О причинах чернобыльской аварии

[Atheist]

Насчет ядерной энергетики я бы поспорил (чернобыль отчасти как раз следствие технического отставания СССР), но не в этой теме.

"Чернобыль как следствие технического отставания СССР" - ничуть не в большей степени, чем 11 сентября 2001 года "результат досадного сбоя навигационной системы". И вот странность: все остальные "отставания" данного проекта работают на редкость стабильно и без проблем. На Игналинской АЭС, в частности.

Спорить действительно не стОит. Тем более со специалистами в данной области.

[V x]

"Чернобыль как следствие технического отставания СССР" - ничуть не в большей степени, чем 11 сентября 2001 года "результат досадного сбоя навигационной системы".

Спорить действительно не стОит. Тем более со специалистами в данной области.

С какими такими специалистами?

[V x]

И вот странность:все остальные "отставания" данного проекта работают на редкость стабильно и без проблем. На Игналинской АЭС, в частности.

Спорить действительно не стОит. Тем более со специалистами в данной области.

Угу после того как их заменили...

[Atheist]

"Поиск рулит."

Можно начать с "окб гидропресс" (официальный сайт), далее - по ссылкам. Не торопясь так, внимательно. 2-3 дня на вдумчивое ознакомление с материалом, полагаю, хватит.

Тогда и подискутируем. В отдельной ветке.

[Atheist]

Угу после того как их заменили...

Кого/что?

Если о СУЗах, то настоятельно рекомендую обратиться к МАГАТЭшным материалам, года этак 1988-го. Где детально изложена хронология, просто хронология, без комментариев. И, в частности, сравнить, насколько далеко успели проникнуть эти самые "концевики" в уже разрушенную активную зону (уточню: бросались сверху, под собственным весом), и где был максимум энерговыделений. Многое прояснится.

[V x]

Ну я в свое время при подготовке курсовой страниц 300 отчетов на эту тему перечитал. Читал книгу работавшего зам. гл. инженера Дятлова. К тому же беседовал с оператором ВИУРом работавшем на реакторе подобного реактора. Т.е. имею основание полагать, что некоторые познания в данной области. Да и образование смежное.

[V x]

Кого/что?

Если о СУЗах, то настоятельно рекомендую обратиться к МАГАТЭшным материалам, года этак 1988-го. Где детально изложена хронология, просто хронология, без комментариев. И, в частности, сравнить, насколько далеко успели проникнуть эти самые "концевики" в уже разрушенную активную зону (уточню: бросались сверху, под собственным весом), и где был максимум энерговыделений. Многое прояснится.

Чья хронология, хронология Доллежаля, Александрова и ко? Сейчас точно не помню, но если уж хочешь найду материалы, хоронологии как таковой не существует, тк системы мониторинга были несовершенны, и сторонники различных версий трактуют показания систем по разному.

 

Вобщем не сегодня.

[Atheist]

Чья хронология, хронология Доллежаля, Александрова и ко? Сейчас точно не помню, но если уж хочешь найду материалы, хоронологии как таковой не существует, тк системы мониторинга были несовершенны, и сторонники различных версий трактуют показания систем по разному.

 

Вобщем не сегодня.

IAEA/INSAG, отчет 1988 года. Всё расписано по минутам, последние "телодвижения" - по секундам. Найди, пожалуйста. В крайнем случае, попрошу коллегу сделать скан с твёрдой копии - должна быть в читальном зале КИЭП, по крайней мере.

Заодно неплохо бы поинтересоваться, что такое "(оперативный) запас реактивности". И почему были отключены системы безопасности.

И, если уж совсем повезёт - был ли этот "эксперимент" первым в данной серии. И почему, при искусственном обесточивании блока (в сочетании с отключенными СБ это "всего лишь" исходное событие запроектной аварии на действующей АЭС), в качестве эквивалента ГЦН были использованы не сами ГЦН (самое простое и естественное решение), а насосы САОР с совершенно иными характеристиками.

