху вносится гораздо большая (примерно в 2 раза) отрицательная реактивность, чем внизу положительная 
и общая вносимая реактивность отрицательна (реактор заглушается). Если же поток нейтронов внизу гораздо больше чем вверху, 
то ситуация противоположная, и общая вносимая реактивность положительна (реактор разгоняется).
Величина нейтронного потока в данном локальном месте в свою очередь зависит от наличия или отсутствия в этом месте поглотителя.
Таким образом , манипулируя стрежнями  управления и защиты (СУЗ) можно разгонять (или глушить)  реактор до нужной мощности. 

Т.е. пространственное распределение нейтронного потока (нейтронное поле) меняется при перемещении стержней,в одном месте "заваливается" (уменьшается),
а зато в другом "вспучивается" (увеличивается). Это  особенность  канальных водо-графитовых реакторов , в частности РБМК.  

 


Нейтроны , достигшие стенок реактора отражаются внутрь активной зоны , либо поглощаются защитой реактора.  

Нейтроны , которые нигде не поглотились ,  со временем распадаются с образованием  гамма-излучения и  нейтрино, 
частиц почти не взаимодействующих с материей , а потому абсолютно безопасных. Распад же свободных нейтронов  связан с тем ,
 что они  вне ядра являются нестабильными , с временем жизни ~15 минут. 
В исправно-работающем реакторе нейтроны (как и другие ядерные   излучения ,кроме ,может быть, очень малой дозы гамма-излучения) 
за пределы активной зоны не выходят.
 
kostasДата: Понедельник, 19.01.2015, 23:40 | Сообщение # 18
ОСНОВАТЕЛЬ ГОРОДА
Группа: Модераторы
Сообщений: 2178
Статус: Отсутствует
Элементарная физика активной зоны реактора.

Осколки деления.Запаздывающие нейтроны.



В результате деления тяжелых ядер образуются, как правило, два ядра-осколка с различной массой.
В среднем отношение масс легких и тяжелых осколков равно 2 : 3.
Массовые числа А (сумма числа нейронов и протонов в ядре) продуктов деления меняются от 72 до 161, а атомные номера (равен количеву протонов) от 30 до 65.
Вероятность симметричного деления на два осколка с приблизительно равными массами составляет всего 0,04%.
Ядра-осколки ,имеют энергию 170 миллионов электрон-вольт (МЭВ) ,что соответствует  температуре порядка 10 миллиардов градусов.
По условиям правильной работы активной зоны реактора - эти осколки  всегда остаются внутри трубок ТВЭЛОВ
Как мы уже говорил ранее, этих ядер очень немного и проточная вода реактора успевает их охлаждать.



Как правило, ядра-осколки имеют большой избыток нейтронов (и потому являются нестабильными ядрами).
На рисунке синим цветом  показана зона нестабильности по  соотношению нейтронов и протонов в ядре.
В процессе  дальнейших ядерных  распадов  эти нестабильные осколки ,распадаясь до стабильных ядер,
излучают в  активную зону некоторое дополнительное  количество нейтронов.
Это примерно  ~1%  от общего числа нейтронов (  мгновенных нейтронов ,таким образом, ~99 % )  испускаемых вo всём  процессе деления ядер урана-235.
Они появляется с некоторым запаздыванием относительно момента появления мгновенных нейтронов.
Эти нейтроны  так и называются - запаздывающими нейтронами.



Время запаздывания достигает нескольких минут.

Собственно только благодаря существованию этих "запаздывающих нейтронов" физически и возможна управляемая цепная реакция деления ядер урана-235. (или плутония-239).


Сообщение отредактировал kostas - Вторник, 20.01.2015, 11:45
 
kostasДата: Вторник, 20.01.2015, 12:39 | Сообщение # 19
ОСНОВАТЕЛЬ ГОРОДА
Группа: Модераторы
Сообщений: 2178
Статус: Отсутствует
Элементарная физика активной зоны реактора.

Управление реактором и запаздывающие нейтроны.Как  достигается  k=1  в активной зоне реактора?

Никакие устройства ,сделанные по расчётам, выполненным заранее, не смогут помочь установить  в активной зоне реактора точное
значение коэффициента   размножения   нейтронов,  k=1.

В силу неточности вычислений ,  ошибок   исполнения  этих вычислений  при создании реальных  конструкций  ,
наличие разного рода механических допусков и посадок в стержнях СУЗ (стрежни управления и защиты), приводят к тому ,что значение коэффициента   размножения   нейтронов либо  меньше единицы (k<1) и реактор  затухает , либо больше единицы (k>1) и реактор  разгоняется.

Единственный выход ,чтобы достичь режима устойчивости k=1 , заключается в постянном исполнении следующего алгоритма:

Пусть положением стрежней СУЗ мы достигли некоторого уровня мощности реактора М0.
Мы уже установили  , что мощность реактора в каждый момент времени либо растёт (реактор разгоняется), либо уменьшается (реактор глохнет).

Что надо сделать , чтобы текущая мощность М оставалась примерно  на уровне  М0?

1. Измерить в реакторе   коэффициент   размножения   нейтронов в активной зоне - k (или реактивность активной зоны).
2. Если  k>1 , то стрежни СУЗ надо чуть-чуть отрегулировать так(опустить) , чтобы k - уменьшилось и стало чуть меньше 1.
И в следующий момент времени  мощность М чуть уменьшится примерно до уровня или чуть меньше М0.
3.  Если  K<1 , то стрежни СУЗ надо чуть-чуть приподнять так , чтобы k - увеличилось и стало чуть больше 1
в следующий момент времени  мощность М чуть увеличится примерно до уровня или чуть ,больше М0.

4. Перейти к шагу 1.

Однако этот "алгоритм" нельзя построить, используя в расчётах и конструкции  только свойства  "мгновенных нейтронов".

Дело в том , что мнгновенные нейтроны ( 99% от всего числа нейтронов), возникающие при делении урана-235, появляется примерно за время 10—13 , 10-14
(десять в минус тринадцатой ,десять в минус четырнадцатой степени) секунды сразу   после деления ядра.
За это время свет проходит менее тысячной доли миллиметра. Отсюда ,кстати, и название этих нейтронов- мгновенные нейтроны.
Из-за чрезмерной малости этого времени принципиально (скоростей больше скорости света - нет в природе) нет никакой
возможности "узнать" в каком режиме находится активная зона.Т.е. пока мы будем собирать и анализировать информацию о реакторе - он уже  либо заглохнет , либо разгонится и разрушит активную зону.

Выход из положения нашли в учёте воздействия  и использовании "запаздывающих нейтронов".

С их учётом система управления ректором устроена так:
1. По "мгновенным нейтронам" реактор всегда  подкритичен (k_мгновенных_нейтронов ~  0.99 <1 ). А реактивность до 1 добавляют "запаздывающие нейтроны",коих примерно  1 % и появляются они в течение нескольких минут.
2. За эти неcколько минут можно легко успеть измерить   коэффициент   размножения   нейтронов, суммарный  для мгновенных и запаздывающих  нейтронов.
3. Далее использовать изложенный выше алгоритм.

