Czy Legasow w serialu “Czarnobyl” dobrze wytłumaczył przebieg awarii?

W piątym odcinku serialu Czarnobyl, w trakcie procesu, w którym sądzono m.in. Diatłowa, towarzysz Legasow podczas swojej wypowiedzi w całkiem ciekawy sposób próbuje przybliżyć słuchaczom, a także osobom oglądającym serial, o co chodzi z tym całym bilansem reaktywności w reaktorze. Muszę przyznać, że idea prostokątów na tablicy jest świetna, bo pokazuje to w naprawdę wyraźny i przejrzysty sposób, ale czy wykonanie było równie dobre? Sprawdźmy.

l1

Tutaj jednak muszę zaznaczyć, że zacznę to omawiać od rozpoczęcia eksperymentu. Rozpoczęcie analizy od dnia poprzedniego sobie daruję. Głównie dlatego, że zarówno w serialu, jak i w tym dokumencie, przedstawiona jest fałszywa chronologia zdarzeń, która w ogóle nie pokrywa się z tym co się działo w sterowni. Kolejną kwestią są błędy merytoryczne, dotyczące samych procesów w sterowni, jak chociażby odłączenie automatyki LAR na małej mocy.

Jeszcze jedna kwestia:
l2.pngOdczyt mocy cieplnej reaktora w przedstawionej powyżej formie został wprowadzony dopiero po awarii. Do samej awarii jedynymi przyrządami elektronicznymi jak ten wyżej, pokazującymi moc, były dwa wyświetlacze mocy elektrycznej, po jednym dla każdego generatora.

Zostawmy techniczne niuanse, bo w przypadku RBMK jest ich mnóstwo. Wróćmy do serialu.

Rozpoczynamy eksperyment!

O godzinie 1:23:04 rozpoczęto wybieg turbogeneratora ósmego.
O godzinie 1:23:39 zarejestrowano sygnał naciśnięcia guzika AZ-5.

Co się działo przez te 35 sekund?

Dosłownie chwilkę przed rozpoczęciem eksperymentu operatorzy wydali polecenie obliczenia operatywnego zapasu reaktywności, miało to miejsce o godzinie 01:22:30. Obliczenie OZR trwało zwykle od 8 do 15 minut. Kompletnym fałszem jest pokazywanie tego, że operatorzy znali wartość OZR na chwilę przed awarią, a w wielu miejscach jak np. ten serial, czy wszelakiej maści artykuły lub materiały “jutuberów”, przedstawiane jest to w taki sposób, jakby operatorzy znali tę wartość. Nie znali! Odczytana została ona dopiero po awarii, na Smoleńskiej elektrowni jądrowej. Mało tego, OZR nie był wyznacznikiem bezpieczeństwa w reaktorze RBMK, była to wartość mówiąca o tym, ile reaktywności możemy jeszcze z rdzenia podnieść, aby utrzymać reaktor na zadanej mocy i nie miało to nic wspólnego z jego bezpieczeństwem (do awarii).  Minimalna wartość OZR równa WARTOŚCI 15 prętów ręcznego sterownia wynikała stąd, że zmiana mocy reaktora ze 100% na 50% powoduje takie stężenie ksenonu (w maksimum), że utrzymanie reaktora na mocy 50% wymaga “wyciągnięcia” właśnie reaktywności o takiej wartości. A co jakby OZR był mniejszy od 15? Operatorzy nie mieliby opcji, aby utrzymać moc reaktora na zadanym poziomie i ta zaczęłaby spadać.
Pójdźmy dalej, jeżeli operator reaktora znałby wartość OZR na moment 01:22:30 i postąpiłby zgodnie z regulaminem wyłączając reaktor, to awaria zdarzyłaby się właśnie wtedy, a nie minutkę później. Tutaj akurat sprawa ma się podobnie jak z wyłączeniem AZ-5 od odłączenia dwóch turbogeneratorów. Jakby ta ochrona nie została wyłączona (swoją drogą została wyłączona całkowicie regulaminowo), to awaria zdarzyłaby się o 01:23:04.

To nie wszystko, serial oraz ww. osoby jak już piszą/publikują coś o awarii to przedstawiają OZR jako ilości prętów kontrolnych w rdzeniu. Kłamstwo! 

OZR to wartość reaktywności wyrażona w prętach kontrolnych.

OZR=7 oznaczał tyle, że w rdzeniu reaktora jest tyle prętów kontrolnych, że ich podniesienie “wrzuci” do reaktora reaktywność odpowiadającą wagowo siedmiu prętom kontrolnym ręcznego sterowania (waga ta była liczona dla reaktora pracującego w stanie ustalonym, przede wszystkim dla rozgrzanego reaktora). OZR=7 mógł być zachowany nawet i na 15 prętach kontrolnych, a rozkład pola neutronowego w rdzeniu oraz jego termohydraulika powodowały, że waga ich reaktywności mogła być taka, a nie inna. (Dla dociekliwych: OZR był liczony jako iloraz pewnych dwóch sum całek ze strumienia neutronów po wysokości rdzenia w niektórych jego miejscach). Jakiekolwiek liczenie OZR w stanach nieustalonych mijało się kompletnie z celem i było całkowicie bezensowne. Teraz naprawdę już wracamy do serialu.

