Edytujesz Użytkownik:Amoniak/Czarnobyl. Jak to było/Rozdział 2

== Rozdział 2. Czarnobylska AES ==
Czarnobylska AES jest umieszczona niedaleko rzeki Dniepr, na rzece Prypeć. W 1986 roku był to ogromny węzeł energetyczny – 4 mln kW. Pierwszy energoblok został uruchomiony 26 września 1977 roku, a późniejsze, odpowiednio w 1978, 1981 i 1983 roku. Razem z rozbudową stacji rosło zapotrzebowanie na pracowników. Szczególnych problemów nie było, chętnych przyciągały dobre perspektywy na otrzymanie porządnego mieszkania i stałej pracy w elektrowni. Do pracy przy pierwszym bloku przyszli ludzie, w zasadzie, z podobnych w obsłudze reaktorów przemysłowych. Oni to utworzyli społeczny szkielet. W dalszym ciągu to źródło wyczerpało się, ale pojawiła się już możliwość przeniesienia się na inny blok. Zwyczajny problem nowego przedsiębiorstwa, stonowany stopniowym uruchamianiem coraz to nowszych miejsc pracy. 

Elektrownia pracowała bezproblemowo. Do 1986 roku była tylko jedna poważniejsza awaria – zniszczenie kanału na pierwszym bloku w 1982 roku. Doprowadziła ona do długotrwałego remontu i znacznego napromieniowania personelu. Jednak w granicach normy dla pracowników. Był jeden wypadek gdzie skażeniu uległo kilkadziesiąt metrów kwadratowych elektrowni, które dezaktywowano rozczynem, po wycieku z rurociągu. Wierzchnią, skażoną warstwę gruntu zdjęto i zakopano. Na ogół w czarnobylskiej elektrowni nie było większych incydentów w porównaniu do średniej krajowej. Produkcja energii elektrycznej przed awarią wynosiła rocznie blisko 28 mld kilowatogodzin. Ustępowaliśmy tylko Leningradzkiej AES. Ale tam był wysokospecjalizowany zespół. U nas był ciągle przepływ nowych ludzi. A w latach 1985-1986 część wykwalifikowanego personelu została odmeldowana do pracy przy budowie piątego bloku. Dobrych pracowników odsyłali ponieważ: 
aby elektrownie nie zachowywały dobrych pokładów ludzkich na stronie. Rozumiało się ciężkość okresu rozruchowego;
z reguły przechodzono na wyższe stanowisko. W tym wypadku ciężko jest zatrzymać człowieka;
ta i starszyzna trzeciej fali (z bloków 5 i 6) znali się już dobrze.

Należy dodać, że na Czarnobylskiej AES kierownictwo techniczne średniego szczeblu nie przybywało z innych stron. Awansowali na te pozycje pracownicy z rodzimej elektrowni. Nie było ludzi napływowych, wyłączając czasy początkowe. Są tego plusy i minusy, jednak myślę, że dobre strony przeważają.

Wszyscy kierownicy zmian bloków i pracowników halowych, mieli przynajmniej pięcioletni staż na Czarnobylskiej AES. To nie byli jacyś siedzący bossowie, a ludzie bezpośrednio pracujący i kontrolujący cały technologiczny proces pracy. Po awarii cały personel przeszedł szczegółowe kontrole z predykcjami i przyznaniem zdolności do pracy. Powołam się tu na werdykt Głównej Komisji Nadzoru Energetycznego z 4 stycznia 1991 roku: „W badaniach zrobionych przez psychologiczne laboratorium naukowo-badawcze „Прогноз” ministerstwa energetyki ZSRR (były badania i innych – A.D.) zdobyto wyniki analizy osobowych i socjalno-psychologicznych opinii personelu CzAES do i po awarii wykazały, nie różnią się od analiz personelu innych elektrowni, które mogłyby także spowodować awarię. Ogólnie zespół CzAES charakteryzował się normalną, dojrzałą postawą godną prawdziwych fachowców – na poziomie wystarczającym w kraju. Zespół nie był ani lepszy, ani gorszy niż inne zespoły AES.” 

