К-19. Рождающая мифы - Владимир Ильич Бондарчук

Когда было накоплено достаточное количество оружейного плутония и обогащенного урана-235, правительство разрешило ученым заняться разработкой реакторов для использования тепла, образующегося при цепной ядерной реакции.

Промышленные реакторы, построенные для накопления плутония, требовали эффективного охлаждения. Урановые столбики («блочки»), собранные в каналах непрерывно должны были охлаждаться водой, чтобы не допустить расплавления урана. При мощности реактора в 1000 МВт через него нужно прокачать целую реку. Огромное количество воды ежесекундно проносилось через его активную зону, нагревалось и бесполезно сбрасывалось. А можно ли это тепло использовать?

Идея проста: вместо того, чтобы бесполезно сбрасывать тепло, снимаемое с урановых «блочков», следует использовать его для нагрева воды до высоких параметров в замкнутом контуре. Полученный таким образом пар можно использовать в обычном паросиловом цикле.

Определилось два основных направления в создании реакторов: реакторы канальные кипящего типа и корпусные водо-водяные реакторы. Прообразом реакторов кипящего типа стали промышленные реакторы для производства оружейного плутония. В качестве делящегося материала у них применяется слабо обогащенный уран-235 до 2 %, в качестве замедлителя применяется графит. В Советском Союзе такие реакторы получили название РБМК — реактор большой мощности канальный. Для большинства людей они теперь известны как «чернобыльский». Активная зона реактора РБМК состоит из набора графитовых блоков, пронизанных трубчатыми канатами, в которых расположены тепловыделяющие элементы (твэлы). В этих канатах происходит образование пара. Достоинство такой конструкции — возможность стандартизации их секций, что позволяет набирать реактор практически любой мощности.

В водоводяных ректорах вода используется как теплоноситель и как замедлитель. За ними закрепилось название ВВЭР. Активная зона таких реакторов размещена внутри мощного стального корпуса, способного выдерживать рабочее давление воды 200 кгс/см2, нагревающейся до температуры 300 °C.

Реакторы отличаются не только конструкцией, но и ядерно-физическими свойствами, влияющими на их безопасность. В реакторах РБМК свойства графита как замедлителя в различных режимах работы практически не изменяются. С увеличением или уменьшением мощности замедлитель работает с прежней эффективностью. В активной зоне реактора в качестве теплоносителя присутствует обычная вода, которая обладает худшими по сравнению с графитом замедляющими свойствами по причине более интенсивного поглощения нейтронов. Поглощающие свойства воды оказывают существенное влияние на безопасность эксплуатации канальных реакторов. Увеличение мощности в РБМК вызывает повышенное паросодержание в технологических канатах, что равносильно удалению части воды. А это равносильно удалению из активной зоны части стержней — поглотителей, что ведет к высвобождению реактивности и еще большему росту мощности реактора. Такую зависимость размножающих свойств реактора от наличия воды в активной зоне называют «паровым эффектом реактивности» или «эффектом обезвоживания».

В реакторах типа ВВЭР увеличение мощности ведет к росту температуры теплоносителя — замедлителя, снижению плотности последнего, ухудшению вследствие этого замедляющих и размножающих свойств активной зоны, потере реактивности, снижению мощности. Это существенное достоинство водоводяных реакторов, обеспечивающее их саморегулирование и самозащищенность.

При всех достоинствах, которыми обладают ядерные реакторы как энергогенерирующие аппараты, они также обладают существенным недостатком. Процессы, происходящие в реакторах, являются враждебными для человека и окружающей среды. Поэтому для обслуживающего персонала требуется защита от реактора. Впрочем, длительное общение людей с реакторами показало, что реакторы тоже требуют защиты от человеческого вмешательства в их внутреннюю жизнь. Большинство аварий реакторов произошло из-за невежества обслуживающего персонала. Но с этим не хотят согласиться, и в отместку «наградили» реакторы еще одним незаслуженным недостатком — возможностью взорваться, как атомная бомба.

Выше было рассказано, каких усилий ученым стоило создание ядерного оружия. К сожалению, большинство людей считает, что в атомной бомбе главное создать критическую массу. В главе про ядерные аварии рассказывалось о канадском ученом, случайно соединившим два плутониевых полушария, предназначенных для атомной бомбы. Ядерного взрыва не произошло — произошла самопроизвольная ядерная реакция деления. В ядерном оружии применяется уран-235 или плутоний-239, так сказать, в чистом виде, что позволяет использовать для их деления быстрые нейтроны. В ядерных реакторах применяется топливо в виде обогащенного урана-235 до 20 %. Это явно не подходящий материал для атомной бомбы. Для устранения противоречия между ураном-235 и ураном-238 в реакторе применяется замедлитель, что позволяет для деления ядер урана-235 использовать тепловые нейтроны. Чтобы осуществить ядерный взрыв, необходимо создать такую конструкцию бомбы, которая обеспечила бы в миллионные доли секунды расщепление всех ядер делящегося вещества. Конструкция ядерного реактора, наоборот, позволяет использовать с пользой только запаздывающие нейтроны, при этом регулировать их количество.

Казалось бы, очевидный факт — все процессы, происходящие в ядерном реакторе, просчитаны и описаны создателями реакторов. Каждый выпускник высшего военно-морского инженерного училища, изъявивший желание писать диплом по кафедре ядерных реакторов, имел возможность самостоятельно спроектировать свой ядерный реактор, ничем не напоминающий атомную бомбу. И, тем не менее, и от них можно услышать леденящую душу историю, как в море, на лодке, личным составом был предотвращен ядерный взрыв.

Когда-то у меня произошла кратковременная встреча с писателем Н. Черкашиным. На мое заявление о том, что ядерный реактор принципиально не может взорваться, как атомная бомба, он заявил: «А это еще никто не проверял!» Недостаток времени не позволил тогда продолжить диалог.

Уважаемый Николай Андреевич! В атомной энергетике произошло столько «проверок», что пора бы уже перестать сомневаться. Каждая авария реактора — это своего рода эксперимент. Взрывоопасность реакторов в первую очередь волновала ученых. На американском испытательном полигоне Айдахо-Фоллз в штате Невада были поставлены специальные полномасштабные эксперименты по взрывам экспериментальных реакторов BORAX. В итоге этих опытов установлено, что в случае самой тяжелой из возможных аварий в механическую энергию взрыва может перейти не более 1 % энергии делящихся ядер. Впрочем, и 1 %, если его перевести в абсолютную величину, тоже может наделать немало бед, что также подтверждено практикой.

Мне неизвестно, проводили ли наши ученые похожие плановые эксперименты по определению взрывоопасности ядерных реакторов. «Неплановых» же экспериментов было более чем достаточно. Начнем с тех, которые проводили на реакторах, находящихся в положении «по-штатному», то есть на действующих реакторах.

Какой самый опасный момент в жизни реактора и его обслуживающего персонала? И для непосвященного в дебри атомной энергетики человеку ясно, что судный час наступит, когда в реакторе начнется неконтролируемый рост мощности, то есть, применяя терминологию для машин, преобразующих энергию в движение, «реактор пошел вразнос».

Регулятором мощности в реакторах являются компенсирующие органы — компенсирующая решетка или стержни. Их подъем из нижнего положения в активной зоне на определенную высоту высвобождает долю реактивности, при которой устанавливается уровень заданной мощности. А если поднять компенсирующую решетку на всю высоту активной зоны, до верхних концевых выключателей? Ну кто это может позволить