Анатолий Степанович Дятлов родился 3 марта 1931 г, в селе Атаманово Красноярского края. Отец – инвалид первой мировой войны работал бакенщиком на р. Енисее, мать – домохозяйка.

После окончания 7-ми классов в 1945 г. поступил в Норильский горно-металлургический техникум, электротехническое отделение которого закончил с отличием в 1950г. Три года работал в г. Норильске на одном из предприятий Минсредмаша. В 1953-1959 гг. учился в Московском инженерно-физическом институте, который окончил также с отличием, получив квалификацию инженера-физика по специальности автоматика и электроника.

По распределению был направлен на судостроительный завод им. Ленинского комсомола в г. Комсомольск-на-Амуре, где трудился в должностях старшего инженера, начальника физической лаборатории, сдаточного механика главной энергетической установки атомных подводных лодок. В 1973 г. по семейным обстоятельствам перевёлся на строившуюся Чернобыльскую АЭС, где прошёл путь от заместителя начальника реакторного цеха до заместителя главного инженера станции по эксплуатации. Награждён орденами Знак Почёта и Трудового Красного Знамени.

Во время аварии 26 апреля 1986 г. получил дозу облучения как минимум 550 бэр. По приговору Верховного Суда СССР признан одним из виновников аварии и осуждён на 10 лет лишения свободы в колонии общего режима. Отбывал срок в посёлке Крюково Полтавской области.

После многочисленных обращений различных организаций, друзей, лично А.Д. Сахарова, а после его смерти – Е.Г. Боннер, 1 октября 1990 г. А.С. Дятлов был досрочно освобождён по ст 220 (по болезни). Лучевая болезнь быстро прогрессировала и несмотря на помощь немецких врачей (с 1991 г. по два раза в год Дятлов лечился в ожоговом отделении университетской клиники Мюнхена) 13 декабря 1995 г А.С. Дятлова не стало.

Глава 2. Чернобыльская АЭС

Чернобыльская АЭС расположена вблизи от р. Днепр на р. Припять. В 1986 г. – это крупный энергетический узел мощностью 4 млн. кВт. Первый энергоблок запущен 26 сентября 1977г., последующие – в декабре 1978, 1981 и 1983 гг. соответственно. Вместе со строительством станции рос и формировался коллектив эксплуатационников. Особых проблем с обслуживающим персоналом не было, думаю, ввиду хороших перспектив на получение квартиры и местоположения станции. В реакторный цех на первый блок, в основном, пришли люди с подобных по устройству так называемых промышленных реакторов. Они и составили костяк. В дальнейшем этот источник исчерпался, но уже появилась возможность на вводимый блок переводить с работающих. Обычные проблемы нового предприятия, смягчённые постепенностью ввода блоков в действие.

Станция работала вполне удовлетворительно. До 1986 г. была одна серьёзная авария – разрыв технологического канала на первом блоке в 1982 г. Она привела к длительному ремонту и значительному облучению ремонтного персонала. В пределах нормы для работающих на станции. Был один случай загрязнения территории станции, нескольких десятков квадратных метров, дезактивирующим раствором после промывки первого контура из-за небольшой течи трубопровода. Поверхностный слой грунта сняли, захоронили. В целом на Чернобыльской станции инцидентов происходило меньше среднего количества по атомным станциям страны. Выработка электроэнергии в последнее перед аварией время составляла около 28 млрд. кВт/ч в год, что лишь немного уступало Ленинградской АЭС. Но там был уже устоявшийся коллектив. У нас же постоянно шла передвижка персонала и приток новых людей. И в 1985-86 гг. часть опытных оперативных работников была передана на сооружаемый пятый блок. Передавали, конечно, хороших работников, потому что:

– станция-то одна, не на сторону отдавали. Отлично понимали трудности пускового периода;

– как правило, переходили с повышением должности. В этом случае неудобно человека удерживать;

– да и начальство третьей очереди (пятый и шестой блоки) – свои станционные работники, знали, кто есть кто.

Надо сказать, на Чернобыльской станции технические руководители среднего звена назначались из станционных работников, не со стороны. Что-то не припоминаю пришлых, исключая первое время. Есть в этом и плюсы, и минусы, но, думаю, всё же положительные стороны перетягивают.