Говорю же - тема отдельной ветки.

Трактовку же оставим на совести трактующих.

[V x]

По традиции f-one можно говорить везде и обо всем.

IAEA/INSAG, отчет 1988 года. Всё расписано по минутам, последние "телодвижения" - по секундам. Найди, пожалуйста. В крайнем случае, попрошу коллегу сделать скан с твёрдой копии - должна быть в читальном зале КИЭП, по крайней мере.

Как можно создать посекундный отчет (без интерпритирования фактов) если ни одна из систем измерений не дает такой точности по всем результатом. Причем одна из систем дала сбой при записи событий. Еще вопрос, кто составлял этот отчет и кто предоставлял для него данные? (естесттвенно специалисты отвественные за создание реактора)

И что самое интеренсное, в 1993 году в МАГАТЭ признали, что советские информаторы ввели их в заблуждение и что выводы 1986 года неверны.

http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/Pub913r_web.pdf

 

 

Заодно неплохо бы поинтересоваться, что такое "(оперативный) запас реактивности".

Прекрасно знаю, что это.

Только обрати внимание, что из-за скорости расчета этого коеффициента на ЭВМ, он не мог быть использован персоналом (время расчета 7-10 минут).

 

И почему были отключены системы безопасности.

Почитай (ни в коем случае не говорю, что это истина в последней инстанции, но знать позицию противоположной стороны полезно)

http://lib.ru/MEMUARY/CHERNOBYL/dyatlow.txt

Там про это конкретно написано.

Ну или в обобщенно от МАГАТЭ:

В INSAG-1 особое развитие получила представленная советскими экспертами точка зрения в отношении действий персонала, и здесь целесо- образно воспользоваться информацией, ставшей известной в последнее время. В 1986 году в качестве основных причин аварии были указаны кон- кретные нарушения регламентов. В частности: — Заявлялось, что длительная эксплуатация реактора на уровнях мощ- ности ниже 700 МВт(тепл.) запрещена. Это заявление основывалось на неправильной информации. Такое запрещение должно было существовать, однако в тот момент его не было. — Восемь главных циркуляционных насосов работали на полной мощ- ности и, по-видимому, расход нескольких из них превышал предпи- санные значения. ИНСАГ высказала мнение, что такой режим эксплуатации был неправильным. Комиссия Госпроматомнадзора (Приложение I, Раздел 1-4.7.7) в докладе сообщает, что одновремен- ная эксплуатация всех восьми насосов никаким документом, включая рабочую программу испытаний, не запрещалась, хотя превышения расходов, когда они возникали, являлись нарушением технологиче- ского регламента. Этот вопрос связан с вопросом о недогреве, изло- женном в Разделе 5.2.3. 22 — ВINSAG-1 указывалось, что эксплуатация при слишком низком ОЗР являлась нарушением требований. И сейчас ИНСАГ повторяет, что нарушение имело место, но оно оказалось важным по причинам, отличным от тех, которые были .приняты ранее. Это привело к повышенным значениям парового коэффициента, а также к такому положению стержней СУЗ, в котором они не только потеряли эффек- тивность, но и стали оказывать разрушительное воздействие. — В INSAG-1 указывалось, что во время испытаний в Чернобыльской АЭС были отключены три компонента защиты реактора. Вопреки тому, что было указано в INSAG-1, имеющаяся в настоящее время информация позволяет предположить следующее: • Отключение САОР на Чернобыльской АЭС, в принципе, не было запрещено регламентом нормальной эксплуатации. ИНСАГ понимает, что это было требованием графика испытаний, и в соответствии с правилами от Главного инженера было получено специальное разрешение на такое отключение. В любом случае не было необходимости отключать САОР на столь продолжитель- ный период времени. ИНСАГ считает, что отключение не повли- яло на возникновение аварии, но явилось свидетельством низкого уровня культуры безопасности. • Блокировка сигнала аварийного останова реактора по уровню воды и давлению пара в барабанах-сепараторах могла бы быть допустимой, однако этого не произошло; ИНСАГ считает, что это не повлияло бы на возникновение аварии, и к тому же в любом случае существовала другая система защиты. • Блокировка сигнала аварийной зашиты по останову "двух турбо- генераторов" была разрешена» и в действительности требовалась регламентами по нормальной эксплуатации на низких уровнях мощности, таких, как уровень мощности при рассматриваемых испытаниях. При любом случае блокировка этого сигнала, безус- ловно, могла вызвать разрушение реактора скорее во время ава- рийного останова турбогенератора, а не вскоре после него.

