Что такое отравление ядерного реактора

Отравлением активной зоны реактора называют процесс накопления короткоживущих нуклидов с высоким сечением поглощения, которые активно участвуют в непроизводительном захвате нейтронов (отравляют нейтронный баланс реактора). Явление отравления и разотравления активной зоны ярко выражено только в тепловых реакторах ( в реакторах на промежуточных нейтронах оно слабое, а в реакторах на быстрых нейтронах не существует вообще). Отравление реактора вносит существенные сложности в процесс управления реактором. Поэтому на вопросах отравления приходится останавливаться подробно.

При работе реактора в ядерном топливе накапливаются целый ряд отравляющих реактор изотопов (такие как 105Rh, 131I, 140Ba и т.п.). Однако, влияние этих веществ на реактивность несущественно, так как они имеют либо малое сечение захвата тепловых нейтронов s а , либо сравнительно небольшой удельный выход. Поэтому, говоря об отравлении, обычно имеют виду накопление 135Хе и 149Sm.

Можно выделить четыре особенности, характерные для отравления реактора каким-либо изотопом:

Очень большое сечение поглощения тепловых нейтронов (оно на 3-5 порядков больше, чем для обычных шлаков);

быстрое достижение равновесной концентрации (для 135Хе оно наступает через 30-40 ч, для 149Sm через 8-10 сут.);

увеличение отравления после остановки ядерного реактора (йодная яма и прометиевый провал);

временное увеличение или уменьшение реактивности r , обусловленное изменением концентрации 135Хе и 149Sm после изменения мощности ядерного реактора.

Поскольку характерные особенности отравления в стационарных и нестационарных режимах существенно различаются, имеет смысл рассматривать их раздельно.

Отравление в стационарных режимах.

Стационарное отравление ксеноном

Схема динамики образования и распада 135Хе (при отравлении реактора) показана на рис. 5.3. Видно, что образование 135Хе происходит как непосредственно при делении ядер 235U (с небольшим удельным выходом рXe=0,003) так и, главным образом, в результате цепочки b - - распадов ядер теллура 135Те и йода 135I (с удельным выходом рТе=рI=0,061). Вообще, не весь 135I превращается в 135Хе, часть его выгорает в потоке нейтронов. Но, учитывая незначительное сечение захвата 135I, этим эффектом можно пренебречь по сравнению со скоростью убыли его концентрации за счет радиоактивного распада.

р= 0,061 - b - b - b - b

n + 235U ¾¾ ® 135Te ¾¾ ® 135I ¾¾ ® 135Xe ¾ ® 135Сs ¾¾ ® 135Ba (шлак)

0,5 мин 6,7 ч 9,2 ч 2,6 ´ 106 лет

Рис. 5.3. Схема динамики изотопов Хе

Убыль концентрации 135Хе происходит вследствие его радиоактивного распада (с периодом (Т1/2)Xe=9,2 ч) и выгорания с образованием стабильного 136Хе, сечение захвата которого составляет порядка 0,16 б.

Уравнения кинетики отравления для единичного объема топлива могут быть составлены абсолютно аналогично уравнению (5.7а). После учета физических свойств соседних ядер, уравнение, описывающее изменение во времени концентрации 135Хе, можно представить в виде:

dNXe/dt = рXe s f5N5Ф + l INI - NXe s аXeФ - l XeNXe, (5.11а)

где: l Xe=2,12 ´ 10-5 с-1 - постоянная радиоактивного распада 135Хе;

l I=2,895 ´ 10-5 с-1 - постоянная радиоактивного распада 135I.

Аналогичным образом, можно записать уравнение, определяющее изменение во времени концентрации 135I:

dNI/dt = рI s f5N5Ф - l INI, (5.11.в)

Полученные зависимости (5.11а-в) представляют собой систему дифференциальных уравнений кинетики отравления топлива ксеноном.

Состояние реактора, при котором концентрация 135Хе не изменяется во времени, называется стационарным отравлением ксеноном (это понятие часто отождествляется с потерей реактивности при достижении равновесной концентрации 135Хе). Из (5.11) следует, что такое состояние наступает при равенстве скорости образования ксенона (в результате деления 235U и распада 135I) и скорости его убыли (вследствие выгорания и радиоактивного распада). Очевидно, что равновесная (стационарная) концентрация 135Хе достигается после установления равновесной концентрации 135I.