O godzinie 1:23:04 rozpoczęto wybieg turbogeneratora ósmego.
Legasow tłumaczy to tak:

2l

Pompy przestały pompować wodę przez reaktor

Nieprawda. Odłączone zostały 4 z 8 pomp, spadło tylko natężenie przepływu.

Reakcja nie jest kontrolowana ani przez pręty kontrolne, ani przez przepływającą wodę

Nieprawda. Na moment rozpoczęcia testu moc wynosiła około 200 MW, była kontrolowana właśnie przez pręty kontrolne automatycznego regulatora (AR-1/2, ARM w trybie PK – kompensacji) i to on utrzymywał moc na tym poziomie, nie pozwalając jej wzrosnąć, ani za bardzo opaść. Niski OZR mówił nam tylko o tym, ile reaktywności możemy do rdzenia dołożyć, jak WYCIĄGNIEMY będące w rdzeniu pręty kontrolne. Do rdzenia mogliśmy wrzucić całą resztę wcześniej wyciągniętych prętów kontrolnych w trybie AZ-5T (z wyłączniem prętów USP, przynajmniej do awarii). Tutaj mieszają się ludziom dwa pojęcia:
1) reaktywność
2) bilans reaktywności.
Reaktywność mówi nam o odchyleniu reaktora od stanu krytycznego. W wielkim skrócie: reaktywność większa od 0 – moc rośnie. Reaktywność mniejsza od 0 – moc spada. Reaktywność równa 0 – moc na stałym poziomie, inaczej mówiąc, ilość neutronów w kolejnym pokoleniu jest taka sama jak w poprzednim. Reaktywność równa 0 może być zarówno przy 100 prętach w rdzeniu reaktora, jak i przy 1. Na tym polega kontrola mocy reaktora.
Bilans reaktywności wyjaśnię na prostym przykładzie. Weźmy pod uwagę RBMK na chwilę przed awarią, uprośćmy mocno sprawę i załóżmy, że jedynym negatywnym czynnikiem mającym wpływ na reaktywność jest ksenon. Dodatkowo powiedzmy sobie, że reaktor ma 20 prętów kontrolnych, każdy o wadze reaktywności “1”. 10 zostało wcześniej wyciągniętych, ponieważ ksenonu powstało tyle, że jego wartość ujemnej reaktywności wprowadzonej do rdzenia wynosiła -10. Mamy – 10 od ksenonu oraz +10 od prętów kontrolnych, zrobiliśmy bilans reaktywności, równa jest ona 0, moc równa jest 200 MW. Elegancko i do tego nadal mamy w zapasie 10 prętów kontrolnych, dzięki którym możemy zwiększyć moc reaktora.
Rozważmy dwie sytuacje, mamy wyżej wspomniany reaktor z 10 prętami w rdzeniu, 10 prętów nad rdzeniem, reaktywnością równą 0 i mocą równą 200 MW.
Drugi reaktor – 20 prętów wyciągniętych z rdzenia (takie warunki termohydrauliczne), reaktywność równa 0, moc równa 200 MW.
Jeżeli pojawiłaby się sytuacja, która spowodowałaby dorzucenie do reaktora reaktywność o wartości +11, np. wyłączenie pomp, zaczęłoby powstawać bardzo dużo pary.

Drogi czytelniku, który z dwóch reaktorów byłby w stanie skompensować wzrost reaktywności: ten, który ma 10 prętów kontrolnych nad rdzeniem, czy ten, który ma 20 prętów kontrolnych nad rdzeniem?
a) +11 (od pary) – 10 (od wszystkich prętów wchodzących do reaktora)= +1, reaktywność dodatnia, moc rośnie, więcej pary, a my nie mamy jak jej kompensować, wszyskie pręty w rdzeniu!
b) +11 (od pary) – 20 (od prętów wchodzących do reaktora)= -9, reaktywność ma ujemną wartość, moc spada błyskawicznie, reaktor bezpiecznie się wyłącza.
Chciałem pokazać tylko, że wyciągnięcie prętów kontrolnych z rdzenia nie jest niczym strasznym, w stytuacji, w której reaktor jest poprawnie zaprojektowany.

comment_placzm0zw4wpcjr9kqkjojwo17omjt4hOlaboga pręty wyciągają

Jakakolwiek narracja w postaci “OPERATORZY WYCIĄGNELI PRAWIE WSZYSTKIE PRĘTY KONTROLNE Z RDZENIA ŁOESU” jest sianiem paniki i głupoty. A przynajmniej nie powinno być problemem (jeszcze raz to napiszę) w DOBRZE skonstruowanym reaktorze. W przypadku RBMK na dzień awarii tak nie było. Kłania się efekt krańcowy prętów, o którym operatorzy nie wiedzieli, ale o tym na samym końcu.

