…и 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 прошел переэкзаменовку, сами понимаете, с пристрастием и признан годным к работе. Сошлюсь здесь на доклад комиссии Госпроматомэнергонадзора от 4 января 1991 г.: "В трудах психологической отраслевой научно-исследовательской лаборатории "Прогноз" Минатомэнергопрома СССР (были исследования и других - А.Д.) получены результаты анализа личностных и социально-психологических характеристик персонала ЧАЭС до и после аварии, которые показали, что личностные данные оперативного персонала ЧАЭС не имели таких отличий от данных персонала других станций, которые могли бы быть прямой причиной аварии. И в целом коллектив ЧАЭС в 1986 г. характеризуется как достаточно ординарный, зрелый, сформировавшийся, состоящий из квалифицированных специалистов - на уровне, признанном в стране удовлетворительным. Коллектив был не лучше, но и не хуже других АЭС".
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.

РЕАКТОР РБМК-1000

 

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 ее 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 еще 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 передается 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 обогащенный изотопом-235 уран. Но все-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. Причем 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 поглощенных 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 № 1, № 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, причем 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 р , 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 четвертом 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 решеток, закрепленных 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 ОО^ размещенных 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 подается 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 подъеме 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. Все 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 еще 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 внесенной 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 заглушен быстро, с большой подкритичностью. Это верно для всех реакторов, спроектированных согласно требованиям норм и правил безопасности.
Во всех реакторах тем или иным путем 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 придется 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 извлеченных стержнях СУЗ.
Как и нормальным реакторам, реактору РБМК запас реактивности также необходим для маневра мощностью. Еще после аварии в 1975 г. на первом блоке Ленинградской АЭС для РБМК был определен минимальный запас реактивности в 15 стержней исходя из необходимости регулирования энерговыделения в активной зоне. А после чернобыльской аварии была найдена совершенная 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.
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 все 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 все. При увеличении мощности температура топлива всегда возрастает и это ведет 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 ведет 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.

Глава 3. ПРОГРАММА

 