Из системы (5.11) при условии равенства левых частей уравнений нулю можно получить выражение, определяющее концентрацию 135I при стационарном отравлении (NIст), а затем и выражение, определяющее концентрацию 135Хе при стационарном отравлении:

NXeст = (рXe s f5N5Ф + l INIст )/( s аXeФ + l Xe ) (5.12)

Равновесная концентрация ксенона зависит от плотности потока нейтронов достаточно сложным образом. При малых Ф, когда s аXeФ l Xe, значение NXeст будет пропорционально обогащению урана и плотности потока нейтронов. По мере увеличения плотности потока нейтронов зависимость NXeст от Ф становится более сложной и, наконец, при больших плотностях потока нейтронов (Ф>5 ´ 1014 нейтр/(см2 ´ с)), когда s аXeФ >> l Xe, равновесная концентрация ксенона достигает значения:

NXeст = (рXe + рI ) s f5Nu e / s аXe (5.13)

Где e -обогащение уранового топлива.

Здесь NXeст уже не зависит от потока Ф, т.е. в этом случае NXeст определяется только обогащением e урана.

Зависимости стационарного отравления 135Хе от плотности потока нейтронов и обогащения урана показаны на рис 5.4.

Рис. 5.4. Зависимость стационарного отравления 135Хе от плотности потока нейтронов и обогащения урана.

Физически все указанные закономерности также могут быть объяснены.

При больших плотностях потока нейтронов скоростью радиоактивного распада 135Хе можно пренебречь по сравнению со скоростью его выгорания. В этом случае, и скорость образования, и скорость выгорания ксенона будут определяться только значением Ф.

С увеличением обогащения урана значение NXeст увеличивается вследствие того, что в этом случае при прочих равных условиях происходит больше актов деления, а значит, образуется больше ядер 135I и 135Хе. Очевидно, что максимальное значение NXeст достигается для чистого 235U.

Поскольку концентрация ксенона сама по себе не определяет изменение размножающих свойств среды и баланса нейтронов, то в качестве количественного показателя отравления реактора используют отношение скорости захвата нейтронов ядрами 135Хе в единице объема, к скорости поглощения нейтронов ядрами 235U в этом же объеме, т.е. относительное вредное поглощение ксеноном, о котором упоминалось в гл. 2:

qXe = S aXe/ S а5 (5.14а)

где S aXe и S а5 - макроскопические сечения поглощения 135Хе и 235U.

Еще чаще, чем отравление реактора qXe, в эксплуатационной практике для оценки изменения размножающих свойств среды при накоплении 135Хе используется потеря реактивности за счет отравления, которая определяется произведением относительной скорости захвата нейтронов ядрами 135Хе на коэффициент использования тепловых нейтронов в неотравленном реакторе:

r Xe = - qXe Q нотр = -( S aXe/ S а5) Q нотр (5.14.в)

Так как Q нотр мало отличается от единицы, то величина реактивности r Xe близка по абсолютной величине к величине отравления qXe и противоположна ей по знаку. Это дает возможность оценить предельную потерю реактивности на стационарное отравление , которая достигается при e =1, когда NU=N5.

То есть, максимальное стационарное отравление водо-водяных реакторов с урановым топливом составляет около 5%.

Следует отметить, что значение r Xeст для одной и той же мощности в процессе эксплуатации реактора изменяется. Было показано, что по мере выгорания 235U для поддержания заданной мощности приходится увеличивать Ф, а это влечет за собой, в соответствии с (5.13), увеличение NXeст и, следовательно, r Xeст. Поэтому, для каждого реактора составляются две таблицы (или два графика) стационарных отравлений r Xeст = f(Wp) - для начала и для конца кампании. В течение первой половины кампании используется первая, а затем - вторая таблица.

В качестве примера на рис 5.5 приведены кривые стационарного отравления ксеноном для реактора ВВЭР-1000 в зависимости от мощности реактора в начале (1) и в конце (2) кампании .

Рис. 5.5. Зависимость стационарного отравления реактора ВВЭР-1000 от мощности реактора в начале (1) и в конце (2) кампании.