Все начальники смены блока, да и начальники смены цехов, отработали только на Чернобыльской станции не менее пяти лет. Это не какие-то сидячие начальники, а люди, непосредственно реализующие и контролирующие технологический процесс. После аварии весь оперативный персонал прошёл переэкзаменовку, сами понимаете, с пристрастием и признан годным к работе. Сошлюсь здесь на доклад комиссии Госпроматомэнергонадзора от 4 января 1991 г.:

И почему это обычные нормальные операторы вдруг допускают «крайне маловероятное сочетание нарушения порядка и режима эксплуатации», как это представили советские информаторы в МАГАТЭ? Может сочетание в смене 26 апреля было каким-то особо выдающимся? Нет, обычная смена. Да и не слишком ли много «маловероятного»? Оно, конечно, было, и я об этом далее скажу.

Одна очередь станции включала в себя два энергоблока. Но практически каждый блок функционировал самостоятельно, связей мало. Основное оборудование блока: реактор, два ТГ, трансформатор.

Необходимо для понимания дальнейшего коротко рассказать, что такое атомный реактор вообще и реактор РБМК в частности.

Атомный реактор электростанций – это аппарат для преобразования ядерной энергии в тепловую. Топливом в подавляющем большинстве реакторов служит слабообогащенный уран. В природе химический элемент уран состоит из двух его изотопов: 0,7 % изотоп с атомным весом 235, остальное – изотоп с атомным весом 238. Топливом является только изотоп урана-235. При захвате (поглощении) нейтрона ядром урана-235 оно становиться неустойчивым и по житейским меркам мгновенно распадается на две, в основном неравные, части с выделением большого количества энергии. В каждом акте деления ядра энергии выделяется в миллионы раз больше, чем при сгорании молекулы нефти или газа. В таком большом реакторе, как Чернобыльский, при работе на полной мощности «сгорает» около четырех килограммов урана за сутки.

Выделяемая при каждом делении ядра урана энергия реализуется следующим образом: основная часть – в виде кинетической энергии «осколков» деления, которые в процессе торможения передают её практически всю в твэле реактора и в его конструктивной оболочке. Выход за оболочку сколько-нибудь заметной части осколков недопустим. Если посмотрим на таблицу Менделеева, то увидим, что ядра осколков деления имеют явный избыток нейтронов для того, чтобы быть стабильными. Поэтому в результате цепочки β-распадов, претерпевая радиационные превращения, они по таблице химических элементов сдвигаются вправо до стабильного состояния. Этот процесс, сопровождающийся испусканием β-частиц и γ-излучением, для каждого вида осколков имеет свою биографию и свои периоды полураспада. Именно осколки деления и составляют большую часть радиационного загрязнения территории при аварии после разрушения и выброса при взрыве твэлов.

При нормальной работе реактора β-частицы также не выходят за пределы твэлов и там теряют свою энергию; γ-излучения большей частью поглощаются также внутри реактора. После прекращения цепной реакции, при остановке реактора, остаточные тепловыделения от распада продуктов деления ещё длительное время вынуждают охлаждать твэлы.

При каждом делении ядра урана испускается два-три, в среднем около двух с половиной, нейтрона. Их кинетическая энергия поглощается замедлителем, топливом и конструктивными элементами реактора, затем передаётся теплоносителю.

Как раз нейтроны-то и делают возможным осуществлять цепную реакцию деления ядер урана-235. Если один нейтрон от каждого деления вызовет новое деление, то интенсивность реакции сохранится на одном уровне.

Большая часть нейтронов испускается немедленно при делении ядра. Это мгновенные нейтроны. Малая часть, около 0,7 %, через небольшой промежуток времени, через секунды и десятки секунд, – запаздывающие нейтроны. Они позволяют управлять интенсивностью реакции деления урана и регулировать мощность реактора. В противном случае существование энергетических реакторов становилось бы проблематичным – только атомная бомба. Остальная часть энергии деления – мгновенное γ-излучение, выделяемое непосредственно при делении, и энергия нейтрино, которую мы никак не улавливаем и не видим.

Обычно в энергетических реакторах используют не природный, а несколько обогащённый изотопом-235 уран. Но всё-таки большая часть – это уран-238 и потому значительное количество нейтронов поглощается им. Ядро урана-238, после поглощения нейтрона, неустойчиво и через двойной β-распад превращается в химический элемент плутоний-239, также способный делиться при поглощении тепловых нейтронов, как и уран-235. Свойства плутония как топлива отличаются от урана и при достаточном его накоплении после длительной работы реактора несколько изменяют физику реактора. Выброшенный при аварии плутоний также вносит свою лепту в загрязнение территории. Причём надежды на его распад нет никакой (период полураспада плутония-239 более 24 тыс. лет), только миграция вглубь земли. Присутствуют и другие изотопы плутония. Свойства урана-235:

– делиться при поглощении его ядром теплового (с малой энергией) нейтрона;

– выделять при этом большое количество энергии;

– испускать при делении нейтроны, необходимые для самоподдерживающейся реакции.

