#Атомное #ЧАЭС
Часть 1 https://fanfics.me/message384285
Часть 2 https://fanfics.me/message384286
Часть 3 https://fanfics.me/message384287
Целиком исправленное на фикбуке https://ficbook.net/readfic/8313046

Рассказ про аварию на ЧАЭС. Не про ликвидацию - только про физические процессы, приведшие к аварии и технические решения в РБМК-1000* стоявшие за ними. Совсем немного про организацию и людской фактор.

* (Реактор большой мощности канальный, "1000" - это округленная номинальная электрическая мощность энергоблока в мегаваттах, где он используется)

Я мог бы закопаться в кипу документов, начать цитировать оттуда умные фразы, но таких описаний полно в интернете. Да и ИНСАГ-7 каждый сам может прочитать (но не каждый поймёт что прочитал).
Есть ещё короткая презентация на 8мб.
https://mega.nz/#F!IX5jHSwA!WKha0KDdO0LLSJtq9Wii5Q
Если в неё ничего не понятно – не страшно, там картиночки.

Можно ещё тут http://reactors.narod.ru/rbmk/index.htm изучить вопрос - как РБМК устроен.

Я долго не хотел ничего писать на эту тему потому что сказано о теме и без меня. Я вообще её считаю исчерпанной полностью. Там всё уже и ежу понятно. (есть пара моментов, но время и их раскроет. Почему не торопятся - но никому уже настолько точные модели не интересны, они только чуток уточнят, когда имеющиеся выводы для безопасности более чем достаточны. )

Но есть одна не занятая ниша в рассказах "как оно было" - простые на пальцах (без сложных цифр и формул) объяснения. Но при этом написанные специалистами. Ведь объяснять на пальцах сейчас берется каждый не «атомный» инженер прочитавший Википедию, пяток статей типа специалистов - и это в моих глазах выглядит как "мне Рабинович напел". Это если вежливо. Если грубо - это очень сильно переработанный продукт.

Почему же толковых, но кратких пояснений мало или почти нет, понять можно: упрощение вводит искажения, человек может выставить себя не специалистом или неизбежно сказать глупость. Поэтому предпочитает промолчать.

Так как тут на такое есть "заказ", так уж быть - напишу. Да и я не опасаюсь ошибиться, вряд ли тут кто мои ошибки заметит. Могу сложнее и замудрённее, но не стану. Рассказ будет максимально разжёванным. Математика будет, но уровня 9-го класса.

Поскольку меня никто не грозится выкинуть из вертолёта начну неторопливо. С самого начала. Буду идти постепенно и с экскурсам и немного в сторону - "что вижу, то пою". Так как пишется "за раз" иначе охватить главное у меня не выйдет. И всё равно, разумеется, рассказ будет чудовищно неполным.

Основы

"Избыток" нейтронов есть не только в изотопах урана или плутония, он во всех элементах тяжелее железа (включая его), иначе говоря при их делении будет выделяться энергия. (А при слиянии всего что легче железа - выделяться, это "термоядерный синтез", в англомове куда проще и короче - fusion, расщепления ядер соответственно - fission)

Энергия выделяется в виде гамма-квантов (незаряженные частицы обладающие высокой проникающей способностью), бета-излучения (электронов - их задерживает* и тонкий слой резины), но самое главный выход тепла содержится в осколках деления - ядрах атомов поменьше. Они раскалены скажем так. Именно поэтому >95% (Зависит от типа реактора, у рассматриваемого РБМК - 97% на память) тепла выделяется в топливе, а не в омывающем его теплоносителе, замедлителе и контрольных стержнях.

*Все процессы в ядерной физике имеют вероятностный характер. И одна отдельная частица может пробить хоть метр свинца. Шанс такой есть. Но когда дело касается миллионов мелких вероятностных событий, всё складывается во вполне постоянные коэффициенты ослабления. И можно считать, что альфа излучение (ядра гелия), например, не способно пробить лист бумаги или плотную ткань.

Теплоносителю тепло передаётся за счет теплопроводности и теплотдачи - так же как от электронагревателя в чайнике к воде, это думаю понятно всем.