Стационарное отравление изменяется также в зависимости от температуры активной зоны поскольку с увеличением температуры уменьшается сечение захвата 135Xe и соответственно | r Xeст | . Графики стационарных отравлений r Xeст = f(Wp) составляются обычно для свойственной данному реактору рабочей температуры.

Кроме определения уровня стационарного отравления серьезный интерес представляет вопрос о динамике достижения равновесной концентрации ксенона. Для получения времени выхода на равновесную концентрацию необходимо решить систему линейных дифференциальных уравнений (5.11).

В эксплуатационной практике при возникновении необходимости определения потери реактивности на отравление при работе реактора в заданном режиме в течение времени t* r Xe(t) из альбома нейтронно-физических характеристик для каждой кампании.

Что именно произошло на Чернобыльской АЭС

Авария на Чернобыльской АЭС стала самой масштабной катастрофой за всю историю существования ядерной энергетики. До 2011 года, когда землетрясение и цунами спровоцировали аварию на японской АЭС "Фукусима-1", чернобыльская катастрофа оставалась единственной в истории, которой был присвоен максимальный седьмой уровень опасности.

Изучение последствий аварии и всех доступных данных позволило специалистам воспроизвести практически посекундный сценарий произошедшего на четвертом энергоблоке ЧАЭС, хотя в деталях оценки произошедшего эксперты до сих пор расходятся. Ниже приведен сильно упрощенный вариант развития событий в ночь с 25 на 26 апреля 1986 года и разобраны механизмы, послужившие причиной взрыва.

Немного теории

"Сердцем" АЭС является реактор - именно в его активной зоне происходит ядерный распад. Тяжелые ядра урана-235 распадаются на ядра более легких элементов, и этот процесс, помимо выделения тепла, сопровождается вылетом свободных нейтронов - элементарных частиц, которые, наряду с протонами, входят в состав атомных ядер. Сталкиваясь с ядрами урана-235, нейтроны стимулируют их распад, при котором также выделяются нейтроны - этот каскад получил название цепной реакции.

Если при распаде ядер число вылетевших нейтронов равно числу нейтронов, вызвавших деление, то в реакторе все время выделяется одно и то же количество энергии. Если нейтронов образуется больше - количество выделяющейся энергии растет, а если меньше - то падает. Для стабильной работы АЭС необходимо, чтобы реализовывался первый из описанных выше вариантов. Если же число образующихся при делении ядер свободных нейтронов растет, то рано или поздно этот процесс закончится взрывом.

При прохождении цепной реакции число свободных нейтронов, по определению, со временем будет расти. Чтобы не допустить катастрофического исхода, интенсивность реакций распада в АЭС регулируется при помощи так называемых управляющих стержней, которые содержат материал, хорошо поглощающий нейтроны (например, кадмий или бор). Когда число свободных нейтронов в реакторе становится опасно большим, стержни погружают в активную зону, и количество распадов в единицу времени уменьшается.

Для того чтобы работа АЭС была безопасной, операторам необходимо принимать во внимание еще один процесс - так называемое ксеноновое отравление реактора и вызываемое им падение в йодную яму. При делении ядер урана-235 в результате цепочки вторичных распадов образуется изотоп ксенона-135, в ядрах которого эффективно "застревают" свободные нейтроны. Когда реактор активно работает, все образующиеся ядра ксенона-135 быстро насыщаются нейтронами до максимума - говорят, что они выгорают. Кроме того, часть ядер распадается на ядра других элементов. Если же мощность работы реактора низка, ксенон не успевает выгорать и накапливается в активной зоне - это и есть ксеноновое отравление.

При отравлении реактора предшественник ксенона-135 по цепочке распадов - изотоп йода-135 - начинает превращаться в ксенон с еще большей активностью (это и есть йодная яма). В таком состоянии реактор становится нестабилен и плохо реагирует на движения управляющих стержней, что может привести к плачевным последствиям.

Ксенон-135 поглощает много нейтронов, количество делящихся ядер урана в единицу времени остается низким, и для того, чтобы поднять мощность реактора, необходимо выдвинуть стержни из активной зоны. Если ксенона накопилось достаточно много, то при небольшой амплитуде движения стержней заметных изменений в реакторе не произойдет и может возникнуть соблазн выдвинуть их посильнее.