Управление ядерным реактором очень похоже на ходьбу по натянутому канату. Где высота играет роль мощности М0 ,
а колебания шеста канатоходца и его усилия  по удержанию равновесия играют роль поддержания значения k=1 в целях  избежания сваливания  реактора в разгон или в заглушку.
Причем самые трудные моменты - установка ,заход и сход с каната ,аналогичны выводу реактора на нужную мощность М0 с нуля  и погашение реактора с М0 до нуля.


Из этой аналогии понятно - ядерный реактор любой конструкции ВСЕГДА находится на крае равновесия и ВСЕГДА есть угроза его разгона.
За равновесием в реакторе (т.е. за условием k=1) следит многократно дублированная автоматика плюс персонал операторов на щите управления.
Автоматика управления устроена так , что любые сбои и отклонения от просчитанных разработчиками режимов по-замыслу автоматически ведут к погашению реактора. Напомню ,что операторы 4 блока , отключили часть этой автоматики , чтобы выйти за пределы безопасных технологических режимов и провести "эксперимент".
Т.е. у канатоходца в процессе представления отобрали шест и ослабили натяжение каната - т.е. вывели его за пределы известного ему и освоенного им технологическим режимом.

P.S. Просьба ,если что-то неясно,задавать вопросы.


Сообщение отредактировал kostas - Суббота, 24.01.2015, 16:28
 
kostasДата: Четверг, 22.01.2015, 22:56 | Сообщение # 20
ОСНОВАТЕЛЬ ГОРОДА
Группа: Модераторы
Сообщений: 2178
Статус: Отсутствует
Элементарная физика активной зоны реактора.

Управление реактором. Йодное (ксеноновое) отравление реактора.

В процессе деления ядер урана, во время работы ядерного реактора, среди прочих продуктов деления образуется радиоактивный изотоп иода- 135.
В результате вета-распада с периодом полураспада 6,57 часа он превращается в изотоп ксенона-135.
Этот изотоп тоже радиоактивен, но его период полураспада больше — 9,14 часа.
. Ксенон-135 очень хорошо поглощает тепловые нейтроны.
Поглощённые им нейтроны уже не могут участвовать в цепной реакции деления урана, поэтому присутствие ядер ксенона-135 снижает
способность реактора к росту мощности.
В реакторе, работающем на большой мощности, убыль 135Xe определяется его радиоактивным распадом и «выгоранием» в результате захвата нейтронов.

235U или 239Pu > Теллур-135 Te > йод-135 > ксенон-135 > сезий-135
деление вета-распад (19,2 сек) вета-распад (6,5 часа) вета-распад  (9,17 часа)

При выключении реактора полное разотравление активной зоны  по ксенону наступает за трое суток стоянки реактора,
то есть концентрации йода и ксенона в его твэлах - нулевые.

Когда реактор, после полного разотравления ,запусается вновь ,то,по-выходу  на постоянную мощность
,концентрация накопленного йода и  ксенона в топливе через некоторое время стабилизируется
и остаётя далее постоянной. При это чем больше мощность реактора ,тем больше в ТВЭЛах накапливается соответсвующая
этой мощности концентрация  йода и ксенона.
Процесс увеличении и поддержания  мощности на "неотравленном" реакторе довольно хорошо просчитан и учитывает
поглощение тепловых нейтронов ядрами ксенона-135
Другими словами, ксенон-135 вносит в реактор дополнительную отрицательную реактивность , которая учитывается в конструкции и в системе управления реактором.

Отравление реактора при сбросе мощности с большой величины до малой. Йодная яма.

При быстром снижении мощности реактора  сразу уменьшается  выгорание ксенона ,но продолжается его образование из изотопа йод-135.
Это значит ,что концентрация ксенона в  реакторе  быстро  возрастает.
И хотя мощность упала , но  концентрация и содержание  ксенона и йода остались
активной зоне прежними , соответствующим прежней , бОльшей, мощности.

Активная зона ,таким, окажется  "переотравленной" ксеноном и йодом ,
доставшимся ей от от того времени , когда в  "активной зоне" была  бОльшая мощность
(чем больше мощность реактора ,тем больше в ТВЭЛах содержится ксенона ,
и наоборот -чем меньше мощность реактора ,тем меньше в ТВЭЛах содержится ксенона  )

Если окажется, что запас реактивность реактора (способности реактора к управляемому росту мощности  )
на момент перед началом снижения мощности меньше чем отравление  (см. рис.),
то запаса реактивности для поддержания мощности реактора не хватит, и он заглохнет.
Все стержни регулирования будут полностью извлечены,
и реактор нечем удержать в критическом состоянии.
Остаётся только ждать, когда распадётся ксенон, и можно будет снова выводить реактор на мощность (на это может уйти от 1 до 3-х суток ).
Такая ситуация называется йодной ямой.



На графике  видно (синяя линия)- как с накоплением ксенона в ТВЭЛах быстро со временем падает запас реактивности отравленного реактора(т.е реактора ,у которого произошло резкое снижениие мощности).  Падает способность реактора к управляемому росту мощности .
Т.е.реактор становится всё менее управляемым - единственный выход состоит в его выключении.

Наиболее резкий  спад запас реактивности  происходит в первый час после отравления.

Если схематично : накапливается ксенон - ксенон поглощает тепловые нейтроны , что равносильно введению в активную зону дополнительных поглощающих стержней -а это означает ,чтобы поддержать заданный  уровень мощности реактора , надо вывести из активной зоны управляющие стержни - а это и означает уменьшение запаса реактивности или потери способности к  управляемому росту мощности реактора.

В подобную "йодную яму" попал реактор 4 блока , когда его мощность с 1500 мегаватт упала до 30 мегаватт.
И А.С.Дятлов решился поднимать мощность пере-отравленного реактора.
Для этого был уменьшен запас реактивности реактора до 8 (восьми) стрежней ,вместо минимальных - 28-30 ,т.е. меньше 28-30 стрежней оставлять в активной зоне нельзя.
Этим действием А.С.Дятлов вышел за пределы известной физики реактора РБМК.
Физики ,рассчитанной на регулярную технологическую работу реактора и на которой основан РЕГЛАМЕНТ.

Несколько определений ,которые нам потребуются

Реактивность реактора-R

Величина ,которая характеризует поведение цепной реакции деления в активной зоне ядерного реактора.
Количественно напрямую зависит от уже рассмотренного нами коэффициента размножения нейтронов в реакторе -k.

Если R=0, k=1, то нейтронная мощность не изменяется. Такое состояние реактора называют критическим. Рабочее состяние реактора.
Если R>0, k>1, то нейтронная мощность увеличивается. Такое состояние реактора называют надкритическим.
Его используют для вывода реактора на большую мощность или при включении.
Если R<0, k<1, то нейтронная мощность уменьшается. Такое состояние реактора называют подкритическим. Его используют для вывода реактора на меньшую мощность или при выключении.

Оперативный запас реактивности.ОЗР

Величина определяющая способность реактора к управляемому росту мощности.
Измеряется в глубине погружения поглощающих стержней реактора.

При эксплуатации реакторов РБМК принято измерять ОЗР в эффективном количестве полностью погруженных стрежней ручного регулирования СУЗ.
Если ВСЕ стрежни находятся за пределами активной зоны , оперативный запас реактивности равен нулю.
И значит равны нулю возможности управляемого роста мощности реактора (возможности НЕуправляемого роста мощности -остаются , что продемонстрировала авария).
Если ВСЕ стрежни находятся в пределах активной зоны в нижнем положении , оперативный запас реактивности равен МАКСИМУМУ. Для РБМК - 211 стрежней.