To dlaczego zwyczajni, normalni operatorzy raptem dopuszczając się „nadzwyczaj niewiarygodnych ciągu naruszeń w trybie pracy i zasad eksploatacji” jak poinformowali radzieccy informatorzy MAGATE? Może zestawienie 26 kwietnia było jakieś nadzwyczajne? Nie, zwyczajna zmiana. I czy niezbyt dużo jest „niepewnego”? Tak, jest tego za dużo i powiem o tym później. 

Jedna zmiana włączała dwa energobloki. Ale w zasadzie każdy blok obsługiwany był przez inne zespoły, samodzielnie. Główny sprzęt bloku: reaktor, dwa TG, transformator. 

=== REAKTOR RBMK-1000 ===

Dla lepszego zrozumienia dalszego tekstu trzeba krótko opowiedzieć w ogóle o reaktorach atomowych, a w szczególności o reaktorach typu RBMK.

Reaktor atomowy – aparat służący do przekształcania energii atomowej w energię cieplną. Paliwem przeważnie jest zubożały uran. W przyrodzie złoża urany składają się z dwóch izotopów: 0,7% to izotop o masie 235 unitów, a pozostały procent to uran o masie atomowej 238. Paliwem jest tylko uran-235. Przy wychwyceniu (wchłonięciu) neutrony przez jądro uranu-235 zaczyna ono być niestabilne i po krótkim czasie rozpada się na dwie, przeważnie inne, części, czemu towarzyszy duża ilość wydzielanej energii. W każdym etapie przemian jądrowych wydziela się miliony razy więcej energii niż przy spalaniu takiej samej ilości ropy naftowej czy gazu. W takim dużym reaktorze jak „czarnobylski”, przy szczytowej mocy, spala się blisko cztery kilogramy uranu na dobę. 

Proces uzyskania energii w reaktorze przedstawię w ten sposób: główny etap – energia kinetyczna „odłamków” rozpadu zostaje przekazana wszystkim hamującym je elementom w strefie aktywnej reaktora. Wydostanie się czegokolwiek poza tę strefę jest niedopuszczalne. Jeśli spojrzymy na tablicę Mendelejewa, to zobaczymy, że jądra atomowe produktów rozpadu mają widoczny nadmiar neutronów, po to aby być stabilnymi. Dlatego atomy w „łańcuszku” w skutek przemian β, zaznając reakcji jądrowych, przesuwają się po tablicy w prawo ku bardziej stabilnemu stanu. Ten proces produkuje cząstki β i promieniowanie γ oraz charakterystyczny produkt posiadający swoją określoną żywotność i połówkowy czas rozpadu. Właśnie te pierwiastki, produkty reakcji, są źródłem zanieczyszczeń terytorium po awarii niszcząc całą strefę aktywną reaktora.

Przy normalnym rozpadzie także cząsteczki β nie opuszczają bezpiecznej przestrzeni w reaktorze gdzie gubią swoją energię; promieniowanie γ także przeważnie zatrzymuje się w reaktorze. Po zatrzymaniu reakcji należy jeszcze długo wygaszać reaktor, ciągle to hamując cieplne reakcje zachodzące w strefie aktywnej.

Przy każdym rozpadzie jądra uranu wydziela się, dwa, trzy, około dwa i pół neutronu. Ich energię kontroluje się moderatorami, hamuje się częściami reaktora, gdzie później przekazują swoją energię cieplną.

Akurat neutrony te posiadają możliwość inicjowania i podtrzymywanie reakcji łańcuchowej na uranie-235. Jeżeli jedno jądro wydzieli jeden neutron, to intensywność reakcji będzie stała.

Spora część neutronów zostaje emitowana zaraz po wzbudzeniu. To neutrony prędkie. Jednak mała część około 0,7% zostaje wyemitowana po krótkim, mniej niż sekundowym odstępie czasu, wtedy mamy do czynienia z neutronami opóźnionymi. One pozwalają kontrolować intensywność rozpadu uranu i regulować moc reaktora. Bez kontroli reaktor atomowy stałby się po prostu bombą atomową. Inną częścią energii wydzielanej jest promieniowanie γ, które wydziela się bezpośrednio przy rozpadzie oraz energia neutrina, którą ani nie widzimy, ani nie da rady jej zbadać. 