В какой-то момент количество ядерных распадов достигает определенного порогового значения, мощность реактора (а заодно и тепловыделение) возрастают скачком, и погасить этот процесс быстрым опусканием стержней удается не всегда. По этой причине при ксеноновом отравлении реактора его необходимо полностью заглушить и дождаться естественной убыли ксенона - период его полураспада равен 9 часам. Когда реактор заглушен, турбина не вращается и электричество не вырабатывается.

Хронология

В ночь с 25 на 26 апреля 1986 года на четвертом энергоблоке Чернобыльской АЭС должны были пройти испытания новой перспективной методики, которая позволила бы в случае аварийной остановки реактора сразу подавать на него электропитание, поступающее от все еще вращающейся по инерции турбины (так называемый режим выбега). Заглушенному реактору необходимо электричество, так как в нем все равно идут реакции распада и, соответственно, растет температура. Для того чтобы охлаждать активную зону, через нее при помощи насосов непрерывно прокачивают воду, и для работы насосов нужна электроэнергия. Предполагалось проверить работу методики при нескольких исходных параметрах системы, поэтому операторам категорически не хотелось глушить реактор - в этом случае эксперимент пришлось бы проводить повторно в какой-нибудь другой день.

Для тестирования новой методики необходимо было снизить мощность реактора до значения около 700 мегаватт - при этом системы аварийного охлаждения (САОР) неизбежно заглушили бы его, так что операторы приняли решение отключить их. Эксперимент был начат около 23 часов 25 апреля - персонал начал постепенно снижать мощность реактора, причем операторы не дали автоматике команду поддерживать мощность на приемлемом уровне. В итоге она снизилась до 30 мегаватт, и началось ксеноновое отравление реактора. Чтобы поднять мощность, операторы вывели из активной зоны все управляющие стержни, и им удалось разогнать реактор до 200 мегаватт, хотя процесс ксенонового отравления продолжился.

Изначально планировалось, что эксперимент пройдет при мощности реактора от 700 до 1000 мегаватт, но, несмотря на то, что довести реактор до этого значения не удалось, персонал принял решение продолжить апробацию методики. Около часу ночи операторы для проведения необходимых тестов включили все главные циркуляционные насосы (ГЦН) энергоблока, при помощи которых вода прокачивается через реактор. Эта нагрузка оказалась чрезмерной - на работу всех насосов стало не хватать воды, в реакторе, омываемом огромными объемами H₂O, снизилось парообразование, и автоматика полностью вывела управляющие стержни из активной зоны.

Опасаясь аварийной остановки реактора и срыва эксперимента, операторы отключили систему, которая глушит реактор при предельно низких значениях уровня воды и давления пара. Мощность реактора все равно оставалась низкой, и персонал в 01:19 вывел из активной зоны все еще находившиеся там стержни ручного управления. В итоге операторы лишились всех рычагов воздействия на систему. Сотрудники ЧАЭС отключили часть насосов, но при внешней стабильности работы реактора приборы выдали сообщение, что он потребляет нерасчетное количество воды и (главное) что процессы в активной зоне практически невозможно регулировать извне (это называется низкой реактивностью). В подобных случаях инструкции по безопасности предписывают немедленно заглушить реактор, но операторы приняли решение продолжить эксперимент.

Более того, чтобы избежать аварийной остановки реактора при проведении опытов, операторы заблокировали систему его отключения в случае прекращения подачи пара на вторую турбину, если до этого уже была выключена первая, что строго запрещено. Одну из турбин предполагалось отключить для того, чтобы протестировать изучаемую методику. После того как это было сделано, ГЦН резко снизили активность, и поток воды через активную зону также стал менее интенсивным. В результате в реакторе стало расти парообразование.

Часть управляющих стержней автоматически начали вдвигаться в активную зону, но их емкости было недостаточно для снижения мощности реактора. Так как подача пара на турбину была отключена, она вращалась все медленнее, и, соответственно, в реакторе сокращалось количество воды, так как вся H₂O в системе является "общей". В 01:23:40 начальник смены приказал нажать кнопку АЗ-5, которая заставляет управляющие стержни максимально быстро вдвигаться в активную зону.