И, если уж совсем повезёт - был ли этот "эксперимент" первым в данной серии. И почему, при искусственном обесточивании блока (в сочетании с отключенными СБ это "всего лишь" исходное событие запроектной аварии на действующей АЭС), в качестве эквивалента ГЦН были использованы не сами ГЦН (самое простое и естественное решение), а насосы САОР с совершенно иными характеристиками.

Говорю же - тема отдельной ветки.

Трактовку же оставим на совести трактующих.

Смотри ссылку выше.

ИМХО, эксперимент лишь создал условия для аварии, которой, по регламенту эксплуатации реактора не могло быть при этих условиях.

 

 

Т.е. был спроектирован изначально опасный реактор. Причина его опасности не только в просчетах конструкторов, но и попросту в экономике.

Об эффекте, который привел собственно к аварии было известно только научному руководителю проекта, но решение этой проблемы было отложено. Исправили после аварии.

Еще раз ошибки персонала (а они несомненно были) не могли привести к тому что произошло, если бы реактор соответствовал реагламенту его использования.

 

 

Официальных комиссий по причинам аварии было несколько, вот к примеру выводы комиссии Г.А. Шашарина:

 

11. Причины аварии.

Как следует из расчетов ВНИИАЭС, основной причиной неконтролируемого

разгона реактора является сброс A3 в конкретных условиях: при запасе

реактивности, равном восьми стержням, находившимся в активной зоне, и при

малом недогреве до кипения теплоносителя на входе в реактор.

Такой разгон возможен из-за одновременного действия следующих факторов:

11.1 Принципиально неверная конструкция стержней управления и защиты,

приводящая при начальном их опускании вниз с целью прекращения цепной

реакции деления к внесению положительной реактивности в нижнюю часть

активной зоны. При некоторых конфигурациях нейтронного поля и большом числе

выведенных из активной зоны стержней -это может привести как к локальному,

так и общему разгону реактора, вместо его остановки

11. 2 Наличие положительного парового эффекта реактивности.

11.3 Наличие, как показала рассматриваемая авария, положительного

быстрого мощностного коэффициента реактивности, вопреки утверждению.

11.4 Работа ГЦН на малой мощности реактора с расходом до 56 тыс. м'/ч

при малом расходе питательной воды. (Это не запрещено технологическим

регламентом)

11.5 Непреднамеренное нарушение персоналом требований регламента в

части поддержания минимального запаса реактивности и программы испытаний в

части поддержания уровня мощности реактора.

11. 6 Недостаточность в проекте реакторной установки технических средств

защиты и оперативной информации персоналу, а также указаний в материалах

проекта и в технологическом регламенте об опасности выше указанных

нарушений.

Перечисленные факты показывают, что в проекте реакторной установки не были выполнены важнейшие требования пунктов 2.2.2. и 2.3.7. ОПБ.

 

Но как понимаешь принять этот отчет это значило остановить около десятка действующих на тот момент реакторов, подорвать престиж страны и уничтожить ее экономику.

 

Единственное, что радует, формально не признав ошибку в проектировании реактора ее все же исправили.