Zwykle w reaktorach energetycznych nie stosuje się naturalnego, a sztucznie wzbogacony izotop uranu-235. Jednak większa część to uran-238, który chłonie większość neutronów. Jądro uranu-238 po wchłonięciu neutrony jest niestabilne i poprzez podwójny rozpad β przekształca się w pluton-239 również zdolny wchłaniać neutrony termiczne tak jak uran-235. Właściwości plutonu jako paliwa różnią się od uranu i przy znacznym jego nagromadzeniu po długiej pracy reaktora w niewielkim stopniu zmienia fizykę reaktora. Wyrzucony przy awarii pluton również przyczynił się znacznie do zanieczyszczeń terenu. Przy czym nadziei na rekultywację nie ma – rozpad połówkowy tego plutonu to 24 tysiące lat. Jedyne pocieszenie to możliwość migracji plutonu w głębsze warstwy ziemi. Występują także inne izotopu plutonu.

Właściwości uranu-235:
* rozpada się po wchłonięciu neutronu termicznego (o małej energii);
* wydziela przy rozpadzie dużo energii;
* przy rozpadzie wydziela kolejne neutrony potrzebne do podtrzymania reakcji łańcuchowej.

Uran-235 jest konieczny do powstania elektrowni atomowej. 

Prawie wszystkie reaktory AES wykorzystują pracę elektronów termicznych o małej energii kinetycznej. Neutrony po rozpadzie uranu albo plutonu przechodzą w fazę zwolnienia, dyfuzji i wchłonięcia przez jądra paliwa oraz części konstrukcyjne. Część neutronów opuszcza strefę aktywną. Równoległe odbywa się ogromna liczba rozpadów jądrowych, więc w pracującym reaktorze zawsze jest równowaga strumieni neutronowych. Zużywanie się jąder paliwa przebiega powoli, dlatego stan paliwa można uważać za raczej stały. Wtedy liczba zaabsorbowanych neutronów, a przy tym i liczba jąder, które się rozpadły, będzie wprost proporcjonalna do strumienia neutronów w strefie aktywnej. Faktyczne zadanie operatorów sprowadza się do określenia i manewrowania strumieniem neutronów odpowiednio do akuratnej mocy reaktora. 

Jeśliby teoretycznie podzielić neutrony na „pokolenia” (umowność – rozpad jest zjawiskiem przypadkowym, niepodlegającym dokładnemu określeniu, cząstki rozpadają się chaotycznie, a nie porcjami niczym szeregi armii) z numerami 1, 2, 3 i tak dalej, to przy równości liczby neutronów w pokoleniu moc reaktora będzie stała, a reaktor taki nazwany będzie krytycznym, a współczynnik przyrostu neutronów, równy stosunkowi liczby neutronów obecnych do poprzedniego pokolenia, będzie równy jeden. Przy współczynniku przyrostu większego niż jeden liczba neutronów i moc reaktora nieprzewidywalnie rosną – wtedy mamy do czynienia z reaktorem nadkrytycznym. Czym wyższy współczynnik przyrostu, tym szybciej wzrasta moc, przy czym moc nie wzrasta liniowo, a wykładniczo. W praktyce przeważnie nie używa się czynnika przyrostu K, a tak zwaną reaktywność ρ, podobną do K, tyle że reaktywność, która wynosi K-1. W praktyce operator ma do czynienia z reaktorem nadkrytycznym, którego reaktywność jest dodatnia i nie wynosi więcej niż jedna dziesiąta. Przy większej reaktywności szybkość wzrostu mocy staje się niebezpieczna dla stabilności reaktora i urządzeń go obsługujących. Wszystkie reaktory energetyczne mają automatyczną AZ, która hamuje reaktor przy nadmiernej mocy. W reaktorze RBMK, AZ włączało się, gdy szybkość wzrostu mocy skoczyło dwukrotnie w czasie dwudziestu sekund. 

Ważna uwaga. Przy rozpadzie jądra uranu około 0,7% neutronów nie wydziela się zaraz po reakcji, a powstają jako neutrony opóźnione. Liczy się je do pokoleń, przez co zwiększają statystykę żywotności danej „populacji” neutronów. Neutrony opóźnione oznacza się przez β. Jeśli nadmierna (dodatnia) reaktywność osiąga (albo i przekracza) wartość β to reaktor staje się krytyczny tylko względem neutronów prędkich, szybkość zmian liczebności w pokoleniach jest duża – określa się czasem zwolnienia i dyfuzji neutronów, dlatego szybkość zwiększenia mocy jest spora. Metod obronnych w takim wypadku nie ma – tylko zniszczenie reaktora może zahamować taką reakcje łańcuchową. Tak było i 26 kwietnia 1986 roku na czwartym bloku czarnobylskiej AES. Faktycznie w wyniku tworzeniem się w strefie aktywnej plutonu oraz stosunku pomiędzy neutronami prędkimi i opóźnionymi w reaktorze RBMK wyznaczanym poprzez wielkość β wynosiło nie 0,7%, ale 0,5%.