Этот приказ стал роковым из-за так называемого концевого эффекта стержней. Вещество-поглотитель занимает не весь объем стержня - в самом низу находится вытеснитель (в случае ЧАЭС это был графит), который должен "убрать" воду с пути движения поглотителя. При нажатии кнопки АЗ-5 первыми в активную зону вошли вытеснители, которые как поршни вытолкнули оттуда часть воды. Парообразование в реакторе еще подскочило, и стержни "зависли" на слое пара, так и не погрузив поглотитель в активную зону. Операторы прибегли к последнему средству и отключили электромагниты, которые удерживают стержни на арматуре, но это не помогло - пар был слишком плотным. В 01:23:43 реактор "пошел вразнос" (еще несколько аварийных систем успели сработать, но все они давали команду АЗ-5), и в 01:23:44 произошел тепловой взрыв ядерной природы, разрушивший активную зону реактора.

Циркониевая оболочка топливных стержней начала реагировать с паром, в итоге стал выделяться водород (так называемая пароциркониевая реакция), образовавший с кислородом воздуха "гремучую смесь", которая в 01:23:46 взорвалась. С реактора сорвало тяжеленную бетонную крышку, которая взлетела в воздух и упала рядом с четвертым энергоблоком. В атмосферу было выброшено огромное количество радиоактивных веществ из активной зоны реактора, а "загрязненные" раскаленные обломки разбросало по территории станции. Начались многочисленные пожары. Первый пожарный расчет под командованием лейтенанта Правика выехал к ЧАЭС в 01:30 и во многом благодаря его действиям удалось предотвратить широкое распространение огня.

Кто виноват

Сразу после аварии в СССР была сформирована специальная комиссия по расследованию причин произошедшего. Она восстановила хронологию событий и пришла к выводу, что причиной катастрофы стали действия операторов станции. Позже (но также в 1986 году) это мнение на основании данных, предоставленных советской стороной, поддержала экспертная группа МАГАТЭ под названием INSAG (International Nuclear Safety Advisory Group - Консультативный комитет по вопросам ядерной безопасности).

В 1991 году комиссия Госатомнадзора СССР заново изучила имеющуюся информацию и заключила, что авария стала результатом действий персонала, но их последствия приобрели столь катастрофические масштабы из-за некоторых конструктивных недостатков реактора ЧАЭС. К таким недостаткам, в частности, относятся концевой эффект стержней и так называемую положительную реактивность при некоторых режимах работы. Положительной реактивностью называют свойство реактора увеличивать мощность в ответ на некоторые условия, и при проведении эксперимента на ЧАЭС 26 апреля 1986 года создалась ситуация, когда эти условия постоянно поддерживались и даже усиливались, вызывая быстрый и в конечном итоге неконтролируемый рост мощности. INSAG также пересмотрела свои выводы и опять согласилась с коллегами из СССР.

В настоящее время большинство специалистов придерживаются именно такой точки зрения. Авария на ЧАЭС стала результатом необдуманных и безграмотных действий операторов, которые последовательно делали все возможное, чтобы привести ситуацию к катастрофе, но, во-первых, некоторые их решения, которые сейчас кажутся безумными, тогда не считались опасными (просто не было соответствующих данных) и не были запрещены регламентом, а, во-вторых, катастрофический итог стал возможным из-за несовершенства конструкции станции и систем ее безопасности (в частности, они допускали полное отключение защит).

После Чернобыльской аварии во многих странах были заморожены программы развития атомной энергетики, но постепенно такая реакция отторжения ослабла. Анализ произошедшего позволил специалистам выявить многие недостатки реакторов и других систем АЭС, которые, как оказалось, могут сыграть фатальную роль, и устранить их при конструировании новых типов реакторов.

Состояние работающего реактора характеризуется коэффициентом размножения k в активной зоне. Вместо k для описания поведения реактора часто используется другая величина – реактивность ρ:

ρ = (k – 1)/k.