И также как в чайнике если вода выкипет, или тепло не будет отводиться по любой иной причине - расплавится (или просто повредится) и топливо. Поэтому первоочередной задачей безопасного обращения с ЯР (ядерным реактором) является непрерывный отвод тепла от топлива (топливных сборок, топливной композиции - об этом позже). До тех пор пока он идёт - всё отлично. Но это понимание происходящее из теплофизики. Доступное любому теплоэнергетику, есть и иные детали, но они увы требуют уже понимания физики реактора.

Традиционно процессы и расчёты в реакторе делятся на тепло-гидравлические и нетройнно-физические. Они неотрывно друг от друга зависят, и рассчитывать любые из них не принимая в расчет соседнюю епархию нельзя. Именно поэтому оператора реактора не готовят из большинства выпускников физико-технических специальностей знающих будто бы всё о ядерной физике и физике (говоря просто "физика" реактора всегда подразумевается нейтронная физика), но у которых случается идиосинкразия при виде теплогидравлического оборудования, или же из котельщиков собаку съевших на теплогидравлике, но ни черта не смыслящих в физике.

Что касается переподготовки и повышения квалификации... Не мне о них рассказывать. Все всё понимают. И так всё в любой отрасли.

Не понимая хотя одной их "половин" понять, как работает, особенно на переходных режимах (пуск, останов, смена мощности), ЯР нельзя. Ныне управлять реактором или АЭС или блоком могут специалисты очень конкретного и узкого списка специальностей. И это правильно.

А вот биография известно кого:

Мнение о происходившем в Минэнерго: http://avkrasn.ru/article-3633.html Смотреть «Главная причина или "кадры решают всё». хотя сам я не считаю, что есть какая-то «главная» и какая-то «второстепенная» причина.

Итак, к ядерному "чайнику". Почему именно в нём уран (или плутоний-239)? Причём не какой-то, а с неким требуемым содержанием урана-235?

Что такое изотопы - все знают? Это если число положительно заряженных протонов в ядре то-же, а нейтральных нейтронов - разное. С точки зрения химии разница незаметна, с точки зрения физики - колоссальна.

Уран при делении нейтронов производит не только осколки, но ещё и 2-3 новых нейтрона*. Что закладывает возможность организации цепной само поддерживающейся ядерной реакции.

Но и это бы не имело никакого значения, если бы сечение взаимодействия** (причём конкретного - реакции деления) нейтрона с ядром урана не было бы высоко. Сочетание этих факторов позволяет создать ЯР или ядерную бомбу.

*Помня о вероятностном характере, но в расчётах берётся "полтора землекопа" - и выход нейтронов на одно деление или просто "выход нейтронов" считается нецелым, усредненным.

Выход этот ещё и зависит от энергии ударяющегося в ядро нейтрона. Чем выше энергия (скорость) нейтрона, ударяющегося я в ядро (квантмех говорит нам, что там всё сложнее, но опустим для простоты), тем выше выход новых нейтронов. В итоге этот выход зависит от спектра нейтронов. А это спектр, например, зависит температуры замедлителя и топлива, период кампания ЯР, числа регулирующих стержней в ЯР, его отравления итп итд.

Прозвучала куча непонятных слов? Не надо запоминать. Тут они скорее для того чтобы показать, как всё сложно если начать копаться.

**А это важно. Сечение взаимодействия - это (упрощая) мера вероятности с которой нейтрон взаимодействует с ядром. Чтобы взаимодействий в кубометре реактора (делений) было больше, в нём должно быть или больше нейтронов, либо больше значения эти сечений.

Сечения бывают микроскопические - характеризующие меру вероятность взаимодействия изотопа с нейтроном вообще.

И макроскопические - это примитивное произведение ядерной концентрации на микроскопическое сечение.

Ядерная концентрация - банально число ядер конкретного изотопа в квадратном сантиметре. Почему не в метре кубическом? В нейтронно физике все расчеты ведутся с сантиметрами - так уж повелось. И сечения взаимодействия считают в барнах. 1 барн = 10^-24см^2

Число нейтронов в реакторе измеряют плотность потока нейтронов. Но! Слово "плотность" обычно опускают, и говорят просто "поток нейтронов".

Тут же таится первый порог поджидающий пересказывающих мне "Рабинович напел". Поток нейтронов - это концентрация нейтронов умноженная на их скорость.

Потому что чтобы нейтроны натыкались на ядра атомов они должны двигаться. Двигаются в два раза быстрее - натыкаются в два раза чаще. Всё пока просто?