Полное ее название "Рабочая программа испытаний турбогенератора № 8 Чернобыльской АЭС в режимах совместного выбега с нагрузкой собственных нужд".
Ничего выдающегося в Программе нет, обычная программа, нормально написанная. Известность она получила только в связи с аварией, которая произошла при ее проведении. Никакой технической связи между аварией и Программой нет, чистая случайность их связывает да недобросовестность расследователей. Если бы в последние перед началом испытаний минуты произошло автоматическое срабатывание по какому-нибудь сигналу (вы уж не верьте комиссиям и вольным писателям, что мы защиты заблокировали - все они были в действии для режима на мощности 200 МВт), то авария произошла бы точно так же. Произошла бы авария из-за этой Программы, то все просто - запрети проведение на других реакторах и нет больше проблем. Но это не так.
Критикам Программы.
"Испытания по Программе нельзя считать чисто электрическими, они комплексные, касаются всего блока". А кто их считал чисто электрическими? Сами придумали или спросили у кого? Достаточно посмотреть на подписи под Программой, чтобы вопрос отпал сам собой. Если испытания чисто электрические, то зачем подписи цехов реакторного, турбинного, тепловой автоматики?
Согласование программы. Вот как пишет комиссия Госпроматом-энергонадзора в 1991 г.:
"Такие испытания должны квалифицироваться как комплексные испытания блока, и программу их проведения целесообразно было согласовать с Генеральным проектировщиком, Главным конструктором, Научным руководителем и органом государственного надзора. Однако действовавшие до аварии ПБЯ-04-74 и ОПБ-82 не требовали от руководства атомных станций проводить согласование такого рода программ с указанными выше организациями".
Я считал, для порядка согласовать надо, о чем и сказал главному инженеру. Согласование с внешними организациями - компетенция Технического отдела станции и главного инженера. Меня устраивали подписи, которые были.
Произошла ядерная авария, а Программа не согласована с Отделом ядерной безопасности станции.
Но ввод избыточной реактивности произошел отнюдь не из-за проведения Программы. Выше названная комиссия по этому поводу пишет:
"Специфической теплогидравлической особенностью запланированного режима является повышенный относительно нормального начальный расход теплоносителя через реактор. Паросодержание было минимальным при незначительном недогреве теплоносителя до температуры кипения на входе в активную зону. Оба указанных фактора, как оказалось, имели прямое отношение к масштабу проявившихся при испытаниях эффектов".
То есть, по мнению комиссии, проведение Программы, если и не явилось причиной аварии, то все же повлияло. Не так. Когда расход теплоносителя был больше номинального, с реактором никаких казусов не было. Да и вообще вся идеология проектных и на их основе составленных эксплуатационных документов, включая Регламент, предписывает расход "не меньше" и нигде нет "не больше". Рассмотрев все документы, комиссия не нашла отклонения параметров от нормы, их не было вплоть до нажатия кнопки АЗ. Но расход теплоносителя в то время был уже равен номинальному. А недогрев теплоносителя каким был, таким и был, - персонал его не регулирует. Так что для утверждения комиссии оснований нет. Да и разница в эффектах реактивности (к примеру, работало бы шесть насосов) такова: человек утонул на глубине сто метров, вот если бы девяносто...
Этот пример показывает, что даже люди, во многом отрешившиеся от облыжного обвинения персонала констатацией в докладе полного несоответствия реактора ПБЯ и ОПБ, перешагнувшие запретный барьер, все же не могут отказаться от стереотипных обвиняющих персонал формулировок. И в докладе это не раз встречается.
Меры безопасности. Конек всех критиков. А о чем весь второй раздел Программы? Согласно ему, на резервное питание подключаются механизмы, которых вполне достаточно не только для расхолаживания блока, но даже для работы реактора на мощности. Только слепой может не видеть этого. Никаких эффектов реактивности, выходящих по величине за те, что и при обычной эксплуатации, по Программе не ожидалось, их не было в связи с ее проведением. Естественно, операторы при этом используют всю эксплуатационную документацию.
Уровень мощности. По Программе уровень мощности 700... 1 000 МВт. У нас перед ее проведением мощность была 200 МВт. Почему так получилось - расскажу дальше. Но какую же мы кость бросили в зубы обвинителям нашим. До сих пор продолжают грызть. Даже в грех ввели советских информаторов в МАГАТЭ. Они, бедные, соблазненные хорошим шансом облить грязью персонал, во главе с академиком В. А. Легасовым перед лицом всего мира врали, что Регламентом работа на мощности менее 700 МВт запрещалась. Почему они это делали? Просто после аварии выяснилось, что малая мощность для реактора РБМК-1000 наиболее опасна. Ну, что бы мы делали без академиков и докторов? Надо выкрутиться - их вперед. Кто заподозрит таких солидных на вид людей во лжи?
Есть программы, для которых уровень мощности имеет значение. Так, проверку главных предохранительных клапанов нельзя проводить на малой мощности, поскольку при открытии клапанов давление в первом контуре начнет быстро снижаться и сорвет ГЦН. Для программы выбега ТГ уровень мощности значения не имеет никакого, и мы с началом опыта реактор собирались глушить (см. п. 2.12 Программы). Согласно станционной Инструкции по составлению программ должна быть указана мощность. При составлении программы ясности не было, что будем выполнять непосредственно перед опытом, и установили 700... 1 000 МВт как максимальную, а не минимальную мощность. Когда мощность упала при переходе по регуляторам, поднимать ее нужды не было. И для нормального реактора, исполненного согласно ПБЯ и ОПБ, никакого значения не имело. И ничего мы не нарушили вопреки утверждениям всех комиссий и информаторов.
Вывод системы аварийного охлаждения реактора. Тема эта себя исчерпала давно. Еще в 1986 г. комиссия Г.А. Шашарина установила отсутствие всякой связи этого факта с возникновением и развитием аварии. В настоящее время только академик А.П. Александров продолжает разрабатывать эту тему. Пожелаем ему успехов. Информаторы в МАГАТЭ утверждали, что с выводом САОР была потеряна возможность снижения масштабов аварии. Без объяснения здесь, приведу выдержку из доклада комиссии Н.А. Штейнберга:
"Таким образом, "возможность снижения масштаба аварии" из-за отключения САОР была не потеряна, а в принципе отсутствовала в конкретных условиях 26.04.86 г."
Включение восьми ГЦН. Ничего мы этим не нарушили, есть и в инструкциях такие режимы. Нет технических соображений, препятствующих параллельной работе насосов с постоянными оборотами и со снижающими обороты, запитанных от выбегающего генератора. Как только напор насоса снизится, так насос будет отключен его защитой. Ничем не отличается от обычной остановки насоса.
Другие замечания критиков Программы буду пояснять по ходу текста. Уверен, и в свете произошедшей аварии, при написании Программы сейчас ничего существенного в нее бы не добавили, как и не изъяли. Ну, внесли бы какие-то выдержки из Регламента или инструкций.