Wracając do Legasowa, spadek natężenia przepływu miał wpływ na wzrost reaktywności, ale ten wzrost reaktywności od powstawania większych ilości pary w reaktorze, był kompensowany przez wyżej wspomniany automatyczny regulator.

Pozostała w rdzeniu reaktora woda zamieniała się w parę. Nie było świeżej wody, aby ją zastąpić.

Prawdą jest, że powstawało coraz więcej pary, ale to nie dlatego, że ta woda stała w kanałach paliwowych, ale dlatego, że coraz mniej jej przepływało. Stwierdzenie, że nie było świeżej wody, aby ją zastąpić jest nieprawdą. W ciągu 35 sekund natężenie przepływu spadło z 56 800 m^3/h do 51 000 m^3/h (“świeża” wodą jest ciągle dostarczana do separatorów pary skąd dalej trafia do reaktora). Zanim ktoś powie, że to mała wartość, to przypomnę, że 25 kwietnia na początku poprzedniej zmiany Akimowa, natężenie przepływu wody przez reaktor pracujący na mocy 3100 MW równe było 48 000 m^3/h.

Legasow dalej tłumaczy.

Para zwiększa reaktywność, reaktywność zwiększa ilość ciepła, która zwiększa ilość pary, para zwiększa reaktywność. Pozostały ksenon rozpada się, moc rośnie, nic nie zostało, aby to powstrzymać.

Niby tak, ale nie do końca. Para zwiększa reaktywność? Owszem! Reaktywność zwiększa ilość ciepła? Wzrost reaktywności kompensowany jest, jak już wyżej pisałem, przez automatyczny regulator, pary przybywa głównie, ponieważ spada natężenie przepływu. Tutaj jeszcze nie występuje lawinowy skok mocy przez pojawienie się pary, jest on niewielki.

Ksenon rozpada się, moc rośnie <– Na rany Toptunowa, jakie to brzydkie stwierdzenie. Zatrucie ksenonem było skompensowane przez wyciągnięcie prętów kontrolnych. Reaktywność na początku wybiegu turbogeneratora była równa 0. Powstaje więcej pary, regulator nakazuje prętom wejście do rdzenia. Powstaje więcej pary, regulator nadal nakazuje wejście prętom do rdzenia. Wzrost mocy w ciągu 35 sekund nie był na tyle duży, aby pozbyć się dużej ilości ksenonu, miało to w zasadzie marginalne znaczenie.

W tym momencie Legasow ściągnął wszystkie niebieskie tabliczki, które symbolizowały ujemną reaktywność. W serialu pokazane jest to, że moc reaktora rośnie i to powyżej 600 MW i dalej i dalej, po czym operatorzy naciskają AZ-5, aby wyłączyć reaktor. W międzyczasie Legasow mówi, że AZ-5 powoduje zrzut wszystkich prętów kontrolnych do rdzenia.

Na dzień awarii jest to nieprawda, naciśnięcie przycisku AZ-5 wywołuje sygnały AZ-5 oraz AZ-5T, te nie mają podpiętych pod swoją automatkę prętów AR-1/2, ARM oraz USP, stąd podczas naciśnięcia guzika AZ-5 do rdzenia wchodzi tylko 175 prętów (LAR, AZ, PK-AZ, PK-RR, RR).

Właśnie m.in. w tym momencie pokazana jest bardzo fałszywa wersja wydarzeń. Jakby było tak, jak jest to pokazane w serialu czy wspomnianym na początku dokumencie, operator reaktora nie musiałby nic robić, bo zadziałałby AZ-5, wywołany sygnałem AZM.

WAŻNE
AZ-5 od AZM to nie to samo co AZ-5 z pulpitu operatora
Wywołanie AZ-5 na pulpicie operatora generuje dwa sygnały: AZ-5T i AZ-5 

AZM to sygnał powstający, gdy reaktor pracuje na mocy większej niż MKU (minimalny kontrolowany poziom mocy reaktora) oraz gdy moc reaktora w jednym z sektorów reaktora przekracza moc zadaną o dany procent (ten AZ-5 działa po sektorach, a nie globalnie, nie wprowadza on też LAR, AR-1/2, ARM do rdzenia, a także na dzień awarii mógł wywołać sygnał “PK-W GÓRĘ”, który nakazywałby prętom grupy PK-AZ wyjście z rdzenia, aby ustabilizować moc). Inaczej mówiąc, reaktor sam włączyłby właśnie to AZ-5, które spowodowałoby wejście części prętów kontrolnych do rdzenia. Można zobaczyć, że tak się nie dzieje i po przekroczeniu mocy 530 MW AZM się nie załącza, a jest to całkowicie sprzeczne z faktami.

