Система ядерной безопасности РБМК

Реакторная установка имеет ряд противоаварийных систем. Прежде всего, это система управления и защиты (СУЗ) реактора, включающая в себя 211 твердых стержней-поглотителей и аппаратуру контроля за уровнем и распределением нейтронного потока. Она обеспечивает пуск, ручное и автоматическое регулирование мощности, плановую и аварийную остановку реактора. Последняя автоматически осуществляется по сигналам аварийной защиты (АЗ) или при нажатии кнопки с центрального пульта управления. АЗ срабатывает при превышении заданных уровней и скорости нарастания нейтронного потока, при превышении значений технологических параметров, характеризующих безопасную работу энергоблока, при отказах в работе оборудования. По своему функциональному назначению стержни СУЗ в реакторе РБМК делятся на стержни аварийной защиты перекомпенсации и аварийной защиты (ПКАЗ), автоматического регулирования (АР), локального автоматического регулирования (ЛАР), локальной аварийной защиты (ЛАЗ), укороченный стержни-поглотители для регулирования поля энерговыделения по высоте реактора (УСП), стержни ручного регулирования (РР). По сигналу АЗ в активную зону автоматически вводятся все стержни СУЗ. Для обеспечения работы реактора в нем посредством загрузки топлива создается запас реактивности, который компенсируется поглощающими стержнями, введенными в активную зону. До аварии на ЧАЭС в реакторах РБМК регламентом эксплуатации был установлен оперативный запас реактивности, равный для рабочего состояния 30 стержням РР, а для переходных процессов (при переходе с одного уровня мощности на другой) – 15 стержням. При таком запасе реактивности обеспечивалась возможность управления распределением нейтронного потока по активной зоне и быстрой остановки реактора в аварийных случаях. При уменьшении запаса реактивности до 26 стержней дальнейшую эксплуатацию энергоблока можно было продолжать лишь с разрешения главного инженера АЭС. В переходных процессах кратковременно оперативный запас мог уменьшаться, но, как отмечалось, до уровня не ниже 15 стержней. Однако, как показал анализ реального положения дел, на той же Чернобыльской АЭС число этих неприкосновенных стержней запаса реактивности иногда уменьшалось с согласия руководства станции с целью поддержания мощности реактора в ущерб безопасности аппарата.

На АЭС имеются системы защиты реактора при возникновении аварийной ситуации. В случае, например, разрыва труб контура многократной принудительной циркуляции (КМПЦ), по которому протекает теплоноситель, включается система аварийного охлаждения реактора (САОР). В течение 45 с она подает воду из гидроемкостей в технологические каналы, пока не начнется постоянная подача воды от специальных насосов. Предусматривались надежные меры не только на случай незначительных поломок и отказов в работе оборудования. Расчеты делались и на максимально возможную аварию. В частности такую, как поперечный разрыв напорного коллектора диаметром 900 мм главных циркуляционных насосов, когда может произойти быстрый и значительный выброс теплоносителя и радиоактивных продуктов. И даже подобная крупная авария могла быть локализована, следовательно, не принести ощутимого вреда здоровью людей, окружающей среде. В целом система аварийной защиты РБМК на Чернобыльской АЭС такова, что в состоянии без вмешательства человека, то есть автоматически, предотвратить серьезные последствия предусмотренных проектом отказов в технически очень сложном организме станции. В этом смысле АЭС с РБМК аналогичны станциям с реакторами других типов.

Следует также отметить, что безопасность работы АЭС контролируется приборами, которые одновременно фиксируют тысячи параметров в работе оборудования. Все поступающие сигналы принимает и обрабатывает специальная электронно-вычислительная машина, что позволяет проводить оперативные расчеты для обеспечения теплотехнической надежности блока.