Сообщение отредактировал kostas - Воскресенье, 25.01.2015, 11:12
 
kostasДата: Четверг, 22.01.2015, 23:43 | Сообщение # 21
ОСНОВАТЕЛЬ ГОРОДА
Группа: Модераторы
Сообщений: 2178
Статус: Отсутствует
Г.У.Медведев.

В чем суть эксперимента и зачем он понадобился?

Дело в том, что если атомная станция окажется вдруг обесточенной, то,
естественно, останавливаются все механизмы, в том числе и насосы,
прокачивающие охлаждающую воду через активную зону атомного реактора.

В результате происходит расплавление активной зоны, что равносильно
максимальной проектной аварии. Использование любых возможных источников
электроэнергии в таких случаях и предусматривает эксперимент с выбегом
ротора турбогенератора. Ведь пока вращается ротор генератора, вырабатывается
электроэнергия. Ее можно и должно использовать в критических случаях.
Режим выбега - одна из подсистем при максимальной проектной аварии (МПА).

Подобные испытания, но с действующими защитами реактора проводились и
раньше на Чернобыльской АЭС и на других атомных станциях. И все проходило
успешно. Мне также приходилось принимать в них участие.

Обычно программы таких работ готовят заранее, согласуют с главным
конструктором реактора, генеральным проектировщиком электростанции,
Госатомэнергонадзором.


Программа обязательно предусматривает в этих случаях
резервное электроснабжение на время проведения эксперимента.
То есть обесточивание электростанции во время испытаний только подразумевается, а не
происходи! на самом деле
. При надлежащем порядке выполнения работ и
дополнительных мерах безопасности такие испытания на работающей АЭС не
запрещались.

Тут же следует подчеркнуть, что испытания с выбегом ротора генератора
позволительно проводить только после глушения реактора,
то есть с момента
нажатия кнопки A3 (аварийной защиты) и входа в активную зону поглощающих
стержней. Реактор перед этим должен находиться в стабильном, управляемом
режиме, имея регламентный запас реактивности
.

Возникает вопрос: почему прежние испытания такого рода, в том числе и в
Чернобыле, обходились без ЧП?

Ответ простой: реактор находился в стабильном,
управляемом состоянии, весь комплекс защит оставался в работе.

Программа, утвержденная главным инженером Чернобыльской АЭС Н. М.
Фоминым, не соответствовала ни одному из перечисленных требований.

программой предписывалось отключение САОР (системы аварийного охлаждения реактора),
а это означало, что в течение всего периода испытаний - около четырех часов -
безопасность реактора будет существенно снижена.


Сообщение отредактировал kostas - Пятница, 23.01.2015, 11:04
 
kostasДата: Пятница, 23.01.2015, 00:07 | Сообщение # 22
ОСНОВАТЕЛЬ ГОРОДА
Группа: Модераторы
Сообщений: 2178
Статус: Отсутствует
Зачем понабился этот эксперимент В.П.Брюханову?

Дo того момента никто не экспериментировал с работающим промышленным реактором , к тому же отключенным от нагрузки. ЧАЭС была бы первой.

По всей видимости , В.П.Брюханов и его команда собирались извлечь из факта успешного испытания карьерные дивиденды.

Надоела В.П.Брюханову Припять - надо перебираться в Киев или в Москву.

Кто разрешил ?

В январе 1986 года директор АЭС В. П. Брюханов направил программу
испытаний для согласования генеральному проектировщику в Гидропроект и в
Госатомэнергонадзор.

Ответа не последовало..

===============

Т..е. "эксперимент не запретили , но и не разрешили.......

Обращений же к Главному конструктору реактора и к Главному научному руководителю не было вообще.
Очевидно , предвидели ответ. ...

=================================
Г.У.Медведев.

За две недели до эксперимента на панели блочного
щита управления четвертого энергоблока была врезана кнопка МПА (максимальной
проектной аварии), сигнал которой завели лишь во вторичные электроцепи, но
без контрольно-измерительных приборов и насосной части. То есть сигнал этой
кнопки был чисто имитационный
.

Еще раз поясним широкому читателю: при срабатывании аварийной защиты
(A3) все двести одиннадцать штук поглощающих стержней падают вниз, врубается
охлаждающая вода, включаются аварийные насосы и разворачиваются
дизель-генераторы надежного электропитания. Включаются также насосы
аварийной подачи воды из баков чистого конденсата и насосы, подающие воду из
бассейна-барбатера в реактор. То есть средств защиты более чем достаточно,
если они сработают в нужный момент.
Так вот, все эти защиты и надо было завести на кнопку МПА. Но они, к
сожалению, были выведены из работы


Сообщение отредактировал kostas - Пятница, 23.01.2015, 17:45
 
kostasДата: Пятница, 23.01.2015, 13:31 | Сообщение # 23
ОСНОВАТЕЛЬ ГОРОДА
Группа: Модераторы
Сообщений: 2178
Статус: Отсутствует
Чернобыльская авария. Где Аннушка покупала масло ?

1. У директора В.Н.Брюханова - инициатора и основного "бенефициара" эксперимента.
У гл. инженера Н.М.Фомина , чья подпись стоит по программой эксперимента.
У зам. гл. инженера по эксплуатации А.С.Дятлова , без его активного согласия (а возможно и инициативы) В.Н.Брюханов этот эксперимент бы не санкционировал. Вообще, А.С.Дятлов был взят в "команду" В.Н.Брюханова , как специалист ,физик-реакторщик.
Его функция в "команде" - отвечать за ядерную безопасность не только 3 и 4 блоков , а по всей видимости быть ядерным-гуру брюхановской команды.

2. У председателем комитета Госатомэнергонадзора Е. В. Кулова. Что мог Кулов?
"применять ответственные меры, вплоть до приостановки работы объектов атомной
энергетики, при несоблюдении правил и норм безопасности, обнаружении
дефектов оборудования, недостаточной компетентности персонала, а также в
других случаях, когда создается угроза эксплуатации этих объектов..."
Кулов не запретил "эксперимент" (но и не разрешил ,что было трактовано Брюхановым - как разрешение)
, хотя некомпетентность авторов "эксперимента" в физике реактора была очевидна.....

Подписи Кулова (или его замов) не было , что спасло его от тюрьмы ,но не спасло от исключения из партии и увольнения с должности.

P.S.Из показаний В.Н.Брюханова, Н.М.Фомина и А.С.Дятлова на суде.

Председатель суда (Раймонд Бризе) - Вы знакомы с материалами обвинительного заключения? Вы с какими-либо конкретными фактами по авариям не согласны? Если со всеми пунктами согласны, то зачем Вы говорите общие слова?
Брюханов - На станциях нагрузка директора, главного инженера и их замов большая. Существует разбиение обязанностей между ними, но общая ответственность за порученное дело остаётся. Мне ставят в вину нарушения п. 5.1 - 5.3 ПБЯ (Правила ядерной безопасности).
Я знал, что 4-й блок идёт на ППР( Планово-предупредительный ремонт). Знал, что никаких испытаний особых не будет. Этой программы я не видел. Если бы видел, то принял бы меры к согласованию её в обычном порядке ( Главный конструктор, ГАЭН[Госатомэнергонадзора] и т.д.). Технической стороны я касаться не буду, есть компетентное заключение технической экспертизы. Есть документы, представленные СССР в МАГАТЭ. Я их обсуждать не буду, они правильные.
.......
Прокурор - Ваша оценка программы и случившегося.
Брюханов - По программе, я считаю, было много нарушений. Она не была согласована с ГАЭН(Госатомэнергонадзором ,т.е. с Е.В.Куловым), Главным конструктором, Научным руководителем проектировщиком

......................