Diatłow złamał wszystkie zasady, które mieliśmy.

A to kolejna głupia narracja powtarzana dosłownie wszędzie. Wymieniane błędy operatorów to:
1) zbyt duże natężenie przepływu wody na niskiej mocy,
2) spadek OZR poniżej 15 RR,
3) przeniesienie ochrony od niskiego poziomu wody w seperatorze pary z AZ-1 na AZ-5,
4) odłączenie systemu awaryjnego chłodzenia rdzenia (SAOR),
5) zmiana wartości awaryjnej ochrony w seperatorze pary z 5,5 MPa na 5 MPa,
6) AZ-5 od odłączenia dwóch TG wyłączony.

5 – operatorzy mieli wolną rękę do ustawienia nastawy tej ochrony – Regulamin przełączania kluczy i blokad zabezpieczeń technologicznych reaktora
6 – dozwolone przy pracującym jednym turbogeneratorze na małej mocy – Regulamin przełączania kluczy i blokad zabezpieczeń technologicznych reaktora
4 – niezgodne z – Regulamin eksploatacji 3 i 4 bloku Czarnobylskiej Elektrowni jądrowej, natomiast zgodne z – Regulamin przełączania kluczy i blokad zabezpieczeń technologicznych reaktora. Z punktu widzenia awarii istnienie SAOR nie miało kompletnie znaczenia, nie pojawił się żaden sygnał, który mógłby załączyć włączenie SAOR przed zniszczeniem rdzenia
3 – niezgodne z Regulamin eksploatacji 3 i 4 bloku Czarnobylskiej Elektrowni jądrowej, AZ-5 nadal funkcjonowało tyle, że na poziomie -1100 co było domyślną nastawą i zgodną z – Rozwiązania techniczne kwestii ochrony reaktora od spadku poziomu wody w separatorach pary i od spadku natężenia przepływu wody zasilającej, NIKIET (projektanci reaktora), Hydroprojekt, 1983 r.

Punkty 1 oraz 2 były złamaniem regulaminu, niemniej żaden z ww. punktów łącznie z 1 i 2 nie miał wpływu na samą awarię/jej przebieg. (Analiza pracy głównych pomp cyrkulacyjnych przed i w trakcie trwania pierwszej fazy awarii na czwartym bloku CzEJ, Instytut Kurczatowa, № 333/1-360-89; Chalimonczuk W. A. Dynamika reaktora o parametrach rozproszonych w badaniach stanów przejściowych reaktorów WWER i RBMK)

Jeżeli miałyby wpływ, to awaria zdarzyłaby się PRZED naciśnięciem AZ-5 w 1:23:39, natomiast to naciśnięcie AZ-5 jest początkiem awarii, o czym świadczą chociażby obliczenia numeryczne dla awarii, a co więcej te same obliczenia pokazują, że przy dobrze zaprojektowanych prętach kontrolnych do awarii by nie doszło (a nawet przy włączeniu prętów USP w automatkę AZ-5T), co potwierdza powyższe stwierdzenie o złamanych punktach regulaminu.
Kiedyś z powodu kłamstw ze strony radzieckiej mówiono, że zejście z mocą cieplną reaktora poniżej 700 MW było złamaniem regulaminu. Takiego zapisu nigdy nie było i nigdy nie funkcjonował. Do uwierzenia w bajkę przyznaje się także Międzynarodowa Agencja Energii Atomowej (IAEA) w raporcie INSAG-7, który jest poprawą INSAG-1, zaś ten bazował w dużej mierze na kłamstwach. I tu przy okazji dam radę osobom szukającym fachowej literatury o awarii – cokolwiek bazującego na INSAG-1 można odłożyć na bok.
Często pojawia się też zarzut zmiany mocy występującej w parametrach testu. Ten zarzut nie jest traktowany poważnie przez chyba żadną komisję – nie jest to ważne, a powołują się na to osoby, które nie za bardzo rozumieją wartości parametrów testu i skąd one wynikały.
Moc 1000 – 700 MW miałaby sens przy badaniu zaworów bezpieczeństwa – wymóg dostarczenia dostarczenia odpowiednich ilości pary przy bezpiecznej pracy reaktora. Natomiast samo testowanie wybiegu turbogeneratora powinno odbywać się na możliwie najmniejszej mocy (większej niż MKU), stąd wartość  160-200 MW, chociaż na wyższej nie było zabronione. Z czysto technicznego punktu widzenia niższa wartość mocy była poprawna (zarówno pod względem późniejszego wyłączenia reaktora, Regulamin eksploatacji 3 i 4 bloku Czarnobylskiej Elektrowni jądrowej – 12.4).