Глава 4. КАК ЭТО БЫЛО

 

26 апреля 1986 г. Злополучный день. Жизнь многих людей он разделил на до и после. Что уже говорить о моей жизни - глубокой пропас гью разделилась на две вовсе несхожие части.
Был практически здоровым и последние годы только по три-четыре дня провел на больничном листе - стал инвалидом. Был благонадежным законопослушным человеком - стал преступником. И, наконец, был свободным гражданином - стал гражданином осужденным. Именно так теперь называют зеков. В каком изощренном уме возникло такое противоестественное сочетание слов? Ю. Феофанов в газете «Известия» после анализа принятых в последнее время законов в защиту прав человека вынужден констатировать: «Пока, увы, слово гражданин все еще у нас ближе к слову пройдемте». Тогда сколько же гражданина в осужденном?
И в завершение память, видимо, для более четкого отделения двух частей жизни, практически стерла события 25 апреля, остались смутные воспоминания, хотя события, связанные с аварией, эта же память зафиксировала ясно и без пропусков, все находит подтверждение либо очевидцев, либо в показаниях приборов.
Так, ничего не припоминаю, как шел на станцию вечером 25 апреля. На работу и с работы всегда ходил пешком, четыре километра в один конец. Это давало в месяц двести километров. Прибавить километров сто регулярных пробежек трусцой - вполне достаточно для поддержания в норме организма. А главное, может быть, в ходьбе - это сохранение нервной системы. Идешь, отключился от всяких неприятных мыслей. Полезло что-то в голову - добавь скорость. Ох, как нервишки пригодились потом. И ходьба, и бег были просто необходимы в тех условиях жизни. У нас как-то не получается нормальной размеренной работы. И уж тем более на строящихся предприятиях. Мне досталось участвовать в монтаже, пуске и эксплуатации всех четырех блоков Чернобыльской АЭС. В должностях заместителя начальника цеха, начальника реакторного цеха и заместителя главного инженера. Самое малое - десятичасовый рабочий день при всех рабочих субботах, в горячее время и воскресеньях. Но не это выматывало. Через полгода после пуска четвертого блока все утряслось и наладилась регулярная работа, однако все равно раньше шести часов вечера с работы не уходил, и это было нормально, появилась возможность и на работе заняться обновлением или пополнением технических сведений, без чего, считаю, инженер не может обойтись.
Нет, изматывала физически и изнуряла душу неразумная организация труда, неразумные требования к работнику, нереальные планы.
Не раз встречал в печати и по Чернобыльской АЭС, что из-за досрочной сдачи низкое качество строительства и монтажа. Не знаю. Я приехал на станцию в сентябре 1973 г. На здании столовой - лозунг о пуске первого блока в 1975 г. Прошел срок- пятерку переписали на шестерку. Фактически первый энергоблок ЧАЭС был запущен 26 сентября 1977 г. Второй блок в декабре 1978 г., но, надо полагать, срок его был сдвинут из-за задержки пуска первого. Также и два последующие блока. О досрочной сдаче говорить не приходится. Интересно, что до 31 декабря говорить вслух о невозможности пуска в этом году нельзя. Потом приезжает эмиссар и начинается составление новых нереальных планов и графиков. Составили, подписали, уехал эмиссар. И тут в первое время начинается нервотрепка из-за жесткого контроля выполнения графика, невыполнимого с момента составления. Жесткие оперативные совещания, ночные вызовы на работу. Неизбежное отставание увеличивается, контроль спадает, начинается нормальная работа. До следующего приезда руководителя.
Никогда не понимал суть этих взбадривающих инъекций. По-моему, они приносили только вред. Если назначен нереальный срок исполнения, то добросовестный работник какое-то время пытается сделать. Затем все признают невозможность. И это позволяет недобросовестным работникам не исполнять посильную задачу. Замечал многократно. Польза от таких накачек такая же, как от лозунга, практически, постоянного: «Отдадим все силы пуску блока № __к __ числу». Нормальный человек ухмыляется -все силы отдам, а что потом?
Думаю, В.Т. Кизима и монтажники Н.К. Антощук, А.И. Заяц, В.П. Токаренко все эти наезды всерьез не воспринимали, хотя виду не показывали. Они сами кому угодно могли рассказать, как и когда, притом реально, будет сделано. Вообще, полагаю, монтажники неподвластны СПИДу. У них уже иммунитет против любой внешней дряни - биологического или психологического она происхождения. Иначе в тех условиях работы нельзя долго выдержать.
Здесь вполне уместно сказать. Монтаж на ЧАЭС по советским критериям выполнен хорошо. Несмотря на большое количество сварных соединений на трубопроводах первого контура, припоминаю только один треснувший шов на серьезном трубопроводе. И то надо, видимо, отнести на жесткость конструкции и поэтому неудовлетворительную компенсацию при температурных расширениях. К аварии 26 апреля монтаж и монтажники отношения не имеют.
На станцию я пришел с судостроительного завода, участвовал в сдаче подводных лодок. Там тоже не все гладко шло. И ночная работа, и непрерывная -сутки и более. Вспоминаю случай, почти анекдот. На сдаточной базе в гостинице сидим, играем в преферанс. Поздно вечером прихо… Продолжение »

Бесплатный хостинг uCoz