(1)

Очевидно, что при ρ 0 интенсивность реакции нарастает. При стационарной работе реактора реактивность постепенно падает за счет отравления активной зоны осколками деления. Из этих осколков особенно вредны сильно поглощающие нейтроны изотопы ксенона 135 Хе и самария 149 Sm. Например, для 135 Хе сечение поглощения тепловых нейтронов равно 3 . 10 6 барн. Поэтому для обеспечения длительной непрерывной работы реактора без смены горючего необходимо, чтобы он имел начальный запас реактивности. Запасом реактивности называется реактивность (конечно, расчетная) реактора при полностью выведенных регулирующих стержнях. Начальный запас реактивности компенсируется вставленными стержнями, которые по мере “отравления” активной зоны осколками постепенно выводятся из активной зоны. Для ориентировки укажем, что в реакторе первой АЭС запас реактивности составлял 0.13, что соответствует значению k = 1.15.
Для нормальной работы реактора значение реактивности в нем необходимо поддерживать с точностью от 10 -5 до 10 -7 в зависимости от типа реактора. Следует учитывать, что реактивность зависит от мощности, т. е. от интенсивности протекания цепной реакции. Эта зависимость носит характер обратной связи, так как изменение интенсивности само зависит от реактивности. Эта обратная связь определяется многими причинами и может быть как отрицательной, так и положительной. Для эксплуатации реактора удобна отрицательная обратная связь, при которой случайно возникшее возрастание мощности реактора уменьшает реактивность, что способствует возвращению мощности к исходному уровню. Имеются, однако, и реакторы с положительной обратной связью, в которых случайно возникшее увеличение мощности стремится само себя усилить. Таков, например, уже упоминавшийся нами реактор первой АЭС. При положительной обратной связи приходится непрерывно следить не только за первой, но и за второй производной мощности по времени.

В реакторах с высоким значением потока тепловых нейтронов (свыше 10 13 на см 2 в секунду) реактивность заметно спадает после остановки реактора и восстанавливается лишь через несколько десятков часов. На рис. 1 приведена зависимость реактивности от времени после остановки реактора для нескольких значений потока тепловых нейтронов. Это явление называется “йодной ямой”. Механизм йодной ямы таков. При делении 235 U или 239 Pu медленными нейтронами с вероятностью 6% получается осколок 135 Те (теллур), который через 0.5 мин путем β-распада превращается в изотоп иода 135 I. Этот изотоп тоже β-активен, но период его полураспада уже равен 6.7 ч. Продуктом распада 135 I является изотоп ксенона 135 Xe, уже упоминавшийся в начале как сильнейший поглотитель тепловых нейтронов. Изотоп 135 Xe в свою очередь претерпевает β-распад c периодом 9.2 ч и превращается в практически стабильный изотоп цезия 135 Сs. Период полураспада изотопа 135 Сs равен двум миллионам лет (продукт – стабильный изотоп бария 135 Ва). Из всей этой цепи распадов нам важен лишь отрезок

В работающем с постоянной мощностью реакторе устанавливается определенная равновесная концентрация ядер 135 Хе. При больших потоках тепловых нейтронов эта равновесная концентрация мала из-за убыли 135 Хе в результате поглощения нейтронов. Интенсивность поглощения пропорциональна потоку нейтронов. При остановке реактора поглощение превращается, а накопившийся в реакторе изотоп 135 I продолжает распадаться. В результате количество 135 Хе начинает расти (см. закон радиоактивного распада) до тех пор, пока не распадается заметная доля иода. Это приводит к временному снижению реактивности реактора. При ограниченном запасе реактивности из-за йодной ямы реактор не удается запускать вскоре после остановки. Например, при запасе реактивности 0.1 и потоке медленных нейтронов 10 14 частиц в секунду на см 2 через полчаса после остановки реактор нельзя запустить в течение полутора суток.

В ходе ее атомы топлива, урана-235, взаимодействуя со свободными нейтронами, распадаются на части. При этом из них выбиваются новые нейтроны, которые, в свою очередь, вступают в реакцию с новыми атомами урана-235. Такая реакция называется цепной, поскольку каждый ее шаг порождает следующий. При этом выделяется огромное количество тепла, которое и используется для превращения воды в пар.

Во-вторых, это стержни, которые служат тепловыделяющим элементом: они, раскаляясь, превращают воду в пар, сами при этом охлаждаясь. Эти стержни представляют собой сложное сочетание циркония и урана.