Председатель - Почему Вы утвердили программу, которую сами считаете ошибочной?

Фомин - В 1982, 84 и в 85 годах при выполнении программы сигнал АЗ-5(аварийный сброс всех стрежней защиты) на реактор шел от закрытия СРК(стопорно-регулирующих клапанов) на турбине. А в 1986 году были внесены изменения в этой части. Сейчас мне ясно, что программу следовало согласовывать со специалистами. Незачем было оставлять аппарат на мощности, если все ТГ(Турбргенераторы) стоят.
......
Прокурор - В ряде вопросов Вы вышли за пределы своей компетенции. Есть ЗГИС(зам. главного инженера станции) по науке, есть ОЯБ(отдел ядерной безопаности). Почему Вы с ними не согласовывали свои действия?
Дятлов - Лютов имеет такую же по уровню должность, поэтому согласовывать с ним или не согласовывать мои действия, должен был решить ГИС(главный инженер станции).
Прокурор - Почему Вы согласились проводить эксперимент без согласования программы с Научным руководителем, Главным конструктором и т.д.?
Дятлов - Это должны были сделать ПТО(производственно-технический отдел) и ГИС.
http://accidont.ru/memo/Karpan_07.html


Сообщение отредактировал kostas - Пятница, 23.01.2015, 15:17
 
kostasДата: Пятница, 23.01.2015, 17:35 | Сообщение # 24
ОСНОВАТЕЛЬ ГОРОДА
Группа: Модераторы
Сообщений: 2178
Статус: Отсутствует
Чернобыльская авария. Где Аннушка покупала масло ?

Где был отдел ядерной безопасности(ОЯБ) ЧАЭС. ?

Фомин - Если бы выведения АЗ-5(кнопка сброса всех стрежней защиты) от закрытия СРК(стопорно-регулирующих клапанов) не было, блок остался бы цел.
Прокурор - Хорошо. А почему это в программе не сказано? Почему не сказано в разделе мер безопасности, что этого нельзя делать? Где в программе Лютов и физики? Почему здесь только электрики?

Фомин молчит.
Прокурор - Зачем отключили САОР(Система автоматического охлаждения реактора)?
Фомин - Это нарушение регламента и основных положений по безопасности.


.....

Лютов М.А. - ( зам. главного инженера станции,ЗГИС по науке, выскочил на трибуну) - Я не знал, я не знал о программе! Тут говорят, что знал, а я не знал!

.....

Защитник Фомина - Почему не было представителя ОЯБа на эксперименте?
Лютов М.А.(зам. главного инженера станции,ЗГИС по науке) - Со мной программу не согласовывали, с ОЯБом тоже.
Фомин - Кто на ЧАЭС отвечает за ядерную безопасность от руководства?
Лютов - Я.
Фомин - Вы ознакомились (под роспись) 25.04.86 с графиком останова, где перечислены эксперименты?
Лютов - Я не помню, наверное, так. Но ответственным там обозначен электроцех.
Фомин - Программу 1985 года, будучи и. о. главного инженера станции, Вы утвердили без согласования даже с ОЯБом.

..........

Прокурор. Почему ОЯБ не дежурил 26 апреля и допустил снижение запаса реактивности ниже 15 стержней в переходном режиме?

Карпан Н.В. (зам. начальника ядерно-физической лаборатории в отделе ядерной безопасности )На станции была программа, позволявшая прогнозировать величину ОЗР при заданном графике изменения мощности реактора. Мы этой программой пользовались постоянно при различных испытаниях, чтобы выбрать оптимальный, с точки зрения отравления активной зоны, режим изменения мощности и не допустить провала запаса реактивности ниже 15 стержней. Эту задачу обеспечивали физики из ЯФЛ (ядерно-физической лаборатории), которые круглосуточно дежурили до полного заглушения реактора. Они всегда работали перед остановами блоков на ППР(планово-предупредительный ремонт) и при выводе их на мощность после ППР. 25 апреля должен был дежурить Анатолий Чернышев (в прошлом опытный СИУР) и он был к этому готов. Но останов блока перенесли на 26 апреля, а позвонившему на работу днем 25 апреля Чернышеву сказали, что испытания закончены и он свободен. Это значит, что не было точной информации от руководителя испытаний. Так что этот вопрос не ко мне.
Дятлов. Так кто виноват в аварии, сменный персонал, ОЯБ или реактор?
Карпан Н. Как опасен большой самолет, летящий на малой высоте, так опасен и реактор РБМК на малой мощности, на этом уровне он плохо контролируется и управляется. Работа реактора на малых мощностях была недостаточно изучена. Думаю, что у персонала четкого представления об опасности не было. Но если бы все действовали строго по программе, то взрыва бы не произошло.

Председатель. От кого и в каком часу Вы узнали об аварии?
Карпан Н. Всю неделю, предшествующую аварии, я провел в Москве, был командирован в НИКИЭТ.... Вернулся 25 апреля утром, позвонил начальнику своему, Гобову Александру Львовичу (начальник отдел ядерной безопасности,ОЯБ) и спросил, как обстоят дела на блоках и нужен ли я сегодня на работе. Он мне ответил, что на 4-м блоке днем 25-го эксперименты будут закончены, осталось только остановить блок, и на останове будет присутствовать наш физик А. Чернышев.
..... в четыре часа утра 26-го меня разбудила телефонным звонком сестра жены, жившая в Чернобыле. По ее словам, двое ребят-соседей приехали раньше времени с работы (ночная смена) и переполошили весь дом. Работали они строителями на промплощадке ЧАЭС и были свидетелями взрыва. Я сразу позвонил на 4-й блок, все телефоны молчали. Начальник смены третьего блока Юрий Багдасаров сказал, что был взрыв и 4-го блока больше нет. А СИУР блока 2 Константин Рудя даже высказал свою версию о причинах взрыва, по которой тепловой взрыв был вызван разгоном мощности на мгновенных нейтронах в связи с проявлением парового эффекта.
Я сел на велосипед, другого транспорта не имел, и поехал на работу. Но доехал туда не сразу. На дорогах уже были выставлены милицейские наряды, которые всех тормозили и возвращали в город.Вернулся домой, начал обзванивать начальство. К моему удивлению, Гобов А.Л. находился дома. Начальнику отдела ядерной безопасности об аварии на станции почему-то не сообщили, как и начальнику ядерно-физической лаборатории А.В. Кряту.


http://accidont.ru/memo/Karpan_01.html
===========================================================================================

Двигали "эксперимент" Н.М.Фомин и А.С.Дятлов. Всех же, кто мог помешать этому - так или иначе отстранялись от дела.


Сообщение отредактировал kostas - Пятница, 23.01.2015, 17:49
 
kostasДата: Пятница, 23.01.2015, 20:38 | Сообщение # 25
ОСНОВАТЕЛЬ ГОРОДА
Группа: Модераторы
Сообщений: 2178
Статус: Отсутствует
Хроника аварии на 4-блоке ЧАЭС. Где Аннушка покупала масло ?