 

Кстати, знакомый ВИУР сказал, что ни в одном отчете нет ничего о том, что кнопка АЗ-5 была без подхвата (т.е. нажатия на нее было недостаточно для срабатывания защиты, нужно было удерживат) в регламенте по реактору об этом не было ни слова...

 

Думаю, что нам не стоит развивать тему причин самой аварии в этой теме, т.к. в данный уровень тему скорее для узких специалистов физиков-реакторщиков. А книгу Дятлова советую все же прочитать.

[NOLAN]

Прекрасно знаю, что это.

Только обрати внимание, что из-за скорости расчета этого коеффициента на ЭВМ, он не мог быть использован персоналом (время расчета 7-10 минут).

V_x, извини но я вот не знаю что это такое, но вот полагаю что он должен быть был рассчитан заранее на все случаи жизни за (7-10 минут на ЭВМ ), а не при случении аварии ...

[V x]

V_x, извини но я вот не знаю что это такое, но вот полагаю что он должен быть был рассчитан заранее на все случаи жизни за (7-10 минут на ЭВМ ), а не при случении аварии ...

Не Нолан. Там множество стержней, положение которых меняется, к тому же он зависит от состояния реактора. Да и мониторить ту величну по регламенту было не обязательно.

Кстати сейчас вроде как можно мониторить в текущем режиме, все таки техника развивается.

[NOLAN]

Не Нолан. Там множество стержней, положение которых меняется, к тому же он зависит от состояния реактора. Да и мониторить ту величну по регламенту было не обязательно.

Кстати сейчас вроде как можно мониторить в текущем режиме, все таки техника развивается.

V_x,извини, начитался счаз - ты прав ... Прости, если можешь Тут походу получаеться, что ежели они правда муть какую-то делали, то персонал ничего уже не мог сделать ...

[Atheist]

V...полагаю что он должен быть был рассчитан заранее на все случаи жизни за (7-10 минут на ЭВМ ), а не при случении аварии ...

Совершенно верно.

В регламенте было четко сказано: не менее 30 стержней.

Как исключение (!), допускалось не менее 15 - с соблюдением целого ряда процедур предварительных согласований, ограничениями по минимальной мощности и т.п.. Меньше - категорически запрещалось, именно из условия сохранения отрицательных коэффициентов реактивности.

 

Но, имхо, давайте заведём отдельную ветку для тех, кому интересно, дабы не мешать в одну кучу с Белоруссией.

[V x]

Совершенно верно.

В регламенте было четко сказано: не менее 30 стержней.

Как исключение (!), допускалось не менее 15 - с соблюдением целого ряда процедур предварительных согласований, ограничениями по минимальной мощности и т.п.. Меньше - категорически запрещалось, именно из условия сохранения отрицательных коэффициентов реактивности.

 

Но, имхо, давайте заведём отдельную ветку для тех, кому интересно, дабы не мешать в одну кучу с Белоруссией.

Пускай анти выделит из темы нашу дискуссию.

 

БРЕД! Читай документацию. И как ты представляешь себе расчет этого запаса на все случаи жизни?

[V x]

Об ошибках персонала (цитаты из INSAG-7):

 

В INSAG-1 особое развитие получила представленная советскими экспертами точка зрения в отношении действий персонала, и здесь целесообразно воспользоваться информацией, ставшей известной в последнее время. В 1986 году в качестве основных причин аварии были указаны конкретные нарушения регламентов. В частности:

 

— Заявлялось, что длительная эксплуатация реактора на уровнях мощ

ности ниже 700 МВт(тепл.) запрещена. Это заявление основывалось

на неправильной информации. Такое запрещение должно было

существовать, однако в тот момент его не было

 

— Восемь главных циркуляционных насосов работали на полной мощ-

ности и, по-видимому, расход нескольких из них превышал предпи-

санные значения. ИНСАГ высказала мнение, что такой режим

эксплуатации был неправильным. Комиссия Госпроматомнадзора

(Приложение I, Раздел 1-4.7.7) в докладе сообщает, что одновремен-

ная эксплуатация всех восьми насосов никаким документом, включая

рабочую программу испытаний, не запрещалась, хотя превышения

расходов, когда они возникали, являлись нарушением технологиче-

ского регламента. Этот вопрос связан с вопросом о недогреве, изло-

женном в Разделе 5.2.3.