Итак - если перемножить поток нейтронов на макроскопическую сечение взаимодействия (т.е. на произведение микроскопической сечения и ядерной концентрации) получится число взаимодействий в неком объёме.

Отлично, вы уже начинаете понимать, как работает ядерный реактор!

Когда взаимодействий миллионы, можно сказать вполне уверенно: произойдёт их при таком-то потоке нейтронов и такой-то концентрации таких-то радионуклидов столько-то. Без вероятностей, уверено назвать количество. (Есть расчеты, наблюдающие за судьбой конкретных нейтронов, но речь сейчас не о них)

Число делений прямо пропорционально тепловыделению. Вернее, наоборот. То есть относительно грубо - тепловой поток в реакторе пропорционален нейтронному.

Именно поэтому существует понятие нейтронная мощность реактора - определяемая по приборам измеряющим поток нейтронов. Она измеряется очень быстро - в этом удобство.

Ещё есть тепловая мощность реактора - так как тепло выделяется и в остановленном реакторе (об этом позже и подробнее будет, не волнуйтесь). Кроме того энергопотребление не идеально пропорционально потоку. А зависит ещё и от захвата нейтронов стержнями, утечки зависящей от спектра (хотя это ничтожно в рассматриваемом РБМК).

Так же всякий прибор хорошо работает в конкретном диапазоне измеряемой величины. ДПЗ - детекторы нейтронов (датчики) прямого заряда измеряющие мощность на номинальном режиме имеют чувствительность, не позволяющую толком точно измерить малую нейтронную мощность. Именно поэтому процедуры пуска считаются сложными и ответственными действиями. И опасными.

Тепловую мощность нельзя непосредственно измерить. Можно измерить сколько теплоносителя (так зовется, например, вода первого контура в РБМК) входит и выходит, с какой температурой и давлением они это делают. Затем посчитать сколько тепла отводится - учитывая тонкие твэлы (в чем топливо - об этом позже) столько же его и выделяется. Тепловой инерции практически нет.

Но в РБМК тысячи каналов в каждый из которого входит недогретая до кипения вода, а выходит пароводяная смесь (ПВС). А расчёт энтальпиии (сумма тепловой энергии + произведение давления на удельный объем) производится по аппроксимированной формуле - многочлену пятой степени в которой аргументами служат давление и температура, насколько я помню... (как считала ЭВМ РБМК в точности - не скажу)

Но у насыщенного пара/кипящей воды эти давление и температура намертво связаны и поэтому нужно паросодержание (ну или влажность пара). А его поди измерь...

Показания расходомеров и термопар и термометров сопротивления (измеряют температуру) слегка скачут и их нужно усреднять хотя бы за долю секунды.

В итоге нагрузка на ЭВМ (на дворе 80-е, а сверх надёжная проверенная ЭВМ родом по сути из 70-х, напомню) такова, что тепловая мощность в каждом канале рассчитывается раз в секунду.

В общем, вы должны уже понимать, что операторы смотрят только на нейтронную мощность. А там свои подводные камни, о коих позже.

Вернёмся к делящемуся топливу. Реакция деления возможна, отлично. Поговорим теперь о энергии нейтрона её вызывающей.

От энергии нейтрона зависит сечения взаимодействия (для каждого изотопа чудовищно уродливые графики со всякими резонансами, что адски усложняет расчеты), и выходит так, что при невысокой концентрации ядер изотопа урана-235 эта самая СПЦЯР - самоподдерживающаяся цепная ядерная реакция идти в реакторе на природном уране (в нём 0,71% урана-235) или на слабо обогащенном (в разные годы слабо обогащенным считали по разному, ныне это до 5%) может только на тепловых нейтронах. Т.е. медленных.

Кроме того, большая доля быстрых нейтронов убегает из реактора не успев ни с чем по взаимодействовать что ухудшает нейтронный баланс. Утечка же из РБМК тепловых нейтронов совсем смешная <<0.1%.

А уран-238 вообще на быстрых нейтронах не делится. (тут какой-нибудь профессор от ядерной физики в общем-то верно скажет что реакция деления безпороговая, но я отвечу что как инженегру (или даже конструктору ЯР) мне достаточно знать что сечение деления урана-238 на тепловых нейтронах ничтожно)

Обогащением урана зовется доля в нём урана-235. Природный уран - смесь урана-235 и урана-238. Обогащенный уран сильно дороже. Чем выше обогащение, тем выше его цена. Это важно, к этому вернусь позже.