Legasow:

Ale wierzyli w to, że AZ-5 wyłączy reaktor <pokazuje palcem na Diatłowa> ale nie w warunkach jakie on stworzył

Hola hola panie Legasow. O regulaminie dla pracowników już wyżej wspomniałem i o tym, że wspomniane stworzone warunki nie za bardzo “popsuły” reaktor. Weźmy do ręki Zasady bezpieczeństwa jądrowego dla elektrowni jądrowych:
czk.png
w której to książeczce są opisane zasady, które musi spełniać reaktor jądrowy przed oddaniem go do eksploatacji (na tamte czasy). Żeby nie robić opowiadań, spójrzmy tylko na dwa z paru złamanych punktów, których dopuścili się projektanci reaktora.

3.3.5 – przynajmniej jeden z systemów bezpieczeństwa powinien zapewnić sprowadzenie reaktora do stanu podkrytycznego w każdych warunkach pracy.

3.3.26 – System awaryjnego wyłączania reaktora ma zapewniać błyskawiczne i automatyczne przerwanie reakcji łańcuchowej w następujących przypadkach:
– przy przekroczeniu zadanej mocy,
– przy osiągnięciu zadanej wielkości okresu reaktora lub reaktywności,
– przy zaniku napięcia na silnikach napędowych prętów kontrolnych,
– przy pojawieniu się awaryjnych sygnałów technologicznych wymagających wyłączenia reaktora,
naciśnięcia przycisku awaryjnego wyłączania reaktora.

Czy punkty te zostały spełnione?
1021399201Hmmmm.

Legasow:

O 01:23:40 Akimow naciska AZ-5, wprowadza tym samym wyciągnięte wcześniej pręty z reaktora ponownie do rdzenia. Pręty zbudowane są z węgliku boru, który wygasza reakcję, ale nie końcówki! Te są zbudowane z grafitu, który przyśpiesza reakcję.
– Dlaczego – pyta sędzia
W skrócie Legasow odpowiada, że “taniej”.

Przypomnienie: grafitowe końcówki miały 4,5 metra długości i w przypadku, gdy pręt ręcznego sterowania był wyciągnięty z rdzenia, to te 4,5 metra znajdowało się centralnie w rdzeniu, mając pod i nad sobą 1,25 metra wody (tylko pręty AR-1/2, ARM nie miały grafitu pod sobą).

paliwowe11 – pręt paliwowy, 2 – budowa prętów kontrolnych z wyłączeniem prętów USP, AR-1/2, ARM, 3 – grafit

Nie dlatego, że było to tańsze rozwiązanie, umieszczenie grafitu pod prętem kontrolnym na takiej wysokości było rozwiązaniem słusznym z punktu widzenia neutroniki rdzenia. Nie traciliśmy wtedy neutronów w wodzie. Dlaczego cały kanał nie był wypełniony grafitem? Bo pod reaktorem nie było tyle miejsca. Dopiero po awarii przesunięto ten grafit na dół kanału, likwidując słup wody, który był pod nim (a w późniejszych modyfikacjach zastosowano teleskopowe połączenia na górze części grafitowej, przez co cały grafit wypełnia kanał). Warto jeszcze przypomnieć to, że pręty kontrolne miały oddzielny system chłodzenia i nie pracowały one w takich samych warunkach temperaturowych, co pręty paliwowe.

Pierwsza część prętów, która dociera do rdzenia to grafitowe końcówki […]

Tak jak wyżej napisałem, w przypadku gdy pręt był wyciągnięty z rdzenia to ten grafit był w rdzeniu reaktora, wypychał on 1,25 metrowy słup wody spod siebie, to właśnie to jest sprawcą całego zamieszania.

[…] i kiedy to robią, reakcja która powinna być wygaszona – wystrzeliwuje w kosmos. Każda molekuła wody natychmiastowo zamienia się w parę, która rozszerzając się niszczy kanały paliwowe. Pręty kontrolne w kanałach nie mogą się dalej poruszać. Grafitowe końcówki blokują się przyśpieszając w nieskończoność reakcję rozszczepienia. Czarnobylski reaktor nr 4 jest teraz bombą jądrową.

Tutaj nie mam się za bardzo do czego przyczepić, prócz stwierdzenia, że reaktor jest bronią jądrową. To jest fizycznie niemożliwe.

I tutaj kończę swoje czepialstwo co do wypowiedzi Legasowa o reaktorze, tylko na tym chciałem się skupić. Jak widać w serialu nie za dobrze został odwzorowany przebieg awarii, to tylko 35 sekund, a co dopiero opisywanie awarii od 25 kwietnia.

Spróbuję opisać te 35 sekund tak, abyście zrozumieli, co stworzyli projektanci reaktora, których do końca życia nie spotkała żadna kara, a oberwało się personelowi.