 

— В INSAG-1 указывалось, что эксплуатация при слишком низком ОЗР

являлась нарушением требований. И сейчас ИНСАГ повторяет, что

нарушение имело место, но оно оказалось важным по причинам,

отличным от тех, которые были .приняты ранее. Это привело к

повышенным значениям парового коэффициента, а также к такому

положению стержней СУЗ, в котором они не только потеряли эффек-

тивность, но и стали оказывать разрушительное воздействие.

 

— В INSAG-1 указывалось, что во время испытаний в Чернобыльской

АЭС были отключены три компонента защиты реактора. Вопреки

тому, что было указано в INSAG-1, имеющаяся в настоящее время

информация позволяет предположить следующее:

*Отключение САОР на Чернобыльской АЭС, в принципе, не было

запрещено регламентом нормальной эксплуатации. ИНСАГ

понимает, что это было требованием графика испытаний, и в

соответствии с правилами от Главного инженера было получено

специальное разрешение на такое отключение. В любом случае не

было необходимости отключать САОР на столь продолжитель-

ный период времени. ИНСАГ считает, что отключение не повли-

яло на возникновение аварии, но явилось свидетельством низкого

уровня культуры безопасности.

*Блокировка сигнала аварийного останова реактора по уровню

воды и давлению пара в барабанах-сепараторах могла бы быть

допустимой, однако этого не произошло; ИНСАГ считает, что

это не повлияло бы на возникновение аварии, и к тому же в любом

случае существовала другая система защиты.

*Блокировка сигнала аварийной зашиты по останову "двух турбо-

генераторов" была разрешена» и в действительности требовалась

регламентами по нормальной эксплуатации на низких уровнях

мощности, таких, как уровень мощности при рассматриваемых

испытаниях. При любом случае блокировка этого сигнала, безус-

ловно, могла вызвать разрушение реактора скорее во время ава-

рийного останова турбогенератора, а не вскоре после него.

 

ИНСАГ хотела бы сделать дополнительное замечание о том, что,

хотя все это может быть и так, следует отметить довольно легкомыслен-

ное отношение к блокировке защиты реактора как технологического

регламента по эксплуатации, так и операторов; об этом свидетельствует

продолжительность времени, в течение которого была отключена САОР,

при работе реактора на половинной мощности.

 

5.2.2. Отступления от рабочей программы испытаний

Не оспаривается тот факт, что испытания были начаты на уровне

мощности (200 МВт(тепл.)), который заведомо ниже предписанного в

рабочей программе испытаний. Некоторые из недавних замечаний, адре-

сованных ИНСАГ, сводятся к аргументу, что это было допустимо,

поскольку ничто в регламенте по нормальной эксплуатации не запрещало

этого.

О нарушении ОЗР, первый случай (цитата из книги Дятлова):

 

После снижения мощности реактора началось его отравление продуктом деления топлива - ксеноном и, соответственно, уменьшение ОЗР. Есть и другие эффекты, влияющие на реактивность, однако, обычно отравление преобладает. Минимальный запас реактивности, зафиксированный блочной ЭВМ, составил 13,2 стержня, что меньше допускаемых Регламентом 15 стержней. Вместе с тем отмечено, что при этом из-за сбоя в вычислении машина не учла реактивность, компенсируемую 12 стержнями АР, расположенными в промежуточных положениях по высоте активной зоны. Так что недостающие 1,8 стержня они перекрывали. Затем реактор стал разо-травляться и в 23 часа 25 апреля запас реактивности составлял 26 стержней. При этом мощность реактора 50 %, в работе один ТГ No 8, все параметры в норме.