Уран-235 является основой создания атомных энергетических реакторов.

Почти все реакторы АЭС работают на тепловых нейтронах, т.е. нейтронах с малой кинетической энергией. Нейтроны после деления урана или плутония претерпевают стадии замедления, диффузии и захвата ядрами топлива и конструктивных материалов. Часть нейтронов вылетает за пределы активной зоны – утечка. Одновременно происходит большое количество делений, и, следовательно, в работающем реакторе всегда в наличии большое количество нейтронов, составляющих нейтронный поток, нейтронное поле. Выгорание ядер топлива происходит медленно, и поэтому в достаточно длительный промежуток времени количество топлива в реакторе можно считать неизменным. Тогда число поглощённых топливом нейтронов, а при этом и число разделившихся ядер и количество получаемой энергии, будет прямо пропорционально нейтронному потоку в активной зоне. Фактически задача операторов сводится к измерению и поддержанию нейтронного потока согласно требованиям по поддержанию мощности.

Если условно разбить нейтроны деления на последовательные поколения (условность в следующем – поскольку деление происходит несогласованно, то это аналогично движению неорганизованной толпы, а не шагам армейской колонны) с количеством нейтронов No 1, No 2 и так далее, то при равенстве числа нейтронов каждого поколения мощность реактора будет постоянной, такой реактор будет называться критичным и коэффициент размножения нейтронов, равный отношению числа нейтронов последующего поколения к предыдущему, равен единице. При коэффициенте размножения больше единицы число нейтронов и мощность непрерывно возрастают – реактор надкритичный. Чем больше коэффициент размножения, тем больше скорость нарастания мощности, причём мощность нарастает со временем не линейно, а по экспоненте. В оперативной работе пользуются, как правило, не величиной коэффициента размножения К, а величиной так называемой реактивности ρ, которая при К, незначительно отличающихся от единицы, с достаточной точностью представляется равной (К-1). В обычной практике оператор имеет дело с реактором, надкритичность или положительная реактивность которого составляет не более одной десятой процента. При большей реактивности скорость нарастания мощности становится слишком большой, опасной для целостности реактора и обслуживающих систем. Все энергетические реакторы имеют автоматическую АЗ, глушащую реактор при большой скорости увеличения мощности. На реакторе РБМК АЗ срабатывала при скорости возрастания мощности в два раза за время 20 с.

Важнейший момент. При делении ядра урана примерно 0,7 % нейтронов рождаются не при делении, а с некоторым запаздыванием. Они входят в общее число нейтронов данного поколения и тем самым увеличивают время жизни поколения нейтронов. Доля запаздывающих нейтронов обычно обозначается р. Если избыточная (положительная) реактивность достигает (и больше) величины р, то реактор становится критичным только на мгновенных нейтронах, скорость сменяемости поколений которых велика – определяется временем замедления и диффузии нейтронов, и поэтому скорость увеличения мощности очень большая. Защиты в этом случае нет – только разрушение реактора может прервать цепную реакцию. Так было 26 апреля 1986 г. на четвёртом блоке Чернобыльской АЭС. Фактически из-за наработки в активной зоне плутония и различия в свойствах мгновенных и запаздывающих нейтронов в реакторе РБМК величина β-эффективная равнялась не 0,7, а 0,5 %.

Реактор РБМК-1000 – это реактор канального типа, замедлитель нейтронов – графит, теплоноситель – обычная вода. Топливная кассета набирается из 36 твэлов по три с половиной метра длиной. Твэлы с помощью дистанционирующих решёток, закреплённых на центральном несущем стержне, размещаются на двух окружностях: на внутренней 6 штук и на внешней 12 штук.

Каждая кассета состоит из двух ярусов по высоте. Таким образом, активная зона имеет высоту семь метров. Каждый твэл набирается из таблеток UO2 размещённых в герметичной трубе из сплава циркония с ниобием. В отличие от корпусных реакторов, где все топливные кассеты располагаются в общем корпусе, рассчитанном на полное рабочее давление, в реакторе РБМК каждая кассета размещена в отдельном технологическом канале, представляющем собой трубу диаметром 80 мм.

Активная зона реактора РБМК высотой 7 и диаметром 11,8 м набрана из 1 888 графитовых колонн с центральными отверстиями каждая, куда установлены каналы. Из этого числа I 661 – технологические каналы с топливными кассетами, остальные – каналы СУЗ, где размещены 211 поглощающих нейтроны стержней и 16 датчиков контроля. Каналы СУЗ равномерно распределены по активной зоне в радиальном и азимутальном направлениях.