Reaktor RBMK-1000 – to reaktor typu kanałowego, z moderatorem grafitowym i termoprzekaźnikiem jako woda. Płyta paliwowa składała się z 36 prętów o długości 3,5 metra. Instalacje termiczne ustawione były za pomocą krat przymocowanych na centralnym trzonie, rozmieszczonych na dwóch osiach – na wewnętrznej 6 sztuk, a na zewnętrznej 12 sztuk.

Każda taka płyta (kaseta) składała się z dwóch kondygnacji. Aktywna strefa miała 7 metrów. Każdy pręt składał się z granulek UO2 umieszczonych w hermetycznie zamkniętej rurze ze stopu cyrkonu z niobem. W odróżnieniu od reaktorów korpusowych, gdzie wszystkie kasety są umieszczone w jednym kadłubie, przeznaczonym na pełną pracę, w reaktorze RBMK każda kaseta jest umieszczona w oddzielnym kanale, podobnym do rury o średnicy 80 milimetrów.

Strefa aktywna reaktora RBMK o wysokości 7 metrów i średnicy 11,8 metra nabita była 1 888 grafitowymi prętami z otworami każdy, co tworzyło ustalone kanały. Spośród tego 1 661 – kanały paliwowe, pozostałe zaś były prętami SUZ, gdzie 211 prętów miało za zadanie chłonięcie nadmiaru neutronów oraz 16 czujników kontrolnych. Kanały SUZ były umieszczone równomiernie po całej aktywnej strefie w sposób radialny i azymutalny.

Od spodu do kanałów prętowych doprowadzana była zwykła woda pod ciśnieniem, spełniająca funkcje przenośnika ciepła i chłodzącą jednocześnie. Woda częściowo paruje i pod postacią pary wodnej zostaje przetransportowana do separatora pary, gdzie zostaje dalej przesłana na turbiny. Woda z separatora pary za pomocą GCN znowu zostaje wprowadzona do obiegu w kanałach prętowych. Para po wykonaniu pracy na turbinach kondensuje się i powraca do obiegu termicznego. I tak obieg zamknięty trwa. 

Warto rozpatrzyć konstrukcję danego elementu aktywnej strefy. Gdzie podziewają się neutrony będące produktem rozpadu. Część neutronów bezpowrotnie opuszcza granicę reaktora, część zostaje wchłonięta przez moderatory, termoprzekaźniki, elementy konstrukcyjne i innymi produktami reakcji jądrowych. To bezproduktywna utrata neutronów. Pozostałe neutrony zostają pochłonięte przez paliwo. Dla podtrzymania stałej mocy, ilość neutronów wchłaniana przez pręty paliwowe powinna być stała. Biorąc pod uwagę, że jeden rozpad uwalnia średnio 2,5 neutronu, to aby reaktor był krytyczny, półtora neutronu musi być pochłaniane przez elementy otoczenia.

Taki reaktor jest niezdolny do pracy z chociażby jednego powodu: przy rozpadzie jąder uranu powstają inne pierwiastki, a wśród nich w znacznej ilości ksenon-135, który posiada właściwość pochłaniania dużej ilości neutronów. Przy podniesieniu mocy reaktor wytwarza ksenon, a po czasie zaczyna się wygaszać. Tak było z pewnym amerykańskim reaktorem. E. Fermi obliczył ilość wchłanianym neutronów przez ksenon i zażartował, że jądro wyszło wielkości pomarańczy.

Dla kompensacji tego do reaktora ładuje się więcej paliwa, niż być powinno, aby przy stałym upływie neutronów wytwarzało się ich więcej z rozpadu. Aby nie doszło do stałego zwiększania mocy reaktora, do strefy aktywnej wprowadza się materiały intensywnie chłonące neutrony. Metody wyrównywania stanu równowagi neutronowej mogą być różne, rozpatrzymy tu tylko te, które dotyczą reaktorów RBMK.