25 апреля 1986г. 1.00. Начато постепенное снижение мощности реактора.

13.05. Мощность реактора снижена с 3200 мегаватт до 1600. Остановлена турбина №7. Питание электросистем реактора переведено на турбину №8.

14.00. Заблокирована система аварийной остановки реактора САОР(Система автоматического охлаждения реактора).
В это время диспетчер "Киевэнерго" распорядился задержать остановку блока (конец недели, вторая половина дня, растет потребление энергии).
Начинается отравление реактора. Оно будет  незначительных , по сравнению с тем пере-отравлением ,что будет  сделано на реакторе позже,но всё-таки внесёт свою лепту в аварию.
Министр энергетики и электрификации СССР ..А. И. Майорец .. повысил коэффициент использованияустановленной мощности, тем самым снизив резерв наличных мощностей на электростанциях страны и резко увеличив риск крупной аварии.
Если бы имелся резерв мощностей , не было бы необходимости прерывать останов реактора.


Ю. Ю. Трегуб (начальник смены ,25 апреля. У него примет смену А.Акимов. )

"Диспетчер Киевэнерго разрешил блоку разгрузку. Вообще-то я удивляюсь такой постановке вопроса, когда атомной станцией командует диспетчер. Ведь у нас даже при авариях, разрывах разных мог диспетчер не дать разрешения на останов. Но ведь это же не тепловая станция, не котел простой, который лопнет в помещении <…> Всегда очень трудно с диспетчерами <...> там куча пререканий <...> и с другой стороны, может, так и надо: все-таки блок - миллионник, и его остановка для энергосистемы может иметь серьезные последствия. Частота может упасть до аварийной <...> То есть всегда приходится натягивать эту энергию со всеми переживаниями, которые с этим связаны. Причем у нас, как правило, все оборудование в закрытых помещениях."

Реактор работает на половинной мощности, а САОР так и не подключена вновь..

Г.У.Медведев.
"..сделано это былосознательно, чтобы исключить возможный тепловой удар при поступлении
холодной воды из емкостей системы аварийного охлаждения в горячий реактор.
А ведь эти 350 кубометров аварийной воды из емкостей САОР, когданачался разгон на мгновенных нейтронах, когда сорвали главные циркуляционные насосы и реактор остался без охлаждения, возможно, могли бы спасти положение
и погасить паровой эффект реактивности, самый весомый из всех
...

Трудно сейчас предположить, какие резоны двигали Фоминым в те роковыечасы, но отключить систему аварийного охлаждения реактора, которая в
критические секунды резко могла бы снизить па-росодержание в активной зоне
и, быть может, спасти от взрыва, мог только человек, совершенно не
понимающий нейтронно-физических процессов в атомном реакторе или по меньшей
мере крайне самонадеянный.
Итак, это было сделано, и сделано, как мы уже знаем, сознательно.Видимо, гипнозу самонадеянности, идущей вразрез с законами ядерной физики,
поддались и заместитель главного инженера по эксплуатации А. С. Дятлов и
весь персонал службы управления четвертого энергоблока
."

23.10. Диспетчер снимает запрет. Персонал начинает снижать мощность реактора.


Сообщение отредактировал kostas - Суббота, 24.01.2015, 13:31
 
kostasДата: Суббота, 24.01.2015, 15:15 | Сообщение # 26
ОСНОВАТЕЛЬ ГОРОДА
Группа: Модераторы
Сообщений: 2178
Статус: Отсутствует
Хроника аварии на 4-блоке ЧАЭС. Где Аннушка покупала масло ?

25 апреля  1986  24 часа 00 минут Юрий   Трегуб сдал смену Александру Акимову, а старший инженер управления реактором (сокращенно- СИУР) сдал смену Леониду Топтунову.
Эксперимент стартовал.
Г.У.Медведев.

"В соответствии с программой испытаний выбег ротора генератора предполагалось произвести при мощности реактора 700-1000 МВт.
Тут следует подчеркнуть, что такой выбег следовало производить в момент глушения реактора, ибо при максимальной проектной аварии аварийная защита реактора (A3) по пяти аварийным уставкам падает вниз и глушит аппарат.

Но был выбрандругой, катастрофически опасный путь-продолжить эксперимент при работающем
реакторе.
Почему был выбран такой опасный режим, остается загадкой. Можно только предположить, что Фомин желал чистого опыта."
=====================================================================================
Kostas: Тут мне кажутся важными следующие соображения.
Мне представлятеся очевидным ,что эксперимент на ЧАЭС двигался и кем-то из руководства Минэнерго, возможно министром А.И.Майорцем.
Убрать в сторону   Е.В.Кулова мог только  А.И.Майорец.
"Технично" убрать в строну ОЯБ ЧАЭС  и разрешить "эксперимент" мог только В.П.Брюханов(хотя на суде он заявил ,что ничего не знал)  и по очень веской личной причине.
Эксперимент ,вероятно, замышлялся как ответ на критику состояния безопасности и квалификации персонала на АЭС Минэнерго СССР.
А.И.Маойрцу ,чтобы либо удержатся на должности ,либо двинуться на более высокую должность в Совмин СССР или в ЦК ,надо было на эту критику как-то ответить.
Лучше этого "эксперимента" ,при условии его успешного завершения, трудно  что-либо придумать.
И ЧАЭС подходила для этого лучше других (Ленинградская АЭС ,как станция-первопроходец реакторов РБМК находилась в ведение Средмаша ).
За 1985 год работа ЧАЭС была признана лучшей в системе Минэнерго СССР.
Поэтому  В.П.Брюханов, В.Н.Фомин  и А.С.Дятлов так лихо пренебрегли всеми очевидными канонами безопасности и бюрократической процедуры- за ними стоял сам министр и у них были  перспективы карьерных скачков.  В.П.Брюханов - в Москву (Киев),В.Н.Фомин - в кресло директора ЧАЭС, А.С.Дятлов - в кресло главного инженера станции. Сам В.П.Брюханов ,возможно, состоял в  "команде"   А.И.Майорца.
Если принять эту схему - почти все кажущиеся нелепости становятся понятными.
В том числе носорожье упорство А.С.Дятлова(1931 года рождения) в проведение эксперимента - для него это был последний шанс выдвинуться на руководящую должность.

26 апреля 1986г. 0.28.

Г.У.Медведев

"При отключении системы локального автоматического регулирования старший инженер управления реактором(СИУР) Леонид Топтунов не сумел удержать реактор на мощности 1500 МВт и провалил ее до  30 МВт тепловых.
При такой малой мощности начинается интенсивное отравление  реактора продуктами распада (ксенон, йод).
Восстановить параметры становится очень трудно или даже невозможно. Стало ясно: эксперимент с выбегом ротора срывается.

Это сразу поняли все атомные  операторы, в том числе Леонид Топтунов и начальник смены блока Александр Акимов.