Rozpoczynamy o 1:23:04, 26 kwietnia 1986 roku.
Stan reaktora: 200 MW, AR-1 w pracy, AR-2 w gotowości, ARM – w trybie PK,
rektywność ~0. Regulator utrzymuje moc na zadanym poziomie.
Slajd6
4 pompy z 8 przestają pracować:
Slajd7Slajd8Slajd9Slajd10
I tak dalej, taka sytuacja trwa przez te 35 sekund, ale ta dodatnia reaktywność spowodowała jednak to, że moc reaktora podskoczyła raptem tylko o ~30 MW.

Aby podwyższyć moc cieplną reaktora z poziomu 200 MW do 230 MW, należało do rdzenia wprowadzić reaktywność o wartości około 0,00000399 (pesymistyczne założenie, bez uwzględnienia neutronów opóźnionych). Zaokrąglijmy powyższą wartość do 0,000004. Wartość βeff dla reaktora nr 4 podczas awarii wynosiła około 0,005. Tłumacząc na ludzki, co to znaczy? Jeżeli wprowadzi się do reaktora reaktywność równą lub większą wartości βeff, reaktor staje się natychmiastowo krytyczny, do potrzymania reakcji łańcuchowej nie są nam potrzebne neutrony opóźnione, same neutrony natychmiastowe są w stanie to zrobić, moc reaktora rośnie wtedy eksponencjalnie.

Do wciśnięcia przycisku AZ-5, nie pojawia się żaden sygnał z automatyki, który mógłby spowodować zadziałanie AZ-5 lub podsunąć operatorowi sugestię, że coś jest nie tak.

Nasuwa się pytanie, po co operator naciska guzik AZ-5, skoro nie ma ku temu przesłanek?

Dwie opcje:
1) Będąc na miejscu operatora, widzielibyśmy pręty AR-1 oraz AR-2 zanurzone w rdzeniu oraz to, że pręty ARM zaraz znajdą się w swoim krańcowym położeniu i nie będziemy mieli czym kompensować mocy. Jedyną opcją jest krótkotrwałe naciśnięcie przycisku AZ-5. Spowodowałoby to chwilowe obniżenie części prętów kontrolnych, a to pozwoliłoby skompensować reaktywność. Dopiero po awarii guzik AZ-5 zamieniono na przełącznik (klucz) z automatyką zapamiętywania sygnału wywołującego, do awarii chwilowe naciśnięcie AZ-5 nie powodowałoby obniżenia prętów kontrolnych “do oporu”.
2) Koniec eksperymentu.

Nikt już nie ustali dlaczego AZ-5 został wciśnięty, stało się. Co dalej?
(Tutaj drobna uwaga na temat OZR, wejście AR-1/2 oraz ARM do rdzenia + zmiana termohydrauliki powoduje to, że w momencie naciśnięcia AZ-5 OZR jest większy od “wymaganych” 15)

175 wcześniej wspomianych prętów kontrolnych wchodzi do rdzenia, po 3 sekundach wartość reaktywności od tych prętów osiąga maksimum na poziomie około +1,15 βeff. 

Jak już wiecie, przekroczenie wartości βeff wprowadza reaktor w stan, w którym jego moc rośnie dosłownie błyskawicznie, ale czy to wszystko? Jeszcze para! Powstanie gigantycznej ilości pary wprowadza do rdzenia kolejne ~ +4-5 βeff.

Stojąc na miejscu Toptunowa, zauważylibyśmy coś podobnego (moje zdjęcie z bloku drugiego, na trzecim i czwartym jest inne ułożenie przyborów na panelach kontrolnych):
Prezentacja 3.pngpokazane powyżej ustawienia wskaźników wywołują sygnał AZSR oraz AZM. (01:23:42)
Jak mogła wyglądać reakcja operatorów?

 

mememe2.JPG

Skąd taka reakcja u operatorów?
Naciśniecie przycisku AZ-5 na pulpicie operatora z miejsca wywołuje sygnał AZ-5 oraz AZ-5T. To powoduje opuszczanie się prętów kontrolnych do rdzenia
– wyłączamy reaktor (⌐ ͡■ ͜ʖ ͡■).

Chwilunia! Po około 3 sekundach od planowanego wyłączenia reaktora pojawia się sygnał:
1) AZSR – mówiący o tym, że okres reaktora spadł poniżej 20 sekund (przed AZ pojawia się PS o przekroczeniu 40 sekund). Okres reaktora, czyli wartość, która mówi o tym, w jakim czasie moc reaktora rośnie “e-krotnie”. Okres równy 10 minutom = w ciągu 10 minut moc reaktora zwiększy się 2,71 razy. Tym samym w przypadku włączonego chociaż jednego automatycznego regulatora, AZSR nie wyda komendy wyłączenia reaktora.
2) AZM – przewyższenie mocy w jednym z sześciu sektorów reaktora. Sygnał będzie wyłączał sektor reaktora, w którym moc została przekroczona do momentu ustania sygnału wywołującego.
Podsumowując: wyłączamy reaktor, a jego automatyka mówi nam, że musi go jeszcze raz wyłączyć, bo moc wzrosła za bardzo, a i okres reaktora spadł poniżej 20 sekund (był równy ~0,33 s).
To jest niewyobrażalnie kuriozalna sytuacja.