Внимательный читатель скажет: стоп, если нейтрон движется медленно - значит поток меньше, и взаимодействий меньше?

Во первых поток можно легко увеличить (у реакторов на быстрых нейтронах потому потоки больше чем у тепловых). Во-вторых, с ростом энергии падают и сечения - и что неприятно - непропорционально увеличению скорости. Да и кривая зависимости сечения от энергии сложная. Кроме того при таких энергия растут и сечения всяких ненужных реакций - например поглощения, а не деления. А число взаимодействий - это проведение потока на макросечение.

Как я уже выше говорил, энергия нейтронов связана с их скоростью. Школьный курс механики - "М-В-квадрат пополам". Т.е. энергия нейтрона - это его кинетическая энергия. Почему я и говорил о том, что всё сводится к физике и математике за 9-ый класс.

Поэтому "высокоэнергетический" нейтрон зовут быстрым, а медленный - "тепловым" . Почему тепловым? Потому что он в термодинамическом равновесии со средой в которой находится и ударяется о колеблющиеся ядра блуждая по этой среде с энергией определяемой температурой этой самой среды (а эти колебания ядер зависят именно от температуры). Блуждает нейтрон до тех пор, пока не будет поглощен в той или иной ядерной реакции.

Среднеквадратичное расстояние, на которое смещается нейтрон от места рождения до места своей "смерти" зовётся длинной миграции. К ней вернусь позже. (При этом траектория нейтрона длиннее - он же не по прямой "бродит")

Дожить до собственного распада он не успевает. Период полураспада нейтрона - 10 минут. То есть время за которое распадается половина. Всё просто. Пока.

"проблема в том", что нейтрон рождается быстрым с энергией в 2МэВ (2 миллиона электрон-Вольт), а тепловой нейтрон имеет стандартную энергию (на которую в табличках даются сечения) в 0.0253эВ что соответствует его скорости в 2200 м/с.

Можно сделать реактор и на быстрых нейтронах, но сейчас история не об этом, РБМК - тепловой реактор (в профессиональной литературе "реактор" бы не написали, поскольку тавтология). На быстрых он выйдет куда дороже, а РБМК был нужен для народного хозяйства. Он должен был быть дешёвым.

Соответственно нейтроны нужно замедлить до тепловых энергий. Для этого служит замедлитель.

Процесс замедления в общем-то вполне механический и потому понятный. Я упрощу модель - но всё ещё до работающей на практике.

Нейтроны упруго ударяются о ядра. Вероятность такого столкновения определяется сечением рассеяния. Ещё одни могут поглощаться при этом, образуя новые изотопы - на это есть сечение поглощения.

Значит, замедлитель должен иметь большое сечение рассеяния и маленькое захвата - иначе просто сожрёт все нейтроны

А мы помним: при делении рождается 2-3 нейтрона, значит до столкновения с ураном должен дожить хотя бы один - иначе никакой цепной реакции не будет.

Тут мы вспомним ещё и о бильярде. Столкновения упругие! Поэтому, когда нейтрон ударяется в тяжелое ядро, он отдаёт ему мало своей кинетической энергии, отпрыгивает и летит себе дальше. Одного сечения рассеяния мало - ядра замедлителя должны быть лёгкими. При ударе в ядро водорода нейтрон отдаёт ему половину своей энергии - так как у них одинаковая масса.

Требований три, и они противоречивы. Поэтому в качестве замедлителя пригодны исключительно следующие изотопы:

1)Водород
Используется в составе воды.
2)Дейтерий (Водород-2) - он тяжелее водорода, но у него меньше сечение захвата
Используется в составе тяжелой воды. На канадском троюродном родственнике РБМК - CANDU

По балансу нейтронов - самый эффективный замедлитель. Но с ним много геморроя, кроме того в СССР уже был опыт использования графита.
3)Бериллий (он тупо дорогой да и слишком плотные потоки не любит - применяется в космических аппаратах и в исследовательских реакторах)
4)Графит
Третий по эффектности после тяжёлой воды и бериллия.

Всё... В РБМК замедлителем был графит (ядерной чистоты, почти чистый углерод - не такой как в карандашах для черчения) и частично водород содержащийся в воде, движущейся через технологические каналы.