Снизу к технологическим каналам подводится теплоноситель – обычная вода под высоким давлением, охлаждающая твэлы. Вода частично испаряется и в виде пароводяной смеси сверху отводится в барабан-сепараторы, где пар отделяется и поступает на турбины. Вода из барабан-сепараторов при помощи ГЦН вновь подаётся на вход в технологические каналы. Пар после отработки в турбинах конденсируется и возвращается в контур теплоносителя. Таким образом, замыкается контур циркуляции воды.

Если принять конструкцию активной зоны заданной, посмотрим куда деваются нейтроны деления. Часть нейтронов уходит за пределы активной зоны и теряется безвозвратно. Часть нейтронов поглощается замедлителем, теплоносителем, конструкционными материалами и продуктами деления топливных ядер. Это бесполезная утрата нейтронов. Остальные поглощаются топливом. Для поддержания постоянной мощности количество поглощаемых топливом нейтронов также должно быть неизменным. Следовательно, из испускаемых при каждом делении топливного ядра двух с половиной (в среднем) нейтронов на утечку и захват неделящимися материалами мы можем терять полтора нейтрона. Это будет критичный реактор.

Такой реактор работать не может, хотя бы по следующей причине: при делении урана образуются ядра различных химических элементов и среди них в значительном количестве ксенон с атомным весом 135, обладающий очень большим сечением поглощения нейтронов. При подъёме мощности начинает образовываться ксенон, и реактор заглохнет. Так и было с первым американским реактором. Э. Ферми посчитал сечение захвата нейтронов ядром ксенона и в шутку сказал, что ядро получается величиной с апельсин.

Для компенсации этого и других эффектов топливо в реактор загружают с избытком, что при постоянной утечке нейтронов и поглощении их неделящимися материалами увеличивает долю поглощения топливом. Чтобы не происходило постоянного наращивания мощности такого реактора, в активную зону вводят так называемые органы воздействия на реактивность, содержащие материалы, интенсивно поглощающие нейтроны. Методы компенсации могут быть различные, мы рассмотрим их только на примере РБМК.

В каналах СУЗ размещаются стержни, содержащие сильный поглотитель нейтронов – бор, с помощью которого и поддерживается нужный баланс нейтронов и, следовательно, мощность реактора. При необходимости увеличения мощности часть стержней выводится полностью или частично из активной зоны, в результате чего увеличивается доля нейтронов, поглощаемых топливом, мощность возрастает и стержни по достижении нужного уровня мощности вновь вводятся в активную зону. Как правило, новое положение стержней управления не идентично исходному – это зависит от изменения реактивности активной зоны при изменении мощности – от мощностного коэффициента реактивности. При необходимости уменьшения мощности в активную зону вводят стержни, т.е. вводят отрицательную реактивность, реактор становится подкритичным и мощность начинает уменьшаться. На новом уровне мощность стабилизируется изменением положения стержней. Всё это осуществляется АР. Оператор нажатием кнопки изменяет уровень заданной мощности, а остальное – дело регулятора. Правда, в случае с реактором РБМК это не совсем так, а иногда и совсем не так, – оператор вынужден своим вмешательством корректировать работу регулятора в основном по установлению энерговыделения в той или иной части зоны.

Во вновь построенном реакторе технологические каналы загружаются свежими невыгоревшими топливными кассетами. Если все 1 661 канал загрузить кассетами, то коэффициент размножения будет столь велик, что погасить его имеющимися стержнями управления будет невозможно. Поэтому около 240 технологических каналов вместо топливных кассет загружаются специальными стержнями-поглотителями нейтронов. И ещё несколько сотен поглотителей размещаются в отверстиях центральных несущих стержней топливных кассет. По мере выгорания топлива эти поглотители постепенно извлекаются и заменяются топливными кассетами. При извлечении всех поглотителей поддержание нужной реактивности активной зоны осуществляется заменой наиболее выгоревших кассет свежими. Наступает режим стационарных перегрузок.

В реакторе РБМК топливные кассеты заменяются при работе реактора на мощности специальной разгрузочно-загрузочной машиной. В это время активная зона содержит полностью выгоревшие кассеты, свежие и с промежуточным выгоранием. Вот на этот режим и рассчитано количество стержней управления и защиты.

Каждый стержень СУЗ вносит какую-то реактивность, что зависит от его местоположения в зоне и формы нейтронного поля. В реакторе РБМК реактивность принято измерять в стержнях, эффективность одного стержня условно принята 0,05 %. Как уже пояснялось, скорость увеличения мощности реактора тем больше, чем больше его положительная реактивность. Скорость уменьшения мощности также больше при большей внесённой отрицательной реактивности.