Jakby przedstawić to na wykresach, sytuacja ta wyglądałaby w sposób następujący. Są to wykresy uwględniające tylko zmiany reaktywności i mocy, spowodowane ruchem prętów kontrolnych.

1) 11 – moc w dolnej połowie rdzenia, 2 – średnia moc, 3 – moc w górnej części rdzenia, 4 – reaktywność

Powyższa sytuacja pokazuje to, co stało się podczas awarii, duży wzrost reaktywności i  mocy.

2)

2
1 – moc w dolnej połowie rdzenia, 2 – średnia moc, 3 – moc w górnej części rdzenia, 4 – reaktywność

Tutaj natomiast przedstawiona jest sytuacja, w której pod atomatykę AZ-5T podczepione są pręty USP – te, które wchodzą do rdzenia od spodu. Jak widać reaktor z czasem uległby wyłączeniu i awaria mogłaby nie nastąpić, mogłaby mieć o wiele mniejszy wymiar.

3)

 

3
1 – moc w dolnej połowie rdzenia, 2 – średnia moc, 3 – moc w górnej części rdzenia, 4 – reaktywność

Ostatni wykres to przedstawienie sytuacji, w której zamiast będących podczas awarii prętów kontrolnych zostałyby zainstalowane zmodernizowane – czyli część grafitowa  byłaby przesunięta ku dołowi, eliminując tym samym słup wody, efekt krańcowy w ogóle by się nie pojawił, reaktor zostałby wyłączony.

Podsumowując:
1. Błędna konstrukcja prętów kontrolnych i niewystarczające obliczenia (współczynnik reaktywności przestrzeni parowych) są elementami, które spowodowały awarię.
2. Operatorom można zarzucić niską kulturę bezpieczeństwa. Naruszenia w odniesieniu do regulaminu: spadek OZR, zbyt duże natężenie przepływu wody na zadanej wtedy mocy reaktora.

3. 28Nikołaj Dolleżal, główny projektant reaktora RBMK umiera w spokoju mając 101 lat.
Tylko w okresie 1946-1970 wprowadzono do eksploatacji 24 reaktory jego projektu, przez wiele lat główny dyrektor NIKIETu, obok Kurczatowa ojciec radzieckiej energetyki jądrowej, twórca reaktorów wojskowych, które przez wiele lat produkowały pluton dla radzieckich głowic jądrowych, twórca reaktora produkującego tryt do broni termojądrowej. Nagradzany był sześciokrotnie orderem Lenina, Orderem Czerwonej Gwiazdy, Orderem Czerwonego Sztandaru Pracy, Orderem Rewolucji Październikowej, dwukrotnie Bohater Pracy Socjalistycznej i paroma innymi.
Jeden z wielu, kto jeszcze był odpowiedzialny za RBMK?
Główny kierownik projektu – A. P. Aleksandrow
Zastępca głównego kierownika – S. M. Fejnberg
Konstruktor – technolog kaset paliwowych – A. A. Boczar
Zastępca głównego konstruktora reaktora – J. M. Bułkin
Każdy z ww. podobnie odznaczany.

Chyba teraz rozumiecie, dlaczego w procesie osądzane były te, a nie inne osoby.