Графит служил не только замедлителем, но и отражателем - окружая активную зону по периметру и снижая так утечку нейтронов.

Активная зона - это собственно то место где и идет ядерная реакция. Композиция из топлива, замедлителя. отражателя, всякого регулирующего введенного в неё. В англомове это "ядро" - "core" реактора. Что просочилось и в корявый перевод АМедии. Амедию извиняет на мой взгляд то, что "активная зона" - это долго и так операторы действительно не говорят. Говорят просто "зона". Чтобы не путать с аварийной защитой - которая АЗ.

С другой стороны, русскому человеку и "ядро" не шибко-то понятно.

Я буду следовать полунегласной традиции записывая активную зону строчными - "аз", а Аварийную Защиту - заглавными "АЗ".

В разных замедлителях разная длина замедления - "это среднестатистическое пространственное смещение нейтрона в процессе его замедления от начальной энергии Ео, с которой нейтрон рождается в делении, до данной энергии Е"

Хотя чаще и используется возраст нейтронов – 1/6 среднего квадрата расстояния, пройденного нейтроном при замедлении от энергии E0 до E.

Самая большая длина замедления (и возраст) в графите, чуть меньше в тяжелой воде, ещё меньше в бериллии и воде.
Именно поэтому активная зона ВВЭР компактная, а активная зона РБМК - большая*. Много замедлителя.

*Это лирика и относительное сравнение конечно, физически и та и другая аз большая.

Рассмотрим весь путь нейтрона от его "рождения" до "смерти" в бесконечной среде без учета утечки.
Нейтрон рождается быстрым. И у него есть даже шанс поделить ядро урана-238 пока он быстрый. Очень маленький шанс, но в расчетах его разумеется учитывают. Потом он замедляется в процессе чего может
поглощен. Особенно активно поглощает нейтроны уран-238 на резонансных энергиях - промежуточных между быстрым и тепловым. Став тепловым нейтрон может поглотиться топливом (его поглощает уран-238 так и уран-235, а ещё в процессе кампании нарабатываются осколки деления - шлаки тоже хорошо захватывающие нейтроны)

Кампания ЯР - время работы реактора между перегрузками топлива. Есть ещё кампании топлива - время его нахождения в аз.

Куда лучше это всё формализовано в священной формуле четырёх сомножителей.
https://ru.wikipedia.org/wiki/Коэффициент_размножения_нейтронов

В конце концов нейтрон, если ему "повезет" (мы уже помним, что везение тут не причём), делит ядро урана-235. Если мощность реактора во времени постоянна из примерно 2,5 родившихся в делении участвует 1 нейтрон.

И тут стоит поговорить о нейтронном балансе ядерного реактора. Про него говорят, что он может быть "плохим" или "хорошим". Если всё равно из 2.5 нейтронов доживает до деления 1, то в чём смысл?

Дело в том, как это достигается. Если нейтроны поглощают конструкционные материалы (стенки твэлов, дистанцирующийся решетки и всякое такое), идёт их большая утечка, много их поглощает уран-235 и 238 и регулирующие стержни - значит поддержать реакцию можно за счет повышения обогащения топлива. При этом, если баланс хороший, то же количество реакций деления (а значит и выделится столько же тепла) произойдет в менее обогащенном топливе. И удельный расход Урана-235 на 1 МВт*час будет меньше.

С точки зрения нейтронного баланса РБМК наряду с CANDU - один из самых совершенных реакторов в мире. До аварии на ЧАЭС после которой изменили его конструкцию - возможно самый. Итак - мы плавно подбираемся к тому, почему РБМК такой и вообще: почему РБМК?

Множество решений по конструкции РБМК исходили именно из желания иметь идеальный нейтронный баланс. Потратить меньше народных денег на реактор и топливо. Некоторые из решений противоречили целям повышения безопасности. Часть - напрямую привела к аварии. О них я ещё напишу ниже.

Я - человек не религиозный и в свободу воли не верю. Да, операторы наделали глупостей, они виноваты - являясь частью казуально-причинной цепочки и привёдшей к аварии. Виноваты (в известном смысле) и писавшие инструкции. Но не понесли наказания ни они, ни те, кто создал РБМК-1000. Всё потому что ответственность между ними была чудовищно размазана. Ну и вопрос престижа науки, разумеется. Нашли козлов отпущения.