После провала мощности:

Регламенте записано, что при снижении ОЗР менее 15 стержней РР реактор должен быть заглушен. Каким был запас реактивности при 30 МВт - измерить нельзя, устройство замера не годится. Можно было сделать только прикидочный расчет на основе известных в то время сведений по отравлению, мощностному коэффициенту реактивности. Согласно этому запас реактивности при провале мощности реактора был больше 15 стержней.

 

Каким образом персонал мог знать о том, что ОЗР был меньше нормы если:

Для определения ОЗР необходимо по запросу оператора выполнить расчет по программе <Призма> и провести анализ распечатки результатов расчета. Этот процесс длится 7..10 мин, в течение которых в переходном периоде ситуация существенно меняется. Другой способ оценки - подсчитать па указателям положения 211 стержней

 

И главное реактор взорвался после нажатия кнопки аварийной защиты.

[V x]

Почему виноваты главный конструктор (Доллежаль, Емельянов), научный руководитель (Александров) и инспектор по ядерной безопасноти (Козлов):

Просто потому, что создали и приняли в эсплуатацию реактор не соответвующий действующим ПБЯ (в которых кстати прямым текстом говорится о том, что реактор должен быть спроектирован так, чтобы ошибки персонала не могли привести к запроектным авариям), не приняли мер по предотвращению аварии (а о необходимости таким мер им было известно).

 

И тут я вернусь к тому, с чего наша тема началась, спроектирован этот реактор именно таким по сугубо экономическим причинам.

[Atheist]

Уточним.

Программа испытаний была построена таким образом, что сама по себе создавала исходное событие запроектной аварии. Это означает (в соответствии с действующими нормативными документами, независимо от последствий): ИС проектной аварии (в данном случае потеря внешней электрической нагрузки) + более 1 независимого отказа в системах безопасности (АЗ, САОР). К независимым отказам относят, в частности, действия персонала, приведшие к данным отказам или неработоспособности систем. Поэтому в данном случае ссылки на проект как минимум некорректны.

Далее, различают: ошибку персонала (1 ошибочное действие или пропуск оного - приравнивается к единичному отказу, если ухудшает протекание аварии), и ошибочное решение - планомерное выполнение последовательных ошибочных действий вследствие неверной оценки ситуации. Ошибочное решение, кстати, было также причиной аварии на TMI-2, приведшей к практически полному расплавлению активной зоны реактора типа PWR. Ошибочное решение в данном случае состояло в продолжении испытаний после провала мощности и потери контроля над уровнем мощности (за несколько часов до аварии). Хотя в этом случае эксперимент следовало немедленно прекратить, реактор перевести в подкритическое состояние, последующий пуск проводить в соответствии с регламентом. То есть именно ошибочное решение и было причиной аварии.

 

Обо всех причинах данного решения (т.е. почему эксперимент, при столь очевидном и длительном - несколько часов - отклонении от программы, прекращен не был), полагаю, мы не узнаем уже никогда.

 

Непосредственный же механизм процесса представляется следующим образом.

1. Исходное состояние непосредственно перед отключением ТГ и ГЦН.

Большинство СУЗов выведено из активной зоны в нерегламентные (крайние верхние) положения. В этом случае графитная кладка является лучшим замедлителем, чем вода (с точки зрения отношения эффективных сечений замедления и захвата нейтронов), т.е. снижение плотности пароводяной смеси в каналах приводит к росту плотности потока тепловых нейтронов и, соответственно, росту мощности (отрицательный плотностной, или положительный паровой, эффект реактивности). В силу низкого исходного уровня нейтронной мощности, каналы по всей высоте заполнены водой, что, в сумме с нестационарным ксеноновым "отравлением", и создало возможность вывода поглощающих стержней (безуспешные попытки поднять/стабилизировать мощность реактора после "провала" и до начала собственно эксперимента продолжались несколько часов). Сама вода при этом недогрета до кипения крайне слабо (вплоть до появления признаков кавитации ГЦН непосредственно перед отключением ТГ - шумы, вибрация,- о чем было сказано в отчете 1987 года). Тем не менее, в этот момент, последовательным вводом СУЗ в активную зону, аварию еще можно было предотвратить.