Rafał,
nuctoday@gmail.com

Основы теории и методы расчета ядерных энергетических реакторов (под редакцией доктора физ.-мат.наук Г. А. Батя). Энергоиздат. 1982.
Саркисов А. А., Пучков В. Н. Физика переходных процессов в ядерных реакторах. Энергоатомиздат, 1983
Дружинин В. Е, Тишкин Ю А. Точечная методика расчета ядерной без опасности реакторов РБМК. Вопросы атомной науки и техники. Сер. «Физика и техника ядерных реакторов», 1986, вып. 2, с.3-7.
Отчет ИЯИ. «Исследование нейтронно-физических характеристик энергетических реакторов РБМК“. Киев, 1985.
Методика и результаты расчета нестационарных полей энерговыделения в реакторах РБМК / В. А. Халимончук, А. В. Кучин, А. В. Краюшкин, Ю. И. Лавренов. — К. : ИЯИ АН УССР, 1985. — 38 с. — (Препринт КИЯИ-85-19).
Халимончук В. А., Динамика реактора с распределенными параметрами в исследованиях переходных режимов эксплуатации ВВЭР и РБМК. – К.: Основа, 2008. — 228 с.
Халимончук В. А.,Рокаревский В. В., Краюшкин А. В., Кучин А. В., Маръяненко В. Д.
Расчетные исследования поведения нейтронной мощности и реактивности в первой фазе аварии на Чернобыльской АЭС: Препринт ИЯИ АН УССР: КИЯИ-90-19. — К., 1990. — 17 с.
Технологический регламент по эксплуатации 3-го и 4-го энергоблоков Чернобыльской АЭС. ВПО Союзатомэнерго. 1984 г.
Рабочая программа испытания турбогенератора № 8 Чернобыльской АЭС в режимах совместного с нагрузкой собственных нужд.
Анализ режима работы ГЦН в предварительный период и в первой фазе аварии на 4-ом блоке ЧАЭС. Отчет ОКБМ и ИАЭ им. И.В. Курчатова, инв. № 333/1-360-89.
Регламент переключения ключей и накладок технологических защит и блокировок. ЧАЭС, инв. № 280/11.
Правила ядерной безопасности атомных электростанций. ПБЯ-04-74. Москва,
Атомиздат, 1976 г.
Хронология аварии на 4-м блоке ЧАЭС. Анализ причин. Аналитический отчет, Карпан Н.В., №Д-17-2001, Киев.
Техническое решение по вопросу схем защит реактора от снижения уровня в сепараторах пара и от снижения расхода питательной воды, НИКИЭТ, “Гидропроект”, 1983 г.
Исследования нейтронно-физических характеристик реактора РБМК-1000 Чернобыльской АЭС в Институте ядерных исследований АН УССР в до- и послеаварийный период: ретроспективный анализ, В. А. Халимончук, А. В. Кучин,
В. В. Токаревский, ISSN 2073-6237. Ядерна та радіаційна безпека 1(69).2016
Оценка вклада парового коэффициента реактивности и концевого эффекта СУЗ в развитие аварии на энергоблоке № 4 Чернобыльской АЭС, В. А. Халимончук, А. В. Кучин, В. В. Токаревский, ISSN 2073-6237. Ядерна та радіаційна безпека 1(69).2016
Доллежаль Н. А. У истоков рукотворного мира : (записки конструктора). — Изд. 4-е, дополненное. — М.: ИздАТ, 2010. — 262 с
The Chernobyl accident : updating of INSAG-1 : INSAG7 : a report by the. International Nuclear Safety Advisory Group. — Vienna

4 thoughts on “Czy Legasow w serialu “Czarnobyl” dobrze wytłumaczył przebieg awarii?

  1. Legasow był podwładnym wspomnianego w artykule Aleksandrowa, naturalnie więc nie był bezstronny. Ogólnie cała historia jest niezwykle ciekawa. Bardzo polecam książkę “Midnight at Chernobyl”, jak również warto też posłuchać relacji bezpośredniego świadka – Diatlowa. Dostępne na YouTube.

    Like

    1. Dużo ciekawych informacji do zrozumienia nawet dla laika.
      Nie zrozumiałe tylko dlaczego
      “175 wcześniej wspomianych prętów kontrolnych wchodzi do rdzenia, po 3 sekundach wartość reaktywności od tych prętów osiąga maksimum na poziomie około +1,15 βeff.”
      skoro grafitowe końcówki i tak były już w rdzeniu oraz co by się stało gdyby AZ-5 nie był wtedy wciśnięty.

      Like

      1. Pamiętaj o tym, że pod tymi prętami znajdowało się 125 cm wody. W tym przypadku grafit momentalnie zastępuje wodę. Jest on o wiele lepszym moderatorem (około 20 krotnie lepszym – chociaż to silnie zależy od parametrów reaktora, tak czy inaczej jest lepszym zdecydowanie), więc nagle otrzymujesz o wiele większą ilość zmoderowanych neutronów, które powodują jeszcze większą ilość rozszczepień. Stąd właśnie taki duży skok reaktywności.
        “co by się stało gdyby AZ-5 nie był wtedy wciśnięty” to już solidne gdybanie, bo musiałbyć wciśnięty chociażby ze względu na koniec eksperymentu. Nigdy nie spotkałem się z żadnymi obliczeniami, które pokazywałyby zachowanie reaktora bez wciśnięcia AZ-5.
        Z praktycznego punktu widzenia: natężenie przepływu spadałoby do jakiegoś określonego poziomu specyficznego dla pracujących czterech pomp na zadanych nastawach. Moc rosłaby do momentu ustabilizowania się przepływu. Tutaj bez obliczeń numerycznych raczej nie da się określić do jakiego poziomu moc urosłaby. Jeżeli zostałby przekroczony poziom 530 MW to zadziałałby AZM wywołujący AZ-5, więc sytuacja powtarza się. Taki scenariusz jest niemożliwy właśnie ze względu na to, że pręty ARM praktycznie całe już były zanurzone w rdzeniu reaktora.

        Like

Leave a Reply

Fill in your details below or click an icon to log in:

WordPress.com Logo

You are commenting using your WordPress.com account. Log Out /  Change )

Google photo

You are commenting using your Google account. Log Out /  Change )

Twitter picture

You are commenting using your Twitter account. Log Out /  Change )

Facebook photo

You are commenting using your Facebook account. Log Out /  Change )

Connecting to %s