Сам энергоблок, помимо того, включает циркуляционные насосы, подающие снизу в реактор воду. Сверху из него выходит мощная струя пароводяной смеси, которая разделяется на пар и воду в барабанах-сепараторах. Лишь теперь чистый (и очень горячий) пар поступает на турбины.

Пар, который таким образом привел во вращение ротор генератора, не удаляется из системы. Он передается в емкость конденсатора, где снова охлаждается, становится жидкой водой и может использоваться в новом цикле.

Что же случилось на ЧАЭС? Основная версия такова (сразу скажем, что в деталях произошедшего много неясного, о чем специалисты до сих пор спорят, мы говорим о процессе лишь популярно и в общих чертах).

В ночь на 26 апреля 1986 г. началась подготовка к остановке реактора и к проведению эксперимента. По плану, все должно было происходить при сниженной до 700 тепловых МВт мощности реактора. Но —

Первый шаг к аварии. Как считается, по ошибке оператора — мощность не снизилась, а прямо-таки упала до 30 МВт и ниже. Тогда решили не ждать подъема до 700 и ограничиться для эксперимента величиной 200 МВт. При этом-

Четвертый шаг к аварии. Включены резервные насосы, что привело к повышению тока воды через активную зону и, как следствие, к ее ускоренному охлаждению. Парообразование в реакторе резко снизилось, давление в барабанах-сепараторах упало. Чтобы поддержать мощность пришлось —

Пятый шаг к аварии. Извлечь еще часть стержней с поглотителем. Теперь, в 1:23:04 начался эксперимент. При подготовке к нему было уже сделано 5 шагов к трагедии. Но пока об этом никто не знал.

Шестой шаг к аварии. 36 секунды спустя оператор включил аварийную защиту. Причины этого действия до сих пор окончательно неясны, и останавливаться на них мы не будем. Скажем только, что система отреагировала, как положено: стержни защиты стали погружаться в активную зону реактора.

Первый шаг аварии. Циркониевые тепловыделяющие стержни от температуры деформировались и разрушили каналы, в которых находились. Поглощающие стержни не смогли полностью погрузиться в свои каналы и заблокировались, войдя в них на пару метров. В это время —

Третий шаг аварии. Пар стал разлагаться на водород и кислород, образовав гремучую смесь. Она моментально взорвалась, сорвав металлоблочную плиту, которая защищает реактор сверху, и разрушив все технологические каналы.

Четвертый шаг аварии. От начала эксперимента до этого момента не прошло и минуты. Взрыв разгерметизировал реактор, высвободил ядерное топливо и накопившиеся за время его работы отходы, и выбросил их в атмосферу.

Дисклеймер: текст содержит спойлеры, а некоторые технические детали сильно упрощены.

Реактор — это кладка из графитовых блоков, пронизанная тепловыделяющими сборками (пучками трубок, заполненных обогащенным ураном, — именно в них идет цепная реакция) и поглощающими стержнями СУЗ (системы управления и защиты). Сборки выделяют тепло и нагревают воду; вода превращается в пар, пар крутит турбину электрогенератора. Погружая или поднимая стержни СУЗ, можно ускорять или замедлять реакцию — но оказалось, что при маневрировании на неполной мощности реактор становится нестабильным.

Взрыв разрушил реактор (его крышка подлетела вверх и упала на бок — возможно, именно поэтому очевидцы говорили о двух взрывах), обнажил топливо. Ударная волна разнесла радиоактивную пыль на много километров и, что гораздо страшнее, подняла ее вверх, заразив облака.

В фильме Ульяна Хомюк (собирательный образ ученых, входивших в состав комиссии), посетив в больнице умирающего ведущего инженера управления реактором Леонида Топтунова (на самом деле с ним и Акимовым беседовали сотрудники прокуратуры), с изумлением узнает, что ему всего 25 лет . На станции продолжалось строительство 5-го и 6-го блоков, и лучшие сотрудники уходили туда: во-первых, запуск нового реактора — всегда сложнее, чем обслуживание уже запущенного, во-вторых, на новое место работы можно было прийти с повышением. На действующих блоках работали новички, хотя считать их совсем уж неопытными причин нет — не лучше и не хуже, чем на других АЭС, считал Дятлов.