В результате нарушений режима и неисправностей в системах возникает необходимость во избежание повреждений быстро заглушить реактор. Поэтому количество стержней СУЗ всегда должно быть с избытком для приведения реактора в состояние с нужной подкритичностью. Когда реактор находится в критическом состоянии (критическое значит не катастрофическое, а что его коэффициент размножения равен единице и, соответственно, реактивность равна нулю), обязательно должно быть не менее какого-то количества стержней выведено из активной зоны и готово к немедленному вводу в зону для прекращения цепной реакции деления. И чем больше стержней выведено из активной зоны, тем больше уверенности, что реактор при необходимости будет заглушён быстро, с большой подкритичностью. Это верно для всех реакторов, спроектированных согласно требованиям норм и правил безопасности.

Во всех реакторах тем или иным путём часть органов воздействия на реактивность введена в реактор – это необходимо для маневрирования мощностью. К примеру, при вынужденном частичном снижении мощности временно увеличивается количество ксенона (говорят, что реактор отравлен ксеноном), увеличение количества поглотителя нейтронов нужно скомпенсировать выводом из зоны части оперативно извлекаемого поглотителя. Иначе реактор придётся заглушить и ждать распада ксенона.

В реакторе РБМК при работе часть стержней СУЗ находится частично или полностью в активной зоне и подавляет (компенсирует) какую-то избыточную реактивность. Теперь определимся с понятием ОЗР.

Оперативный запас реактивности – это положительная реактивность, которую реактор имел бы при всех извлечённых стержнях СУЗ.

Как и нормальным реакторам, реактору РБМК запас реактивности также необходим для манёвра мощностью. Ещё после аварии в 1975 г. на первом блоке Ленинградской АЭС для РБМК был определён минимальный запас реактивности в 15 стержней исходя из необходимости регулирования энерговыделения в активной зоне. А после чернобыльской аварии была найдена совершённая дикость, абсурд – при малом запасе АЗ не глушит, а разгоняет реактор. Чем меньше запас реактивности, тем более ядерноопасен РБМК?! Знай наших!.. Мы не как другие прочие.

Ещё реакторов с такими свойствами нет. Можно понять, что АЗ не справилась с глушением реактора, но чтобы сама разгоняла реактор – такого и в кошмарном сне не привидится.

Как и ОЗР, в тексте часто будут упоминаться паровой эффект реактивности и мощностной коэффициент реактивности. Уясним понятия.

Пусть реактор работает на какой-то мощности при неизменном расходе теплоносителя. В технологическом канале вода нагревается до кипения и появляется пар. По мере продвижения в канале всё больше воды, отбирающей тепло у твэлов, превращается в пар. Таким образом, в стационарном режиме имеем в пределах активной зоны какое-то количество пара. Теперь увеличим мощность реактора. Количество тепла возрастает и, следовательно, будет в активной зоне больше водяного пара. Каким образом это повлияет на реактивность активной зоны – в сторону уменьшения или увеличения – зависит от соотношения в зоне ядер замедлителя и топлива. Вода также является замедлителем нейтронов, как и графит, и с увеличением количества пара в активной зоне становится меньше воды. Проектанты, видимо, исходя из экономических соображений, выбрали соотношение ядер замедлителя и топлива в РБМК таким, чтобы полная замена воды паром вела к увеличению реактивности на пять-шесть р.

Чем это страшно? К примеру, при разрыве трубы теплоносителя диаметром 800 мм обезвоживание наступает через несколько секунд и тихоходная АЗ не справилась бы с выделившейся реактивностью. Взрыв, как и 26 апреля. Это не всё. При увеличении мощности температура топлива всегда возрастает и это ведёт к уменьшению реактивности. В реакторе РБМК при изменении мощности, в основном, два фактора влияют на реактивность: отрицательный температурный эффект топлива и положительный паровой эффект. Они и составляют быстрый мощностной коэффициент реактивности – изменение реактивности при изменении мощности на один мегаватт (или киловатт). Другие эффекты изменения реактивности в зависимости от мощности: температурный эффект графита и отравление реактора ксеноном, хотя и имеют существенную величину, проявляются с большим запаздыванием и на динамику не влияют. У правильно сконструированного реактора мощностной коэффициент должен быть отрицательным. Это означает, что при каком-либо возмущении возрастает реактивность, с ней начинает увеличиваться мощность, а это ведёт к уменьшению реактивности и мощность стабилизируется, хотя и на более высоком уровне. У реактора РБМК мощностной коэффициент был положительным в большом диапазоне мощностей – в нарушение требований нормативных документов. Это прямо повлияло на возникновение аварии 26 апреля.