Понял это и заместитель главного инженера по эксплуатации Анатолий Дятлов. Ситуация создалась
довольно-таки драматическая. Обычно замедленный Дятлов забегал вокруг панелей пульта операторов.
Сиплый тихий голос его обрел гневное металлическое звучание: "Японские караси! Не умеете! Бездарно провали-лись!
Срываете эксперимент!
.....
Падение мощности до столь низких значений произошло с уровня 1500 МВт, то есть с пятидесяти процентной
величины. Оперативный запас реактивности при этом составлял двадцать восемь стержней (то есть двадцать восемь стержней были погружены в активную зо-ну).
Восстановление параметров еще было возможно... Время шло, реактор отравлялся. Топтунову было ясно, что подняться до прежнего уровня мощности ему вряд ли удастся, а если и удастся, то с резким уменьшением числа погруженных в зону стержней, что требовало немедленной остановки реактора.

Стало быть... Топтунов принял единственно правильное решение. "Я подниматься не бу-ду!" - твердо сказал Топтунов. Акимов поддержал его.

Оба изложили свои опасения Дятлову. "Что ты брешешь, японский карась! - накинулся Дятлов
на Топтунова.- После падения с восьмидесяти процентов по регламенту разрешается подъем через сутки, а ты упал с пятидесяти процентов! Регламент не запрещает.
А не будете подниматься, Трегуб поднимется..." ... Леонид Топтунов испугался окрика, изменил профессиональному чутью.
Молод, конечно, всего двадцать шесть лет от роду, неопытен. Эх, Топтунов, Топтунов...
Леонид Топтунов начал подъем мощности, тем самым подписав смертный приговор себе и многим своим товарищам.
"


Сообщение отредактировал kostas - Воскресенье, 25.01.2015, 10:27
 
kostasДата: Понедельник, 26.01.2015, 16:17 | Сообщение # 27
ОСНОВАТЕЛЬ ГОРОДА
Группа: Модераторы
Сообщений: 2178
Статус: Отсутствует
Хроника аварии на 4-блоке ЧАЭС. Где Аннушка покупала масло ?

26 апреля 1986 1.00. Мощность реактора удалось поднять до 200 мегаватт против предписанных программой испытаний  700-1000.
Из-за нарастающего ксенонового отравления реактора мощность поднять выше не удается.


----------------------

Особенности  работы реактора на малых мощностях (1-5% от номинала или от 30 до 200 Мегаватт).

Карпан Н.В. (зам. начальника ядерно-физической лаборатории в отделе ядерной безопасности ЧАЭС ). Из свидетельских показаний в зале суда.
"Как опасен большой самолет, летящий на малой высоте, так опасен и реактор РБМК на малой мощности,
на этом уровне он плохо контролируется и управляется. Работа реактора на малых мощностях была недостаточно изучена.
Думаю, что у персонала четкого представления об опасности не было.
Но если бы все действовали строго по программе, то взрыва бы не произошло."


После  разгона отравленного реактора  - мощность установилась как раз на границе неустойчивости.

В чём особенность этого режима (малой мощности)? Это было выяснено ещё в конце 60-х в начале 70-х годов.
И по всей видимости об этом знали в отделе ядерной безопасности ЧАЭС.

А.Н.Румянцев, один из разработчиков РБМК.
http://www.proatom.ru/modules....id=2842

1. При работе реактора на малых уровнях мощности (1-5% от номинала- от 30 до 200 Мегаватт) на вход в ТК(технологические каналы ,
отверстия  в активной зоне через  которые используются для размещения топлива , стрежней управления и защиты-СУЗ),
имеющие самые длинные нижние водяные коммуникации (НВК),
уже может подаваться пароводяная смесь, образуемая за счет сочетания температуры подаваемой воды, близкой к температуре насыщения,и падения давления воды вследствие увеличенного гидравлического сопротивления НВК;

2.Вследствие положительного парового эффекта максимум энерго-выделения может смещаться в нижнюю часть реактора в области с ТК,имеющими самые длинные НВК, близ бокового отражателя, с одновременным ростом общего коэффициента неравномерности энерго-выделения по активной зоне;

==================================================================================================
Kostas:

Положительный паровой  эффект реактивности.

В физических условиях активной зоны РМБК пар (нходящийся в паро-водяной смеси) является более эффективным замедлителем нейтронов,чем вода. Появление  дополнительного пара в воде приводит к росту дополнительной положительной реактивности.

Далее, дополнительная положительная реактивность(т.е. дополнительные тепловые  нейтроны) приводят к росту тепловыделения ,
и затем росту количества  пара активной зоне, а за этим  опять к росту дополнительной  положительной реактивности активной зоны.
Это как раз и есть состояние разгона реактора.

При включение (отключение) реактора эта опасная область низкой мощности (30-200 мегаватт) "проскакивается" реактором очень быстро и безопасно,
Поскольку эта процедура на всех реакторах РБМК суммарно выполнялась сотни раз (как количесство взлётов/посадок лайнеров).
( Роль графитовых концевиков сткержней СУЗ http://evk-skell.ucoz.ru/forum/2-313-83476-16-1421706223 в аварии мы рассмотрим чуть позже -она тоже важна, но второстепенна по сравнению с положительным паровым  эффектом реактивности.)

Карпан Н.В. привёл правильную и яркую аналогию - большой самолёт сравнительно безопасно проходит на низкой высоте  взлёт/посадку , но  если пилоты
вздумают устроить крейсерский полёт на низкой высоте - катастрофа лайнера неизбежна.....

В  первых двух пунктах А.Н.Румянцева  есть три очень важных момента.

При уровне мощности  от 30 до 200 мегаватт
-в воде  на ВХОДЕ в реактор появляется ПАР.
-Вследствие увеличенного гидравлического сопротивления НВК(Нижние Водяные Коммуникации ,) при ВХОДЕ воды в реактор
требуется повышенного давления от Главных циркуляционных насосов (ГЦН) ,что требует повышенной мощности  ГЦН.
Если же не повышать мощность ГЦН , то давление воды в контурах  падает
,вода дольше находится в активной зоне и в ней образуется больше  пара.
-из-за   того ,что  максимум энерго-выделения реактора  смещается в нижнюю часть реактора , там тоже дополнительно  образуется
пар ,который пойдёт наверх через весь реактор., внося дополнительную положительную реактивность.

При рабочей же мощности реактора (700 - 3000 мегаватт)  максимум энерго-выделения по высоте смещается в верхнюю часть активной зоны
Т.е. вода  в основном обогащается  паром у же на выходе из реактора, чем сводится к безопасному минимуму  положительный паровой
эффект реактивности.

В Дополнение к схеме.
http://evk-skell.ucoz.ru/forum/2-313-83370-16-1420575591



1. Активная зона реактора
2. Опорная металлоконструкция (Сх. "C")
3. Тракты технологических каналов(ТК)
4. Водяная защита (Сх. "Л")
5. Главный циркуляционный насос (ГцН)
б. Разгрузочно-загрузочная машина (РЗМ)
7. Барабан-сепаратор (БС)
8. Верхняя биологическая защита (Сх. "Е)
9. Нижняя биологическая защита (Сх. "ОР")
10. Боковая биологическая защита (Сх. "КЖ")
11. Нижние водяные коммуникации (НВК)
12. Пароводяные коммуникации (ПВК)
13. Верхнее перекрытие (Сх. "Г')
14. Платный настил

=================================================================================================

3. при работе реактора на малых уровнях мощности (1-5% от номинала) извлечение ранее погруженного стержня СУЗ, находящегося вблизи бокового отражателя, при одновременном опускании стержня СУЗ, находящегося на противоположном краю активной зоны (операция “выравнивания” положений стержней СУЗ по высоте),приводит к существенному увеличению общего коэффициента неравномерности энерговыделения по активной зоне с максимумом в районе извлекаемого стержня СУЗ;

4.распределение мощности ТК по высоте имеет выраженную “двугорбость”; при работе реактора на номинальной мощности верхний “горб” больше нижнего;при работе реактора на малой мощности (порядка 1-5% от номинала) нижний “горб” может быть больше верхнего;


Сообщение отредактировал kostas - Понедельник, 26.01.2015, 23:54
 
kostasДата: Среда, 28.01.2015, 12:02 | Сообщение # 28
ОСНОВАТЕЛЬ ГОРОДА
Группа: Модераторы
Сообщений: 2178
Статус: Отсутствует
Хроника аварии на 4-блоке ЧАЭС. Где Аннушка покупала масло ?