W kanałach SUZ rozmieszczają się pręty zawierające silny pochłaniacz neutronów – bor, za pomocą którego kontroluje się bilans neutronowy, a przez to i moc reaktora. Przy konieczności zwiększenia mocy część prętów zostaje całkowicie lub częściowo z aktywnej strefy wyciągnięta, co skutkuje powiększeniem liczy neutronów. Gdy moc zbytnio wzrośnie, znów opuszcza się pręty hamując moc reaktora. Gdy powraca się do stanu poprzedniego, z reguły położenie prętów nie jest identyczne z ustawieniem sprzed wyciągnięcia – to wszystko zależy od zmiany reaktywności strefy, mocy reaktora i wzmocnienia współczynnika reaktywności. Przy konieczności zmniejszenia mocy do strefy wprowadzane są pręty chłonące neutrony, co czyni reaktor podkrytycznym i moc maleje. Na nowym poziomie moc stabilizuje się zmianą położenia prętów. Wszystko to kontroluje AR. Operator naciśnięciem przycisku zmienia tylko moc reaktora. I ostatnia sprawa – kwestia operatora. Prawda, w kontakcie z RBMK często bywa inaczej. Operator musi często sam regulować prace koordynując ruch prętów w centralnej lub innej części reaktora.

W nowo wybudowanym reaktorze kanały prętów ładowane są świeżymi, niewykorzystywanymi granulatami uranowymi. Jeśli wszystkie 1 661 prętów załaduje się paliwem, to współczynnik przyrostu będzie tak ogromny, że zapanowanie nad nim prętami kontrolnymi będzie niemożliwe. Dlatego blisko 240 ładuje się specjalnymi pochłaniaczami neutronów. I jeszcze kilkaset pochłaniaczy w otworach prętów paliwowych. Przy wyciągnięciu wszystkich pochłaniaczy podtrzymanie reaktywności strefy spełnia się zamieniając najbardziej wypalone pręty świeżymi. Nastaje stan stacjonarnych przeładunków.

W reaktorze RBMK kasety paliwowe zmienia się specjalną rozładunkowo-załadunkową maszyną. W takim wypadku strefa zawiera w całości wypalone pręty, który wymienia się świeżą zawartością. Na taki stan obliczana jest dokładana ilości potrzebnych prętów kontrolnych.

Każdy SUZ ma wpływ na reaktywność, zależnie od miejsca położenia i stanu pola neutronowego. W reaktorze RBMK reaktywność przyjęto mierzyć w prętach – hamowanie jednego pręta wynosi około 0,05%. Jak już było wcześniej pisane, czym wyższa reaktywność tym szybciej wzrasta moc reaktora. Szybkość zmniejszania mocy również jest większa przy zwiększaniu się wartości ujemnej reaktywności.

Przy jakiejkolwiek awarii czy uszkodzeniu systemu, aby zapobiec większym komplikacjom, należy tłumić reaktor. Dlatego pręty SUZ zawsze powinny znajdować się w nadmiarze dla sprowadzenia reaktora do stanu podkrytycznego. Kiedy reaktor jest krytyczny (krytyczny nie oznacza tyle co „katastrofalny”, a to, że współczynnik przyrostu wynosi 1, a reaktywność równa się zeru) obowiązkowo musi mieć jakieś ilości prętów przygotowanych w zanadrzu do nagłego wprowadzenia do strefy aktywnej, aby zapobiec reakcji łańcuchowej. I czym więcej prętów posiada się w zapasie, tym większa pewność, że reaktor przy stanie niebezpiecznym zostanie szybciej stłumiony do stanu podkrytycznego. To normalne dla wszystkich reaktorów, zaprojektowanych zgodnie z normami i regułami bezpieczeństwa.

We wszystkich reaktorach tym albo innym sposobem wprowadza się część instrumentów odpowiedzialnych za reaktywność reaktora – konieczne do manewrowania mocą. Na przykład, przy koniecznej obniżce mocy tymczasowo powiększa się ilość ksenonu (mówi się o „zatruciu ksenonowym”), co zwiększa ilość pochłanianych neutronów i aby to zrekompensować ze strefy aktywnej wyciąga się część prętów kontrolnych. Inaczej reaktor należy wyłączyć i czekać na rozpad ksenonu. 