2. Отключение ТГ и запитанных от них ГЦН приводит к снижению расхода теплоносителя через каналы активной зоны, к нагреву и, как следствие (но не мгновенно, а через 10-20 секунд, в силу инерционности ГЦН), вскипанию воды в каналах (первоначально в верхней части активной зоны). В результате - неконтролируемый рост мощности (разгон реактора) и рост давления пара в контуре. Поскольку расход пара на турбину отсутствует, срабатывают предохранительные клапаны (1-й "хлопОк").

3. Сброс пара приводит к дальнейшему развитию кипения, росту мощности и парообразованию (на этот заброс мощности и давления клапаны уже не рассчитаны), возможно, переходный процесс сопровождается гидроударами (неустойчивость потоков в параллельных каналах при низких расходах и достаточно высоком паросодержании). В результате последовательно разгерметизируются каналы с топливными сборками.

4. После разгерметизации давление в каналах и коллекторах падает, каналы запариваются по всей высоте, что вызывает дальнейший разгон, уже по всему объему активной зоны. В итоге - второй мощный паровой взрыв, полностью разрушивший графитовую кладку. После чего цепная реакция, естественно, прекратилась.

 

Начиная с п.2 и, особенно, 3, сброс СУЗ уже не оказывал принципиального влияния на протекание аварии.

 

В отношении культуры безопасности в разных странах и для любителей курьёзов: можно в поисковике набрать слово tokaimura - результаты весьма интересны

[V x]

Пока ты не прочитаешь источники указанные мной источники я с тобой дискутировать не буду. Ибо несешь откровенный бред. То что утверждаешь ты даже разработчики реактора утверждать не берутся.

И еще о культуре безопасности, на кольской АЭС, едва не произошла катастрофа еще большего масштаба, чем Чернобыльская, потому 800мм канал КМПЦ был заложен электродами и прихвачен сваркой, при этом имелся протокол рентгеновской проверки сварного соединения.

[Atheist]

Да читал я все эти источники.

Личное мнение Дятлова, в частности, ничем не лучше и не хуже мнения любого другого человека, работавшего в данной области. В пределах неопределенности данных, каждый имеет право на собственную точку зрения.

А насчет слов вроде "бред", пожалуйста, поаккуратнее. Не то у тех, кто будет просматривать ветку, может сложиться грустное впечатление, что ты имеешь смутные представления об элементарных правилах ведения дискуссии .

Если же чувствуешь потребность обосновать столь категоричное утверждение, то:

- берётся достаточно широко используемый теплогидравлический код, скажем, RELAP или ATHLET (специально не упоминаю аналогичные российские коды) - они достаточно хорошо описывают двухфазные потоки в параллельных каналах, да и вообще теплогидравлику реакторов, как PWR/ВВЭР, так и РБМК. Делается модель РУ (может, кто из знакомых, работающих в смежных областях, заготовку подбросит?). Поскольку нейтронная кинетика там, к сожалению, точечная, то

- потребуется также нейтронно-физический "3-мерный" код для расчета изменений как мощности, так и профиля энерговыделений, какой-нибудь DYN3D, NESTLE или им подобные (снова, не стану упоминать БИПР и прочие);

- также данные по топливной загрузке ЧАЭС-4 на апрель 1984-го; при подготовке данных по нейтронной кинетике придётся немного повозиться, посчитать вручную, но что поделаешь;

- последовательно считается теплогидравлика / кинетика для интересующего нас переходного процесса, 3-4 итераций должно хватить.

В результате, по крайней мере, будут получены порядки величин для максимального наброса мощности и скорости её нарастания, обусловленных указанными тепло- и нейтроннофизическими эффектами, без учёта влияния АЗ.