26 апреля 1  час 07 минут.

Б.И.Горбачев.

http://www.ufo.obninsk.ru/chernob0.htm

"Огромный поток довольно холодной воды через реактор снизил парообразование до критического уровня.
. Стержни автоматического регулирования машина полностью вывела из активной зоны."

Г.У.Медведев.

"К шести работавшим главным циркуляционным насосам (ГЦН) дополнительно было  включено  еще по одному  насосу с таким  расчетом, чтобы
после окончания  эксперимента в контуре  циркуляции осталось четыре ГЦН  для надежного охлаждения активной зоны.

Тут  важно  понять,  что  гидравлическое  сопротивление  активной  зоны впрямую  зависит от мощности  реактора.
А  поскольку  мощность реактора была мала, гидравлическое сопротивление активной  зоны тоже было низкое.
В работе уже находились все восемь насосов, суммарный расход воды через реактор возрос до 60 тысяч кубических  метров в час при норме 45 тысяч, что является грубым нарушением  регламента эксплуатации. При  таком режиме насосы  могут сорвать подачу,
возможно возникновение  вибрации  трубопроводов  контура вследствие кавитации (вскипание воды с сильными гидроударами)."

==================================================================================================
Kostas.
1.Активная  зона продолжала интенсивно отравляться , т.е. ТВЭлы заполнялись ксеноном, который всё больше поглощал тепловые нейтроны
,уменьшая мощность реакторa.
Единственным способом удержать мощность реактора была выемка из активной зоны стрежней управления и защиты(СУЗ).
2. Сознательно или неосознанно ,но  А.С.Дятлов всё делал правильно. Удаляя стержни и заливая водой  активную зону,
(почти совсем убрав оттуда пар) ,он боролся  с  возникновением положительной паровой реактивности.
=================================================================================================

Б.И.Горбачев.

26 апреля 1 час 19 минут.

Вследствие опасно низкого уровня воды в барабанах сепараторах оператор увеличивает подачу в них питательной воды (конденсата).
Одновременно персонал допускает ШЕСТУЮ   трагическую ошибку ( я бы сказал - второе преступное деяние).
Он блокирует системы остановки реактора по сигналам недостаточного уровня воды и давлению пара.

==================================================================================================
Kostas: Вот это важно - практически ,реактор лишился возможности автоматического останова ,если возникнет
угроза разгона на положительный паровой  реактивности, хотя на этот момент пара в реакторе было мало.
==================================================================================================

Б.И.Горбачев.

26 апреля  1.21.50 Уровень воды в барабанах-сепараторах несколько превысил норму и оператор отключает часть насосов.

(Kostas:Это следствие малого количества  пара в пароводяной смеси на выходе из реактора    )

26 апреля  1.22.10 Уровень воды в барабанах сепараторах стабилизировался.
В активную зону теперь поступает намного меньше воды, чем до этого момента.
В активной зоне вновь начинается кипение.

1.22.30
Из-за неточности систем управления, не расcчитанных на подобный режим работы оказалось, что подача воды в реактор составляет
около 2/3 от потребного.

В этот момент компьютер станции выдает распечатку параметров реактора с указанием на то, что запас реактивности опасно мал.
Однако персонал просто проигнорировал эти данные ( это было третье преступное деяние в эти сутки).
Инструкция предписывает в такой ситуации немедленно аварийным порядком глушить реактор.

А.Н.Румянцев
http://www.proatom.ru/modules....id=2842
в 1 час. 22 мин. 26 апреля 1986 г.
....оператор резко снизил расход питательной воды, что повлекло увеличение температуры воды на входе в реактор

с запаздыванием, равным времени прохода воды от барабанов-сепараторов до реактора.

Г.У.Медведев

В 1 час  22 минуты  30 секунд (за полторы минуты до взрыва) СИУР Леонид Топтунов по распечатке программы быстрой оценки  запаса реактивности увидел,
что он составлял величину, требующую немедленной остановки реактора. То есть те самые восемнадцать стержней вместо необходимых двадцати восьми.
Некоторое время он колебался. Ведь бывали случаи, когда  вычислительная  машина врала. Тем не менее Топтунов доложил обстановку Акимову и Дятлову.

http://accidont.ru/memo/Karpan_03.html

Карпан Н.В.
01 ч 22 мин 30 сек – запись параметров (перед выбегом) на магнитную ленту «Скалы».
По расчетам ИАЭ (выполненным после аварии) значение запаса реактивности в этот момент ОЗР = 6-8 ст. РР.
(стержней ручного регулирования , олна из групп стержней СУЗ.
Специализацию групп стрежней нам для целей анаиза аварии нет необходимости рассматривать  )
Реальное значение ОЗР равно 15 ст. РР.

Б.И.Горбачев.
1.22.45 Уровень воды в сепараторах   стабилизировался, количество поступающей в реактор воды удалось привести в норму.
Тепловая мощность реактора медленно начала расти. Персонал предположил, что работу реактора удалось стабилизировать
и было решено продолжить эксперимент. Это была   ВОСЬМАЯ     трагическая ошибка.
Ведь практическии все стержни управления находились в поднятом положении, запас реактивности был недопустимо мал,
САОР отключена, системы автоматической   остановки реактора по ненормальному давлению пара и уровню воды  заблокированы.

А.Н.Румянцев
К 1 час. 23 мин. параметры реактора были наиболее близки к стабильным и до 1 час. 23 мин. 04 сек мощность реактора была »200 Мвт (»6.25% от номинала).
К этому моменту времени (1 час. 23 мин. 04 сек) уже 19¸36 сек в ТК с самыми длинными НВК подавалась вода с увеличенной температурой.



=================================================================================================
Kostas: Ещё раз о запасе реактивности реактора.

Ранее мы уже определили запас реактивности -как величину определяющую способность реактора к управляемому росту мощности.

Теперь это  определение надо дополнить способом вычисления , через  коэффициент размножения нейтронов K (или  реактивность R).

Запас реактивности  равен количеству стержней  ,которые надо опустить в активную зону так ,чтобы заданная мощность реактора оставалась постоянной. Или это означает ,что коэффициент размножения нейтронов  в активной зоне  равен 1 при заданной мощности реактора.

В чём была проблема у операторов блока, когда им удалось вывести мощность реактора на уровень 200 мегаватт?