W reaktorze RBMK przy pracy część prętów systemu SUZ znajduje się w całości lub częściowo w strefie aktywnej co hamuje (kompensuje) jakąś nadmierną reaktywność. Tę wielkość określa się mianem OZR. 

Operatywny zapas reaktywności – to dodatnia reaktywność, którą reaktor by posiadał w sytuacji całkowitego wyciągnięcia SUZ.

Jak w każdym normalnym reaktorze, tak i w reaktorze RBMK zapas reaktywności jest konieczny do operowania mocą. Jeszcze po awarii w pierwszym bloku leningradzkiej AES, która zdarzyła się w 1975 roku, dla RBMK był określony minimalny zapas reaktywności w postaci 15 trzonów z konieczności regulacji eksploatacyjnej w strefie aktywnej. A po czarnobylskiej katastrofie znaleziono doskonałą dzikość, absurd – przy małym zapasie AZ nie głuszyło, a rozpędzało moc reaktora. Czym mniejsza reaktywność tym większe niebezpieczeństwo nuklearne RBMK? U nas jak zwykle!... My nie jesteśmy jak reszta. Jeszcze reaktorów z takimi właściwościami nie znaleziono. Można zrozumieć, że AZ nie uciszyło reaktora, ale by samo rozpędziło reaktor – coś takiego się w najczarniejszych snach nie śniło. 

Tak jak i OZR, tak w książce często wspominany będzie wspominany parowy efekt reaktywności i współczynnik reaktywności mocy. Wyjaśnijmy pojęcia. 

Załóżmy, że reaktor pracuje na danej mocy przy stałym przepływie termoprzekaźnika. W kanałach woda nagrzewa się i pojawia się para. W miarę przepływu coraz większej ilości wody, ciepło zostaje zabrane przy produkcji pary. Więc w układzie statycznym mamy w granicach obiegu stałą ilość wody. Teraz będziemy powiększać moc. Ilość ciepła rośnie, więc w aktywnej strefie będzie coraz więcej pary. W jaki sposób zadziała to na reaktywność aktywnej strefy – zmniejszy czy zwiększy – zależy od współzależności w strefie jąder spowalniacza i paliwa. Woda, tak jak grafit, także jest spowalniaczem neutronów i w związku ze zwiększeniem ilość pary, maleje ilość wody w stanie ciekłym. Projektanci, zapewne wychodząc z ekonomicznych założeń, opracowali współzależność jąder spowalniacza i paliwa w RBMK w taki sposób, aby pełna zamiana wody w parę zwiększyła reaktywność o 5/6 β.

Czym to groziło? Na przykład, przy zerwaniu rury termoprzekaźnika o średnicy 800 mm, następuje „odwodnienie” obiegu i wolnodziałająca AZ nie uporała by się z takim wzrostem reaktywności, powodując eksplozje taką jak 26 kwietnia. To nie wszystko. Przy zwiększeniu mocy temperatura paliwa zawsze rośnie co prowadzi do zmniejszenia reaktywności. W reaktorze RBMK przy zmianie mocy, w zasadzie, dwa czynniki wpływają głównie na reaktywność: negatywny efekt temperaturowy paliwa i dodatni efekt parowy. One to składają się na współczynnik reaktywności mocy – zmianę reaktywności przy zmianie mocy o jeden megawat (opcjonalnie kilowat). Inne efekty zmiany reaktywności zależące od mocy to temperatura topnienia grafitu i zatrucie ksenonowe, aczkolwiek mają one niewielki wpływ, okazuje się teraz, i nie wpływają na dynamikę reaktora. W poprawnie skonstruowanym reaktorze współczynnik mocy powinien być ujemny. To oznacza, że przy jakimkolwiek zaburzeniu rośnie reaktywność co towarzyszy wzrostowi mocy, a to prowadzi do zmniejszenia reaktywności i moc stabilizuje się, ale na dużo wyższym poziomie. W reaktorze RBMK współczynnik mocy był dodatni w dużym diapazonie mocy – to naruszenie wymagań dokumentów normatywnych. To właśnie bezpośrednio wpłynęło na powstanie katastrofy 26 kwietnia.