Смена, которой руководил Акимов, приняла реактор от коллег, полдня державших его в нестабильном состоянии, — это как если бы прямо во время посадки самолета пилот передал штурвал летчику, только что вошедшему в кабину. Давлетбаев вспоминал: «Смену Саша принял 25 апреля в 16 ч. в тяжелой обстановке, что бывает нередко при неустоявшихся, переходных или пусковых режимах: народу на БЩУ (блочный щит управления. — Прим. T&P) много,

режим неустойчивый, операторы перегружены, при этом необходимо успеть изучить оперативный журнал, полностью овладеть ситуацией, прочитать сменные задания и программы.

для райкома не было разницы, кто ты — атомная станция или овощная фабрика. Умри, а выполни.

Что-то, с чем никто никогда не имел дела

В сериале вскоре после взрыва Дятлов выходит из помещения БЩУ, видит осколки стекол на полу коридора — значит, ударная волна шла снаружи — и обломки графитовой кладки реактора на земле. Он не может не понимать, чтó это значит, но продолжает утверждать, что реактор цел, что он даже опустил стержни СУЗ с резервного пульта и что ситуация под контролем. Реальный Дятлов в своих воспоминаниях объяснял:

«Работая на АЭС на разных должностях, я не раз оказывался в различных нештатных ситуациях, в том числе и сопровождающихся сильными шумами. Но

— вспоминал Давлетбаев. В 1975 году произошла авария на Ленинградской АЭС (с таким же, как на ЧАЭС, реактором типа РБМК-1000), в 1978 году — на американской АЭС Три-Майл-Айленд, в 1980-м — на французской Сен-Лоран-дез-О; во всех трех случаях активная зона расплавилась. В 1982 году на 1-м блоке самой ЧАЭС случился разрыв тепловыделяющей сборки с выбросом радиации в атмосферу. Но никто никогда не мог предположить, что реактор способен взорваться.

Огонь

Воздух и земля

«Эта радиация у меня на огороде была. Огород весь побелел, беленький-беленький, как посыпанный.

Эвакуация

Всю субботу 26 апреля город жил как ни в чем не бывало — на любительской киносъемке можно, например, заметить свадебные гулянья (02:03–02:07). На следующих кадрах среди праздно фланирующих жителей Припяти появляются милиционеры в костюмах химзащиты, а сама пленка мерцает белыми вспышками: ее засвечивают радиоактивные частицы, которыми насыщен воздух. Людмила Игнатенко вспоминала:

«По радио объявили, что, возможно, город эвакуируют на дней, возьмите с собой теплые вещи и спортивные костюмы, будете жить в лесах. В палатках. Люди даже обрадовались: поедем на природу! Встретим там 1 Мая.

Гласность

Иногда информация даже не засекречивалась, а искажалась. Например, многие участники ликвидации так и не узнали, какую дозу радиации получили: они убеждены, что в их медкартах неверные цифры.

Наверное, самые тяжелые сцены сериала, — смерть пожарных и сотрудников станции в московской больнице №6. В том, как меняются их тела под воздействием испепеляющей их изнутри радиации, нет преувеличения. Врач ГКБ№6 Наталья Надеждина вспоминала, что встречать пострадавших было особенно тяжело: их привозили в латентной фазе, когда кажется, что ожоги скоро пройдут и самочувствие улучшится, они даже пытались шутить — но медики уже знали, что большинство из них ждет мучительная смерть.

Помимо 100 тысяч военных, ликвидацией занимались 400 тысяч гражданских специалистов — шахтеров, строителей, ученых, медиков и др.

Литература

Валерий Легасов. Об аварии на Чернобыльской АЭС. Расшифровки аудиозаписей.

Анатолий Дятлов. Чернобыль. Как это было // История науки и техники, 2004-2005. М.: Научтехлитиздат.

Чернобыль десять лет спустя. Неизбежность или случайность? Под ред. А.Н. Семенова. М.: Энергоатомиздат, 1995.

Светлана Алексиевич. Чернобыльская молитва. Хроника будущего. М.: Время, 2019.

Томас Джонсон. Битва за Чернобыль // Discovery Channel, 2006.