(Разумеется, по-хорошему ещё потребуется выполнить анализ неопределённости полученных данных, ну и расчётные модели предварительно отвалидировать.)

Вот тогда и решим, бред или нет

[Atheist]

... на кольской АЭС, едва не произошла катастрофа еще большего масштаба, чем Чернобыльская, потому 800мм канал КМПЦ был заложен электродами и прихвачен сваркой, при этом имелся протокол рентгеновской проверки сварного соединения.

Позвольте, но на Кольской АЭС не 4 х ВВЭР-440, случайно, установлены? И где там в первом контуре каналы 800мм? Там ГЦТ имеет диаметр 500. И нет никаких КМПЦ.

Учи матчасть.

[V x]

Бред, возможно резковато, люблю я это слово . А когда успел прочитать, позавчера ты упоминал INSAG-1 как основной источник?

Специальность, не позволяет мне свободно рассуждать о процессах ядерной физики и теплотехники, это я оставлю специалистам, а вот делать выводы основываясь на их мнении можно.

Доказать, предлагаю тебе. Это же твое утверждение. Тем более саму физическую причину аварии в данной дискуссии, считаю не первостепенной. В общем, мое мнение таково, что конструкция реактора и технический регламент позволяя персоналу не нарушая никаких правил взорвать реактор, что, в свою очередь, свидетельствует о несоответствии реактора и регламента его эксплуатации действующим на тот момент ПБЯ.

Специальность, не позволяет мне свободно рассуждать о процессах ядерной физики и теплотехники, это я оставлю специалистам, а вот делать выводы основываясь на их мнении можно.

Насчет мнения Дятлова, не считаю его мнение непогрешимым, особенно в его отношении к нарушения дисциплины, но на конкретные вопросы он дает конкретные ответы. Так же, несмотря на то, что он ругает INSAG-7, их выводы практически совпадают, кроме версии о кавитации ГЦН, которая никем кроме INSAG-7, больше не рассматривается.

[V x]

Позвольте, но на Кольской АЭС не 4 х ВВЭР-440, случайно, установлены? И где там в первом контуре каналы 800мм? Там ГЦТ имеет диаметр 500. И нет никаких КМПЦ.

Учи матчасть.

Сомневался, когда это писал. Речь шла именно о канале максимального диаметра на кольской АЭС, остальное взял по аналогии, тк источника под рукой нет.

[Atheist]

...саму физическую причину аварии в данной дискуссии, считаю не первостепенной.

А что же тогда первостепенно?

 

...В общем, мое мнение таково, что конструкция реактора и технический регламент позволяя персоналу не нарушая никаких правил взорвать реактор, что, в свою очередь, свидетельствует о несоответствии реактора и регламента его эксплуатации действующим на тот момент ПБЯ.

А точнее, что программа испытаний не соответствовала ни ПБЯ, ни, тем более, регламенту и ТОБ РУ (т.е. проекту и технологическому обоснованию его безопасной эксплуатации).

Поскольку, повторю, программа предусматривала создание условий ЗПА, как неотъемлемой части эксперимента. И то, как, кем и почему эта программа вообще могла быть согласована и принята (да и разработана, кстати), остаётся "тайной, покрытой мраком".

И в итоге мы пришли, похоже, к отправной точке дискуссии.

[V x]

Важнее то, что привело к этой физической причине.

Откуда информация (о том что программа предусматривала ЗПА)? Может тогда аргументируешь подробно? Современные эксперты в том числе INSAG-7 так не считают.

[Atheist]

Откуда информация (о том что программа предусматривала ЗПА)? Может тогда аргументируешь подробно?

См. пост №17, 1-й параграф. Там приведено определение ЗПА: исходное событие аварии + невыполнение "принципа единичного отказа". См. также нормативные документы МАГАТЭ (местные в этой части ничем не отличаются).