Проблема была в продолжающимся отравлении активной зоны ксеноном , который  уменьшал реактивность реактора (т.е. уменьшал кэффициент размножения нейтронов, по достижении условия  к<1  реактор   быстро бы заглох или сильно снизил мощность, сорвав тем самым "эксперимент").
И чтобы поддержать мощность , автоматика  вынуждена была поднимать (или удалять) стержни СУЗ.

Пока в активной зоне нет  пара - отравленный реактор на  низкой мощности остаётся  устойчивым.
Для полной же безопасности не хватало только САОР (системы аварийного охлаждения на корню могла "погасить" парообразование в реакторе и предотвратить аварию.)
P.S.
У разных авторов есть разные показания по количеству стрежней СУЗ в активной зоне перед аварией.
Но во всех случаях оно ниже минимума в 28-30 стрежней СУЗ.

==================================================================================================


Сообщение отредактировал kostas - Суббота, 07.02.2015, 22:36
 
kostasДата: Среда, 28.01.2015, 20:02 | Сообщение # 29
ОСНОВАТЕЛЬ ГОРОДА
Группа: Модераторы
Сообщений: 2178
Статус: Отсутствует
Где и когда Аннушка пролила масло?

26 апреля 1.23.04

А.С.Дятлов.

http://www.lib.ru/MEMUARY/CHERNOBYL/dyatlow.txt

"В 01 час 23 минуты 04 секунды системой контроля зарегистрировано закрытие стопорных клапанов, подающих пар на турбину. Начался эксперимент повыбегу ТГ.
Со снижением оборотов генератора после прекращения подачи пара на турбину снижается частота электрического тока,
обороты и расход циркуляционных насосов, запитанных от выбегающего генератора. Расход другой
четверки насосов немного возрастает, но общий расход теплоносителя за 40 секунд снижается на 10... 15 %.
При этом вносится в реактор положительная реактивность, АР стабильно удерживает мощность реактора, компенсируя эту реактивность."

==================================================================================================
Kostas
Это есть время 26 апреля 1.23.04 и место(стопорно-регулирующие клапаны или СРК , что перекрыли подачу воды на турбину№8.),где Аннушка разлила масло. А дальше пароводяная смесь минуя турбину и не охлаждаясь опять попадает на вход реактора , увеличивая там паро-содержание.И с каждым оборотом - пара в реакторе становилась всё больше, сначала медленно ,почти незаметно, реактор стал разгоняться. Этому очень помогало малое количество СУЗ (или даже их полное отсутствие ) в активной зоне. Т.е. наступил момент ,когда положительная паровая реактинвость компенсировала отрицательную реактивность ,вызванную отравлением реактора ксеноном и реактор перешёл в надкритическое состяние.
Об А.С.Дятлове.
Сложно сказать - знал ли он до "эксперимента" о том ,что пар вносит положительную реактивность в реактор или нет?
Но , на станцию его взяли как специалиста по физике реактора. У него с 1977 года было 9 лет ,
чтобы хорошо освоить теорию и физику РБМК и провести соотвествующие измерения на уже работающих реакторах.
чтобы понять и опасность паровой реактивности и эффекта графитоовых концевиков СУЗ , тем более их сочетание
на низкой мощности реактора. Работа и результаты А.Н.Румянцева были хоть и не широко ,но известны ,
особенно после аварии на ЛАЭС в 1975.
А.Н.Румянцев.
"эффект роста объемного коэффициента неравномерности энерговыделения при сбросе АЗ на малых уровнях
мощности с возможностью создания  локальных зон надкритичности был в начале 80-х г.г. прошлого века экспериментально подтвержден при пуске реакторов и на ЧАЭС, и на Игналинской АЭС с реактором РБМК-1500. В 1986 г. этот эффект был вновь экспериментально подтвержден аварией  на 4-м блоке ЧАЭС,...."


Для СИУР оператора это может быть чрезмерным требованием , но для физика по-образованию и по роду деятельности - это обязанность.

А.С.Дятлов.
"Без ложной скромности могу сказать - дело знал. Реактор и системы, его
обслуживающие, знал досконально, не раз пролез по всем местам. Другие -
похуже, но тоже достаточно. Помогали в освоении еще в институте усвоенные
общетехнические дисциплины: математика, физика, механика, термодинамика,
электротехника."

И А.С.Дятлов ,отличник МИФИ 50-х , здесь абсолютно прав. Базовых знаний , базового опыта ,времени и условий у него было более чем достаточно , чтобы стать квалицифрованным физиком-реакторщиком.
И , как физик-реакторщик (как он сам себя позиционировал), обязан и должен был понимать смертельную опасность работы отравленного
реактора на малой мощности.

==================================================================================================

Б.И.Горбачев.

"Персонал блокирует систему аварийной остановки реактора, срабатывающую в случае прекращения подачи пара на вторую турбину,
(Kostas:Иначе эксперимент не проведёшь....c включённым реактором. И дался им этот включенный реактор!)
если до этого уже была выключена первая. Напомню, что турбина № 7 была выключена еще в 13.05 25.04 и сейчас работала только турбина №8.
Это была ДЕВЯТАЯ трагическая ошибка. ( и четвертое преступное деяние в эти сутки).
Инструкция запрещает отключать эту систему аварийной остановки реактора во всех случаях.
Одновременно персонал перекрывает подачу пара на турбину №8.
Это идет эксперимент по замеру электрических характеристик работы турбины
в режиме выбега. Турбина начинает терять обороты, напряжение в сети снижается и ГЦН, питающиеся от этой турбины начинают снижать обороты."

А.Н.Румянцев
"К этому моменту времени (1 час. 23 мин. 04 сек) уже от 19 до 36 сек в ТК с самыми длинными НВК подавалась вода с увеличенной температурой.
....образование локальной зоны надкритичности в нижней части активной зоны началось с момента начала подачи в ТК с самыми длинными НВК воды с увеличенной температурой, за период T=19¸36 сек."
=============================================================================================
Kostas: Т.е. к моменту закрытия стопорно-регулирующих клапанов к 8-ой турбине в 1 час. 23 мин. 04 сек как минимум в течение 19 секунд(максимум 36 секунд) в нижней части активной зоны уже существовала и развивалась область надкритичности с объёмом 11 куб.м. ~(2X2X2.7), т.е. в этом объёме было k>1.
И самое главное , существование  этой области со временем нарушило условие подкритичности реактора по мгновенным нейтронам.
Что означало полную потерю управляемости реактора.
И реактор стал не просто надкритичен ,и надкритичен по мгновенным нейтронам.
Аннушка стала интенсивно проливать масло как максимум с 1 часа 22 минуты 29 cекунд ( как минимум с 1 часа 22 минуты 45 cекунд)


Сообщение отредактировал kostas - Суббота, 07.02.2015, 21:43
 
егозаДата: Среда, 28.01.2015, 20:08 | Сообщение # 30
ОСНОВАТЕЛЬ ГОРОДА
Группа: АБОРИГЕНЫ
Сообщений: 9002
Статус: Отсутствует
И после ТАКОГО "кое-кто" угрожает взорвать АЭС!!!! cry
 
Форум » ОБЩЕСТВЕННО-ПОЛИТИЧЕСКИЕ ТЕМЫ » ПОЛИТИКА, СОЦИОЛОГИЯ, ЭКОНОМИКА » Проблемы Атомной и не только атомной энергетики (про былое и современное)
Страница 2 из 9«123489»
Поиск:


Copyright MyCorp © 2017